Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами
Исследовалась суммарная ошибка определения величины обогащения методами гамма-спектрометрии с использованием коммерчески доступных программ анализа гамма-спектров урановых образцов MGAU (LLNL, США) и FRAM (LANL, США). При проведении исследований использовались урановые образцы c обогащением 0,71;...
Gespeichert in:
| Veröffentlicht in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Datum: | 2009 |
| Hauptverfasser: | , , , , |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Russisch |
| Veröffentlicht: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2009
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/96387 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Zitieren: | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами / Д.В. Кутний, Ю.Н. Телегин, Н.П. Одейчук, В.А. Михайлов, В.Е. Товканец // Вопросы атомной науки и техники. — 2009. — № 4. — С. 256-262. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859476265121087488 |
|---|---|
| author | Кутний, Д.В. Телегин, Ю.Н. Одейчук, Н.П. Михайлов, В.А. Товканец, В.Е. |
| author_facet | Кутний, Д.В. Телегин, Ю.Н. Одейчук, Н.П. Михайлов, В.А. Товканец, В.Е. |
| citation_txt | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами / Д.В. Кутний, Ю.Н. Телегин, Н.П. Одейчук, В.А. Михайлов, В.Е. Товканец // Вопросы атомной науки и техники. — 2009. — № 4. — С. 256-262. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Исследовалась суммарная ошибка определения величины обогащения методами гамма-спектрометрии с
использованием коммерчески доступных программ анализа гамма-спектров урановых образцов MGAU
(LLNL, США) и FRAM (LANL, США). При проведении исследований использовались урановые образцы c
обогащением 0,71; 4,46 и 20,1% по 235U. В качестве детекторов гамма-излучения использовались детекторы
на основе германия высокой чистоты: коаксиальный детектор (серии GC) и планарный низкоэнергетический
детектор (серии LEGe). Показано, что имеющееся в распоряжении ННЦ ХФТИ экспериментальное
оборудование и средства математической обработки позволяют измерять неразрушающим методом
обогащение урановых образцов с точностью не хуже 2%.
Досліджувалася сумарна помилка визначення величини збагачення методами гама-спектрометрії з
використанням комерційно доступних програм аналізу гама-спектрів уранових зразків MGAU (LLNL,
США) і FRAM (LANL, США). При проведенні досліджень використовувалися уранові зразки із збагаченням
0,71; 4,46 і 20,1% по 235U. Як детектори гама-випромінювання використовувалися детектори на основі
германію високої чистоти: коаксіальний детектор (серії GC) і планарний низькоенергетичний детектор (серії
LEGe). Показано, що експериментальне обладнання, що є у розпорядженні ННЦ ХФТІ, і засоби
математичної обробки дозволяють вимірювати неруйнуючим методом збагачення уранових зразків з
точністю не гірше 2%.
By using commercial analysis programs MGAU (LLNL, USA) and FRAM (LANL, USA) the summary
error of gamma-spectrometric uranium enrichment measurements was investigated. Uranium samples with
enrichments of 0,71; 4,46 and 20,1 % were measured. The coaxial high purity germanium detector (type GC)
and the planar germanium detector (type LEGe) were used as gamma-radiation detectors. It was shown that
experimental equipment and mathematical software available in NSC KIPT allow us to measure uranium
enrichment by nondestructive method with accuracy of not worse than 2%.
|
| first_indexed | 2025-11-24T11:42:45Z |
| format | Article |
| fulltext |
256
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2009. №4-2.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (94), с. 256-262.
УДК 539.1.07
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНОВЫХ МАТЕРИАЛОВ
ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИМИ МЕТОДАМИ
Д.В. Кутний, Ю.Н. Телегин, Н.П. Одейчук, В.А. Михайлов, В.Е. Товканец
Национальный научный центр «Харьковский физико-технический институт»,
Харьков, Украина
E-mail: d_kutniy@kipt.kharkov.ua, факс +38(057)335-17-39, тел. +38(057)335-64-02
Исследовалась суммарная ошибка определения величины обогащения методами гамма-спектрометрии с
использованием коммерчески доступных программ анализа гамма-спектров урановых образцов MGAU
(LLNL, США) и FRAM (LANL, США). При проведении исследований использовались урановые образцы c
обогащением 0,71; 4,46 и 20,1% по 235U. В качестве детекторов гамма-излучения использовались детекторы
на основе германия высокой чистоты: коаксиальный детектор (серии GC) и планарный низкоэнергетический
детектор (серии LEGe). Показано, что имеющееся в распоряжении ННЦ ХФТИ экспериментальное
оборудование и средства математической обработки позволяют измерять неразрушающим методом
обогащение урановых образцов с точностью не хуже 2%.
ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ
В последнее время в Украине повышенное
внимание уделяется проблеме совершенствования
системы учета и контроля ядерных материалов
(ЯМ), которая состоит из нескольких основных
задач: информационной поддержки; обеспечения
нормативной документацией; создания,
совершенствования и внедрения методик измерений
и контроля; создания и обеспечения аппаратурой
для измерений и контроля ядерных материалов;
обучения персонала современным методам работы
[1].
Система учета и контроля ядерных материалов
является важной гарантией безопасности
деятельности, связанной с использованием ядерных
материалов. Основным документом, регулирующим
подобный контроль, является Положение о
государственной системе учета и контроля ЯМ,
утвержденное Постановлением Кабинета
Министров Украины № 1525 от 18.12.1996 г. [2]. В
соответствии с указанным Положением
Государственным комитетом ядерного
регулировании Украины были разработаны Правила
ведения учета и контроля ядерных материалов на
предприятиях, связанных с их использованием,
перевозкой, хранением или изготовлением (Приказ
ГКЯРУ № 97 от 26.06.2006 г). Необходимость
наличия системы учета и контроля на предприятии
указывается в особых условиях лицензии на
осуществление предприятием деятельности,
связанной с использованием, перевозкой, хранением
или изготовлением ЯМ. В пункте 6 Постановления
КМУ № 1525 особо подчеркивается, что учет и
контроль ЯМ является необходимым условием
получения предприятием разрешения на
осуществление деятельности в сфере использования
ядерной энергии.
Кроме того, в соответствии с вышеуказанными
нормативными документами ГКЯРУ было
разработано Положение о системе измерений
ядерных материалов для предприятий,
занимающихся хранением, использованием,
изготовлением ЯМ и осуществляющих над ними
государственный учет (Приказ ГКЯРУ № 24 от
13.02.2006 г.). В Положении отмечается, что
система измерений ядерных материалов является
неотъемлемой частью государственной системы
учета и контроля и включает в себя
соответствующий персонал, процедуры и
оборудование, которые используются для
определения количества полученного,
изготовленного, отгруженного, утерянного или
другим образом извлеченного из инвентарного
количества ядерного материала, а также для
определения самого инвентарного количества
материала. Одной из первоочередных задач системы
измерений ядерных материалов является получение
данных о количественном и изотопном составе
плутония, урана, тория, имеющегося,
изготовленного, полученного в зоне баланса либо
отправленного из нее. В пункте 3 данного
Положения определены границы неопределенности
результатов измерений (табл. 1), которые должны
обеспечивать используемые на предприятии методы
разрушающего и неразрушающего анализа ЯМ.
Как уже упоминалось ранее, система учета и
контроля ядерных материалов включает в себя
ряд организационно-технических мероприятий, в
числе которых значимое место занимают гамма-
спектрометрические методы неразрушающего
контроля.
В подавляющем большинстве случаев методы
неразрушающего контроля являются более
экспрессными, дешевыми и доступными, чем
разрушающий химический анализ, требуют
меньшей подготовки персонала, проводящего
измерения, и не производят каких-либо
значительных изменений в состоянии
исследуемого материала [3]. Гамма-
спектрометрические методы измеряют
вынужденное или спонтанное излучение,
испускаемое ядерным материалом, которое,
зачастую, является уникальным для исследуемого
изотопа, и его интенсивность может быть связана
с массой изотопа.
257
Таблица 1
Требования ГКЯРУ к точности измерений свойств
ядерных материалов на предприятиях Украины
Границы неопределенности Измеряемая
величина Разрушающие
методы
Неразрушающие
методы
Масса урана 0,5% (при
пробоотборе) 5%
Содержание
урана (твердые
отходы)
- 20%
Обогащение
урана по 235U 0,2% 2%
Изотопный
состав урана
0,2% (изотопы
235U, 233U) 2%
Масса
плутония
0,2% (при
пробоотборе) 2%
Содержание
плутония
(твердые
отходы)
- 15%
Изотопный
состав
плутония
0,2% 2%
Масса тория 0,5% (при
пробоотборе) 5%
Выгорание
(ядерное
топливо)
- 10%
Измерение обогащения урана по изотопу 235U
является одной из основных задач в системе
измерений ядерных материалов. Преобладающая
доля таких измерений выполняется с помощью
пассивного неразрушающего метода анализа,
основанного на регистрации гамма-излучения,
которое сопровождает распад изотопов 235U и 238U.
