Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала



Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала
Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала
Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала
Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала
Способ измерения уровня безопасности сыпучего материала

 


Владельцы патента RU 2631541:

НУКЕМ ТЕКНОЛОДЖИЗ ИНДЖИНИРИНГ СЕРВИСИЗ ГМБХ (DE)

Изобретение относится к способу измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала. Сыпучий материал засыпается на ленточный транспортер и подается на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводится мимо первых датчиков, которые по ширине ленточного транспортера спектрометрически измеряют гамма-излучение. Для того чтобы при высокой пропускной способности иметь возможность выполнять точное определение радиоактивности, предусмотрены следующие шаги способа: определение соотношения радионуклидов в сыпучем материале перед засыпкой на ленточный конвейер, учитывая по меньшей мере один эталонный нуклид, вычисление радиоактивности сыпучего материала на основе измеренных при помощи первых датчиков гамма-лучей и их интенсивностей, учитывая один или несколько эталонных нуклидов, имеющихся в радионуклидах, проверка определенного ранее соотношения радионуклидов и/или измеренной радиоактивности при помощи измеряющих α- и/или β-излучение вторых датчиков, которые расположены над ленточным транспортером. 16 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

Изобретение относится к способу измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала, который засыпается на ленточный транспортер и при помощи ленточного транспортера подается на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводится мимо первых датчиков, которые по всей ширине ленточного транспортера спектрометрически измеряют гамма-излучение.

Соответствующий способ можно найти в DE 198 24 039 B4. Для этого сыпучий материал порциями укладывается на ленточный транспортер-сканер, опорная поверхность которого должна быть рассчитана на максимально предусмотренное количество сыпучего материала.

DE 36 22 790 A1 относится к способу сопоставления радиоактивности с зараженными радиоактивностью конструктивными элементами и материалами и к расположению для реализации способа. Для того чтобы проводить измерение простым и универсальным образом, причем при измерениях уровня безопасности должна осуществляться диагностика с определенной достоверностью, предусмотрено то, что учитываются связанные с ошибками пороговые значения, причем принимаются во внимание зависящие от измерительной аппаратуры параметры, такие как размер окна датчика. Эталонный нуклид, а также калибровочные факторы для фонового излучения также включаются.

Расположение транспортировки для отсортировки радиоактивных отходов известно из US 4 679 738 A. При этом предусмотрены меры, для того чтобы достигать выравнивания высоты слоя проводимых под датчиками отходов.

Согласно US 4 679 738 A радиоактивные материалы отделяются от не зараженных радиоактивностью материалов. Для этого материал проводится через ленточный конвейер под датчиками.

Для того чтобы измерять уровень безопасности сыпучего материала, также известно у находящихся в бочках или контейнерах материалов измерять гамма-излучение измеряемых радионуклидов. При этом существует среди прочего тот недостаток, что может определяться только общая радиоактивность, так что имеющиеся при необходимости области материалов с более незначительной радиоактивностью, которые не превышают заданные пороговые значения, должны утилизироваться как зараженный радиоактивностью материал. Проблема существует также в том случае, если у материалов радиоактивная зараженность не может измеряться при помощи гамма-спектрометрии.

Также известны способы, при которых измерение уровня безопасности очень больших объектов осуществляется посредством полного измерения гамма-излучения. Тем не менее, в частности радионуклиды, которые испускают низкоэнергетические гамма-лучи, не могут при этом достоверно регистрироваться, так что требуются заборы проб.

Недостаток известных способов измерения уровня безопасности заключается в том, что у сыпучего материала должны по очереди измеряться отдельные порции, то есть происходит порционное и не беспрерывное измерение. Также недостатком является то, что при известных способах требуются заборы проб, для того чтобы была возможность делать суждения о радионуклидах и таким образом о радиоактивности.

В основе данного изобретения лежит задача по усовершенствованию способа измерения уровня безопасности сыпучего материала указанного вначале типа таким образом, что при высокой пропускной способности может осуществляться точное определение радиоактивности.

Также при необходимости должна существовать возможность делать выводы о месторасположении радионуклидов, из которых состоит образующий сыпучий груз материал.

Согласно дальнейшему аспекту должна быть предоставлена возможность беспроблемно определять радиоактивность сыпучего материала различных объемов, для того чтобы была возможность наполнять емкости, такие как бочки, соответствующими объемами.

