Определение содержания 238U по гамма-излучению 234mPa

Radionuclide 238U is one of the most important radioactive elements that must be controlled in nuclear power engineering, geological exploration, control of radioactive contamination of soils and raw materials used in construction. The most optimal way to control 238U is to use the 234mPa radionuclide, the activity of which, due to its short lifetime (≈ 1.2 min), is unambiguously related to the activity of 238U even if the secular equilibrium is disturbed in the sample under studyРossibility of use of the 234mPa nuclide gamma radiation to determine 238U with a scintillation detector in a medium containing natural radionuclides is investigated and demonstrated using the simplest examples. The proposed algorithm for determining of the 238U content is based on the Monte Carlo simulation of the detector response to the radiation of the 234mPa radionuclide at its 1001 keV energy line and subsequent processing of the experimental spectrum, including the Wiener filtering of the signal. This method makes it possible to determine the content of 238U in a continuous homogeneous medium while presence of natural radionuclides in it.The algorithm for determining of 238U content includes several main steps. Filtering based on the Wiener algorithm allows selecting a slowly changing part of the spectrum. Results of Monte Carlo simulations make it possible to determine the detection efficiency in a limited informative region of the spectrum, which includes, along with the 1001 keV peak from the 234mPa nuclide, which is a decay product of the radionuclide 234Th, and the peak of an interfering radionuclide from the decay chain of 232Th. This part of the spectrum does not contain any other lines of gamma radiation from natural radionuclides – decay products of both thorium and uranium chains. These two peaks in the spectral region under study can be separated from each other in a medium with a typical concentration of 234Th.Analysis of results of the activity of depleted uranium metal measuring in accordance with the proposed algorithm shows the possibility of determining of 238U content with an uncertainty of 3–5 %.В атомной энергетике, в геологоразведке, при контроле радиоактивного загрязнения почв и сырья, используемого при строительстве, одним из важнейших радиоактивных элементов, который необходимо контролировать, является 238U. Наиболее оптимально для контроля 238U использовать радионуклид 234mPa, активность которого из-за малости времени его жизни (≈ 1,2 мин) однозначно связана с активностью 238U даже при условии нарушения векового равновесия в исследуемом образце. Исследована и продемонстрирована на простейших примерах возможность использования гамма-излучения нуклида 234mPa для определения 238U с помощью сцинтилляционного детектора в среде, содержащей естественные радионуклиды. Предложенный алгоритм определения содержания 238U основан на моделировании методом Монте-Карло отклика детектора на излучение радионуклида 234mPa на его монолинии 1001 кэВ и последующей обработке экспериментального спектра прибора, включающей винеровскую фильтрацию сигнала. Этот способ позволяет определить содержание 238U в сплошной однородной среде при наличии в ней естественных радионуклидов. Алгоритм определения содержания радионуклида включает в себя несколько основных этапов.Фильтрация на основе алгоритма Винера позволяет выделить медленно меняющуюся часть спектра. Результаты Монте-Карло моделирования дают возможность определить эффективность регистрации в ограниченном информативном участке спектра, включающем наряду с пиком 1001 кэВ от нуклида 234mPa, являющегося продуктом распада радионуклида 234Th, и ближайший к нему пик мешающего радионуклида из цепочки распада 232Th. Этот участок спектра по определению не содержит никаких других линии гамма-излучения от естественных радионуклидов – продуктов распада как ториевой, так и урановых цепочек. Указанные два пика на исследуемом участке спектра могут быть отделены друг от друга в среде с типичной концентрацией 234Th.Анализ результатов измерения активности обеднённого металлического урана в соответствии с предложенным алгоритмом показывает возможность определения содержания 238U с погрешностью 3–5 %

Взаимовлияние режимов регулирования напряжения и компенсации реактивной мощности в электрических сетях промышленных предприятий

