RU2624985C1 - Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well - Google Patents

Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well Download PDF

Info

Publication number
RU2624985C1
RU2624985C1 RU2016122074A RU2016122074A RU2624985C1 RU 2624985 C1 RU2624985 C1 RU 2624985C1 RU 2016122074 A RU2016122074 A RU 2016122074A RU 2016122074 A RU2016122074 A RU 2016122074A RU 2624985 C1 RU2624985 C1 RU 2624985C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
neutron
neutrons
ore
well
Prior art date
Application number
RU2016122074A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Михаил Павлович Зинюков
Кирилл Геннадьевич Клигер
Вадим Юрьевич Корнеев
Александр Иванович Обручков
Юрий Григорьевич Полканов
Игорь Анатольевич Титов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА")
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
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА")
Priority to RU2016122074A priority Critical patent/RU2624985C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2624985C1 publication Critical patent/RU2624985C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01V—GEOPHYSICS; GRAVITATIONAL MEASUREMENTS; DETECTING MASSES OR OBJECTS; TAGS
    • G01V5/00—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity
    • G01V5/04—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity specially adapted for well-logging
    • G01V5/08—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity specially adapted for well-logging using primary nuclear radiation sources or X-rays
    • G01V5/10—Prospecting or detecting by the use of ionising radiation, e.g. of natural or induced radioactivity specially adapted for well-logging using primary nuclear radiation sources or X-rays using neutron sources

Landscapes

  • Geophysics And Detection Of Objects (AREA)

Abstract

FIELD: oil and gas industry.
SUBSTANCE: recordings of count rate values of instantaneous fission neutrons and count rate values of thermal neutrons are obtained in a plurality of dots, count rate of instantaneous fission neutrons and thermal neutrons at each point of logging is determined in the decay processing, recordings of logging are obtained by secondary methods of well physical characteristics and uranium-ore formation reservoir, where the logging data are obtained by the emission of neutrons bursts with 14 MeV energy, that dissipate their energy to the level thermal ones, and epithermal instantaneous fission neutrons, emitted by uranium, are detected to fissionable thermal neutrons. At the same time, as a basis for calculating the uranium content, integral count rate of epithermal neutron detector is taken, which is brought to a single neutron flux by neutron flux monitor data, as a uranium content reference standard parametric well is used, certified in uranium-ore formation and ore-bearing thicker after uranium content, power, lifetime of thermal neutron in the formation, the above-mentioned standard stores and reproduces the set of physical characteristics of well and uranium-ore formation reservoir, a cycle of logging studies is conducted, which includes performing two instrumental checks of standard prior to logging of prospecting well and after logging of search well to obtain the average value of scalar coefficient, SC, estimated by a predetermined mathematical relation, which is used in the calculation of the uranium content in the cut, crossed by prospecting well.
EFFECT: reducing the error in estimating the uranium content.
4 dwg

Description

Изобретение относится к ядерно-физическим методам каротажа, используемым при поисках, разведке месторождений урана, при контроле технологических процессов, вызывающих техногенное смещение радиоактивного равновесия между радием и ураном. Способ может иметь широкое применение для слежения за процессами извлечения урана и экологического мониторинга территорий, прилегающих к геотехнологическим полям подземного выщелачивания.The invention relates to nuclear-physical logging methods used in prospecting, exploration of uranium deposits, in the control of technological processes that cause technogenic displacement of the radioactive equilibrium between radium and uranium. The method can be widely used to monitor the processes of uranium extraction and environmental monitoring of territories adjacent to geotechnological fields of underground leaching.

Гамма-каротаж - метод, как правило, используемый для определения содержания урана, основан на регистрации гамма-излучения висмута-214 и свинца-214: короткоживущих продуктов распада радона радиоактивного семейства урана-радия, на долю которых приходится более 95% гамма квантов всего семейства. Присутствие этих элементов однозначно определяют содержание радия, материнского для них элемента, но не урана: в силу различных способностей к миграции в агрессивных средах выщелачивания урана.Gamma-ray logging - a method usually used to determine the uranium content, is based on the detection of gamma radiation of bismuth-214 and lead-214: short-lived decay products of radon from the radioactive family of uranium-radium, which account for more than 95% of gamma quanta of the whole family . The presence of these elements uniquely determines the content of radium, the parent element for them, but not uranium: due to the different ability to migrate in aggressive uranium leaching media.

Примеры реализации способа прямого определения урана с использованием импульсного генератора нейтронов и детекторов нейтронов приведены ниже.Examples of the method for the direct determination of uranium using a pulsed neutron generator and neutron detectors are given below.

Известен способ определения содержания урана, основанный на регистрации «запаздывающих» нейтронов деления. [Czubek J.A., Loskievicz J. Optimum condition for uranium detect in delayed neutron well logging. - "Exploration for uranium ore deposit" IARA, Viena, 1976, p. 471-486; Беспалов Д.Ф., Михайленко Б.В. Опробования аппаратуры импульсного нейтронного каротажа по запаздывающим нейтронам деления // ВАНТ. Сер. Радиационная техника. - 1990. Вып. 1 (41). С. 47-50]. Осколки деления ядра урана-235 снимают возбуждение промежуточного ядра посредству β-распада, при этом выделяется энергия превышающая энергию связи нейтрона в ядре и появляется вероятность испускания нейтрона. Делящееся ядро урана-235 выделяет мгновенные и «запаздывающие» нейтроны, в среднем на один акт деления приходится 2,3 нейтрона. Самый большой период полураспада для «запаздывающих» нейтронов 55,6 секунды.A known method for determining the uranium content, based on the registration of "delayed" fission neutrons. [Czubek J.A., Loskievicz J. Optimum condition for uranium detect in delayed neutron well logging. - "Exploration for uranium ore deposit" IARA, Viena, 1976, p. 471-486; Bespalov D.F., Mikhailenko B.V. Testing of pulsed neutron logging equipment for delayed fission neutrons // VANT. Ser. Radiation technology. - 1990. Issue. 1 (41). S. 47-50]. Fission fragments of the uranium-235 nucleus remove the excitation of the intermediate nucleus through β decay, and energy is released that exceeds the binding energy of the neutron in the nucleus and the probability of neutron emission appears. The fissile nucleus of uranium-235 emits instantaneous and "delayed" neutrons, with an average of 2.3 neutrons per fission event. The longest half-life for “delayed” neutrons is 55.6 seconds.

