с полными концентрациями ядерных материалов в диапазоне от 35 до 70 г/л. В диапазоне 0,25 ≤ ρTh/ρU ≤ 4,0 относительная погрешность анализа концентраций тория и урана составила 1 % или лучше для времени измерения 4000 с.

9.7 ПЛОТНОМЕРЫ ПО КРАЮ ПОГЛОЩЕНИЯ

Анализ растворов урана и плутония с помощью методики плотнометрии по краю поглощения был продемонстрирован в полевых испытаниях нескольких измерительных устройств, которые осуществляли измерения по K-краю или LIII-краю. Устройства были разработаны для применений в технологических процессах извлечения ЯМ из растворов скрапа или переработки. В каждом измерительном устройстве используется гамма-спектрометр высокого разрешения (обычно с детектором из особо чистого германия (ОЧГ) для анализов по K-краю и Si(Li) — для анализов по LIII-краю) и многоканальный анализатор на базе процессора. Погрешность измерения, достигаемая в каждом случае, приближается к статистически прогнозированному значению, обычно равному 0,5 % или менее для коротких времен измерения (≤ 30 мин).

Источники излучения, используемые в измерительных системах по K-краю, представляют собой источники дискретного гамма-излучения или источники непрерывного тормозного излучения (рентгеновского излучения). Для дискретного анализа урана по K-краю используются гамма-кванты 169Yb с энергиями 109,8 и 130,5 кэВ, а для дискретного анализа плутония по K-краю — гамма-кванты 75Se è 57Co с энергиями 121,1 и 122,1 кэВ. В измерительных системах по LIII-краю используются только рентгеновские генераторы.

Анализ по краю поглощения основан на уравнении (9.12). Точность анализа (уравнение (9.14)) зависит от нескольких переменных, включая Δµ, x, концентрацию раствора, время измерения и интенсивность падающего пучка. Поэтому удобно при сравнении разных измерительных систем использовать параметр характеристической концентрации ρc = (1/Δµx) для каждой измерительной системы. Относительная погрешность измерительной системы определяется как погрешность, измеренная за фиксированное время измерения при оптимальной концентрации, которая представляет собой концентрацию, для которой относительная погрешность [σ(ρ)/ρ] является минимальной (см. рис. 9.5 и 9.6).

В табл. 9.4 и 9.5 перечислены плотномеры по K-краю и LIII-краю, которые подверглись полевым испытаниям. Для каждого измерительного устройства приводится характеристическая концентрация ρc и оптимальная концентрация ρîïò., определенная эмпирическим путем (указана в скобках под ρc). В таблицах указаны растворы, использованные для получения данных, и представлены измеренные погрешности при оптимальных концентрациях и заданных временах измерения. Подробное обсуждение измерительных устройств, перечисленных в табл. 9.4 и 9.5, представлено в разделах 9.7.1 и 9.7.2.

Ðèñ. 9.8. Измерительная головка системы USAS

2.Ок-Риджский завод Y-12 [22, 23]. На установке по восстановлению скрапа высокообогащенного урана (ВОУ) на Ок-Риджском заводе Y-12 используется система анализа растворов SAS (Solution Assay System), аналогичная USAS. Для анализа образцов растворов урана объемом 50 мл в диапазоне концентраций от 50 до 200 г/л используется метод анализа по K-краю. В состав образцов входит определяемый продукт, но состав обычно не ограничен только им. В системе SAS используется источник излучения 169Yb и одноразовые пластмассовые ампулы с пробами. Система запущена в эксплуатацию на заводе Y-12 в октябре 1981 г. для контроля технологического процесса и учета ядерных мате риалов.

3.Объединенные ядерные службы AGNS (Allied General Nuclear Services) [12, 24, 25]. Плотномер по K-êðàþ с дискретным источником был аттестован для анализа плутония на установке AGNS в Барнуэлле, штат Южная Каролина, в 1977-1978 гг. Гибридное измерительное устройство выполняло пассивные измерения гамма-излучения и измерения по K-êðàþ на приготовленных образцах растворов типичного плутония легководных реакторов объемом 10 мл в стационарных кварцевых ячейках для образцов. Источник излучения — комбинация 75Se è 57Co. Были представлены результаты для ячеек с разной длиной пути прохожде-

ния излучения (толщиной ячейки).

4. Корпорация энергетических реакторов и разработки ядерного топлива PNC (Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation) [12, 26-28].