The efficiency of an enterprise’s power supply system depends on the quality of electricity and the losses of the latter in electrical networks; both being largely determined by the modes of voltage control and reactive power compensation. In practice, the problems of voltage control and reactive power compensation in power supply systems of industrial enterprises, including electric networks with a voltage of up to 1 kV, as well as 6, 10 kV and higher, are often solved separately. It triggers an irrational use of existing voltage control devices, underutilization of the installed capacity of compensating devices, and affects the voltage control in the electrical networks of the power supply organization. Since voltage management and compensation modes of reactive power are inseparable, they can be correctly determined only with the use of an integrated approach based on technical and economic criteria and taking into account technical requirements and local conditions. This article analyzes the mutual influence of voltage control and reactive power compensation modes in the electrical networks of industrial enterprises from the point of view of ensuring the quality of electricity and minimizing load power losses. The method and results of calculations (on the example of a specific industrial facility) for determining voltage deviations and losses in the electrical network as well as for selecting parameters for voltage control and reactive power compensation are presented. Due to the close relationship of these modes that affect all voltage levels, the effectiveness of measures cannot be ensured without the use of multifunctional devices for controlling the equipment of transformer substations.Экономичность системы электроснабжения предприятия зависит от качества электрической энергии и ее потерь в электрических сетях, в значительной степени определяемых режимами регулирования напряжения и компенсации реактивной мощности. Зачастую на практике задачи регулирования напряжения и компенсации реактивной мощности в системах электроснабжения промышленных предприятий, включающих электрические сети напряжением до 1 кВ, а также 6, 10 кВ и выше, решаются раздельно. Это ведет к нерациональному использованию имеющихся устройств регулирования напряжения, недоиспользованию установленной мощности компенсирующих устройств, оказывает влияние на регулирование напряжения в электрических сетях энергоснабжающей организации. Поскольку указанные режимы нераздельно связаны, правильно их определить можно лишь с использованием комплексного подхода, основанного на технико-экономических критериях и учитывающего технические требования и местные условия. В настоящей статье анализируется взаимовлияние режимов регулирования напряжения и компенсации реактивной мощности в электрических сетях промышленных предприятий с точки зрения обеспечения качества электроэнергии и минимизации нагрузочных потерь мощности. Представлены методика и результаты расчетов (на примере конкретного промышленного объекта) по определению отклонений и потерь напряжения в электрической сети и выбору параметров регулирования напряжения и компенсации реактивной мощности. Вследствие тесной взаимосвязи указанных режимов, затрагивающей все уровни напряжения, эффективность мероприятий невозможно обеспечить без использования многофункциональных устройств управления оборудованием трансформаторных подстанций

Электромагнитная совместимость компенсирующих устройств и преобразователей регулируемого электропривода в электрических сетях промышленных предприятий

