UA57136C2 - Спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами - Google Patents
Спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами Download PDFInfo
- Publication number
- UA57136C2 UA57136C2 UA2000106058A UA00106058A UA57136C2 UA 57136 C2 UA57136 C2 UA 57136C2 UA 2000106058 A UA2000106058 A UA 2000106058A UA 00106058 A UA00106058 A UA 00106058A UA 57136 C2 UA57136 C2 UA 57136C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- container
- amount
- tritium
- contained
- radioactive waste
- Prior art date
Links
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 title claims abstract description 48
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 47
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 29
- 230000000694 effects Effects 0.000 title claims abstract description 26
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 20
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 21
- 238000005070 sampling Methods 0.000 claims description 6
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 4
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 claims description 2
- 230000000875 corresponding effect Effects 0.000 abstract 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 15
- SWQJXJOGLNCZEY-BJUDXGSMSA-N helium-3 atom Chemical compound [3He] SWQJXJOGLNCZEY-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 8
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 3
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 3
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 3
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 239000004800 polyvinyl chloride Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 229920000915 polyvinyl chloride Polymers 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 2
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- XTXRWKRVRITETP-UHFFFAOYSA-N Vinyl acetate Chemical compound CC(=O)OC=C XTXRWKRVRITETP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000007707 calorimetry Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000004587 chromatography analysis Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 239000002440 industrial waste Substances 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000004949 mass spectrometry Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010815 organic waste Substances 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- -1 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 239000011118 polyvinyl acetate Substances 0.000 description 1
- 229920002689 polyvinyl acetate Polymers 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000003345 scintillation counting Methods 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/02—Treating gases
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Винахід стосується способу визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами, який містить деяку кількість радіоактивних відходів і вільний об'єм, шляхом визначення кількості 3He, який утворюється в результаті розпаду тритію, який міститься в радіоактивних відходах, протягом певного періоду часу і обчислення на основі цього активності тритію, який міститься в радіоактивних відходах.
Description
Опис винаходу
Винахід стосується радіохімії і, зокрема, способів визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами.
Тритій це радіонуклід, який присутній в радіоактивних відходах. Він є нестійким ізотопом водню. Його розпад з утворенням гелію-3 супроводжується випусканням негативно заряджених р-частинок, тобто електронів. Відстань, яку можуть проходити р-частинки, значно скорочується в різних середовищах. Вона не перевищує бум у воді і 5,7мм у повітрі. Ця властивість робить неможливим визначення випромінювання тритію то крізь стінки контейнера або всередині твердих або рідких відходів.
Для визначення кількості тритію в радіоактивних відходах, повинні бути використані інші способи, які грунтуються на основних характеристиках тритію, які дозволяють виявити його присутність. Атомна маса тритію робить можливим його виділення методами масспектрометрії і хроматографії, якщо він знаходиться в газовій 75 фазі. ВД випромінювання дозволяє використати методику сцинтіляційного рахунку, яка особливо широко використовується для рідкого середовища. Поглинання р-випромінювання оточуючим середовищем супроводжується виділенням тепла. Цей тепловий потік може бути визначений методами калориметрії.
У більшості випадків якраз ці фізичні та хімічні властивості використовуються для визначення тритію.
Відходи, що містять тритій, не є виключенням із цього загального правила. Однак для використання вказаних го вище методів, часто виявляється необхідним включати стадію приготування зразків, що містять тритій. Ці попередні стадії, іноді вельми складні, залежать від фізичних та хімічних умов знаходження тритію і матриці, в якій він знаходиться. Рівень активності, яка визначається, хімічна форма тритію і матриці визначають, таким чином, критерії вибору метода визначення, який повинен бути використаним.
Тритій також присутній в органічних твердих відходах, наприклад, в поліетилен/вінілацетаті (ЛЕВА) або в с полівініл ацетаті або ПВХ, які утворюються при виробництві калош, рукавичок, підкладок рукавичок і т.д.