Плотномер по K-краю с дискретным источником работает в аналитической лаборатории перерабатывающего завода Токай-Мура при "Корпорации энергетиче-

Ðèñ. 9.9. Масштабированный чертеж измерительной головки системы USAS. Толщина раствора на пути прохождения излучения равна 2 см

ских реакторов и разработки ядерного топлива" в Японии. Образцы растворов свежевыделенного и выдержанного плутония, являющегося продуктом переработки топлива реакторов на кипящей воде и с водой под давлением, анализируются с помощью метода по K-краю в двухцикличном анализе (сначала с источником излучения 75Se, затем — 57Co). На рис. 9.10 показано расположение измерительной станции под перчаточным боксом в заводской лаборатории Токай-Мура. Рис. 9.11 представляет собой масштабированный чертеж измерительной головки, которая включает в себя колодец, спускающийся вниз от пола перчаточного бокса. Прибор выполняет анализ изотопов свежих растворов в третьем цикле. Образцы растворов анализируются в колодце, который является продолжением перча- точного бокса. Детектор гамма-излучения и источники излучения находятся снаружи перчаточного бокса. Ячейки для образцов представляют собой одноразовые пластмассовые ампулы, в которые помещается приблизитель но 10 мл раствора.

Токайская измерительная система была установлена в ноябре 1979 г. и эксплуатировалось в течение 1980 г. в режиме аттестации. С начала 1981 г. измерительная система перешла в обычную эксплуатацию. На рис. 9.12 представлен график разности в процентах между результатами анализа по K-краю и эталонными значениями (из разрушающего анализа), полученными в течение 1981 г. во время текущего использования на установке [28]. Плотномер был допущен для использования установкой с 1982 г. после аттестации инспекторами М АГАТЭ.

Ðèñ. 9.12. Разность в процентах между результатами анализа по K-краю и разрушающего анализа по определению концентрации плутония, построенн ая в виде функции идентификационного номера образца. Сплошная линия предс тавляет средний относительный результат, равный 0,36 %. Это очевидное смещение я вляется результатом градуировки (в 1979 г.) с использованием лишь небольш ого числа стандартных образцов [27]

5.Завод в Саванна-Ривер SRP (Savannah River Plant) [5, 12, 29]. Плотномер по K-êðàþ с дискретным источником для растворов плутония был разработан для производственных испытаний на заводе в Саванна-Ривер. Проточная кювета из нержавеющей стали была установлена в обводную петлю на резервуарах для хранения технологических растворов и находилась в выступе технологиче- ского герметизированного отсека. Детектор и источники излучения размещались снаружи герметизированного отсека на обеих сторонах выступа для измерения коэффициента пропускания гамма-излучения через кювету, наполненную раствором. Рис. 9.13 представляет собой подробное изображение измерительной станции для этого плотномера. На рис. 9.14 представлена установка измерительной системы на технологических трубопроводах. Измерения проводились на статическом растворе объемом 100 мл после циркуляции раствора в резервуаре через отводную петлю (свежевыделенный плутоний в растворах производится во время переработки топлива низкого выгорания). Измерения коэффициента пропускания по K-êðàþ проводились в два цикла, как и в Токайской измерительной системе, а

âтретьем цикле определялся изотопный состав плутония. Измерительная система также использовалась для исследования измерений концентрации плутония в присутствии примесей урана. К растворам с отношением урана к плутонию выше чем 2:1, применялась процедура экстраполяции, описанная в разделе 9.4.4 [5]. Автономное тестирование измерительной системы проходило на заводе с апреля 1980 г. по декабрь 1981 г. На рис. 9.6 (см. раздел 9.4.2) представлен график погрешности измерения в зависимости от концентрации (в диапазоне от 5 до 200 г/л), полученный при этих испытаниях [5]. Производственные испытания начались в декабре 1982 г. и закончились в июне 1983 г.

6.Аналитическая лаборатория гарантий Международного агентства по Атомной энергии (МАГАТЭ) [30]. Портативный плотномер по K-êðàþ áûë ðàç-

Ðèñ. 9.13. Измерительная станция для плотномера SRP на потоке растворов плутония. Механизм размещения диска с источником и диск с коллиматоро м (показан слева) охватывают с двух сторон выступ технологического отсека таким образом, что кювета для образца (внутри технологического герметизиро ванного отсека) находится между источниками излучения и детектором, в стандар тной геометрии измерения коэффициента пропускания. Толщина кюветы равн а 7 см

работан для проведения испытаний в качестве инспекционного инструмента для подтверждения подлинности концентраций образцов плутония внутри перчаточ- ных боксов. Плотномер состоит из корпуса, который поддерживает и защищает детектор и источники излучения пропускания, и портативного многоканального анализатора, оснащенного электроникой для обработки аналогового сигнала. Корпус скользит внутри перчатки перчаточного бокса таким образом, чтобы образец раствора плутония в одноразовой пластмассовой ампуле мог быть установлен и закреплен в держателе между детектором и источником излучения для двухцикличного анализа по K-краю. На рис. 9.15 и 9.16 показана измерительная головка портативной измерительной системы по K-краю, вставленная в перчатку перчаточного бокса.

