FR3123128A1 - Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility - Google Patents
Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility Download PDFInfo
- Publication number
- FR3123128A1 FR3123128A1 FR2105247A FR2105247A FR3123128A1 FR 3123128 A1 FR3123128 A1 FR 3123128A1 FR 2105247 A FR2105247 A FR 2105247A FR 2105247 A FR2105247 A FR 2105247A FR 3123128 A1 FR3123128 A1 FR 3123128A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- target
- neutron
- fissile material
- targets
- matrix
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/063—Burn-up control
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Abstract
La présente invention propose un procédé et un système de détermination d’une quantité de matière fissile présentant de bonnes performances, applicable dans des environnements très irradiants, non destructive, et permettant de disposer les équipements électroniques de mesure en dehors des zones irradiantes. Ce système comporte : - un dispositif d’activation neutronique (3) adapté pour être placé dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, typiquement en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique, - un dispositif de spectrométrie gamma (5) adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et - un dispositif informatique (7) configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile. Figure pour l'abrégé : Fig. 1The present invention proposes a method and a system for determining a quantity of fissile material with good performance, applicable in very irradiating environments, non-destructive, and making it possible to place the electronic measurement equipment outside the irradiating zones. This system comprises: - a neutron activation device (3) adapted to be placed in an area to be characterized (31) for a predetermined irradiation time, the neutron activation device comprising a matrix (9) made of a thermalizing material neutrons, typically in high density polyethylene, incorporating at least one neutron activation target (11), - a gamma spectrometry device (5) suitable for measuring the activity of said at least one target outside of said zone to be characterized, and - a computer device (7) configured to calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the measurement of the activity, and to determine the quantity of fissile material as a function of said neutron flux by further using relative predetermined data to the isotopic composition of said fissile material. Figure for the abstract: Fig. 1
Description
La présente invention concerne un système, un dispositif et un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, et plus particulièrement dans une installation à démanteler.The present invention relates to a system, a device and a method for determining a quantity of fissile material in an installation, and more particularly in an installation to be dismantled.
Etat de la technique antérieureState of the prior art
La présente invention s’applique à la détermination non destructive de la masse de matière fissile dans une installation ou un équipement, dans un environnement pouvant être très irradiant, plus particulièrement avant démantèlement. Cette détermination est basée sur la mesure du flux neutronique in situ qui est de faible amplitude dans de telles conditions.The present invention applies to the non-destructive determination of the mass of fissile material in an installation or equipment, in an environment which may be very irradiating, more particularly before dismantling. This determination is based on the measurement of the in situ neutron flux which is of low amplitude under such conditions.
Le flux neutronique est émis en général par des émetteurs alpha α tels que le Plutonium mais également les actinides mineurs tels que le Curium et l’Américium ; la contribution de chacun d’eux devra être nécessairement prise en compte lors de l’interprétation de la mesure.The neutron flux is generally emitted by alpha α emitters such as Plutonium but also minor actinides such as Curium and Americium; the contribution of each of them must necessarily be taken into account when interpreting the measurement.
Actuellement, pour la mesure des flux neutroniques in situ, les détecteurs mis en œuvre sont le plus souvent des compteurs cylindriques de type proportionnel remplis d’Helium-3 sous 4 bar qui détectent les neutrons préalablement thermalisés par un bloc en polyéthylène haute densité PEHD. Ces détecteurs très sensibles au rayonnement gamma doivent nécessairement être protégés par un blindage, par exemple en plomb, si l’ambiance radiologique dépasse 0,01 Gy/h. Si le débit du rayonnement gamma devient trop élevé, il est possible d’utiliser des compteurs à dépôt de bore pouvant fonctionner correctement jusqu’à environ 1 Gy/h mais au détriment d’une efficacité de détection significativement plus faible. Pour des valeurs encore supérieures de débit de dose, des chambres à fission à l’uranium-235 peuvent être mises en œuvre mais dans ce cas l’efficacité de détection des neutrons thermiques est très réduite.Currently, for the measurement of neutron fluxes in situ, the detectors used are most often cylindrical counters of the proportional type filled with Helium-3 under 4 bar which detect neutrons previously thermalized by a block of high-density polyethylene HDPE. These detectors, which are very sensitive to gamma radiation, must necessarily be protected by shielding, for example in lead, if the radiological environment exceeds 0.01 Gy/h. If the rate of gamma radiation becomes too high, it is possible to use boron deposit counters which can operate correctly up to about 1 Gy/h but at the expense of a significantly lower detection efficiency. For even higher dose rate values, uranium-235 fission chambers can be used, but in this case the thermal neutron detection efficiency is very low.