The problems of reactive power compensation and improving the quality of electrical energy in the power supply systems of industrial enterprises are inseparable. Their relevance is due to the widespread use of electric receivers that consume reactive power and distort the quality of electrical energy in the network, as well as the implementation of new technologies, systems and equipment into production that make increased demands on the quality of electrical energy consumed. An important characteristic of the quality of electrical energy rationed by GOST 32144–2013 is the non-sinusoidal voltage. The main reason for the non-sinusoidal voltage in the electrical networks of industrial enterprises is the use of electrical equipment with a nonlinear voltage characteristic, which is a source of conductive electromagnetic interference, in particular: adjustable DC and AC electric drives, uninterruptible power supplies of electric receivers, electric welding equipment, electric arc furnaces, induction heating installations, gas-discharge radiation sources. Due to the nonlinearity of the current-voltage characteristics, the above devices consume a non-sinusoidal current from the network, which causes harmonic distortion of the supply voltage, including the fundamental harmonic component and higher harmonic components that are multiples of the fundamental frequency. Non-sinusoidal voltage, in turn, causes additional losses of power and energy in the elements of the electrical network, causes overheating and accelerated aging of the insulation of electrical equipment, reducing its operational reliability and reducing service life, worsens the accuracy of electrical measurements, causes malfunctions in automation systems, telemechanics, relay protection, electronic systems and communications. Non-sinusoidal voltage significantly complicates the compensation of reactive power in the electrical network. Compensating devices are made on the basis of capacitors, whose electrical parameters (resistance, power, current) depend on both the magnitude of the supply voltage and its harmonic composition. The present article identifies problems and proposes solutions in terms of reactive power compensation and improving the quality of electrical energy in electrical networks containing thyristor voltage converters and frequency converters used in adjustable electric drive installations of industrial enterprises. Проблемы компенсации реактивной мощности и повышения качества электрической энергии в системах электроснабжения промышленных предприятий нераздельно связаны. Их актуальность обусловлена широким применением электроприемников, потребляющих реактивную мощность и искажающих качество электрической энергии в сети, а также внедрением в производство новых технологий, систем и оборудования, предъявляющих повышенные требования к качеству электрической энергии. Важной характеристикой качества электрической энергии, нормируемого ГОСТ 32144–2013, является несинусоидальность напряжения. Основная причина несинусоидальности напряжения в электрических сетях промышленных предприятий – применение электрооборудования с нелинейной вольт-амперной характеристикой, являющегося источником кондуктивных электромагнитных помех, в частности: регулируемых электроприводов постоянного и переменного тока, источников бесперебойного питания электроприемников, электросварочного оборудования, дуговых электрических печей, установок индукционного нагрева, газоразрядных источников излучения. Вследствие нелинейности вольт-амперных характеристик указанные выше устройства потребляют из сети несинусоидальный ток, что вызывает гармонические искажения питающего напряжения, включающего основную гармоническую составляющую и высшие гармонические составляющие, кратные основной частоте. Несинусоидальность напряжения, в свою очередь, вызывает дополнительные потери мощности и энергии в элементах электрической сети, приводит к перегреву и ускоренному старению изоляции электрооборудования, снижая его эксплуатационную надежность и уменьшая срок службы, ухудшает точность электрических измерений, вызывает нарушения в работе систем автоматики, телемеханики, релейной защиты, электронных систем и коммуникаций. Кроме того, она существенно усложняет компенсацию реактивной мощности в электрической сети. Компенсирующие устройства выполняются на базе конденсаторов, электрические параметры которых (сопротивление, мощность, ток) зависят как от величины питающего напряжения, так и от его гармонического состава. В настоящей статье обозначены проблемы и предложены решения в части компенсации реактивной мощности и повышения качества электрической энергии в электрических сетях, содержащих тиристорные преобразователи напряжения и преобразователи частоты, применяемые в установках регулируемого электропривода промышленных предприятий

ИЗМЕРЕНИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ ПОЧВ МЕТОДОМ IN SITU

The results of Monte Carlo simulations of measurement of uniformly in-depth contaminated with Cs nuclides soil using scintillation detector in situ measuring geometry have been discussed. The dependence of detector response functions on contamination depth is studied for nuclides 134Cs and 137Cs. Using the in situ methodology has shown the possibility of determining the depth of Cs nuclides distribution in soil without a preliminary sampling and analysis.Обсуждаются результаты моделирования методом Монте-Карло процесса in situ измерений с помощью сцинтилляционного детектора загрязненной радионуклидами цезия почвы. Изучена зависимость функций отклика детектора для радионуклидов 134Cs и 137Cs от глубины загрязнения. Показана возможность определения толщины загрязненного слоя почвы при использовании метода in situ, без проведения предварительного отбора и анализа проб

ГАММА-СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА АКВАТОРИЙ И ДОННЫХ ОТЛОЖЕНИЙ

