RU2176785C1 - Device registering induced activity - Google Patents
Device registering induced activity Download PDFInfo
- Publication number
- RU2176785C1 RU2176785C1 RU2000113962/28A RU2000113962A RU2176785C1 RU 2176785 C1 RU2176785 C1 RU 2176785C1 RU 2000113962/28 A RU2000113962/28 A RU 2000113962/28A RU 2000113962 A RU2000113962 A RU 2000113962A RU 2176785 C1 RU2176785 C1 RU 2176785C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- radiation
- neutrons
- sample
- analysis
- Prior art date
Links
Landscapes
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение относится к области ядерно-физических методов анализа элементного состава, а именно к инструментальному активационному анализу, и может быть использовано, например, при массовом анализе геологических материалов на содержание делящихся элементов. The present invention relates to the field of nuclear physical methods for analysis of elemental composition, namely to instrumental activation analysis, and can be used, for example, in mass analysis of geological materials for the content of fissile elements.
Известны устройства регистрации запаздывающих нейтронов деления [1], конструктивно выполненные в виде цилиндрического замедлительного блока, по центральной оси которого вмонтирован терминал пневмотранспортной системы с узлом фиксации транспортного контейнера с активированной пробой исследуемого материала, окруженный свинцовым экраном, и радиально расположенными вокруг счетчиками медленных нейтронов. Known devices for detecting delayed fission neutrons [1], constructed in the form of a cylindrical deceleration unit, along the central axis of which is mounted a terminal of the pneumatic transport system with a fixation unit for the transport container with an activated sample of the studied material, surrounded by a lead screen, and radially arranged around the slow neutron counters.
Определение концентраций делящихся веществ с помощью подобных устройств производится путем измерения активности запаздывающих нейтронов проб исследуемого материала, предварительно облученных в потоке нейтронов. Число зарегистрированных запаздывающих нейтронов пропорционально концентрации делящихся элементов в анализируемых пробах. The determination of the concentrations of fissile substances using similar devices is carried out by measuring the activity of delayed neutrons of samples of the studied material, previously irradiated in a neutron flux. The number of registered delayed neutrons is proportional to the concentration of fissile elements in the analyzed samples.
Аналогом предлагаемого изобретения может служить устройство, описанное в работе [2]. Оно выполнено в двух вариантах. Первый предназначен для анализа на содержание делящихся элементов проб водных растворов и имеет полиэтиленовый цилиндрический замедлитель с вставленными в него в два концентрических кольца вокруг экранированного свинцовым экраном фиксатора пневмотранспортного канала двадцатью нейтронными счетчиками с 3He-наполнением. Второй - для анализа геологических проб и отличается от первого числом 3Не-счетчиков (12) и несколько большей толщиной свинцового экрана.An analogue of the invention can serve as a device described in [2]. It is made in two versions. The first one is designed for analysis of the content of fissile elements in samples of aqueous solutions and has a polyethylene cylindrical moderator with twenty neutron counters with 3 He-filling that are shielded by a lead shield of the pneumatic transport channel and inserted into two concentric rings. The second is for the analysis of geological samples and differs from the first in the number of 3 non-counters (12) and a slightly larger thickness of the lead screen.
Недостатками этих устройств при использовании для определения содержания делящихся элементов по регистрации запаздывающих нейтронов являются
- существенная потеря полезной информации и связанные с этим снижение чувствительности и производительности анализа;
- значительная γ-активность исследуемой пробы и, следовательно, необходимость дополнительных мер безопасности при проектировании физической и биологической защиты;
- недостаточная правильность анализа при определении малых концентраций делящихся элементов.The disadvantages of these devices when used to determine the content of fissile elements for registration of delayed neutrons are
- a significant loss of useful information and the associated reduction in sensitivity and analysis performance;
- significant γ-activity of the test sample and, therefore, the need for additional safety measures in the design of physical and biological protection;
- lack of correct analysis when determining small concentrations of fissile elements.
