Метод характеризации радиоактивных отходов с помощью ксенонового гамма-спектрометра Пья Сон Ньен

Содержание к диссертации

Введение

ГЛАВА 1. Радиоактивные отходы и их классификация 10

1.1 Образование и классификация РАО 10

1.2 Газообразные радиоактивные отходы 14

1.3 Жидкие радиоактивные отходы 18

1.4 Твердые радиоактивные отходы 21

Выводы 24

ГЛАВА 2. Обзор основных гамма-спектрометров, используемых для измерения радиоактивных материалов 25

2.1 Сцинтилляционные гамма-спектрометры 25

2.2 Полупроводниковые детекторы 32

Выводы 40

ГЛАВА 3. Ксеноновые гамма-спектрометры и их спектромертические характеристики 41

3.1 Описание ксенонового гамма-спектрометра с рабочим объемом 0,2 литра 41

3.2 Описание ксенонового гамма-спектрометра с рабочим объемом 6 литров 45

3.2 Метод измерения образцовых спектрометрических гамма-источников 50

3.4 Энергетическое разрешение 54

3.5 Линейность 62

3.6 Эффективность регистрации 64

Выводы

ГЛАВА 4. Моделирование ксенонового гамма-спектрометра для решения задач характеризации РАО 68

4.1 Необходимость моделирования КГС 68

4.2 Моделирование физических процессов переноса у-излучении методом Монте-Карло 70

4.3 Моделирование процессов взаимодействий гамма-излучения с веществом посредством пакета GEANT4 72

4.4 Моделирование ксенонового гамма-спектрометра в реальных условиях для характеризации РАО 73

4.5 Оценка эффективности регистрации моделируемых КГС 78

Выводы 79

ГЛАВА 5. Исследование возможности использования ксеноновых гамма-спектрометров для характеризации РАО 80

5.1. Измерение РАО ксеноновым гамма-спектрометром с рабочим объёмом 0,2 литра 80

5.1.1 Образцы радиоактивных отходов 80

5.1.2 Результаты измерений образцов РАО 80

5.2. Измерение РАО ксеноновым гамма спектрометром с рабочим объёмом 6 литров 85

5.2.1 Образцы радиоактивных отходов 85

5.2.2 Результаты измерений образцов РАО ксеноновым гамма-спектрометром

5.2.3. Расчет энергетического гамма-спектра от контейнера с РАО методом Монте-Карло 88

5.2.4. Метод определения активности радиоактивных отходов

5.3. Определение минимальной концентрации Ей в РАО, содержащих в

своем составе кобальт и цезий 93

Выводы 97

Заключение 98

Список литературы

• Жидкие радиоактивные отходы
• Описание ксенонового гамма-спектрометра с рабочим объемом 6 литров
• Моделирование процессов взаимодействий гамма-излучения с веществом посредством пакета GEANT4
• Измерение РАО ксеноновым гамма спектрометром с рабочим объёмом 6 литров

Введение к работе

Актуальность проблемы. Важной проблемой контроля и хранения радиоактивных отходов является определение их изотопного и количественного состава.

Характеризация радиоактивных отходов (РАО) это определение их радиоизотопного состава и активности изотопов с целью выяснения необходимости их дальнейшей коррекции, обработки или пригодности к дальнейшей переработке, хранению или захоронению.

Для характеризации больших объемов РАО различных типов, образующихся при демонтаже промышленных уран-графитовых реакторов и других ядерно- и радиационно-опасных объектов, необходимо использование экспрессных неразрушающих методов контроля на базе гамма-спектрометров, обладающих большой чувствительностью и высоким энергетическим разрешением регистрации. Кроме того, они должны обеспечивать надежное обнаружение и идентификацию РАО, а также обладать радиационной стойкостью и температурной стабильностью, т.е. высокой эксплуатационной надежностью. Поэтому разработка и создание новых типов спектрометрических приборов и методов характеризации на их основе представляются весьма сложной и актуальной задачей. В связи с этим в радиационной лаборатории НИЯУ МИФИ были проведены исследования при помощи гамма-спектрометров на основе сжатого ксенона с рабочим объемом 0,2 и 6 литров для решения задач идентификации и характеризации РАО. Цель работы.