Портативный плотномер испытывался в аналитической лаборатории гарантий МАГАТЭ в Сейберсдорфе (Австрия) с ноября 1983 г. Второй прибор планируется использовать для полевых испытаний инспекторами МАГАТЭ в Японии.

Ðèñ. 9.14. Установка SRP плотномера на потоке растворов плутония. Обводная петля т рубопровода подает раствор плутония от одного из резервуар ов-накопителей к измерительной кювете. Имеется приспособление для слива сод ержимого кюветы в промежуточный резервуар, чтобы только что проанализиров анные образцы материала могли быть изъяты для автономной проверки метода ми разрушающего анализа

7. Исследовательский ядерный центр в Карлсруэ KfK (Kernforschungszentrum Karlsruhe) [12, 31-33]. Плотномер по K-êðàþ с непрерывным источником излучения испытывался в исследовательском ядерном центре в Карлсруэ, в Федеративной Республике Германии (ФРГ) с 1978 г. Детектор и источник рентгеновского излучения размещены снаружи перчаточного бокса, а образцы и коллиматоры находятся внутри перчаточного бокса. Измерительная система используется для анализа концентраций урана и плутония в растворах продуктов переработки и поступающих на переработку растворах топлива реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Гибридная модификация этой измерительной системы использовалась для проведения анализа поступающих на переработку растворов топлива реактора на легкой воде, в которых содержание плутония составляет приблизительно 1% от содержания урана. Непрерывный источник излучения служил как в качестве источника излучения для анализа урана по K-êðàþ, так и в качестве источника флюоресценции для рентгенофлюоресцентного анализа отношения концентрации плутония к концентрации урана. Интенсивность излуче- ния непрерывного источника предусматривает сильную коллимацию образца, необходимую для анализа по K-êðàþ и рентгенофлюоресцентного анализа, при существенном уменьшении скорости пассивного счета от образцов, содержащих высокие концентрации продуктов деления.

Ðèñ. 9.15. Масштабированный чертеж измерительной головки портатив ного плотномера по K-краю, вставленной в перчатку перчаточного бокса. Толщина ячейки для образца на пути прохождения излучения равна 2 см

На рис. 9.17 представлен чертеж измерительной головки гибридной измерительной системы. На рис. 9.18 показан плотномер по K-краю в Карл сруэ.

9.7.2 Плотномеры по LIII-краю поглощения

Ниже приводятся описания нескольких плотномеров по LIII-краю, которые прошли испытания и аттестацию в реальных или смоделированных внутризаводских условиях эксплуатации. Первые три описанных плотномера по LIII-краю были разработаны одинаковыми как в механической, так и в электронной части. Фотография измерительной системы AGNS (рис. 9.19) представляет все три измерительные системы. На рис. 9.20 приведен чертеж измерительной головки для всех трех систем. Характеристики этих измерительных систем содержатся в табл. 9.5.

Ðèñ. 9.20. Масштабированный чертеж измерительной головки плотноме ра поLIII-краю для измерительных систем SRL, NBL è AGNS. Проточная кювета показана обрезанной со стороны входной и выходной труб. Закрашенная область п оказывает раствор в кювете (длина пути прохождения излучения равна 1 см). Мате риалами для вторичной герметизации, защиты, каркаса, кюветы для образца и коллиматора являются поликарбонат (LexanÔ), нержавеющая сталь, алюминий, нержавеющая сталь (с окнами Kel-FÔ) и латунь, соответственно

1.Саванна-Риверская лаборатория SRL (Savannah River Laboratory) [12,

21, 34]. Плотномер по LIII-краю в Саванна-Риверской лаборатории испытывался вместе с демонстрационной установкой для переработки растворов. Проточная кювета из нержавеющей стали (подогнанная к пластмассовым окнам) была установлена в перчаточном боксе, в котором размещалось устройство совместной обработки, таким образом, чтобы раствор из разных точек технологического про-

цесса мог быть введен в ячейку для анализа по LIII-краю либо урана, либо плутония, либо обоих вместе. Прибор измерял статические растворы объемом 15 мл в кювете; перед каждым анализом прибор несколько раз промывался раствором. Графики зависимости погрешности анализа, полученной для растворов чистого урана или плутония, от концентрации показаны на рис. 9.21. Система эксплуатировалось на заводе в Саванна-Ривер с 1978 г. по 1980 г.

