[1]Изобретение относится к области измерительной техники и может быть использовано для проведения радиационного контроля внутренних поверхностей трубопроводов, подлежащих дезактивации, с целью определения наличия и уровня радиоактивных загрязнений.
[2]Известен миниатюрный детектор фотонного излучения, содержащий сцинтиллятор, оптически соединенный с двумя фотоприемниками, подключенными к электронным схемам усиления и обработки сигналов, размещенные в едином корпусе, имеющем разъем для подключения к внешним устройствам, отличающийся тем, что в качестве сцинтиллятора используют полистирольный или поливинилтолуольный сцинтиллятор с добавлением олова или свинца в процентном содержании 0,5-2%, первый фотоприемник электрически соединен с электронной схемой счета импульсов (счетный канал), содержащей усилитель-формирователь сигналов, аналого-цифровой преобразователь и радиоэлектронный функциональный узел (РЭФУ) преобразования полученного аппаратурного спектра в дозу фотонного излучения, второй фотоприемник электрически соединен с электронной схемой измерения (см. патент RU №2811667).
[3]Недостатками аналога являются невозможность эксплуатировать его при условиях постоянного контакта с шероховатой металлической поверхностью а также наличия остатков дезактивирующих абразивных и агрессивных химических компонентов в среде проведения радиационного контроля. Устройство не имеет приспособлений для его перемещения по внутреннему объёму дезактивируемого трубопровода. Кроме того, устройство не позволяет измерить характеристики альфа- и бета-излучения.
[4]Известен миниатюрный дозиметр-радиометр-спектрометр, содержащий два параллельно включенных измерительных канала, каждый из которых содержит кремниевый детектор ионизирующего излучения с преобразователем напряжения, соединенным выходом с входом управляемого зарядочувствительного усилителя, выход которого соединен с входом усилителя-формирователя, а выход последнего - с входом амплитудно-цифрового преобразователя, включающего схему спектрометра с набором компараторов, причем к зарядочувствительным усилителям измерительных каналов подключен калибратор, а выходы амплитудно-цифровых преобразователей измерительных каналов соединены через решающее устройство с интерфейсом беспроводной связи (см. патент RU №156901).
[5]Недостатками аналога являются невозможность эксплуатировать его при условиях постоянного контакта с шероховатой металлической поверхностью, а также наличия остатков дезактивирующих абразивных и агрессивных химических компонентов в среде проведения радиационного контроля. Устройство не имеет приспособлений для его перемещения по внутреннему объёму дезактивируемого трубопровода. Кроме того, устройство имеет только одно входное окно для регистрации ионизирующего излучения, что не позволяет при его применении в трубопроводе по результатам измерений получить полную информацию о радиационной обстановке в конкретном участке трубопровода и оценить необходимость проведения его повторной дезактивации. Кроме того, устройство не предназначено для регистрации больших потоков излучения.
[6]Наиболее близким решением, выбранным в качестве прототипа, является дозиметр-радиометр персональный МКС-03СА производства ООО «СНИИП-АУНИС» (регистрационный номер в Федеральном информационном фонде по обеспечению единства измерений: 44593-10, https://all-pribors.ru/opisanie/44593-10-mks-03sa-46906). Указанный дозиметр-радиометр предназначен для измерения амбиентного эквивалента дозы, мощности амбиентного эквивалента дозы гамма- и рентгеновского излучений, плотности потока бета-частиц, индикации плотности потока альфа-частиц, а также индикации интенсивности потока ионизирующих частиц. Корпус прибора изготовлен из ударопрочного полистирола, в котором установлен торцевой газоразрядный счетчик, печатная плата с элементами измерительной схемы, звуковой динамик для озвучивания результатов измерений и включения тревожной звуковой сигнализации и элементы питания. Результаты измерений выводятся на графический жидкокристаллический дисплей. Прибор также имеет встроенный USB-порт для связи с персональным компьютером.
[7]К недостаткам данного решения относится материал корпуса дозиметра-радиометра, который не позволяет эксплуатировать его при условиях постоянного контакта с шероховатой металлической поверхностью, а также наличия остатков дезактивирующих абразивных и агрессивных химических компонентов в среде проведения радиационного контроля. Также данный дозиметр-радиометр не имеет приспособлений для его перемещения по внутреннему объёму дезактивируемого трубопровода. Кроме того, прототип имеет только одно входное окно для регистрации ионизирующего излучения, что не позволяет по результатам измерений получить полную информацию о радиационной обстановке в конкретном участке трубопровода и оценить необходимость проведения его повторной дезактивации. Кроме того, для регистрации альфа- и бета-излучения необходимо вручную снять съёмный экран с корпуса прибора, что не представляется возможным при проведении измерений внутри узких трубопроводов.
[8]Предлагаемое изобретение направлено на решение проблемы невозможности осуществления бездемонтажной дезактивации трубопроводов ядерно-энергетических установок при проведении их ремонта или вывода из эксплуатации ввиду отсутствия устройств, позволяющих контролировать качество проведения данного процесса, что приводит к необходимости проведения демонтажных работ и, как следствие, получению высоких дозовых нагрузок персоналом. Проблема решается тем, что предлагается устройство, которое может быть протянуто внутри дезактивируемого трубопровода и проконтролировать радиационную обстановку в любой точке, определив тем самым степень остаточного радиоактивного загрязнения и позволив принять решение о необходимости проведения дополнительной процедуры бездемонтажной дезактивации в конкретных участках трубопровода.