Plus récemment, pour répondre à la pénurie d’approvisionnement en Helium-3, de nouvelles techniques ont été développées sur la base de matériaux scintillants dopés au Lithium-6 ou au Bore-10, mais ces matériaux sont encore plus sensibles au rayonnement gamma que l’Helium-3 pour une sensibilité neutronique inférieure.More recently, to meet the shortage of Helium-3 supply, new techniques have been developed based on scintillating materials doped with Lithium-6 or Boron-10, but these materials are even more sensitive to gamma radiation than Helium-3 for lower neutron sensitivity.
Actuellement, dans le cadre de projets de démantèlement, l’utilisation de compteurs proportionnels pour la mesure neutronique in situ requiert la mise en œuvre de dispositifs relativement complexes et coûteux. Les adaptations correspondantes sur les opérations de démantèlement nécessitent, pour chaque point de contrôle, l’installation au plus près de l’équipement d’un bloc en polyéthylène (éventuellement protégé par du plomb) dont les dimensions sont très significatives. De plus, pour les zones les moins accessibles, des tubes de guidage doivent être installés selon des règles spécifiques respectant des caractéristiques précises concernant par exemple, le rayon de courbure. Chaque détecteur doit être câblé à un appareillage électronique d’amplification à haute tension, localisé à distance. Par ailleurs, les sensibilités de détection (en général, de l’ordre de quelques dizaines de g de Plutonium) sont très dépendantes des conditions d’environnement, en particulier du bruit de fond lié à l’’irradiation gamma, qui peuvent varier significativement d’un point de contrôle à l’autre.Currently, in the context of dismantling projects, the use of proportional counters for in situ neutron measurement requires the implementation of relatively complex and expensive devices. The corresponding adaptations to the dismantling operations require, for each control point, the installation as close as possible to the equipment of a polyethylene block (possibly protected by lead) whose dimensions are very significant. In addition, for the least accessible areas, guide tubes must be installed according to specific rules respecting precise characteristics concerning, for example, the radius of curvature. Each detector must be wired to high-voltage electronic amplification equipment, located remotely. Furthermore, the detection sensitivities (generally around a few tens of g of Plutonium) are very dependent on the environmental conditions, in particular the background noise linked to gamma irradiation, which can vary significantly. from one checkpoint to another.
Ainsi, les compteurs neutroniques proportionnels utilisés dans les opérations de démantèlement présentent une sensibilité de détection relativement faible, une sensibilité au rayonnement gamma et une variabilité des performances selon l’environnement du point de mesure. De plus, ces dispositifs sont coûteux et complexes à mettre en œuvre surtout dans les environnements très irradiants.Thus, the proportional neutron counters used in dismantling operations have relatively low detection sensitivity, sensitivity to gamma radiation and performance variability depending on the environment of the measurement point. In addition, these devices are expensive and complex to implement, especially in very irradiating environments.
L’objet de la présente invention est par conséquent de proposer un système et un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation remédiant aux inconvénients précités, en particulier en permettant une détermination efficace et à faible coût des masses de matière fissile dans des zones très irradiantes.The object of the present invention is therefore to propose a system and a method for determining a quantity of fissile material in an installation remedying the aforementioned drawbacks, in particular by allowing an effective and low-cost determination of the masses of fissile material. in very irradiating areas.
Présentation de l’inventionPresentation of the invention
La présente invention concerne un procédé de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant les étapes successives suivantes :
- positionner au moins un dispositif d’activation neutronique dans une zone à caractériser pendant une durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, intégrant au moins une cible d’activation neutronique,
- extraire à la fin de la durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation de la zone à caractériser,
- mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone,
- calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et
- déterminer la quantité de matière fissile en fonction du flux neutronique calculé et en utilisant des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile.The present invention relates to a method for determining a quantity of fissile material in an installation, comprising the following successive steps:
- positioning at least one neutron activation device in a zone to be characterized for a predetermined irradiation time, said at least one neutron activation device comprising a matrix made of a neutron thermalizing material, integrating at least one activation target neutronics,
- extracting at the end of the predetermined irradiation duration, said at least one device for activating the zone to be characterized,
- measuring the activity of said at least one target outside said zone,
- calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the measurement of the activity, and
- determining the quantity of fissile material as a function of the calculated neutron flux and using predetermined data relating to the isotopic composition of said fissile material.
