WO2011036282A1 - Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission - Google Patents

Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission Download PDF

Info

Publication number
WO2011036282A1
WO2011036282A1 PCT/EP2010/064220 EP2010064220W WO2011036282A1 WO 2011036282 A1 WO2011036282 A1 WO 2011036282A1 EP 2010064220 W EP2010064220 W EP 2010064220W WO 2011036282 A1 WO2011036282 A1 WO 2011036282A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
fissile material
isotope
energy
fission chamber
impurity
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Ceased
Application number
PCT/EP2010/064220
Other languages
English (en)
Inventor
Claire Vaglio-Gaudard
Jean-Michel Girard
Pierre Leconte
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Original Assignee
Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
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 Commissariat a lEnergie Atomique CEA, Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA filed Critical Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Priority to RU2012117798/28A priority Critical patent/RU2527137C2/ru
Priority to US13/395,818 priority patent/US20120189088A1/en
Priority to JP2012530284A priority patent/JP2013506122A/ja
Priority to EP10759628.0A priority patent/EP2483711B1/fr
Publication of WO2011036282A1 publication Critical patent/WO2011036282A1/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Ceased legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T3/00—Measuring neutron radiation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/08—Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a method for determining the isotopic ratio of fissile material.
  • fission chamber makes it possible to go back to the power of a nuclear reactor or to obtain fission rates characteristic of a neutron flux at certain locations of the core over a given energy range (case of a miniature fission chamber used in an experimental reactor to measure a reflection flux attenuation, for example).
  • a fission chamber consists of a sealed enclosure filled with an inert gas with high ionization power. Fissile material is deposited within the fission chamber on an anode member, the cathode sealed enclosure.
  • the neutrons whose flux is to be measured come into contact with the fissile material, the fission takes place and two fission fragments are emitted which start at 180 ° from each other. One of the two fragments is stopped in the anode and the other ionizes the gas, before being stopped by the cathode.
  • the ionization of the gas leads to the creation of electrons in the fission chamber. Electrons created by ionization are then collected by the cathode and transmitted to an electronic processing chain via a coaxial cable. The number created electrons is directly proportional to the neutron flux that is causing the fission.
  • a first method consists of dissolving the material concerned or a sample of this material and performing a chemical analysis of the dissolved material. By this method, it is possible to reach the knowledge of the isotopy of the material with a precision less than the percent.
  • a major disadvantage of this method is its destructive nature of the material. In addition to its destructive nature, another disadvantage of this method lies in the generation of effluents that must - in fine - treat.
  • Neutron interrogation has the advantage of not being destructive.
  • a disadvantage of neutron interrogation is that it can not be performed on a small quantity of material (a few hundred micrograms in the case of a miniature fission chamber).
  • the invention does not have the disadvantages mentioned above.
  • the invention proposes in fact to measure the isotopic ratio by implementing a method that does not destroy the fission chamber and whose uncertainty is of the order of a few percent (typically less than 10%).
  • the invention relates to a method for determining the isotopic ratio of fissile material contained in a fission chamber, the fissile material having a main isotope X and at least one isotope of impurity Y, the X and Y isotopes having a radioactive decay according to two equations:
  • spectrometric bench placed in a given measurement configuration it is to be understood that the different elements which make up the spectrometry bench are placed, relative to each other, according to a geometry which is not modified from one measurement to another. 'other.
  • the net surface measurements are performed either before the fissile material is introduced into the fission chamber, or after introduction of the fissile material into the fission chamber.
  • the measurements are made either on a sample of the fissile material block or on the block of fissile material as a whole.
  • measurements are made on the fission chamber as a whole.
  • the method of the invention advantageously allows an easy and efficient determination of the isotopic ratio of fissile material based on measurements of gamma radiation and library data.
  • the measurement of the net areas is carried out for a sufficiently long duration which makes it possible to obtain a low counting uncertainty (the measurement duration of the net areas is in fact between one hour and a few weeks, for example between one hour and ten weeks).
  • FIG. 1 represents a circuit diagram of a device used for the implementation of the method of the invention
  • FIG. 2 represents a schematic diagram of the method of the invention
  • FIG. 3 represents a detailed view of a first step of the method of the invention
  • FIG. 4 represents a detailed view of a second step of the method of the invention.
  • FIG. 5 shows a detail view of a third step of the method of the invention.
  • the fissile material is Uranium U and the impurities consist of Uranium U.
  • the invention however relates to any other fissile material as well as any impurity associated with this other. fissile material.
  • the fissile material may be, for example 240 Pu, 242 Pu, 243 Am, 232 Th and the associated impurity may be, for example, 239 Pu, 241 Am, 233 Th.
  • the isotopic ratio R is given by equation (1) below:
  • a u238 and A u235 are, respectively, the activity of Uranium U and the activity of Uranium 235 U and ⁇ U238 and ⁇ ⁇ 2 are, respectively, the radioactive decay constant of Uranium U and the radioactive decay constant of Uranium U.
  • the decay pattern of Uranium U and Uranium U is:
  • the two gamma lines traditionally measured to quantify the activities of Uranium 235 U and Protactinium 234m Pa are the lines at 185.7 kV (57.0% intensity) and 100 kV (intensity of 0.839%). It is these two lines which are measured in the context of the preferred embodiment of the invention.
  • S (Eo) is the net area of the gamma peak at energy Eo, in the given measurement configuration
  • Ccoinc (Eo) is the correction of true coincidences (simultaneous detection of radiation emitted during the same radioactive decay), in the given measurement configuration;
  • ⁇ ( ⁇ ) is the probability of emission or intensity of the energy gamma ray Eo for the isotope son of the isotope considered;
  • E 0 the reference total energy absorption efficiency Eo, which is obtained by calibrating the gamma detector using a point standard source, in the given measurement configuration;
  • At act is the active measurement time, ie the corrected measurement time of the electronic dead time.
  • ⁇ 235 is a known data in international databases (2) / (2 22102 10 16 ) 1 );
  • T (100 kV) is a quantity calculated by modeling