Целью данной диссертационной работы является разработка метода для определения нуклидного состава отходов, измерения удельной и общей активности радионуклидов, находящихся в специальных контейнерах, с использованием ксенонового гамма-спектрометра.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

1. Исследование спектрометрических характеристик и возможностей ксенонового гамма-спектрометра (КГС).

2. Разработка модели КГС для решения задач характеризации РАО и расчет основных параметров измерительного комплекса методом Монте-Карло.

3. Разработка метода определения активности изотопов, входящих в состав содержимого контейнера с РАО.

4. Разработка метода измерения гамма-спектров от различных образцов промышленных РАО с помощью КГС.

5. Разработка метода обработки и анализа результатов измерения активности изотопов, содержащихся в контейнерах с РАО.

6. Разработка метода определение концентрации радионуклида Ей в смеси с ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs.

Научная новизна

Впервые разработан метод характеризации радиоактивных отходов с использованием ксенонового гамма-спектрометра, позволяющий с высокой степенью надежности идентифицировать радионуклидный состав и определять активность изотопов с точностью, удовлетворяющей требования характеризации РАО.

Разработана и создана виртуальная модель установки на базе ксенонового гамма-спектрометра для характеризации радиоактивных отходов по гамма-излучению, учитывающая геометрию измерения гамма-спектров, особенности упаковки РАО и ослабление потока гамма-квантов материалом, содержащимся в контейнере и его стенках.

Практическая значимость работы заключается в том, что на основе
приведенных в диссертации результатов экспериментальных исследований
продемонстрирована возможность использования ксеноновых

гамма-спектрометров на предприятиях промышленности, занимающихся сортировкой и хранением РАО для их характеризации. Основные положения, выносимые на защиту.

7. Экспериментальные результаты исследования спектрометрических характеристик КГС с объемами 0,2 и 6 литров.

8. Результаты математического моделирования эффективности регистрации гамма-квантов КГС для проведения характреризации РАО.

9. Экспериментальные результаты измерения энергетических спектров гамма-излучения РАО, содежащихся в контейнерах.

10. Результаты определения удельной активности РАО, в специализированных контейнерах и пороги обнаружения концентрации ¹⁵²Еи в смеси с ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs.

Достоверность

Достоверность результатов подтверждается хорошим согласием расчетов и экспериментов с паспортными данными радиоактивных источников ОСГИ. Различие результатов по определению активности не превышает 5%, что значительно лучше, чем требуется (погрешность 50%) для характеризации РАО.

Личный вклад автора

Разработал метод определения активности изотопов, входящих в состав содержимого контейнера, с применением экспериментально измеренных гамма-спектров и результатов моделирования процесса характеризация методом Монте-Карло.

Провел на основе экспериментальных данных анализ спектрометрических характеристик и возможностей гамма-спектрометрической установки на базе КГС.

Разработал и применил программу для моделирования КГС и расчета основных параметров измерительной установки методом Монте-Карло.

Провел измерения и обработку гамма-спектров изотопов от стандартного контейнера для твердых радиоактивных отходов.

1 S9

Определил порог обнаружения концентрации радионуклида Ей в
радиоактивных отходах, содержащих смеси с ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs.

Объем и структура работы.

