KR20110091264A - Unified non-destructive assay system to measure a given nuclide amount in the mixed nuclear material sample, which is composed of a measurement part and a unified analysis part - Google Patents
Unified non-destructive assay system to measure a given nuclide amount in the mixed nuclear material sample, which is composed of a measurement part and a unified analysis part Download PDFInfo
- Publication number
- KR20110091264A KR20110091264A KR1020100011014A KR20100011014A KR20110091264A KR 20110091264 A KR20110091264 A KR 20110091264A KR 1020100011014 A KR1020100011014 A KR 1020100011014A KR 20100011014 A KR20100011014 A KR 20100011014A KR 20110091264 A KR20110091264 A KR 20110091264A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- mixed sample
- nuclear
- neutron
- nuclear material
- measuring device
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/36—Measuring spectral distribution of X-rays or of nuclear radiation spectrometry
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T7/00—Details of radiation-measuring instruments
- G01T7/005—Details of radiation-measuring instruments calibration techniques
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
본 발명의 일실시예는 핵물질 혼재시료의 질량, 혼재시료에서 발생하는 감마선 및 중성자 측정을 단일장비에서 측정하는 비파괴측정부분과 각 측정결과를 상호연계 분석하는 분석부분으로 구성되어 있으며, 사용후핵연료와 이의 변형물질에서와 같이 다양한 핵물질이 혼재한 혼재시료에서 특정 핵종량을 준실시간으로 정량 분석할 수 있는 핵물질 통합 측정 및 분석 시스템에 관한 것이다.One embodiment of the present invention is composed of a non-destructive measurement portion for measuring the mass of the mixed material, the gamma ray and neutron measurement generated in the mixed sample in a single device and an analysis portion for correlating each measurement result, after use The present invention relates to a nuclear material integrated measurement and analysis system that can quantitatively analyze specific nuclear mass in real time in a mixture of various nuclear materials such as fuel and its modified materials.
도 1은 종래기술에 따른 파이로공정 및 핵종량 측정방법을 도시한 도면이다.1 is a view showing a pyro process and a nuclear species measurement method according to the prior art.
도 1을 참조하면, 파이로공정에서는 사용후핵연료를 금속으로 전환(전해환원공정)한 후에 우라늄을 회수(전해정련)하고, 나머지 핵물질(U+TRU+RE)를 정제하여 고속로 핵연료 제조하게 된다. 이때, 파이로공정의 각 단위공정에서는 다핵종이 혼재해 있는 혼합핵물질로 볼 수 있으며, 이 다핵종 핵물질에서의 핵종별 정량분석을 할 수 있는 기술이 필요하다.Referring to FIG. 1, in the pyro process, after converting spent fuel into metal (electrolytic reduction process), uranium is recovered (electrolytic refining), and the remaining nuclear material (U + TRU + RE) is purified to produce nuclear fuel at high speed. Done. At this time, each unit process of the Pyro process can be seen as a mixed nuclear material mixed with a multinuclide, and a technology for quantitative analysis of each nuclide in the multinuclide nuclear material is required.
도 2는 종래기술에 따른 단일 핵종 핵물질 계량장비를 도시한 도면이다.2 is a view showing a single nuclide nuclear material meter according to the prior art.
도 2를 참조하면, 재처리에서 발생되는 우라늄 및 플루토늄 등의 핵물질 계량에는, 여러 가지 장점 때문에, 비파괴적인 방법인 중성자 검출방법을 주로 사용한다. 핵종의 종류(이하 핵종이라 함)를 알고 있는 단일한 핵종으로 구성된 핵물질에 대해 측정장비는 도 2와 같이 상용화 제품으로 출시되어 있다.Referring to FIG. 2, the neutron detection method, which is a non-destructive method, is mainly used for the measurement of nuclear materials such as uranium and plutonium generated in reprocessing. Measurement equipment is commercially available as shown in FIG.