Різноманітність цих відходів значно затрудняє визначення їх характеристик. Одночасно спостерігався високий о ступінь гетерогенності в розподілі їх характеристик. При змішуванні всіх типів цієї продукції, ймовірність того, що декілька грамів будуть являти собою характерний зразок, дуже невелика. Тим не менш, спалювання зразка, вага якого знаходиться в межах від 0.1 до 1г, в потоці водню дозволяє оцінити активність деяких проб «о зо на рівні декількох Бк/г.
Визначення тритію в газовій або рідкій фазі дозволяє застосовувати традиційні методики, які себе і виправдали, при цьому найбільш поширеною є сцинціляційна лічба. У випадку однорідного середовища простий де відбір зразків дозволяє одержати надійний кількісний результат в межах максимального діапазону концентрацій.
Однак, визначення активності відходів, відносно слабо забруднених тритієм, все ще залишається особливо ї- зв важким. Якраз в цьому випадку використання руйнуючих аналітичних методів не дозволяє одержати задовільні ю результати, оскільки не ясно, наскільки репрезентативним виявиться кожний конкретний зразок. До нашого часу не існує простого надійного способу для тестування технологічних відходів, забруднених тритієм.
Для того щоб надійно і ефективно утилізувати відходи, забруднені тритієм, необхідно визначити кількість тритію в контейнері. Персоналу, якому доведеться працювати з цими відходами, повинно бути гарантовано, що « 70 активність тритію є меншою певного порогу, наприклад, 109Бк (0.027Кі) в двохсотлітровому контейнері В наш У с час не існує економічно прийнятних і надійних способів, які б відповідали цій вимозі. Калориметричний аналіз й може бути проведений з двохсотлітровими контейнерами, однак цей метод не дозволяє виміряти активність "» тритію менше 1.8х10'"Бк (5О00ОКІ).
Слабо забруднені тритієм відходи дуже важко охарактеризувати, якщо тільки вони не знаходяться в рідкій або газоподібній формі, особливо органічні відходи, у відношенні яких не ясно, наскільки репрезентативним є 1 кожний конкретний зразоко Цю проблему можна спробувати вирішити гомогенізацією відходів шляхом -1 подрібнення. Недостатня чутливість калориметричного аналізу не дозволяє його використати. З цієї точки зору аналітичні методи мають значні недоліки. Розв'язання цієї проблеми може полягати в розробці способу аналізу -- контейнера, який не був би руйнівним і не утворював би відходів. о 50 Розкриття суті винаходу
Для розв'язання поставленої задачі в цьому винаході запропонований спосіб, неруйнівний, надійний і 4) економічний і який дозволяє визначати активність забруднених тритієм відходів, які поміщені в пакети, наприклад полівінілхлоридні (ПВХ) мішки або в контейнери, які мають невідомий вільний об'єм і невідомий ступінь витоку.
Запропонований метод грунтується на визначені кількості "гелію, який утворюється при розпаді тритію, в о зразку газоподібної атмосфери, яка оточує відходи. Кількість гелію, який утворився, пропорційна активності наявного тритію, наприклад, відходи з активністю 10УБк (0.027Кі) ведуть до утворення на протязі одного року о гелію-3 з концентрацією 0.0055млн" (проміле) в об'ємі 200 літрів.
Тритій р-радіоактивний. Він розпадається з утворенням гелію-3, електрона і антинейтрино у відповідності з 60 реакцією: т. ЗНевеску
Період напіврозпаду тритію складає 12.3420.02 року. Кількість атомів гелію-3, які утворилися, пропорційна кількості присутніх атомів тритію згідно рівнянню: 65 Мзне- Мт. (1-еУ, де Мзне - кількість гелію-3, який утворився за час і,
Му - кількість спочатку присутнього тритію, х - стала розпаду тритію.
