RU2000133232A - Способ и устройство для анализа радиоактивных объектов - Google Patents

Способ и устройство для анализа радиоактивных объектов

Info

Publication number
RU2000133232A
RU2000133232A RU2000133232/28A RU2000133232A RU2000133232A RU 2000133232 A RU2000133232 A RU 2000133232A RU 2000133232/28 A RU2000133232/28 A RU 2000133232/28A RU 2000133232 A RU2000133232 A RU 2000133232A RU 2000133232 A RU2000133232 A RU 2000133232A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutrons
isotopes
fissile
reproducing
thermal
Prior art date
Application number
RU2000133232/28A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2241978C2 (ru
Inventor
Абдалла ЛИУССИ
Раймон ПАСКАЛИ-БАРТЕЛЕМИ
Эммануэль ПЕЙАН
Анн-Сесиль РАУ
Original Assignee
Коммиссариат А Л`Энержи Атомик
Компани Женераль де Матьер Нюклеэр
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
Priority claimed from FR9904396A external-priority patent/FR2792079B1/fr
Application filed by Коммиссариат А Л`Энержи Атомик, Компани Женераль де Матьер Нюклеэр filed Critical Коммиссариат А Л`Энержи Атомик
Publication of RU2000133232A publication Critical patent/RU2000133232A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2241978C2 publication Critical patent/RU2241978C2/ru

Links

Claims (10)

