624 Н. Энсслин и Х. А. Смит, мл.

где С — наблюдаемая скорость счета, откорректированная на фон; r — расстояние между детектором и отложениями;

m — масса отложений в граммах.

6. Линейная градуировка соответствует массе материала на единицу длины зоны отложений. Выражение для массы имеет вид:

Ñ0 должна измеряться на расстоянии r0, используемом для определения L.

7. Градуировка для плоскости соответствует массе материала на единицу площади зоны отложения и имеет следующий вид:

Ñ0 должна измеряться на расстоянии r0, используемом для определения А.

8. Отметим, что представленные уравнения предполагают, что для определения L, A и С0 используется один и тот же стандартный образец. На практике это удобно, но не существенно. Для измерений, требующихся для расчета величин L и А по уравнениям (20.1) и (20.2), может использоваться один стандартный образец, а чтобы определить m0 è C0 для уравнений с (20.3) по (20.5) может использоваться другой стандартный образец.

20.6.5Стандартные образцы для градуировки и контрольные источники

В принципе, геометрия стандартного образца, применяемого для градуировки, должна быть такой же, как и геометрия неизвестного образца, подлежащего измерениям. Для измерений отложений это часто невыполнимо. Поэтому, на практике для аппроксимации реальных геометрий оборудования используются точечные, линейные и плоские стандартные образцы. Также, как описывалось в предыдущем разделе, для получения градуировок разных геометрий (точка, линия или плоскость) может использоваться один небольшой точечный стандартный образец. Для гамма-измерений достаточно от 1 до 5 г 235U èëè 239Pu. Даже для этих небольших стандартных образцов самопоглощение гамма-излучения значи- тельно и должно быть учтено поправочным коэффициентом (см., например, табл. 20.5). Для нейтронных измерений плутоний в количестве от 10 до 20 г (от 6 до 20 % 240Pu) дает достаточную скорость счета. В таком нейтронном стандартном образце эффекты самопоглощения и саморазмножения незначительны, но важно установить расчетами или измерениями, что скорость образования нейтронов в стандартном образце представительна для реального мате риала установки.

Для обеспечения стабильности и надежности работы портативных детекторов излучений в заводских условиях, необходимо использовать их вместе с небольшими контрольными источниками. Работоспособность детекторов должна проверяться с использованием этих источников каждые 1-4 часа. Для этой цели подходят точечные стандартные образцы, описанные в предыдущем абзаце (или даже еще меньшие источники).

Некоторые группы по измерению отложений в дополнение к точечным стандартным образцам для градуировки изготавливают стандартные образцы в виде плоских пластин или слоев. Одна из типичных методик приготовления стандартного образца включает в себя распыление порошков оксидов на прозрачные листы из пластмассы, покрытые клейким материалом [18]. Оксид урана также смешивают с силиконовой резиной и осаждают на пластинах [19]. Стандартные образцы в виде листов могут использоваться для градуировок плоской геометрии или свернуты в трубки или трубопроводы для градуировки линейной геометрии. Однако такие стандартные образцы могут оказаться сложными для изготовления и применения из-за того, что оксид может осаждаться неравномерно и стать жестким, вызывая растрескивание или расслоение материала.

На любой установке могут оказаться специфические геометрии отложений, которые не могут быть аппроксимированы точечными, линейными источниками или источниками в виде плоскости. Иногда возможно имитировать эти геометрии, сочетая точечные стандартные образцы со стандартными образцами в виде листов. Другой альтернативой является введение известных стандартных образцов внутрь реального технологического оборудования, хотя это обычно можно сделать только до введения этого оборудования в эксплуат ацию.

20.6.6 Поправки на ослабление и самопоглощение

Обычной проблемой в пассивных гамма-измерениях отложений является тенденция к недооценке количества отложений вследствие самопоглощения в самом материале или ослабления в близлежащих материалах. Самопоглощение гамма-квантов в уране или плутонии может быть очень большим, что показано двумя примерами в табл. 20.5. Хотя аналитик не может точно определить поправку на самопоглощение из-за того, что плотность и распределение материала неизвестны, однако он может сделать приблизительную поправку на самопоглощение при оценке погрешностей.

