RU2571309C1 - Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides - Google Patents
Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides Download PDFInfo
- Publication number
- RU2571309C1 RU2571309C1 RU2014135697/28A RU2014135697A RU2571309C1 RU 2571309 C1 RU2571309 C1 RU 2571309C1 RU 2014135697/28 A RU2014135697/28 A RU 2014135697/28A RU 2014135697 A RU2014135697 A RU 2014135697A RU 2571309 C1 RU2571309 C1 RU 2571309C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- spectrum
- container
- spectra
- radionuclide
- specific activity
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технике измерения ионизирующих излучений и предназначено для определения радионуклидного состава и активности упакованных в контейнеры радиоактивных отходов (РАО).The invention relates to techniques for measuring ionizing radiation and is intended to determine the radionuclide composition and activity of radioactive waste (RW) packaged in containers.
В настоящее время требования к точности учетных измерений активности РАО на федеральном уровне не установлены. Каждая из организаций, осуществляющих обращение с РАО, делает это самостоятельно, опираясь на используемые технологии, оценки дозовой нагрузки на работников и требования, вытекающие из условий размещения РАО на временное или длительное хранение. На многих предприятиях отсутствуют средства измерений, позволяющие в сжатые сроки определять радиационные и физико-химические характеристики РАО.Currently, requirements for the accuracy of accounting measurements of RW activity at the federal level have not been established. Each of the organizations involved in the management of radioactive waste does it on its own, based on the technologies used, estimates of the dose burden on employees and the requirements arising from the conditions for the placement of radioactive waste for temporary or long-term storage. Many enterprises lack measuring instruments that make it possible to quickly determine the radiation and physicochemical characteristics of radioactive waste.
Для определения характеристик РАО типичного состава предпочтительно использовать экспрессные методы. Такие измерения являются неразрушающими в том смысле, что они не изменяют ни состояние, ни форму, ни физические и химические характеристики РАО. Желательным условием является отсутствие пробоподготовки.To determine the characteristics of RAO typical composition, it is preferable to use rapid methods. Such measurements are non-destructive in the sense that they do not alter either the state, nor the form, nor the physical and chemical characteristics of the radioactive waste. A desirable condition is the lack of sample preparation.
Современное состояние характеризации РАО методами неразрушающего контроля значительно хуже, чем при проведении лабораторных исследований. Ни ГК «Росатом», ни концерн «Росэнергоатом», ни ФГУП «РосРАО» не имеют программ развития характеризации контейнеров с РАО [Характеризация и паспортизация РАО //Безопасность Окружающей Среды. №3, 2010 http://www.atomic-energy.ru/tema/kharakterizatsiya-rao/16446].The current state of RW characterization by non-destructive testing methods is much worse than in laboratory studies. Neither the Rosatom State Corporation, nor the Rosenergoatom Concern, nor the Federal State Unitary Enterprise RosRAO have programs for the development of characterization of containers with radioactive waste [Characterization and certification of radioactive waste // Environmental Safety. No. 3, 2010 http://www.atomic-energy.ru/tema/kharakterizatsiya-rao/16446].
Контейнеры с твердыми радиоактивными отходами могут иметь сложный изотопный состав радионуклидов, который априорно может быть определен лишь весьма приближенно (при этом соотношения парциальных активностей отдельных нуклидов остаются неизвестными), а поглощающая способность вмещающей среды может быть определена лишь усредненно по всему объему контейнера по средней плотности его содержимого путем взвешивания контейнера. В то же время конечной целью паспортизации контейнеров с РАО является определение суммарной активности контейнера, удельной активности его содержимого, радионуклидного состава и парциальных удельных активностей каждого из присутствующих радионуклидов. Containers with solid radioactive waste can have a complex isotopic composition of radionuclides, which a priori can only be determined very approximately (while the ratios of partial activities of individual nuclides remain unknown), and the absorbing capacity of the enclosing medium can be determined only averaged over the entire volume of the container by its average density contents by weighing the container. At the same time, the ultimate goal of certification of containers with radioactive waste is to determine the total activity of the container, the specific activity of its contents, the radionuclide composition and the partial specific activities of each of the radionuclides present.
Основным инструментальным средством решения этих задач является гамма-спектрометрия с последующей компьютерной обработкой результатов измерений. Однако эксплуатируемые в настоящее время установки для паспортизации контейнеров с РАО далеко не в полной мере удовлетворяют указанным требованиям. Примерами могут служить: установка УП-01 (производитель ООО НПП «Радико», город Обнинск); комплекс характеризации крупногабаритных контейнеров с РАО УХКРО-01 (производитель ООО НПП «Радико», г. Обнинск); [ООО НПП Радико. Системы и оборудования радиационного контроля и обращения с РАО //Каталог продукции, издание 2, 2012. http://radico.ru/fileadmin/files/Cataloge_Radico_2_2012.pdf] установка автоматизированная радиационного контроля для пунктов сортировки радиоактивных отходов атомных станций УСР-01 «КРОТ» (производитель ЗАО «ИНТРА» г. Москва) [ЗАО Интра Продукция. http://www.intra-zao.ru/products/11/80].The main tool for solving these problems is gamma spectrometry followed by computer processing of the measurement results. However, the facilities currently in use for certification of containers with radioactive waste do not fully meet the specified requirements. Examples are: installation of UP-01 (manufacturer of NPP Radiko LLC, city of Obninsk); a complex for characterizing large containers with RAO UHKRO-01 (manufacturer LLC NPP Radiko, Obninsk); [LLC NPP Radiko. Systems and equipment for radiation monitoring and radioactive waste management // Product Catalog,
В качестве прототипа выбирается автоматизированная установка радиационного контроля УСР-01 «КРОТ». Измерительная камера УСР-01 представляет собой каркас, в котором расположены 4 стационарных детектора сцинтилляционных гамма-спектрометров на основе кристалла NaI(Tl) и грузовая платформа весов [Установка автоматизированная радиационного контроля для пунктов сортировки радиоактивных отходов атомных станций УСР-01 «КРОТ» //Руководство по эксплуатации АФБИ. 418272.010 РЭ. Москва, 2008].As a prototype, the automated installation of radiation control USR-01 “MOLE” is selected. The USR-01 measuring chamber is a framework in which there are 4 stationary scintillation gamma-ray spectrometer detectors based on a NaI (Tl) crystal and a weighing platform [Automated radiation monitoring system for radioactive waste sorting stations USR-01 “KROT” // Operation manual AFBI. 418272.010 OM. Moscow, 2008].