한편, 다핵종 혼재 핵물질의 경우에는 중성자를 발생시킨 선원핵종이 어느 것인지를 확인하기 쉽지 않기 때문에 핵종별 존재량을 계량하기가 쉽지 않다.On the other hand, in the case of multinuclide mixed nuclear material, it is not easy to determine which source nucleus generated the neutron, and thus it is not easy to quantify the amount of each nuclear species.
도 3은 종래기술에 따른 다핵종 혼재 핵물질에서 핵종별 정량 분석 방법 및 Cm Ratio의 역할을 도시한 도면이다.Figure 3 is a view showing the role of quantitative analysis method and Cm Ratio by nuclear species in multinuclide mixed nuclear material according to the prior art.
도 3과 같이, 현재 다핵종 핵물질인 사용후핵연료에 적용하는 방법으로는, 주 중성자 발생원인 'Cm-244'을 측정하고, 연소도 정보와 전산코드(ORIGEN)를 사용하여 핵종별 성분비(U-235/Cm-244, 또는 Pu/Cm-244)를 구하여 U-235와 Pu의 양을 구한다.As shown in FIG. 3, as a method applied to spent fuel, which is currently a multinuclear nuclear material, the main neutron generation source 'Cm-244' is measured, and the combustion ratio information and the computer code (ORIGEN) are used to determine the composition ratio of the nuclear species ( U-235 / Cm-244 or Pu / Cm-244) to find the amount of U-235 and Pu.
그러나, 현재는 Cm-244의 측정과 핵종별 성분비의 결정이 별도로 이루지기 때문에 이에 따른 오차가 유발될 수 있고, 실시간으로 핵물질의 양을 모니터링하는데 어려움이 있다. 따라서, 이를 해결할 수 있는 방법이 필요한 실정이다.However, at present, the measurement of Cm-244 and the determination of the composition ratio of nuclear species are made separately, which may cause errors, and it is difficult to monitor the amount of nuclear material in real time. Therefore, there is a need for a way to solve this problem.
도 4는 종래기술에 따른 감마선 측정 시스템을 도시한 도면이다.4 is a diagram illustrating a gamma ray measuring system according to the related art.
한편, 사용후 핵연료의 연소도 결정하는데 도 4와 같은 감마선 스펙트럼 분석을 많이 이용한다.Meanwhile, gamma ray spectral analysis as shown in FIG. 4 is frequently used to determine the combustion of spent nuclear fuel.
도 5는 종래기술에 따른 능동형 측정 시스템을 도시한 도면이다.5 is a diagram illustrating an active measurement system according to the prior art.
또한, 도 5와 같이, 핵분열물질(U-235 등)에 중성자를 조사하여 핵분열을 유도하여 이때 발생하는 중성자 측정하여 핵물질을 정량 분석할 수 있는 능동형 중성자 측정 방법이 있다.In addition, as shown in FIG. 5, there is an active neutron measuring method capable of quantitatively analyzing nuclear material by measuring neutrons by inducing nuclear fission by neutron irradiation to fissile material (U-235, etc.).
도 6은 종래기술에 따른 질량 계측 저울을 도시한 도면이다.6 is a view showing a mass measuring scale according to the prior art.
도 6을 참조하면, 핵물질의 질량 계측에는 일반물질과 같이 저울을 사용한다.Referring to FIG. 6, the mass is used to measure the mass of nuclear material as with a general material.
본 발명의 일실시예는 Cm-244의 측정과 핵종별 성분비의 결정이 단일 장비에서 이루지기 때문에, 오차를 줄이고, 실시간으로 핵물질의 양을 모니터링할 수 있는 핵물질 통합 측정 시스템을 제공한다.One embodiment of the present invention provides a nuclear material integrated measurement system that can measure the amount of nuclear material in real time, reducing the error, because the measurement of Cm-244 and the determination of the composition ratio of nuclear species is made in a single equipment.
