Разработка экспериментальных приборных средств и методик их применения для поиска и характеризации источников ионизирующего излучения в сложной радиационной обстановке (стр. 5 )

Рис. 9. Фрагмент низкоэнергетической области аппаратурного спектра (кривая 1). Заштрихованная область – фоновая подложка. Разностный спектр (полезный сигнал в виде пика определенной энергетической линии) показан в верхнем правом углу.

Из рисунка видно, что фоновая подложка настолько искажает этот пик, что, при наличии еще и статистических шумов, обнаружить его становиться затруднительно. Тем не менее, выделить пик становится возможным, если вычесть фоновую подложку, которая на этом рисунке обозначена заштрихованной областью. Осуществив такую операцию, можно выделить информативный фрагмент спектра, который на рисунке изображен в верхнем правом углу. Таким образом, суть методики заключается в определении фоновой подложки и ее вычитании из аппаратурного спектра. Оценку фоновой подложки можно осуществлять разными способами. Наиболее простым является способ, основанный на процедуре фильтрации аппаратурного спектра, т. е. его сглаживания и последующего использования в качестве подложки. В этом случае разностный спектр будет содержать информацию, в которой можно визуально выделить искомые пики характеристического излучения урана.

Область интереса, в которой находятся пики характеристического излучения серии Kαβ урана, соответствует энергетическому интервалу ΔЕ≈(80÷130) кэВ. В этом энергетическом интервале находятся 7 основных линий характеристического излучения урана. Для спектрометрического детектора на основе CdZnTe с его типичным энергетическим разрешением на аппаратурном спектре, даже в идеальных условиях измерений (отсутствие фоновой подложки), будут наблюдаться только два пика, являющиеся наложением линий с энергиями 94,65 и 98,43 кэВ (первый пик), а также всех остальных, расположенных в энергетическом интервале ~ (110÷115) кэВ (второй пик). Под воздействием внешнего излучения контролируемого образца формируется характеристическое излучение свинца, линии которого лежат в диапазоне ~ (74÷85) кэВ. Эти линии не попадают в энергетическую область характеристического излучения урана, но оказывают негативное влияние на процедуру сглаживания спектра, поэтому внутренняя поверхность свинцовой защиты имеет защитный кожух из кадмия, защищающий детектор от характеристического излучения свинца.

Можно сформулировать критерии для подтверждения наличия урана в образце: 1) обнаружение пиков характеристического излучения урана в области интереса ΔЕ≈(90÷120)кэВ, 2) наличие в спектре пика излучения Cs137, интенсивность которого должна быть больше интенсивности фонового излучения. Первый признак является основным и определяющим. Пики характеристического излучения урана должны проявляться только в пределах энергетического интервала ΔЕ≈(90÷120) кэВ. Проявление этих пиков на разностном спектре зависит от интенсивности характеристического излучения урана, которая в свою очередь определяется толщиной стенки контейнера или пенала, в котором хранятся отходы. Если не выполнялись оба критерия, то исследуемый объект относился к классу ТРО, не содержащих уран.

Апробация методики проводилась с помощью разработанной дистанционно управляемой спектрометрической системы с детектором CdZnTe во время работ по характеризации твердых радиоактивных отходов (ТРО), находящихся в хранилищах реактора МР и объекта «Ромашка». Для определения наличия ОЯТ в ТВС и петлевых каналах использовалась дистанционно управляемая спектрометрическая система с детектором CdZnTe. На рис.10 представлен спектр излучения изделия, извлеченного из хранилища СУЗ, полученный с помощью этой системы.

Рис.10. Спектр излучения ТВС.

На полученном спектре линии характеристического излучения урана и пик излучения 137Cs четко выражены, что означает наличие в исследуемом объекте отработавшего ядерного топлива. В результате проведенных измерений были идентифицированы отработавшие тепловыделяющие сборки (ОТВС), содержащие отработавшее ядерное топливо и надлежащие удалению из зала МР во временные хранилища ОЯТ.

Целью обследования хранилища ОЯТ комплекса «Ромашка» являлась сепарация ТРО на отходы содержащие и не содержащие ОЯТ. При извлечении ТРО из хранилища объекта «Ромашка» проводились измерения спектров каждого образца на предмет определения радионуклидного состава и оценки их активности, а также наличия в пеналах ТРО урансодержащих материалов. На рис. 11 приведены спектры излучения от пеналов с ТРО. Там же показаны сглаженные спектры, полученные с помощью процедуры определения скользящего среднего значения. Для большей наглядности разностные спектры представлены на рисунке увеличенными в 15 раз. В области отсутствия каких-либо пиков, разностный спектр имеет специфический статистический шум, амплитуда которого не превышает 200 условных единиц (эта диапазон обозначен заштрихованной областью на рис. 11.а). То, что выходит за рамки заштрихованной области связано с формированием каких-либо пиков (например, пиков вылета), в том числе и пиков характеристического излучения урана.