Данные от детекторов передаются по кабельным линиям в блок управления. Определение активности гамма-излучающих нуклидов, содержащихся в исследуемом контейнере с РАО, основано на гамма-спектрометрических измерениях нуклидного состава и последующем расчете активности выделенных радионуклидов. При этом используется модель эквивалентного точечного источника активности в контейнере. Суть ее заключается в том, что распределенная активность содержимого контейнера заменяется эквивалентным точечным источником с той же суммарной активностью, а вся остальная среда считается неактивной, и в ней происходят рассеяние и поглощение излучения точечного источника. По результатам измерений плотности потоков гамма-квантов, зарегистрированных всеми четырьмя детекторами, с помощью специальной программы с использованием ЭВМ методом последовательных приближений определяют координаты расположения эквивалентного точечного источника внутри контейнера, а далее с учетом расстояний от него до каждого из детекторов и характеристик вмещающей среды и стенок контейнера рассчитывают активность этого источника. Data from the detectors is transmitted via cable lines to the control unit. The determination of the activity of gamma-emitting nuclides contained in the test container with radioactive waste is based on gamma-spectrometric measurements of the nuclide composition and the subsequent calculation of the activity of the isolated radionuclides. The model uses an equivalent point source of activity in the container. Its essence lies in the fact that the distributed activity of the contents of the container is replaced by an equivalent point source with the same total activity, and the rest of the environment is considered inactive, and radiation of a point source is scattered and absorbed in it. According to the results of measurements of the density of gamma-ray fluxes recorded by all four detectors, using the special computer program using the method of successive approximations, the coordinates of the location of the equivalent point source inside the container are determined, and then taking into account the distances from it to each of the detectors and the characteristics of the enclosing medium and walls container calculate the activity of this source.
Недостатком данного способа измерения является, прежде всего, сама замена распределенной по всему объему контейнера активности точечным источником. Такая замена физически некорректна, т.к. условия переноса радиационного излучения внутри контейнера и за его пределами будут в этих случаях принципиально разными. Вторым недостатком является фиксированная геометрия измерения, которая не позволяет по результатам измерений всех четырех детекторов однозначно и достоверно вычислить координаты расположения эквивалентного точечного источника. Математическое решение получаемой системы уравнений при различных реальных объемных распределениях активности в контейнере может давать абсурдные результаты, когда центр этого эквивалентного источника находится вне объема контейнера и даже за пределами периметра расположения детекторов. Имеются также проблемы и по определению суммарной активности радиоактивных нуклидов, содержащихся в контейнере с РАО, по результатам измеренной мощности дозы (плотности излучения) в местах расположения детекторов. Дело в том, что строгое решение этой задачи возможно лишь, когда известно распределение каждого нуклида по объему контейнера, т.е. полностью задана геометрия измерений, и известны соотношения активностей этих нуклидов и характеристики поглощающей среды (даже если эта среда гомогенна, то ее коэффициент поглощения является функцией от энергии гамма-квантов, а в процессе их взаимодействия с поглощающей средой происходит не только их поглощение и рассеяние, но и изменение энергии рассеянных гамма-квантов). Все эти данные априорно неизвестны.The disadvantage of this measurement method is, first of all, the replacement of the activity distributed over the entire volume of the container by a point source. Such a replacement is physically incorrect, because The conditions for the transfer of radiation inside and outside the container will be fundamentally different in these cases. The second disadvantage is the fixed measurement geometry, which does not allow the coordinates of the location of the equivalent point source to be unambiguously and reliably calculated from the results of measurements of all four detectors. The mathematical solution of the resulting system of equations for various real volumetric activity distributions in the container can give absurd results when the center of this equivalent source is outside the container volume and even outside the perimeter of the location of the detectors. There are also problems in determining the total activity of radioactive nuclides contained in a container with radioactive waste, according to the results of the measured dose rate (radiation density) at the locations of the detectors. The fact is that a strict solution to this problem is possible only when the distribution of each nuclide in the container volume is known, i.e. the measurement geometry is completely specified, and the ratios of the activities of these nuclides and the characteristics of the absorbing medium are known (even if this medium is homogeneous, then its absorption coefficient is a function of the energy of gamma rays, and in the process of their interaction with the absorbing medium, not only their absorption and scattering occurs, but also the change in the energy of scattered gamma rays). All these data are a priori unknown.
И последний недостаток проявляется в определении парциальных активностей отдельных нуклидов. Они определяются по площади выделенного фотопика. Понятно, что если в контейнере содержится смесь различных радионуклидов, то выделить в суммарном спектре, полученном с помощью сцинтилляционных гамма-спектрометров с ограниченным разрешением, фотопики от отдельных гамма-линий удается далеко не всегда. Кроме того, на фотопики гамма-линий с меньшими энергиями фотонов накладываются непрерывные комптоновские распределения от гамма-линий с более высокими энергиями, которые к тому же содержат пики от верхних краев комптоновских распределений, пики обратного рассеяния и могут содержать парные и полупарные пики от эффекта рождения пар электрон-позитрон, если в спектрах излучения изотопов присутствуют гамма-линии с энергиями, превышающими 1,022 МэВ. Но главная проблема состоит не в этом, а в том, что, проходя через толщу вмещающей среды и толстую стенку контейнера, гамма-кванты частично поглощаются, частично рассеиваются, теряя при этом часть своей энергии. В результате спектр излучения, выходящего за пределы контейнера и регистрируемого расположенными снаружи детекторами, сильно искажается: многократно увеличивается доля непрерывного распределения, определяемая комптон-эффектом, происходящим уже не в самом сцинтилляторе, а в толще вмещающей среды и в стенке контейнера, и существенно уменьшается доля, приходящаяся на фотопики. Это приводит к тому, что по площади выделенного фотопика (даже если его удастся выделить) уже невозможно рассчитать активность данного радионуклида - она окажется заниженной в десятки, если не в сотни, раз.And the last drawback is manifested in the determination of the partial activities of individual nuclides. They are determined by the area of the selected photopeak. It is clear that if the container contains a mixture of different radionuclides, then it is far from always possible to isolate photopikes from individual gamma lines in the total spectrum obtained using scintillation gamma spectrometers with limited resolution. In addition, continuous Compton distributions from gamma lines with higher energies are superimposed on the photopics of gamma lines with lower photon energies, which also contain peaks from the upper edges of the Compton distributions, backscattering peaks and may contain paired and semi-paired peaks from the birth effect electron-positron pairs, if gamma lines with energies exceeding 1.022 MeV are present in the emission spectra of isotopes. But the main problem is not this, but that, passing through the thickness of the enclosing medium and the thick wall of the container, gamma rays are partially absorbed, partially scattered, while losing some of their energy. As a result, the spectrum of radiation that extends beyond the container and is detected by detectors located outside is greatly distorted: the fraction of the continuous distribution increases, which is determined by the Compton effect, which is no longer in the scintillator itself, but in the thickness of the enclosing medium and in the container wall, and the fraction significantly decreases attributable to photopeaks. This leads to the fact that it is already impossible to calculate the activity of this radionuclide by the area of the selected photopeak (even if it can be distinguished) - it will be underestimated by dozens, if not hundreds, of times.