본 발명의 일실시예에 따른 핵물질 통합 측정 시스템은 핵물질에 대한 혼재시료의 질량, 상기 혼재시료에서 발생하는 감마선과 중성자를 측정하는 비파괴측정장치, 및 상기 측정결과를 이용하여 상기 혼재시료의 핵종량을 정량 분석하는 분석시스템을 포함한다.Nuclear material integrated measurement system according to an embodiment of the present invention is a non-destructive measuring device for measuring the mass of the mixed sample for the nuclear material, the gamma rays and neutrons generated in the mixed sample, and the measurement result of the mixed sample Includes an analytical system for quantitative analysis of nuclear mass.
본 발명의 일실시예에 따르면, Cm-244의 측정과 핵종별 성분비의 결정이 단일 장비에서 이루지기 때문에, 오차를 줄이고, 실시간으로 핵물질의 양을 모니터링할 수 있다.According to one embodiment of the present invention, since the measurement of the Cm-244 and the determination of the composition ratio of the nuclear species are made in a single device, it is possible to reduce the error and monitor the amount of nuclear material in real time.
도 1은 종래기술에 따른 파이로공정 및 핵종량 측정방법을 도시한 도면이다.
도 2는 종래기술에 따른 단일 핵종 핵물질 계량장비를 도시한 도면이다.
도 3은 종래기술에 따른 다핵종 혼재 핵물질에서 핵종별 정량 분석 방법 및 Cm Ratio의 역할을 도시한 도면이다.
도 4는 종래기술에 따른 감마선 측정 시스템을 도시한 도면이다.
도 5는 종래기술에 따른 능동형 측정 시스템을 도시한 도면이다.
도 6은 종래기술에 따른 질량 계측 저울을 도시한 도면이다.
도 7은 본 발명의 일실시예에 따른 비파괴측정장치를 도시한 도면이다.
도 8은 본 발명의 일실시예에 따른 분석시스템을 도시한 도면이다.1 is a view showing a pyro process and a nuclear species measurement method according to the prior art.
2 is a view showing a single nuclide nuclear material meter according to the prior art.
Figure 3 is a view showing the role of quantitative analysis method and Cm Ratio by nuclear species in multinuclide mixed nuclear material according to the prior art.
4 is a diagram illustrating a gamma ray measuring system according to the related art.
5 is a diagram illustrating an active measurement system according to the prior art.
6 is a view showing a mass measuring scale according to the prior art.
7 is a view showing a non-destructive measurement device according to an embodiment of the present invention.
8 is a diagram illustrating an analysis system according to an embodiment of the present invention.
이하, 첨부 도면들 및 첨부 도면들에 기재된 내용들을 참조하여 본 발명의 다양한 실시예를 상세하게 설명하지만, 본 발명이 실시예에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다.Hereinafter, various embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings and accompanying drawings, but the present invention is not limited to or limited by the embodiments.
사용 후 핵연료나 이의 변형물질은 다핵종 혼재 핵물질이다. 이렇게, 다핵종 핵물질을 포함하는 혼재시료를 대상으로 특정 핵물질별 존재량을 결정하는 방법은 다음과 같다. Spent fuel or its modifications are multinuclear mixtures. Thus, the method of determining the amount of each specific nuclear material present in the mixed sample containing the multinuclide nuclear material is as follows.
도 7은 본 발명의 일실시예에 따른 비파괴측정장치를 도시한 도면이다.7 is a view showing a non-destructive measurement device according to an embodiment of the present invention.
도 7을 참조하면, 비파괴측정장치는 중심에 다핵종 핵물질이 포함된 혼재시료를 삽입하면, 내부에 설치되어 있는 질량측정기를 이용하여 상기 혼재시료의 '질량'을 측정한다. 상기 측정된 혼재시료의 질량은 자동으로 상기 비파괴측정장치와 연결된 PC에 기록된다. Referring to FIG. 7, when the non-destructive measuring device inserts a mixed sample including a multinuclide nucleus material in the center, the mass of the mixed sample is measured using a mass meter installed therein. The measured mass of the mixed sample is automatically recorded on a PC connected with the non-destructive measuring device.