  • Equation (5) above relates to the case where the fissile material is Uranium U (main isotope) and the impurity Uranium U (isotope of associated impurity), the gamma lines used to quantify the activities of the main isotope and the impurity isotope are respectively the lines at 100 ⁇ V and 185.7 ⁇ V.
  • the gamma lines used to quantify the activities of the main isotope and the isotope of impurity being , respectively, a line of energy E 1 and a line of energy E 2 , the isotopic ratio R is written:
  • ⁇ ⁇ is the radioactive decay constant of the main isotope of the fissile material intended to equip the fission chamber
  • ⁇ ⁇ is the radioactive decay constant of the impurity isotope associated with the main isotope
  • S (E 1 ) is the net area of a first gamma peak of the fissile material at energy E 1
  • S (E 2 ) the net area of a second gamma peak of the fissile material at energy E 2 ,
  • R 0 P (E 1 ) is the reference total absorption efficiency at energy E 1 and R 0 P (E 2 ) the reference total absorption efficiency at energy E 2 ,
  • T (E 1 ) is the integral efficiency of the fissile material at energy E 1 and T (E 2 ) the integral efficiency of the sample of the fissile material at energy E 2 ,
  • - ⁇ ⁇ ( ⁇ 1 ) and ⁇ ⁇ ( ⁇ 2 ) are, respectively, the probability of gamma ray emission from the "son" of the main isotope to energy E 1 and the probability of gamma ray emission from the "son” of the impurity isotope to energy E 2 ,
  • - F Y is the decay branching factor of an isotope used to measure the activity of the isotope of impurity.
  • FIG. 1 represents a device block diagram used for the implementation of the method of the invention.
  • the device comprises a gamma spectrometry bench Sp and a calculator K.
  • the gamma spectrometry bench Sp delivers measurement signals Sm which are transmitted to the computer K.
  • the spectrometry bench Sp consists of an enclosure E in which a detector D is placed.
  • the detector D preferably a large germanium diode, is purity, is a gamma ray detector that has good efficiency over a wide range of energy, for example energies ranging from 50keV to 2MeV.
  • the detector D also has an ability to limit the Compton effect.
  • Fissile material is placed in the enclosure E.
  • the fissile material 1 represents this fissile material: it is either a sample of the block of fissile material intended to equip the fission chamber, or of the block of fissile material itself, either of the entire fission chamber equipped with the fissile material block.
  • the interaction of the gamma rays from the fissile material B with the detector D leads to an ionization of the atoms of the detector medium.
  • the charges thus created are collected by a high-voltage DC power supply, for example a power supply of a few thousand volts (not shown in FIG. 1).
  • the enclosure E is preferably a circular enclosure made of materials allowing a very low level of background noise, for example a low lead stack. activity, ultra low activity lead, tin and copper.
  • the cooling of the detector is ensured by a cryo-cycle system which allows hybrid electric / liquid nitrogen cooling. This system allows acquisition times of several weeks without disturbance related to the supply of liquid nitrogen.
  • Measurement signals Sm constructed from the gamma radiation are transmitted to the computer K for processing.
  • the computer K implements processing methods capable of delivering the desired magnitudes.
  • the method of the invention comprises (see FIG. 2) a step 1 for determining the net areas S (185.7 keV) and S (100 kV) of the fissile material, a step 2 for determining the total reference absorption efficiencies. at the energies of 185.7 kV and 100 kV, R 0 P (185.7keV) and R 0 P (100 kV), a step 3 of determining the integral efficiency transfers at the energies of 185.7 kV and 100 kV, T (185, 7keV) and T (100 kV), and a step 4 of calculating the isotopic ratio R from the results of steps 1, 2 and 3 and known data D from data libraries.
  • the data D are the data ⁇ ⁇ 2 38, ⁇ ⁇ 2 35, ⁇ ⁇ (185, 7keV), I Y (1001keV) and F 0 defined previously.
  • Step 1 for determining the net areas S (185.7 keV) and S (100 kV) comprises a gamma spectrum measuring step of the fissile material B.
  • the measurement of the gamma spectrum is carried out with the help of the test bench.
  • measure Sp on a band of energy which includes useful lines at 185.7keV and 100lkeV.
  • Step la ( Figure 3) is followed by a step lb of extraction, using the calculator K, the net surfaces of the lines to 185.7keV and 100lkeV.
  • a measurement of gamma background noise is also performed, using the measuring bench Sp, on the same energy band during the step IN, to measure any gamma peaks of the background noise at energies E 1 and E 2 superimposed on the peaks determined in the measure of step la.
  • calculator K calculates, in step 1, the net areas S (185.7 keV) and S (100 kV).
  • the calculation software used for the calculation of the net areas is, for example, the GENIE2000 software whose user manual is available on the Internet at the following email address:
  • FIG. 4 illustrates the various elementary steps that make up step 2 for determining the total reference absorption efficiencies with respect to the energies of 185.7 kV and 100 kV, R 0 P (185, 7 keV) and R 0 P (100 kV).
  • Step 2 of determining total reference absorption yields Ro P (185, 7keV) and Ro P (1001keV) is a step known per se.
  • Step 2 begins with a point source selection step 2a whose activities are well known.
  • Each point source j is characteristic of an emission of gamma particles at an energy Ej chosen in a known energy range, for example the 50keV-2MeV range.
  • Each point source j is placed in the enclosure for measuring its activity (step 2b).
  • the activity A m p (Ej) of each point source j at the energy Ej is then measured using the measuring bench Sp and the computer K.
  • the total absorption efficiency of reference R'o P (Ej ) from each point source to energy Ej is then calculated, in step 2c, from the measured activity A m p (E 1 ) and the activity of the point source which is known a priori A 0 p (E 1 ). He comes :
  • the yield curve R'o P (Ej) is then adjusted, using an analytical function Fa, by the calculator K (step 2d).
  • the analytic function Fa consists, for example, in expressing the natural logarithm of R ' 0 P as a function of a polynomial of Neperian logarithm of energy. From the adjusted curve delivered in step 2d are deduced, in step 2e, the values of the total reference absorption efficiencies of the desired energies of 185.7keV and 100lkeV, R 0 P (185, 7keV) and R 0 P (1002keV).
  • FIG. 5 illustrates the various elementary steps that make up step 3 of determining integral yield transfers.
  • Step 3 of determining the integral yield transfers comprises, firstly, a modeling step 3a of the measuring bench equipped with the detector D, a modeling step 3b of the element measured during step 1 of determination of the net surfaces (fission chamber CH or fissile material block sample) and a step 3c of modeling the conditions of use of the point source used when measuring the absorption yields in the same measurement configuration of the gamma bank as in step 3b.
  • a calculation step 3d calculates, for example by the Monte Carlo method for solving the photon transport equation, the relative activity of the photon transport equation.
  • the calculation step 3d calculates, for example by the Monte Carlo method, the relative activity of the point source determined by the detector D modeled in the 185.7 kV and 100 kV energies calculation, namely the magnitudes A C P (185, 7 keV) and A C P (100 kV).
  • a calculation step 3e calculates the quantities T (185.7keV) and T (100 kV) from the calculated activities, namely:

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

L'invention concerne un procédé de détermination de rapport isotopique de matière fissile ayant un isotope principal et au moins un isotope d'impureté, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : mesure (1) des surfaces nettes S(E1) et S(E2), aux énergies respectives E1 et E2, de pics gamma de la matière fissile (B), mesure (2) des rendements d'absorption totale de référence RO P(E1) et RO P(E2) aux énergies E1 et E2, calcul (3) des transferts de rendement intégraux T(E1) et T (E2) de la matière fissile, et calcul (4) du rapport isotopique de matière fissile R à l'aide de l'équation (A): où K1 est une grandeur connue qui dépend de l'isotope principal et de l'isotope d'impureté et K2 une grandeur connue qui dépend des énergies E1 et E2.

Description

PROCEDE DE DETERMINATION DU RAPPORT ISOTOPIQUE DE MATIERE FISSILE CONTENUE
DANS UNE CHAMBRE A FISSION
DESCRIPTION
Domaine technique et art antérieur
L' invention concerne un procédé de détermination de rapport isotopique de matière fissile.
La mesure par chambre à fission permet de remonter à la puissance d'un réacteur nucléaire ou d'obtenir des taux de fission caractéristiques d'un flux neutronique à certains emplacements du cœur sur une gamme énergétique donnée (cas d'une chambre à fission miniature utilisée dans un réacteur expérimental pour mesurer une atténuation de flux en réflecteur par exemple) .
Une chambre à fission est constituée d'une enceinte étanche remplie d'un gaz inerte à fort pouvoir d'ionisation. De la matière fissile est déposée à l'intérieur de la chambre à fission sur un élément formant anode, l'enceinte étanche formant cathode. Lorsque les neutrons dont le flux est à mesurer entrent en contact avec la matière fissile, la fission se produit et il y a émission de deux fragments de fission qui partent à 180° l'un de l'autre. L'un des deux fragments est stoppé dans l'anode et l'autre ionise le gaz, avant d'être arrêté par la cathode. L'ionisation du gaz conduit à la création d'électrons dans la chambre à fission. Les électrons créés par ionisation sont alors collectés par la cathode et transmis à une chaîne de traitement électronique via un câble coaxial. Le nombre d'électrons créés est directement proportionnel au flux de neutrons qui est à l'origine de la fission.
La connaissance des impuretés présentes dans une chambre à fission est cruciale pour une interprétation correcte des mesures. Dans le cas où la matière fissile est, par exemple, de l'Uranium U, il est possible que plusieurs dizaines de pourcents du signal détecte provienne d'impuretés d'Uranium U. Il est ainsi nécessaire de connaître le rapport isotopique U/ U avec la plus grande précision afin de pouvoir extraire le signal utile du signal détecté. L' incertitude associée à la connaissance de ce rapport isotopique doit donc être la plus faible possible, idéalement de l'ordre de quelques pourcents.
A ce jour, plusieurs méthodes sont connues pour déterminer ce rapport isotopique. Une première méthode consiste à dissoudre le matériau concerné ou un échantillon de ce matériau et à effectuer une analyse chimique du matériau dissous. Par cette méthode, il est possible d'atteindre la connaissance de l'isotopie du matériau avec une précision inférieure au pourcent . Un inconvénient majeur de cette méthode est son caractère destructeur du matériau. En plus de son caractère destructeur, un autre inconvénient de cette méthode réside dans la génération d'effluents qu'il faut - in fine - traiter.
Une autre méthode est l'interrogation neutronique. L'interrogation neutronique présente l'avantage de ne pas être destructive. Un inconvénient de l'interrogation neutronique est toutefois de ne pas pouvoir être réalisée sur une faible quantité de matériau (quelques centaines de microgrammes dans le cas d'une chambre à fission miniature) .
D'autres méthodes sont également connues, comme, par exemple, l'étalonnage par rapport à une chambre étalon ou l'utilisation de spectres différents et de matériaux ayant des caractéristiques neutroniques particulières. Ces autres méthodes présentent l'inconvénient d'être difficiles à mettre en œuvre et de fournir des résultats relativement imprécis.
L' invention ne présente pas les inconvénients mentionnés ci-dessus. L'invention propose en effet de mesurer le rapport isotopique en mettant en œuvre un procédé qui ne détruit pas la chambre à fission et dont l'incertitude est de l'ordre de quelques pourcents (typiquement inférieure à 10%) .
Exposé de l'invention
L' invention concerne un procédé de détermination de rapport isotopique de matière fissile contenue dans une chambre à fission, la matière fissile ayant un isotope principal X et au moins un isotope d' impureté Y , les isotopes X et Y ayant une décroissance radioactive selon les deux équations suivantes :
X - > X ' caractérisée par λχ, FX , et Y - > Y ' caractérisée par λγ, FY, où x' et Y' sont des isotopes « fils » respectifs des isotopes X et Y , la décroissance de l'isotope X (respectivement Y ) étant caractérisée par l'émission d'une particule gamma par l'isotope fils X ' (respectivement Y ' ) à une énergie E1 (respectivement E2) suivant une probabilité d' émission Ιγ(Ει) (respectivement Ιγ(Ε2)), les grandeurs λχ et λΥ étant, respectivement, la constante de décroissance radioactive de l'isotope principal X et la constante de décroissance radioactive de l'isotope d'impureté Y, et Fx et FY étant, respectivement, un facteur de branchement de décroissance d' isotope utilisé pour une mesure d'activité de l'isotope principal et un facteur de branchement de décroissance d'isotope utilisé pour une mesure d'activité de l'isotope d'impureté.
Le procédé est caractérisé en ce qu' il comprend les étapes suivantes :
- mesure, à l'aide d'un banc de spectrométrie placé dans une configuration de mesure donnée, d'une surface nette S (E1) d'un premier pic gamma de la matière fissile à une première énergie E1 et d'une surface nette S (E2) d'un deuxième pic gamma de la matière fissile à une deuxième énergie E2,
- détermination, à l'aide de sources ponctuelles de référence, dans la configuration de mesure donnée, d'un rendement d'absorption totale de référence R0 P(E1) à la première énergie E1 et d'un rendement d'absorption totale de référence R0 P(E2) à la deuxième énergie E2,
- calcul, à l'aide d'un calculateur, dans la configuration de mesure donnée, d'un transfert de rendement intégral T (E1) de la matière fissile à la première énergie E1 et d'un transfert de rendement intégral T (E2) de la matière fissile à la deuxième énergie E2, et - calcul, à l'aide d'un calculateur, du rapport isotopique de matière fissile R à l'aide de l'équation :
y y y y
Figure imgf000007_0001
Par banc de spectrométrie placé dans une configuration de mesure donnée, il faut entendre que les différents éléments qui constituent le banc de spectrométrie sont placés, les uns par rapport aux autres, selon une géométrie qui n'est pas modifiée d'une mesure à l'autre.
Les mesures de surface nette sont effectuées soit avant que la matière fissile ne soit introduite dans la chambre à fission, soit après introduction de la matière fissile dans la chambre à fission. Dans le premier cas, les mesures sont effectuées soit sur un échantillon du bloc de matière fissile, soit sur le bloc de matière fissile dans son entier. Dans le deuxième cas, les mesures sont effectuées sur la chambre à fission dans son entier.
Le procédé de l'invention permet avantageusement une détermination facile et performante du rapport isotopique de matière fissile sur la base de mesures de rayonnements gamma et de données de bibliothèque .
