Способ радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов

Авторы патента:

Ильичев Вячеслав Алексеевич (RU)

Касаткин Андрей Владимирович (RU)

Латышев Валентин Егорович (RU)

Седов Николай Сергеевич (RU)

Мамонов Борис Петрович (RU)

Касаткин Владимир Викторович (RU)

G01T1/167 - измерение радиоактивности объектов, например определение зараженности (счетчики полного облучения тела G01T 1/163)

Владельцы патента RU 2461023:

Открытое акционерное общество "Ведущий проектно-изыскательский и научно-исследовательский институт промышленной технологии" (ОАО "ВНИПИпромтехнологии") (RU)

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к охране недр нефтяных и газовых месторождений, расположенных в местах проведения мирных подземных ядерных взрывов для целей интенсификации добычи нефти и газа. Сущность изобретения заключается в том, что способ радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов включает отбор проб из объектов природной среды, подготовку проб, анализ подготовленных проб на содержание трития, сравнение удельной активности трития в пробах с нормируемой удельной активностью трития, определение степени и ореолов загрязнения недр по результатам сравнения, при этом осуществляют отбор проб природного газа из эксплуатационных скважин месторождений углеводородов, подготовку проб осуществляют путем сжигания природного газа и двойной перегонки получаемого водного конденсата, анализ подготовленных проб на содержание трития осуществляют путем измерения удельной активности трития в подготовленных пробах на жидкостном бета-анализаторе.

При реализации в СССР программы №7 «ядерные взрывы для народного хозяйства» было проведено 19 подземных ядерных взрывов по заказам Министерства газовой промышленности и 13 подземных ядерных взрывов по заказам Министерства нефтяной промышленности.

Основным разработчиком технологий повышения извлечения углеводородов с помощью ядерных взрывов являлся Московский институт нефти и газа им. И.М.Губкина. Технические решения проектов обеспечивали минимальное загрязнение радиоактивными продуктами коллекторов углеводородов, так как проводились ниже их подошвы и направлены были на создание в коллекторах дополнительной трещиноватости. Остаточное ядерное горючее, осколки деления горючего и наведенной активности оставались в расплаве горных пород. Тритий как радиоактивный продукт наведенной активности водорода и элемент, входящий в конструкцию заряда, присутствует в углеводородах в столбе обрушения центральной зоны. В процессе длительной эксплуатации нефтяных и газовых месторождений в коллекторах сформировались депрессивные воронки, что способствует миграции радионуклидов из центральных зон взрывов и может привести к загрязнению коллектора углеводородов. Возможно поднятие водонефтяного контакта выше нижней границы центральных зон взрывов, а также появление в коллекторах целиков техногенной воды, которые могут поступать в центральные зоны взрыва и создать условия для миграции осколочных продуктов деления и остатков горючего.

Кроме нефтяных и газовых месторождений более 1/3 мирных подземных ядерных взрывов было проведено для целей глубинного сейсмического зондирования за пределами эксплуатируемых на тот момент месторождений. По мере освоения новых нефтеносных газоносных площадей эксплуатационные скважины приближаются к местам взрывов, что также требует оценки загрязнения недр техногенными радионуклидами, в том числе тритием.

Тритий в природном газе или в попутном нефтяном газе является наиболее подвижным техногенным радионуклидом, скорость миграции которого определяется не столько его массообменном, сколько скоростью перемещения газа из центральных зон взрывов вследствие добычи углеводородов из близко расположенных добычных эксплуатационных скважин. Появление трития в природном газе будет свидетельствовать о начале миграции техногенных радионуклидов из столба обрушения центральных зон взрывов, а значение активности будет характеризовать степень загрязнения недр в коллекторе. Тритий в природном газе, в том числе и добываемым попутно с нефтью, является индикатором загрязнения недр.

Известен способ радиологического мониторинга промышленного региона, включающий отбор проб атмосферного воздуха, почв, техногенного грунта, поверхностных, грунтовых и подземных вод, атмосферных осадков, подготовку отобранных проб путем полного разложения проб высокочастотным нагревом, определение альфа- и бета-активности в подготовленных пробах на малофоновых установках, а также содержание трития, оценку радиоэкологической обстановки региона путем выявления зон с повышенным содержанием радионуклидов. (см. патент РФ №2112999).

Недостатком данного способа является то, что он не обеспечивает оценку загрязнения радионуклидами недр промышленных регионов, в частности нефтяных и газовых месторождений.