Жидкие радиоактивные отходы

Радиоактивные отходы — ядерные материалы и радиоактивные вещества, дальнейшее использование которых не предусматривается [1]. Ядерными материалами являются материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества, а радиоактивные вещества это не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение. Радиоактивные отходы подразделяются на следующие виды [2]: 1) удаляемые радиоактивные отходы — радиоактивные отходы, для которых риски, связанные с радиационным воздействием, и иные риски, а также затраты, связанные с их извлечением, последующим обращением и захоронением, не превышают рисков и затрат, связанных с их захоронением в месте нахождения; 2) особые (неударяемые) радиоактивные отходы — радиоактивные отходы, для которых риски, связанные с радиационным воздействием, и иные риски, а также затраты, связанные с их извлечением из пункта хранения радиоактивных отходов, последующим обращением и захоронением, превышают риски и затраты, связанные с их захоронением в месте нахождения.

К жидким РАО [3] относятся не подлежащие дальнейшему использованию любые радиоактивные жидкости, растворы органических и неорганических веществ, пульпы и др. Жидкие отходы считаются радиоактивными, если в них удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства.

К твердым РАО относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, загрязненные объекты внешней среды, отверженные жидкие отходы, в которых удельная активность радионуклидов превышает значения минимально значимой удельной активности.

При известном радионуклидом составе в отходах они считаются радиоактивными, если сумма отношений удельной активности радионуклидов к их минимально значимой активности превышает 1. При неизвестном радионуклидном составе твердые отходы считаются радиоактивными, если их удельная активность больше: - 100 кБк/кг - для бета-излучающих радионуклидов; - 10 кБк/кг - для источников альфа-излучающих радионуклидов; - 1 кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

Гамма-излучающие отходы неизвестного состава считаются радиоактивными, если мощность поглощенной дозы у их поверхности (0,1 м) превышает 0,001 мГр/ч над фоном при соблюдении условий измерения в соответствии с утвержденными методиками.

Жидкие и твердые РАО подразделяются по удельной активности на три категории. В случае, когда по приведенным в таблице 1.1 характеристикам радионуклидов отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое значение категории отходов.

Для предварительной сортировки твердых отходов рекомендуется использование критериев по уровню радиоактивного загрязнения (таблица 1.2) и по мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 м от поверхности при соблюдении условий измерения в соответствии с утвержденными методиками: - низкоактивные - от 0,001 мГр/ч до 0,3 мГр/ч; - среднеактивные - от 0,3 мГр/ч до 10 мГр/ч; - высокоактивные - более 10 мГр/ч. При обращении с РАО, помимо их агрегатного состояния и удельной активности, должны учитываться и другие их физические и химические характеристики, в частности, взрыво- и огнеопасность, органические или неорганические и т.п.

В настоящее время на предприятиях Минатома России в 105 пунктах хранения находится более 500 млн. м жидких радиоактивных отходов, суммарная альфа-активность которых оценивается в 1,9x1016 Бк, а суммарная бета-активность - 7,3x1019 Бк. Твердые радиоактивные отходы, суммарная альфа-активность которых составляет 6x10 Бк и бета-активность - 8,1x10 , находятся в 274 пунктах хранения и составляют по массе около 180 млн. т.

Под газообразными радиоактивными отходами (ГРО), образующимися в процессе эксплуатации АЭС, подразумеваются газо-аэрозольные выбросы, к которым относятся газы, аэрозоли, дымы и туманы, содержащие в своем составе радионуклиды (инертные радиоактивные газы - аргон, ксенон, криптон, йоды, 3Н, 14С, аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89Sr, 90Sr и

Наиболее значительную роль в формировании радиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивные газы и изотопы йода. В целом в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18 изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрения радиационной опасности для населения наибольшее значение имеют радионуклиды криптона, ксенона и йода. Кроме этих нуклидов весьма значительную роль играют аэрозольные выбросы изотопов стронция - 89Sr, 90Sr и цезия - 134Cs, 137Cs которые являются продуктами распада газообразных нуклидов.

Основным путем поступления газо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР являются дегазация и испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивными веществами в результате активации (3Н, 14С, 41Аг) и непосредственного ее контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I, С, Кг, Хе, Sr, Се, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферный воздух летучих радиоактивных веществ (в особенности Н) от реактора ВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура и самого реактора.

Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК в основном определяется газами поступающими с эжекторов турбины — это радионуклиды продуктов деления (радионуклиды криптона и ксенона). Кроме этого в состав газообразного выброса входит газ активационного происхождения - Аг, образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контура охлаждения. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит, вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора, т.е. от количества ТВЭЛов с дефектными оболочками, находящихся в активной зоне реактора, и размера дефектов а активность 41Аг - от мощности реактора.

Описание ксенонового гамма-спектрометра с рабочим объемом 6 литров

Новые возможности использования HPGe детекторов связаны с развитием методики сегментирования кристаллов. Методика сегментирования HPGe детекторов была разработана в конце 80-х годов и основана на разбиении детектора на два сегмента - верхний и боковой.

Верхний слой (сегмент) используется для регистрации мягких гамма-квантов с энергиями до 150 кэВ. В этой области энергий основной процесс взаимодействия гамма-квантов - фотоэффект. Комптоновские фотоны и фоновые события режектируются с помощью нижнего сегмента, включенного в схему антисовпадения. Гамма-кванты больших энергий регистрируются нижним сегментом, который защищается от мягких гамма-квантов верхним сегментом. Сегментирование позволяет в несколько раз повысить чувствительность спектрометра на основе HPGe.

Радиационная стойкость полупроводниковых спектрометрических гамма-детекторов значительно меньше сцинтилляционных и существенно зависит от вида облучения, типа кристалла и его размеров. Заметные изменения свойств этих детекторов могут происходить в процессе их работы, так как в этих кристаллах под действием ионизирующего излучения происходит накопление необратимых радиационных повреждений. Различные виды взаимодействия ионизирующего излучения с веществом детектора приводят к возникновению дефектов в структуре его кристаллической решетки, и в большинстве случаев эти повреждения возрастают пропорционально дозе облучения. Германиевые детекторы имеют энергетическое разрешение, намного превосходящее энергетическое разрешение Nal детекторов, и они больше пригодны для задачи разрешения сложных спектров гамма-излучения и получения информации об изотопном составе материалов. Чем больше размеры полупроводникового детектора, тем раньше начинается деградация его энергетического разрешения при облучении ионизирующими излучениями.

Спектр гамма-источника Ва, измеренный коаксиальным Ge(Li) детектором. Цифрами указана энергия гамма-линий в кэВ.

Полупроводниковые детекторы на основе материала - теллурида кадмия (CdTe и CdZnTe) используются в атомной промышленности и медицине, в космических исследованиях и при обеспечении радиационной безопасности, во многих других промышленных и лабораторных применениях [23]. Эти детекторы не требуют при выполнении измерений охлаждения до криогенных температур, но иногда для уменьшения шумов (особенно при измерениях в рентгеновской области) их охлаждают малогабаритными термоэлектрическими холодильниками, основанными на эффекте Пельтье. Следует отметить, что особого прогресса в увеличении объемов чувствительной области пока не достигнуто, что важно для повышения эффективности регистрации в гамма-диапазоне. Объемы чувствительной области у теллуридкадмиевых детекторов лежат в пределах от единиц кубических миллиметров до одного кубического сантиметра. Наиболее целесообразно применять эти детекторы для регистрации гамма-квантов с энергиями до 1 МэВ. Энергетическое разрешение для линии 122 кэВ лежит в пределах 5-12 кэВ, а для линии 662 кэВ - в пределах 15-55 кэВ [24]. По этим причинам эти детекторы находят применение только для измерения однотипных хорошо детерминированных спектров (например, определение обогащения урана) или для анализа высокоактивных образцов (например, контроль тепловыделяющих сборок в бассейнах выдержки). Теллуридкадмиевые детекторы существенно уступаеют германиевым по эффективности и энергетическому разрешению, поэтому они находят специализированное применение в измерительной практике. Выводы