Поэтому в технических характеристиках этих установок либо вообще не приводится ни перечень определяемых нуклидов, ни характеристики неопределенности определения их парциальных активностей, либо приводимые данные относятся к реперным измерениям, выполняемым с образцовыми источниками (обычно 137Cs, 60Co, реже к ним добавляют 241Am, 133Ba и 54Mn), помещаемыми в определенные места пустого контейнера или (в лучшем случае) заполненного веществом, имитирующим вмещающую среду.Therefore, the technical characteristics of these plants either do not provide a list of the determined nuclides at all, nor the uncertainty characteristics of determining their partial activities, or the data given refer to benchmark measurements performed with reference sources (usually 137 Cs, 60 Co, less often 241 Am, 133 Ba and 54 Mn), placed in certain places of an empty container or (at best) filled with a substance that simulates a surrounding medium.
Технической задачей изобретения является определения абсолютной удельной активности смеси радиоактивных нуклидов и абсолютных парциальных удельных активностей отдельных радионуклидов в контейнерах с РАО по измеренному аппаратурному спектру гамма-излучения, выходящего за пределы контейнера.An object of the invention is to determine the absolute specific activity of a mixture of radioactive nuclides and the absolute partial specific activities of individual radionuclides in containers with radioactive waste from the measured instrumental spectrum of gamma radiation outside the container.
Решение задачи состоит в том, что по меньшей мере два детектора располагают в подвижных приборных боксах, расположенных попарно под дном и над крышкой контейнера, или вдоль боковых стенок контейнера, с возможностью продольного перемещения вдоль корпуса контейнера, которые сканируют внутреннее пространство контейнера с перекрытием зон чувствительности детекторов, причем зоны чувствительности детекторов по ширине принудительно формируют с помощью свинцовых коллиматоров определенной конфигурации, которые надевают на детекторы и заранее рассчитывают с использованием метода статистических испытаний, а «эталонные» аппаратурные гамма-спектры излучения, выходящего за пределы контейнера и достигающего детекторов, для отдельных радионуклидов, подлежащих идентификации, рассчитывают предварительно, затем измеренные гамма-спектры содержимого контейнера расшифровывают с определением нуклидного состава и относительных нормированных относительно суммарной активности всей смеси нуклидов парциальных удельных активностей отдельных нуклидов, используя при этом метод последовательных вычитаний аппаратурных спектров, а абсолютные удельные активности всей смеси и отдельных радионуклидов вычисляют на основе сопоставления полного числа зарегистрированных гамма-квантов в измеренном суммарном спектре содержимого контейнера и синтезированном расчетном спектре, полученном с использованием эталонных аппаратурных спектров идентифицированных нуклидов, а также уже найденных относительных удельных активностей этих нуклидов.The solution to the problem is that at least two detectors are located in movable instrument boxes located in pairs under the bottom and above the container lid, or along the side walls of the container, with the possibility of longitudinal movement along the container body, which scan the interior of the container with overlapping sensitivity zones detectors, and the sensitivity zones of the width detectors are forcibly formed using lead collimators of a certain configuration, which are worn on the detectors and in advance it is calculated using the method of statistical tests, and the “reference” hardware gamma-ray spectra of radiation extending outside the container and reaching the detectors are calculated previously for individual radionuclides, then the measured gamma-spectra of the contents of the container are decrypted with the determination of the nuclide composition and relative normalized relative to the total activity of the entire mixture of nuclides, the partial specific activities of individual nuclides, using the last of subtracting the instrumental spectra, and the absolute specific activities of the whole mixture and individual radionuclides are calculated by comparing the total number of registered gamma-quanta in the measured total spectrum of the container contents and the synthesized calculated spectrum obtained using the standard hardware spectra of the identified nuclides, as well as the relative specific activities of these nuclides.