Для решения одного или нескольких указанных ранее аспектов изобретение по существу предусматривает способ измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала, который засыпается на ленточный транспортер и при помощи ленточного транспортера подается на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводится мимо первых датчиков, которые по ширине ленточного транспортера спектрометрически измеряют гамма-излучение, отличающийся следующими шагами способа:

- определение соотношения радионуклидов в сыпучем материале перед засыпкой на ленточный конвейер, учитывая по меньшей мере один эталонный нуклид,

- вычисление радиоактивности, по меньшей мере, частичного количества сыпучего материала на основе измеренного первыми датчиками гамма-излучения и его интенсивности по меньшей мере одного эталонного нуклида,

- проверка определенного ранее соотношения радионуклидов и/или вычисленной радиоактивности при помощи измеряющих α- и/или β-излучение вторых датчиков, которые расположены над ленточным транспортером.

Следовательно, используется способ эталонного нуклида, для того чтобы при помощи нуклидного вектора из измеренных гамма-спектрометрически радионуклидов определять общую радиоактивность измеренного материала, то есть, в частности, определять общую радиоактивность измеренного за единицу времени измерения и обозначаемого также как ячейка частичного количества. При этом осуществляется также измерение α- и/или β-излучения, вследствие чего происходит не только верификация предполагаемых соотношений нуклидов, но и могут регистрироваться радионуклиды, которые не могут измеряться при помощи гамма-датчиков, такие как Pu-241 или U-235. В частности, благодаря измерению испущенного α- и β-излучения осуществляется проверка вычисленного из гамма-спектрометрии и при помощи способа эталонного нуклида нуклидного состава.

Таким образом, в отношении определяющих α- и β-излучение датчиков можно в общем сказать то, что их основная задача проверять, соответствует ли действительности взятый за основу нуклидный вектор. Тем не менее, при помощи измерения α- и β-излучения могут также генерироваться другие данные.

Если результаты измерения α- и β-излучения находятся с учетом допустимого отклонения за пределами заданного использованным нуклидным вектором значения, то устанавливается, что использованный нуклидный вектор не полностью соответствует действительности. Если результат измерения находится выше ожидаемого значения, материал объявляется радиоактивным отходом. Кроме того, сохраняются прямые результаты измерений. Вычисленные значения классифицируются как не достойные доверия. Если вычисленные значения не достойны доверия, то соответствующий материал не допускается к использованию.

Первые датчики, то есть гамма-датчики предпочтительно расположены над ленточным конвейером. Однако понятие "над" включает в себя также другие расположения, такие как расположение ниже и соответственно ниже и выше или сбоку и соответственно в дополнение сбоку от ленточного транспортера.

При этом в отдельно отмеченном усовершенствовании предусмотрено то, что во время транспортировки измеряется высота измеряемого количества материала на ленточном транспортере.

Измерение высоты служит по существу для контроля, так как насыпанный на ленточный транспортер сыпучий материал перед своим проведением мимо первых датчиков регулируется по своей высоте. Для этого сыпучий материал проводится предпочтительно под расположенным выше ленточного транспортера снимающим скребком. Таким образом, при помощи высоты сыпучего материала и ширины ленточного транспортера может определяться перенесенный объем сыпучего материала.

Для того чтобы была возможность измерять в достаточной степени в частности низкоэнергетическое гамма-излучение, предпочтительно в диапазоне 50 кэВ, в частности предусмотрено то, что первые датчики располагаются рядами поперек к направлению подачи ленточного транспортера, причем в каждом ряду предусмотрен по меньшей мере один первый датчик, или предпочтительно по меньшей мере два первых датчика. При этом первые датчики располагаются таким образом, что перекрываются поля измерений. В частности предусмотрено то, что поле измерения имеет размеры от 60 см x 60 см до 100 см x 100 см, предпочтительно 80 см x 80 см.

Также в отношении вторых датчиков, которые измеряют α- и/или β-лучи, в частности α- и β-лучи, предусмотрено то, что они располагаются рядами, предпочтительно, по меньшей мере, в двух рядах, причем датчики одного ряда располагаются со смещением к датчикам другого ряда, так что обеспечено то, что по всей ширине ленточного транспортера может осуществляться измерение без пропусков.