Наиболее близким к заявленному способу по технической сущности и совокупности существенных признаков является способ радиоэкологического мониторинга содержания трития в окружающей среде промышленного предприятия, включающий отбор проб почв, техногенного грунта, поверхностных, грунтовых и подземных вод, снегового покрова в зоне наблюдения промышленного предприятия, а также вне зоны влияния данного предприятия, подготовку и анализ проб на содержание трития, сравнение удельной активности трития в пробах, полученных на территории промышленного предприятия, с удельной активностью трития в пробах, полученных вне зоны влияния промышленного предприятия, определение участков с повышенным содержанием трития на территории промышленного предприятия по результатам сравнения (см. патент РФ №2223517).

Недостатком данного способа является то, что он также не обеспечивает оценку загрязнения радионуклидами недр промышленных регионов, в частности нефтяных и газовых месторождений, для которых это особенно важно.

Задачей, на решение которой направлено заявленное изобретение, является создание способа радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов, обеспечивающего контроль качества добываемой углеводородной продукции, оценку миграции трития по продуктивным горизонтам и ореола загрязнения недр.

Технический результат, на достижение которого направлено заявленное изобретение, заключается в обеспечении достоверной оценки и контроля радиоактивного загрязнения тритием недр месторождений углеводородов.

Указанный технический результат при реализации заявленного изобретения обеспечивает контроль качества добываемой углеводородной продукции, оценку миграции трития по продуктивным горизонтам и ореола загрязнения недр.

Для получения указанного технического результата предложен способ радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов, включающий отбор проб из объектов природной среды, подготовку проб, анализ подготовленных проб на содержание трития, сравнение удельной активности трития в пробах с нормируемой удельной активностью трития, определение степени и ореолов загрязнения недр по результатам сравнения, отличием, которого, согласно изобретению, является то, что осуществляют отбор проб природного газа из эксплуатационных скважин месторождений углеводородов, подготовку проб осуществляют путем сжигания природного газа и двойной перегонки получаемого водного конденсата, анализ подготовленных проб на содержание трития осуществляют путем измерения удельной активности трития в подготовленных пробах на жидкостном бета-анализаторе.

Заявленный способ радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов реализуется посредством отбора проб природного газа из эксплуатационных скважин нефтяных и газовых месторождений в герметичные емкости по 10-20 литров, исключающих утечку газа при транспортировке на место подготовки проб с последующим сжиганием газа на установке по сжиганию газа, обеспечивающей конденсацию паров воды, образующейся при сжигании газа, и получение водного конденсата. Из полученных проб водного конденсата путем двойной перегонки, применяемой для удаления остаточных содержаний углеводородов, получаются водные пробы для счетных образцов. Водные пробы смешиваются в измерительном флаконе с жидким сцинтиллятором и помещаются в измерительную кассету анализатора бета-излучения. В счетных образцах путем измерений интенсивности фотонов света, возникающих в результате сцинтилляции от бета-излучения трития, на жидкостном сцинтилляционном анализаторе бета-излучения определяется удельная активность трития в анализируемых пробах. Сравнением полученных значений активности трития с нормируемыми величинами из нормативных документов (НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010) определяется степень загрязнения газа (радиационная чистота), возможность и допустимость безопасного использования газа в народном хозяйстве; используя карту расположения забоев скважин с привязкой к географическим координатам, определяются ореолы загрязнения недр тритием и возможные пути поступления других техногенных радионуклидов из центральных зон взрывов, разрабатываются мероприятия по обеспечению радиационной безопасности персонала промысла и населения.

Пример. На одном из нефтяных месторождений, эксплуатируемых ООО «Лукойл-Пермь», было проведено 5 подземных ядерных взрывов с целью интенсификации добычи нефти. Разработка месторождения осуществляется по проектам, учитывающим эти особые условия, при этом на постоянной основе выполняется контроль попутного нефтяного газа на загрязнение тритием путем измерений подготовленных проб на жидкостном сцинтилляционном анализаторе альфа-бета-излучения Tri-Card. Через 25 лет после первого взрыва в попутном газе одной из скважин, наиболее близко расположенной к центральной зоне взрыва, был обнаружении тритий в концентрациях на уровне 3,0 Бк/л (порядка 1500 Бк/л в водном конденсате от сжигания газа). За прошедшие 5 лет путем систематических исследований была установлена устойчивая тенденция роста объемной активности трития в газе этой скважины на ~5,0 Бк/л в год. По результатам опробования газа скважины в 2009 г. объемная активность трития составила в среднем 18,5±1,9 Бк/л, в 2010 г. объемная активность трития несколько снизилась и составила 16,7±1,9 Бк/л. За период наблюдений в нефти этой скважины и в газе нескольких добывающих скважинах нестабильно появлялся тритий в незначительных концентрациях. Таким образом, был установлен ореол миграции трития в продуктивном нефтенасыщенном коллекторе. Исходя из нормативов ОСПОРБ-99/2010, нефть и попутный нефтяной газ могут использоваться как сырье, неограниченно. При этом эксплуатирующая организация учитывает результаты оценки содержания трития в углеводородах:

- по результатам исследований 2009 года при работе скважины, в газе которой стабильно присутствует тритий, его концентрация в попутном газе всего месторождения составляла порядка 8,2 Бк/л (4330 Бк/л в водном конденсате), т.е. приближается к установленному в НРБ-99/2009 уровню вмешательства УВ для питьевой воды (7600 Бк/л);

- учитывая, что газ подается в зимнее время в котельные близ расположенного города, продолжается систематический контроль содержания трития в газе для оценки потенциально возможных доз облучения населения города от поступления трития ингаляционным путем и по пищевой цепочке и недопущения превышения установленных нормативных значений удельной активности. Эти мероприятия обеспечивают безопасность населения и исключают превышение установленных пределов облучения.

По сравнению с известными способами радиоэкологического мониторинга содержания трития в окружающей среде промышленных регионов заявленный способ в дополнение к контролю загрязнения поверхности обеспечивает контроль качества добываемой углеводородной продукции, оценку миграции трития по продуктивным горизонтам и ореола загрязнения недр.

Способ радиологического мониторинга загрязнения тритием недр месторождений углеводородов, включающий отбор проб из объектов природной среды, подготовку проб, анализ подготовленных проб на содержание трития, сравнение удельной активности трития в пробах с нормируемой удельной активностью трития, определение степени и ореолов загрязнения недр по результатам сравнения, отличающийся тем, что осуществляют отбор проб природного газа из эксплуатационных скважин месторождений углеводородов, подготовку проб осуществляют путем сжигания природного газа и двойной перегонки получаемого водного конденсата, анализ подготовленных проб на содержание трития осуществляют путем измерения удельной активности трития в подготовленных пробах на жидкостном бета-анализаторе.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, более конкретно к способам выявления радиоактивных источников на обследуемой территории и в движущихся объектах.

Способ автоматического отбора трития из атмосферного водяного пара // 2442129

Изобретение относится к автоматическому способу отбора трития из атмосферного водяного пара с помощью холодной ловушки и устройству для его осуществления. .

Способ определения радиоактивного загрязнения акваторий // 2441215

Изобретение относится к способу определения радиоактивного загрязнения акваторий на основе биоиндикации. .

Система регистрации тормозного или гамма-излучения для определения его характеристик // 2436121

Изобретение относится к области ядерной и радиационной физики и может быть использовано для регистрации гамма- или тормозного излучения (ТИ) мощных импульсных источников.

Способ динамического радиационного контроля // 2436120

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, конкретнее к измерению радиоактивности объектов, более конкретно к способам выявления радиоактивных источников на обследуемой территории и в движущихся объектах.

Устройство для радиометрического наблюдения, индикации и дезактивации местности // 2431867

Изобретение относится к области приборостроения и предназначено для радиометрического наблюдения, индикации и дезактивации местности при радиационных авариях радиационно-опасных объектов.

Автоматизированный комплекс обнаружения и контроля делящихся и радиоактивных материалов, перевозимых транспортными средствами, и одновременного мониторинга упомянутых транспортных средств // 2427855

Изобретение относится к области обнаружения делящихся и радиоактивных материалов в транспортных средствах и их последующего мониторинга. .

Способ натурных радиационных испытаний технических средств радиационной разведки с использованием равномерного поля ионизирующего излучения // 2413960

Изобретение относится к области радиационных исследований и направлено на повышение достоверности получаемых данных при проведении испытаний технических средств радиационной разведки.

Способ идентификации ядерного взрыва по изотопам криптона и ксенона // 2407039

Изобретение относится к ядерной физике и может быть использовано в системах идентификации ядерных взрывов по измеренным активностям имеющихся в атмосфере РБГ. .

