Изобретение относится к области неразрушающего контроля материалов с использованием их собственного излучения и может применяться для контроля распределения - -излучающего нуклида в образцах.
Цель изобретения - повьш:ение экс- прессности при контроле поверхностнььх слоев образцов.
На чертеже показан график распределения изотопа /jn в абзаце плутония, измеренного предлагаемым способом.
Способ осуществляют следующим образом.
При помощи полупроводникового
г
спектрометра измеряют не менее дву-х потоков аналитических ог-кваитов различных энергий с торца исследуемого образца, испускаемых искомым радионук лидом, -.-кванты различной энергии из-за различной проникающей способно(Л
сти несут информацию о содержании данного радионзу-клида с различной глубины образца. Для перехода от потоков у-квантов к распределению радионуклида по длине образца предварительно проводят измерение потоков -м-квантов с этими же энергиями с торг/а контрольного образца с равномерным и известным распределением искомого радионуклида. Для того, чтобы избавиться от влияния формы и размеров торцов образца при измерении используется коллиматор. Если зависимость содержания искомого радионуклида по длине образца х-С/х/ представить в виде полинома (п-1), где п - число аналитических з -линий
п искомого радионуклида С(х) 5 Ах
J
XX 5 то значение коэффициентов полинома А - находят из решения системы линейных уравнений с и неизвестными, которая записывается в матричном виде
СП
О
оо
М А К,
где матричные элементы
В таблице приведены результаты измерения скоростей счета I g,. с энергией EJ в пиках полного поглощения у-из- лучения Ат.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ МОЩНОСТИ ДОЗЫ В СМЕШАННОМ АППАРАТУРНОМ СПЕКТРЕ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ | 2015 |
|
RU2613594C1 |
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА | 2009 |
|
RU2403637C1 |
СПОСОБ ЭКСПРЕССНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ АМЕРИЦИЯ В ПОРОШКООБРАЗНОЙ СМЕСИ С ПЛУТОНИЕМ | 1998 |
|
RU2142127C1 |
СПОСОБ РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКОГО МОНИТОРИНГА ПРОМЫШЛЕННОГО РЕГИОНА | 1997 |
|
RU2112999C1 |
СПОСОБ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ АБСОЛЮТНОЙ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ СОДЕРЖИМОГО КОНТЕЙНЕРА С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ И ПАРЦИАЛЬНЫХ УДЕЛЬНЫХ АКТИВНОСТЕЙ ОТДЕЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ | 2014 |
|
RU2571309C1 |
ДОУДЕНАЛЬНЫЙ ЗОНД ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ | 1990 |
|
RU2013078C1 |
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ОКИСЛОВ МАГНИЯ И КАЛЬЦИЯ В МАГНЕЗИТОВЫХ РУДАХ | 1997 |
|
RU2156480C2 |
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДАХ | 2019 |
|
RU2722203C1 |
СПОСОБ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПРОДУКЦИИ АГРОПРОМЫШЛЕННОГО ПРОИЗВОДСТВА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ | 1991 |
|
RU2011208C1 |
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ ЭЛЕМЕНТОВ | 1997 |
|
RU2158943C2 |
Изобретение относится к неразрушающему контролю материалов с использованием их собственного излучения и может применяться для контроля распределения γ - излучающего нуклида в образцах. Цель изобретения - повышение экспрессности при контроле поверхностных слоев образцов или образцов малой толщины. Для этого производят спектрометрическое измерение коллимированных потоков γ-излучения нуклида не менее чем двух энергий с направления искомого распределения от исследуемого и контрольного образцов. По результатам измерений с помощью аналитической процедуры рассчитывают искомое распределение. 1 табл., 1 ил.
и
(J-1)
.п.
J а/-
1
ju.- линейный коэффициент ослабления
i-й у-линии в образце; элементы вектора А : А:
элементы вектора К : К; - С
где С,
ю
-0содержание искомого радионулида в контрольном образце; скорости счета в пиках полного поглощения i-й аналитической -у -линии соответственно от анализируемого и контрольного образцов. Значения р,определяют или экспе- риментально или расчетным путем, если известен состав образца, а содержание в нем искомого радионуклида существенно не влияет на величину и-
Распределение радионуклида по длине образца чаще всего имеет сложный вид и для его корректного описания требуется полином не менее 2-й или 3-й степени, т.е. необходимо измерять потоки не менее трех или четырех у- линий искомого радионуклида.
Пример. Контролируют распределение содержания д „д длине образца плутония. При помощи полупровод никового - --спектрометра регистрируют скорости счета в пиках полного поглощения л-излучения Аю с энергиями 60, 125, 335, 662 и 722 кэВ. Исследования проводят с использованием образ ца плутония диаметром 6 мм и длиной 12 мм с неравномерно распределенным по длине этого образца Ат. Такой образец обеспечивает слой полного на- сьщения для г-излучения с энергией до 670 кэВ. Идентичньй контрольный образец имеет равномерное распределение Am по.длине, составляющее С 2,03+0,05%.
При измерениях используется- колли- матер диаметром 6 мм, ослабляющий кадмиевый фильтр, и полупроводниковьй детектор типа ДГДК-63Б. ,
В соответствии с предложенным способом измеряют потоки у-излучения Ат с энергиями 60, 335 и 662 кэВ с торцов Kai исследуемого, так и контрольного образцов за 1000 с.
Исходя из того, что измеряют потоки рех -линий , распределение его содержания по длине образца х представляют в виде С(х) А, + + А2 . X + АЗ . х .
Используя данные таблицы, значение Ср и известные значения линейных коэффициентов ослабления для плутония, можно записать систему из трех линейных уравнений
, А,+0,0741 AJ +0,011 -АЗ 1,22 А,+ 1,23 -А, + 3,03 -АЗ 1,14 lA,+4,03 -А, + 32,5 АЗ 1,06
относительно коэффициентов полинома.
Решая ее, получают значение А ,
1,22 -А,, -0,0688 и АЗ 0,00368.
Следовательно, С(х) 1,22 - 0,0688 .х+0,00368 -х2, где значения х вьфажены в .мм. .
Формула изобретения
Способ неразрушающего контроля распределения у.-излучающего нуклида в образцах, заЬмочающийс я в измерении коллимированньтх пото.ков у-излучения нуклида от контрольного обр а зца с рдвно 1ёрнь1м известным распределением нуклида и исследуемого образца с по - верхностными плотностями, соответствующими полного поглсщеная даа - излучения нуклида, о т л н ч в ю щ и и с я тем, что, с цеяею mmtip шения экспрессное ти при конзфозхз поверхностных слоев образцов-, ире«э «- дят измерение потоков г-иэлучения нуклида не менее чем двух энергий с напрааяения искомого распределения и по результатам измерений рассчитывают искомое распределение.
Goris Р,, Merschman А De | |||
Fast flux test facility (FFTF) fuel-pin non destructive assay measurements | |||
- Safeguarding Nuclear Materials; v, 2, Vienna, IAEA, 1976, p, 599. |
Авторы
Даты
1990-10-07—Публикация
1988-02-29—Подача