[9]Сущность изобретения заключается в использовании дозиметра-радиометра в корпусе с покрытием из карбида вольфрама, имеющем по одному входному окну с заслонками для регистрации ионизирующего излучения с каждой из сторон, которые открываются и закрываются по сигналу, поступающему с блока управления. При этом проводной интерфейс для обмена данными с блоком управления заключен в абразивостойкий полимерный рукав, протягиваемый по длине дезактивируемого трубопровода.
[10]Технический результат изобретения заключается в том, создается устройство, которое можно доставить в любой участок дезактивируемого трубопровода ядерно-энергетической установки всех возможных длин, диаметров и конфигураций без потери его работоспособности и которое при этом может дать всю необходимую информацию о радиационной обстановке в любой точке трубопровода, что позволяет обеспечить использование бездемонтажной дезактивации трубопроводов и, как следствие, значительно снизить дозовые нагрузки на персонал.
[11]Сущность заявляемого изобретения поясняется фиг. 1, где представлен эскиз заявляемого устройства, используемого при реализации процедуры радиационного контроля внутреннего объёма трубопровода. Заявляемое устройство включает блок детектирования со схемой регистрации излучения, заключенный в корпус с покрытием из карбида вольфрама 1, имеющий входные окна с заслонками 2. Связь блока детектирования 1 с блоком управления 3 осуществляется через проводной интерфейс, заключенный в абразивостойкий полимерный рукав 4, протягиваемый по дезактивируемому трубопроводу 5.
[12]Заявляемое изобретение работает следующим образом. Блок детектирования 1 протягивается с помощью абразивостойкого полимерного рукава 4 к участку дезактивируемого трубопровода 5, в котором необходимо оценить радиационную обстановку. По достижении блоком детектирования интересующего участка с блока управления 3 через проводной интерфейс, заключенный в абразивостойком полимерном рукаве 4, подается сигнал, запускающий автоматизированную процедуру измерения радиационных характеристик, состоящую из следующих этапов: измерения мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения в течение заданного времени, открытия заслонок на входных окнах 2, измерения плотности потока бета-частиц, индикации плотности потока альфа-частиц в течение заданного времени, закрытия заслонок на входных окнах 2, вывода измеренных значений на блок управления 3. По окончании измерений оператор дозиметра-радиометра принимает решение о необходимости повторной дезактивации участка либо продвигает блок детектирования к следующему участку трубопровода, протягивая вперёд абразивостойкий полимерный рукав 4.
[13]Корпус, в который заключён блок детектирования 1, имеет покрытие из карбида вольфрама, обеспечивая стойкость к воздействию агрессивных химических и абразивных сред, остающихся в трубопроводе после дезактивации, а также позволяя продвигать блок детектирования по шероховатой внутренней поверхности трубопровода без серьёзных повреждений, обеспечивая его работоспособность.
[14]Абразивостойкий полимерный рукав 4 представляет собой шланг, в который заключен проводной интерфейс, обеспечивающий связь блока детектирования с блоком управления (например, RS485), и может быть выполнен из резиновых пескостойких материалов.
[15]Пример осуществления изобретения
[16]Устройство применяется для радиационного контроля внутренних поверхностей трубопровода пароводяного канала ядерно-энергетической установки после проведения бездемонтажной дезактивации в рамках вывода из эксплуатации энергоблока атомной электростанции. Диаметр трубопровода составляет 80 мм, протяженность - 10 м. Имеется два изгиба. Схема использования устройства в примере соответствует изображению на фиг. 1 с эскизом заявленного устройства. Блок детектирования 1 протягивается с помощью абразивостойкого полимерного рукава 4 к первому участку трубопровода, расположенному у входа. Проводится измерение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения в течение 1 минуты, затем происходит открытие заслонок на входных окнах 2 с последующим измерением плотности потока бета-частиц в течение 1 минуты, после чего проверяется наличие плотности потока альфа-частиц в течение 1 минуты. По окончании измерений на экран блока управления 3 выводится информация об отсутствии радиационного загрязнения на данном участке трубопровода. Далее блок детектирования 1 протягивается поочередно к следующим точкам измерения трубопровода, расположенным через каждые 50 см по всей длине трубопровода. Во всех точках проводится серия вышеприведенных измерений. В одной из точек по окончании измерений на блок управления 3 выводится информация о зафиксированной плотности потока бета-частиц со значением выше контрольного уровня. Блок детектирования 1 вытягивается из трубопровода в обратном направлении, после чего проводится повторная бездемонтажная дезактивация трубопровода в точке, где обнаружено загрязнение. Далее блок детектирования 1 снова протягивается к данной точке, где фиксирует отсутствие радиоактивных загрязнений, затем протягивается к следующим точкам. После проведения измерений во всех точках с подтверждением отсутствия радиоактивных загрязнений блок детектирования 1 вытягивается из трубопровода в обратном направлении. При отсутствии заявляемого устройства проведение радиационного контроля при бездемонтажной дезактивации трубопровода было бы невозможно. Впоследствии при демонтаже и разборе трубопровода сильно бы возрос риск получения персоналом внешнего и внутреннего облучения во время распиливания недезактивированного участка. Применение же заявляемого устройства позволяет эффективно использовать бездемонтажную дезактивацию и исключить дополнительное облучение персонала.