Перечисленные недостатки обусловлены необходимостью выдержки пробы после облучения в реакторе (обычно в течение 20 с) для устранения мешающего вклада запаздывающих нейтронов радионуклида 17N, образующегося по реакции 17O(n, p)17N и имеющего период полураспада 4,15 с. Таким образом, регистрируются в основном запаздывающие нейтроны групп, которым соответствуют периоды полураспада порядка 22 с и около 1 мин, которые являются не самыми представительными из шести групп, описывающих динамику активности запаздывающих нейтронов делящихся элементов. (Каждая группа имеет свой выход запаздывающих нейтронов: наибольшие выходы имеют группы с периодами полураспада от 2 до 22 с). Следовательно, при выдержке в 20 с после облучения пробы в реакторе будут регистрироваться запаздывающие нейтроны группы с периодом около 1 мин и частично группы с периодом полураспада около 22 с, а основная часть аналитической информации теряется. Для частичного восполнения этих потерь увеличивают длительность облучения пробы в реакторе до 60 с (иногда и более), что однако мало компенсирует снижение чувствительности анализа, но значительно удлиняет процедуру анализа. Кроме того, длительное облучение приводит к значительной γ-активности пробы, в основном обусловленной (для геологических образцов) γ-излучением радионуклида 28Al:27Al(n,γ)28Al, σ = 232 мбарн, Т = 2,3 мин. Eγ= 1,78 МэВ. Отсюда необходимость увеличения толщины физической защиты - свинцового экрана вокруг позиции измерения с исследуемой пробой и дополнительной биологической защиты. Вдобавок, выдержка пробы в течение 20 с после облучения не полностью устраняет вклад запаздывающих нейтронов N, что может сказаться на правильности определения малых концентраций делящихся элементов.These shortcomings are caused by the need to hold the sample after irradiation in the reactor (usually within 20 s) to eliminate the interfering contribution of delayed neutrons from the 17 N radionuclide formed by the 17 O (n, p) 17 N reaction and having a half-life of 4.15 s. Thus, the delayed neutrons of the groups, which correspond to half-lives of the order of 22 s and about 1 min, which are not the most representative of the six groups describing the dynamics of the activity of delayed neutrons of fissile elements, are recorded. (Each group has its own output of delayed neutrons: the largest outputs have groups with half-lives from 2 to 22 s). Therefore, with a shutter speed of 20 s after irradiation of the sample, delayed neutrons of the group with a period of about 1 min and partially groups with a half-life of about 22 s will be recorded in the reactor, and the bulk of the analytical information will be lost. To partially compensate for these losses, the duration of the irradiation of the sample in the reactor is increased to 60 s (sometimes even more), which, however, does little to compensate for the decrease in the analysis sensitivity, but significantly lengthens the analysis procedure. In addition, prolonged irradiation leads to significant γ-activity of the sample, mainly due (for geological samples) to γ-radiation of the radionuclide 28 Al: 27 Al (n, γ) 28 Al, σ = 232 mbar, T = 2.3 min. E γ = 1.78 MeV. Hence the need to increase the thickness of physical protection — a lead screen around the measurement position with the sample under study and additional biological protection. In addition, the exposure of the sample for 20 s after irradiation does not completely eliminate the contribution of delayed neutrons N, which may affect the correct determination of low concentrations of fissile elements.
Наиболее близким техническим решением, в котором устранены недостатки аналога, является регистрирующее устройство для исследования материалов нейтронным облучением, описанное в работе [3]. The closest technical solution, in which the disadvantages of the analogue are eliminated, is a recording device for studying materials by neutron irradiation, described in [3].