Способ определения удельной активности ra-226 в почве // 2396576

Изобретение относится к сфере радиационного контроля объектов окружающей среды, а более точно к радиационному контролю почвы, в которую для повышения плодородия вносятся минеральные удобрения.

Способ определения порога обнаружения радиационного монитора // 2467353

Способ градуировки относительных чувствительностей детекторов, предназначенных для регистрации характеристик жесткого гамма- или тормозного излучения // 2470326

Изобретение относится к области ядерной и радиационной физики и может быть использовано для регистрации гамма- или тормозного излучения (ТИ) мощных импульсных источников

Устройство для дистанционного обнаружения источников альфа-излучения // 2479856

Изобретение относится к области радиационной экологии и может быть использовано для дистанционного поиска остатков ядерного топлива, например плутония, загрязняющих поверхности в результате аварий или в ходе производственных процессов

Система дистанционного радиационного контроля // 2487372

Изобретение относится к средствам дистанционного контроля радиационного состояния объекта

Устройство для дистанционного обнаружения источников альфа-излучения // 2503034

Изобретение относится к области радиационной экологии. Сущность изобретения заключается в том, что устройство для дистанционного обнаружения источников альфа-излучения содержит измерительный открытый на воздух детектор аэроионов, сопряженный с блоком переноса аэроионов и подключенный к источнику рабочего напряжения и к измерительному счетчику импульсов соответственно, калибровочный альфа-источник, калибровочный детектор аэроионов, аналогичный измерительному детектору, выполненному газоразрядным, подключенный к источнику рабочего напряжения, и компаратор, причем калибровочный детектор соединен с калибровочным счетчиком импульсов, выход которого соединен с первым входом компаратора, второй вход которого соединен с шиной наперед заданного числа, при этом дополнительно содержит двухпозиционный переключатель режима работы устройства, сумматор, причем управляющий вход двухпозиционного переключателя является входом выбора режима устройства, первый информационный вход соединен с шиной нулевого потенциала, а второй - с дополнительной шиной наперед заданного числа, первый вход сумматора подключен к выходу компаратора, второй - к выходу двухпозиционного переключателя режима работы, а выход сумматора подключен к управляющему входу источника рабочего напряжения. Технический результат - повышение надежности обнаружения альфа-радиоактивных загрязнений, сокращение времени обследования территории или объектов. 1 ил.

Способ обнаружения и выделения горячих частиц // 2510047

Изобретение относится к области контроля окружающей среды, а именно к способам обнаружения и выделения горячих частиц (ГЧ) с различных поверхностей и из воздушной среды, загрязненных радиоактивными веществами. Технический результат - повышение скорости (по времени более 7 раз) и эффективности (точности местоположения) обнаружения ГЧ, снижение трудоемкости способа обнаружения ГЧ, расширение функциональных возможностей исследований. Способ обнаружения и выделения горячих частиц (ГЧ) заключается в размещении пробы, содержащей радионуклиды, на подложку, определение наличия ГЧ по регистрации излучения от нее, и последующего анализа ГЧ с помощью микроскопа, при этом в качестве подложки используют пластиковый сцинтиллятор, а наличие и местоположение ГЧ определяют по регистрации бета-излучения с помощью электронно-оптического преобразователя с последующим перемещением пробы для ее анализа с помощью микроскопа и извлечением ГЧ с помощью иглы для дальнейшего определения ее физико-химических характеристик. 1 ил.

Способ определения порога обнаружения радиационного монитора // 2524439

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к области радиационного мониторинга, и может быть использовано в машиностроении, медицине и других отраслях для контроля несанкционированного перемещения ядерных материалов и других радиоактивных веществ. Технический результат изобретения - уменьшение порога обнаружения радиационного монитора и определение порога обнаружения монитора, содержащего различное число детекторов, иное число критериев обработки при другом фоне регистрируемого излучения без проведения дополнительных измерений. Технический результат достигается тем, что минимальный порог обнаружения радиационного монитора Пмин с числом детекторов d1, числом используемых критериев k1 при фоне регистрируемого излучения Nфон1 и квантили статистической обработки z1 определяют на основании измеренного порога П1 варьированием параметров z2 и k2 как П м и н = min [ П 1 z 2 ( d 1 − 2 / 3 + k 2 − 2 / 3 ) N ¯ ф о н 2 z 1 ( d 1 − 2 / 3 + k 1 − 2 / 3 ) N ¯ ф о н 1 ] z 2 , k 2 , а при других параметрах Nфон2, z2, d2 и k2 порог обнаружения определяют как П 2 = П 1 z 2 ( d 1 − 2 / 3 + k 2 − 2 / 3 ) N ¯ ф о н 2 z 1 ( d 1 − 2 / 3 + k 1 − 2 / 3 ) N ¯ ф о н 1 , где N ¯ ф о н = N ф о н ( k 1 + 2 k 2 + 3 k 3 + … + n k n ) / ∑ i = 1 n k i , ki - число сочетаний счета i детекторов, Nфон - фон одного детектора, n≤d. 1 з.п. ф-лы, 5 табл.