В настоящее время для проведения измерений
методом неразрушающего анализа на предприятиях
атомной промышленности применяют портативные
приборы нескольких типов, созданные как в нашей
стране, так и за рубежом. Вместе с тем, из-за
отсутствия регламентированной процедуры
определения метрологических характеристик этих
специализированных приборов, оказывается сложно
оценить качество результатов измерений,
полученных с их помощью [4].
Учитывая требования ГКЯРУ (Приказ № 24 от
13.02.2006 г.) и проблему оценки качества
неразрушающих измерений ядерных материалов в
целом, видится актуальным проведение
экспериментальных исследований по тестированию
измерительного оборудования на предприятиях
Украины, связанных с использованием, перевозкой,
хранением или изготовлением ЯМ.
Целью данной работы стала оценка возможности
использования гамма-спектрометрического
оборудования ННЦ ХФТИ в рамках создания
системы измерений ядерных материалов на
предприятии, а именно: оценка суммарной ошибки
определения величины обогащения методами
гамма-спектрометрии с использованием
коммерчески доступных программ анализа гамма-
спектров урановых образцов MGAU [5] (LLNL,
США) и FRAM [6] (LANL, США).
МЕТОДИКА ЭКСПЕРИМЕНТА
При проведении исследований использовались
три стандартных урановых образца из наборов
аттестованных ядерных эталонных материалов
CRM 146 и CRM 969 (Certified Reference Material) c
обогащением 0,71; 4,46 и 20,1% по 235U. Эти наборы
содержат эталоны урана различного обогащения,
аттестованные с точностью лучше ± 0,1%. Наборы
изготовлены и аттестованы двумя организациями:
CBNM (Гиль, Бельгия) и NBL (Аргонн, США) и
представляют собой экземпляр эталонных
материалов для неразрушающего контроля, которые
имеют международный сертификат. Параметры
стандартных образцов приведены в табл. 2.
Таблица 2
Параметры стандартных образцов
Тип
образ
ца
Обогаще-
ние по
массе
235U, %
Масса
U3O8,
г
Толщина
образца,
мм
Плот-
ность,
г/см3
CRM
969
0,71 200,1 ±
0,2
20,8 ±
0,5
2,50
CRM
969
4,46 200,1 ±
0,2
15,8 ±
0,5
3,29
CRM
146
20,1 230,05 ±
0,1
18,8 ±
0,5
3,18
В качестве детекторов гамма-излучения
использовались два детектора на основе германия
высокой чистоты: коаксиальный германиевый
детектор (серии GC) и планарный
низкоэнергетический германиевый детектор (серии
LEGe). Коаксиальный германиевый детектор
GC 2018 - характеризуется эффективностью
регистрации гамма-излучения на уровне 20% и
энергетическим разрешением 1,8 кэВ для энергии
1332 кэВ. Диапазон энергий регистрируемых гамма-
квантов от 50 кэВ до 10 МэВ. Размеры HPGe-
кристалла ∅ 51,5×48,5 мм.
Второй используемый детектор – планарный
низкоэнергетический германиевый детектор
GL 0515R характеризовался энергетическим
разрешением 550 эВ для энергии 122 кэВ. Размеры
HPGe-кристалла ∅ 25,5×15,0 мм.
Для обработки сигнала использовался цифровой
многоканальный анализатор DSA-1000 (Canberra). В
состав анализатора входит цифровой сигнальный
процессор на 16000 каналов, стабилизатор спектра,
универсальный источник высокого напряжения и
память на 16000 каналов спектра. Анализатор
соединялся с компьютером по интерфейсам USB и
работал под управлением базового программного
обеспечения Genie-2000.
При работе с коаксиальным детектором
измерялись гамма-спектры в области энергий
120…1001 кэВ с последующим их анализом
258
программой FRAM. Для уменьшения фоновой
загрузки детектора импульсами от рентгеновских
квантов и низкоэнергетических (Еγ < 100 кэВ)
гамма-квантов непосредственно перед детектором
помещался поглотитель ∼ 1,2 мм Cd. Расстояние
«образец–детектор» для каждого образца выбирали
в пределах 20…50 мм, исходя из соображения,
чтобы мертвое время регистрирующей системы не
превышало 10%.
При работе с низкоэнергетическим (планарным)
детектором измерялись гамма-спектры в области
энергий 80…205 кэВ с последующим их анализом
программами FRAM и MGAU. Образец размещался
непосредственно перед окном детектора.