Устройство содержит источник нейтронов, детекторы нейтронов и γ-излучения, замедлитель, защитные экраны и транспортную ленту для подачи исследуемого материала. При этом замедлитель использован для термализации нейтронов источника и расположен между источником и исследуемым материалом; защитные экраны предназначены для защиты детекторов от прямого нейтронного и сопутствующего γ-излучения источника нейтронов. Детектор нейтронов регистрирует нейтроны, рассеянные на ядрах водорода, содержащихся в исследуемом материале, детектор γ-излучения - γ-активность исследуемого материала, наведенную термализованными нейтронами источника. The device contains a neutron source, neutron and γ-radiation detectors, a moderator, protective shields and a transport tape for supplying the test material. In this case, the moderator is used to thermalize the neutrons of the source and is located between the source and the studied material; protective screens are designed to protect detectors from direct neutron and associated γ-radiation from a neutron source. A neutron detector detects neutrons scattered on the hydrogen nuclei contained in the material under study, a γ-radiation detector - the γ-activity of the material under study, induced by the thermalized neutrons of the source.
Подобное устройство позволяет проводить анализ на содержание, например, урана следующим образом: облучают в потоке нейтронов пробу с известным содержанием кислорода, не содержащую делящихся элементов, измеряют одновременно, без выдержки, количества импульсов Nnk и Nγк соответственно от запаздывающих нейтронов 17N и γ-квантов 16N, образующихся по реакциям 17O(n,p)17N и 16O(n, p)16N и 18O(n,t)16N соответственно, и определяют поправочный коэффициент
затем в том же потоке нейтронов облучают кислородсодержащую пробу с известным содержанием урана my, измеряют одновременно и без выдержки количества импульсов Nny и Nγy соответственно от запаздывающих нейтронов урана и 17N и γ-квантов 16N и определяют калибровочный коэффициент
после чего в том же потоке нейтронов облучают исследуемую пробу с известной массой М, измеряют одновременно и без выдержки Nn и Nγ соответственно количества импульсов от запаздывающих нейтронов урана и 17N и γ-квантов 16N и концентрацию урана определяют как
Оптимальный режим анализа при этом - по 20 с на облучение и измерение, время выдержки - время транспортирования пробы с позиции облучения на позицию измерения, определяемое техническими возможностями пневмотранспортной системы.Such a device allows analyzing the content of, for example, uranium as follows: a sample with a known oxygen content that does not contain fissile elements is irradiated in a neutron flux; simultaneously, without exposure, the number of pulses N nk and N γk, respectively, from delayed neutrons 17 N and γ are measured 16 N quanta generated by the reactions 17 O (n, p) 17 N and 16 O (n, p) 16 N and 18 O (n, t) 16 N, respectively, and the correction coefficient is determined
then an oxygen-containing sample with a known uranium content m y is irradiated in the same neutron flux, measured simultaneously and without holding the number of pulses N ny and N γy from the delayed neutrons of uranium and 17 N and γ-quanta 16 N, respectively, and the calibration coefficient is determined
then, in the same neutron flux, the test sample with a known mass M is irradiated, N n and N γ are measured simultaneously and without exposure, respectively, the number of pulses from the delayed neutrons of uranium and 17 N and γ-quanta 16 N and the uranium concentration is determined as
In this case, the optimal analysis mode is 20 s for irradiation and measurement, the exposure time is the sample transportation time from the irradiation position to the measurement position, determined by the technical capabilities of the pneumatic transport system.
Недостатками этого устройства являются малая эффективность регистрации нейтронов и γ-квантов из-за неоптимизированной геометрии размещения детекторов нейтронов и γ-излучения, отсутствие конкретной позиции измерения для исследуемых проб. The disadvantages of this device are the low detection efficiency of neutrons and γ-quanta due to the unoptimized geometry of the neutron and γ-radiation detectors, the lack of a specific measurement position for the samples under study.