2.Нью-Брансвикская лаборатория NBL (New Brunswick Laboratory) [35].

Плотномер по LIII-краю в Нью-Брансвикской лаборатории Министерства энергетики США в Аргонне был разработан для воспроизведения геометрии измерения

èметода анализа измерительной системы Саванна-Риверской лаборатории. Для тщательно контролируемой оценки сходимости и погрешности этой измерительной системы использовались специально приготовленные эталонные растворы урана, плутония и их смеси. На рис. 9.22 сравниваются результаты анализа NBL с эталонными значениями для чистых урановых растворов. Чувствительность к загрязнению матрицы элементами с низким, средним и высоким атомным номером Z проверялась для уровней загрязнения до 10 % по весу ядерного материала. Эта аттестация проходила с 1980 г. по 1981 г.

Ðèñ. 9.21. График зависимости погрешности (1s), полученной измерительной системой SRL за время анализа урана или плутония по LIII-краю, равное 1000 с, от концентрации. Пунктирная линия представляет собой стандартное отк лонение, рассчи- танное на основе счетной статистики с использованием ура внения (9.14)

Ðèñ. 9.22. Сравнение результатов анализа по LIII-краю за 1000 с образцов растворов, введенных в кювету для образца системы NBL, с результатами разрушающего анализа. Группы из трех точек данных, построенных вертикально, пре дставляют результаты повторных анализов одного и того же образца. Эти данн ые использовались для градуировки системы NBL

3.Объединенные ядерные службы AGNS (Allied General Nuclear Services)

[36].Плотномер по LIII-краю, разработанный для проведения непрерывного анализа концентрации урана в протекающих технологических растворах, испытывался в 1981 г. на Барнуэллской установке AGNS. Проточная кювета из нержавеющей стали была вставлена в трубу, которая непрерывно отбирала пробы потока продукта из экстракционной колонны. Измерительная система работала в тече- ние семи дней без перерыва, выдавая каждые 5 мин результаты измерения кон-

казана измерительная головка плотномера. Хотя для обработки аналогового сигнала, сбора и анализа данных использовался стандартный блок электроники, в Лос-Аламосском плотномере по L-краю мог бы использоваться и портативный многоканальный анализатор, используемый в компактном плотномере по K-краю в Сейберсдорфе (см. раздел 9.7.1). Это позволяет проводить измерения по LIII-краю с использованием портативных приборов. Функционирование компактного плотномера с приготовленными эталонными растворами урана было аналогично работе измерительной системы по LIII-краю, испытанной ранее.

ЛИТЕРАТУРА

1.T.R. Canada, J.L. Parker, and T.D. Reilly, "Total Plutonium and Uranium Determination by Gamma-Ray Densitometry," Transactions of the American Nuclear Society 22,140 (1975).

2.T.R. Canada, D.G. Langner, and J.W. Tape, "Nuclear Safeguards Applications of Energy-Dispersive Absorption-Edge Densitometry," in Nuclear Safeguards Analysis, E.A. Hakkila, Ed. (American Chemical Society, Washington, DC, 1978), Series ¹.79, p.96.

3.T.R. Canada, S.-T. Hsue, D.G. Langner, D.R. Martin, J.L. Parker, T.D. Reilly, and J.W. Tape, "Applications of the Absorption-Edge Densitometry Technique to Solutions and Solids," Nuclear Materials Management 6 (3), 702 (1977).

4.R.L. Bramblett, "Passive and Active Measurements of SNM in 55-Gallon Drums,"

Nuclear Materials Management 4, 137 (1975).

5.H.A. Smith, Jr., T. Marks, S.S. Johnson, L.R. Cowder, J.K. Sprinkle, Jr., C.O. Shonrock, R.W. Slice, D.L. Garcia, K.W. MacMurdo, R.L. Pollard, L.B. Baker, P. Christie, and J.P. Clark, "Test and Evaluation of the In-Line Plutonium Solution K-Absorption-Edge Densitometer at the Savannah River Plant: Phase I, Off-Line Testing," Los Alamos National Laboratory report LA-9124-MS (1982).