1. Способ анализа объекта (2), в частности, контейнера для радиоактивных отходов, на содержание делящегося материала или воспроизводящего материала или обоих материалов, при этом делящийся материал содержит М делящихся изотопов, а воспроизводящий материал содержит N воспроизводящих изотопов, где М и N являются целыми числами, равными по меньшей мере 1, отличающийся тем, что объект облучают потоком нейтронов, состоящим из тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов и полученным из последовательности первоначальных импульсов быстрых нейтронов, при этом тепловые нейтроны вызывают деление в делящихся материалах, а надтепловые и быстрые нейтроны вызывают деление в делящемся материале и в воспроизводящем материале, измеряют сигналы мгновенных и замедленных нейтронов, излучаемых объектом после каждого импульса, и накапливают эти сигналы для получения суммы всех сигналов после последнего импульса, используют эту сумму для определения вклада Sp быстрых нейтронов, образованных тепловым делением, и вклада Sr замедленных нейтронов, образованных реакциями теплового, надтеплового и быстрого делений, выражают Sp и Sr в виде линейных комбинаций количеств M+N изотопов, при этом коэффициенты этих линейных комбинаций предварительно определяют с помощью калибровки, и определяют количество каждого из M+N изотопов из выраженных таким образом Sp и Sr и по меньшей мере M+N-2 дополнительных элементов информации о количествах M+N изотопов.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дополнительными элементами информации являются корреляции между количествами M+N изотопов.
3. Способ по любому из п. 1 или 2, отличающийся тем, что делящиеся и воспроизводящие материалы содержат уран 235, уран 238, плутоний 239 и плутоний 241.
4. Устройство для анализа объекта (2), в частности, контейнера для радиоактивных отходов на содержание делящегося материала или воспроизводящего материала или обоих материалов, при этом делящийся материал содержит М делящихся изотопов, а воспроизводящий материал содержит N воспроизводящих изотопов, где М и N являются целыми числами, равными, по меньшей мере, 1, отличающееся тем, что оно содержит: средства (8, 10) для облучения объекта потоком нейтронов, состоящим из тепловых, надтепловых и быстрых нейтронов и образованным из последовательности первоначальных импульсов быстрых нейтронов, при этом тепловые нейтроны вызывают деление в делящихся материалах, а надтепловые и быстрые нейтроны вызывают деление в делящемся материале и в воспроизводящем материале, средства (4, 52) для подсчета нейтронов, выполненные с возможностью измерения сигналов мгновенных и замедленных нейтронов, излучаемых объектом после каждого импульса, и средство (6) для обработки измеренных таким образом сигналов, выполненное с возможностью накопления этих сигналов и получения суммы всех сигналов после последнего импульса, с использованием этой суммы для определения вклада Sp быстрых нейтронов, образованных тепловым делением, и вклада Sr замедленных нейтронов, образованных реакциями теплового, надтеплового и быстрого делений, и использованием Sp и Sr для определения количества каждого из M+N изотопов и, по меньшей мере, M+N-2 дополнительных элементов информации, связанной с количествами M+N изотопов, путем представления Sp и Sr в виде линейных комбинаций этих количеств, при этом коэффициенты этих линейных комбинаций предварительно определены с помощью калибровки.
5. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что средства облучения содержат: по меньшей мере, один источник (8) быстрых нейтронов, работающий в импульсном режиме, и средство (10) термализации этих быстрых нейтронов.
6. Устройство по п. 5, отличающееся тем, что средство термализации содержит защитную оболочку (10), которая включает центральную зону (12) для размещения объекта (2), в которой, по меньшей мере, три стороны ограничены слоем (14, 60) замедляющего материала, при этом источник (8) нейтронов расположен на четвертой стороне этой защитной оболочки, а средства (4, 52) подсчета нейтронов расположены на трех сторонах между центральной зоной и слоем замедляющего материала, причем между центральной зоной и источником нейтронов и между центральной зоной и средствами для подсчета нейтронов предусмотрен слой (22, 24, 50) умножительного материала.
7. Устройство по п. 6, отличающееся тем, что каждое средство для подсчета нейтронов также окружено слоем (26) поглощающего нейтроны материала.
8. Устройство по любому из пп. 6 и 7, отличающееся тем, что каждое средство для подсчета нейтронов также окружено замедляющим материалом (28).
9. Устройство по любому из пп. 6-8, отличающееся тем, что дополнительно содержит стену (36), выполненную из поглощающего нейтроны и замедляющего материалов, которая ограничивает четвертую сторону защитной оболочки, при этом слой (22), соответствующий умножительному материалу, расположен между этой стеной (36) и центральной зоной (12).
10. Устройство по любому из пп. 6-9, отличающееся тем, что дополнительно содержит также средства (46, 48; 68, 70, 72) для вращения объекта (2) внутри центральной зоны защитной оболочки.
RU2000133232/28A 1999-04-08 2000-04-05 Способ и устройство для анализа радиоактивных объектов RU2241978C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR99/04396 1999-04-08
FR9904396A FR2792079B1 (fr) 1999-04-08 1999-04-08 Procede et dispositif d'analyse d'objets radioactifs

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2000133232A true RU2000133232A (ru) 2003-03-20
RU2241978C2 RU2241978C2 (ru) 2004-12-10

Family

ID=9544170

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000133232/28A RU2241978C2 (ru) 1999-04-08 2000-04-05 Способ и устройство для анализа радиоактивных объектов

Country Status (7)