Технический результат, который может быть получен при осуществлении данного изобретения, заключается в повышении эффективности регистрации нейтронов и избирательности при детектировании γ-излучения. Указанный технический результат достигается за счет того, что устройство регистрации наведенной активности представляет собой замедлительный блок, содержащий детекторы нейтронов и γ-излучения и концевую часть трубопровода пневмотранспортной системы с фиксатором транспортного контейнера для исследуемых и эталонных проб, отличающееся тем, что для повышения эффективности регистрации нейтронов и избирательности при детектировании γ-излучения используются счетчики медленных нейтронов с твердым борным покрытием и сцинтилляционный детектор на основе кристалла большого объема, при этом счетчики нейтронов располагаются вокруг концевой части трубопровода, детектор γ-излучения располагается вдоль перпендикуляра к центральной оси замедлительного блока, восстановленного из геометрического центра транспортного контейнера, таким образом, чтобы не нарушались условия замедления нейтронов, и для снижения нагрузки на спектрометрический тракт экранируются от интенсивного фона γ-излучения измеряемой пробы защитным экраном из материала с большим Z и от фона замедлившихся нейтронов листовым кадмием. The technical result that can be obtained by implementing this invention is to increase the efficiency of neutron registration and selectivity in the detection of γ-radiation. The indicated technical result is achieved due to the fact that the induced activity recording device is a slowdown unit containing neutron and γ-radiation detectors and the end of the pneumatic transport system pipeline with a transport container lock for the studied and reference samples, characterized in that to increase the neutron detection efficiency and selectivity in the detection of gamma radiation, slow boron coated neutron counters and scintillation counter are used a high-volume crystal-based projector, with neutron counters located around the end of the pipeline, a γ-ray detector located along the perpendicular to the central axis of the deceleration unit, recovered from the geometric center of the transport container, so that neutron moderation conditions are not violated, and to reduce loads on the spectrometric path are shielded from the intense background of γ-radiation of the measured sample by a protective shield made of a material with large Z and from the background of slowed down it thrones by cadmium sheet.
Указанная совокупность существенных признаков необходима и достаточна для достижения указанного технического результата, полученного при использовании изобретения. The specified set of essential features is necessary and sufficient to achieve the specified technical result obtained using the invention.
Предлагаемое устройство (см. фиг. 1) - замедлительный блок 1, вставленный в физическую защиту из полиэтиленового борированного воска (между защитой и блоком проложен листовой кадмий толщиной 1 мм), по центральной оси блока проходит концевая часть 2 трубопровода пневмотранспортной системы с узлом фиксации 3 транспортного контейнера (позиция измерения), окруженная двойным кольцом счетчиков 4 по 10 штук в каждом кольце, располагающихся параллельно центральной оси замедлительного блока нейтронов. Сцинтилляционный блок детектирования γ-излучения 5 на основе кристалла NaI(Tl) 100х100 мм 6 располагается против позиции измерения - его осевая линия перпендикулярна центральной оси замедлительного блока - на расстоянии 180 мм от поверхности концевой части трубопровода так, что он практически не влияет на условия замедления и регистрации нейтронов и в то же время обеспечивает необходимую эффективность регистрации γ-квантов радионуклида 16N. Сцинтиблок окружен свинцовой защитой. Рабочая торцевая поверхность сцинтилляционного кристалла для снижения нагрузки на фотоэлектронный умножитель и γ-спектрометрический тракт экранирована слоем свинца 7. Эффективность регистрации нейтронов с помощью этого устройства около 6%.The proposed device (see Fig. 1) is a retarding unit 1 inserted into the physical protection from polyethylene boron wax (1 mm thick cadmium is laid between the protection and the unit), along the central axis of the unit there is an end part 2 of the pneumatic conveying system pipeline with fixing unit 3 transport container (measurement position), surrounded by a double ring of counters 4 of 10 pieces in each ring, parallel to the central axis of the neutron moderator. The scintillation block for detecting γ-radiation 5 based on a NaI (Tl) crystal 100x100 mm 6 is located opposite the measurement position - its axial line is perpendicular to the central axis of the slowing down block - at a distance of 180 mm from the surface of the end part of the pipeline so that it practically does not affect the slowdown conditions and registration of neutrons and at the same time provides the necessary efficiency of registration of γ-quanta of the radionuclide 16 N. The scintiblock is surrounded by lead protection. The working end surface of the scintillation crystal is shielded by a layer of lead 7 to reduce the load on the photomultiplier tube and γ-spectrometric path. The neutron detection efficiency with this device is about 6%.