In order to solve the problem of continuous or periodic monitoring of water areas affected by radioactive contamination in the result of scheduled emissions in nuclear power plants or in the result of emergency situations in nuclear fuel cycle plants we need to develop measurement instruments with advanced mathematics and program support to assess the level of radioactive contamination with required accuracy. The aim of theoretical research was to optimize detection device construction, estimate spectrometer metrological parameters in given measurement geometries, and determine effective position of detection device in the process of in situ measurements. This device consists of spectrometric scintillation probe packed into sealed container (detection device) based on NaI(T1) crystal of Ø 63 × 63 mm or Ø 63 × 160 mm size, cable reel with deep-sea cable and a tablet PC for data processing and displaying. The container withstands static hydraulic pressure up to 5 MPa and can be used for measurements at depths of 500 m maximum. Probe measures energy distribution of gammaradiation with energy from 70 keV to 3000 keV. The implemented three-dimensional system for detection device position and orientation determination allows automatic operation of the device (without operator) for water areas or bottom sediment scanning. The spectrometer can output measurement results with threedimensional geographical coordinates as index maps of distribution with necessary resolution and accuracy. Monte Carlo models of spectrometer and controlled objects are developed in order to determine the detector response functions to given radionuclides in given measurement geometries without use of expensive standard measures of activity. Multifunction gamma-spectrometer for in situ radiation monitoring of water areas and bottom sediments was developed and constructed. In the result of theoretical researches the response functions have been calculated in the form of theoretical spectra of monitored radionuclides in definite measuring geometries. The results of mathematical modeling of the gamma-emitting transfer process allowed to estimate effective position of detection device for in situ measurements of specific activity radionuclides 134Cs and 137Cs in bottom sediments. Задачи постоянного или периодического мониторинга водоемов, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате штатных выбросов АЭС или в результате возникновения нештатных ситуаций на предприятиях топливного ядерного цикла, приводят к необходимости разработки соответствующих средств измерений с современным математическим и программным обеспечением, позволяющих оценить уровень радиоактивных загрязнений с заданной точностью. Цель теоретических исследований заключалась в оптимизации конструктива устройства детектирования, определении метрологических параметров спектрометра в заданных геометриях измерения, определении эффективного положения устройства детектирования спектрометра в процессе in situ измерений удельной активности радионуклидов 134Cs и 137Cs в донных отложениях с использованием разработанных Монте-Карло моделей: устройства детектирования, воды и донных отложений. Спектрометр представляет собой многофункциональный прибор, состоящий из размещаемого в герметичном контейнере спектрометрического сцинтилляционного блока детектирования с кристаллом NaI(T1) размерами Ø 63 × 63 мм или Ø 63 × 160 мм, вьюшки с глубоководным кабелем и планшетного компьютера для обработки и отображения информации. Контейнер устойчив к статическому гидравлическому давлению до 5 МПа, что позволяет проводить измерения на глубинах до 500 м. Устройство детектирования позволяет измерять энергетическое распределение импульсов гамма-излучения с энергией от 70 до 3000 кэВ. Реализованная система определения положения устройства детектирования в пространстве позволяет использовать спектрометр в автоматическом режиме (без участия оператора) для сканирования водной акватории и донных отложений. Результаты измерения заданной величины с трехмерными географическими координатами могут быть оперативно представлены в виде карт-схем распределения с необходимой дискретностью и точностью. Для определения функций отклика детектора к заданным радионуклидам в требуемых геометриях измерения без использования физических дорогостоящих стандартных мер активности разработаны Монте-Карло модели спектрометра и объектов контроля. Для радиационного контроля водной среды и донных отложений методом in situ разработан и изготовлен многофункциональный портативный гамма-спектрометр. В результате теоретических исследований были рассчитаны функции отклика спектрометра к контролируемым радионуклидам в заданных геометриях измерения. Результаты математического моделирования процесса переноса гамма-излучения позволили определить эффективную позицию устройства детектирования в процессе in situ измерений активности радионуклидов 134Cs и 137Cs в донных отложениях.