Ослабление гамма-квантов близлежащими стенками труб, перчаточными боксами или другими материалами можно определить с помощью вычислений или измерений коэффициента пропускания. Измерение коэффициента пропускания показано на рис. 20.9, где источник (обычно 137Cs) размещен позади трубопровода. Процедура измерений, расчет коэффициента пропускания и преобразование его в коэффициент поправки на самоослабление такие же, как в главе 6. Эта процедура редко используется во время кампании по измерению отложений, поскольку она занимает много времени, физически неудобна и требует разнообразной электронной аппаратуры для измерения гамма-пика цезия с энергией 662 кэВ. Вместо этого обычно бывает достаточно провести расчет ослабления, оценив толщину и состав близлежащих материалов.

проводить ее для каждого измерения отложений, пока экспериментально не выяснится, где этой поправкой можно пренебречь. В противном случае, результат измерения отложений будет представлять просто нижний предел наличного количества материала.

20.6.7 Оценка погрешности

При оценке погрешностей измерений проявляются как искусство, так и наука измерений отложений. Эти погрешности большие и многочисленные, причи- ны их возникновения изложены ниже в некотором субъективном порядке уменьшения их значимости:

1.Неизвестное распределение материала, которое влияет на выбор расстояния между источником и детектором и на обоснованность выбранной градуировки для точечной, линейной или плоской геометрии.

2.Самопоглощение в материале или матрице материала.

3.Ослабление гамма-излучения в близлежащих материалах.

4.Фон от объектов, удаленных на расстояние прямой видимости, или интерференция от соседнего, неустраненного материала.

5.Нестабильность детектора или неправильная градуировка.

6.Непредставительные стандартные образцы.

7.Статистическая погрешность.

8.Неопределенность в изотопном составе материала.

Статистическая погрешность является единственным источником погрешности, который может быть получен до некоторой степени точно; обычно она незначительна по сравнению с другими погрешностями.

Самой важной методикой для оценки погрешности, доступной группе по измерениям, является методика проведения измерений каждой зоны накопления отложений несколькими различными способами. После того как каждое измерение должным образом откорректировано на расстояние, фон, ослабление и т.п., получают значение количества отложений в граммах, затем следует усреднить различные значения. Стандартное отклонение результатов измерения можно оценить или вычислить, исходя из диапазона значений.

Чтобы оценить точность серии измерений отложений, нужно измерить отложения как до, так и после кампании по зачистке. Если реальное количество удаленного при зачистке материала можно определить отбором проб и последующим химическим анализом или с использованием других методик неразрушающего анализа, то можно вычислить погрешность измерения. Данные предшествующих градуировок можно обновить, а оценки погрешностей пе ресмотреть.

В табл. 20.6 представлено краткое изложение опубликованных сравнительных данных по измерениям отложений и кампаниям по зачистке на существующих установках. Из этих данных можно оценить общую погрешность измерений отложений. В основном, погрешность измерений отложений составляет ±50 %, хотя для более удобных геометрий или тщательно контролируемых кампаний по измерениям можно получить более точные результаты.

ЛИТЕРАТУРА

1.D. Rogers, Ed., Handbook of Nuclear Safeguards Measurement Methods,

NUREG/CR-2078 (US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 1983).

2.M. Anderson and J. Lemming, “Selected Measurement Data for Plutonium and Uranium,” Mound Laboratory report MLM-3009 (1982).

3.T. Crane, “Measurement of Uranium and Plutonium in Solid Waste by Passive Photon or Neutron Counting and Isotopic Neutron Source Interrogation,” Los Alamos Scientific Laboratory report LA-8294-MS (1980).

4.T. Crane, “Versatile System for Measuring Nuclear Waste in 55-Gal. Drums,” in “Safeguards and Security Status Report, February — July 1983,” J. Shipley and D. Smith, Eds., Los Alamos National Laboratory report LA-9595-PR ( 1983), pp. 24-29.

5.J. Caldwell, D. Close, T. Kuckertz, W. Kunz, J. Pratt, K. Haff, and F. Schultz, “Test and Evaluation of a High-Sensitivity Assay System for Bulk Transuranic Waste,”

Nuclear Materials Management XII, 75 (1984).

6.D. Close, T. Crane, J. Caldwell, W. Kunz, E. Shunk, J. Pratt, L. Franks, and S. Kocimski, “Advances in Measurement of Alpha-Contaminated Wastes,” Proc. American Nuclear Society Topical Meeting on the Treatment and Handling of Radioactive Waste, Richland, Washington, April 19-22, 1982, p. 292.