Country Link
US (2) US20050135536A1 (ru)
EP (1) EP1086387B1 (ru)
JP (1) JP4854116B2 (ru)
DE (1) DE60022141T2 (ru)
FR (1) FR2792079B1 (ru)
RU (1) RU2241978C2 (ru)
WO (1) WO2000062099A1 (ru)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3845685B2 (ja) * 2001-07-10 2006-11-15 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 放射性廃棄物固体内の核分裂性物質量の非破壊的測定装置
WO2005076769A2 (en) * 2004-01-16 2005-08-25 Stuart Snyder Method and apparatus to absorb radiation from high level nuclear waste including fuel rods and use of that heat to produce electricity
FR2871896B1 (fr) * 2004-06-21 2006-12-29 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif pour sonder la matiere nucleaire par photofission
JP2007218663A (ja) * 2006-02-15 2007-08-30 Japan Atomic Energy Agency 放射性廃棄物中の核分裂性物質の存在位置を探査する装置及び方法
US7622726B2 (en) * 2007-09-12 2009-11-24 Hamilton Sundstrand Corporation Dual neutron-gamma ray source
US7622709B2 (en) * 2007-09-12 2009-11-24 Hamilton Sundstrand Corporation Variable-ratio neutron-gamma ray source
US7649977B2 (en) * 2007-09-12 2010-01-19 Hamilton Sundstrand Corporation Neutron-gamma ray tomography
FR2925700B1 (fr) * 2007-12-24 2010-01-29 Commissariat Energie Atomique Dispositif de mesure de taux de comptage et dispositif d'etalonnage de chambre a fission associe
FR2933778B1 (fr) * 2008-07-10 2012-09-28 Commissariat Energie Atomique Dispositif de mesure de grandeurs physiques de matieres nucleaires et procede de mise en oeuvre d'un tel dispositif.
JP6179885B2 (ja) * 2013-03-12 2017-08-16 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核分裂性物質量の測定方法、及び測定装置
US9689814B2 (en) * 2013-03-19 2017-06-27 Battelle Energy Alliance, Llc Chemical detection system and related methods
FR3016969B1 (fr) * 2014-01-24 2017-05-05 Commissariat Energie Atomique Dispositif de mesure de quantite de beryllium dans un objet radioactif
JP5836465B1 (ja) * 2014-10-20 2015-12-24 株式会社日立パワーソリューションズ 放射線計測装置および放射線計測方法
GB2547203B (en) * 2016-02-09 2020-09-16 Hybrid Instruments Ltd Neutron assay
WO2017183697A1 (ja) 2016-04-21 2017-10-26 株式会社カネカ 放射性同位元素製造用の支持基板、放射性同位元素製造用ターゲット板、及び支持基板の製造方法
KR20200100176A (ko) * 2017-12-29 2020-08-25 스테이트 에토믹 에너지 코퍼레이션 “로사톰”온 비핼프 오브 더 러시안 페더레이션 핵분열 물질의 작동 모니터링 장치
JP7281816B2 (ja) * 2020-01-20 2023-05-26 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 核物質検知装置、核物質検知方法、試料分析方法
CN112712909B (zh) * 2020-11-20 2024-01-23 中国核电工程有限公司 可溶中子毒物的加料装置
CN112908509A (zh) * 2021-01-26 2021-06-04 中科超睿(青岛)技术有限公司 一种高效的中子转换屏