Представлен краткий обзор наиболее распространенных гамма-спектрометров для регистрации гамма-излучения в диапазоне энергий от десятков кэВ до нескольких МэВ. На основе вышеуказанной информации можно сделать выводы:

Для решения задач идентификации и характеризации РАО необходимы спектрометры с хорошим энергетическим разрешением, такие как полупроводниковые детекторы. Однако они дороги, невелики по размерам их применение требует дополнительной системы охлаждения детектора;

Для уменьшения времени набора статистики необходимы гамма-детекторы с большим чувствительным объемом: детекторов на основе сцинтилляционных кристаллов. Однако их энергетическое разрешение невелико.

В связи с этим разработка и создание новых типов гамма-спектрометической аппаратуры, обладающей высоким энергетическим разрешением и большой чувствительностью, представляется весьма актуальной задачей.

В радиационной лаборатории Института Космофизики НИЯУ МИФИ был разработан гамма-спектрометр на основе цилиндрической ионизационной камеры, наполненной сжатым ксеноном. Данный прибор обладает хорошим энергетическим разрешением и эффективностью регистрации гамма-квантов [25]. Также гамма-спектрометр обладает высокой радиационной и температурной стойкостью [26, 27]. Ксеноновые гамма-спектрометры могут быть использованы для характеризации РАО по гамма-излучению радионуклидов. В зависимости от задач эксперимента можно выбрать детекторы различного объема от 0,2 до 6 литров. В следующих главах использовались КГС с объемом 0,2 и 6 литров.

Научные исследования с применением ксенонового гамма-спектрометра объёмом 0,2 литра проводились на одном из предприятий атомной промышленности. В рамках работ были измерены гамма-спектры от радиоактивных источников из набора ОСГИ. Была определена зависимость энергетического разрешения прибора в зависимости от энергии гамма-линии. Также получена эффективность регистрации гамма-квантов в зависимости от энергии частиц. Эти результаты необходимы для создания виртуальной модели ксенонового гамма-спектраметра .

Были проведены измерения с использованием радиоактивных источников из набора ОСГИ и определены реальные физико-технические характеристики гамма-спектрометра.

В измерениях использовалась спектрометрическая электроника на основе универсального мобильного спектрометрического комплекса «Колибри» производства российской фирмы «Грин Стар» [28]. Она позволяет осуществлять набор, обработку и хранение полученных спектров на персональном компьютере. На рис 3.3 представлена фотография комплекса "Колибри" фирмы "Green Star".

Моделирование процессов взаимодействий гамма-излучения с веществом посредством пакета GEANT4

Данная глава посвящена вопросам моделирования гамма-спектрометра на основе сжатого ксенона для задач характеризации радиоактивных отходов. Необходимость симуляции гамма-спектров вызвана сложностью определения активности объемных источников, для которых требуется учитывать ослабление излучения содержимым контейнера и его стенками. Для решения этой проблемы можно использовать численные расчеты на основе метода Монте-Карло.

Основные физические законы, описывающие взаимодействия и процессы в природе, имеют четкое определение и могут быть описаны математически с помощью аналитических выражений и формул. Характеризация радиоактивных отходов тесно связана с вопросами гамма-спектрометрии, а также ядерной физики. Гамма-излучение, которое возникает в результате радиоактивных распадов, имеет диапазон энергий от нескольких кэВ до 11 МэВ. Например, ядро изотопа Na испускает гамма-кванты с энергией 11258,9 кэВ [32]. Процессы взаимодействия такого гамма-излучения относительно низких энергий с веществом (фотоэффект, эффект Комптона, образование электрон-позитронных пар и т.д.) достаточно хорошо изучены и описаны. Количество гамма-квантов, проходящих через вещество, описывается выражением: N(x)=N0-e-"-\ (4.1) где х — толщина поглотителя, ju — массовый коэффициент ослабления, No — количество гамма-квантов, падающих на поглотитель. В случае простой геометрии эксперимента, конструкции детектора и точечного источника такое выражение даёт хороший результат. Когда конструкция детектора усложняется, источник гамма-излучения является объемным со сложной функцией распределения радиоактивного вещества, то аналитическое выражение для числа регистрируемых частиц найти крайне затруднительно.