Измеренный сыпучий материал передается предпочтительно на служащий в качестве приемного устройства второй ленточный конвейер, который имеет взвешивающее устройство. Таким образом, измеренные ячейки или объединенные в порции ячейки могут дополнительно характеризоваться соответствующими указаниями веса, вследствие чего, в конечном счете, может получаться информативный результат о радиоактивности.

При этом в частности предусмотрено то, что на второй ленточный конвейер сыпучий материал засыпается с объемом, который соответствует объему емкости, такой как бочка, в которую сыпучий материал должен засыпаться со второго ленточного конвейера.

Определение объема осуществляется вследствие того, что поданный по ленточному транспортеру мимо первых и вторых датчиков сыпучий материал делится на виртуальные ячейки, причем результаты измерений первых и вторых датчиков согласуются с ячейками в зависимости от положения ленточного транспортера. При этом длина виртуальной ячейки в направлении подачи ленточного транспортера должна соответствовать предпочтительно длине поля измерения первого датчика в направлении подачи ленточного транспортера.

Таким образом, так как ширина ленточного транспортера и высота сыпучего материала на ленточном транспортере известны, в соответствии с объемом заполняемой емкости, такой как бочка, на второй ленточный конвейер может наноситься соответствующее количество ячеек или их часть, для того чтобы затем с учетом веса имеющегося на втором ленточном конвейере сыпучего материала была возможность вычислять общую радиоактивность. Для этого вычисляется радиоактивность отдельных ячеек, которая была определена согласно способу эталонного нуклида. Что касается засыпанного при необходимости на второй ленточный конвейер частичного объема ячейки, в соответствии с объемной долей ячейки за основу берется доля измеренной для ячейки радиоактивности, так как предполагается, что радиоактивность однородно распределена в сыпучем материале.

Другими словами, ячейки представляют собой в прямом смысле виртуальное разделение поданного сыпучего материала. При этом границы ячеек устанавливаются предпочтительно посредством следующих аспектов. Объем заполнения на дозирующем конвейере должен достигаться при помощи натурального числа ячеек. Одна ячейка должна иметь, по меньшей мере, размеры поля зрения гамма-спектрометра, то есть одного первого датчика. Кроме того, длительность измерения ячейки должна составлять, по меньшей мере, 10 сек. Несмотря на это, ячейки должны быть максимально большими, для того чтобы уменьшать трудоемкость расчетов и повышать достоверность отдельных измерений ячеек.

Благодаря вторым датчикам предоставлено в частности то преимущество, что результаты вычислений при помощи метода эталонного нуклида для α- и β-излучения могут напрямую проверяться на достоверность.

Если согласно уровню техники обнаруживаются искажения измерений, например, из-за самопоглощения или ввиду слишком малой высоты измеряемого материала, то эти недостатки могут устраняться благодаря, по меньшей мере, одному третьему датчику, при помощи которого определяется высота поданного по ленточному транспортеру материала. Осуществляется корректировка выявленной радиоактивности сыпучего материала с учетом определенной, по меньшей мере, одним третьим датчиком высоты слоя. Кроме того, благодаря измерению высоты делается суждение, был ли проведен измеренный материал достаточно близко мимо вторых датчиков для надежного измерения. Также получаются суждения об объеме в ячейке. При этом протяженность ячейки на плоскости велика, по меньшей мере, настолько, что поле зрения гамма-спектрометра, то есть одного первого датчика, полностью покрывается. Одна ячейка имеет максимум такие размеры, как одна порция.

Далее сыпучий материал должен иметь зерна, чей максимальный размер составляет предпочтительно 50 мм. Однако при этом размер частицы не должен быть больше чем "поникающая способность ожидаемых α-излучателей в воздухе" минус расстояние от второго датчика до идеальной поверхности материала. То есть, если например α-частица имеет в воздухе проникающую способность в 4,5 см, и расстояние от второго датчика до идеальной поверхности материала составляет 1,5 см, то максимальный размер зерна получается 3 см.

Вне зависимости от этого в основном предполагается то, что имеет место неизменный гранулометрический состав для всей измеренной массы материала. Этот неизменный гранулометрический состав должен быть обеспечен расположенным перед ленточным транспортером механическим измельчителем, таким как дробилка.

В частности, первыми и вторыми датчиками излучение измеряется в течение времени t в частности 0 мин < t≤6 мин, предпочтительно 20 с ≤t≤4 мин, для определения радиоактивности проведенных за время t через поля измерений первых и вторых датчиков и образующих ячейку материалов.