Le matériau thermaliseur de neutrons est typiquement du polyéthylène haute densité (PEHD) mais peut également être un autre matériau hydrogéné tel que la paraffine, préférence étant donnée au PEHD.The neutron thermalizer material is typically high density polyethylene (HDPE) but can also be another hydrogenated material such as paraffin, preference being given to HDPE.
Ce procédé permet une détermination efficace et à faible coût des masses de matière fissile dans des zones très irradiantes où les techniques à base de compteurs proportionnels sont beaucoup plus complexes voire impossibles à mettre en œuvre. De plus, les cibles peuvent être réutilisées après une phase limitée de décroissance. En outre, une mise en œuvre simultanée de plusieurs dispositifs d’activation permet de réduire le niveau d’incertitude lors d’un contrôle.This method allows efficient and low-cost determination of the masses of fissile material in very irradiating zones where techniques based on proportional counters are much more complex or even impossible to implement. Additionally, targets can be reused after a limited decay phase. In addition, a simultaneous implementation of several activation devices makes it possible to reduce the level of uncertainty during an inspection.
Avantageusement, ladite au moins une cible est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine thermique (dénommée « cible thermique » dans la suite de la description), une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible.Advantageously, said at least one target consists of a material selected according to specific criteria comprising a cross section of the isotope constituting the target in the thermal range (referred to as “thermal target” in the remainder of the description), a radioactive period of the corresponding child isotope and an isotopic concentration of the isotope constituting the target.
Avantageusement, ladite au moins une cible est constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence Tantale.Advantageously, said at least one target consists of a material selected from the following materials: Tantalum, Silver, Terbium, Cobalt, Copper, and Hafnium, and preferably Tantalum.
Avantageusement, la mesure de l’activité de ladite au moins une cible est réalisée par spectrométrie gamma à haute résolution. Ceci augmente la sensibilité de la mesure.Advantageously, the measurement of the activity of said at least one target is carried out by high resolution gamma spectrometry. This increases the sensitivity of the measurement.
Selon un premier mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une première cible d’activation neutronique, ladite première cible étant intégrée dans une section entre des faces avant et arrière de ladite matrice et selon une première distance prédéterminée de la face arrière de la matrice.According to a first embodiment, the activation device comprises a first neutron activation target, said first target being integrated in a section between front and rear faces of said matrix and according to a first predetermined distance from the rear face of the matrix.
Selon un deuxième mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une deuxième cible thermique, ladite deuxième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à celui de la première cible et selon une deuxième distance prédéterminée de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée. Ceci permet d’estimer la localisation de la matière fissile par la mesure spectrométrique des deux cibles thermiques.According to a second embodiment, the activation device comprises a second thermal target, said second target being integrated into said matrix in a plane parallel to that of the first target and according to a second predetermined distance from said first target, said second distance predetermined distance between the first and second targets being greater than the first predetermined distance. This makes it possible to estimate the location of the fissile material by the spectrometric measurement of the two thermal targets.
Avantageusement, le rapport entre les première et deuxième distances prédéterminées est de l’ordre de 1 à 4.Advantageously, the ratio between the first and second predetermined distances is of the order of 1 to 4.
Avantageusement, le procédé comporte une détermination de la localisation de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les première et deuxième cibles.Advantageously, the method includes a determination of the location of the fissile material as a function of the ratio of the activities measured on the first and second targets.
Avantageusement, la matière est identique pour les première et deuxième cibles.Advantageously, the material is identical for the first and second targets.
En particulier, une cible en Tantale Ta, Argent Ag, ou Terbium Tb est avantageuse à utiliser compte tenu de la période radioactive de leur isotope fils, dans des zones nécessitant des opérations de télémanipulation de durée significative, en particulier des zones d’accès complexes. Le Tantale est préféré car il présente en outre une sensibilité optimale liée à une grande section efficace et une concentration isotopique de l’isotope cible.In particular, a Tantalum Ta, Silver Ag, or Terbium Tb target is advantageous to use given the radioactive period of their daughter isotope, in areas requiring remote manipulation operations of significant duration, in particular complex access areas. . Tantalum is preferred because it further exhibits optimum sensitivity related to a large cross section and isotopic concentration of the target isotope.