Устройство для реализации способа содержит каркас, корпус, электроприводы, приборные боксы, детекторы, контроллер управления электроприводом и автоматикой, управляющую ЭВМ. В каркас установлен контролируемый контейнер таким образом, чтобы вдоль двух боковых сторон или сверху и снизу контейнера могли продольно перемещаться с помощью электроприводов приборные боксы. В приборные боксы установлены детекторы сцинтилляционных гамма-спектрометров, размещаемых в корпусах детекторов. К корпусу прикреплены приборные боксы с их электроприводами. Контроллер управления электроприводами и автоматикой соединен с приборными боксами и исполнительными органами электроприводов кабельными линиями. Также кабельной линией соединены управляющая ЭВМ и контроллер управления электроприводами и автоматикой.A device for implementing the method comprises a frame, a housing, electric drives, instrument boxes, detectors, a controller for controlling an electric drive and automation, controlling a computer. A controlled container is installed in the frame so that along the two sides or above and below the container the instrument boxes can be moved longitudinally with the help of electric drives. Detectors of scintillation gamma-spectrometers placed in the detector housings are installed in the instrument boxes. Instrument boxes with their electric drives are attached to the body. The controller for controlling electric drives and automation is connected to instrument boxes and executive bodies of electric drives by cable lines. Also, a control computer and a controller for controlling electric drives and automation are connected by a cable line.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлено формирование геометрии зоны чувствительности детектора 2 с помощью коллиматора 1, на фиг.2 дана структурная схема установки паспортизации контейнеров с РАО, где на каркас 1 установлен контролируемый контейнер 4, сверху и снизу которого перемещаются с помощью электроприводов 3 приборные боксы 2 с установленными в них детекторами со спектрометрической аппаратурой 8, а дистанционно (за биологической защитой 7) размещены контроллер управления электроприводами и автоматикой 5 и управляющая ЭВМ 6. На фиг. 3 представлен пример расположения детекторов 1 в приборном боксе для случая контроля контейнеров НЗК (невозвратные защитные контейнеры)The invention is illustrated by drawings, where in FIG. 1 shows the formation of the geometry of the sensitivity zone of
Количество устанавливаемых в приборных боксах 2 детекторов 8, входящих в независимые спектрометрические каналы, определяют в зависимости от размеров контейнера 4 и ширины зон чувствительности детекторов, выбираемых таким образом, чтобы по ширине контейнера зоны чувствительности соседних детекторов частично перекрывали друг друга. Формирование зон чувствительности детекторов осуществляют с помощью свинцовых коллиматоров 1 с окнами определенной геометрии, надеваемых на детекторы. Ширина и глубина зон чувствительности детекторов с коллиматорами 1 определяют заранее путем математического моделирование методом Монте-Карло (с использованием библиотеки программ GEANT-4). Пример расположения детекторов 1 в приборном боксе 2 для случая контроля контейнеров НЗК (невозвратные защитные контейнеры) приведен на фиг. 3. В данном случае в каждом приборном боксе размещается по два детектора (на данном рисунке показан приборный бокс, перемещающийся сверху контейнера, и отмечены позиции, в которых производятся измерения спектра, в случае, если активность равномерно распределена по всему объему контейнера).The number of
Выбор геометрии зон чувствительности детекторов 8 и точек измерения спектров обусловлен целесообразным компромиссом между требованиями минимизации затрат времени на проведение измерений при минимальном уровне удельной активности и ограниченной скоростью счета спектрометров при контроле контейнеров с максимальной активностью.The choice of the geometry of the sensitivity zones of the
Если диапазон вариации удельной активности содержимого контейнеров очень широк, то для обеспечения скорости счета в детекторах, не превышающей предельной скорости счета применяемых спектрометров, используют сменные коллиматоры 1 с более узкими окнами, обеспечивающими более узкие зоны чувствительности детекторов, а значит, и уменьшение скорости счета при той же удельной активности РАО.If the range of variation in the specific activity of the contents of the containers is very wide, then to ensure the counting speed in the detectors, not exceeding the maximum counting speed of the used spectrometers,
На первом этапе измерений производят оценку степени неравномерности распределении радиоактивных веществ по объему контейнера. Для этого производят измерения скорости счета каждого из детекторов при непрерывном перемещении приборных боксов 2 вдоль контейнера. Скорость перемещения приборных боксов 2 выбирают такой, чтобы за время пересечения половины средней ширины зоны чувствительности детектора накопилось достаточное число зарегистрированных импульсов для статистически достоверного определения скорости счета (положим, не менее 1000 импульсов). Таким образом, отсчеты скорости счета снимают при перемещении приборных боксов 2 на расстояние, меньшее половины средней ширины зон чувствительности детектора, и пересылают в управляющую ЭВМ 6.At the first stage of measurements, an assessment is made of the degree of uneven distribution of radioactive substances over the volume of the container. To do this, measure the counting speed of each of the detectors while continuously moving the
Далее в управляющей ЭВМ 6 производят анализ всех полученных отсчетов скорости счета. Если полученные отсчеты скорости счета всех детекторов при прохождении приборных боксов 2 вдоль всего контейнера разняться не более чем на 20%, то распределение радиоактивных веществ по объему контейнера можно считать равномерным, а все содержимое контейнера гомогенным. В этом случае по команде управляющей ЭВМ 6 производят перемещение приборных боксов на заранее выбранные фиксированные позиции, выбираемые таким образом, чтобы зоны чувствительности детекторов в соседних позициях частично пересекались (например, как показано на фиг. 3). При последовательном перемещении приборных боксов на эти позиции производят измерения спектров гамма-излучения в этих точках (на примере, представленном на фиг. 3, сверху и снизу контейнера получаем по 6 точек, в которых будут измеряться гамма-спектры). Время экспозиции для набора спектров определяется автоматически по каждому спектрометру в отдельности по времени регистрации N0=2n импульсов (величина n выбирается не менее 16, чтобы измеренный спектр был статистически достоверным).Next, in the
Если при измерении спектров скорость счета превысит максимально допустимую для данных спектрометров, то оператору поступает команда о замене коллиматоров на коллиматоры с более узким окном. Эта команда должна безусловно выполняться. В случае ее невыполнения работа установки автоматически прерывается и выдается тревожный сигнал. If, when measuring the spectra, the counting speed will exceed the maximum allowable for these spectrometers, then the operator is instructed to replace the collimators with collimators with a narrower window. This command must be unconditionally executed. In case of its failure, the installation is automatically interrupted and an alarm is issued.
Измеренные гамма-спектры пересылаются в управляющую ЭВМ 6 установки, где производится их математическая обработка по следующему алгоритму:The measured gamma spectra are sent to the
1. Все полученные спектры приводят к единой энергетической шкале (с помощью калибровочных коэффициентов, определяемых при калибровке спектрометров по образцовым источникам, выполняемой до проведения контроля данного контейнера. При этом производят пересчет номеров каналов спектрометров в энергию гамма-квантов).1. All spectra obtained lead to a single energy scale (using calibration coefficients, determined when calibrating spectrometers using standard sources, performed prior to monitoring this container. At the same time, the channel numbers of the spectrometers are converted into gamma-ray energy).