К недостаткам следует отнести низкую производительность метода связанную с незначительным количеством (0,6%) «запаздывающих» нейтронов по сравнению с общим количеством нейтронов испускаемых при делении.The disadvantages include the low productivity of the method associated with a small amount (0.6%) of “delayed” neutrons compared to the total number of neutrons emitted during fission.

Известен способ каротажа по мгновенным нейтронам деления урана основанный на отношении интегральных скоростей счета эпитепловых и тепловых нейтронов [опубликованная заявка КНР CN 103711479, МПК G01V 5/10, 09.04.2014],A known method of logging by instantaneous uranium fission neutrons based on the ratio of the integral count rates of epithermal and thermal neutrons [published application of the PRC CN 103711479, IPC G01V 5/10, 04/09/2014],

Система сдвоенных нейтронных временных спектрометров, записывающих временные спектры эпитепловых и тепловых нейтронов источником которых является импульсный нейтронный генератор и делящиеся ядра, для расчета содержания урана использует отношения:The system of dual neutron time spectrometers recording time spectra of epithermal and thermal neutrons, the source of which is a pulsed neutron generator and fissile nuclei, to calculate the uranium content uses the relations:

Figure 00000001
,
Figure 00000001
,

Figure 00000002
,
Figure 00000002
,

где qu - содержание урана; NE - интегральная скоростей счета эпитепловых нейтронов; NT - интегральная скоростей счета тепловых нейтронов; NE/T -отношение интегральных скоростей счета эпитепловых и тепловых нейтронов в выбранном временном окне; t - конечная граница временного окна для расчета интегральной скорости счета; t≤200 - начальная, не превышающая 200 микросекунд, граница временного окна для расчета интегральной скорости счета; τЕ - время жизни эпитепловых нейтронов; τт - время жизни тепловых нейтронов; К - коэффициент пересчета величины и η - фоновая чувствительность эпитеплового спектрометра известной величины.where q u is the uranium content; N E is the integral of epithermal neutron counting rates; N T is the integral of thermal neutron counting rates; N E / T is the ratio of the integral count rates of epithermal and thermal neutrons in the selected time window; t is the final boundary of the time window for calculating the integral count rate; t ≤200 is the initial, not exceeding 200 microseconds, time window border for calculating the integral count rate; τ E is the lifetime of epithermal neutrons; τ t is the lifetime of thermal neutrons; K is the conversion factor and η is the background sensitivity of a known epithermal spectrometer.

К недостаткам следует отнести: высокую погрешность расчета содержания урана, обусловленную ограниченной точностью определения времени жизни эпитепловых нейтронов вследствие недостаточной статистической представительности наблюдений эпитепловым детектором на удаленных от нейтронного импульса временных задержках; снижение чувствительности метода ввиду использования отношения скоростей счета эпитепловых и тепловых нейтронов для учета флуктуаций потока импульсного генератора нейтронов; отсутствие учета влияния конструкции и состояния скважины.The disadvantages include: a high error in calculating the uranium content due to the limited accuracy in determining the lifetime of epithermal neutrons due to insufficient statistical representativeness of observations by an epithermal detector at time delays remote from the neutron pulse; decrease in the sensitivity of the method due to the use of the ratio of the count rates of epithermal and thermal neutrons to account for fluctuations in the flux of a pulsed neutron generator; lack of consideration of the influence of the design and condition of the well.

Известен способ нейтронного каротажа для исследования ураново-рудных формаций пересеченных скважиной, включающий: получение во множестве точек записи каротажа скважины значений скорости счета мгновенных нейтронов деления и значений скорости счета тепловых нейтронов; определение спада скорости счета мгновенных нейтронов деления и тепловых нейтронов в каждой точке каротажа; получение во множестве точек записи каротажа вторичными методами физических характеристик скважины и урановой формации, в котором данные каротажа получены испусканием пачек 14 МэВ нейтронов, рассеивающих свою энергию до уровня тепловых, а детектируют эпитепловые мгновенные нейтроны деления, испускаемые ураном, взаимодействующим с тепловыми нейтронами и используют калибровочную зависимость выхода нейтронного генератора [патент США US 4350887, МПК G01V 5/10, 21.09.1982]. Данное решение принято в качестве прототипа.A known method of neutron logging for the study of uranium-ore formations crossed by a well, comprising: obtaining at a plurality of recording points of the well log the counting speed of instant fission neutrons and counting speed of thermal neutrons; determination of the decrease in the count rate of instant fission neutrons and thermal neutrons at each logging point; obtaining, at a variety of logging points, secondary methods of the physical characteristics of the well and the uranium formation, in which the logging data is obtained by emitting 14 MeV neutron scatters, scattering their energy to the thermal level, and detecting epithermal instantaneous fission neutrons emitted by uranium interacting with thermal neutrons and using a calibration the dependence of the output of the neutron generator [US patent US 4350887, IPC G01V 5/10, 09/21/1982]. This decision was made as a prototype.

Недостатком прототипа является высокая погрешность оценки содержания урана в пласте ураново-рудной формации.The disadvantage of the prototype is the high error in estimating the uranium content in the reservoir of the uranium ore formation.

Погрешность оценки обусловлена:The estimation error is due to:

- восстановлением временного распределения поля тепловых нейтронов, производимым по косвенным наблюдениям гамма-излучения радиационного захвата 28Si (порог 3,3 МэВ), чувствительным к гамма-излучению радиационного захвата 28Аl, 40K, 57Fe, 41Са;- restoration of the temporal distribution of the thermal neutron field, made by indirect observation of gamma radiation of radiation capture 28 Si (threshold 3.3 MeV), sensitive to gamma radiation radiation capture 28 Al, 40 K, 57 Fe, 41 Ca;

- использованием для учета флуктуаций потока нейтронного генератора отношения с участием величины времени жизни теплового нейтрона, параметра, восприимчивого к литологии разреза скважины;- using to account for fluctuations in the flux of the neutron generator, a relationship involving the value of the thermal neutron lifetime, a parameter susceptible to the lithology of the well section;

- использованием для отыскания калибровочной зависимости выхода нейтронного генератора насыпных моделей, не позволяющих полностью воспроизвести и поддерживать такие характеристики пласта ураново-рудной формации и рудовмещающей толщи, как влажность и поровая минерализация.- using to find the calibration dependence of the neutron generator output, bulk models that do not fully reproduce and maintain such characteristics of the uranium-ore formation and ore-bearing strata, such as humidity and pore mineralization.