ИМИТАЦИЯ ОБЪЕМНЫХ МЕР АКТИВНОСТИ МЕТАЛЛОВ

Due to the specific character of problems in the field of ionizing radiation spectroscopy, the R&D and making process of standard volumetric activity metal samples (standard samples) for calibration and verification of spectrometric equipment is not only expensive, but also requires the use of highly qualified experts and a unique specific equipment. Theoretical and experimental studies performed have shown the possibility to use imitators as a set of alternating point sources of gamma radiation and metal plates and their use along with standard volumetric activity metal samples for calibration of scintillation-based detectors used in radiation control in metallurgy. Response functions or instrumental spectra of such spectrometer to radionuclides like 137Cs, 134Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, 54Mn, 232Th, 226Ra, 65Zn, 125Sb+125mTe, 106Ru+106Rh, 94Nb, 110mAg, 233U, 234U, 235U and 238U are required for calibration in a given measurement geometry. Standard samples in the form of a probe made of melt metal of a certain diameter and height are used in such measurements. However, the production of reference materials is costly and even problematic for such radionuclides as 94Nb, 125Sb+125mTe, 234U, 235U  etc. A recognized solution to solve this problem is to use the Monte-Carlo simulation method. Instrumental experimental and theoretical spectra obtained by using standard samples and their imitators show a high compliance between experimental spectra of real samples and the theoretical ones of their Monte-Carlo models, between spectra of real samples and the ones of their imitators and finally, between experimental spectra of real sample imitators and the theoretical ones of their Monte-Carlo models. They also have shown the adequacy and consistency of the approach in using a combination of metal scattering layers and reference point gamma-ray sources instead of standard volumetric activity metal samples. As for using several reference point gamma-ray sources with radionuclide like 152Eu, 232Th, 226Ra etc, they allow, in a combination of metal scattering layers, to compensate for the absorption of low energy gamma rays in the metal and to generate the desired response in the backscatter peak range, and finally to get the correct amplitude distribution that is equivalent to interaction effects that occur in the volumetric standard sample with radionuclide uniformly distributed in it. В связи со спецификой решаемых задач в области спектрометрии ионизирующего излучения процесс разработки и создания объемных мер активности (стандартных образцов) для калибровки, градуировки и поверки спектрометрического оборудования не только является дорогостоящим, но и требует привлечения специалистов высокой квалификации с уникальным специфическим оборудованием. С использованием теоретических и экспериментальных исследований показана возможность создания имитантов в виде набора чередующихся образцовых спектрометрических гамма-источников и рассеивателей и их использования наряду со стандартными образцами при калибровке и поверке спектрометров на основе сцинтилляционных детекторов, используемых при радиационном контроле металлов. Для градуировки и калибровки спектрометров требуется наличие функций отклика спектрометра к таким радионуклидам, как 137Cs, 134Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, 54Mn, 232Th, 226Ra, 65Zn, 125Sb+125mTe, 106Ru+106Rh, 94Nb, 110mAg, 233U, 234U, 235U и 238U, представляющих собой аппаратурные спектры в заданной геометрии измерения. Для их получения используются стандартные образцы, в виде пробы плавки металла определенного диаметра и высоты. В свою очередь изготовление стандартных образцов является дорогостоящей процедурой, а с радионуклидами 94Nb, 125Sb+125mTe, 234U, 235U и т.д. затруднительно. В данном случае общепризнанным решением такой задачи является использование моделирования методом Монте-Карло. Полученные с использованием стандартных образцов и их имитантов экспериментальные и теоретические аппаратурные спектры показали высокое соответствие разработанных Монте-Карло моделей их реальным образцам и подтвердили правильность результатов Монте-Карло моделирования для радионуклидов 110mAg, 154Eu, 232Th, 226Ra, 94Nb, 235U, 238U и т.д., а также показали адекватность и состоятельность подхода в процессе имитирования стандартных образцов с помощью комбинации рассеивателей и образцовых спектрометрических гамма-источников. Использование нескольких спектрометрических гамма-источников в комбинации с набором рассеивателей для радионуклидов типа 152Eu, 232Th, 226Ra и т.д. позволяет компенсировать поглощенные гамма-кванты с низкими энергиями в металле, сформировать необходимый отклик в области пика обратного рассеяния и в итоге получить амплитудное распределение, эквивалентное эффектам взаимодействия, которые происходят в стандартном образце с равномерно распределенным по объему радионуклидом.