2. По полученным спектрам во всех измерительных точках вычисляют усредненный по всем измерительным точкам спектр.2. The spectra averaged over all measurement points are calculated from the spectra obtained at all measuring points.
3. С помощью хранящихся в базе данных управляющей ЭВМ 6 модельных «эталонных» спектров каждого радионуклида методом последовательных вычитаний производится определение нуклидного состава РАО и относительных значений парциальных удельных активностей (по отношению к активности всей смеси радионуклидов) каждого идентифицированного радионуклида.3. Using 6 model “reference” spectra of each radionuclide stored in the control computer database, the method of successive subtractions is used to determine the nuclide composition of radioactive waste and the relative values of the partial specific activities (relative to the activity of the entire mixture of radionuclides) of each identified radionuclide.
Рассмотрим эти процедуры более детально. Модельные эталонные аппаратурные спектры отдельных радионуклидов рассчитывают предварительно методом Монте-Карло (с помощью библиотеки программ GEANT-4 для фиксированного задаваемого значения удельной объемной квантовой эмиссии Gн, которое определяют путем деления числа генерируемых при моделировании гамма-квантов на объем зоны чувствительности детектора при данной геометрии измерений с учетом используемого коллиматора. Например, если при моделировании генерируется 100·106 гамма-квантов, а объем зоны чувствительности детектора составляет 5·106 мм3, то величина Gн будет равна 20 квантов/мм3. Это дает возможность рассчитать соответствующие нормированные на Gн удельные активности каждого радионуклида, которые могут содержаться в контролируемых контейнерах:Consider these procedures in more detail. Model reference instrumental spectra of individual radionuclides are preliminarily calculated using the Monte Carlo method (using the GEANT-4 program library for a fixed set value of the specific volumetric quantum emission G n , which is determined by dividing the number of gamma quanta generated during modeling by the volume of the detector sensitivity zone for a given geometry measurements according to the type of the collimator. For example, if the simulation is generated 100 × 10 6 of gamma rays, while the volume detector sensitivity zone amounted wish to set up 5 × 10 6 mm 3, the value of G n is equal to 20 quanta / mm 3 This makes it possible to calculate the corresponding normalized to G n specific activities of each radionuclide that may be contained in controlled containers.:
где 
Например, для радионуклида Cs-134, который имеет 5 гамма-линий с энергиями 0,563; 0,569; 0,605; 0,796; 0,802 кэВ и выходами соответственно 0,084; 0,154; 0,976; 0,854 и 0,087, удельной квантовой эмиссии в 100 квантов /(с·мм3) будет соответствовать удельная активность этого изотопа 20/(0,084+0,154+0,976+0,854+0,087)=20/2,155=9,28 Бк/мм3.For example, for the radionuclide Cs-134, which has 5 gamma lines with energies of 0.563; 0.569; 0.605; 0.796; 0.802 keV and outputs respectively 0.084; 0.154; 0.976; 0.854 and 0.087, the specific quantum emission of 100 quanta / (s · mm 3 ) will correspond to the specific activity of this isotope 20 / (0.084 + 0.154 + 0.976 + 0.854 + 0.087) = 20 / 2.155 = 9.28 Bq / mm 3 .
В измеренном спектре всей смеси выделяют фотопик с максимальной энергией. По центральной энергии этого фотопика идентифицируют радионуклид, которому принадлежит этот фотопик.In the measured spectrum of the entire mixture, a photopeak with maximum energy is released. The central energy of this photopeak identifies the radionuclide to which this photopeak belongs.
По модельному эталонному аппаратурному спектру Аiэ данного радионуклида (хранящемуся в базе данных управляющей ЭВМ) и числу зарегистрированных импульсов в выделенном фотопике измеренного спектра восстанавливают весь аппаратурный спектр данного радионуклида: Using the model reference hardware spectrum A i of a given radionuclide (stored in the control computer database) and the number of detected pulses in the selected photopeak of the measured spectrum, the entire hardware spectrum of this radionuclide is restored:
где Niфи - число зарегистрированных импульсов в выделенном фотопике измеренного спектра смеси;where N ifi is the number of detected pulses in the selected photopeak of the measured spectrum of the mixture;
Niфэ - число зарегистрированных квантов в соответствующем фотопике модельного эталонного спектра идентифицированного радионуклида.N ife is the number of registered quanta in the corresponding photopeak of the model reference spectrum of the identified radionuclide.
Находя отношение числа зарегистрированных гамма-квантов в этом восстановленном аппаратурном спектре данного радионуклида к общему числу зарегистрированных импульсов в измеренном спектре смеси, определяем относительную парциальную активность данного нуклида в зоне чувствительности детектора:Finding the ratio of the number of registered gamma rays in this reconstructed instrument spectrum of a given radionuclide to the total number of detected pulses in the measured spectrum of the mixture, we determine the relative partial activity of this nuclide in the detector sensitivity zone:
где Niв и Niи - соответственно число зарегистрированных квантов в полном модельном восстановленном спектре i-го радионуклида и число зарегистрированных импульсов в измеренном спектре смеси.where N iв and N iи are, respectively, the number of registered quanta in the complete model reconstructed spectrum of the i-th radionuclide and the number of recorded pulses in the measured spectrum of the mixture.
В принципе, эту величину можно было бы находить по соотношению числа импульсов в выделенных фотопиках измеренного спектра смеси и числа зарегистрированных квантов эталонного спектра данного радионуклида. Однако, учитывая, что и в эталонном спектре, и в измеренном спектре число зарегистрированных квантов в наиболее энергичном фотопике много меньше (на два-три порядка) числа зарегистрированных квантов во всем спектре, вычисленные таким путем значения парциальных активностей окажутся недостаточно статистически достоверными. Поэтому более надежно ее определять по соотношению чисел зарегистрированных квантов в полных спектрах.In principle, this value could be found by the ratio of the number of pulses in the selected photopes of the measured spectrum of the mixture and the number of registered quanta of the reference spectrum of this radionuclide. However, taking into account that both the reference spectrum and the measured spectrum, the number of registered quanta in the most energetic photopeak is much less (two to three orders of magnitude) than the number of registered quanta in the whole spectrum, the partial activity values calculated in this way will turn out to be insufficiently statistically reliable. Therefore, it is more reliable to determine it by the ratio of the numbers of registered quanta in the full spectra.