Таким чином, предметом винаходу є спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами, який містить деяку кількість радіоактивних відходів і вільний об'єм. Спосіб включає визначення кількості ЗНе, який утворився внаслідок розпаду тритію, який знаходиться в радіоактивних відходах, на протязі певного періоду часу, і обчислення на основі цих даних активності тритію, який міститься в радіоактивних відходах. Кількість "Не, який утворюється, може бути успішно визначено за допомогою детектора витоку.
Забруднені тритієм відходи, які поміщені в мішки, в цілому являють собою джерело гелію-3, який 70 виділяється у вільний об'єм контейнера. Парціальний тиск присутнього газу є функцією інтенсивності потоку гелію-3 від джерела тритію і, (отже, активності), вільного об'єму, герметичності ущільнення контейнера (частина газу, який утворюється, буде виходити із нього) і часу знаходження в контейнері.
У відповідності із винаходом, визначення включає три стадії калібровки і визначення концентрації Згелію, визначення вільного об'єму контейнера і ступінь його герметичності.
Спосіб, у відповідності із винаходом, може таким чином включати наступні стадії: а) відбір зразку газу, який міститься в контейнері, і визначення кількості ЗНе, який міститься в зразку, з використанням детектора витоку, б) визначення вільного об'єму контейнера, в) визначення ступеня герметичності контейнера для визначення інтенсивності витоку з нього, г) обчислення інтенсивності потоку ЗНе з використанням даних, одержаних на стадії а), б), в), д) обчислення активності тритію в контейнері на основі інтенсивності потоку "Не, обчисленого на стадії г).
При виконанні стадії а) перед визначенням кількості "Не із зразка краще видаляються паразитні гази. На цій стадії визначення кількості ЗНе може являти собою порівняння зразка, який аналізується, з газом, який с знаходиться при такому ж тиску і має відому концентрацію Не. о
Стадія б) може бути здійснена шляхом введення відомої кількості "Не в контейнер, наступному вимірюванні парціального тиску "Не в контейнері і, нарешті, визначенні вільного об'єму контейнера на підставі відомої кількості "Не і вимірювання парціального тиску "Не. Парціальний тиск "Не можна визначити шляхом відбору зразка газу, який міститься в контейнері, і визначення кількості 4Не, який міститься в цій пробі, з шо використанням детектора витоку. со
Стадія в) може бути проведена шляхом введення відомої кількості АіНе в контейнер, першого визначення «- парціального тиску "Не в контейнері і потім, через певний проміжок часу після першого визначення, другого визначення парціального тиску "Не в контейнері. Потім на підставі парціального тиску "Не і проміжку часу між -
Зз5 визначеннями парціального тиску обчислюють ступінь витоку з контейнера. ю
У випадку, коли витік "Не з контейнера оцінюється рівним кількості Не, який утворюється в результаті розпаду тритію, який міститься в радіоактивних відходах, вимірювання кількості ЗНе, який утворюється, може бути проведено просто шляхом розміщення контейнера в ємності, яка призначається для збору Не, який « просочується з контейнера, і визначення кількості "Не з використанням детектора витоку.
Перелік фігур не) с Краще розуміння винаходу, а також інші його переваги і ознаки будуть очевидні при читанні опису, з» наведеного нижче як приклад, що не є обмежуючим, із посиланням на Фігуру, яка додається і яка ілюструє спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами у відповідності з цим винаходом.
Відомості, які підтверджують можливість здійснення винаходу
На Фігурі, яка додається, зображено контейнер 1, закритий кришкою 6 і який містить радіоактивні відходи іні 2, вміщені в ПВХ мішки так, щоб в контейнері залишалося вільне місце 3. Цифрою 4 позначено детектор витоку, -І оснащений мас-спектрометром. Трубка 5 для відбору зразків має ємність порядку 2-х літрів і дозволяє відбирати зразки газу з вільного простору З контейнера через кришку 6. - Сигнал, який подається детектором витоку, залежить, поряд з іншими факторами, від величини потоку газу і
Ге) 20 тиску газу, що містить радіоактивний ізотоп, перед місцем витоку.