Способы и базы данных для идентификации нуклидов // 2539779

Использование: для точной идентификации по меньшей мере одного источника, в частности по меньшей мере одного нуклида, заключенного в теле человека и/или контейнере. Сущность изобретения заключается в том, что выполняют следующие этапы: обнаружение и измерение по меньшей мере одного источника с помощью гамма-спектроскопического прибора; идентификация на первом этапе оценивания по меньшей мере одного источника с помощью стандартной процедуры идентификации нуклида для оценивания измеренного первого спектра по меньшей мере одного источника; применение второго этапа оценивания на основании результата первого этапа оценивания, при этом результат первого этапа оценивания используют для получения множества вторых спектров по меньшей мере одного источника, обнаруженных в ходе стандартной процедуры идентификации нуклида, для множества сценариев поглощения и для множества сценариев рассеяния; и сравнение измеренного первого спектра со спектром рассеяния и поглощения, полученного из множества вторых спектров, образованных на втором этапе оценивания. Технический результат: обеспечение возможности получения высокоточных и надежных результатов при определении нуклидов, которые окружены или содержатся в другом материале любого вида. 2 н. и 22 з.п. ф-лы, 10 ил.

Способ измерения объемной активности бета-активных аэрозолей // 2547162

Изобретение относится к радиационному контролю помещений и промплощадки, а именно к измерению объемной активности радиоактивных аэрозолей. Способ основан на отборе проб аэрозолей путем прокачки воздуха с контролируемыми аэрозолями через фильтрующую ленту с заданной постоянной скоростью, установке над зоной фильтрации полупроводникового детектора и формировании с его помощью импульсов напряжения, амплитуды которых пропорциональны энергиям α- и β-частиц, испускаемых осевшими на фильтре частицами радиоактивного аэрозоля. Фильтрующую ленту передвигают в дискретном режиме, осуществляя отстой отобранной пробы в течение промежутка времени, достаточного для распада короткоживущих нуклидов. В месте отстоя пробы устанавливают второй полупроводниковый детектор и формируют с его помощью последовательность импульсов напряжения, амплитуды которых пропорциональны энергиям α- и β-частиц, испускаемых осевшими на фильтре частицами радиоактивного аэрозоля в месте отстоя пробы, сформированные на выходах каждого из полупроводниковых детекторов импульсы селектируют по амплитуде на соответствие излучению β-активного аэрозоля, по отселектированным импульсам определяют объемную активность β-активного аэрозоля в течение заданного интервала времени, полный заданный интервал времени Т разбивают на ℓ промежутков времени длительностью τ, равной заданному времени измерения текущей объемной активности, на каждом из этих следующих друг за другом промежутков времени для каждого из детекторов подсчитывают число Ni отселектированных импульсов, где i = 1, ℓ ¯ - номер текущего промежутка времени, определяют текущую частоту следования отселектированных импульсов (скорость счета) и текущую объемную активность, при этом места отбора и отстоя проб и детекторы располагают в свинцовой защите. Технический результат - повышение точности измерения.

Способ контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения // 2559304

Изобретение относится к области радиационных технологий, а именно к способам контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ). Технический результат - упрощение технологии контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения. Способ контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ) включает в себя погружение капсулы в раствор, отбор пробы раствора для радиоактивного контроля, отличающийся тем, что в первую очередь капсулу, прошедшую дезактивацию, помещенную в емкость с 7-10 % раствором азотной кислоты, нагревают и кипятят в течение 10 минут, во вторую очередь емкость с капсулой охлаждают в течение 15-20 минут, затем проводят нагрев емкости до режима кипячения еще два раза с последующим охлаждением емкости, в-третьих, после третьего охлаждения из емкости отбирают пробу раствора азотной кислоты в количестве 50 мл и проводят измерение её радиоактивности, причем если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают герметичной. 1 з.п. ф-лы.