Для того чтобы предотвращать искажения измерений из-за отложений осадков на входных окнах α- и/или β-датчиков, усовершенствование изобретения предусматривает то, что вдоль ленточного транспортера газ, в частности сжатый воздух, проводится таким образом, что в области засыпки ленточного транспортера он направляется против направления транспортировки, а в области разгрузки ленточного транспортера в направлении транспортировки.

В области засыпки и соответственно разгрузки должен создаваться поток газа, такой как поток сжатого воздуха, который направлен таким образом, что в области засыпки газ устремляется против направления транспортировки, а в области разгрузки в направлении транспортировки. Вследствие этого частицы удаляются с входных окон датчиков, в частности α-/β-датчиков, так что предотвращаются отложения осадков.

При этом скорость протекающего газа, такого как сжатый воздух, должна находиться в диапазоне значений, в котором ленточный транспортер подает материал, в частности в диапазоне между 1 см/с и 3 см/с, предпочтительно приблизительно 2 см/с.

Благодаря соответствующим значениям скорости предотвращаются завихрения. Одновременно возникающая, тем не менее, в области засыпки и соответственно разгрузки пыль надежно удаляется.

Соответствующее изобретению устройство может разбиваться на внутреннюю или исполняющую и внешнюю или управляющую рабочую область. Внутренней или исполняющей рабочей областью является та область, в которой проводится измерение. При этом внутренняя рабочая область может полностью управляться дистанционно, так что возникает то преимущество, что измерения могут проводиться в потенциально зараженной радиоактивностью рабочей области. Управление и оценка осуществляются во внешней или управляющей рабочей области. Само собой разумеется, внешняя рабочая область находится в не зараженной радиоактивностью области.

Благодаря соответствующему разделению существует также возможность предоставлять в распоряжение передвижное расположение для измерения, которое может располагаться, например в контейнере. В нем требуется только размещение измерительной ленты, а также датчиков и при необходимости создающего поток воздуха в области засыпки и разгрузки измерительной ленты пневматического устройства, если такое устройство требуется.

Далее соответствующее изобретению техническое решение позволяет идентифицировать "горячие точки". Так при регистрации отличающихся от определенного ранее распределения радионуклидов спектральных измеряемых значений могут определяться места радионуклидов, согласуемых с отличающимися спектральными измеряемыми значениями, то есть "горячие точки".

Согласно изобретению уровень безопасности сыпучего материала может измеряться непрерывно, причем α- и/или β-датчиками осуществляется проверка, соответствует ли действительности взятое за основу примененного способа эталонного нуклида соотношение радионуклидов.

Система позволяет использовать способ эталонного нуклида в дальнейшем с другими нуклидными векторами и таким образом контролировать и обеспечивать качество измерений.

Работы могут проводиться в пыльной окружающей среде, так как благодаря направленному потоку газа или воздуха обеспечено то, что не происходят отложения осадков на входных окнах датчиков, в частности α- и/или β-датчиков.

Помимо использования в жестких условиях предоставляется в распоряжение надежный способ, при котором дополнительные технологические средства не требуются. Техническое обслуживание и ремонт упрощаются.

Несмотря на непрерывное измерение и таким образом на непрерывную засыпку материала на ленточный конвейер, обеспечено то, что искажения измерений из-за недопустимого заполнения ленточного конвейера не происходят, или при слишком незначительном заполнении ленточного конвейера измерения не учитываются, благодаря тому, что определяется высота поданного по ленточному транспортеру материала. Могут регистрироваться радионуклиды, которые являются чистыми β-излучателями. Регистрируются неожидаемые радионуклиды, причем существует возможность делать выводы о месте, из которого они происходят.

Дальнейшие подробности, преимущества и признаки изобретения проистекают не только из пунктов формулы изобретения и заимствуемых из них признаков - по отдельности и/или в комбинации -, но и из последующего описания заимствуемых из чертежа предпочтительных примеров осуществления. На чертеже показаны:

фиг. 1 - блок-схема соответствующего изобретению способа;

фиг. 2 - принципиальная схема устройства для измерения уровня безопасности сыпучего материала;

фиг. 3 - принципиальная схема расположения гамма-спектрометров;

фиг. 4 - принципиальная схема расположения α-/β-датчиков;

фиг. с 5a по 5c - принципиальные схемы процесса измерения и дозирования; и

фиг. 6 - принципиальная схема направленного потока воздуха.