Ф Величину концентрації Не в трубці 5 одержують після калібровки, використовуючи трубки з відомими концентраціями ЗНе за однакових умов.
Концентрація ЗНе в трубках для відбору зразків є низькою, порядку міліардних часток. Однак, після видалення всіх газів крім ЗНе, "Не і Ме із цієї трубки з використанням активованого вугільного уловлювача, в ній може бути досягнуто тиску порядку 10 мілібар (1кПа). За цих умов концентрація Не для відбору зразків о помножується на 100. ко На Фігурі, яка додається, трубка 5 показана відключеною від контейнера 1 і підключеною до уловлювача 7 із активованого вугілля, зануреного в рідкий азот. Після того як уловлювачем 7 були захоплені всі гази 60 крім ЗНеНе і Ме, трубка 5 з'єднується з детектором витоку через мікрометричний клапан 8. Зразок, який аналізується, потім розміщують перед відкаліброваним місцем витоку для детектора 4.
Калібровка здійснюється шляхом заміщення відібраного газу газом, який знаходиться під тим же тиском і має відому концентрацію ЗНе.
Вільний об'єм (яким є об'єм, що може бути зайнятим Не, інакше кажучи, об'ємом, який оточує мішки з 65 відходами і об'ємом в мішках, в які "Не може дифундувати) контейнера 1 визначають шляхом введення в нього відомої кількості "Не. Після дифузії цього газу в об'єм контейнера, парціальний тиск "Не визначають так само, як і для ЗНе. Величину вільного об'єму обчислюють відповідно до рівняння:
Кількіств'Не
Утьня Парціальний тиску -03
Для визначення герметичності контейнера парціальний тиск "Не ще раз визначають через три місяці після першого визначення. Ступінь витоку Окон Є функцією зміни тиску у вільному об'ємі. Ця функція змінюється за законом дифузії для гелію крізь полімери: 70 де ф ункция від очатковий тиск 03 -тиск й -Змісяця зх ще
Ї Зпісяц З
Програма обчислення дозволяє одержати значення інтенсивності потоку від джерела ЗНе в функції концентрації "Не, вільного об'єму, герметичності контейнера і часу знаходження відходів в контейнері.
Активність тритію обчислюють на основі величини інтенсивності потоку від джерела ЗНе. й При заданому порядку величини герметичності контейнера з відходами (10 ЗПахм/с), після декількох років знаходження їх в контейнері парціальний тиск Не всередині контейнера такий, що система сама себе стабілізує. При цьому наявний витік із контейнера гелію-3 дорівнює інтенсивності потоку "Не, який утворюється від джерела тритію. В цих умовах відбір зразків із контейнера вже не потрібний. Достатньо визначити наявний
Витік із контейнера, щоб знати активність тритію в ньому. Це визначення можна здійснити, якщо розмістити двохсотлітровий контейнер приблизно на 200 годин в ємність, яка має трохи більші розміри, так, щоб обмежити незайнятий об'єм приблизно двадцятьма літрами, і, як описано вище, визначити концентрацію Не.
Запропонований спосіб був використаний для визначення активності тритію в двох сталевих контейнерах, які містили джерело тритію (який являє собою 0,1 літра тритієвої води) і які мають вільний об'єм 12,7 літра. с
Активності джерел, які містились в цих контейнерах, складали 0,455х109Бк (12,3мКі) для першого контейнера і о 4,55Х109Бк (123мКі) для другого контейнера. Оточуючий газ, який міститься в цих контейнерах, аналізували через рівні проміжки часу згідно винаходу.