De façon avantageuse également, la mesure des surfaces nettes est effectuée pendant une durée suffisamment longue qui permet d'obtenir une faible incertitude de comptage (la durée de mesures des surfaces nettes est en effet comprise entre une heure et quelques semaines, par exemple entre une heure et dix semaines) .
Brève description des figures
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront à la lecture d'un mode de réalisation préférentiel fait en référence aux figures jointes parmi lesquelles :
- La figure 1 représente un schéma de principe de dispositif utilisé pour la mise en œuvre du procédé de l'invention ;
- La figure 2 représente un schéma de principe du procédé de l'invention ;
- La figure 3 représente une vue de détail d'une première étape du procédé de l'invention ;
- La figure 4 représente une vue de détail d'une deuxième étape du procédé de l'invention; et
- La figure 5 représente une vue de détail d'une troisième étape du procédé de l'invention.
Exposé détaillé d'un mode de réalisation préférentiel de 1 ' invention
Selon le mode de réalisation préférentiel de l'invention décrit ci-dessous, le matériau fissile est l'Uranium U et les impuretés sont constituées d'Uranium U. L'invention concerne cependant tout autre matériau fissile ainsi que toute impureté associée à cet autre matériau fissile. Le matériau fissile peut être, par exemple 240Pu , 242Pu , 243Am, 232Th et l'impureté associée peut être, par exemple, 239Pu , 241Am , 233Th . Dans le cas où le matériau fissile est l'Uranium U et ou les impuretés sont constituées d'Uranium U, le rapport isotopique R est donne par l'équation (1) ci-dessous:
Figure imgf000009_0001
où Au238 et Au235 sont, respectivement, l'activité de l'Uranium U et l'activité de l'Uranium 235U et λU238 et λυ235 sont, respectivement, la constante de décroissance radioactive de l'Uranium U et la constante de décroissance radioactive de l'Uranium U.
Le schéma de décroissance de l'Uranium U et de l'uranium U s'écrit :
r
Figure imgf000009_0002
où le symbole « α » représente la décroissance par émission de particules α, le symbole « β » la décroissance par émission de particules β, T1/2 la demi- vie de l'isotope concerné, F0 le facteur de branchement de décroissance de l'isotope 234mPa vers 234U, c'est-à- dire la probabilité pour le Protactinium 234mPa de se désintégrer en Uranium U et FPa le facteur de branchement de décroissance de l'isotope 234mPa vers Pa, c'est-a-dire la probabilité pour le Protactinium 234mPa de se désintégrer en Protactinium 234Pa (Fu+FPa=l) . A l'équilibre séculaire (également appelé équilibre nucléaire) , le schéma de décroissance de l'Uranium U conduit donc a exprimer l'activité AU238 de l'Uranium U par rapport a l'activité APa234m du Protactinium 234mPa comme suit :
A 2 )
Figure imgf000010_0001
Les deux raies gamma traditionnellement mesurées pour quantifier les activités de l'Uranium 235U et du Protactinium 234mPa sont les raies à 185,7keV (intensité de 57,0 %) et à lOOlkeV (intensité de 0, 839%) . Ce sont ces deux raies qui sont mesurées dans le cadre du mode de réalisation préférentiel de 1 ' invention .
L'activité A d'un isotope quelconque calculée à partir de la mesure d'une de ses raies d'émission gamma d'énergie Eo est donnée par la formule suivante :
Figure imgf000010_0002
S (Eo) est la surface nette du pic gamma à l'énergie Eo, dans la configuration de mesure donnée;
Ccoinc(Eo) est la correction de coïncidences vraies (détection simultanée de rayonnements émis lors d'une même désintégration radioactive) , dans la configuration de mesure donnée ; Ιγ(Εο) est la probabilité d'émission ou intensité de la raie gamma d'énergie Eo pour l'isotope fils de l'isotope considéré;
- RoP(E0) est le rendement d'absorption totale de référence à l'énergie Eo, qui est obtenu par étalonnage du détecteur gamma à l'aide d'une source étalon ponctuelle, dans la configuration de mesure donnée ;
- T (Eo) est le transfert de rendement intégral qui permet de corriger les effets d'angle solide et de matrice dans la configuration de mesure donnée (hétérogénéité des sources et autoabsorption gamma dus à la mesure d'un objet dans une configuration différente de celle utilisée lors de l'étalonnage) ;
- Atact est la durée de mesure active, c'est-à-dire la durée de mesure corrigée du temps mort électronique.
De l'expression de A ci-dessus, il découle que le rapport isotopique R pour l'Uranium U s'écrit :
V y y y y J
m
Figure imgf000011_0001
où :
- λυ235 est une donnée connue dans les bases de données internationales (2) / (2 22102 1016) 1) ;
Figure imgf000011_0002
- λυ238 est une donnée connue dans les bases de données internationales (λυ238=1η (2) / (1, 40996 1017) s-1) ;
- S(185,7keV) est une grandeur mesurée;
- S(lOOlkeV) est une grandeur mesurée;
- IY(1001keV) est une donnée connue dans les bases de données internationales (IY (lOOlkev) =0, 00839) ;
- IY(185,7keV) est une donnée connue dans les bases de données internationales (IY (185, 7kev) =0, 570) ; - RoP(1001keV) est une grandeur mesurée par étalonnage;
- R0 P (185, 7keV) est une grandeur mesurée par étalonnage ;
- T(lOOlkeV) est une grandeur calculée par modélisation ;
- T(185,7keV) est une grandeur calculée par modélisation ;
- Fu est une donnée connue dans les bases de données internationales .
L'équation (5) ci-dessus concerne le cas où le matériau fissile est l'Uranium U (isotope principal) et l'impureté l'Uranium U (isotope d'impureté associé), les raies gamma utilisées pour quantifier les activités de l'isotope principal et de l'isotope d'impureté étant respectivement les raies à lOOlkeV et 185, 7keV.
Dans le cas général d'un matériau fissile X (isotope principal) et d'une impureté associée Y (isotope d'impureté), les raies gamma utilisées pour quantifier les activités de l'isotope principal et de l'isotope d'impureté étant, respectivement, une raie d'énergie E1 et une raie d'énergie E2, le rapport isotopique R s'écrit :
où :
Figure imgf000012_0001
- λχ est la constante de décroissance radioactive de l'isotope principal de la matière fissile destinée à équiper la chambre à fission,
- λγ est la constante de décroissance radioactive de l'isotope d'impureté associé à l'isotope principal, - S (E1) est la surface nette d'un premier pic gamma de la matière fissile à l'énergie E1 et S (E2) la surface nette d'un deuxième pic gamma de la matière fissile à l'énergie E2,
- R0 P(E1) est le rendement d'absorption totale de référence à l'énergie E1 et R0 P(E2) le rendement d'absorption totale de référence à l'énergie E2,
- T (E1) est le rendement intégral de la matière fissile à l'énergie E1 et T (E2) le rendement intégral de l'échantillon de la matière fissile à l'énergie E2,
- Ιγ(Ε1) et Ιγ(Ε2) sont, respectivement, la probabilité d'émission de raie gamma du « fils » de l'isotope principal à l'énergie E1 et la probabilité d'émission de raie gamma du « fils » de l'isotope d'impureté à l'énergie E2,
- Fx est le facteur de branchement de décroissance d'un isotope utilisé pour mesurer l'activité de l'isotope principal, et
- FY est le facteur de branchement de décroissance d'un isotope utilisé pour mesurer l'activité de l'isotope d' impureté .
Comme cela a été mentionné précédemment avec l'exemple de l'Uranium U et de l'Uranium U, les facteurs de branchement de décroissance sont des probabilités connues liées au mode de désintégration des isotopes. Dans le cas où l'isotope utilisé pour mesurer l'activité se désintègre de manière univoque, le facteur de branchement de décroissance est égal à 1 et, dans le cas où la désintégration n'est pas univoque, le facteur de branchement est égal à la probabilité associée à la désintégration choisie. La figure 1 représente un schéma de principe de dispositif utilisé pour la mise en œuvre du procédé de l'invention.
