способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге

Формула изобретения

Способ контроля накопления радиоактивного осадка в центрифуге, включающий измерение гамма-излучения, отличающийся тем, что измеряют интенсивность излучения от исходной суспензии, которую сравнивают с интенсивностью излучения от накопленного осадка, при этом степень заполнения определяют по объемной доле осадка, рассчитываемой по формуле:

_t=(P_t-Р_р)/(k·I _ц-Р_р),

где _t - объемная доля осадка в момент времени t, равная отношению объема твердой фазы к рабочему объему центрифуги;

P_t - мощность экспозиционной дозы излучения от осадка в центрифуге в момент времени t, замеряемая детектором;

Р_р - мощность экспозиционной дозы излучения от центрифуги, заполненной исходной суспензией;

I_ц - удельная активность изотопа цезия-137 в ядерном топливе;

k - постоянный коэффициент пропорциональности.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технике контроля процесса разделения суспензий, полученных при растворении отработавшего ядерного топлива, в центрифугах.

Известен способ контроля накопления осадка в лабораторных пробирочных центрифугах с использованием стробоскопического эффекта, согласно которому при синхронизации вспышки осветительной лампы со скоростью вращения пробирок процесс осаждения твердой фазы виализируется. Объем осадка в пробирках может быть сфотографирован или отснят на кинопленку (Бочков Ю.П. Обогащение и брикетирование углей. 1963, № 30, стр.58-60).

Недостаток способа - центрифуги для осветления растворов отработавшего ядерного топлива по условиям эксплуатации не могут быть изготовлены из прозрачных материалов.

Широко распространены бесконтактные способы измерения толщины слоя материала с использованием источника гамма-излучения. Так, например, известен способ измерения толщины футеровки электропечи, согласно которому в определенную геометрическую точку внутри печи вводят источник гамма - излучения известной интенсивности (Заявка Франции № 2343996 МПК G01B 15/02, опубл. 1977 г.).

С помощью детектора измеряют снаружи кожуха в определенных геометрических точках интенсивность прошедшего через стенку излучения. Измеренные величины интенсивности сравнивают с эталонными, показывающими степень поглощения излучения в зависимости от толщины футеровки. По полученным данным для каждой серии измерений определяют толщину футеровки.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению и принятым за прототип, является способ измерения расстояния и толщины слоя при помощи гамма-лучей (Заявка ФРГ № 2225616 МПК G01B 15/02, опубл. 1973 г.).

Способ основан на определении интенсивности посылаемых источником излучения гамма-лучей, прошедших на пути к детектору через контролируемый материал, отличающийся тем, что возникающие изменения спектра гамма-лучей и/или интенсивности излучения используются в качестве функции толщины слоя материала.

Описанные способы измерения толщины слоя (аналоги и прототип) не могут быть использованы для контроля накопления осадка в центрифугах при осветлении растворов ядерного топлива по следующей причине. Интенсивность гамма-излучения от известных промышленных изотопных источников значительно меньше интенсивности гамма-излучения от продуктов растворения отработавшего ядерного топлива. Применение известных промышленных изотопных источников не позволяет уловить изменение интенсивности их излучения при прохождении через радиоактивную суспензию.

Изобретение решает задачу контроля заполнения ротора центрифуги осадком.

Технический результат, получаемый от реализации заявляемого изобретения обеспечивается тем, что в известном способе для определения толщины или накопления осадка, включающем определение изменения интенсивности от источника гамма-излучения, в начальный момент центрифугирования измеряют интенсивность излучения от заполненной исходной суспензией центрифуги, величину которой сравнивают с интенсивностью излучения от центрифуги с накопленным осадком в конце процесса разделения суспензии. Степень заполнения центрифуги оценивается по объемной доле осадка, определяемой расчетом по величинам мощностей экспозиционных доз гамма-излучения от центрифуги, заполненной исходной суспензией, осадком и по удельной активности изотопа цезия-137 в топливе перерабатываемой тепловыделяющей сборки.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором изобжена блок-схема для осуществления предлагаемого способа.

В состав схемы для реализации способа кроме центрифуги 1 входит детектор 2 гамма-излучения, установленный на расстоянии R от центрифуги и помещенный в свинцовую защиту 3. В защите выполнено отверстие-коллиматор 4,ось которого перпендикулярна оси центрифуги 1. Центрифуга 1 состоит из ротора 5, размещенного в кожухе 6. Разделяемая среда размещается в роторе в виде кольца, состоящего из слоя осадка 7 и слоя осветленного раствора 8. Исходная суспензия подается в ротор по трубопроводу 9, осветленный раствор отводится из центрифуги через патрубок 10.

Способ осуществляется следующим образом. После запуска центрифуги 1 на холостом ходу детектор 2 измеряет мощность экспозиционой дозы излучения от пустого ротора 5. Показания детектора 2 соответствуют величине фона гамма- активности в камере, где размещена центрифуга 1. Затем в ротор 5 по трубопроводу 9 подается осветляемая суспензия. По заполнению рабочего объема ротора измеряется мощность дозы излучения от ротора, заполненного исходной суспензией. Осветленный раствор непрерывно отводится из ротора 5 в кожух 6 центрифуги 1,откуда удаляется по сливному патрубку 10. Частицы взвеси суспензии под действием центробежной силы осаждаются на стенке ротора, формируя слой осадка, который вытесняет раствор от стенки в осветленный слой 8. Толщина осадка в процессе фугования непрерывно увеличивается. Поскольку удельная активность осадка больше удельной активности раствора то, мощность экспозиционной дозы, фиксируемая детектором 2,также непрерывно возрастает и является в любой момент времени фугования функцией объемной доли осадка, заполняющего ротор центрифуги.

Величина объемной доли осадка в роторе рассчитывается для момента времени t по формуле:

_t=(P_t-Р_р)/(k·I _ц-Р_р)

где _t - объемная доля осадка в роторе, равная отношению объема твердой фазы к рабочему объему ротора в момент времени t;

P_t - мощность экспозиционной дозы излучения от ротора, измеряемая детектором в момент времени t;

Р_р - мощность экспозиционной дозы излучения от ротора заполненного исходной суспензией;

I _ц - удельная активность изотопа цезия-137 в ядерном топливе перерабатываемой тепловыделяющей сборки;

k - постоянный коэффициент пропорциональности.

Величина I _ц определяется на установке входного контроля выгорания топлива в отработавшей тепловыделяющей сборке, поступающей на переработку.

Осветление исходной суспензии в центрифуге проводится до за данного значения , которому соответствует расчетное Р. Центрифуга останавливается на разгрузку при фиксации детектором 2 мощности эспозиционной дозы излучения, равной Р. После выгрузки осадка из ротора детектором 2 замеряется остаточная мощность дозы излучения от ротора Р _ок, величина которой сравнивается с интенсивностью фона P_o. Если Р_ок больше P_o, то в роторе центрифуги остался осадок, который необходимо удалить повторной распульповкой. При Р_ок=Р_о центрифуга готова к осветлению следующей порции суспензии.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет контролировать накопление радиоактивного осадка в роторе центрифуги при разделении суспензий, полученных от растворения отработавшего ядерного топлива.