또한, 상기 비파괴측정장치는 상기 혼재시료의 질량 측정과 동일한 방법으로 혼재시료를 측정장치의 중심에 혼재시료를 삽입하고, 피동형 중성자 계수기를 통하여 상기 혼재시료에서 발생하는 '중성자'를 측정한다. 이때, 상기 비파괴측정장치는 미리 준비되어 있는 보정곡선(Calibration Curve)을 이용하여 상기 혼재시료의 CM 질량을 결정할 수 있다. 도 4를 참조하면, 상기 보정곡선은 Cf-252 선원을 사용하여 실험한 결과와 MCNP 코드의 결과를 조합해서 얻을 수 있다. In addition, the non-destructive measuring device inserts the mixed sample in the center of the measuring device in the same manner as the mass measurement of the mixed sample, and measures the 'neutron' generated in the mixed sample through a passive neutron counter. In this case, the non-destructive measuring device may determine the CM mass of the mixed sample using a calibration curve prepared in advance. Referring to Figure 4, the correction curve can be obtained by combining the results of the experiment using the Cf-252 source and the results of the MCNP code.
계속해서, 상기 비파괴측정장치는 감마선 스펙트럼을 이용하여 상기 혼재시료에서 발생하는 '감마선'을 측정한다. 이때, Cs-134/Cs-137 비율 또는 다른 동위원소의 비율을 구하고, 상기 비파괴측정장치는 미리 준비된 동위원소 비율과 연소도의 상관관계식을 이용하여 상기 혼재시료의 연소도를 결정한다. 이때, 상관관계식은 전산코드(ORIGEN)의 계산결과를 이용하여 얻는 값이다. Subsequently, the non-destructive measuring device measures the gamma rays generated in the mixed sample using the gamma ray spectrum. At this time, the ratio of Cs-134 / Cs-137 or another isotope is obtained, and the non-destructive measuring device determines the combustion degree of the mixed sample by using a correlation between the previously prepared isotope ratio and the combustion degree. In this case, the correlation is a value obtained by using the calculation result of the computation code (ORIGEN).
상기 비파괴측정장치는 상기 결정된 연소도와 상기 전산코드를 사용하면, 상기 혼재시료에 포함되어 있는 핵종들의 양을 얻을 수 있다. 이를 통하여 핵종별 성분비인 U-235/Cm 및 Pu/Cm의 값을 구할 수 있으면, 상기 비파괴측정장치는 상기 혼재시료에 포함된 다른 핵종에 대한 비율도 구할 수 있다. The non-destructive measuring device may obtain the amount of nuclides included in the mixed sample by using the determined combustion degree and the computer code. If it is possible to obtain the values of U-235 / Cm and Pu / Cm, which are component ratios by nuclear species, the non-destructive measuring device can also obtain a ratio with respect to other nuclides included in the mixed sample.
도 8은 본 발명의 일실시예에 따른 분석시스템을 도시한 도면이다.8 is a diagram illustrating an analysis system according to an embodiment of the present invention.
도 8에 도시한 바와 같이, 분석시스템은 상기 결정된 혼재시료의 질량과 핵종별 성분비를 알면, 상기 혼재시료에 포함되는 특정 핵물질, 예로 Pu의 양을 결정할 수 있다. 즉, Pu의 질량은 Pu/Cm 비율에 Cm의 질량을 곱하면 얻을 수 있다. U-235의 양도 동일한 방법으로 결정할 수 있다. As shown in FIG. 8, the analysis system may determine the amount of a specific nuclear material, for example, Pu, included in the mixed sample, if the mass of the mixed sample and the component ratio of the nuclear species are known. That is, the mass of Pu can be obtained by multiplying the mass of Cm by the Pu / Cm ratio. The amount of U-235 can also be determined in the same way.