Le dispositif comprend un banc Sp de spectrométrie gamma et un calculateur K.
Le banc Sp de spectrométrie gamma délivre des signaux de mesure Sm qui sont transmis au calculateur K. Le banc de spectrométrie Sp est constitué d'une enceinte E dans laquelle est placé un détecteur D. Le détecteur D, préférentiellement une diode en germanium de grande pureté, est un détecteur de rayons gamma qui présente une bonne efficacité sur un large domaine d'énergie, par exemple des énergies allant de 50keV à 2MeV. De façon préférentielle, le détecteur D présente également une aptitude à limiter l'effet Compton. De la matière fissile est placée dans l'enceinte E. La référence B sur la figure 1 représente cette matière fissile : il s'agit soit d'un échantillon du bloc de matière fissile destiné à équiper la chambre à fission, soit du bloc de matière fissile lui-même, soit de la chambre à fission dans son entier équipée du bloc de matière fissile. L'interaction des rayons gamma issus de la matière fissile B avec le détecteur D conduit à une ionisation des atomes du milieu détecteur. Les charges ainsi crées sont collectées par une alimentation continue haute tension, par exemple une alimentation de quelques milliers de volts (non représentée sur la figure 1) . L'enceinte E est préférentiellement une enceinte circulaire, constituée de matériaux permettant d' avoir un niveau très faible de bruit de fond, par exemple, un empilement de plomb basse activité, de plomb ultra basse activité, d' étain et de cuivre. Le refroidissement du détecteur est assuré par un système cryo-cycle qui permet un refroidissement hybride électrique/azote liquide. Ce système permet des durées d'acquisition de plusieurs semaines sans perturbation liée à l'apport en azote liquide.
Les signaux de mesure Sm construits à partir du rayonnement gamma sont transmis au calculateur K pour traitement. Le calculateur K met en œuvre des procédés de traitement aptes à délivrer les grandeurs souhaitées.
Le procédé de l'invention va maintenant être décrit en référence aux figures 2-5.
Le procédé de l'invention comprend (cf. figure 2) une étape 1 de détermination des surfaces nettes S(185,7keV) et S(lOOlkeV) de la matière fissile, une étape 2 de détermination des rendements d' absorption totale de référence aux énergies de 185,7keV et de lOOlkeV, R0 P (185, 7keV) et R0 P (lOOlkeV) , une étape 3 de détermination des transferts de rendement intégral aux énergies de 185,7keV et de lOOlkeV, T(185,7keV) et T(lOOlkeV), et une étape 4 de calcul du rapport isotopique R à partir des résultats des étapes 1, 2 et 3 et de données D connues issues de bibliothèques de données. Les données D sont les données λυ238 , λυ235 , Ιγ (185, 7keV) , IY(1001keV) et F0 définies précédemment.
L'étape 1 de détermination des surfaces nettes S(185,7keV) et S(lOOlkeV) comprend une étape la de mesure de spectre gamma de la matière fissile B. La mesure du spectre gamma est effectuée, à l'aide du banc de mesure Sp, sur une bande d'énergie qui comprend les raies utiles à 185,7keV et lOOlkeV. L'étape la (Figure 3) est suivie d'une étape lb d'extraction, à l'aide du calculateur K, des surfaces nettes des raies à 185,7keV et lOOlkeV. Une mesure de bruit de fond gamma est également effectuée, à l'aide du banc de mesure Sp, sur la même bande d'énergie lors de l'étape IN, pour mesurer les éventuels pics gamma du bruit de fond aux énergies E1 et E2 se superposant aux pics déterminés dans la mesure de l'étape la. A partir des résultats obtenus à l'issue des étapes lb et IN, le calculateur K calcule, à l'étape le, les surfaces nettes S(185,7keV) et S(lOOlkeV) . Le logiciel de calcul utilisé pour le calcul des surfaces nettes est, par exemple, le logiciel GENIE2000 dont le manuel d'utilisation est disponible sur le réseau Internet à l'adresse électronique suivante :
http : //www . ipnas . ulg . ac . be/garnir/pdf/genie2000. pdf,
Tout autre type de logiciel connu de l'homme du métier et susceptible de conduire au résultat souhaité peut également être utilisé.
La figure 4 illustre les différentes étapes élémentaires qui composent l'étape 2 de détermination des rendements d' absorption totale de référence aux énergies de 185,7keV et de lOOlkeV, R0 P (185, 7keV) et R0 P (lOOlkeV) .
L'étape 2 de détermination des rendements d'absorption totale de référence RoP (185, 7keV) et RoP(1001keV) est une étape connue en soi. L'étape 2 commence par une étape 2a de choix de sources ponctuelles dont les activités sont bien connues. Chaque source ponctuelle j est caractéristique d'une émission de particules gamma à une énergie Ej choisie dans une gamme énergétique connue, par exemple la gamme 50keV- 2MeV.
Chaque source ponctuelle j est placée dans l'enceinte pour la mesure de son activité (étape 2b) . L'activité Am p(Ej) de chaque source ponctuelle j à l'énergie Ej est alors mesurée à l'aide du banc de mesure Sp et du calculateur K. Le rendement d'absorption totale de référence R'oP(Ej) de chaque source ponctuelle à l'énergie Ej est ensuite calculé, à l'étape 2c, à partir de l'activité mesurée Am p(E1) et de l'activité de la source ponctuelle qui est connue a priori A0 p(E1) . Il vient :
Figure imgf000017_0001
On obtient alors une courbe des rendements d'absorption totale de référence R'oP(Ej) pour les différentes énergies Ej . La courbe des rendements R'oP(Ej) est ensuite ajustée, à l'aide d'une fonction analytique Fa, par le calculateur K (étape 2d) . La fonction analytique Fa consiste par exemple à exprimer le logarithme népérien de R' 0 P en fonction d'un polynôme de logarithme népérien de l'énergie. De la courbe ajustée délivrée à l'étape 2d sont déduites, à l'étape 2e, les valeurs des rendements d'absorption totale de référence aux énergies souhaitées de 185,7keV et lOOlkeV, R0 P (185, 7keV) et R0 P (l001keV) .
La figure 5 illustre les différentes étapes élémentaires qui composent l'étape 3 de détermination des transferts de rendement intégraux.
L'étape 3 de détermination des transferts de rendement intégraux comprend, tout d' abord, une étape 3a de modélisation du banc de mesure équipé du détecteur D, une étape 3b de modélisation de l'élément mesuré lors de l'étape 1 de détermination des surfaces nettes (chambre à fission CH ou échantillon de bloc de matière fissile) et une étape 3c de modélisation des conditions d'utilisation de la source ponctuelle utilisée lors de la mesure des rendements d' absorption dans la même configuration de mesure du banc gamma que dans l'étape 3b. A partir des données de modélisation délivrées à l'issue des étapes 3a et 3b, une étape de calcul 3d calcule, par exemple par la méthode de Monte Carlo pour la résolution de l'équation de transport des photons, l'activité relative de l'élément modélisé déterminée par le détecteur D modélisé dans le calcul aux énergies respectives de 185,7keV et lOOlkeV, à savoir les grandeurs AC CH (185, 7keV) et AC CH ( 1001 keV) . De même, à partir des données de modélisation délivrées à l'issue des étapes 3a et 3c, l'étape de calcul 3d calcule, par exemple par la méthode de Monte Carlo, l'activité relative de la source ponctuelle déterminée par le détecteur D modélisé dans le calcul aux énergies de 185,7keV et lOOlkeV, à savoir les grandeurs AC P (185, 7keV) et AC P (lOOlkeV) .
A l'issue de l'étape 3d, une étape de calcul 3e calcule les grandeurs T(185,7keV) et T(lOOlkeV) à partir des activités calculées, à savoir :
T (185, 7keV) =AC CH (185, 7keV) / AC P (185, 7keV) T ( 1001 keV) =AC CH (1001 keV) / AC P ( 1001 keV)
A partir de l'ensemble des grandeurs déterminées comme décrit ci-dessus et des données de bibliothèque mentionnées précédemment, il est alors possible de déterminer le rapport isotopique R tel que : y m y
£
Figure imgf000019_0001
ou, dans le cas général :
y y
Figure imgf000019_0002

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de détermination de rapport isotopique de matière fissile contenue dans une chambre à fission, la matière fissile ayant un isotope principal X et au moins un isotope d' impureté Y, les isotopes X et Y ayant une décroissance radioactive selon les deux équations suivantes :
X -> X' caractérisée par λχ , Fx, et Y -> Y' caractérisée par λγ , FY, où x' et Y' sont des isotopes « fils » respectifs des isotopes X et Y, la décroissance de l'isotope X (respectivement Y) étant caractérisée par l'émission d'une particule gamma par l'isotope fils X' (respectivement Y' ) à une énergie El (respectivement E2) suivant une probabilité d' émission Ιγ(Ει) (respectivement Ιγ(Ε2)), les grandeurs λχ et λΥ étant, respectivement, la constante de décroissance radioactive de l'isotope principal X et la constante de décroissance radioactive de l'isotope d'impureté Y, et Fx et FY étant, respectivement, un facteur de branchement de décroissance d' isotope utilisé pour une mesure d'activité de l'isotope principal et un facteur de branchement de décroissance d'isotope utilisé pour une mesure d'activité de l'isotope d'impureté, caractérisé en ce qu' il comprend les étapes suivantes :
- mesure, à l'aide d'un banc de spectrométrie placé dans une configuration de mesure donnée, d'une surface nette S (E1) d'un premier pic gamma de la matière fissile à une première énergie E1 et d'une surface nette S (E2) d'un deuxième pic gamma de la matière fissile à une deuxième énergie E2,
- détermination, à l'aide de sources ponctuelles de référence, dans la configuration de mesure donnée, d'un rendement d'absorption totale de référence R0 P(E1) à la première énergie E1 et d'un rendement d'absorption totale de référence R0 P(E2) à la deuxième énergie E2,
- calcul, à l'aide d'un calculateur, dans la configuration de mesure donnée, d'un transfert de rendement intégral T (E1) de la matière fissile à la première énergie E1 et d'un transfert de rendement intégral T (E2) de la matière fissile à la deuxième énergie E2, et
- calcul, à l'aide d'un calculateur, du rapport isotopique de matière fissile R à l'aide de l'équation :
y y y y
Figure imgf000021_0001
2. Procédé selon la revendication 1, dans lequel les mesures de surface nette de la matière fissile sont effectuées, avant introduction de la matière fissile dans la chambre à fission, sur un échantillon du bloc de la matière fissile destiné à équiper la chambre à fission.
3. Procédé selon la revendication 1, dans lequel les mesures de surface nette de la matière fissile sont effectuées, avant introduction de la matière fissile dans la chambre à fission, sur le bloc de matière fissile destiné à équiper la chambre à fission .
4. Procédé selon la revendication 1, dans lequel les mesures de surface nette de la matière fissile sont effectuées, après introduction de la matière fissile dans la chambre à fission, sur la chambre à fission dans son entier.
5. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel l'isotope principal est l'Uranium U et l'isotope d'impureté est l'Uranium 235U.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la durée des étapes de mesure de surface nette est comprise entre une heure et dix semaines.
PCT/EP2010/064220 2009-09-28 2010-09-27 Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission Ceased WO2011036282A1 (fr)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012117798/28A RU2527137C2 (ru) 2009-09-28 2010-09-27 Способ определения изотопного отношения делящегося вещества, содержащегося в камере деления
US13/395,818 US20120189088A1 (en) 2009-09-28 2010-09-27 Method for determining the isotope ratio of fissile material
JP2012530284A JP2013506122A (ja) 2009-09-28 2010-09-27 核分裂チャンバに含有される核分裂性物質の同位体比を決定するための方法
EP10759628.0A EP2483711B1 (fr) 2009-09-28 2010-09-27 Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0956692 2009-09-28
FR0956692A FR2950703B1 (fr) 2009-09-28 2009-09-28 Procede de determination de rapport isotopique de chambre a fission