В таблиці І (для першого контейнера) і в таблиці ІІ (для другого контейнера) наведено теоретичні значення очікуваних концентрацій Не і експериментальні значення концентрацій, одержані результаті визначень в і-й залежності від кількості днів, минулих від дня розміщення джерел в контейнерах. Також показана різниця між со теоретичними і експериментальними значеннями концентрацій.
Результати, одержані для джерела 0,455710 УБк (12,3МКі) показують, що при використанні способу цього -- винаходу вдалось визначити активність джерела з активністю нижче порогового значення, яке складає 10 УБк /ї- (27мкКі). ю ч о З с . » 1 с -1 - 100мл тритієвої води -- сумарна активність 123мкКі (4,55.109 Бк)
ФО
Ф
ПИ ПИ ТИН ПО НИ ПО вв 1101093 о дк
Claims (9)
1. Спосіб визначення активності тритію в контейнері (1) з радіоактивними відходами, який містить деяку 65 Кількість радіоактивних відходів (2) і має вільний об'єм, який відрізняється тим, що він включає визначення кількості ЗНе, який утворюється в результаті розпаду тритію, що міститься в радіоактивних відходах (2),
протягом певного періоду часу і обчислення на основі цих даних активності тритію, який міститься в радіоактивних відходах (2).
2. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що кількість ЗНе, який утворюється, визначають за допомогою детектора витоку (4).
3. Спосіб за п. 2, який відрізняється тим, що він включає стадії: а) відбір зразка газу, що міститься в контейнері (1), і визначення кількості "Не, який міститься в зразку, з використанням детектора витоку (4), б) визначення вільного об'єму контейнера (1), в) визначення ступеня герметичності контейнера (1) для визначення ступеня витоку з нього, г) обчислення ступеня витоку "Не на основі даних, одержаних при виконанні стадій а), б) і в), д) обчислення активності тритію в контейнері (1) на основі інтенсивності витоку "Не, обчисленої на стадії г).
4. Спосіб за п. З, який відрізняється тим, що на стадії а) перед визначенням кількості ЗНе із зразка видаляють паразитні гази.
! 5. ші З !
5. Спосіб за п. З або 4, який відрізняється тим, що на стадії а) кількість "Не визначають шляхом порівняння зразка, який аналізується, із газом, що знаходиться під тим же тиском і який має відому концентрацію ЗНе.
6. Спосіб за будь-яким з пп. 3-5, який відрізняється тим, що на стадії б) в контейнер (1) вводять відому кількість "Не, визначають парціальний тиск "Не в контейнері (1), а потім на основі відомої кількості "Не і результатів визначення парціального тиску 4Не визначають вільний об'єм контейнера (1).
7. Спосіб по п. 6, який відрізняється тим, що парціальний тиск "Не визначають шляхом відбору зразка газу, який міститься в контейнері (1), і визначення кількості "Не, який міститься в зразку, з використанням детектора витоку (4).
8. Спосіб за будь-яким з пп. 3-7, який відрізняється тим, що на стадії в) в контейнер (1) вводять відому с кількість "Не, визначають парціальний тиск "Не в контейнері (1) і через певний відрізок часу знову визначають г) парціальний тиск "Не, а потім на основі значень парціальних тисків "Не і проміжку часу між визначеннями парціального тиску обчислюють ступінь витоку із контейнера (1).