При помощи фигур разъясняется соответствующий изобретению способ измерения уровня безопасности сыпучих материалов, причем изображения следует воспринимать чисто в качестве схем.

Сам способ еще раз разъясняется при помощи фиг. 1. Навал 10 руды измельчается, например, при помощи дробилки 12. В частности, производятся частицы с размером в диапазоне до 5 см. В примере осуществления с фиг. 2 соответствующий сыпучий материал передается через Z-образный конвейер 16 на обозначаемый как измерительная лента 18 ленточный конвейер или другое подходящее подающее устройство. Для того чтобы обеспечивать необходимую высоту, в начале измерительной ленты 18 находится снимающий скребок 20. Благодаря измельчению, распределению измельченного навала руды, то есть сыпучего материала, по всей ширине измерительной ленты 18 и благодаря заданной снимающим скребком 20 высоте сыпучего материала на измерительной ленте 18 создается эталонная геометрия 12.

Перед засыпкой сыпучего материала на измерительную ленту 18, в частности перед измельчением навала 10 руды, определяются один или несколько эталонных нуклидов навала руды, для того чтобы затем при помощи нуклидного вектора из измеренных гамма-спектрометрически радионуклидов определять общую радиоактивность сыпучего материала.

При помощи гамма-спектрометрии 24 определяются измеряемые радионуклиды. При помощи измерения 26 α- и β-излучения осуществляется проверка, то есть верификация, было ли правильно установлено принятое распределение радионуклидов для применения способа эталонного нуклида или соответствующего способа. Также при помощи измерения 26 α- и β-излучения можно измерять радионуклиды, которые не регистрируются при помощи гамма-спектрометрии, такие как например Pu-241.

Затем с учетом измеренных гамма-спектров и нуклидного вектора 13, а также с включением веса сыпучего материала (измерение 15 веса) вычисляется общая радиоактивность (вычислительная модель 22), для того чтобы затем была возможность создавать радиологическую характеристику 28. Радиологическая характеристика 28 служит для того, чтобы сыпучий материал либо допускать к использованию, либо декларировать, например, в качестве радиоактивного отхода, либо осваивать, например под землей.

С технической точки зрения способ принципиально реализуется при помощи заимствуемых из фиг. 2 компонентов. Так навал 10 руды при помощи погрузочного устройства, такого как ковшовый погрузчик 36, подается в дробилку 12 или устройство аналогичного действия, для того чтобы затем сыпучий материал определенной геометрии подавать через Z-образный конвейер 16 на измерительную ленту 18. В примере осуществления над измерительной лентой расположены измерительные модули 38, а именно расположенные в проходящих поперек к направлению 40 подачи измерительной ленты 18 рядах 42, 44, 46, 48 гамма-спектрометры, из которых в качестве примера два гамма-спектрометра обозначены ссылочными позициями 50, 52. Поля измерений гамма-спектрометров 50, 52 перекрываются как поперек к направлению 40 подачи, так и вдоль него.

Другое расположение измерительных модулей, то есть гамма-спектрометров 50, 52, например, вокруг измерительной ленты 18 также возможно.

Поля 54, 56, 58 измерений покрываются в каждом случае четырьмя гамма-датчиками. Гамма-датчики 50, 52 на фиг. 3 покрывают поля 58, 62 измерений. На фиг. 3 видно, что область покрытия различных гамма-спектрометров располагается с перекрытием.

Гамма-спектрометры 50, 52 заключены в один корпус, что в принципе можно увидеть на фиг. 2. При этом в корпусе может быть создано избыточное давление, для того чтобы предотвращать проникновение загрязнений.

Говоря о гамма-спектрометрах 50, 52, речь может идти, например, о спектрометре гамма-излучения из сверхчистого германия (HPGe-спектрометре) с 30% эффективности детектирования.

В направлении подачи после гамма-датчиков 50, 52 также в проходящих поперек к направлению 40 подачи рядах 64, 66 расположены α- и β-датчики, из которых некоторые датчики обозначены ссылочными позициями 66, 68. Датчики расположены в рядах 64 и 66 со смещением относительно друг друга, так что обеспечено то, что имеющийся на ленточном транспортере или измерительной ленте 18 и измеряемый сыпучий материал может измеряться по всей ширине измерительной ленты 18.