7.C.A. Coulter, “Safeguards Uses of Confirmatory Measurements,” Proceedings of the Inst. of Nuclear Mat. Manage., Albuquerque, New Mexico (July 1985).

8.R.S. Marshall, R.P. Wagner, and F. Hsue, “Experience with Confirmation Measurement at Los Alamos,” LA-UR-85-2667, Proceedings of the Inst. of Nuclear Mat. Manage., Albuquerque, New Mexico (July 1985).

9.H. Menlove, “Passive/Active Assay of PuF4 and (α,n) Salts,” Los Alamos National Laboratory memorandum Q-1-84-161 to N. Ensslin (February 1984).

10.H. Menlove and A. Keddar, “Field Test and Evaluation of the Passive Neutron Coincidence Collar for Prototype Fast Reactor Fuel Subassemblies,” Los Alamos National Laboratory report LA-9449-MS (1982).

11.J. Cadieux, C. Denard, and P. Deason, “Confirmatory Measurement Experiences at the Savannah River Plant,” Proceedings of the Inst. of Nuclear Mat. Manage., Albuquerque, New Mexico (July 1985).

12.J. Gilmer, “Confirmatory Measurements Counter for Shipper-Receiver Verification,” Proceedings of the Inst. of Nuclear Mat. Manage., Albuquerque, New Mexico (July 1985).

13.NRC Regulatory Guide 5.23, “In-Situ Assay of Plutonium Residual Holdup,” Rev. 1 (February 1984).

14.K.K.S. Pillay, R. Picard, and R. Marshall, “Estimation Methods for Process Holdup of Special Nuclear Materials,” NUREG/CR-3678, LA-10038 (June 1984).

15.NRC Regulatory Guide 5.8, “Design Considerations for Minimizing Residual Holdup of Special Nuclear Material in Drying and Fluidized Bed Operations” (May 1974).

16.NRC Regulatory Guide 5.25, “Design Considerations for Minimizing Residual Holdup of Special Nuclear Material in Equipment for Wet Process Operations” (June 1974).

17.NRC Regulatory Guide 5.42, “Design Considerations for Minimizing Residual Holdup of Special Nuclear Material in Equipment for Dry Process Operations” (January 1975).

18.M. Zucker and M. Degen, “Holdup Measurement for Nuclear Fuel Manufacturing Plants,” Nuclear Materials Management X, 239 (1981).

19.B. Disselhorst, J. Glancy, and D. Brush, “Survey Techniques for Measuring 235U,” General Atomic Company report GA-A14426 (1977).

20.N. Ensslin and E. Sanford, “An Active Neutron Holdup Measurement Technique,” in “Program Status Report, Safeguards and Security Research and Development, February — July 1981,” Los Alamos National Laboratory report LA-9110-PR (1982), pp. 13-15.

21.NRC Regulatory Guide 5.37, “In-Situ Assay of Enriched Uranium Residual Holdup,” Rev. 1 (October 1983).

22.J. Lawless, “The Rocky Flats Assay Meter,” Rockwell International, Rocky Flats Plant report SSS-81-1(1981).

23.C. Kindle, “In-Situ Measurement of Residual Plutonium,” Nuclear Materials Management V (3), 540 (1976).

24.J. Tape, D. Close, and R. Walton, “Total Room Holdup of Plutonium Measured with a Large-Area Neutron Detector,” Nuclear Materials Management, V (3), 533 (1976).

25.T. Crane, “Richland/Hanford PUREX: Screw Calciner Holdup Monitor,” in “Safeguards and Security Progress Report, January — December 1983,” Los Alamos National Laboratory report LA-10170 (1984), p. 16.

26.H. Preston and W. Symons, “The Determination of Residual Plutonium Masses in Gloveboxes by Remote Measurements Using Solid Thermoluminescent Dosimeters,” United Kingdom AEA report AEEW-R1359, Winfrith, England (1980).

27.R. Marshall, N. Ensslin, R. Picard, and R. Siebelist, “Summary Report on Uranium Holdup Estimation,” Los Alamos National Laboratory document Q-4/82-489, p. 66, April 1982.

28.R Walton, “The Feasibility of NDA Measurements in Uranium Enrichment Plants,” Los Alamos Scientific Laboratory report LA-7212-MS (1978).