Использование предлагаемого устройства целесообразно при измерении нейтронной и γ-активности проб геологических материалов с аномально высокими концентрациями алюминия. При этом активность исследуемой пробы после облучения в реакторе за счет, главным образом, радионуклида 28Al[27Al(n,γ)28Al] может достигать 10 кюри и более.Using the proposed device is advisable when measuring the neutron and γ-activity of samples of geological materials with abnormally high concentrations of aluminum. Moreover, the activity of the test sample after irradiation in the reactor due mainly to the radionuclide 28 Al [ 27 Al (n, γ) 28 Al] can reach 10 curies or more.
В этом случае использование в устройстве регистрации счетчиков с 3He-наполнением нецелесообразно, поскольку при очень высокой активности исследуемой пробы толщина защитного экрана между счетчиками и исследуемой пробой может оказаться недостаточной. (Как известно [4], 3He-счетчики при мощности экспозиционной дозы сопутствующего γ-излучения ≥ 5 Р/ч непредсказуемо изменяют свои характеристики, что ведет к искажению аналитической информации).In this case, the use of counters with 3 He-filling in the registration device is impractical, since with a very high activity of the test sample, the thickness of the protective screen between the counters and the test sample may be insufficient. (As is known [4], 3 He-counters with an exposure dose rate of concomitant γ-radiation ≥ 5 R / h unpredictably change their characteristics, which leads to a distortion of analytical information).
В то же время нейтронные счетчики с твердым борным покрытием, хотя и имеют в 5-6 раз меньшую эффективности регистрации нейтронов, чем 3He-счетчики, надежно работают в γ-полях с мощностью дозы до 1000 Р/ч [5].At the same time, hard boron coated neutron counters, although they have 5-6 times less neutron detection efficiency than 3 He counters, work reliably in γ-fields with a dose rate of up to 1000 R / h [5].
Кроме того, как показали эксперименты, с помощью предлагаемого устройства с хорошими аналитическими характеристиками можно проводить измерения кларковых и закларковых содержаний урана в диапазоне (10-4 - 10-6) мас.%, что отвечает требованиям многих прикладных задач геофизики, геохимии и ряда других направлений исследований.In addition, experiments have shown that, using the proposed device with good analytical characteristics, it is possible to measure the clark and flare contents of uranium in the range (10 -4 - 10 -6 ) wt.%, Which meets the requirements of many applied problems of geophysics, geochemistry and some other directions of research.
Заявляемое устройство было апробировано на установке активационного анализа "АНИС", смонтированной на исследовательском ядерном реакторе ИРТ-Т в г. Томске. The inventive device was tested on the installation of activation analysis "ANIS" mounted on a research nuclear reactor IRT-T in the city of Tomsk.
В состав установки входят: пневмотранспортная система на основе элементов АРС-28Е, устройство управления и регистрации, заявляемое устройство - блок регистрации запаздывающих нейтронов и γ-квантов (БРЗНГ), содержащее 20 счетчиков СНМ-11 и сцинтиблок с кристаллом NaI(Tl) 100х100 мм, соединенный со спектрометрическим трактом, работающим в счетном режиме. Для проверки предлагаемого устройства использовались пробы, содержащие 10-4% урана и 40-45% кислорода. После взвешивания пробы были помещены в полиэтиленовые транспортные контейнеры. Данные для вычисления поправочного и калибровочного коэффициентов с использованием эталонных проб, аналитическая информация о содержании урана в исследуемых пробах были получены при следующем временном режиме анализа: время облучения в реакторе - 20 с, время транспортирования в БРЗНГ - 4 с, время измерения - 20 с. Чувствительность определения составила 630 имп/мкг урана, погрешность при этом не превысила 3%.The installation includes: a pneumatic transport system based on ARS-28E elements, a control and registration device, the claimed device is a delay neutron and γ-quantum registration unit (BRZNG) containing 20 SNM-11 counters and a scintiblock with a NaI (Tl) crystal of 100x100 mm connected to the spectrometric path operating in counting mode. To verify the proposed device used samples containing 10 -4 % uranium and 40-45% oxygen. After weighing, the samples were placed in plastic transport containers. The data for calculating the correction and calibration coefficients using standard samples, analytical information on the uranium content in the samples under study were obtained in the following time analysis mode: the exposure time in the reactor was 20 s, the transportation time in BRZNG was 4 s, and the measurement time was 20 s. The sensitivity of the determination was 630 imp / μg of uranium, and the error did not exceed 3%.