Техническим результатом является повышение точности оценки содержания урана в пласте ураново-рудной формации.The technical result is to increase the accuracy of estimating the uranium content in the reservoir of the uranium-ore formation.

Технический результат достигается посредством уменьшения парциальной погрешности отдельных параметров, участвующих в расчете содержания урана:The technical result is achieved by reducing the partial error of the individual parameters involved in the calculation of the uranium content:

- погрешности оценки флуктуации потока нейтронов (генератора), погрешности оценки времени жизни теплового нейтрона в пласте,- errors in estimating fluctuations of the neutron flux (generator), errors in estimating the lifetime of a thermal neutron in a formation,

- погрешности определения влажности и поровой минерализации в пласте ураново-рудной формации.- errors in the determination of moisture and pore mineralization in the stratum of the uranium-ore formation.

Технический результат достигается тем, что в способе нейтронного каротажа для определения содержания урана в ураново-рудных формациях, пересеченных скважиной, включающем, получение во множестве точек записи значений скорости счета мгновенных нейтронов деления и значений скорости счета тепловых нейтронов, определение в процессе обработки спада скорости счета мгновенных нейтронов деления и тепловых нейтронов в каждой точке каротажа, получение во множестве точек записи каротажа вторичными методами физических характеристик скважины и пласта ураново-рудной формации, в котором данные каротажа получены испусканием пачек нейтронов с энергией 14 МэВ, рассеивающих свою энергию до уровня тепловых нейтронов, а детектируют эпитепловые мгновенные нейтроны деления, испускаемые ураном, делящимся тепловыми нейтронами, в качестве основы для расчета содержания урана принимают значение интегральной скорости счета детектора эпитепловых нейтронов, приведенное посредством данных монитора нейтронного потока к единому потоку нейтронов, в качестве эталона содержания урана используют параметрическую скважину, аттестованную в пласте ураново-рудной формации и рудовмещающей толще по содержанию урана, мощности, времени жизни теплового нейтрона в пласте, вышеназванный эталон хранит и воспроизводит совокупность физических характеристик скважины и пласта ураново-рудной формации, проводят цикл каротажных исследований, который включает в себя проведение двух аппаратурных проверок эталона до проведения каротажа поисковой скважины и после проведения каротажа поисковой скважины для получения среднего значения пересчетного коэффициента Kп, оцениваемого по отношению:The technical result is achieved by the fact that in the neutron logging method for determining the uranium content in uranium ore formations crossed by a well, which includes obtaining, at a plurality of recording points, instant fission neutron count rates and thermal neutron count rates, determining the count rate during processing instant fission neutrons and thermal neutrons at each logging point, obtaining in a variety of logging points by secondary methods of the physical characteristics of the well and formation of the uranium ore formation, in which the logging data is obtained by emitting 14-MeV neutron bursts scattering their energy to the level of thermal neutrons, and epithermal instant fission neutrons emitted by uranium fissile by thermal neutrons are detected, the value for calculating the uranium content is taken to be the integral count rate of an epithermal neutron detector, reduced by a neutron flux monitor to a single neutron flux, using the uranium content standard a parametric well certified in the reservoir of the uranium-ore formation and ore-bearing stratum in terms of uranium content, power, and thermal neutron lifetime in the reservoir, the above-mentioned standard stores and reproduces the set of physical characteristics of the well and the uranium-ore formation, conduct a logging cycle, which includes conducting two hardware checks of the standard before logging the exploratory well and after logging the exploratory well to obtain the average value th coefficient K p , estimated in relation to:

Figure 00000003
Figure 00000003

гдеWhere

Figure 00000004
- среднее содержание урана в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000004
- the average uranium content in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;

Figure 00000005
- осредненная в пласте ураново-рудной формации эталона интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне;
Figure 00000005
- the integrated count rate of the epithermal neutron detector averaged in the stratum of the uranium-ore formation of the standard in the selected time window;

Figure 00000006
- осредненная в интервале рудовмещающей толщи эталона интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне,
Figure 00000006
- the integrated count rate of the epithermal neutron detector averaged over the range of the ore-bearing thickness of the standard in the selected time window,

пересчетный коэффициент используют в расчете содержания

Figure 00000007
урана по разрезу, пересеченному поисковой скважиной в соотношении:conversion factor used in the calculation of the content
Figure 00000007
uranium along a section crossed by a prospecting well in the ratio:

Figure 00000008
Figure 00000008

гдеWhere

Пст - корректирующая поправка за толщину стали обсадной колонны;P article - corrective correction for the thickness of the steel casing;

Пкв - корректирующая поправка за кавернозность ствола скважины;P sq - corrective correction for the cavernous wellbore;

Figure 00000009
- время жизни теплового нейтрона в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000009
- the lifetime of the thermal neutron in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;

Figure 00000010
- время жизни теплового нейтрона в текущем кванте глубины поисковой скважины;
Figure 00000010
- the lifetime of a thermal neutron in the current quantum of the depth of the search well;

tw - время термализации нейтронов импульсного генератора;t w is the thermalization time of the neutrons of the pulsed generator;

dMэтл-Р - оценка потока нейтронов, полученная монитором нейтронного потока в пласте ураново-рудной формации эталона;dM etl - P - neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;

dMскв - оценка потока нейтронов, полученная монитором нейтронного потока в текущем кванте глубины поисковой скважины;dM SLE — neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor in the current quantum of the depth of the search well;