Selon un troisième mode de réalisation, le dispositif d’activation comporte une troisième cible d’activation neutronique dans le domaine rapide (dénommée « cible rapide » dans la suite de la description), ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles. Cette mise en œuvre couplée de cibles mesurant le flux de neutrons thermiques et le flux de neutrons rapides permet d’identifier la forme chimique de la matière fissile.According to a third embodiment, the activation device comprises a third neutron activation target in the fast domain (referred to as the "fast target" in the remainder of the description), said third target being integrated into said matrix in a parallel plane to those of the first and second targets. This coupled implementation of targets measuring the flux of thermal neutrons and the flux of fast neutrons makes it possible to identify the chemical form of the fissile material.
Avantageusement, lesdites deuxième et troisième cibles sont intégrées en juxtaposition sur la face avant de ladite matrice.Advantageously, said second and third targets are integrated in juxtaposition on the front face of said matrix.
Avantageusement, le procédé comporte une détermination de la forme chimique de la matière fissile en fonction du rapport des activités mesurées sur les deuxième et troisième cibles.Advantageously, the method comprises a determination of the chemical form of the fissile material as a function of the ratio of the activities measured on the second and third targets.
Avantageusement, ladite troisième cible est constituée d’une matière sélectionnée selon des critères spécifiques comprenant une section efficace de l’isotope constituant la cible dans le domaine rapide, une période radioactive de l’isotope fils correspondant et une concentration isotopique de l’isotope constituant la cible.Advantageously, said third target consists of a material selected according to specific criteria comprising a cross section of the isotope constituting the target in the fast range, a radioactive period of the corresponding daughter isotope and an isotopic concentration of the isotope constituting target.
Avantageusement, ladite troisième cible est sélectionnée dans un matériau choisi parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel. Ces cibles présentent des sections efficaces significatives pour l’activation dans le domaine des neutrons rapides. En particulier, le Nickel est préféré car il présente une section efficace plus élevée que le Zinc.Advantageously, said third target is selected from a material chosen from Nickel and Zinc and preferably Nickel. These targets exhibit significant cross sections for activation in the fast neutron domain. In particular, Nickel is preferred because it has a higher cross section than Zinc.
Avantageusement, la mesure de l’activité est réalisée depuis chacune des faces des cibles.Advantageously, the measurement of the activity is carried out from each of the faces of the targets.
L’invention vise également un dispositif d’activation neutronique, comportant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en PEHD, et une première cible thermique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale intégrée dans une section entre des faces avant et arrière de ladite matrice et selon une première distance prédéterminée de la face arrière de la matrice.The invention also relates to a neutron activation device, comprising a matrix made of a neutron thermalizing material, preferably HDPE, and a first thermal target consisting of a material selected from the following materials: Tantalum, Silver, Terbium, Cobalt , Copper, and Hafnium, and preferably Tantalum integrated in a section between the front and rear faces of said matrix and according to a first predetermined distance from the rear face of the matrix.
Avantageusement, le dispositif comporte une deuxième cible d’activation neutronique constituée d’une matière sélectionnée parmi les matières suivantes : Tantale, Argent, Terbium, Cobalt, Cuivre, et Hafnium, et de préférence le Tantale intégrée dans un plan parallèle à celui de la première cible et selon une deuxième distance prédéterminée de ladite première cible, ladite deuxième distance prédéterminée entre les première et deuxième cibles étant plus grande que la première distance prédéterminée.Advantageously, the device comprises a second neutron activation target consisting of a material selected from the following materials: Tantalum, Silver, Terbium, Cobalt, Copper, and Hafnium, and preferably Tantalum integrated in a plane parallel to that of the first target and a second predetermined distance from said first target, said second predetermined distance between the first and second targets being greater than the first predetermined distance.
Avantageusement, le dispositif comporte une troisième cible d’activation neutronique constituée d’un matériau sélectionné parmi le Nickel et le Zinc et de préférence le Nickel, ladite troisième cible étant intégrée dans ladite matrice dans un plan parallèle à ceux des première et deuxième cibles.Advantageously, the device comprises a third neutron activation target consisting of a material selected from Nickel and Zinc and preferably Nickel, said third target being integrated into said matrix in a plane parallel to those of the first and second targets.