ОЦЕНКА ОБЛАСТИ ВЛИЯНИЯ ЗАГРЯЗНЕННОГО УЧАСТКА ПОЧВЫ ПРИ РЕШЕНИИ ЗАДАЧ РАДИАЦИОННОГО МОНИТОРИНГА МЕТОДОМ «IN SITU»

Intensity of «direct» gamma-quanta absorbed in cylindrical detector has been determined for the detector placed over soil uniformly contaminated in depth. The dependence of impact range radius for NaI(Tl) detector to cesium depth contamination is established for soil from Tohoku region, Japan. Рассчитана  интенсивность  нерассеянных  гамма-квантов,  поглощенных  в цилиндрическом детекторе, помещенном над равномерно загрязненной почвой. Установлена зависимость радиуса области влияния для сцинтилляционного детектора в зависимости от глубины залегания радионуклидов цезия на примере почв региона Тохоку, Япония

СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В ЛЕГКИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕКА. Часть 2. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ СКГ-АТ1316А

In this article is presented the description of the detection unit of the whole body counter AT1316A. Is shown brief description of the mathematical processing methods. Is presented the main advantages of the offered functions.Представлено описание устройства детектирования спектрометра излучения человека СКГ-АТ1316А. Приведено краткое описание математических методов обработки аппаратурных спектров. Показаны основные преимущества использования предлагаемых функциональных зависимостей

СПЕКТРОМЕТР ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ АКТИВНОСТИ ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В ЛЕГКИХ ВЗРОСЛОГО ЧЕЛОВЕКА. Часть 1. РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ И ТЕОРЕТИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

Description of whole body counter AT1316A (WBC) is presented. Main stages of experimental and theoretical researches of metrological parameters of the WBC and its results are presented. Possibility of using of the mathematical phantom of the adult human lungs for determination the WBC response function to gamma-emitting nuclides 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Nb, 95Zr, 103Ru, 110mAg, 124Sb, 141Ce and 144Ce is shown.Представлено описание спектрометра излучения человека СКГ-АТ1316А. Изложены основные результаты экспериментальных и теоретических исследований метрологических параметров спектрометра. Показана возможность использования математического фантома легких человека для определения функции отклика СКГАТ1316А к гамма-излучающим радионуклидам 51Cr, 54Mn, 59Fe, 58Co, 60Co, 65Zn, 95Nb, 95Zr, 103Ru, 110mAg, 124Sb, 141Ce и 144Ce

IMITATION OF STANDARD VOLUMETRIC ACTIVITY METAL SAMPLES

Due to the specific character of problems in the field of ionizing radiation spectroscopy, the R&D and making process of standard volumetric activity metal samples (standard samples) for calibration and verification of spectrometric equipment is not only expensive, but also requires the use of highly qualified experts and a unique specific equipment. Theoretical and experimental studies performed have shown the possibility to use imitators as a set of alternating point sources of gamma radiation and metal plates and their use along with standard volumetric activity metal samples for calibration of scintillation-based detectors used in radiation control in metallurgy. Response functions or instrumental spectra of such spectrometer to radionuclides like 137Cs, 134Cs, 152Eu, 154Eu, 60Co, 54Mn, 232Th, 226Ra, 65Zn, 125Sb+125mTe, 106Ru+106Rh, 94Nb, 110mAg, 233U, 234U, 235U and 238U are required for calibration in a given measurement geometry. Standard samples in the form of a probe made of melt metal of a certain diameter and height are used in such measurements. However, the production of reference materials is costly and even problematic for such radionuclides as 94Nb, 125Sb+125mTe, 234U, 235U  etc. A recognized solution to solve this problem is to use the Monte-Carlo simulation method. Instrumental experimental and theoretical spectra obtained by using standard samples and their imitators show a high compliance between experimental spectra of real samples and the theoretical ones of their Monte-Carlo models, between spectra of real samples and the ones of their imitators and finally, between experimental spectra of real sample imitators and the theoretical ones of their Monte-Carlo models. They also have shown the adequacy and consistency of the approach in using a combination of metal scattering layers and reference point gamma-ray sources instead of standard volumetric activity metal samples. As for using several reference point gamma-ray sources with radionuclide like 152Eu, 232Th, 226Ra etc, they allow, in a combination of metal scattering layers, to compensate for the absorption of low energy gamma rays in the metal and to generate the desired response in the backscatter peak range, and finally to get the correct amplitude distribution that is equivalent to interaction effects that occur in the volumetric standard sample with radionuclide uniformly distributed in it