Очевидно, той же будет и относительная удельная объемная парциальная активность данного нуклида (при равномерном распределении активности в зоне чувствительности детектора).Obviously, the relative specific volumetric partial activity of this nuclide will also be the same (with a uniform distribution of activity in the detector sensitivity zone).
Далее этот восстановленный спектр вычитают из измеренного спектра смеси нуклидов. В остаточном спектре опять выделяют наиболее энергичный фотопик, по его энергии идентифицируют следующий радионуклид и аналогичным образом определяют относительную парциальную удельную активность этого радионуклида.This reconstructed spectrum is then subtracted from the measured spectrum of the nuclide mixture. The most energetic photopeak is again distinguished in the residual spectrum, the next radionuclide is identified by its energy and the relative partial specific activity of this radionuclide is similarly determined.
Процедура продолжается до тех пор, пока будут определены относительные удельные парциальные активности всех радионуклидов Qijп нук, содержащихся в j-й смеси.The procedure continues until the relative specific partial activities of all radionuclides Q ijп нук contained in the j-th mixture are determined.
Таким образом, в результате выполнения этой процедуры мы получаем не только относительные удельные активности каждого радионуклида в смеси, но и восстановленные аппаратурные спектры каждого радионуклида в этой смеси 
4. Просуммировав восстановленные спектры всех радионуклидов, обнаруженных в смеси, получаем восстановленный спектр смеси этих радионуклидов:4. Summing up the reconstructed spectra of all the radionuclides found in the mixture, we obtain the reconstructed spectrum of the mixture of these radionuclides:
Соответственно, просуммировав число зарегистрированных гамма-квантов в восстановленных спектрах каждого радионуклида
5. Зная нормированные на G удельные активности каждого нуклида 
При неизменных условиях измерения (фиксированное взаимное расположение детектора и контейнера, фиксированная зона чувствительности детектора, определяемая коллиматором) между расчетной величиной зарегистрированных гамма-квантов Njсм в и экспериментально измеренной величиной Njсм и для каждой конкретной j-й смеси нуклидов должна иметь место пропорциональная зависимость:Under constant measurement conditions (a fixed relative position of the detector and the container, a fixed detector sensitivity zone determined by the collimator) between the calculated value of the registered gamma quanta N jcm in and the experimentally measured value of N jcm and for each specific jth mixture of nuclides there should be a proportional dependence :
Отсюда коэффициент пропорциональности Kj (назовем его масштабным коэффициентом для j-й смеси) будетHence, the proportionality coefficient K j (we call it the scale factor for the jth mixture) will be
Такая же зависимость должна существовать между суммарной активностью смеси, спектр которой восстановлен с помощью эталонных спектров Qjсм в и действительной активностью смеси Qjсм д, поскольку и та, и другая пропорциональны общему числу зарегистрированных гамма-квантов в расчетном и измеренном спектрах. СледовательноThe same dependence should exist between the total activity of the mixture, the spectrum of which was reconstructed using the reference spectra Q jcm in and the actual activity of the mixture Q jcm d , since both are proportional to the total number of registered gamma-quanta in the calculated and measured spectra. Hence
6. Зная действительное абсолютное значение удельной активности всей смеси и относительные парциальные удельные активности каждого радионуклида, входящего в эту смесь, легко определить и действительные абсолютные удельные парциальные активности отдельных радионуклидов в этой смеси:6. Knowing the actual absolute value of the specific activity of the entire mixture and the relative partial specific activities of each radionuclide included in this mixture, it is easy to determine the actual absolute specific partial activities of individual radionuclides in this mixture:
При проведении этих расчетов следует учесть еще одно обстоятельство. В РАО, содержащихся в контейнере, кроме априорно заданных основных радионуклидов (эталонные спектры которых внесены в базу данных управляющей ЭВМ), могут содержаться и некоторые другие нуклиды с невысокой парциальной активностью. В этом случае после окончания процедуры вычитания восстановленных спектров отдельных радионуклидов из измеренного спектра смеси будет какой-то остаточный спектр, обусловленный активностью этих неучтенных нуклидов, а также погрешностями восстановления полных спектров учитываемых радионуклидов. Эту остаточную активность (в относительном виде, в процентах от полной активности смеси) можно определить по отношению числа зарегистрированных квантов в этом остаточном спектре к числу зарегистрированных квантов в измеренном спектре всей смеси:When conducting these calculations, one more circumstance should be taken into account. In the RW contained in the container, in addition to the a priori specified basic radionuclides (the reference spectra of which are entered into the control computer database), some other nuclides with low partial activity may also be contained. In this case, after the subtraction of the reconstructed spectra of individual radionuclides from the measured spectrum of the mixture is completed, there will be some residual spectrum due to the activity of these unaccounted nuclides, as well as errors in the restoration of the full spectra of the taken into account radionuclides. This residual activity (in relative form, as a percentage of the total activity of the mixture) can be determined by the ratio of the number of registered quanta in this residual spectrum to the number of registered quanta in the measured spectrum of the whole mixture:
Если величина остаточной активности существенна (положим, более 5% от активности всей смеси), то в выражении (8) в числителе надо использовать разность (Njсм и - Njост). При определении суммарной абсолютной удельной активности РАО в контейнере учитывать остаточную удельную активность неучтенных радионуклидов.If the value of the residual activity is significant (suppose more than 5% of the activity of the whole mixture), then in the expression (8) in the numerator it is necessary to use the difference (N jcm and - N jost ). When determining the total absolute specific activity of radioactive waste in a container, take into account the residual specific activity of unaccounted for radionuclides.