9, Спосіб за п. 2, який відрізняється тим, що у випадку, коли наявний витік "Не із контейнера (1) оцінюється с зо Як рівний кількості "Не, що утворюється в результаті розпаду тритію, який міститься в радіоактивних відходах (2), визначення кількості "Не, який утворюється, здійснюють шляхом розміщення контейнера (1) в ємності, яка о призначена для збору Не, який просочується з контейнера (1), і визначення кількості ЗНе з використанням «ч- детектора витоку (4). у І в)
- . и? 1 -і - (95) 4) іме) 60 б5
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9804302A FR2777090B1 (fr) | 1998-04-07 | 1998-04-07 | Procede de msesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs |
| PCT/FR1999/000785 WO1999051997A1 (fr) | 1998-04-07 | 1999-04-06 | Procede de mesure de l'activite tritium d'un fut de dechets radioactifs |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA57136C2 true UA57136C2 (uk) | 2003-06-16 |
Family
ID=9524939
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UA2000106058A UA57136C2 (uk) | 1998-04-07 | 1999-06-04 | Спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6731714B1 (uk) |
| EP (1) | EP1070266B1 (uk) |
| JP (1) | JP2002510800A (uk) |
| CA (1) | CA2324890C (uk) |
| DE (1) | DE69909074T2 (uk) |
| FR (1) | FR2777090B1 (uk) |
| RU (1) | RU2225016C2 (uk) |
| UA (1) | UA57136C2 (uk) |
| WO (1) | WO1999051997A1 (uk) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8597471B2 (en) | 2010-08-19 | 2013-12-03 | Industrial Idea Partners, Inc. | Heat driven concentrator with alternate condensers |
| TWI460460B (zh) * | 2013-03-18 | 2014-11-11 | Inst Nuclear Energy Res Atomic Energy Council | 用過核子燃料貯存桶頂部輻射偵檢裝置 |
| RU2696811C1 (ru) * | 2018-08-09 | 2019-08-06 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт геологии и минералогии им. В.С. Соболева Сибирского отделения Российской академии наук (Институт геологии и минералогии СО РАН, ИГМ СО РАН) | Способ определения объемной активности трития в горючем природном газе или попутном нефтяном газе скважин нефтяных и газовых месторождений |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2331209A1 (de) * | 1973-06-19 | 1975-01-16 | Kraftwerk Union Ag | Einrichtung zur aktivitaetsueberwachung |
| US4075312A (en) * | 1977-06-06 | 1978-02-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process for recovering evolved hydrogen enriched with at least one heavy hydrogen isotope |
| US4196176A (en) * | 1978-08-03 | 1980-04-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method and apparatus for controlling accidental releases of tritium |
| DE2905094C2 (de) * | 1979-02-10 | 1982-03-18 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | Abschirmtransport- und/oder Abschirmlagerbehälter |
| DE2950198A1 (de) * | 1979-12-13 | 1981-06-19 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Einrichtung und verfahren zur lagerung von verbrauchten brennelementen |
| DE3025795C2 (de) * | 1980-07-08 | 1986-08-28 | GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen | Verfahren zur kontinuierlichen Überwachung von zwei Dichtungsbarrieren bei Abschirmtransport- und Lagerbehältern für radioaktive Substanzen |
| DE3214825C2 (de) * | 1982-04-21 | 1986-09-11 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zum Abtrennen von Krypton aus einem radioaktiven Abgas und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
| US4808831A (en) * | 1987-03-25 | 1989-02-28 | Bioscan, Inc. | Container for wet and dry radioactive samples |
| FR2620262B1 (fr) * | 1987-09-09 | 1989-11-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede et installation de traitement de dechets organiques solides contamines par du tritium |
| JPH0424583A (ja) * | 1990-05-18 | 1992-01-28 | Toshiba Corp | トリチウム計測装置 |
| US5089214A (en) * | 1990-07-26 | 1992-02-18 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for monitoring the pressure within a cask containing radioactive material |
| US5080693A (en) * | 1991-03-26 | 1992-01-14 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Tritium monitor and collection system |
| JPH07151879A (ja) * | 1993-12-01 | 1995-06-16 | Toshiba Corp | トリチウム燃料サイクルシステム |