Радиоактивный распад ядер является случайным процессом. Также одиночные акты взаимодействия гамма-излучения с веществом являются случайными. В таких случаях для того, чтобы получить энергетический гамма-спектр от радиоактивного источника, можно применять моделирование, основанное на методиках и алгоритмах, описывающих случайные величины.

Изготовление новых детекторов на начальном этапе производства является дорогостоящей процедурой, поэтому при создании нового оборудования целесообразно провести моделирование его характеристик, чтобы оценить возможности и параметры будущего прибора.

В некоторых случаях виртуальный эксперимент требует меньше финансовых и материальных затрат, чем реальные измерения. Тогда имеет смысл провести моделирование эксперимента для получения оценки интересующих величин. В некоторых случаях в природе сложно найти или же не существует объектов с интересующими экспериментатора параметрами. Например, в природе не существует радиоактивных источников с произвольным набором гамма-линий. Для нужд гамма-спектрометрии моделирование позволяет получить энергетические спектры от радиоактивных гамма-источников с любой энергией.

В качестве метода, выбранного для оценки результатов измерений от источников сложной и объемной геометрии, используется метод Монте-Карло, который также, как и радиоактивные процессы, в своей основе описывается математикой случайных величин. 4.2 Моделирование физических процессов переноса у-излучении методом Монте-Карло

Наряду с традиционными методами, основанными на вычислениях с помощью аналитических выражений по данным из таблиц и справочников физических величин, одним из часто применяемых методов расчета переноса излучения является метод Монте-Карло [33, 34].

Этот компьютерный метод является наиболее универсальным. Он позволяет описать геометрию эксперимента любой сложности. Параметры частицы непрерывно отслеживаются во время расчета.

Недостатком данного метода является относительно большое количество затраченного времени в случае сложной геометрии моделируемой установки. Однако, благодаря расту вычислительной производительности современных компьютеров, даже сложные расчеты при должном подходе могут занимать разумное время.

В основе метода Монте-Карло лежит многократный розыгрыш случайного величины, вероятность которой подчиняется законам, описывающим исследуемый процесс.

Для моделирования взаимодействия гамма-излучения с веществом существует множество библиотек, основанных на методе Монте-Карло: GEANT4, EGS4(EGSnrc), PYTHIA, FLUKA, MCU.

MCNP — (Monte Carlo N-Particle) - набор библиотек общего назначения для моделирования взаимодействия нейтронов, электронов, протонов, фотонов и др. Проект развивает Лос-Аламосская национальная лаборатория. Для использования этой программы необходима индивидуальная лицензия. Однако для её получения нужно получить разрешение центра по информации о радиационной безопасности США (Radiation Safety Information Computational Center (RSICC)). Это накладывает ограничения на работу с данным программным обеспечением [34].

Измерение РАО ксеноновым гамма спектрометром с рабочим объёмом 6 литров

Для изучения возможность идентификации радиоактивных отходов по гамма-излучению радионуклидов с использованием ксенонового гамма-спектрометра с чувствительным объемом 0,2 литра были набраны спектры от реальных образцов РАО.

Всего было измерено три образца РАО, которые представляли собой три различные пробы из системы сбора радиоактивных отходов. Каждая проба была помещена в стеклянный флакон.