Поскольку при вычислении эталонных спектров отдельных радионуклидов удельная эмиссия излучающей среды задавалась в расчете на 1 мм3, то и все вычисленные удельные активности, как отдельных нуклидов, так и суммарные активности смесей, будут иметь размерность Бк/мм3. Обычно принято определять удельную активность не объемную, а массовую с размерностью Бк/кг. Для перехода к массовой удельной активности необходимо сначала перейти к объемной активности в Бк/дм3, для чего вводится множитель 106 (в кубическом дециметре содержится 106 кубических миллиметров), а затем результат разделить на измеренную плотность содержимого контейнера ρ (кг/дм3). В итоге переходный множитель будет 106/ρ.Since when calculating the reference spectra of individual radionuclides, the specific emission of the emitting medium was set per 1 mm 3 , then all the calculated specific activities of both individual nuclides and the total activity of the mixtures will have the dimension Bq / mm 3 . It is usually customary to determine the specific activity, not volumetric, but mass with a dimension of Bq / kg. To switch to mass specific activity, you must first go to volumetric activity in Bq / dm 3 , for which a factor of 10 6 is entered (10 6 cubic millimeters in a cubic decimeter), and then divide the result by the measured container content density ρ (kg / dm 3 ) As a result, the transition factor will be 10 6 / ρ.
Величину плотности содержимого контейнера определяют путем взвешивания пустого и наполненного контейнера (объем его полости при заданных размерах подсчитать несложно).The density of the contents of the container is determined by weighing the empty and filled container (the volume of its cavity at given sizes is easy to calculate).
Если при анализе отсчетов скорости счета при сканировании всего контейнера окажется, что различия между отсчетами в различных точках и различных детекторах более 20%, то оператору посылается запрос: определять усредненные по всему объему контейнера характеристики РАО или находить локальные характеристики для точек, соответствующих максимумам скорости счета?If, when analyzing counts of the counting speed when scanning the entire container, it turns out that the differences between the readings at different points and different detectors are more than 20%, then the operator is sent a request: to determine the RAO characteristics averaged over the entire volume of the container or to find local characteristics for points corresponding to the counting maximums ?
В первом случае процедура измерений и обработка полученных результатов выполняют совершенно аналогично описанным выше (т.е. в соответствии с пп. 1-6).In the first case, the measurement procedure and the processing of the results obtained are completely similar to those described above (i.e., in accordance with paragraphs 1-6).
Во втором случае приборные боксы автоматически последовательно выставляют в точки, соответствующие максимумам скорости счета, и в этих точках измеряются спектры только тех детекторов, по которым были зафиксированы максимумы скорости счета. Усреднение полученных спектров для разных точек измерения не проводится, и все вычисления по пп. 2-5 проводят для каждой точки измерения в отдельности. Тем самым мы получаем те же характеристики РАО для локальных областей, соответствующих выявленным центрам излучения.In the second case, the instrument boxes are automatically sequentially set to points corresponding to the maxima of the counting speed, and at these points the spectra of only those detectors for which the maxima of the counting speed were recorded are measured. Averaging of the obtained spectra for different measurement points is not carried out, and all calculations in paragraphs. 2-5 are carried out for each measurement point separately. Thus, we obtain the same RAO characteristics for local regions corresponding to the identified emission centers.
Если сканирование контейнера осуществлять не сверху и снизу, а в двух взаимно перпендикулярных плоскостях (что возможно при контроле контейнеров небольших размеров, когда глубина зоны чувствительности детектора перекрывает размеры его полости), то в этом случае возможно достаточно точное определение трехмерных координат основных излучающих центров содержимого контейнера, поскольку электропривод приборных боксов осуществляется с помощью программно управляемых шаговых двигателей.If the container is scanned not from above and below, but in two mutually perpendicular planes (which is possible when monitoring containers of small sizes, when the depth of the detector sensitivity zone overlaps the dimensions of its cavity), then in this case a fairly accurate determination of the three-dimensional coordinates of the main emitting centers of the container’s contents is possible , since the electric drive of the instrument boxes is carried out using software-controlled stepper motors.
Claims (2)
1. Способ определения абсолютной удельной активности контейнеров с РАО и парциальных удельных активностей отдельных радионуклидов, заключающийся в использовании результатов измерений аппаратурных спектров гамма-излучения, выходящего за пределы контейнера, по меньшей мере двумя детекторами, отличающийся тем, что для вычисления указанных характеристик РАО используют метод последовательного вычитания из измеренного суммарного спектра восстановленных вычислительным путем спектров отдельных нуклидов, идентифицированных по выделенным фотопикам максимальных энергий, содержащихся в измеренном суммарном спектре, и заранее рассчитанным модельным «эталонным» спектрам каждого радионуклида, которые могут содержаться в РАО, а также геометрии зоны чувствительности детектора, рассчитанным методом имитационного моделирования Монте-Карло с учетом искажения спектра и ослабления излучения при его прохождении через вмещающую среду контейнера и его стенку, что позволяет находить относительные удельные активности каждого идентифицированного радионуклида, используя соотношение между числом импульсов в выделенном фотопике максимальной энергии измеренного спектра и числом зарегистрированных гамма-квантов в соответствующем фотопике эталонного модельного спектра данного радионуклида, а далее, используя восстановленные модельные спектры каждого идентифицированного радионуклида, синтезируют суммарный модельный спектр всей смеси, и по соотношению между числом зарегистрированных гамма-квантов в этом спектре и числом импульсов в измеренном спектре находится абсолютное значение суммарной удельной активности РАО в контейнере и абсолютные значения парциальных удельных активностей каждого идентифицированного радионуклида.
