SU743410A1 - Способ измерени количества продукта по его собственному излучению - Google Patents
Способ измерени количества продукта по его собственному излучению Download PDFInfo
- Publication number
- SU743410A1 SU743410A1 SU782694655A SU2694655A SU743410A1 SU 743410 A1 SU743410 A1 SU 743410A1 SU 782694655 A SU782694655 A SU 782694655A SU 2694655 A SU2694655 A SU 2694655A SU 743410 A1 SU743410 A1 SU 743410A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- spectrum
- radiation
- sample
- samples
- controlled
- Prior art date
Links
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Abstract
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ КОЛИЧЕСТВА ПРОДУКТА ПО ЕГО СОБСТВЕННОМУ ИЗЛУЧЕНИЮ , заключающийс в измерении скорости счета собственного излучени контролируемого образца и сравнени ее со скоростью счета образца, прин того за эталон, о тлича ющи с тем, что, с целью уменьшени погрешности измерени ,- возникающей в результате самопоглощени радиоактивного излучени контролируемого об разца, провод т измерени скоростей счета в двух вьщеленных участках спектра собственного излучени в диа пазоне возможных изменений толщины контролируемых образцов, определ ют эффективные массовые коэффициенты поглощени материала образцов в каждом из двух вьщеленных участков спек ра, измер ют скорости счета собствен ного излучени контролируемого образца в тех же участках спектра и оп ют количество радиоактивного кта в нем по формуле: . j - количество контролируемого радиоактивного продукта, г; j. - средн скорость счета в первом выделенном участке спектра , имп/cj средн скорость счета во втором выделенном участке спектра, имп/с-, .j- эффективный массовый коэффициент поглощени материала контролируемых образцов , (проб) в первом выделенном участке спектра, эффективньй массовьй коэффициент поглощени во втором вьщеленном участке спектра , , коэффициент пропорциональности , завис 1ф1Й от геометрии измерени , изотопного состава, эффективности де тектора и т.д. и определ емый первичной градуировкой прибора при известных значени х Сд , rtj и п,7 дл образца, прин того за эталон .
Description
1 , Изобретение от оситс к области измерени количества рад1 оактивных продуктов, а также к измерению количества радиоактивных продуктов по их собственному излучению в различных област х науки и техники, в которых используютс радиоактивные изотопы. Известен способ измерени количества радиоактивного продукта по его собственному излучению. Он заключаетс в измерении скорости сч та собственного излучени контролируемого образца и определении количества контролируемого продукта по градуировочному графику, построенному по образцам (пробам), прин тым за эталонные 1 . Наиболее близким по технической сущности вл етс способ по которому определ ют количество урана-235 измерением скорости счета импульсов собственного гамма-излучени контролируемого образца по линии 185 кэ и сравнивают ее со скоростью счета образца, прин того за эталон 2. При этом имеетс в виду пр ма пропорциональна зависимость между гам ма-излучением 185 кэВ и количеством урана-235 в пробе. Однако существующий способ измерени количества радиоактивного про дукта не позвол ет учитывать самопоглощение собственного радиоактивного излучени контролируемого прод та при отклонени х толщины и плотности образца пробы от имек цихс в эта лонном образце(пробе). Это вносит в боль шинстве случаев существенную дополнит льную погрешность измерени . Целью изобретени вл етс умень шение погрешности измерени количества радиоактивного продукта (например урана-,235) в образце (пробе) возникающей в результате самопоглощени радиоактивного излучени конт ролируемого образца. Цель достигаетс тем, что провод измерение скоростей счета в двух вы деленных участках спектра собственн го излучени в диапазоне возможных изменений толщины.контролируемых образцов (проб), определ ют эффекти ные массовые коэффициенты поглощени материала образцов (проб) в каж дом из вьщеленных участков спектра, измер ют скорости счета собственного излучени контролируемого образца (пробьО в тех же участках спектра 2 едел ют количество радиоактивпродукта в нем по формуле: Cj - количество контролируемого радиоактивного продукта, гTj - средн скорость счета в первом вьщеленном участке спектра, имп/с; tiij- - то же, но во втором вьщеленном участке спектра, ими/с; - эффективный массовый коэффицир .нт поглощени материала контролируемых образцов (проб) в первом вьщеленном участке спектра, см /г-, М-,7 то же, но во втором выделенном участке спектра, К - коэффиилент пропорциональности , завис щий от геометрии измерени , эффективности . детектора и т.