| US5473643A (en) * | 1994-08-19 | 1995-12-05 | Westinghouse Idaho Nuclear Company | Corrosion testing using isotopes |
| US5464988A (en) * | 1994-11-23 | 1995-11-07 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Tritium waste package |
-
1998
- 1998-04-07 FR FR9804302A patent/FR2777090B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1999
- 1999-04-06 CA CA002324890A patent/CA2324890C/fr not_active Expired - Fee Related
- 1999-04-06 JP JP2000542680A patent/JP2002510800A/ja active Pending
- 1999-04-06 RU RU2000128018/28A patent/RU2225016C2/ru not_active IP Right Cessation
- 1999-04-06 US US09/647,735 patent/US6731714B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1999-04-06 DE DE69909074T patent/DE69909074T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1999-04-06 WO PCT/FR1999/000785 patent/WO1999051997A1/fr active IP Right Grant
- 1999-04-06 EP EP99911877A patent/EP1070266B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1999-06-04 UA UA2000106058A patent/UA57136C2/uk unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA2324890A1 (fr) | 1999-10-14 |
| EP1070266B1 (fr) | 2003-06-25 |
| FR2777090A1 (fr) | 1999-10-08 |
| DE69909074D1 (de) | 2003-07-31 |
| CA2324890C (fr) | 2006-12-05 |
| JP2002510800A (ja) | 2002-04-09 |
| WO1999051997A1 (fr) | 1999-10-14 |
| RU2225016C2 (ru) | 2004-02-27 |
| US6731714B1 (en) | 2004-05-04 |
| EP1070266A1 (fr) | 2001-01-24 |
| DE69909074T2 (de) | 2004-05-06 |
| FR2777090B1 (fr) | 2000-05-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Schubert et al. | On-site determination of the radon concentration in water samples: methodical background and results from laboratory studies and a field-scale test | |
| US3847552A (en) | Environmental monitoring device and method | |
| Berelson et al. | A technique for the rapid extraction of radon-222 from water samples and a case study | |
| Dovlete et al. | Quantification of uncertainty in gamma-spectrometric analysis of environmental samples | |
| Hulanicki | Absolute methods in analytical chemistry (Technical Report) | |
| UA57136C2 (uk) | Спосіб визначення активності тритію в контейнері з радіоактивними відходами | |
| FI85309B (fi) | System och metod foer bestaemning av ett provs homogenitet vid scintillationsraekning. | |
| Huxtable et al. | Measuring radon-222 in soil gas with high spatial and temporal resolution | |
| Xie et al. | Developing the radium measurement system for the water Cherenkov detector of the Jiangmen Underground Neutrino Observatory | |
| Zhang et al. | An accurate method for the determination of 226 Ra activity concentrations in soil | |
| US5473643A (en) | Corrosion testing using isotopes | |
| Song et al. | Measuring 222Rn in aquatic environment via Pulsed Ionization Chamber Radon Detector | |
| Fukui | Modeling the behavior of tritiated water vapor in a research reactor containment building | |
| Taghipour et al. | Modeling of iodine radiation chemistry in the presence of organic compounds | |
| Molnár et al. | Determination of the total 14C concentration of water samples using the COD method and AMS | |
| Demange et al. | A review of the different methods to quantify tritium inside waste drums via helium-3 mass spectrometric measurements | |
| Clements Jr et al. | TRU Waste Sampling Program: Volume II. Gas generation studies | |
| BIGU et al. | MINING RESEARCH LABORATORY | |
| Zhu et al. | Study on background interference in the process of determination of the ultra-low concentration of 226 Ra in water by manganese fiber enrichment-scintillation cell radon measurement method | |
| Cohen et al. | Error prevention at a radon measurement service laboratory | |
| Pialot et al. | Tritium activity determination in a wastes drum by helium-3 ingrowth method | |
| Ali | Determination of radon gas concentrations 222 Rn in water samples of Rivers and ground wells in Basrah Governorate, Iraq. | |
| Jokš | Radioisotope techniques for the study of diffusion in polymers | |
| Godot et al. | A Method to Quantify Tritium Inside Waste Drums: 3He Ingrowth Method | |
| Heydorn | Radiochemical neutron activation analysis |