만약, 파이로공정에서 회수된 우라늄에는 불순물로 TRU와 다른 핵종들이 미량 딸려오게 된다. 이런 혼재시료에서는 앞에서와 같이 연소도를 결정하여 핵종별 성분비인 U-235/Cm을 결정할 수가 없다. 이런 경우, 상기 비파괴측정장치는 피동형 중성자 계수기를 이용하여 상기 혼재시료의 제1 중성자를 측정하고, 능동형 중성자 계수기(중성자를 조사해서 U-235의 핵분열을 유도하여 이때 발생하는 중성자를 측정하는 계수기)를 이용하여 상기 혼재시료의 자발핵분열 중성자와 U-235의 핵분열중성자수가 합해진 제2 중성자를 측정한다. 상기 분석시스템은 상기 제2 중성자에서 상기 제1 중성자를 차감하여 U-235에서 순수하게 나온 중성자 수를 얻고, 이 값과 상기 보정곡선을 이용하여 U-235의 질량을 결정할 수 있다. If the uranium recovered from the pyro process comes with a small amount of TRU and other nuclides as impurities. In this mixed sample, as described above, it is not possible to determine the composition ratio of U-235 / Cm by determining the combustion degree. In this case, the non-destructive measuring device uses a passive neutron counter to measure the first neutron of the mixed sample, and an active neutron counter (counter to investigate the neutron to induce nuclear fission of U-235 to measure the neutron generated at this time). Measure the neutron fission neutron of the mixed sample and the second neutron combined with the number of fission neutrons of U-235. The analysis system may obtain the number of neutrons purely from U-235 by subtracting the first neutron from the second neutron, and determine the mass of U-235 using this value and the correction curve.
본 발명의 실시 예에 따른 방법들은 다양한 컴퓨터 수단을 통하여 수행될 수 있는 프로그램 명령 형태로 구현되어 컴퓨터 판독 가능 매체에 기록될 수 있다. 상기 컴퓨터 판독 가능 매체는 프로그램 명령, 데이터 파일, 데이터 구조 등을 단독으로 또는 조합하여 포함할 수 있다. 상기 매체에 기록되는 프로그램 명령은 본 발명을 위하여 특별히 설계되고 구성된 것들이거나 컴퓨터 소프트웨어 당업자에게 공지되어 사용 가능한 것일 수도 있다. Methods according to an embodiment of the present invention can be implemented in the form of program instructions that can be executed by various computer means and recorded in a computer readable medium. The computer readable medium may include program instructions, data files, data structures, etc. alone or in combination. Program instructions recorded on the media may be those specially designed and constructed for the purposes of the present invention, or they may be of the kind well-known and available to those having skill in the computer software arts.
이상과 같이 본 발명은 비록 한정된 실시예와 도면에 의해 설명되었으나, 본 발명은 상기의 실시예에 한정되는 것은 아니며, 본 발명이 속하는 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이러한 기재로부터 다양한 수정 및 변형이 가능하다.As described above, the present invention has been described by way of limited embodiments and drawings, but the present invention is not limited to the above embodiments, and those skilled in the art to which the present invention pertains various modifications and variations from such descriptions. This is possible.
그러므로, 본 발명의 범위는 설명된 실시예에 국한되어 정해져서는 아니 되며, 후술하는 특허청구범위뿐 아니라 이 특허청구범위와 균등한 것들에 의해 정해져야 한다.Therefore, the scope of the present invention should not be limited to the described embodiments, but should be determined not only by the claims below but also by the equivalents of the claims.
Claims (8)
상기 측정결과를 이용하여 상기 혼재시료의 핵종량을 정량 분석하는 분석시스템
을 포함하는 핵물질 통합 측정 시스템.Non-destructive measuring device for measuring gamma rays and neutrons generated from the mixed sample of nuclear material; And
Analytical system for quantitatively analyzing the nuclear species amount of the mixed sample using the measurement results
Nuclear material integrated measurement system comprising a.
상기 비파괴측정장치는,
다핵종 핵물질이 포함된 혼재시료가 삽입되면, 내부에 설치된 질량측정기를 이용하여 상기 혼재시료의 질량을 더 측정하고, 상기 측정된 질량을 기록하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 1,
The non-destructive measuring device,
When the mixed sample containing a multinuclide nuclear material is inserted, the mass of the mixed sample is further measured by using a mass meter installed therein, and the measured mass is recorded.