Figure 00000011
сглаженная автосверткой интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне в текущем кванте глубины поисковой скважины,
Figure 00000011
epithelial neutron detector counting rate smoothed by auto-convolution in the selected time window in the current quantum of the depth of the search well,

выбор начальной границы tw временного окна для вычисления интегральной скорости счета детектора эпитепловых нейтронов осуществляют отысканием абсциссы точки смены экспоненциальной зависимости, сглаживающей временное распределение эпитепловых нейтронов в пласте ураново-рудной формации эталона, выбор начальной границы временного окна для расчета времени жизни теплового нейтрона в пласте осуществляют отысканием абсциссы точки смены экспоненциальной зависимости, сглаживающей временное распределение тепловых нейтронов в рудовмещающей толще эталона, а конечную границу обоих временных окон определяют как максимум времени регистрации распределения нейтронов.the choice of the initial boundary t w of the time window for calculating the integral count rate of the epithermal neutron detector is carried out by finding the abscissas of the change point of the exponential dependence that smoothes the temporal distribution of epithermal neutrons in the uranium-ore formation of the standard, the initial border of the time window for calculating the thermal neutron lifetime in the formation is selected by finding the abscissas of the point of change of the exponential dependence, smoothing the temporal distribution of thermal neutrons in the ore is thicker than the standard, and the final boundary of both time windows is determined as the maximum time for recording the neutron distribution.

На фиг. 1 показано устройство, реализующее предлагаемый способ нейтронного каротажа для определения содержания урана в ураново-рудных формациях.In FIG. 1 shows a device that implements the proposed neutron logging method for determining the uranium content in uranium ore formations.

Приняты обозначения: 1 - импульсный генератор быстрых (14 МэВ) нейтронов; 2 - детектор эпитепловых нейтронов; 3 - детектор тепловых нейтронов; 4 - монитор нейтронного потока генератора; 5 - блок электроники; 6 - наземный пульт управления и согласования с бортовым компьютером каротажной станции; 7 - бортовой компьютер каротажной станции; 8 - пласт ураново-рудной формации; 9 - рудовмещающая толща.Designations are accepted: 1 - a pulsed generator of fast (14 MeV) neutrons; 2 - epithermal neutron detector; 3 - thermal neutron detector; 4 - monitor neutron flux of the generator; 5 - electronics unit; 6 - ground control panel and coordination with the on-board computer of the logging station; 7 - on-board computer logging station; 8 - layer of uranium-ore formation; 9 - ore-bearing stratum.

Бортовой компьютер 7 каротажной станции соединен с наземным пультом 6 управления и согласования. Наземный пульт 6 управления и согласования соединен с блоком 5 электроники. Скважинный прибор, представляющий собой совокупностью узлов: блока 5 электроники соединенного с монитором 4 нейтронного потока, с детектором 3 тепловых нейтронов, с детектором 2 эпитепловых нейтронов и импульсным генератором 1 нейтронов, перемещают по оси скважины, вскрывающей рудовмещающую толщу 9 и пласт 8 ураново-рудной формации.The on-board computer 7 of the logging station is connected to the ground control panel 6 control and coordination. The ground control and coordination unit 6 is connected to the electronics unit 5. A downhole tool, which is a combination of nodes: an electronics unit 5 connected to a monitor 4 neutron flux, with a detector 3 thermal neutrons, with a detector 2 epithermal neutrons and a pulsed generator 1 neutrons, is moved along the axis of the borehole, revealing ore-bearing stratum 9 and layer 8 of uranium-ore formations.

После испускания генератором 1 в исследуемую среду, представленную пластом 8 ураново-рудной формации и рудовмещающей толщей 9, пачки нейтронов с энергией 14 МэВ происходит их замедление и термализация. Урановые руды относятся к замедлителям со слабым поглощением нейтронов и через время соответствующее полной термализации в среде будут присутствовать только тепловые нейтроны. Эффективное сечение реакции деления обратно пропорционально скорости нейтронов и на тепловых нейтронах для урана-235 превышает 500 барн. При реакции деления выделяются два или три нейтрона на каждый акт деления. Нейтроны испускаются возбужденными осколками деления в течение малого времени и условно называются мгновенными. Мгновенные нейтроны деления регистрируются детектором 2 эпитепловых нейтронов, тепловые - детектором 3 тепловых нейтронов. Монитор 4 нейтронного потока регистрирует флуктуации потока нейтронов генератора 1. Блок 5 электроники на базе микроконтроллера осуществляет накопление и передачу данных наземному пульту 6 управления и согласования, осуществляющему первичное преобразование и передачу информации бортовому компьютеру 7 каротажной станции. Основным отличием устройства, реализующего предлагаемый способ, от ранее описанных устройств, является оснащение скважинного прибора монитором 4 нейтронного потока, который позволяет осуществлять учет флуктуаций нейтронного потока без использования отношения данных детектора 2 эпитепловых нейтронов и детектора 3 тепловых нейтронов, несущих неоднозначность оценке содержания урана. Основным отличием способа в целом является построение расчетов содержания урана на повторяющихся измерениях эталона, изготовленного в естественном залегании рудного тела, что позволяет адекватно воспроизводить условия измерений. Эталон сохраняет физические свойства горных пород, формирующие пространственно-временное распределение нейтронов, и позволяет избежать вычисления абсолютных оценок этих свойств, и ошибок, связанных с этими вычислением.After the generator 1 emits into the medium under study, represented by stratum 8 of the uranium-ore formation and ore-bearing thickness 9, neutron packs with an energy of 14 MeV, they are slowed down and thermalized. Uranium ores belong to moderators with weak neutron absorption, and after a time corresponding to complete thermalization, only thermal neutrons will be present in the medium. The effective cross section for the fission reaction is inversely proportional to the speed of neutrons and for thermal neutrons for uranium-235 exceeds 500 barn. In the fission reaction, two or three neutrons are released per fission event. Neutrons are emitted by excited fission fragments for a short time and are conditionally called instantaneous. Instantaneous fission neutrons are detected by a detector of 2 epithermal neutrons, thermal neutrons are detected by a detector of 3 thermal neutrons. The neutron flux monitor 4 detects fluctuations in the neutron flux of generator 1. The electronics unit 5, based on the microcontroller, accumulates and transfers data to the ground control and coordination panel 6, which performs the primary conversion and transmission of information to the on-board computer 7 of the logging station. The main difference between the device that implements the proposed method and the previously described devices is to equip the downhole tool with a neutron flux monitor 4, which allows one to take into account neutron flux fluctuations without using the data ratio of epithermal neutron detector 2 and thermal neutron detector 3, which carry an ambiguity in the estimation of uranium content. The main difference between the method as a whole is the construction of calculations of the uranium content on repeated measurements of the standard made in the natural occurrence of the ore body, which allows you to adequately reproduce the measurement conditions. The standard preserves the physical properties of rocks that form the spatio-temporal distribution of neutrons, and avoids the calculation of absolute estimates of these properties, and the errors associated with these calculations.