L’invention vise aussi un système de détermination d’une quantité de matière fissile dans une installation, comportant :
- un dispositif d’activation neutronique adapté pour être placé dans une zone à caractériser pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible d’activation neutronique,
- un dispositif de spectrométrie gamma adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et
- un dispositif informatique configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile.The invention also relates to a system for determining a quantity of fissile material in an installation, comprising:
- a neutron activation device adapted to be placed in an area to be characterized for a predetermined irradiation time, the neutron activation device comprising a matrix made of a neutron thermalizing material, preferably high density polyethylene, integrating at least a neutron activation target,
- a gamma spectrometry device suitable for measuring the activity of said at least one target outside of said zone to be characterized, and
- a computer device configured to calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the measurement of the activity, and to determine the quantity of fissile material as a function of said neutron flux by further using predetermined data relating to the isotopic composition of said fissile material.
Un des avantages essentiels procuré par l’invention est que les cibles d’activation neutronique ne sont pas sensibles aux flux d’irradiation gamma pour les niveaux d’énergies rencontrés lors des opérations de démantèlement, permettant ainsi une mise en œuvre du dispositif de l’invention dans des environnements très irradiants.One of the essential advantages procured by the invention is that the neutron activation targets are not sensitive to the gamma irradiation fluxes for the energy levels encountered during the dismantling operations, thus allowing an implementation of the device of the invention in highly irradiating environments.
Brève description des figuresBrief description of figures
D'autres particularités et avantages du dispositif et du procédé selon l'invention ressortiront mieux à la lecture de la description faite ci-après, à titre indicatif mais non limitatif, en référence aux dessins annexés sur lesquels :Other particularities and advantages of the device and of the method according to the invention will emerge better on reading the description given below, by way of indication but not limitation, with reference to the appended drawings in which:
Claims (19)
- positionner au moins un dispositif d’activation neutronique (3) dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le au moins un dispositif d’activation neutronique (3) comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique,
- extraire à la fin de la durée d’irradiation prédéterminée, ledit au moins un dispositif d’activation (3) de la zone à caractériser (31), - mesurer l’activité de ladite au moins une cible (11) hors de ladite zone,
- calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et
- déterminer la quantité de matière fissile en fonction du flux neutronique calculé et en utilisant des données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile.Method for determining a quantity of fissile material in an installation, comprising the following successive steps:
- positioning at least one neutron activation device (3) in an area to be characterized (31) for a predetermined irradiation time, the at least one neutron activation device (3) comprising a matrix (9) made of a material neutron thermalizer, preferably made of high density polyethylene, incorporating at least one neutron activation target (11),
- extracting at the end of the predetermined irradiation duration, said at least one activation device (3) from the zone to be characterized (31), - measuring the activity of said at least one target (11) outside of said area,
- calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the measurement of the activity, and
- determining the quantity of fissile material as a function of the calculated neutron flux and using predetermined data relating to the isotopic composition of said fissile material.
- un dispositif d’activation neutronique (3) adapté pour être placé dans une zone à caractériser (31) pendant une durée d’irradiation prédéterminée, le dispositif d’activation neutronique comprenant une matrice (9) en un matériau thermaliseur de neutrons, de préférence en polyéthylène haute densité, , intégrant au moins une cible (11) d’activation neutronique,
- un dispositif de spectrométrie gamma (5) adapté pour mesurer l’activité de ladite au moins une cible hors de ladite zone à caractériser, et
- un dispositif informatique (7) configuré pour calculer un flux neutronique émis par la matière fissile à partir de la mesure de l’activité, et pour déterminer la quantité de matière fissile en fonction dudit flux neutronique en utilisant en outre de données prédéterminées relatives à la composition isotopique de ladite matière fissile.System for determining a quantity of fissile material in an installation, comprising:
- a neutron activation device (3) adapted to be placed in an area to be characterized (31) for a predetermined irradiation time, the neutron activation device comprising a matrix (9) made of a neutron thermalizing material, preferably made of high density polyethylene, incorporating at least one neutron activation target (11),
- a gamma spectrometry device (5) suitable for measuring the activity of said at least one target outside of said zone to be characterized, and
- a computer device (7) configured to calculate a neutron flux emitted by the fissile material from the measurement of the activity, and to determine the quantity of fissile material as a function of said neutron flux by also using predetermined data relating to the isotopic composition of said fissile material.