상기 비파괴측정장치는,
보정곡선(Calibration Curve)을 이용하여 상기 혼재시료의 질량을 결정하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 2,
The non-destructive measuring device,
A nuclear material integrated measurement system for determining the mass of the mixed sample using a calibration curve.
상기 비파괴측정장치는,
피동형 중성자 계수기를 이용하여 상기 혼재시료에서 발생하는 중성자와,
상기 혼재시료에서 발생하는 감마선 스팩트럼을 측정하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 1,
The non-destructive measuring device,
Neutrons generated in the mixed sample using a passive neutron counter,
A nuclear material integrated measurement system for measuring the gamma-ray spectrum generated in the mixed sample.
상기 비파괴측정장치는,
동위원소 비율과 연소도의 상관관계식을 이용하여 상기 혼재시료에 대한 연소도를 더 측정하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 1,
The non-destructive measuring device,
And further measure the degree of combustion for the mixed sample using a correlation between the isotope ratio and the degree of combustion.
상기 비파괴측정장치는,
상기 측정된 연소도와 전산코드(ORIGEN)를 사용하여, 상기 혼재시료에 포함된 핵종별 성분비를 산출하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 5,
The non-destructive measuring device,
Using the measured combustion degree and the computer code (ORIGEN), calculating the nuclear species component ratio contained in the mixed sample, nuclear material integrated measurement system.
상기 분석시스템은,
상기 산출된 핵종별 성분비를 분석하여, 상기 혼재시료에 포함할 핵종량을 결정하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 6,
The analysis system,
The nuclear material integration measurement system for determining the nuclear species to be included in the mixed sample by analyzing the calculated nuclear species component ratio.
상기 비파괴측정장치는,
피동형 중성자 계수기를 이용하여 상기 혼재시료에서 발생하는 제1 중성자를 측정하고, 능동형 중성자 계수기를 이용하여 상기 혼재시료의 자발핵분열 중성자와 U-235의 핵분열 중성자수를 합한 제2 중성자를 측정하고,
상기 분석시스템은,
상기 제2 중성자에서 상기 제1 중성자를 차감한 중성자수를 획득하고, 획득한 중성자수를 보정곡선을 이용하여 U-235의 질량을 결정하는, 핵물질 통합 측정 시스템.The method of claim 1,
The non-destructive measuring device,
A first neutron generated from the mixed sample is measured using a passive neutron counter, and a second neutron that sums the number of spontaneous fission neutrons of the mixed sample and the number of nuclear fission neutrons of the mixed sample is measured using an active neutron counter;
The analysis system,
And obtaining a neutron number obtained by subtracting the first neutron from the second neutron, and determining the mass of U-235 using the obtained neutron number using a correction curve.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020100011014A KR101197002B1 (en) | 2010-02-05 | 2010-02-05 | Unified Non-Destructive Assay System to measure a Given Nuclide Amount in the Mixed Nuclear Material Sample, Which is Composed of a Measurement Part and a Unified Analysis Part |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020100011014A KR101197002B1 (en) | 2010-02-05 | 2010-02-05 | Unified Non-Destructive Assay System to measure a Given Nuclide Amount in the Mixed Nuclear Material Sample, Which is Composed of a Measurement Part and a Unified Analysis Part |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR20110091264A true KR20110091264A (en) | 2011-08-11 |
| KR101197002B1 KR101197002B1 (en) | 2012-11-02 |
Family
ID=44928732
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020100011014A KR101197002B1 (en) | 2010-02-05 | 2010-02-05 | Unified Non-Destructive Assay System to measure a Given Nuclide Amount in the Mixed Nuclear Material Sample, Which is Composed of a Measurement Part and a Unified Analysis Part |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (1) | KR101197002B1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101466247B1 (en) * | 2013-12-04 | 2014-11-28 | 한국원자력연구원 | Plutonium (Pu) accounting system and method for pyroprocessing output material of U/TRU (Uranium/Transuranium) ingot |
| US9880290B2 (en) | 2012-05-03 | 2018-01-30 | Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. | Method of measuring radioactive material of ingot using HPGe gamma scintillator |