На фиг. 2 представлено временное распределение нейтронов, полученное детектором 2 эпитепловых нейтронов, в модели урановой формации. Ось абсцисс - ось времени, прошедшего с момент окончания нейтронного импульса в микросекундах. Ось ординат - ось скорости счета детектора 2 эпитепловых нейтронов в импульсах за секунду в логарифмическом масштабе. Спустя время tw по окончании импульса нейтронов генератора наблюдается изменение характера зависимости скорости счета от времени, вызванное окончанием процесса термализации. Величина tw зависит от конструкции скважинного прибора и является определяющей чувствительность технической реализации способа каротажа по мгновенным нейтронам деления.In FIG. Figure 2 shows the time distribution of neutrons obtained by the epithermal neutron detector 2 in the model of the uranium formation. The abscissa axis is the axis of time elapsed since the end of the neutron pulse in microseconds. The ordinate axis is the counting axis of the detector of 2 epithermal neutrons in pulses per second on a logarithmic scale. After time t w, at the end of the neutron pulse of the generator, a change in the nature of the dependence of the counting rate on time is observed, caused by the end of the thermalization process. The value of t w depends on the design of the downhole tool and is the determining sensitivity of the technical implementation of the logging method for instant fission neutrons.

На фиг. 3 представлено временное распределение нейтронов, полученное детектором 3 тепловых нейтронов, на рудовмещающей толще 9 скважины. Ось абсцисс - ось времени, прошедшего с момент окончания нейтронного импульса в микросекундах. Ось ординат - ось скорости счета детектора 3 тепловых нейтронов в импульсах за секунду в логарифмическом масштабе. Спустя время tb по окончании импульса нейтронов генератора наблюдается изменение характера зависимости скорости счета от времени, вызванное окончанием отклика скважинной составляющей на воздействие нейтронов генератора и началом отклика пластовой. Величина tb зависит от конструкции скважины и является определяющей при выборе базы расчета времени жизни теплового нейтрона в пласте.In FIG. Figure 3 shows the temporal distribution of neutrons obtained by the thermal neutron detector 3 at an ore-bearing thickness of 9 wells. The abscissa axis is the axis of time elapsed since the end of the neutron pulse in microseconds. The ordinate axis is the counting axis of the detector of 3 thermal neutrons in pulses per second on a logarithmic scale. After time t b, at the end of the neutron pulse of the generator, a change in the nature of the count rate versus time is observed, caused by the end of the response of the borehole component to the action of the generator neutrons and the onset of the formation response. The value of t b depends on the design of the well and is crucial when choosing a base for calculating the lifetime of a thermal neutron in the formation.

На фиг. 4 приведены результаты сравнительного анализа расчетов содержания урана, сделанного по данным кернового опробования, представленного гистограммой, и способа каротажа по мгновенным нейтронам деления, представленного графиком, на примере скважины, пересекающей урановую формацию гидрогенного типа. Ось абсцисс - ось условной глубины исследования в метрах. Ось ординат - ось содержания урана в процентах. Расхождение оценки метропроцента, величины вычисляемой как произведение среднего содержания урана в рудном интервале и мощности рудного интервала, на рудных интервалах с бортовым содержанием 0,03% не превышает 1,95%.In FIG. Figure 4 shows the results of a comparative analysis of the calculations of the uranium content, made according to the core sampling data, represented by a histogram, and the instant fission neutron logging method, represented by a graph, using an example of a well crossing a hydrogen-type uranium formation. The abscissa axis is the axis of the conditional depth of investigation in meters. The ordinate axis is the percentage axis of uranium content. The discrepancy in the estimate of the metro percentage, the value calculated as the product of the average uranium content in the ore interval and the thickness of the ore interval, at ore intervals with an on-board grade of 0.03% does not exceed 1.95%.

Способ работает следующим образом. Бортовой компьютер 7 посредству наземного пульта 6 передает команду блоку электроники 5, установить режим работы генератора нейтронов 1. Наблюденные данные детекторов и монитора 4 после преобразования передаются блоком электроники 5 в наземный пульт 6 управления и согласования и далее в бортовой компьютер 7 каротажной станции для формирования итогового файла исходных данных. Два интервала параметрической скважины, вскрывающей представительные для конкретного месторождения объекты, отвечающие требованию типичности состава, строения и физических свойств рудовмещающей толщи 9 и пласта 8 ураново-рудной формации, пройденной с высоким выходом керна, аттестуют по данным импульсного нейтрон - нейтронного каротажа и кернового опробования в качестве эталона пласта урановой формации и рудовмещающей толщи. Эталоны хранят и воспроизводят физические величины:The method works as follows. The on-board computer 7 transmits a command to the electronics unit 5 via the ground control unit 6, to set the operation mode of the neutron generator 1. After conversion, the observed data of the detectors and monitor 4 are transmitted by the electronics unit 5 to the ground control and coordination panel 6 and then to the on-board computer 7 of the logging station to form the final source data file. Two intervals of a parametric well revealing objects representative of a particular field that meet the requirement of typical composition, structure and physical properties of the ore-bearing stratum 9 and stratum 8 of the uranium ore formation, passed with a high core yield, are certified according to pulsed neutron - neutron logging and core testing in as a standard of the uranium formation layer and ore-bearing stratum. Standards store and reproduce physical quantities:

- среднее содержание урана в пласте ураново-рудной формации

Figure 00000012
- average uranium content in the stratum of the uranium ore formation
Figure 00000012

- среднее содержание урана в интервале рудовмещающей толщи

Figure 00000013
- average uranium content in the range of the ore-bearing stratum
Figure 00000013

- мощность пласта ураново-рудной формации;- reservoir thickness of the uranium-ore formation;

- мощность интервала рудовмещающей толщи;- power interval ore-bearing strata;

- среднее время жизни теплового нейтрона в пласте ураново-рудной формации.- the average lifetime of a thermal neutron in a stratum of a uranium-ore formation.