д и определ емый первичной градуировкой прибора при известных значени х С5 , п ,-; дл образца прин того за эталонный. риведем вывод формулы (1) прительно к определению количества а-235, наход щемус в образце естно с ураном-238. этом случае при измерени х скоей счета собственного излучени зцов (проб) и двух вьщеленных тках спектра справедливы следуювыражени : l() (2) ) (25 Сс- выход излучени на 1 г ура- на-235 в первом вьщеленном участке спектра С« - выход излучени на 1 г урана-238 в первом вьщеленном участке спектра; j - выход излучени на 1 г урана-235 во втором выделенном участке спектраi ft - выход излучени на 1 г урана-238 во втором вьщеленном участке спектра Cj- количество урана-235, г; Cj- количество урана-238, г; 3 j - плотность материала образцов , г/см; D - толщина (диаметр) образца, см; Kj - коэффициент пропорционально ти, завис щий от геометрии измерени , эффективности де тектора, и т.д. при измерени х в первом вьщеленном уч стке спектра,; К|- - то же, но при измерени х во втором выделенном участке спектра. Система уравнений (2) и (3) реша етс относительно Cj при одновременном исключении Ч и D , В результате получим формулу (1) где й(/,-У/Ьa)7I7k ГкЛо. 1 5 о 8и .где фиксированное значени изотопного состава ур С целью упрощени алгоритма обработки замеренных скоростей счета искомое количество радиоактивного продукта в контролируемом образце (пробе) может быть также определено по формуле С , котора вл етс линейным приближе нием точной формулы (1). Формула (5) получаетс непосред ственно из выражени (О, разложением его в р д Тейлора и использованием только линейных членов этого р да. Эта формула дает менее точньм результат чем формула (1), однакоалгоритм обработки измерительной информации проще и точность, обеспечиваема формулой (5), в р де сл чаев оказываетс вполне достаточно П р и м е р. Провод т определение количества радиоактивного изот па урана-235 в пробах, содержащих навеску шариков (несколько тыс ч штук) различных диаметров. Шарики состр т из смеси урана-238 и урана 235. Трудности измерени заключаютс в том, что из-за наличи разницы в 0 . 4 диаметрах шариков самспоглощение ра .циоактивного излучени в разных навесках будет разным и, следовательно , регистрируемые скорости счета от навесок не будут пропорциональны количеству урана-235 в них. Дл проведени измерений берут три пробы шариков с диаметрами 423, 476 и 603 мкм соответственно. При этом кажда проба содержит 0,21 г изотопа урана-235. В качестве измерительной аппаратуры используют сцинтилл ционный блок детектировани типа лимон с размерами кристалла 150x100 мм и анализатор. При проведении измерений контролируема проба в виде моносло накладываетс на торцевую часть блока детектировани . Дл получени сравнительных данных измерени провод т известным и предлагаемым способами. При измерени х известным способом используют участок спектра 175-195 кэВ. Дл уменьшени погрешности измерени за эталонную прин та навеска шариков диаметром 476 мкм, так как этот диаметр вл етс примерно средним значением диаметров 423-603 мкм. При подобных- измерени х имеетс в виду пр ма зависимость регистрируемой скорости счета от количества контролируемого продукта. Результаты измерений приведены B табл. 1. При измерени х предлагаемым способом используют два вьщеленных участка спектра 84-114 и 175195 кэВ. При этом плотность материала шариков у 10 г/см, .величины pD дл шариков диаметром 423, 476 и 603 мкм равны соответственно 0,448; 0,486 и 0,639 г/см, а ЛоВ , т.е. разности значений pD дл перечисленных вьше диаметров шариков, равны соответственно 0 0,038 и 0,191 г/см2. Результаты измерений приведены в табл. 2. В расчетах использованы значени p.JИ )и.которые определ ютс по выражени м: Коэффициент К определ етс при .известных значени х Су 0,21 г. 1596 имп/с и njj 1717 имп/с и равен К 1, . Как видно из сопоставлени данных приведенных в табл. 1 и 2, погрешность измерени количества радиоактив ного продукта в пробах при использовании предлагаемого способа по сравнению с известным уменьшилась более чем в 6 раз. 06 Использование продукта позволит проводить измерени с существенно меньшими погрешност ми по сравнению с существующими способами. Точность измерений количества радиоактивного продукта существующими способами в р де случаев оказьшаетс недостаточной, в то врем как использование предлагаемого способа обеспечивает требуемую точность и даст большой экономический эффект. Таблица 1
Таблица 2
Claims (1)
- СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ КОЛИЧЕСТВА ПРОДУКТА ПО ЕГО СОБСТВЕННОМУ ИЗЛУЧЕНИЮ, заключающийся в измерении скорости счета собственного излучения контролируемого образца и сравнения ее со скоростью счета образца, принятого за эталон, отличающийс я тем, что, с целью уменьшения погрешности измерения,- возникающей в результате самопоглощения радиоактивного излучения контролируемого образца, проводят измерения скоростей счета в двух выделенных участках спектра собственного излучения в диапазоне возможных изменений толщины контролируемых образцов, определяют эффективные массовые коэффициенты поглощения материала образцов в каждом из двух выделенных участков спектра, измеряют скорости счета собственного излучения контролируемого об-' , разца в тех же участках спектра и оп ределяют количество радиоактивного продукта в нем по формуле:5 Г-j μ— 'll г I ηΊ где C5 - количество контролируемого радиоактивного продукта, г;- средняя скорость счета в первом выделенном участке спектра, имп/с;ηή- средняя скорость счета во втором выделенном участке спектра, имп/с·, р- j- эффективный массовый коэффициент поглощения материала контролируемых образцов > (проб) в первом выделенном участке спектра, см2/г;Р- эффективный массовый коэффициент поглощения во втором выделенном участке спектра, см2/г;К - коэффициент пропорциональности, завися1ф1й от геометрии измерения, изотопного состава, эффективности де-* тектора и т.д. и определяемый первичной градуировкой прибора при известных значениях С 5 , η j и п - для образца, принятого* за эталон.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU782694655A SU743410A1 (ru) | 1978-12-11 | 1978-12-11 | Способ измерени количества продукта по его собственному излучению |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU782694655A SU743410A1 (ru) | 1978-12-11 | 1978-12-11 | Способ измерени количества продукта по его собственному излучению |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU743410A1 true SU743410A1 (ru) | 1984-11-30 |
Family
ID=20797759
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU782694655A SU743410A1 (ru) | 1978-12-11 | 1978-12-11 | Способ измерени количества продукта по его собственному излучению |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU743410A1 (ru) |
-
1978
- 1978-12-11 SU SU782694655A patent/SU743410A1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Сборник Neclear Maferial Management. Vienna 196,6, с. 677-688. f2.0ttmar H,Ma-tusek P In-process cont rol of V 235 envichment LWR fuel fabrucation plant Nucl 1976, p. 191-204 (прототип). * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Poenitz et al. | Total neutron cross sections of heavy nuclei | |
US3976878A (en) | Natural gamma ray spectrum analysis technique | |
US4229654A (en) | Determining fissile content of nuclear fuel elements | |
US4075480A (en) | Quench determination in liquid scintillation counting systems | |
Abousahl et al. | Applicability and limits of the MGAU code for the determination of the enrichment of uranium samples | |
SU743410A1 (ru) | Способ измерени количества продукта по его собственному излучению | |
US4101769A (en) | Method for direct measurement of beta-ray absorbed dose rate and an instrument therefor | |
Heath et al. | Instrumental requirements for high-resolution gamma-ray spectrometry using lithium-drifted germanium detectors | |
US4180735A (en) | Method and device for measuring the particle size in a slurry or a flow of material | |
Thomas et al. | Improved resolution in high-sensitivity dual-label gas radiochromatography | |
Adams et al. | Computer-assisted qualitative analysis of gamma-ray spectra | |
GB1561405A (en) | Method of measuring the disintegration rate of a beta-emitting radionuclide in liquid sample | |
JPS6171341A (ja) | 成分分析方法 | |
US3154684A (en) | X-ray analysis system with means to detect only the coherently scattered X-rays | |
JPS5977346A (ja) | 物質元素組成分析装置 | |
Sprinkle Jr et al. | Low-resolution gamma-ray measurements of uranium enrichment | |
RU2457557C1 (ru) | Способ определения обогащения топливных таблеток, содержащих смесь изотопов урана, ураном 235 | |
SU766298A1 (ru) | Способ измерени периода полураспада нейтрона | |
Adams et al. | The simultaneous determination of Cr51 and I131 activities in doubly labeled blood | |
SU693487A1 (ru) | Счетчик гейгера-мюллера с экраном | |
Van Lieshout et al. | Scintillation spectra analysis | |
SU1741092A1 (ru) | Способ определени объемной активности аэрозолей альфа-излучающих радионуклидов | |
RU2189612C1 (ru) | Способ контроля обогащения газообразного гексафторида урана ураном-235 | |
SU857819A1 (ru) | Способ рентгенорадиометрического анализа | |
Meservey | Neutron-capture cross sections by capture-gamma counting |