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR2105247A FR3123128B1 (en) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility |
| EP22730962.2A EP4341727A1 (en) | 2021-05-20 | 2022-05-18 | Method, system and device for determining an amount of fissile material in a facility |
| PCT/FR2022/050947 WO2022243638A1 (en) | 2021-05-20 | 2022-05-18 | Method, system and device for determining an amount of fissile material in a facility |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR2105247 | 2021-05-20 | ||
| FR2105247A FR3123128B1 (en) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR3123128A1 true FR3123128A1 (en) | 2022-11-25 |
| FR3123128B1 FR3123128B1 (en) | 2023-07-21 |
Family
ID=78212155
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR2105247A Active FR3123128B1 (en) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP4341727A1 (en) |
| FR (1) | FR3123128B1 (en) |
| WO (1) | WO2022243638A1 (en) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1809525A1 (en) * | 1968-11-18 | 1970-06-11 | Kernforschungsanlage Juelich | Method for non destructive loss determination - on core fuel and or breeding elements |
| JPS54159591A (en) * | 1978-06-06 | 1979-12-17 | Hitachi Ltd | Nuclear fuel rod |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB841992A (en) * | 1955-09-16 | 1960-07-20 | Vickers Electrical Co Ltd | Improvements relating to nuclear reactors |
-
2021
- 2021-05-20 FR FR2105247A patent/FR3123128B1/en active Active
-
2022
- 2022-05-18 EP EP22730962.2A patent/EP4341727A1/en active Pending
- 2022-05-18 WO PCT/FR2022/050947 patent/WO2022243638A1/en active Application Filing
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1809525A1 (en) * | 1968-11-18 | 1970-06-11 | Kernforschungsanlage Juelich | Method for non destructive loss determination - on core fuel and or breeding elements |
| JPS54159591A (en) * | 1978-06-06 | 1979-12-17 | Hitachi Ltd | Nuclear fuel rod |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR3123128B1 (en) | 2023-07-21 |
| WO2022243638A1 (en) | 2022-11-24 |
| EP4341727A1 (en) | 2024-03-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20080192878A1 (en) | Detecting special nuclear materials in suspect containers using high-energy gamma rays emitted by fission products | |
| Eleftheriou et al. | Radioactivity measurements in the aquatic environment using in-situ and laboratory gamma-ray spectrometry | |
| Möllenberg et al. | Detecting the diffuse supernova neutrino background with LENA | |
| Hausladen et al. | Induced-fission imaging of nuclear material | |
| Bruel et al. | Gamma rays, electrons and positrons up to 3 TeV with the Fermi Gamma-ray Space Telescope | |
| WO2001007888A2 (en) | Pulsed gamma neutron activation analysis (pgnaa) method and apparatus for nondestructive assay of containerized contaminants | |
| Simon et al. | Feasibility study of fissile mass quantification by photofission delayed gamma rays in radioactive waste packages using MCNPX | |
| Pollmann | Alpha backgrounds in the DEAP Dark Matter search experiment | |
| LaGraffe | Nuclear security science | |
| Bailey | Dark Matter Searches and Study of Electrode Design in LUX and LZ. | |
| FR3123128A1 (en) | Method, system and device for determining a quantity of fissile material in a facility | |
| Reinikainen et al. | Accuracy of 210Pb dating in two annually laminated lake sediments with high Cs background | |
| Jandel et al. | Capture and fission with DANCE and NEUANCE | |
| Ryzhikov et al. | Multi-layer fast neutron detectors based on composite heavy-oxide scintillators for detection of illegal nuclear materials | |
| Slaughter et al. | The" nuclear car wash": a scanner to detect illicit special nuclear material in cargo containers | |
| JP2020071120A (en) | Radiation detector | |
| Challan et al. | Analytical approach for radioactivity correlation of disc sources with HPGe detector efficiency | |
| EP3835831A1 (en) | Method for radiation detection comprising neutron-gamma discrimination and corresponding system | |
| Hall et al. | Numerical simulation of nuclear materials detection, imaging and assay with MEGa-rays | |
| FR2547061A1 (en) | PROCESS FOR DETERMINING THE VOLUME ACTIVITY AND ESTIMATING THE MASS OF PLUTONIUM CONTAINED IN WASTE AND DEVICE FOR IMPLEMENTING THIS PROCESS | |
| Tattam et al. | Radiometric non-destructive assay. | |
| Bae et al. | In situ beta‐gamma separation algorithm for cost‐effective assessment of radioactive waste resources | |
| Fichtlscherer et al. | Can We Fake Gamma Emissions of Nuclear Warheads? An Exploratory Study | |
| Pozzi et al. | Detectors in active interrogation | |
| Mueller et al. | Neutron and gamma ray coincidence measurements of a high-multiplication, subcritical assembly of weapons-grade plutonium |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 2 |
|
| PLSC | Publication of the preliminary search report |
Effective date: 20221125 |
|
| PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 3 |