Эталон служит для получения оценки пересчетного коэффициента и контроля стабильности этой оценки. Цикл каротажных исследований включает в себя проведение двух аппаратурных наблюдений на эталоне: до проведения каротажа поисковой скважины и после проведения каротажа поисковой скважины для получения среднего значения пересчетного коэффициента Kп оцениваемого по отношению:The standard serves to obtain estimates of the conversion factor and control the stability of this assessment. The logging research cycle includes two hardware observations on the standard: before logging the exploratory well and after logging the exploratory well to obtain the average value of the conversion factor K p estimated from:

Figure 00000014
Figure 00000014

гдеWhere

Figure 00000015
- среднее содержание урана в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000015
- the average uranium content in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;

Figure 00000016
- осредненная в пласте ураново-рудной формации эталона интегральная скорость счета детектора 2 эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне, при этом величину интегральной скорости счета S1 вычисляют по формуле:
Figure 00000016
- the averaged count rate of the epithermal neutron detector 2 in the selected uranium-ore formation of the standard in the selected time window, while the magnitude of the counting integral velocity S 1 is calculated by the formula:

Figure 00000017
Figure 00000017

где

Figure 00000018
- скорость счета детектора 2 эпитепловых нейтронов в i-том временном интервале за квант накопления, Т - длительность кванта накопления, tw - начальная граница интегрирования скорости счета детектора 2 эпитепловых нейтронов и время термализации нейтронов, определяемое как результат обработки наблюдений в пласте ураново-рудной формации эталона (фиг. 2), М - конечная граница интегрирования скорости счета. Абсцисса точки изменения характера экспоненциальной зависимости указывает величину tw;Where
Figure 00000018
is the counting rate of the detector of 2 epithermal neutrons in the i-th time interval for the accumulation quantum, T is the duration of the accumulation quantum, t w is the initial boundary of integration of the counting speed of the detector 2 epithermal neutrons and the thermalization time of neutrons, determined as the result of processing the observations in the uranium-ore formation formation of the standard (Fig. 2), M is the final boundary of the integration of the count rate. The abscissa of the point of change in the nature of the exponential dependence indicates the value of t w ;

Figure 00000019
- осредненная в интервале рудовмещающей толщи 9 эталона интегральная скорость счета детектора 2 эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне. Пересчетный коэффициент используют в расчете содержания
Figure 00000020
урана по разрезу, пересеченному поисковой скважиной в соотношении:
Figure 00000019
- the integrated count rate of the epithermal neutron detector 2 averaged over the range of the ore-bearing stratum of the 9th standard in the selected time window. The conversion factor is used in the calculation of the content
Figure 00000020
uranium along a section crossed by a prospecting well in the ratio:

Figure 00000021
Figure 00000021

гдеWhere

Пст - корректирующая поправка за толщину стали обсадной колонны;P article - corrective correction for the thickness of the steel casing;

Пкв - корректирующие поправки за кавернозность ствола скважины;P sq - corrective corrections for cavernous wellbore;

Figure 00000022
- время жизни теплового нейтрона в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000022
- the lifetime of the thermal neutron in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;

Figure 00000023
- время жизни теплового нейтрона в текущем кванте глубины поисковой скважины, при этом величину времени жизни теплового нейтрона в пласте τ2 вычисляют по формуле:
Figure 00000023
- the lifetime of the thermal neutron in the current quantum of the depth of the search well, while the value of the thermal neutron lifetime in the formation τ 2 is calculated by the formula:

Figure 00000024
Figure 00000024

где

Figure 00000025
- скорость счета в i-том временном окне детектора 3 тепловых нейтронов за квант накопления; xi - вес i-того временного окна; tb - начальная граница интегрирования скорости счета детектора 3 тепловых нейтронов, время начала отклика пластовой составляющей во временном распределении детектора 3 тепловых нейтронов, определяемое как результат обработки наблюдений в пласте 8 ураново-рудной формации эталона: абсцисса точки изменения характера экспоненциальной зависимости (фиг. 3); М - конечная граница интегрирования скорости счета детектора 3 тепловых нейтронов, определяемая как максимум времени регистрации распределения нейтронов;Where
Figure 00000025
- count rate in the i-th time window of the detector 3 thermal neutrons per quantum of accumulation; x i is the weight of the i-th time window; tb is the initial boundary of integration of the count rate of the thermal neutron detector 3, the start time of the response of the reservoir component in the temporal distribution of the thermal neutron detector 3, determined as the result of processing the observations in reservoir 8 of the uranium ore formation of the standard: abscissa of the point of change in the nature of the exponential dependence (Fig. 3) ; M is the final boundary of integration of the count rate of the detector 3 of thermal neutrons, defined as the maximum time for recording the distribution of neutrons;

tw - время термализации нейтронов импульсного генератора;t w is the thermalization time of the neutrons of the pulsed generator;

dMэтл_Р - оценка потока нейтронов, полученная монитором 4 нейтронного потока в пласте ураново-рудной формации эталона;dM etl_R — neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor 4 in the bed of the uranium-ore formation of the standard;

dMскв - оценка потока нейтронов, полученная монитором 4 нейтронного потока в текущем кванте глубины поисковой скважины;dM SLE — neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor 4 in the current quantum of the depth of the search well;

Figure 00000026
сглаженная автосверткой интегральная скорость счета детектора 2 эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне в текущем кванте глубины поисковой скважины, при этом величину сглаженной скорости счета
Figure 00000027
в j-том кванте глубины вычисляют по формуле:
Figure 00000026
the counting rate of the epithermal neutron detector 2 smoothed by an auto-convolution in the selected time window in the current quantum of the depth of the search well, while the value of the smoothed counting speed
Figure 00000027
in the jth quantum, the depths are calculated by the formula:

Figure 00000028
Figure 00000028

где S1(n) - значение интегральной скорости счета детектора 2 в n-ном кванте глубины геофизического исследования скважины, S1(n+j) - значение интегральной скорости счета детектора 2 в (n+j) кванте глубины геофизического исследования скважины, m - выбранная ширина таблицы свертки.where S 1 (n) is the value of the integral count rate of detector 2 in the n-th quantum of the depth of geophysical exploration of the well, S 1 (n + j) is the value of the integral count rate of detector 2 in the (n + j) quantum of the depth of geophysical exploration of the well, m - The selected width of the convolution table.