Использование прототипа при анализе на содержание делящихся элементов по регистрации запаздывающих нейтронов деления с поправкой на содержание кислорода имеет определенные трудности: концевую часть трубопровода пневмотранспортного устройства с узлом фиксации проб необходимо разместить в месте расположения источника нейтронов либо в месте локализации исследуемого материала. В обоих случаях условия регистрации нейтронов и γ-излучения не являются оптимальными и, следовательно, не обеспечивают необходимой эффективности регистрации. Это связано с невозможностью реализовать термализацию запаздывающих нейтронов, излучаемых исследуемой пробой, из-за геометрии размещения замедлителя и защитного экрана. Что касается регистрации γ-излучения, то в первом случае относительное расположение исследуемой пробы, защитного экрана и γ-детектора не соответствует поставленной задаче, во втором - не обеспечивается защита γ-детектора от интенсивного γ-излучения облученной в реакторе пробы вне регистрируемой области энергий γ-излучения. Итак, использование заявляемого устройства регистрации наведенной активности для анализа на содержание делящихся элементов позволяет существенно повысить чувствительность определения по сравнению с прототипом. The use of the prototype when analyzing the content of fissile elements for detecting delayed fission neutrons corrected for oxygen content has certain difficulties: the end of the pipeline of the pneumatic conveying device with a sample fixation unit must be placed at the location of the neutron source or at the location of the material under study. In both cases, the conditions for registration of neutrons and γ-radiation are not optimal and, therefore, do not provide the necessary detection efficiency. This is due to the inability to realize the thermalization of delayed neutrons emitted by the sample under study, due to the geometry of the arrangement of the moderator and the protective screen. As regards the registration of γ radiation, in the first case the relative location of the test sample, the protective screen and the γ detector does not correspond to the task, in the second case, the γ detector is not protected from intense γ radiation from the sample irradiated in the reactor outside the recorded energy region γ -radiation. So, the use of the inventive device for recording induced activity for analysis on the content of fissile elements can significantly increase the sensitivity of the determination in comparison with the prototype.
Таким образом, приведенные признаки заявляемого устройства в своем конструктивно-функциональном единстве позволяют обеспечить указанный технический эффект. Thus, the above characteristics of the claimed device in its structural and functional unity make it possible to provide the specified technical effect.
Анализ патентной и научно-технической литературы, содержащей описания технических решений в рассматриваемой и смежной областях техники, позволяет сделать вывод, что предложенное техническое решение является новым и для специалистов явным образом не следует из уровня техники, имеет изобретательский уровень, промышленно осуществимо и применимо в указанной области, т.е. соответствует критериям изобретения. An analysis of the patent and scientific and technical literature containing descriptions of technical solutions in the considered and related fields of technology allows us to conclude that the proposed technical solution is new and does not explicitly follow from the prior art, has an inventive step, is industrially feasible and applicable in this areas i.e. meets the criteria of the invention.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. S. Amiel. Analytical Application of Delayed Neutron Emission on Fissionable Elements. Anal. Chem. 1962. V. 34. P. 1683-1692.LIST OF REFERENCES
1. S. Amiel. Analytical Application of Delayed Neutron Emission on Fissionable Elements. Anal. Chem. 1962. V. 34. P. 1683-1692.
2. S.J. Balestrini, J.P. Balagna and H.O. Menlove. The Specialized Delayed Neutron Detector Designs for Assays of Fissionable Elements in Water and Sediment Samples. Nucl. Instr. Methods. 1976. V. 136. P. 521-526. 2. S.J. Balestrini, J.P. Balagna and H.O. Menlove. The Specialized Delayed Neutron Detector Designs for Assays of Fissionable Elements in Water and Sediment Samples. Nucl. Instr. Methods 1976. V. 136. P. 521-526.
