Способ контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения

Авторы патента:

 


Владельцы патента RU 2559304:

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Ульяновский государственный университет" (RU)

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.

 

Изобретение относится к области радиационных технологий, а именно к способам контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ).

Известен способ контроля герметичности источника излучения (см. Патент РФ № 2031417, кл. МПК G01T1/167, опубл. 20.03.1995г.), включающий погружение источника в жидкость - раствор, отбор пробы образовавшегося соединения, выпаривание ее и измерение активности сухого остатка пробы с помощью радиометра, оценку активности раствора и соответствия нормативному критерию, причем для источника альфа-излучения на основе плутония в качестве жидкости используют раствор ацетата аммония с концентрацией 5-15 мас. % при pH = 4,8 при добавлении уксусной кислоты.

Недостатком известного способа контроля герметичности источника излучения является то, что контроль герметичности капсулы проводится в среде, состоящей из набора химических элементов, которые приводят к удорожанию технологического процесса. Кроме того, процесс контроля активности раствора осуществляется после его выпаривания, что существенно усложняет известный способ.

Сущность предлагаемого способа контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения заключается в том, 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 ее радиоактивности, причем если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают герметичной.

Нагрев дистиллированной воды и раствора 7-10 % азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.

Использование предлагаемого изобретения обеспечивает следующий технический результат:

- упрощение технологии и снижение себестоимости контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения.

Указанный технический результат при осуществлении изобретения достигается тем, что предложенный способ включает в себя погружение капсулы в раствор, отбор пробы раствора для радиоактивного контроля. Особенность заключается в том, 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 ее радиоактивности, причем если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают герметичной. Нагрев дистиллированной воды и раствора 7-10 % азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.

Проведенный заявителем анализ уровня техники, включающий поиск по патентам и научно-техническим источникам информации и выявление источников, содержащих сведения об аналогах заявленного изобретения, позволил установить, что заявитель не обнаружил аналог, характеризующийся признаками, тождественными всем существенным признакам заявленного изобретения.

Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию «новизна».

Реализацию предложенной технологии проводят в вытяжной камере. Берется чистая емкость, выполненная из нержавеющей стали, в которую загружается исследуемая капсула, для осуществления процесса контроля герметичности. Затем емкость заполняют 7-10 % раствором азотной кислоты до полного погружения капсулы. Емкость устанавливают на электрический нагреватель мощностью 2 кВт и нагревают до температуры кипения, а затем кипятят 10-20 минут. После кипячения емкость снимают с электрического нагревателя и остужают в вытяжной камере в течение 20 минут. Затем операцию нагрева и охлаждения емкости с капсулой повторяют два раза. После чего из емкости мерником берут пробу с 7-10 % раствором азотной кислоты в количестве 50 мл и проводят измерение ее радиоактивности. Если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают герметичной.

Использованный 7-10 % раствор азотной кислоты сливается в отдельную грязевую емкость для дальнейшей утилизации.

Таким образом, вышеизложенное описание свидетельствует о выполнении при использовании заявленного изобретения следующей совокупности условий:

- средство, воплощающее заявленное изобретение, при его осуществлении предназначено для контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения и может быть использовано в атомной технике;

- для заявленного способа в том виде, как он охарактеризован в изложенной формуле изобретения, подтверждена возможность его осуществления с помощью описанных в заявке средств и методов;

- средство, воплощающее заявленное изобретение при осуществлении, способно обеспечить достижение усматриваемых заявителем поставленных технических задач - упрощение технологии и снижение себестоимости контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения.

1. Способ контроля герметичности капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ), включающий 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.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагрев раствора 7-10 % азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.



 

Похожие патенты:

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.

Использование: для точной идентификации по меньшей мере одного источника, в частности по меньшей мере одного нуклида, заключенного в теле человека и/или контейнере.

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.

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.

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.

Изобретение относится к средствам дистанционного контроля радиационного состояния объекта. .

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.

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

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.
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.

Изобретение относится к области метрологического обеспечения дозиметрического контроля облучения личного состава, действующего в условиях воздействия смешанного нейтронного и гамма-излучения, и может быть использовано для испытаний и поверки индивидуальных дозиметров. Сущность изобретения заключается в том, что комплекс состоит из источников ионизирующих излучений, в качестве которых выбраны ядерно-физические установки (ЯФУ): ядерный реактор и генератор термоядерных нейтронов, трансформаторов ионизирующих излучений, расположенных на стойках между источниками ионизирующих излучений и испытываемыми объектами и предназначенных для формирования модельных полей гамма- и нейтронного излучения (ПГНИМ), близких по энергетическому спектру нейтронов и соотношению поглощенных доз нейтронного и гамма-излучения (Дn/Дγ) к полям проникающей радиации в равновесной зоне взрыва атомного и нейтронного боеприпасов на открытой местности и в среднезащищенном объекте, в которых применяются войсковые индивидуальные дозиметры, и входящих в состав ЯФУ каналов мониторирования, на показания которых приведены результаты метрологической аттестации полей ПГНИМ по поглощенным дозам нейтронного и гамма-излучения. Технический результат - повышение точности дозиметрического контроля облучения личного состава при ведении боевых действий в условиях применения ядерного оружия. 1 ил., 1 табл.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Способ определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца, с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, при этом анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°C до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа AB-17 со скоростью (7-10)·10-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до pH=6-10 и направляют на фильтрацию через мембрану. Технический результат - повышение точности определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ЯЭУ на 40%. 1 з.п. ф-лы.
Наверх