Формула (3) позволяет рассчитать содержание урана в каждом кванте глубины поисковой скважины с учетом нейтронных свойств пласта ураново-рудной формации, не прибегая к вычислению абсолютных значений величин пористости, влажности, степени поровой минерализации, лишь по отношению к имеющемуся эталону, адекватно воспроизводящему относительную меру этих величин.Formula (3) allows you to calculate the uranium content in each quantum of the depth of the exploratory well, taking into account the neutron properties of the uranium-ore formation, without resorting to calculating the absolute values of porosity, moisture, and degree of pore mineralization, only with respect to the existing standard that adequately reproduces the relative measure of these quantities.

Таким образом, достигается указанный технический результат, а именно снижение погрешности оценки содержания урана в пласте ураново-рудной формации.Thus, the indicated technical result is achieved, namely, a decrease in the error in estimating the uranium content in the stratum of the uranium ore formation.

Claims (18)

Способ нейтронного каротажа для определения содержания урана в ураново-рудных формациях, пересеченных скважиной, включающий получение во множестве точек записи значений скорости счета мгновенных нейтронов деления и значений скорости счета тепловых нейтронов, определение в процессе обработки спада скорости счета мгновенных нейтронов деления и тепловых нейтронов в каждой точке каротажа, получение во множестве точек записи каротажа вторичными методами физических характеристик скважины и пласта ураново-рудной формации, в котором данные каротажа получены испусканием пачек нейтронов с энергией 14 МэВ, рассеивающих свою энергию до уровня тепловых нейтронов, а детектируют эпитепловые мгновенные нейтроны деления, испускаемые ураном, делящимся тепловыми нейтронами, отличающийся тем, что в качестве основы для расчета содержания урана принимают значение интегральной скорости счета детектора эпитепловых нейтронов, приведенное посредством данных монитора нейтронного потока к единому потоку нейтронов, в качестве эталона содержания урана используют параметрическую скважину, аттестованную в пласте ураново-рудной формации и рудовмещающей толще по содержанию урана, мощности, времени жизни теплового нейтрона в пласте, вышеназванный эталон хранит и воспроизводит совокупность физических характеристик скважины и пласта ураново-рудной формации, проводят цикл каротажных исследований, который включает в себя проведение двух аппаратурных проверок эталона до проведения каротажа поисковой скважины и после проведения каротажа поисковой скважины для получения среднего значения пересчетного коэффициента Kп, оцениваемого по отношению:A neutron logging method for determining the uranium content in uranium ore formations crossed by a borehole, including obtaining, at a plurality of recording points, counting speed of instant fission neutrons and counting speed of thermal neutrons, determining during the processing of the decline in count rate of instant fission neutrons and thermal neutrons in each a logging point, obtaining, at a plurality of logging points, secondary methods of the physical characteristics of the well and the uranium-ore formation layer, in which The logs were obtained by emitting 14-MeV neutron bursts scattering their energy to the level of thermal neutrons, and epithermal instant fission neutrons emitted by uranium fission by thermal neutrons are detected, characterized in that the integral count rate of the detector is taken as the basis for calculating the uranium content epithermal neutrons, reduced by a neutron flux monitor data to a single neutron flux, parametric wells are used as a standard for uranium content certified in the formation of the uranium-ore formation and ore-bearing stratum in terms of uranium content, power, and thermal neutron lifetime in the formation, the above-mentioned standard stores and reproduces the set of physical characteristics of the well and the uranium-ore formation, conduct a logging cycle, which includes holding two instrumental checks before the search reference well log after retrieval of the well logging tool for obtaining an average value conversion factor K n, the estimate Vai against:
Figure 00000029
Figure 00000029
 гдеWhere
Figure 00000030
- среднее содержание урана в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000030
 - the average uranium content in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;
Figure 00000031
 - осредненная в пласте ураново-рудной формации эталона интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне;
Figure 00000031
 - the integrated count rate of the epithermal neutron detector averaged in the stratum of the uranium-ore formation of the standard in the selected time window;
Figure 00000032
- осредненная в интервале рудовмещающей толщи эталона интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне,
Figure 00000032
 - the integrated count rate of the epithermal neutron detector averaged over the range of the ore-bearing thickness of the standard in the selected time window, пересчетный коэффициент используют в расчете содержания
Figure 00000033
урана по разрезу, пересеченному поисковой скважиной, в соотношении:conversion factor used in the calculation of the content
Figure 00000033
uranium along a section crossed by a prospecting well in the ratio:
Figure 00000034
Figure 00000034
 гдеWhere Пст - корректирующая поправка за толщину стали обсадной колонны;P article - corrective correction for the thickness of the steel casing; Пкв - корректирующая поправка за кавернозность ствола скважины;P sq - corrective correction for the cavernous wellbore;
Figure 00000035
- время жизни теплового нейтрона в пласте ураново-рудной формации эталона;
Figure 00000035
- the lifetime of the thermal neutron in the stratum of the uranium-ore formation of the standard;
Figure 00000036
- время жизни теплового нейтрона в текущем кванте глубины поисковой скважины;
Figure 00000036
- the lifetime of a thermal neutron in the current quantum of the depth of the search well; tw - время термализации нейтронов импульсного генератора;t w is the thermalization time of the neutrons of the pulsed generator; dMэтл_Р- оценка потока нейтронов, полученная монитором нейтронного потока в пласте ураново-рудной формации эталона;dM etl_R — neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor in the stratum of the uranium-ore formation of the standard; dMскв - оценка потока нейтронов, полученная монитором нейтронного потока в текущем кванте глубины поисковой скважины;dM SLE — neutron flux estimate obtained by the neutron flux monitor in the current quantum of the depth of the search well;
Figure 00000037
сглаженная автосверткой интегральная скорость счета детектора эпитепловых нейтронов в выбранном временном окне в текущем кванте глубины поисковой скважины,
Figure 00000037
epithelial neutron detector counting rate smoothed by auto-convolution in the selected time window in the current quantum of the depth of the search well, выбор начальной границы tw временного окна для вычисления интегральной скорости счета детектора эпитепловых нейтронов осуществляют отысканием абсциссы точки смены экспоненциальной зависимости, сглаживающей временное распределение эпитепловых нейтронов в пласте ураново-рудной формации эталона, выбор начальной границы временного окна для расчета времени жизни теплового нейтрона в пласте осуществляют отысканием абсциссы точки смены экспоненциальной зависимости, сглаживающей временное распределение тепловых нейтронов в рудовмещающей толще эталона, а конечную границу обоих временных окон определяют как максимум времени регистрации распределения нейтронов.the choice of the initial boundary t w of the time window for calculating the integral count rate of the epithermal neutron detector is carried out by finding the abscissas of the change point of the exponential dependence that smoothes the temporal distribution of epithermal neutrons in the uranium-ore formation of the standard, the initial border of the time window for calculating the thermal neutron lifetime in the formation is selected by finding the abscissas of the point of change of the exponential dependence, smoothing the temporal distribution of thermal neutrons in the ore is thicker than the standard, and the final boundary of both time windows is determined as the maximum time for recording the neutron distribution.
RU2016122074A 2016-06-03 2016-06-03 Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well RU2624985C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016122074A RU2624985C1 (en) 2016-06-03 2016-06-03 Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016122074A RU2624985C1 (en) 2016-06-03 2016-06-03 Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2624985C1 true RU2624985C1 (en) 2017-07-11