а)

б)

Рис. 11. а) Результаты измерения образца ТРО, содержащего уран. Разностный спектр изображен увеличенным в 15 раз. Заштрихованная область характеризует величину статистического разброса разностного спектра, в тех областях, где отсутствует формирование каких-либо пиков. б) Результаты измерений ТРО не содержащих урана.

Видно, что на рис.11.а в области интереса ΔЕ≈90÷120 кэВ на разностном спектре наблюдаются пики характеристического излучения урана. При этом выполняются первый критерий наличия урана в образце -  визуальное обнаружение пиков характеристического излучения урана. Проявление этих пиков на разностном спектре зависит от интенсивности характеристического излучения урана, которая в свою очередь определяется толщиной стенки контейнера или пенала, в котором хранятся отходы. Если не выполнялись оба критерия, то исследуемый объект относился к классу ТРО, не содержащих уран. Примером такой ситуации может служить результат измерений, представленный на рис. 11.б, на котором представлен спектр излучения от пенала из ячейки №7.

По пику полного поглощения можно осуществлять оценку двух величин – мощности дозы, создаваемой конкретным радионуклидом объекта измерения в месте расположения детектора, и активности этого радионуклида. Таким образом, в результате обследования были рассортированы объекты содержащие, и не содержащие отработавшее ядерное топливо и определены их активности.

Разработанная система постоянно используется для измерений спектров излучения ТРО в зале МР, для получения распределений радиоактивных источников в этом зале и оценки вклада от этих источников в МЭД. На основании получаемых результатов проводятся мероприятия по снижению МЭД зоне проведения работ

В заключении приведены основные результаты, полученные в работе:

Разработан и изготовлен переносной спектральночувстительный коллимированный детектор (СКД). Проведены определение его рабочих параметров - углового разрешения, спектрального разрешения, чувствительности и т. д.

Разработана методика поиска источников в хранилище Грозненского химического комбината.

В большей степени благодаря использованию СКД ликвидирована радиационная авария на Грозненском химическом комбинате.

Разработана и изготовлена радиометрическая система робототехнического комплекса. Проведена ее наладка, калибровка и измерение технических параметров.

Применение радиометрической системы установленной на роботе в работах по обследованию хранилищ реактора МР и объекта “Ромашка” показало ее эффективность в задачах по определению распределения радиоактивности в различных объектах.

Разработана и изготовлена дистанционно управляемая спектрометрическая система. Проведена его наладка и определение рабочих параметров.

Разработана методика обследования радиоактивных объектов с помощью данной системы.

Разработана методика дистанционных неразрушающих измерений ТРО с целью определения наличия в них отработавшего ядерного топлива.

Дистанционно управляемая спектрометрическая система использовалась для обследований пеналов с ТРО из хранилищ реактора МР и объекта “Ромашка”. С помощью этой системы определено наличие отработавшего ядерного топлива в пеналах неразрушающим дистанционным методом.

По теме диссертации опубликовано 6 научных статей в реферируемых отечественных журналах

1.  , , и др. Измерение распределения поверхностной плотности активности в шахте реактора 4-го энергоблока Чернобыльской АЭС // Атомная энергия, 1990, т. 69, вып. 3, с. 164-167.

2.  Волкович В. И и др. Применение коллимированного детектора при ликвидации последствий аварии в машинном зале 4 энергоблока ЧАЭС // Атомная энергия, 1990, т.69 вып. 6 с.389-391.

3.  , , Ликсонов С. В. и др. Измерение гамма-поля, создаваемого объектом «Укрытие» с помощью коллимированного спектрометра // Атомная энергия, 1991, т.71 вып. 6, с.534-539.

4.  , , Измерение полей фотонного ионизирующего излучения в реакторном зале 4-го блока ЧАЭС // Атомная энергия, 2000, т. 88, вып. 3, с. 203-207.

5.  , , Данилович управляемый коллимированный детектор γ-излучения для измерения радиоактивных загрязнений // Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 2, , с. 82-84.

6.  , , и др. Применение дистанционно управляемой коллимированной дозиметрической системы для обследования хранилища отработавшего топлива МР // Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 3, с. 162-165.