1. The method of determining the absolute specific activity of containers with radioactive waste and the partial specific activity of individual radionuclides, which consists in using the measurement results of the instrumental spectra of gamma radiation extending outside the container with at least two detectors, characterized in that the method is used to calculate the indicated characteristics of the radioactive waste sequential subtraction from the measured total spectrum of the spectra of individual nuclides recovered by calculation, identified by the selected fotopikam maximum energies contained in the measured total spectrum, and pre-calculated model "reference" spectra of each radionuclide, which may be contained in the radioactive waste, as well as the geometry of the sensitivity zone of the detector, calculated by Monte Carlo simulation using distortion spectrum and attenuation of radiation when it passing through the containing medium of the container and its wall, which allows you to find the relative specific activity of each identified radionuclide, using the ratio between the number of pulses in the extracted photopic peak of the maximum energy of the measured spectrum and the number of detected gamma quanta in the corresponding photopic of the reference model spectrum of this radionuclide, and then using the reconstructed model spectra of each identified radionuclide, the total model spectrum of the whole mixture is synthesized, and the ratio between the number of recorded gamma rays in this spectrum and the number of pulses in the measured spectrum is the absolute value of the total specific activity and RW in the container and the absolute values of the partial specific activities of each identified radionuclide.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014135697/28A RU2571309C1 (en) | 2014-09-03 | 2014-09-03 | Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014135697/28A RU2571309C1 (en) | 2014-09-03 | 2014-09-03 | Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2571309C1 true RU2571309C1 (en) | 2015-12-20 |
Family
ID=54871322
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014135697/28A RU2571309C1 (en) | 2014-09-03 | 2014-09-03 | Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2571309C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2722203C1 (en) * | 2019-07-15 | 2020-05-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Method of controlling content of radionuclides in radioactive wastes |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6492642B1 (en) * | 1997-12-08 | 2002-12-10 | Moskovskoe Gosudarstvennoe Predpriyatie-Obiedinenny Ekologo-Tekhnologichesky I Nauchno-Issledovatelsky Tsentr Po Obezvrezhivaniju Radioaktivnykh Otkhodov I Okhrane Okruzhajuschei Sredy (Mosnpo “Rad | Method for identifying radionuclides in probes using a liquid scintillation sensor |
| RU2396576C2 (en) * | 2008-04-23 | 2010-08-10 | "Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены им. профессора П.В. Рамзаева" Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (ФГУН НИИРГ Роспотребнадзора) | METHOD OF DETERMINING SPECIFIC ACTIVITY OF Ra-226 IN SOIL |
| RU2402790C2 (en) * | 2008-12-30 | 2010-10-27 | Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия радиационной, химической и биологической защиты имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Method of detecting space-time characteristics of radiation-hazard area formed after neutron weapon employment |
-
2014
- 2014-09-03 RU RU2014135697/28A patent/RU2571309C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6492642B1 (en) * | 1997-12-08 | 2002-12-10 | Moskovskoe Gosudarstvennoe Predpriyatie-Obiedinenny Ekologo-Tekhnologichesky I Nauchno-Issledovatelsky Tsentr Po Obezvrezhivaniju Radioaktivnykh Otkhodov I Okhrane Okruzhajuschei Sredy (Mosnpo “Rad | Method for identifying radionuclides in probes using a liquid scintillation sensor |
| RU2396576C2 (en) * | 2008-04-23 | 2010-08-10 | "Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены им. профессора П.В. Рамзаева" Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (ФГУН НИИРГ Роспотребнадзора) | METHOD OF DETERMINING SPECIFIC ACTIVITY OF Ra-226 IN SOIL |
| RU2402790C2 (en) * | 2008-12-30 | 2010-10-27 | Федеральное государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия радиационной, химической и биологической защиты имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Method of detecting space-time characteristics of radiation-hazard area formed after neutron weapon employment |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Установка автоматизированная радиационного контроля для пунктов сортировки радиоактивных отходов атомных станций УСР-01 "КРОТ" //Руководство по эксплуатации АФБИ. 418272.010 РЭ. Москва, 2008. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2722203C1 (en) * | 2019-07-15 | 2020-05-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" | Method of controlling content of radionuclides in radioactive wastes |
| WO2021010864A1 (en) * | 2019-07-15 | 2021-01-21 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of monitoring the radionuclide content of radioactive waste |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Serebrov et al. | Search for sterile neutrinos with the Neutrino-4 experiment and measurement results | |
| Lépy et al. | Uncertainties in gamma-ray spectrometry | |
| Cabal et al. | Monte Carlo based geometrical model for efficiency calculation of an n-type HPGe detector | |
| GB2421301A (en) | Monitoring radioactive waste and other materials | |
| Guerra et al. | A simple methodology for characterization of germanium coaxial detectors by using Monte Carlo simulation and evolutionary algorithms | |
| Wolińska-Cichocka et al. | Modular total absorption spectrometer at the hribf (ornl, oak ridge) | |
| RU2571309C1 (en) | Method and apparatus for determining absolute specific activity of contents of container with radioactive wastes and partial specific activities of separate radionuclides | |
| Mauring et al. | InSiCal–A tool for calculating calibration factors and activity concentrations in in situ gamma spectrometry | |
| Suran et al. | New high-throughput measurement systems for radioactive wastes segregation and free release | |
| Yokoyama et al. | Development of clearance verification equipment for uranium-bearing waste | |
| JP2703409B2 (en) | Radioactivity measurement method | |
| Grujić et al. | Monte Carlo simulation of GM probe and NaI detector efficiency for surface activity measurements | |
| Akar Tarim et al. | The effect of the housing material on the NaI (Tl) detector response function | |
| Finkel et al. | Application of the Monte Carlo method for spectrometer calibration to determine the surface activity of radionuclides deposited on the ground | |
| Tomarchio | An experimental approach to efficiency calibration for gamma-ray spectrometric analysis of large air particulate filters | |
| Esposito et al. | Facility for gamma irradiations of cultured cells at low dose rates: design, physical characteristics and functioning | |
| Vraničar et al. | Testing of EFFTRAN and Angle software in comparison to GEANT 4 simulations in gamma spectrometry of cylindrical and noncylindrical sample geometries | |
| Park et al. | Determination of minimum detectable activity for underwater radiation detection system | |
| Duerr et al. | Advanced sectorial gamma scanning for the radiological characterization of radioactive waste packages | |
| JP5926362B1 (en) | Radioactivity concentration measuring apparatus and radioactivity concentration measuring method | |
| Neumaier et al. | Improved assessment of Ḣ∗(10) in the environment using two complementary active dosimetry systems | |
| Stepanov et al. | Characterizations of the radioactive waste by the remotely-controlled collimated spectrometric system | |
| Jacobsson et al. | A tomographic method for experimental verification of the integrity of spent nuclear fuel | |
| Tzika et al. | Nondestructive characterization of radioactive waste drums by gamma spectrometry: a Monte Carlo technique for efficiency calibration | |
| Tattam et al. | Radiometric non-destructive assay. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160904 |