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1275794B (de) * 1959-10-17 1969-04-24 Interatom Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten fuer die zerstoerungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentration spaltbarer Stoffe, insbesondere in Kernreaktorbrennstoffelementen
US3456113A (en) * 1967-06-13 1969-07-15 Atomic Energy Commission Detection,identification and analysis of fissionable isotopes
US3636353A (en) * 1968-05-13 1972-01-18 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons
DE1912982A1 (de) * 1969-03-14 1970-10-01 Interatom Vorrichtung zur zerstoerunsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Pruefkoerper
US3786256A (en) * 1971-11-18 1974-01-15 Nat Nuclear Corp Method and apparatus for nuclear fuel assay with a neutron source and coincident fission neutron detectors
US4148687A (en) * 1976-08-26 1979-04-10 Institute Of Nuclear Energy Research Method for savings in nuclear reactors by using beryllium rods in fuel bundles
FR2620235B1 (fr) * 1987-09-08 1989-11-17 Commissariat Energie Atomique Dispositif de controle de criticite et de mesure de concentration de matiere fissile
US4344911A (en) * 1977-11-14 1982-08-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fluidized wall for protecting fusion chamber walls
IN153794B (ru) * 1979-03-06 1984-08-18 Aeci Ltd
US4483816A (en) * 1982-03-31 1984-11-20 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Apparatus and method for quantitative assay of generic transuranic wastes from nuclear reactors
US4497768A (en) * 1982-07-07 1985-02-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus and method for quantitatively evaluating total fissile and total fertile nuclide content in samples
US4620100A (en) * 1983-08-26 1986-10-28 General Electric Company Automated monitoring of fissile and fertile materials in large waste containers
US4620099A (en) * 1983-08-26 1986-10-28 General Electric Company Automated monitoring of fissile and fertile materials in incinerator residue
US4735762A (en) * 1983-09-29 1988-04-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Laser or charged-particle-beam fusion reactor with direct electric generation by magnetic flux compression
FR2619622B1 (fr) * 1987-08-21 1989-11-17 Commissariat Energie Atomique Dispositif de caracterisation de matiere fissile comportant au moins un detecteur de rayonnement neutronique noye a l'interieur d'un scintillateur de detection du rayonnement gamma
JPH01244345A (ja) * 1988-03-25 1989-09-28 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 中性子測定装置
JPH02222857A (ja) * 1989-02-23 1990-09-05 Toshiba Corp 放射能測定方法および装置
FR2719138B1 (fr) * 1994-04-22 1996-05-31 Commissariat Energie Atomique Procédé et dispositif de compactage d'informations à mémoriser et de traitement des informations compactées.
FR2726090B1 (fr) * 1994-10-19 1996-11-15 Commissariat Energie Atomique Enceinte d'irradiation et/ou de comptage pour analyse par detection neutronique
JPH1164528A (ja) * 1997-08-27 1999-03-05 Japan Atom Energy Res Inst 放射性廃棄物固体内の核分裂性物質の非破壊測定法及び装置
US6341150B1 (en) * 2000-06-30 2002-01-22 The Regents Of The University Of California Fissile material detector

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2000133232A (ru) Способ и устройство для анализа радиоактивных объектов
US20060104400A1 (en) Process and device for analysis of radioactive objects
JP6179885B2 (ja) 核分裂性物質量の測定方法、及び測定装置
Krinninger et al. Pulsed neutron method for non-destructive and simultaneous determination of the 235U and 239Pu contents of irradiated and non-irradiated reactor fuel elements
JP2006010356A (ja) パルス中性子透過法による非破壊分析方法及び装置
KR910007717B1 (ko) 폐기물에 포함된 플루토늄 질량을 계산하고 용적 방사능을 측정하기 위한 방법과 이 방법을 수행하기 위한 장치
US4881247A (en) Measuring nuclear fuel burnup
Lousteau et al. Determining 235U enrichment in bulk uranium items using dual-energy interrogation with delayed neutron measurement
Jones Prediction of the reactor antineutrino flux for the Double Chooz experiment
Rey-Ronco et al. Mathematical study to improve the sensitivity in the neutron activation analysis of fluorspar
JP3652952B2 (ja) 原子個数密度の非破壊測定方法及び装置
Eckhoff et al. Trace element determinations by neutron activation analysis: theory and development
JPS6488288A (en) Analyzing apparatus of activated reinforced concrete
JPH01244345A (ja) 中性子測定装置
van der Marck et al. STEK: A potential fast spectrum benchmark for fission product cross sections
JPH04249797A (ja) 照射燃料集合体の燃焼度測定方法
Passard et al. PROMETHEE: an alpha low level waste assay system using passive and active neutron measurement methods
Ali et al. Benchmarking Neutron Counting System for Passive Measurements and Active Interrogation of Unknown Objects for Fissile and Fissionable Materials Determination
Ruhter et al. Nondestructive assay measurements applied to reprocessing plants
JPH02222828A (ja) 核燃料物質の非破壊分析方法およびその装置
Hayward et al. A Multi-Energy Approach for Neutron Interrogation of Uranium Items
SU716419A1 (ru) Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени
Augustson et al. Delayed neutron kinetic response methods of nondestructive assay
Abbe Analysis of uranium using delayed neutron emission
Russo et al. Effects of fission products on demonstrated x-ray and gamma-ray NDA techniques applied to nuclear materials accounting in reprocessing