Анализ измеренных КГС гамма-спектров показывает наличие в образцах №1-№3 РАО изотопов 241Am, 134Cs, 137Cs, 152Eu, 154Eu и 60Co. В спектрах №1-№3 РАО измеренных коаксиальным полупроводниковым детектором обнаружены те же самые изотопы 241Am, 134Cs, 137Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, которые определяются ксеноновым гамма-детектором, что говорит о способности КГС идентифицировать радионуклиды в радиоактивных отходах. В результате обработки гамма-спектров были получены активности обнаруженных в образцах РАО изотопов. Расчетные значения активностей изотопов в образцах №1-№3 РАО представлены в таблице 5.1.

Результаты измерения образцов РАО ксеноновым гамма-детектором с рабочим объемом 0,2 литра позволяют сделать заключение, что ксеноновый гамма-детектор имеет достаточные спектрометрические характеристики для идентификации и характеризации радиоактивных отходов по гамма-излучению радионуклидов.

По результатам измерений гамма-спектров от образцов с помощью КГС объемом 0,2 л были разработаны технические предложения по применению ксенонового гамма-детектора для целей идентификации радионуклидов в реальных образцах РАО: - для ускорения набора гамма-спектров целесообразно использовать КГС большего объема, т.к. они имеют выше эффективность регистрации и чувствительность. 5.2. Измерение РАО ксеноновим гамма спектрометром с рабочим объёмом 6 литров

Для изучения возможности характеризации радиоактивных отходов по гамма-излучению радионуклидов КГС с рабочим объемом 6 литров были набраны спектры от реального образца РАО [41].

Во время измерения образец РАО располагался перпендикулярно главной оси ксенонового гамма-спектрометра на расстоянии 70 см от края КГС.

Измерения при помощи установки с ксеноновым гамма-спектрометром для характеризации РАО проводились в отраслевой лаборатории. Объектом исследований был контейнер размерами 215x215x77 см и массой содержимого 1300 кг. Толщина стальной стенки 8 мм. Контейнер был наполнен сталью в виде кусков различной формы, загрязненной радионуклидами 137Cs и 60Со. Схема расположения КГС для измерения РАО показана на рисунке 5.4.

Фоновый и гамма-спектр от содержимого контейнера. На спектре видно, что детектор регистрирует пики 137Cs и 60Со. Для определения активности содержимого контейнера необходимо проанализировать данные пики (рис. 5.6 ) 500 600 700 800 900 1 000 1 100 1 200 1300 1 400 1 500

Стенки контейнера ослабляют гамма-излучение, помимо этого поток гамма-квантов уменьшается вследствие взаимодействия с веществом внутри контейнера. Эти факторы необходимо учитывать при расчете активности. 5.2.3. Расчет энергетического гамма-спектра от контейнера с РАО методом Монте-Карло

Для того, чтобы получить корректные значения активности радиоактивного содержимого контейнера, было проведено моделирование эксперимента по регистрации гамма-излучения от объемного источника в виде контейнера с толщиной стенки 8 мм. Сделано предположение, что контейнер содержал сталь. Активность моделируемого источника ( Cs) имеет равномерный по объему и изотропный характер. Количество гамма-квантов испущенных источником, соответствовало суммарной активности содержимого контейнера 400 МБк. Это соответствует объемной активности 116,5 кБк/дм . Расположение виртуального КГС соответствовало реальной схеме измерения, приведенной на рис (5.4). 40

Аналогичное моделирование было проведено для энергий гамма-квантов 1174 кэВ и 1332 кэВ. Результаты обработки спектров представлены в таблице 5.1.

Сравнение экспериментальных и полученных с помощью моделирования данных позволит оценить удельную активность содержимого контейнера с помощью метода, который будет описан в следующем пункте данной главы.

Активность радиоактивных отходов определяется посредством гамма-спектрометрической уствновки на основе импульсной ионизационной камеры, заполненной сжатым ксеноном. Используя экспериментальные гамма-спектры и данные, полученные с помощью расчета методом Монте-Карло, получают оценку активности источника любой геометрической формы. Метод имеет следующие этапы: