[go: up one dir, main page]

HUT57446A - Method for measuring radioactivity of metallic articles of articles containing cement - Google Patents

Method for measuring radioactivity of metallic articles of articles containing cement Download PDF

Info

Publication number
HUT57446A
HUT57446A HU903083A HU308390A HUT57446A HU T57446 A HUT57446 A HU T57446A HU 903083 A HU903083 A HU 903083A HU 308390 A HU308390 A HU 308390A HU T57446 A HUT57446 A HU T57446A
Authority
HU
Hungary
Prior art keywords
activity
fluoroboric acid
objects
bath
acid
Prior art date
Application number
HU903083A
Other languages
German (de)
English (en)
Other versions
HU903083D0 (en
Inventor
Jozef Hanulik
Original Assignee
Recytec Sa
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Recytec Sa filed Critical Recytec Sa
Publication of HU903083D0 publication Critical patent/HU903083D0/hu
Publication of HUT57446A publication Critical patent/HUT57446A/hu

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16Measuring radiation intensity
    • G01T1/167Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination
    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T7/00Details of radiation-measuring instruments
    • G01T7/02Collecting means for receiving or storing samples to be investigated and possibly directly transporting the samples to the measuring arrangement; particularly for investigating radioactive fluids
    • G01T7/06Collecting means for receiving or storing samples to be investigated and possibly directly transporting the samples to the measuring arrangement; particularly for investigating radioactive fluids by electrostatic precipitation
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T436/00Chemistry: analytical and immunological testing
    • Y10T436/25Chemistry: analytical and immunological testing including sample preparation

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Description

A találmány tárgya eljárás fémes, vagy cementtartalmu tárgyal radioaktivitásának mérésére, amely lehetővé teszi tetszőleges alakú tárgyak mérését.
Ismeretes, hogy azokat a fémes, vagy cementtartalmu tárgyakat, melyeket radioaktivitás szempontjából ellenőrzött zónákban, például atomerőmüvekben, nukleáris kutatólaboratóriumokban, vagy balesetek, katasztrófák után fertőzött területeken, találnak, ezen zónákból való eltávolításuk előtt radioaktív sugárzásaktivitásuk szempontjából mérésnek kell alávetni. Az erre vonatkozó, államilag megállapított ismert mérési előírások egyéb más kritériumok mellett, megkövetelnek például egy sik, minimális mérésfelületet, melynek nem szabad 100 cm -nél kisebbnek lennie. Emellett nem elegendő a'mérést a tárgy egy helyén elvégezni, hanem ennek az egész felületen meg kell történnie. Ezért az ismert, alkalmazott mérőszondák nagysága legalább 10 x 10 cm, vagy 10 x 20 cm. Az adott szondafelületen a mérési idő általában 5 - 15 s között van. Mindéi mérési szakaszt a tárgyon megjelölnek és beszámoznak és a méréseket jegyzőkönyvben rögzítik. Az ismert eljárással történő o
mérésnél például 1 m felület kimérése céljából legalább két ember kb. 15 - 20 percnyi munkájára van szükség.
További gondot jelent az is, hogy sok tárgynak a felülete nemcsak sikfelületekből áll, hanem különböző bonyolult alakzatokat is tartalmaz, igy például bútorok, különböző át mérőjü csövek, készülékek, kapcsolószekrények, melyek az érvényben lévő mérési előírások szerint egyáltalán nem mérhetők. Ily./en tárgyakat ezért,függetlenül azok sugár zásaktivitásától, a gyakorlatban nukleárisan fertőzöttnek tekintenek és ennek megfelelően végzik el azok szennyezett ségmentesitését. Dekontaminálást követően, függetlenül a szennyezettség fokától, ezeket a tárgyakat amúgy is el kell távolítani, hiszen a dekontaminálás után is a geometria továbbra sem megfelelő a méréshez és igy a dekontaminálás teljesen értelmetlen. Ismeretes ugyanis, hogy minden olyan tárgyat, melyet a technika állása szerinti eljárással mérni lehet és a tárgy felületspecifikus, megengedett határ feletti szennyezettséggel rendelkezik, dekontaminálnak. A dek ontaminálás például ismert elektrokémiai el járással történik, melynél a tárgyakat foszforsav-fürdőbe helyezik és elektrolitikus Jutón kb. 10 ^um-től néhány 100 /um-ig leoldanak. Ezt követően az ismert mérést megismétlik és ha a tárgyak a megengedett határérték alatti radioaktivitást mutatnak, akkor hulladékként újra felhasználható. A visszamaradó elektrolit szennyezetté válik és annak megfelelő biztonságos eltávolításáról gondoskodni kell, illetve azt igen jelentős költséggel esetleg regenerálni is lehet.
Az ismert mérésekre vonatkozó feltételeket a különböző államok igen eltérően szabályozzák. Svájcban az atomerőmüveknél a Nukleáris Telepek Biztonsági Főosztálya, orvosi területen pedig az Egészségügyi Szövetségi Hivatal az illetékes. Radioaktív anyagok hasznosításához három külön-
böző mérést végeznek, amelyekre vonatkozóan Svájcban a következő határértékek érvényesek:
a) ^.-sugárzók felületi szennyezettsége egyéb nuklidok
b) β-.γ-s ugárzók fajlagos aktivitása (/.-sugárzók fajlagos aktivitása
c) Dózisteljesitmény (nettó) atomerőmüvek területén egyéb területen < 3,7.105 Bq/cm2 < 3,7.106 Bq/cm2 < 7,4.102 Bq/g < 0,37 Bq/g < 10 /uR/h < 50 /jR/h
További kikötés ezen túlmenően az, hogy kedvezőtlen körülmények között sem kaphatnak,a meglévő biztonsági feltételek mellett, a kiszolgáló személyek meg nem engedett besugárzást ·
Radioaktív anyagok további hasznositási feltételei az
NSZK-ban ezzel szemben az alábbiak:
a) Hulladékokra:
<^a megengedett határérték 10“4-szerese granronként (például Co-60 esetén: 3,7 Bq/g)
b) Hulladékokra és újraértékesíthető maradékanyagokra:
0,37 Bq/cm2 egyéb radioaktív anyagra - ,y-sugárzók) 0,037 Bq/cm2<Z--sugárzók esetén
c) Hulladékokra és újraértékesíthető maradékanyagokra:
<—5 a megengedett határérték 10 -szerese grammonként (vonstkozó rendelet 28 f-a szerint).
- 5 A találmány célja fémes, vagy camenttartalmu tárgyak radioaktivitásának mérésre olyan eljárás kidolgozása, amely az ismert megoldásokhoz képest kevésbé időigényes, tetszőleges alakú tárgyak mérését teszi lehetővé, csökkenti a radioaktivitástól mentesítendő tárgyak mennyiségét.megkönnyíti az ujrafelhasználhatóságot.
Az 1. ábra az ismert mérési eljárás vázlatos folyamatábráját szemlélteti. A szennyezett tárgyakat 1 lépés során összegyűjtjük. 2 lépésben eldöntjük, hogy a szennyezett tárgyiak rendelkeznek-e az előirt méréshez szükséges geometriával, vagy sem. Az ismert mérésre nem alkalmas geometria esetén - 3 lépés - ezek a tárgyak megfelelő körülmények között eltávolításra kerülnek, hiszen ezek szennyezettségi foka biztonsággal nem állapítható meg. A 4 lépésben a korábbiakban már ismertetett módon az erre megfelelő geometriáju felületen mérés történik. Minden olyan tárgy, amelynek radioaktivitása megengedett határérték alatt van, az tovább felhasználható hulladéknak minősül és nem korlátozott újrafelhasználásra továbbításra kerül - 5 lépés-. A megengedett határérték feletti radioaktivitást mutató tárgyak dekontaminálása történik a 6 lépésben, ahol például foszforsavas elektrolitikus fürdőbe kerülnek, ahol elektrolitikus dekontaminálás történik. A dekontaminálás . után a tárgyakat újból megmérik - 7 lépés-. Az újabb mérést követően a megengedett határérték alatti aktivitással rendel6 -
kező tárgyak újrafelhasználáshoz kerülnek továbbításra, míg továbbra is a megengedett határérték feletti radioaktivitást mutató tárgyak pedig önmagában ismert módon, megfelelő körülmények között eltávolításra kerülnek. Az elektrolit az ismert eljárás során radioaktívvá válik, igy azt a továbbiakban - 8 lépés - vagy az arra megfelelő körülmények között eltávolítják (3 lépés), vagy szükség esetén regenerálást követően - 9 lépés - újra felhasználják az elektrolitikus dekontaminálásnál.
Ezen ismert mérési eljárás során fém-tonnánként legalább 10 - 100 m felület mérésbe van szükség.A jelentős mérendő felület viszonylag sok mérőeszköz felhasználását igényli, a mérési idő igen hosszú és számos, különbözőképpen kialakított, ismert mérőszondát kell üzemeltetni.
A dekontaminálástól a hasznosításig jelentkező költségeket tekintve az egyes szükséges tevékenységekre a következő, százalékban megadott költségkihatások esnek:
A) Anyagjellemzés költségei: 5 - 15%
Idetartozik a megfelelő dokumentáció elkészítése, az anyagok minőségének meghatározása, szennyezettségi fokának megállapítása.
B) Szétszerelési, szétbontási költségek: 10 - 20%, amely egyes esetekben jelentősen magasabb értékű is lehet.
C) Dekontaminálás költségei: 10 - 40%
Ezeken a költségeken a szükséges vegyszerek, dekontamináló berendezések, energiafelhasználás költségei és a megfelelő személyi költségek értendők,
D) Mérések költségei: 10 - 50%
I
Ezek a költségek főleg a személyi költségekből, a mérőműszerek és mérőszondák ráfordításaiból tevődnek össze.
E) Hasznosítás költségei: 5 - 15%
Ez mindenekelőtt adminisztrációs ráfordításokét tartalmaz, jelentések készítése, űrlapok kiállítása,
F) Eltávolítás költségei, beleértve a közbenső és végső tárolását a szekunder hulladékoknak: 5 - 500%
Ezek a költségek az eltávolitandó anyag aktivitásának a függvényei és igen nagy ingadozást mutatnak.
Kísérleteket végeztünk arra vonatkozóan, hogyan lehet a találmány szerinti célnak megfelelő eljárást létrehozni, amelynél a kitűzött célokon túlmenően a ráfordítás költségei ,elsősorban a C) - F) pontokban leirt költségek, jelentősen csökkenthetők.
Felismertük, hogy az eddig ismert eljárásokhoz képest úgy célszerű eljárni, hogy a fémes, vagy cementtartalmu tárgyak radioaktív szennyezettségét először egy durva, ponton· kénti méréssel globálisan előnyös meghatározni. Ezen durva mérés során ugyanis információ nyerhető arról, hogy olyan mértékü-e a szennyezettség, hogy az megfelelő dekontaminálás után lehetővé teszi-e a vizsgált tárgy hasznos hulladékként történő újrafelhasználását. Ezen durva mérés során célszerű a felületi szennyeződést és a fajlagos aktivitást is meghatározni.
Felismertük továbbá, hogy a radioaktív tárgyak biztonságos újrafelhasználásához olyan mérésre van szükség, amely függetleníti azok aktivitásának mérését a tárgy alakjától. Kísérleteket végeztünk és rájöttünk arra, hogy ha a fémes, vagy cementtartalmu tárgyakat fluorobórsa^fürdőbe helyezzük és azokat feloldjuk, akkor az önmagában ismert módon történő aktivitásmérés függetleníthető a tárgy alakjától. Ilymódon igen egyszerűen meghatározható azon tárgyak köre, amelyekben lévő hasznos anyagok korlátozás nélkül hasznos hulladékként újból felhasználhatók.
A találmány tárgya eljárás fémes, vagy cementtartalmu tárgyak radioaktivitásának mérésre. Az eljárás lényege az, hogy először radioaktív szennyezettségnek durva, pontonkénti mérését végezzük el és megállapítjuk, hogy a vizsgált tárgy megengedett határértéktartományba, vagy az alá eső aktivitásértékkel rendelkezik-e. A megengedett határértéktartományba , vagy az alá eső aktflásértékü tárgyakat fluorobórsav-fürdőbe helyezzük és feloldással átalakítjuk. Az átalakítás után önmagában ismert módon aktivitást mérünk és engedélyezett aktivitás-határérték alatti mért aktivitás értékkel rendelkező feloldott any^agokat hasznos anyagként újra felhasználjuk.
Az eljárás célszerű megoldása esetén a pontonkénti mérések alapján a megengedett határérték-tartománynál magasabb aktivitásértékü tárgyakat a fluorobórsav-fürdőbe helyezés előtt felületen szennyezésmentesitjük.
Az eljárás további célszerű megoldásánál a fluorobórsavfürdőben feloldott tárgyak oldatát keveréssel homogenizáljuk. Előnyös például az eljárásnak az a foganatositási módja, amikor a fluorobórsav-fürdőben oldat formájában rendelkezésre álló anyagokat egy tartályba szivattyúzzuk át, miközben az oldatot sugárzásintenzitást meghatározó ismert detektor előtt vezetjük el.
Előnyös lehet az a megoldás is, amelynek során a fluorobórsav-fürdőben feloldott anyagokat kémiailag átalakítjuk és az átalakított anyagok aktivitását mérjük. A kémiai átalakítás történhet például kicsapással.
Igen előnyös az eljárásnak azon foganatositási módja, amelynek során a fluorobórsav-fürdőben oldott anyagokat a fürdőben elektrokémiai utón kiválasztjuk és a kiválasztott anyagok aktivitását mérjük. A szennyezett tárgyakat a fluorobórsav-fürdőben anódhoz csatlakoztatjuk és az anyagok kiválasztását katódlemaz/ek/en végezzük, mely katódlemez/ek/ adott, mérhető geometrával rendelkeznek.
Az eljáráshoz a fluorobórsavat nyomóviz-reaktorból származó szenny-Ozett bórsavból,fluorhidrogén hozzáadását követőenrvákuumdesztillálással nyerjük. Az oldáshoz alkalmazott fluorobórsavat egyidejűleg dekontaminálószerként is felhasználjuk. A szennyezett fluorobórsa.vat kicsapószer hozzáadásával regeneráljuk, a kicsapódott és leülepedett iszapot a radioaktív anyagokkal együtt cement és/vagy bitumen segítségével dekontaminálás érdekében megkeményitjük. Kicsapószerként előnyösen Ca -ionokat, szilikátoldatokat, oxálsavat, szulfidokat alkalmazunk.
A találmány szerinti eljárás lehetséges, példaként megoldását - a korábban az ismert eljárást leiró 1. ábra mellett a mellékelt rajzok alapján ismertetjük részletesen, ahol
- a 2. ábra a találmány szerinti eljárás fol^natábráját,
- a 3. ábra az elektrokémiai kiválasztás vázlatos bemutatását ,
- a 4. ábra az eljárás egy célszerű foganatositási módját ábrázolja.
A 2. ábrán látható folyamatábra a találmány szerinti eljárás egyes lépéseit szemlélteti. A szennyezett tárgyakat lépés során összegyűjtjük. 11 lépésben végezzük el a sugárzásintenzitás durva, pontonkénti mérését, A felületi szennyezettséget például sík, kontakt mérőszondával (Kontamet) mérjük. Fajlagos aktivitás meghatározásához pedig fúrási mintákat veszünk, melyek az anyagban lévő radioaktivitás mértékéről szolgáltatnak felvilágosítással. A fajlagos aktivitás alapján következtetni lehet arra, hogy a szenynyezett tárgy várhatóan sikeresen dekontaminálható-e, vagy sem. Ezen 11 lépésben megengedett határérték-tartománnyal ( határértékkel) hasonlítjuk össze a durva, pontonkénti mérés eredményét, amely megengedett határérték Svájcban például 7,4.102 Bq/g.
A találmány szerinti eljárás alapján mindazok a tárgyak, amelyek radioaktív szennyezettsége a durva, pontonkénti mérés alapján a negengsdett határérték-tartományba, vagy az alá eső aktivitásértékkel rendelkeznek,fluorobórsav-fürdőbe - HBF^ - kerülnek, ahol feloldjuk azokat. Az ábrán vázlatosan utalunk arra, hogy a fluorobórsavat például nyomóvizreaktorból származó szennyezett bórsavból - H^BO^ - fluor hidrogén - HF - hozzáadását ssal nyerjük. A 12 lépést követően a 13 lépés során önmagában ismert módon aktivitást mérünk és megállapitjuk, hogy a feloldott anyagok aktivitásértéke az engedélyezett aktivitás-határérték alatt van-e. Ennek teljesülése esetén 14 lépésben az
/.
anyagokat hasznos anyagként korlátozás nélkül újra felhasználjuk .
Mindazok a tárgyak, amelyek radioaktív szennyezettsége a lépés szerinti durva, pontonkénti mérés alapján meghaladják a megengedett határérték-tartományt, 17 lépésben felületi szennyezettségmentesitésnek vetjük alá. Ez a felületi szennyezettségmentesités szintén célszerűen fluorobórsavval történik. A 12, 17 lépésben szennyeződő fluorobórsav regenerálás - 15 lépés - után ismét felhasználható. Ez a regenerálás történhet például megfelelő kicsapószer hozzáadásával. A 15 lépés során, valamint a 13 lépésben keletkező radioaktív üledéket megfelelő kezelésnek vetjük alá 16 lépés -. Ezen kezelés során például cement és/vagy bitumen hozzáadásával megfelelő dekontaminálás érdekében megkeményitjük.
Fémes tárgyak esetén a·találmány szerinti eljárás során a fluorobórsav-fürdőt egyidejűleg elektrolitikus fürdőként is felhasználjuk. Az eljárás ezen célszerű foganatositási módjának vázlatát ismerteti a 3. ábra. A szennyezett, fémes tárgyakat közvetlenül, vagy közvetve anód^hoz csatlakoztatjuk. A közvetett csatlakoztatást végezhetjük például olymódon, hogy a fémes, szennyezett tárgyakat grafitaljzattal ellátott kosárba helyezzük és a kosarat csatlakoztatjuk az anódhoz. Elektrolitként előnyösen 10 - 20%-os fluorobórsavat alkal/ mázunk. Az elektrolitba a fürdő másik oldalán katódlemez/eke/t merítünk és az anód, katód között 2 - 4 V feszültségen például 10 - 50 mA/cm áramsürüséget biztosítunk. A fémeknek a fluorobórsavban extrém magas az oldékonysága, igy a fémtárgyak teljes mértékben feloldódnak. A radioaktív anyagok, mint például Csj Pút Sr-izotópok, ionok alakjában gyakorlatilag teljesen oldatban maradnak. Csak a Co-60 izotóp rakódik le a többi fémmel együtt a katódra és ilymódon járulékos dekontaminálás is történik. A lemezéke/t a lerakódott fémmel együtt a katódról eltávolítjuk és ezt követően önmagában ismert módon mérjük az aktivitást. A találmányunk szerinti eljárás ezen célszerű megoldása alapján a lemez/ek/en kiválasztott fém könnyen mérhető geometriáju, igy nem igényel különlegesen kiképzett mérőszondákat.
Az elektrolitként alkalmazott fluorobórsav az eljárásnál nem használódik el, az ismételten felhasználható. A használt fluorobórsav ugyanis - ha radioaktivjterhelése már magas kicsapószer hozzáadásával regenerálható. Kicsapószerként előnyösen Ca -ionokat, szilikátoldatokat, oxálsavat, szulfidokat alkalmazunk. A keletkező csapadék a fürdő alján leülepedik és innen eltávolítható. A radioaktivitással rendelkező üledéket ezt követően a 16 lépés szerint, a már ismerteit módon kezeljük.
« · *
- 14 A 4. ábra a találmány szerinti eljárás egy további célszerű foganatositási módját szemlélteti vázlatosan. Az eljárásunk értelmében fluorobórsav-fürdőben feloldott tárgyak oldatát keveréssel homogenizáljuk. Az oldat aktivitása meghatározható olymódon, hogy az oldatból mintát veszünk és ezen minta aktivitását mérjük. Ennél azonban előnyösebb a 4. ábra szerinti megoldás, ahol a fluorobórsav-fürdőben oldat alakjában rendelkezésre álló anyagokat egyytartályba szivattyúzzuk át, miközben az oldatot sugárzásintenzitást meghatározó, ismert D detektor előtt vezetjük el.
A találmány szerinti eljárást összehasonlítva az ismert megoldás szerintivel, megoldásunk előnyei igen szembetűnőek. A technika állását reprezentáló ismert mérési eljárás szerint o ugyanis kb. 1 tonna anyag esetén 10 - 100 m , részben nehezen mérhető felületen kell aktivitást mérni, mig eljárásunknál ugyanennyi mennyiség esetén csak kb. 2 - 5 m , egyszerűen mérhető felületet kell megmérni abban az esetben, ha a fémeket elektrolitikus utón az oldatból kivonjuk és ezeket a katódlemez/ek/en kiválasztjuk. Ha a 4. ábráRf^megfelelően tisztán kémiai oldást végzünk, akkor már egy reprezentatív oldatmint méfése is elegendő lehet, de az egész oldatnak a D detektor előtt történő elvezetése is igen egyszerű módon elvégezhető.
A találmány szerinti eljárás révén jelentős mértékben lecsökkenthető az eljárás során felhasznált segédanyagok mennyisége, ilymódon a keletkező szekunder hulladék menynyisége is csökken. Megoldásunk felhasználásával a mérésre fordított idő lényegesen csökken, a szennyezett tárgyak szétszerelésére, szétbontására nincs szükség,mivel azokat nem kell mérhető geometriájuvá alakítani. A találmány szerinti eljárás felhasználásával az ismert megoldásokkal szem ben jelentős költségmegtakarítás érhető el.
Tájékoztatásul mellékelten táblázatos formában megadjuk a találmány szerinti eljárás Co-60 izotópra vonatkozó példaként! adatait, amelyek között a szilárd anyagokban lévő aktivitásértékeket, ezek aktivitását oldatban, valamint a megfelelő dóziste1jesitményeket tüntetjük fel. A táblázatos formában kettősvonallal választjuk el azokat az értékeket a többi értétóctől, amelyekre, ilyen mérhető értékekkel rendelkező anyagokra, azok újrafelhasználására, a jelenleg érvényes rendeletek Svájcban lehetőséget biztosítanak.
* ·
- 16 Szilárd fém
20-200 g/ 1 oldgt-
pl.: Fe, Ni, Cu aktivitás/g bán lévő aktiv szilárd anyag mennyisége aktivitás/liter Dózisteljesítmény R/h
3,7.10’2 Bq/g 7,4.1ο”1 - 7,4 Bq/1 kb. 1 ytiR/h
3,7.10”1 Bq/g 7,4 - 7,4.101 Bq/1 kb. 10 /jR/h
3,7 Bq/g 7,4.10^^7,4.102 Bq/1 kb. 100 /jR/h
3,7.101 Bq/g 7,4.102 - 7,4.103 Bq/1
3,7.102 Bq/g 7,4.103 - 7,4.104 Bq/1 A Ex
7,4.10Z Bq/g 7,4.10 - 7,4.10 Bq/1
3,7.103 Bq/g 7,4.105 - 7,4.106 Bq/1 kb. 2 mR/h
m távolságból
A közölt adatok esetén minden esetben 1 liter oldatban lévő só mennyisége 60 - 600 g.

Claims (12)

  1. Szabadalmi igénypontok
    1. Eljárás fémes, vagy csmenttartalmu tárgyak radioaktivitásának mérésére, azzal jellemezve, hogy először radioaktív szennyezettségnek durva, pontonkénti mérését végezzük el és megállapítjuk, hogy a vizsgált tárgy megengedett határérték-tartományba, vagy az alá eső aktivitásértékkel rendelkezik-e, a megengedett határérték-tartományba, vagy az alá eső aktivitásértékü tárgyakat ezt követően fluorobórsav-fűrdőbe helyezzük és feloldással átalakítjuk, az átalakítás után önmagában ismert módon mérjük az aktivitást és engedélyezett aktivitás-határérték alatti mért aktivitásértékkel rendelkező feloldott anyagokat hasznos anyagként újra felhasználjuk.
  2. 2. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a pontonkénti mérés alapján a megengedett határérték-tartománynál magasabb aktivitásértékü tárgyakat a fluorobórsav-fürdőbe helyezés előtt felületen szennyezésmentesitjük·
  3. 3. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jelleme z v e, hogy a fluorobórsav-fürdőben feloldott tárgyak oldatát aktivitásmérés előtt homogenizáljuk.
    *
  4. 4. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a fluorobórsav-fürdőben oldat formájában rendelkezés re álló anyagokat tartályba /T/ szivatytyuzzuk át, miközben az oldatot sugárzásintenzitást meghatározó ismert detektor /0/ előtt vezetjük el.
  5. 5. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a fluorobórsav-fürdőben feloldott anyagokat kémiailag átalakítjuk és az átalakított anyagok aktivitását mérjük.
  6. 6. Az 5. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a kémiai átalakítást kicsapással végezzük ·
  7. 7. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a fluorobórsav-fürdőben oldott anyagokat a fürdőben elektrokémiai utón kiválasztjuk és a kiválasz tott anyagok aktivitását mérjük.
  8. 8. A 7. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a szennyezett tárgyakat a fluorobórsavfürdőben közvetlenül, vagy közvetve anódhoz csatlakoztatjuk és az anyagok kiválasztását katódlemez/ek/en végezzük, mely katódlemez/ek/ adott, mérhető geometriával rendelkeznek.
  9. 9. Az 1. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy a fluorobórsavat nyomóviz-reaktorból származó szennyezett bórsavból, fluorhidrogén hozzáadását követően, desztillálással nyerjük.
  10. 10. A 2. igénypont szerinti eljárás, azzal jellemezve, hogy az oldáshoz alkalmazott fluorobórsavat egyidejűleg a szennyezésmentesités során dekontaminálószerként is felhasználjuk.
  11. 11. A 10. igénypont szerinti eljárás, az zal je 1 1 em e z v e, hogy a szennyezett fluorobórsavat kicsapószer hozzáadásával regeneráljuk, a kicsapódott és leülepedett iszapot, radioaktív anyagokkal együtt cement és/vagy bitumen hozzáadásával megkeményitjük.
  12. 12. A 11, igénypont szerinti eljárás, azzal jelle-
    2 + m e z v e, hogy kicsapószerként előnyösen Ca -ionokat, szilikátoldatokat, oxálsavat, szulfidokat alkalmazunk.
HU903083A 1989-06-30 1990-05-18 Method for measuring radioactivity of metallic articles of articles containing cement HUT57446A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CH2445/89A CH678767A5 (hu) 1989-06-30 1989-06-30

Publications (2)

Publication Number Publication Date
HU903083D0 HU903083D0 (en) 1990-09-28
HUT57446A true HUT57446A (en) 1991-11-28

Family

ID=4233991

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
HU903083A HUT57446A (en) 1989-06-30 1990-05-18 Method for measuring radioactivity of metallic articles of articles containing cement

Country Status (12)

Country Link
US (1) US5128266A (hu)
EP (1) EP0406158A3 (hu)
JP (1) JPH0339681A (hu)
KR (1) KR910003402A (hu)
BG (1) BG92350A (hu)
CA (1) CA2019523A1 (hu)
CH (1) CH678767A5 (hu)
CS (1) CS320490A2 (hu)
DD (1) DD296370A5 (hu)
FI (1) FI902644A0 (hu)
HU (1) HUT57446A (hu)
RU (1) RU2029402C1 (hu)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB9422539D0 (en) * 1994-11-04 1995-01-04 British Nuclear Fuels Plc Decontamination processes
EP1064584B1 (en) 1998-03-18 2004-05-19 E Ink Corporation Electrophoretic display
DE102005061106A1 (de) * 2005-12-19 2007-06-21 Westinghouse Electric Germany Gmbh Verfahren und System für eine bedarfsgerechte und vorausschauende Handhabung und/oder Verwertung von strahlenbelastetem Material
IT1402751B1 (it) * 2010-11-12 2013-09-18 Ecir Eco Iniziativa E Realizzazioni S R L Metodo per il condizionamento di scorie derivate da smaltimento di impianti nucleari
CN111910081A (zh) * 2020-08-11 2020-11-10 广州市的力信息技术有限公司 一种含241Am金属废料的分离方法
DE102020129358A1 (de) 2020-11-06 2022-05-12 Safetec Entsorgungs- Und Sicherheitstechnik Gmbh Verfahren zur Durchführung eines Freigabeprozesses eines, insbesondere zumindest teilweise radioaktiven, Messgutes, Computerprogrammprodukt sowie System
DE102021111385B4 (de) 2021-05-03 2024-01-25 Safetec Gmbh Verfahren und Vorrichtung zur Bestimmung einer Freigabefähigkeit von quecksilberhaltigen Rückständen aus kerntechnischen Anlagen

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB891670A (en) * 1957-09-04 1962-03-14 English Electric Co Ltd Improvements in and relating to the removing of scale from silicon iron and other metals
BE670521A (hu) * 1964-10-05 1900-01-01
US3341304A (en) * 1966-04-08 1967-09-12 Billie J Newby Separation of uranium from uranium dioxide-zirconium dioxide mixtures
US3409413A (en) * 1967-08-11 1968-11-05 Atomic Energy Commission Usa Method of dissolving aluminum-clad thoria target elements
US3565707A (en) * 1969-03-03 1971-02-23 Fmc Corp Metal dissolution
DE2058766A1 (de) * 1970-11-30 1972-05-31 Siemens Ag Verfahren zur Reinigung von metallischen Oberflaechen,insbesondere radioaktiv verseuchten Oberflaechen
US3891741A (en) * 1972-11-24 1975-06-24 Ppg Industries Inc Recovery of fission products from acidic waste solutions thereof
GB1446816A (en) * 1973-05-02 1976-08-18 Furukawa Electric Co Ltd Chemical dissolution treatment of tin or alloys thereof
US3873362A (en) * 1973-05-29 1975-03-25 Halliburton Co Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces
US3965237A (en) * 1975-04-11 1976-06-22 The United States Of America As Repesented By The United States Energy Research And Development Administration Dissolution process for ZrO2 -UO2 -CaO fuels
DE2553569C2 (de) * 1975-11-28 1985-09-12 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven wäßrigen Abfallstoffen durch Sprühkalzinierung und anschließende Einbettung in eine Matrix aus Glas oder Glaskeramik
BE838533A (fr) * 1976-02-13 1976-05-28 Procede de sechage des solutions contenant de l'acide borique
CH619807A5 (hu) * 1976-04-07 1980-10-15 Foerderung Forschung Gmbh
JPS54123087A (en) * 1978-03-17 1979-09-25 Hitachi Ltd Radioactive ray meter
DE2910677C2 (de) * 1979-03-19 1983-12-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur Behandlung von borhaltigen radioaktiven Konzentraten aus Abwässern von Druckwasserreaktoren
US4217192A (en) * 1979-06-11 1980-08-12 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Decontamination of metals using chemical etching
US4443269A (en) * 1979-10-01 1984-04-17 Health Physics Systems, Inc. Tool decontamination method
CH653466A5 (de) * 1981-09-01 1985-12-31 Industrieorientierte Forsch Verfahren zur dekontamination von stahloberflaechen und entsorgung der radioaktiven stoffe.
US4686019A (en) * 1982-03-11 1987-08-11 Exxon Research And Engineering Company Dissolution of PuO2 or NpO2 using electrolytically regenerated reagents
DE3307059A1 (de) * 1983-03-01 1984-09-06 Battelle-Institut E.V., 6000 Frankfurt Verfahren und probennehmer zur messung des kontaminationsgrades von oberflaechen in kerntechnischen anlagen
US4530723A (en) * 1983-03-07 1985-07-23 Westinghouse Electric Corp. Encapsulation of ion exchange resins
US4620947A (en) * 1983-10-17 1986-11-04 Chem-Nuclear Systems, Inc. Solidification of aqueous radioactive waste using insoluble compounds of magnesium oxide
US4537666A (en) * 1984-03-01 1985-08-27 Westinghouse Electric Corp. Decontamination using electrolysis
DE3439864C2 (de) * 1984-10-31 1987-05-07 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur chemischen Dekontamination von Wärmetauschern wassergekühlter Kernreaktoren
US4701246A (en) * 1985-03-07 1987-10-20 Kabushiki Kaisha Toshiba Method for production of decontaminating liquid
DE3676962D1 (de) * 1985-05-28 1991-02-21 Recytec Sa Verfahren zur dekontamination von radioaktiv kontaminierten gegenstaenden aus metall oder aus zementhaltigem material.
FR2634049B1 (fr) * 1988-07-06 1991-05-24 Electricite De France Procede et dispositif d'identification du defaut d'etancheite d'un crayon absorbeur de neutrons d'un reacteur nucleaire

Also Published As

Publication number Publication date
EP0406158A2 (de) 1991-01-02
EP0406158A3 (en) 1991-11-21
JPH0339681A (ja) 1991-02-20
CS320490A2 (en) 1991-11-12
KR910003402A (ko) 1991-02-27
DD296370A5 (de) 1991-11-28
US5128266A (en) 1992-07-07
CH678767A5 (hu) 1991-10-31
BG92350A (bg) 1993-12-24
CA2019523A1 (en) 1990-12-31
FI902644A0 (fi) 1990-05-28
HU903083D0 (en) 1990-09-28
RU2029402C1 (ru) 1995-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4193853A (en) Decontaminating metal surfaces
EP0224510B1 (de) Verfahren zur dekontamination von radioaktiv kontaminierten gegenständen aus metall oder aus zementhaltigem material
JP5584706B2 (ja) 放射能で汚染された表面の除染方法
US4217192A (en) Decontamination of metals using chemical etching
HUT57446A (en) Method for measuring radioactivity of metallic articles of articles containing cement
JP3481746B2 (ja) 放射能で汚染された金属の除染方法
EP0610153B1 (de) Verfahren zur Dekontamination von radioaktiven Metalloberflächen
US6147274A (en) Method for decontamination of nuclear plant components
EP0859671B1 (en) Method for decontamination of nuclear plant components
WO1997017146A9 (en) Method for decontamination of nuclear plant components
JP2002055196A (ja) 放射性廃棄物の処理方法
DE102007038947A1 (de) Verfahren zur Dekontamination von mit Alphastrahlern kontaminierten Oberflächen von Nuklearanlagen
US7384529B1 (en) Method for electrochemical decontamination of radioactive metal
Partridge et al. Chemical decontamination of metals
EP2257949B1 (de) Verfahren zum konditionieren einer bei der nasschemischen reinigung eines nuklearen dampferzeugers anfallenden reinigungslösung
JPH0557560B2 (hu)
Gal et al. Decreasing Level Activities and Releasing Wastes: It’s Now Possible Thanks to a New Electrodecontamination Implementation
Allen et al. Electropolishing as a large-scale decontamination technique
JPS63291000A (ja) 放射性汚染機器の除染方法
Wedman et al. RADIOLOGICAL DECONTAMINATION OF FERROUS METAL ITEMS THROUGH ELECTROCHEMISTRY
EP4202500A1 (de) Bewertung von radionuklidverhältnissen
Koch et al. Decontamination during decommissioning/Dekontamination während der Stillegung
Wedman et al. Electrolytic decontamination of conductive materials for hazardous waste management
Partridge et al. Decontamination of TRU contaminated metals
JPS61231452A (ja) 電解除染モニタリング方法

Legal Events

Date Code Title Description
DFC9 Refusal of application