3. JP 56-37502. 01.09.81. G 01 N 23/221 (сб. ТОККЕ КОХО). 3. JP 56-37502. 09/01/81. G 01 N 23/221 (Sat TOKKE KOHO).
4. Бовин В. П. и др. Влияние дестабилизирующих факторов на определение концентрации борной кислоты. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Радиационная техника. Вып. 19. Москва. Атомиздат. 1980. С. 149-152. 4. Bovin V.P. et al. Influence of destabilizing factors on determining the concentration of boric acid. Questions of atomic science and technology. Ser. Radiation technology. Vol. 19. Moscow. Atomizdat. 1980.S. 149-152.
5. Толченов Ю.М., Чайковский В.Г. Коронные счетчики медленных нейтронов. Ядерно-физическая, дозиметрическая и радиометрическая аппаратура. Госатомиздат. Москва - 1962. 5. Tolchenov Yu.M., Tchaikovsky V.G. Corona counters of slow neutrons. Nuclear, dosimetric and radiometric equipment. Gosatomizdat. Moscow - 1962.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000113962/28A RU2176785C1 (en) | 2000-06-01 | 2000-06-01 | Device registering induced activity |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000113962/28A RU2176785C1 (en) | 2000-06-01 | 2000-06-01 | Device registering induced activity |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2176785C1 true RU2176785C1 (en) | 2001-12-10 |
Family
ID=20235638
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000113962/28A RU2176785C1 (en) | 2000-06-01 | 2000-06-01 | Device registering induced activity |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2176785C1 (en) |
-
2000
- 2000-06-01 RU RU2000113962/28A patent/RU2176785C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| S.Amiel. Analytical Application of Delayed Neutron Emission on Fissionable Elements. ANAL CHEM. 1962, v. 34, 1683-1692. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3636353A (en) | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons | |
| US5442180A (en) | Apparatus for the field determination of concentration of radioactive constituents in a medium | |
| US3988615A (en) | Method for radioactivity monitoring | |
| US3728544A (en) | Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel | |
| US6134289A (en) | Thermal neutron detection system | |
| RU2153663C2 (en) | Device for detection of induced activity | |
| JP2526392B2 (en) | Nondestructive inspection system for fuel rods for nuclear reactors | |
| RU2176785C1 (en) | Device registering induced activity | |
| Kull et al. | Guidelines for gamma-ray spectroscopy measurements of 235U enrichment | |
| Rosenberg | A simple method for the determination of uranium and thorium by delayed neutron counting | |
| Dragnev | Intrinsically calibrated gamma and x-ray measurements of plutonium | |
| Pylypchynets et al. | Isotopic identification of photofissed nuclear materials in stainless steel containers using delayed gamma-rays | |
| Walton | Nondestructive Assay | |
| Alfassi | Use of delayed neutrons in activation analysis | |
| JPH0670675B2 (en) | Uranium enrichment measuring method and measuring device | |
| Khan et al. | Uranium Series Disequilibrium and Precision Measurement of Radionuclides Activity in Sediment Sample Using Low Background Gamma Spectrometry | |
| Miller et al. | Advanced Fuel Cycle Safeguards | |
| Abdel-Haleem et al. | The use of neutron attenuation in borated materials as an indicator of their boron content | |
| Sanderson et al. | A mixed gamma-ray standard for calibrating germanium well detectors | |
| Peisach et al. | Rapid neutron activation of bromine using 6.1-minute bromine-82M: Application to the determination of bromine in blood plasma | |
| Svansson et al. | MEASUREMENT OF DENSITY BY BETA RAY ABSORPTION. Status Report | |
| Suzuki et al. | Calibration factors for radionuclide calibrators | |
| Dragnev et al. | Precise non-destructive X-ray fluorescence method for uranium and thorium concentration measurements | |
| Goldbrunner et al. | Neutron Activation Analysis of Scintillators for the Solar Neutrino Experiment BOREXINO | |
| Mackay et al. | The application of X-ray fluorescence methods to the in-line determination of uranium and plutonium concentrations |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050602 |