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2011036282A1 true WO2011036282A1 (fr) 2011-03-31

Family

ID=42145001

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/EP2010/064220 Ceased WO2011036282A1 (fr) 2009-09-28 2010-09-27 Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission

Country Status (7)

Country Link
US (1) US20120189088A1 (fr)
EP (1) EP2483711B1 (fr)
JP (1) JP2013506122A (fr)
KR (1) KR20120090978A (fr)
FR (1) FR2950703B1 (fr)
RU (1) RU2527137C2 (fr)
WO (1) WO2011036282A1 (fr)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014115176A (ja) * 2012-12-10 2014-06-26 Rpg Technics Kk γ線測定装置

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113671556B (zh) * 2021-07-30 2024-02-20 中国原子能科学研究院 一种铀裂变电离室铀靶铀同位素原子核数量定值方法
CN115356761B (zh) * 2022-06-23 2025-01-28 中国原子能科学研究院 一种自发裂变源年龄的估算方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0596814A1 (fr) * 1992-11-04 1994-05-11 Schneider Electric Sa Dispositif de détection neutronique pour mesurer la puissance d'un réacteur nucléaire
EP0715186A1 (fr) * 1994-11-29 1996-06-05 Commissariat A L'energie Atomique Chambre à fission subminiature avec passage étanche

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2526392B2 (ja) * 1991-02-26 1996-08-21 工業技術院長 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置
JPH05340861A (ja) * 1992-06-10 1993-12-24 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 放射性廃棄物に含まれるウラン量の非破壊測定装置及び方法
JP3524203B2 (ja) * 1995-04-07 2004-05-10 株式会社東芝 中性子モニタ装置及び使用済核燃料の臨界管理方法
US6738446B2 (en) * 2000-02-24 2004-05-18 General Atomics System and method for radioactive waste destruction
FR2835612B1 (fr) * 2002-02-06 2005-10-28 Sebia Sa Masque pour le depot et l'etalement de reactifs sur un support d'analyse
US7202478B2 (en) * 2003-04-10 2007-04-10 Symetrica Limited Gamma-ray spectrometry
RU2267800C1 (ru) * 2004-08-26 2006-01-10 Государственное унитарное предприятие города Москвы-объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") Способ идентификации альфа-излучающих радионуклидов
GB0506079D0 (en) * 2005-03-24 2005-05-04 British Nuclear Fuels Plc Improvements in and relating to providing information

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0596814A1 (fr) * 1992-11-04 1994-05-11 Schneider Electric Sa Dispositif de détection neutronique pour mesurer la puissance d'un réacteur nucléaire
EP0715186A1 (fr) * 1994-11-29 1996-06-05 Commissariat A L'energie Atomique Chambre à fission subminiature avec passage étanche

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
BOUCHARD J ET AL: "The burn-up and fuel cycle aspects of LMFBR physics assessment", PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY, PERGAMON PRESS, OXFORD, GB LNKD- DOI:10.1016/0149-1970(85)90011-3, vol. 16, no. 3, 1 January 1985 (1985-01-01), pages 251 - 285, XP025414445, ISSN: 0149-1970, [retrieved on 19850101] *
FILLIATRE P ET AL: "Reasons why Plutonium 242 is the best fission chamber deposit to monitor the fast component of a high neutron flux", NUCLEAR INSTRUMENTS & METHODS IN PHYSICS RESEARCH, SECTION - A:ACCELERATORS, SPECTROMETERS, DETECTORS AND ASSOCIATED EQUIPMENT, ELSEVIER, AMSTERDAM, NL LNKD- DOI:10.1016/J.NIMA.2008.05.049, vol. 593, no. 3, 11 August 2008 (2008-08-11), pages 510 - 518, XP025472040, ISSN: 0168-9002, [retrieved on 20080601] *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014115176A (ja) * 2012-12-10 2014-06-26 Rpg Technics Kk γ線測定装置

Also Published As

Publication number Publication date
JP2013506122A (ja) 2013-02-21
US20120189088A1 (en) 2012-07-26
FR2950703B1 (fr) 2011-10-28
RU2527137C2 (ru) 2014-08-27
FR2950703A1 (fr) 2011-04-01
RU2012117798A (ru) 2013-11-10
EP2483711A1 (fr) 2012-08-08
KR20120090978A (ko) 2012-08-17
EP2483711B1 (fr) 2013-09-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2771716A1 (fr) Procede de determination de la dose d'irradiation deposee dans un scintillateur par un rayonnement ionisant et dispositif associe
EP2225590B1 (fr) Dispositif et procede de mesure de taux de comptage
EP2959316B1 (fr) Procede de mesure de dose au moyen d'un detecteur de rayonnements, notamment d'un detecteur de rayonnements x ou gamma, utilise en mode spectroscopique, et systeme de mesure de dose, utilisant ce procede
EP3374801A1 (fr) Dispositif de détermination d'une dose déposée et procédé associé
EP0414587A1 (fr) Procédé et chaîne de spectrométrie gamma
EP2483711B1 (fr) Procede de determination du rapport isotopique de matiere fissile contenue dans une chambre a fission
WO2020099472A1 (fr) Procédé d'évaluation de la concentration massique en uranium d'un échantillon par spectrométrie gamma et dispositif associé
Henriques et al. Understanding the xenon primary scintillation yield for cutting-edge rare event experiments
EP2393087B1 (fr) Procédé de détermination d'intensité d'émission de rayonnement gamma d'un radioélément
EP2225588B1 (fr) Procede de traitement de signaux de mesure de chambres a fission
FR3104737A1 (fr) Procédé et système d’évaluation d’un paramètre représentatif de la concentration massique en uranium d’un échantillon de matériau uranifère par spectrométrie gamma
EP4341727A1 (fr) Procédé, système et dispositif de détermination d'une quantité de matière fissile dans une installation
Silva et al. A gas proportional scintillation counter with annular anode geometry aiming large detection areas for x-and gamma-ray spectroscopy
FR3118494A1 (fr) Dispositif de détection comportant différentes couches de scintillation
Henriques et al. Unraveling xenon primary scintillation yield for cutting-edge rare event experiments
EP3347740B1 (fr) Dispositif d'analyse in situ d'un dechet radiologique contenant l'isotope chlore 36
EP3237932B1 (fr) Procédé de calibration d'un détecteur de rayonnement ionisant et dispositif associé
Collaboration et al. King’s Research Portal
FR3150294A1 (fr) Dispositif et procédé de détermination d’un absorbant neutronique dans un objet
EP4564062A1 (fr) Procédé de localisation de zones irradiantes
Henriques et al. ournal of Cosmology and Astroparticle Physics
WO2017042258A1 (fr) Dispositif d'analyse in situ d'un dechet radiologique contenant l'isotope carbone 14
EP4267994A1 (fr) Dispositif et procédé de caractérisation d'une source neutronique
EP3736609A1 (fr) Dispositif d'analyse de rayonnement bêta et procédé d'analyse associé
EP3264139A1 (fr) Tête de détection et activimètre associé

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 10759628

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 13395818

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20127006981

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012530284

Country of ref document: JP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2010759628

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012117798

Country of ref document: RU