Стандартная длительность экспозиции
составляла 30 мин.
Программа MGAU (Multi-Group Analysis for
Uranium) является адаптацией пакета анализа
плутониевых образцов MGA, разработанного в
1990 г., и предназначена для работы с урановыми
образцами [5]. Данный метод анализа основан на
измерении интенсивностей близких по энергии
линий гамма- и рентгеновского излучений 235U и
238U в энергетической области 89…100 кэВ. В этом
диапазоне излучаются две практически одинаковые
по энергии гамма-линии: 92,38 и 92,80 кэВ, которые
принадлежат 234Th (см. далее схему распада). В этой
области также присутствуют линии рентгеновского
характеристического излучения Th, 93,35 кэВ
(ThKα1) и 89,96 кэВ (ThKα2), которые испускаются
непосредственно в распаде 235U → 231Th, а также
менее интенсивные рентгеновские линии Pa: 95,86 кэВ
(PaКα1) и 92,28 кэВ (PaКα2) из β-распада 231Th → 231Pa.
9
238 234 234
92 90 9124,1 . 1,174,47 10
m
дн минлет
U Th Paα β β
⋅
⎯⎯⎯⎯→ ⎯⎯⎯→ ⎯⎯⎯→
5 4
234 230
92 902,45 10 7,7 10лет лет
U Thα α
⋅ ⋅
⎯⎯⎯⎯⎯→ ⎯⎯⎯⎯→⋅⋅⋅
Также небольшой вклад дают гамма-линии
96,09 кэВ (235U); 89,95 и 99,28 кэВ (231Th), которые
вместе с указанными рентгеновскими линиями
определяют вклад 235U в данную область спектра.
Кроме этого, одними из наиболее интенсивных
линий на данном участке спектра являются линии
рентгеновской флуоресценции урана: 98,43 кэВ
(UKα1) и 94,65 кэВ (UKα2), которые
индуцируются собственным гамма-излучением
образца и вместе с соответствующими линиями
Кβ-серии всегда присутствуют в спектре.
Наличие такого большого количества линий на
узком участке спектра делает необходимым
использование процедуры разложения сильно
наложенных пиков. Высокая эффективность
реализованного в MGAU итерационного
процесса разложения достигается за счет
использования идеологии функции отклика. Суть ее
состоит в том, что для каждого изотопа
строится функция отклика, которая описывает
его вклад в данную область спектра. При этом
максимальным образом используется имеющаяся
информация о положении линий в спектре
излучения данного изотопа и продуктов его
распада, а также их интенсивностях [5]. За счет
этого достигается существенное уменьшение
количества параметров, которые определяются в
результате подгонки, и значительно возрастает
скорость обработки сложного участка спектра. При
построении функций отклика надлежащим образом
учитывается разница в форме рентгеновских и γ-
линий, параметры которых оцениваются по
одиночным интенсивным линиям 98,43 кэВ (UKα1) и
185,7 кэВ (γ 235U). Эти же линии используются для
оценки энергетической шкалы спектра. Таким
образом, MGAU проводит подгонку
нормализованных функций отклика на участке
89…100 кэВ спектра и по полученным
интенсивностям откликов рассчитывает
содержание 235U и 238U. Содержание 234U также
определяется программой при обработке одиночной
линии 120,9 кэВ.
Программа FRAM (Fixed-energy Response-
function Analysis with Multiple efficiency) [6] была
разработана для анализа в первую очередь
плутониевых и смешанных уран-плутониевых
образцов. Данная программа использует для
обработки γ-спектров линии излучения 234U, 235U и
238U в широком диапазоне энергий 120…1001 кэВ
(табл. 3) [7].
Таблица 3
Энергии, используемые FRAM при анализе
изотопного состава урана
234U, кэВ 235U, кэВ 238U, кэВ
120,9
143,8
163,4
185,7
195,0
202,1
205,3
258,4
742,8
766,4
786,3
880,5
883,2
945,9
1001,0
FRAM, так же как и MGAU, автоматически
проводит обработку измеренного гамма-спектра с
использованием идеологии функции отклика. Далее
строится внутренняя калибровка по
эффективности – отдельно для
высокоэнергетической и низкоэнергетической
областей спектра. После этого обе калибровки
«сшиваются» с использованием нормировки по
пику 258 кэВ 234mPa, наличие которого в спектре
является критическим с точки зрения возможности
проведения анализа. Вообще диапазон
240…260 кэВ для FRAM является очень важным,
так как точность определения площади пика
258 кэВ фактически определяет окончательную
точность измерения обогащения 235U, поскольку
пики от 238U, используемые для определения
изотопного соотношения, находятся в
высокоэнергетической части спектра, а
259
соответствующие пики от 235U – в
низкоэнергетической.