| US9880289B2 (en) | 2012-05-03 | 2018-01-30 | Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. | Method of measuring radioactive material of ingot using NaI gamma scintillator |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003075540A (en) | 2001-08-31 | 2003-03-12 | Hitachi Ltd | Radioactivity measuring method and measuring device for radioactive waste |
-
2010
- 2010-02-05 KR KR1020100011014A patent/KR101197002B1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9880290B2 (en) | 2012-05-03 | 2018-01-30 | Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. | Method of measuring radioactive material of ingot using HPGe gamma scintillator |
| US9880289B2 (en) | 2012-05-03 | 2018-01-30 | Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. | Method of measuring radioactive material of ingot using NaI gamma scintillator |
| KR101466247B1 (en) * | 2013-12-04 | 2014-11-28 | 한국원자력연구원 | Plutonium (Pu) accounting system and method for pyroprocessing output material of U/TRU (Uranium/Transuranium) ingot |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR101197002B1 (en) | 2012-11-02 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101197002B1 (en) | Unified Non-Destructive Assay System to measure a Given Nuclide Amount in the Mixed Nuclear Material Sample, Which is Composed of a Measurement Part and a Unified Analysis Part | |
| McIntyre et al. | Calculation of minimum-detectable-concentration levels of radioxenon isotopes using the PNNL ARSA system | |
| CN108828651B (en) | Active neutron analysis method for uranium plutonium content in waste cladding | |
| KR101440273B1 (en) | Plutonium(Pu) amount determination System and Method in Uranium(U)/Transuranium(TRU) Ingot of Pyroprocessing product | |
| Menlove et al. | A new method of calibration and normalization for neutron detector families | |
| Borella et al. | A Data Analysis Suite for Neutron Time Correlation Measurements | |
| JP2010112726A (en) | Method for determining nuclide composition of fissionable material | |
| Koskelo et al. | Sustainability of gamma-ray isotopic evaluation codes | |
| Shaver et al. | Radiation detection computational benchmark scenarios | |
| Hauck et al. | Spatial multiplication model as an alternative to the point model in neutron multiplicity counting | |
| Park et al. | Identification of radioactive isotopes in decommissioning of nuclear facilities using ensemble learning | |
| Mueller et al. | In-situ measurements and analysis of naturally occurring radioactive materials | |
| CN109324070A (en) | A kind of passive neutron assay method of uranium plutonium content in cladding waste | |
| JP7121648B2 (en) | Radioactive waste level estimation method | |
| Swinhoe et al. | Determination of 242Pu by correlation with 239Pu only | |
| Mendoza et al. | AWCC Simulations | |
| Dewji et al. | Detector validation and source term analysis of uranyl nitrate to detect diversion at natural uranium conversion facilities | |
| Frame | Neutron Multiplicity Analysis | |
| Block et al. | Fissile assay of spent fuel using a slowing down time device | |
| Wachter et al. | ISOCS Waste Measurement Applications at the Oak Ridge National Laboratory–14138 | |
| O'Mara et al. | Monte Carlo Uncertainty Quantification in UF6 Cylinder Neutron Emissions | |
| Shugart et al. | The Safe Guards Analysis Toolbox for Non-Proliferation Modeling | |
| Xie et al. | Feasibility study of on-line monitoring gadolinium based on neutron induced gamma activation | |
| Lu et al. | Analysis of active well coincidence counter measurements | |
| Vo et al. | Sustainability of gamma-ray isotopics evaluation codes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| AMND | Amendment | ||
| E601 | Decision to refuse application | ||
| AMND | Amendment | ||
| X701 | Decision to grant (after re-examination) | ||
| GRNT | Written decision to grant | ||
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20141230 Year of fee payment: 4 |
|
| FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20160928 Year of fee payment: 5 |
|
| LAPS | Lapse due to unpaid annual fee |