α- и β-датчики 66, 68 по направлению к измерительной ленте 18 не заключены в один корпус, так как в противном случае происходило бы поглощение, которое делает не возможной регистрацию α-лучей. Для того чтобы, несмотря на это, обеспечивать то, что входное окно датчиков 66, 68 не загрязняется, согласно фиг. 6 целенаправленно создается поток в области всех датчиков. Так источником 70 сжатого воздуха через линии 71, 72 в области 78 засыпки измерительной ленты и в ее области 80 передачи или разгрузки направление потока сжатого воздуха создается таким образом, что в области 78 засыпки сжатый воздух согласно стрелке 82 направляется против направления подачи, а в области 80 разгрузки согласно стрелке 84 в направлении подачи. Таким образом, возникающая возможно при передаче сыпучего материала или при его разгрузке пыль отводится, так что загрязнение в частности α- и β-датчиков 66, 68 не происходит. Отведенная пыль может собираться и в области 78 засыпки измерительной ленты 18 добавляться к сыпучему материалу.

За измерительной лентой 18 расположен обозначаемый как приемное устройство дозирующий конвейер 86, который одновременно выполнен в виде взвешивающего устройства, для того чтобы регистрировать вес измеренного сыпучего материала.

Затем с дозирующего конвейера 86 сыпучий материал попадает через загрузочное устройство в емкости, такие как бочки 88, для того чтобы в соответствии с проведенной классификацией подавать сыпучий материал на дальнейшее использование.

При этом на дозирующий конвейер 86 засыпается объем сыпучего материала, который соответствует объему емкости 88, в которую сыпучий материал должен засыпаться.

Для того чтобы определять общую радиоактивность имеющегося на дозирующем конвейере 86 и засыпаемого в бочку 88 сыпучего материала, находящийся на дозирующем конвейере 86 сыпучий материал делится на несколько ячеек. При этом ячейки представляют собой виртуальное разделение нанесенного на измерительную ленту 18 сыпучего материала, причем значения измерений каждой ячейки определяются в зависимости от положения измерительной ленты 18. При этом измерение проводится в течение заданного времени, для того чтобы затем совершать согласование результатов измерений первых или вторых датчиков с соответствующей ячейкой. Объем каждой ячейки вычисляется благодаря тому, что задается длина ячейки в направлении подачи измерительной ленты, так что благодаря высоте сыпучего материала на измерительной ленте 18 и ее ширине установлен объем ячейки. В соответствии с объемом бочки 88 соответствующее количество ячеек, при необходимости включая часть ячейки, передается на дозирующий конвейер 86, для того чтобы затем измерять вес, для того чтобы с учетом результатов измерений, про меньшей мере, первых датчиков 50, 52 и способа эталонного нуклида вычислять общую радиоактивность находящегося на дозирующем конвейере 86 сыпучего материала. Находящийся на дозирующем конвейере 86 сыпучий материал можно обозначать как порция.

Измерительная лента 18 может иметь длину, например между 5 м и 8 м, и/или дозирующий конвейер 86 может иметь длину, например между 2 м и 4 м.

Расположенными в рядах γ-датчиками 50, 52 могут также при низкой радиоактивности регистрироваться, в частности, низкоэнергетические гамма-лучи, например в диапазоне 50 кэВ. Поданные мимом гамма-датчиков 50, 52 материалы метрологически делятся на так называемые ячейки 92, 94, 96, что в принципе видно на фиг. 5. Соответствующие ячейки 92, 94, 96 измеряются, причем периоды измерений для каждого гамма-датчика 50, 52 могут находиться между 20 секундами и 4 минутами, в данном случае указаны лишь примерные периоды. При этом отдельные ячейки 92, 94, 96 измеряются расположенными в рядах 42, 44, 46, 48 датчиками 50, 52, и затем результаты измерений при необходимости с взвешиванием складываются, для того чтобы получать достаточную и таким образом пригодную для использования скорость измерений. У отдельных ячеек 92, 94, 96 также измеряются все α- и β-лучи, для того чтобы затем с одной стороны была возможность делать вывод о общем количестве радиоактивности и соответственно вычислять его, а с другой стороны проверять, справедливо ли определенное перед засыпкой сыпучего материала распределение радионуклидов, то есть соотношение радионуклидов между собой, для использования способа эталонного или ключевого нуклида.