Определенная таким образом эффективность
используется для расчета изотопных отношений в
измеряемом образце урана. Аналогично MGAU
метод FRAM не нуждается в проведении
калибровочных измерений и введении поправок
на эффект матрицы и поглощение в образце и
стенках контейнера.
В 2005 году авторами пакета программного
обеспечения FRAM (LANL, США) была
выпущена новая версия продукта v. 4.4. Основные
отличия этой версии (применительно к анализу
урановых образцов) следующие: добавлена
поправка на прогнозируемое количество 236U;
введена поправка на неравновесное состояние
234Pa; добавлена возможность анализа
низкоэнергетической части спектра
(80…205 кэВ).
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ
В ходе проведения исследований было измерено
около 100 γ-спектров стандартных урановых
образцов с обогащениями 0,71; 4,46 и 20,1% по 235U
при помощи коаксиального и планарного
Ge-детекторов. На рис. 1 и 2 приведены спектры
уранового образца с обогащением 4,46% по 235U,
полученные с помощью коаксиального Ge-
детектора.
Следует отметить, что при обработке
результатов измерений с помощью программы
FRAM могут быть использованы γ-спектры,
полученные как с помощью коаксиального, так и с
помощью планарного Ge-детекторов. Программа
обработки γ-спектров MGAU корректно работает
при использовании спектров, полученных только с
помощью низкоэнергетического планарного Ge-
детектора.
100 150 200 250 600 800 1000
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
10
01
,0
(P
a-
23
4m
)
78
6,
3(
Pa
-2
34
)
76
6,
4(
Pa
-2
34
m
)
74
2,
8(
P
a-
23
4m
)
59
6,
4(
Pa
-2
34
)25
8,
3(
P
a-
23
4m
)
20
5,
3(
U
-2
35
)
18
5,
7(
U
-2
35
)
16
3,
2(
U
-2
35
)
14
3,
8(
U
-2
35
)
11
4,
5(
U
K
β)
11
1,
3(
U
K
β)
98
,4
(U
K α
)
Ко
ли
че
ст
во
с
че
то
в
Энергия, кэВ
92
,4
(T
h-
23
4)
80 85 90 95 100 105 110 115 120
0
5000
10000
15000
20000
25000
30000
98
,4
3(
U
Kα
)
94
,6
5(
U
K
α
)
92
,2
8(
Pa
-2
34
);
92
,3
8(
Th
-2
34
)
Ко
ли
че
ст
во
с
че
то
в
Энергия, кэВ
89
,9
5(
Th
-2
31
);
89
,9
6(
Th
Kα
)
Рис. 1. Гамма-спектр уранового
образца с обогащением 4,46%
по 235U, полученный с помощью
коаксиального Ge-детектора
Рис. 2. Участок γ-спектра
уранового образца
с обогащением 4,46% по 235U,
полученный с помощью
планарного Ge-детектора
260
0,50 0,55 0,60 0,65 0,70 0,75 0,80 0,85 0,90
0
1
2
3
4
5
6
Результаты:
Enrmeas= (0,721 ± 0,031)%
(Enrmeas- Enrdecl)/Enrdecl=1,5%
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащение, %
a
0,50 0,55 0,60 0,65 0,70 0,75 0,80 0,85 0,90
0
1
2
3
4
5
6
Результаты:
Enrmeas=(0,717 ± 0,022)%
(Enrdecl - Enrmeas)/Enrdecl= 1,0%
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащений, %
á
Рис. 3. Статистические распределения
результатов измерения обогащения стандартного
образца (0,71% по 235U): а – коаксиальный
детектор; б – планарный детектор
Результаты обработки серии спектров для
каждого стандартного уранового образца,
измеренные с одинаковой статистикой,
подвергались статистической обработке:
находились среднее значение обогащения Enr и
среднеквадратичное отклонение SD:
1
1 n
i
i
Enr Enr
n =
= ∑ ,
( )
1
22
1
1
1
n
i
i
SD Enr Enr
n =
⎡ ⎤= −⎢ ⎥−⎣ ⎦
∑ ,
где n – число измерений; Enri – значение
обогащения, полученное обработкой i-го спектра.
На рис. 3, 4 и 5 в виде гистограмм приведены
статистические распределения результатов
измерений величины обогащения для различных
образцов. Точка с интервалом погрешности по оси
абсцисс соответствует среднему значению
обогащения Enr и среднеквадратичному
отклонению SD, полученным по приведенным ранее
формулам.
Кроме того, при проведении измерений с
коаксиальным детектором была проведена оценка
величины относительного отклонения измеренного
значения обогащения Enrmeas от декларированного
значения Enrdecl в зависимости от расстояния
«образец-детектор» для образца обогащением
4,46%. Результаты измерений не обнаруживают
зависимости величины измеренного обогащения от
расстояния «образец-детектор». Таким образом,
авторам в новой версии программы FRAM (v. 4.4)
удалось должным образом скорректировать вклад
«истинных совпадений» от каскадных гамма-
квантов, обсуждаемый подробно в работе [6].
Отметим, что на рис. 3, 4 и 5 приведены лишь
некоторые результаты обработки
экспериментальных спектров с коаксиального
детектора – программой FRAM и с планарного
детектора – программой MGAU. Отклонения
значения обогащения от декларированной величины
для остальных результатов обработки лежат в
интервале от 1 до 3,8%.
3,9 4,0 4,1 4,2 4,3 4,4 4,5 4,6 4,7 4,8
0
1
2
3
4
5
6
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащение, %
Результаты:
Enrmeas= (4,43 ± 0,11)%
(Enrmeas - Enrdecl)/Enrdecl= - 0,7%
à
4,3 4,4 4,5 4,6
0
1
2
3
4
5
6
Результаты:
Enrmeas= (4,46 ± 0,04)%
(Enrmeas- Enrdecl )/Enrdecl= 0%
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащение, %
á
Рис. 4. Статистические распределения
результатов измерения обогащения стандартного
образца (4,46% по 235U): а – коаксиальный
детектор; б – планарный детектор
В пакете FRAM в отличие от MGAU
предусмотрено несколько различных алгоритмов
обработки результатов измерений, использование
которых осуществляется посредством выбора
необходимого набора параметров с помощью
б
б
261
редактируемого файла. Пакет содержит целый
набор рекомендуемых входных файлов, включая
отдельные файлы для анализа низкообогащенного
урана (менее 10% по 235U) и высокообогащенного
урана (более 70% по 235U). Была проведена
обработка измеренных спектров с использованием
всего набора с целью нахождения варианта
обработки, дающего наилучшее согласие с
декларированными величинами обогащения для
всех образцов. На рис. 3,а, 4,а и 5,а приведены
результаты обработки с использованием файла
входных параметров: UCoax_121_1001.pst из пакета
FRAM.
Из рисунков следует, что максимальное отличие
измеренного обогащения от декларированной
величины в этом варианте обработки не превышает
1,5%.
18,0 18,5 19,0 19,5 20,0 20,5 21,0
0
1
2
3
4
5
6
Результаты:
Enrmeas= (19,86 ± 0,28)%
(Enrmeas - Enrdecl)/Enrdecl= -1,2%
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащение, %
à
19,6 19,8 20,0 20,2 20,4
0
1
2
3
4
5
6
Результаты:
Enrmeas=(20,04 ± 0,08)%
(Enrmeas - Enrdecl)/Enrdecl= - 0,3%
Ко
ли
че
ст
во
и
зм
ер
ен
ий
Измеренное обогащение, %
á
Рис. 5. Статистические распределения
результатов измерения обогащения стандартного
образца (20,1% по 235U):
а – коаксиальный детектор; б – планарный
детектор
ВЫВОДЫ
На основе полученных результатов можно
сделать следующие выводы:
1. Проведена оценка суммарной ошибки
определения величины обогащения методами γ-
спектрометрии с использованием программ анализа
γ-спектров урановых образцов MGAU и FRAM.
2. Использование коаксиального Ge-детектора и
программы обработки γ-спектров FRAM позволяет
выполнять измерения обогащения (по 235U)
урановых материалов с точностью ∼ 1,5 %.
3. Использование планарного Ge-детектора и
программы обработки γ-спектров MGAU позволяет
выполнять измерения обогащения (по 235U)
урановых материалов с точностью ∼ 1 %.
4. Таким образом, приведенные результаты
свидетельствуют о том, что имеющиеся в
распоряжении ННЦ ХФТИ экспериментальное
оборудование и средства математической обработки
позволяют измерять неразрушающим методом
обогащение урановых образцов с точностью не
хуже 2%, что удовлетворяет требованиям ГКЯРУ в
области создания систем измерений ядерных
материалов на предприятиях Украины.
Работа выполнена при поддержке Научно-
технического центра Украины, проект Р-233А.
ЛИТЕРАТУРА
1. Д. Райлли, Н. Энсслин, Х. Смит, С. Крайнер.
Пассивный неразрушающий анализ ядерных
материалов. М.: «Бином», 2000, 703 с.
2. Держатомрегулювання України [Электрон.
ресурс] / ГКЯРУ. Способ доступа: URL:
http://zakon.rada.gov.ua/. Загл. с экрана.
3. С. Гуардини, П. Скиллебек, Б. Рязанов и др.
Изготовление стандартных образцов для методов
неразрушающего контроля для учебно-
методического центра по учету и контролю // Труды
Международной конференции по учету и контролю
ядерных материалов MPC&A-2000. Обнинск
(Россия), 2000, с. 3.58-3.69.
4. Ю.А. Воробьев. Гамма-спектрометрический
анализ в контроле и учете ядерных материалов //
Вопросы атомной науки и техники. Серия «Ядерное
приборостроение». 2000, в. 1(18), с. 33-39.
5. R. Gunnink, W.D. Ruhter, Р. Miller, J. Goerten,
M. Swinhoe, et al. MGAU: A New Analysis Code for
Measuring U-235 Enrichments in Arbitrary Samples.
UCRL-JC-114713, LLNL, Livermore, USA, 1994.
6. D.T. Vo. Uranium Isotopic Analysis with the
FRAM Isotopic code / LA 13580, LANL, Los Alamos,
USA, 1999.
7. A.N. Berlizov, V.V. Tryshyn. Study of the
MGAU applicability to accurate isotopic
characterization of uranium samples // Proceeding of
the Symposium on International Safeguards:
Verification and Nuclear Material Security, 29 Oct. –
1 Nov., 2001, IAEA, Vienna, Austria.
Статья поступила в редакцию 23.04.2009 г.
б
a
262
ВИЗНАЧЕННЯ ЗБАГАЧЕННЯ УРАНОВИХ МАТЕРІАЛІВ
ГАМА-СПЕКТРОМЕТРІЧНИМИ МЕТОДАМИ
Д.В. Кутній, Ю.М. Телегін, М.П. Одейчук, В.О. Михайлов, В.Ю. Товканец
Досліджувалася сумарна помилка визначення величини збагачення методами гама-спектрометрії з
використанням комерційно доступних програм аналізу гама-спектрів уранових зразків MGAU (LLNL,
США) і FRAM (LANL, США). При проведенні досліджень використовувалися уранові зразки із збагаченням
0,71; 4,46 і 20,1% по 235U. Як детектори гама-випромінювання використовувалися детектори на основі
германію високої чистоти: коаксіальний детектор (серії GC) і планарний низькоенергетичний детектор (серії
LEGe). Показано, що експериментальне обладнання, що є у розпорядженні ННЦ ХФТІ, і засоби
математичної обробки дозволяють вимірювати неруйнуючим методом збагачення уранових зразків з
точністю не гірше 2%.
DETERMINATION OF URANIUM ENRICHMENT BY USING
GAMMA-SPECTROMETRIC METHODS
D.V. Kutniy, Yu.N. Telegin, N.P. Odeychuk, V.A. Mikhaylov, V.E. Tovkanets
By using commercial analysis programs MGAU (LLNL, USA) and FRAM (LANL, USA) the summary
error of gamma-spectrometric uranium enrichment measurements was investigated. Uranium samples with
enrichments of 0,71; 4,46 and 20,1 % were measured. The coaxial high purity germanium detector (type GC)
and the planar germanium detector (type LEGe) were used as gamma-radiation detectors. It was shown that
experimental equipment and mathematical software available in NSC KIPT allow us to measure uranium
enrichment by nondestructive method with accuracy of not worse than 2%.
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-96387 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-11-24T11:42:45Z |
| publishDate | 2009 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Кутний, Д.В. Телегин, Ю.Н. Одейчук, Н.П. Михайлов, В.А. Товканец, В.Е. 2016-03-15T19:23:38Z 2016-03-15T19:23:38Z 2009 Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами / Д.В. Кутний, Ю.Н. Телегин, Н.П. Одейчук, В.А. Михайлов, В.Е. Товканец // Вопросы атомной науки и техники. — 2009. — № 4. — С. 256-262. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/96387 539.1.07 Исследовалась суммарная ошибка определения величины обогащения методами гамма-спектрометрии с использованием коммерчески доступных программ анализа гамма-спектров урановых образцов MGAU (LLNL, США) и FRAM (LANL, США). При проведении исследований использовались урановые образцы c обогащением 0,71; 4,46 и 20,1% по 235U. В качестве детекторов гамма-излучения использовались детекторы на основе германия высокой чистоты: коаксиальный детектор (серии GC) и планарный низкоэнергетический детектор (серии LEGe). Показано, что имеющееся в распоряжении ННЦ ХФТИ экспериментальное оборудование и средства математической обработки позволяют измерять неразрушающим методом обогащение урановых образцов с точностью не хуже 2%. Досліджувалася сумарна помилка визначення величини збагачення методами гама-спектрометрії з використанням комерційно доступних програм аналізу гама-спектрів уранових зразків MGAU (LLNL, США) і FRAM (LANL, США). При проведенні досліджень використовувалися уранові зразки із збагаченням 0,71; 4,46 і 20,1% по 235U. Як детектори гама-випромінювання використовувалися детектори на основі германію високої чистоти: коаксіальний детектор (серії GC) і планарний низькоенергетичний детектор (серії LEGe). Показано, що експериментальне обладнання, що є у розпорядженні ННЦ ХФТІ, і засоби математичної обробки дозволяють вимірювати неруйнуючим методом збагачення уранових зразків з точністю не гірше 2%. By using commercial analysis programs MGAU (LLNL, USA) and FRAM (LANL, USA) the summary error of gamma-spectrometric uranium enrichment measurements was investigated. Uranium samples with enrichments of 0,71; 4,46 and 20,1 % were measured. The coaxial high purity germanium detector (type GC) and the planar germanium detector (type LEGe) were used as gamma-radiation detectors. It was shown that experimental equipment and mathematical software available in NSC KIPT allow us to measure uranium enrichment by nondestructive method with accuracy of not worse than 2%. Работа выполнена при поддержке Научно-технического центра Украины, проект Р-233А. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами Визначення збагачення уранових матеріалів гама-спектрометрічними методами Determination of uranium enrichment by using gamma-spectrometric methods Article published earlier |
| spellingShingle | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами Кутний, Д.В. Телегин, Ю.Н. Одейчук, Н.П. Михайлов, В.А. Товканец, В.Е. Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок |
| title | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| title_alt | Визначення збагачення уранових матеріалів гама-спектрометрічними методами Determination of uranium enrichment by using gamma-spectrometric methods |
| title_full | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| title_fullStr | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| title_full_unstemmed | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| title_short | Определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| title_sort | определение обогащения урановых материалов гамма-спектрометрическими методами |
| topic | Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок |
| topic_facet | Конструкционные материалы реакторов новых поколений, реакторов на быстрых нейтронах и термоядерных установок |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/96387 |
| work_keys_str_mv | AT kutniidv opredelenieobogaŝeniâuranovyhmaterialovgammaspektrometričeskimimetodami AT teleginûn opredelenieobogaŝeniâuranovyhmaterialovgammaspektrometričeskimimetodami AT odeičuknp opredelenieobogaŝeniâuranovyhmaterialovgammaspektrometričeskimimetodami AT mihailovva opredelenieobogaŝeniâuranovyhmaterialovgammaspektrometričeskimimetodami AT tovkanecve opredelenieobogaŝeniâuranovyhmaterialovgammaspektrometričeskimimetodami AT kutniidv viznačennâzbagačennâuranovihmateríalívgamaspektrometríčnimimetodami AT teleginûn viznačennâzbagačennâuranovihmateríalívgamaspektrometríčnimimetodami AT odeičuknp viznačennâzbagačennâuranovihmateríalívgamaspektrometríčnimimetodami AT mihailovva viznačennâzbagačennâuranovihmateríalívgamaspektrometríčnimimetodami AT tovkanecve viznačennâzbagačennâuranovihmateríalívgamaspektrometríčnimimetodami AT kutniidv determinationofuraniumenrichmentbyusinggammaspectrometricmethods AT teleginûn determinationofuraniumenrichmentbyusinggammaspectrometricmethods AT odeičuknp determinationofuraniumenrichmentbyusinggammaspectrometricmethods AT mihailovva determinationofuraniumenrichmentbyusinggammaspectrometricmethods AT tovkanecve determinationofuraniumenrichmentbyusinggammaspectrometricmethods |