Family

ID=59495210

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016122074A RU2624985C1 (en) 2016-06-03 2016-06-03 Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2624985C1 (en)

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4350887A (en) * 1980-11-05 1982-09-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of assaying uranium with prompt fission and thermal neutron borehole logging adjusted by borehole physical characteristics
RU71004U1 (en) * 2007-08-30 2008-02-20 Александр Григорьевич Талалай URANIUM ORE LOGGING DEVICE
RU2007132690A (en) * 2007-08-30 2009-03-10 Александр Григорьевич Талалай (RU) URANIUM ORE LAYOUT METHOD
CN103306663A (en) * 2012-03-06 2013-09-18 中国原子能科学研究院 Uranium ore logging method
CN104074501A (en) * 2013-03-29 2014-10-01 核工业航测遥感中心 Fission neutron well logging correction method
RU152266U1 (en) * 2014-12-25 2015-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") NEUTRON Borehole Generator Assembly for Uranium Ore Logging

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4350887A (en) * 1980-11-05 1982-09-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of assaying uranium with prompt fission and thermal neutron borehole logging adjusted by borehole physical characteristics
RU71004U1 (en) * 2007-08-30 2008-02-20 Александр Григорьевич Талалай URANIUM ORE LOGGING DEVICE
RU2007132690A (en) * 2007-08-30 2009-03-10 Александр Григорьевич Талалай (RU) URANIUM ORE LAYOUT METHOD
CN103306663A (en) * 2012-03-06 2013-09-18 中国原子能科学研究院 Uranium ore logging method
CN104074501A (en) * 2013-03-29 2014-10-01 核工业航测遥感中心 Fission neutron well logging correction method
RU152266U1 (en) * 2014-12-25 2015-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт автоматики им. Н.Л. Духова" (ФГУП "ВНИИА") NEUTRON Borehole Generator Assembly for Uranium Ore Logging

Similar Documents

Publication Publication Date Title
AU733374C (en) Formation density measurement utilizing pulsed neutrons
US8996315B2 (en) Method and system of determining a value indicative of gas saturation of a formation
US9268056B2 (en) Neutron porosity based on one or more gamma ray detectors and a pulsed neutron source
US8847149B2 (en) Determining formation characteristics
CN108643890B (en) Method for determining formation porosity
US9869791B2 (en) Measurement of downhole radiation
US11243328B2 (en) Determination of elemental concentrations from the capture and inelastic energy spectra
US20120056083A1 (en) Elemental Concentration Determination Using Neutron-Induced Activation Gamma Radiation
US4169979A (en) Method and apparatus for measuring azimuth and speed of horizontal fluid flow by a borehole
US9864092B2 (en) Tracers for formation analysis
WO2023044038A1 (en) A neural network for obtaining true borehole sigma and true formation sigma
US5053620A (en) Logging apparatus and method for determining concentrations of subsurface formation elements
US5094808A (en) Oxygen activation downhole tool
WO2011094691A2 (en) Lithology pair ratio: a ratio-based lithology indicator using pair production
US4137452A (en) Method of measuring horizontal fluid flow in cased off subsurface formations with manganese compensation
US11204439B2 (en) Porosity determination using optimization of inelastic and capture count rates in downhole logging
EP3066298B1 (en) Improved measurement of downhole gamma radiation by reduction of compton scattering
RU2624985C1 (en) Method of neutron logging for determination of uranium content in uranium-ore formations crossed by well
US11733421B2 (en) Method for obtaining near-wellbore true borehole sigma and true formation sigma by using a nuclear logging tool during oil and gas exploration
US20240345282A1 (en) Determination of Formation Water Salinity Using Time Resolved Chlorine Capture Gamma Spectroscopy
Schweitzer et al. Review of nuclear techniques in subsurface geology
Mikesell et al. Borehole field calibration and measurement of low-concentration manganese by decay gamma rays
Il’inskii et al. Instrumentation and methodological oxygen-activation logging system for oil and gas wells