Другими словами, засыпанный на измерительную ленту 18 сыпучий материал делится на виртуальные ячейки 92, 94, 96, причем их положение изменяется в зависимости от перемещения измерительной ленты 18. Таким образом, положение измерительной ленты 18 используется для задания положения соответствующих виртуальных ячеек 92, 94, 96.

Как видно на фиг. с 5a по 5c, объединенные в порцию ячейки 92, 94 передаются на дозирующий конвейер 86, для того чтобы затем после достижения заданного объема была возможность взвешивать буферизованный сыпучий материал и подавать его в емкость 88. Во время этого процесса измерительная лента 18 всегда прекращает движение.

Далее, для того чтобы исключать искажения измерений или непригодные измерения, согласно изобретению предусмотрено то, что может измеряться высота расположенного на измерительной ленте 18 сыпучего материала. Это может осуществляться, например, при помощи ультразвука. Отклонения по высоте учитываются при вычислении радиоактивности, так как зависимость от высоты оказывает влияние на количество излучения излучающего материала. Также измерение α-излучения требует максимального расстояния между датчиком 66, 68 и поверхностью материала в несколько сантиметров. Если высота слоя сыпучего материала на измерительной ленте 18 слишком мала, то определенные для этих областей значения рассматриваются как неинформативные.

Измерение высоты служит также для того, чтобы проверять, имеют ли ячейки рассчитанный объем.

Согласно изобретению измеряется подаваемый в принципе непрерывно сыпучий материал, причем перерыв происходит при необходимости в том случае, если принятый дозирующим конвейером 86 измеренный сыпучий материал должен передаваться в емкость 88. Однако этот перерыв не требуется в том случае, если с одной стороны дозирующий конвейер имеет по сравнению с измерительной лентой 18 достаточную длину, а с другой стороны подача осуществляется с разными скоростями, так что на дозирующем конвейере 86 образуется зазор между засыпаемым сыпучим материалом, который может использоваться, для того чтобы последовательно заполнять емкости 88.

 1. Способ измерения уровня безопасности содержащего радионуклиды сыпучего материала, который засыпают на ленточный транспортер и при помощи ленточного транспортера подают на приемное устройство, причем сыпучий материал во время транспортировки проводят мимо первых датчиков, которые спектрометрически измеряют гамма-излучение по ширине ленточного транспортера,

отличающийся тем, что

предусмотрены следующие шаги способа:

- определение соотношения радионуклидов в сыпучем материале перед засыпкой на ленточный конвейер, учитывая по меньшей мере один эталонный нуклид,

- вычисление радиоактивности сыпучего материала на основе измеренных при помощи первых датчиков гамма-лучей и их интенсивностей, учитывая один или несколько эталонных нуклидов, имеющихся в радионуклидах,

- проверка определенного ранее соотношения радионуклидов и/или измеренной радиоактивности при помощи измеряющих α- и/или β-излучение вторых датчиков, которые расположены над ленточным транспортером.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что первые датчики располагают над ленточным транспортером.

 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что при помощи вторых датчиков α- и β-излучение измеряют без пропусков по всей ширине ленточного транспортера.

4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что во время транспортировки сыпучего материала измеряют его высоту на ленточном транспортере.

5. Способ по любому из пп. 1-4, отличающийся тем, что первые датчики располагают в нескольких рядах поперек к направлению подачи ленточного транспортера, причем в каждом ряду располагают по меньшей мере один первый датчик, предпочтительно два первых датчика.

6. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что вторые датчики располагают по меньшей мере в двух рядах таким образом, что вторые датчики перекрываются, если смотреть в направлении транспортировки.

7. Способ по любому из пп. 1-6, отличающийся тем, что сыпучий материал передают с ленточного транспортера на приемное устройство, такое как ленточный конвейер, имеющее взвешивающее устройство.

8. Способ по любому из пп. 1-7, отличающийся тем, что в качестве сыпучего материала используют такой сыпучий материал, в котором радионуклиды равномерно распределены.

9. Способ по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что непрерывно подаваемый сыпучий материал метрологически делят на ячейки.

10. Способ по любому из пп. 1-9, отличающийся тем, что в зависимости от положения ленточного транспортера измеренную одним или несколькими первыми датчиками радиоактивность согласуют с ячейкой.

11. Способ по любому из пп. 1-10, отличающийся тем, что ячейка в направлении подачи ленточного транспортера имеет длину, которая соответствует области измерения первого датчика в направлении подачи ленточного транспортера.

12. Способ по любому из пп. 1-11, отличающийся тем, что ячейки и/или при необходимости по меньшей мере часть ячейки с отличающейся при необходимости друг от друга радиоактивностью объединяют в порцию, причем определенная или вычисленная радиоактивность ячеек и/или при необходимости по меньшей мере части ячейки суммируют в общую радиоактивность, для того чтобы в зависимости от нее использовать порцию.

13. Способ по любому из пп. 1-12, отличающийся тем, что в качестве сыпучего материала используют сыпучий материал с размером зерна до 50 мм.

14. Способ по любому из пп. 1-13, отличающийся тем, что излучение измеряют в течение времени (t), в частности 0 < t ≤ 6 мин, предпочтительно 20 с ≤ t ≤ 4 мин, для определения радиоактивности количества сыпучего материала, проведенного за время t мимо первого и второго датчика и образующего ячейку.

15. Способ по любому из пп. 1-14, отличающийся тем, что обусловленное высотой сыпучего материала самопоглощение излучения корректируют посредством определенной при помощи одного третьего датчика высоты.

16. Способ по любому из пп. 1-15, отличающийся тем, что вдоль ленточного транспортера проводят газ, в частности сжатый воздух, таким образом, что в области засыпки ленточного транспортера он течет против направления транспортировки, а в области разгрузки ленточного транспортера в направлении транспортировки.

17. Способ по любому из пп. 1-16, отличающийся тем, что в зависимости от объема емкости, такой как бочка, в которую должен засыпаться сыпучий материал, на второй ленточный конвейер наносят определенное в соответствии с объемом количество ячеек, при необходимости включая одну или несколько частичных ячеек, и определяют их вес и затем засыпают в емкость.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам контроля радиационной обстановки и может быть использовано для контроля фонового уровня радиации вокруг АЭС. Сущность: осуществляют зондирование территорий АЭС, содержащих эталонные площадки с известным уровнем радиации.

Изобретение относится к области выявления радиационной обстановки в окрестностях объектов атомной энергетики после аварийного выброса в атмосферу радиоактивных веществ.

Изобретение относится к области радиационной экологии. Устройство содержит два идентичных газоразрядных детектора, открытых на воздух: измерительный и калибровочный.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ).

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.
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.

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 радиоэкологического мониторинга районов мирных подземных ядерных взрывов в пределах нефтегазоносных бассейнов, в частности к малогабаритным устройствам пробоподготовки горючих природных газовых проб в полевых условиях и перевода опасных для транспортировки горючих природных газовых проб в безопасные водные образцы для дальнейшего определения в них содержания трития в лабораторных условиях методом жидкостно-сцинтилляционной спектрометрии. Устройство включает последовательно установленные в едином корпусе и взаимосвязанные компрессор подачи горючего природного газа или попутного нефтяного газа в инжекционную горелку, водоохлаждаемый конденсатор и контейнер для сбора конденсата водяного пара - конденсированных продуктов горения, при этом инжекционная горелка установлена таким образом, что сопло ее направлено вертикально вниз для подачи продуктов горения во входное отверстие установленного ниже по ее оси водоохлаждаемого конденсатора, а держатель горелки прикреплен к конденсатору с возможностью изменения расстояния между выходом горелки и входом продуктов горения в конденсатор от 4,7 до 5,0 см в зависимости от состава горючего газа. Водоохлаждаемый конденсатор выполнен в виде дугообразно изогнутой под прямым углом трубки с внутренним диаметром не более 15 мм, переходящей в вертикальную трубку, высотой не более 20 см и внутренним диаметром не более 40 мм, закрытую воронкообразным днищем с отверстиями для слива конденсированных продуктов горения в нижеустановленный контейнер. Внутри вертикальной трубки конденсатора соосно установлена охлаждаемая трубка, на которой также соосно установлены по крайней мере три конуса с коаксиальным зазором не менее 2 мм между внутренней поверхностью конденсатора и внешними краями конусов. Техническим результатом является получение конденсата водяного пара в полевых условиях, безопасного для перевозки любым видом транспорта, в стационарную лабораторию, исключая необходимость транспортировки газовой пробы в стальных баллонах. 3 ил.
Наверх