6.S.-T. Hsue to R.B. Walton, "Densitometry Design," Los Alamos document Q-1-80-243 (May 1980).

7.L.A. Currie, "Limits for Quantitative Detection and Quantitative Determination," Analytical Chemistry 40, 586 (1968).

8.C.E. Crouthamel et al., "A Compilation of Gamma-Ray Spectra (NaJ Detector)," in Applied Gamma-Ray Spectrometry, F. Adams and R. Dams, Eds. (Pergamon Press, Braunschweig, Hungary, 1970).

9.T.W. Crane, "Detectability Limits and Precision for Shufflers," Los Alamos National Laboratory report LA-10158-MS (1984).

10.E. Storm and H.I. Israel, "Photon Cross Sections from 0.001 to 100 MeV for Elements 1 through 100," Los Alamos Scientific Laboratory report LA-3753 (1967).

11.Handbook of Chemistry and Physics, 55th ed., R.C. Weast, Ed. (Chemical Rubber Company Press, Cleveland, Ohio, 1975).

12.P.A. Russo, S.-T. Hsue, D.G. Langner, and J.K. Sprinkle, Jr., "Nuclear Safeguards Applications of Energy-Dispersive Absorption-Edge Densitometry," Nuclear Materials Management 9, 730 (1981).

13.F. Brown, D.R. Terry, J.B. Hornsby, R.G. Monk, F. Morgan, J. Herrington, P.T. Good, K.C. Steed, and V.M. Sinclair, "Application of Instrumental Methods to the Determination of Nuclear Fuel Materials for Safeguards," in Safeguards Techniques, Proc. IAEA Karlsruhe Symp. (IAEA, Vienna, Austria, July 1970), Vol. II, p. 125.

14.D.R. Terry and A.P. Dixon, "A Portable Gamma Absorptiometer for Safeguards Use in Nuclear Fuel/Reprocessing Plants," Atomic Weapons Research Establishment report AWRE/44/88/28 Cos 28, Aldermaston, England (1975).

15.J.E. Ayer and D.R. Schmitt, "A Gamma-Ray Absorptiometer for Nuclear Fuel Evaluation," Nuclear Technology 27, 442 (1975).

16.T. Gozani, H. Weber, and Y. Segal, "A Gamma-Ray Transmission Gauge for Determination of Heavy and Light Metal Loading of Fuel Elements," Nuclear Materials Management 2 (3), 139 (1973).

17.T. Gozani, Active Nondestructive Assay of Nuclear Materials, Principles and Applications, NUREG/CR-0602, (US Nuclear Regulatory Commission, Washington DC, 1981), p. 118.

18.G. Bardone, M. Aparo, and F.V. Frazzoli, "Dual-Energy X-Ray Absorptiometry for the Assay of Mixed Special Nuclear Material in Solution," in Proc. Second Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Edinburgh, Scotland, March 26-28, 1980 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1980), p. 270.

19.M. Aparo, B. Mattia, F.V. Frazzoli, and P. Zeppa, "Dual-Energy X-Ray Absorptiometer for Nondestructive Assay of Mixed Special Nuclear Material in Solution," in

Proc. Fifth Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management,

Versailles, France, April 19-21, 1983 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1983), p. 271.

20.J.K. Sprinkle, Jr., H.R. Baxman, D.G. Langner, T.R. Canada, and T.E. Sampson, "The In-Plant Evaluation of a Uranium NDA System," in Proc. American Nuclear Society Topical Conference on Measurement Technology for Safeguards and Materials Control, Kiawah Island, South Carolina, November 26-28, 1979 (National Bureau of Standards, Washington, DC, 1980), p. 324.

21.T.R. Canada, J.L. Parker, and P.A. Russo, "Computer-Based In-Plant Nondestructive Assay Instrumentation for the Measurement of Special Nuclear Materials," in

Proc. American Nuclear Society Topical Conference on Computers in Activation Analysis in Gamma-Ray Spectroscopy, Mayaguez, Puerto Rico. April 30-May 4, 1978 (US DOE Technical Information Center), p. 746.

22.H.H. Hogue and S.E. Smith, "Off-Line Nondestructive Analysis at a Uranium Recovery Facility," in Safeguards Technology: The Process-Safeguards Interface,

Proc. American Nuclear Society-INMM Topical Conference, Hilton Head Island, South Carolina, November 28-December 2, 1983 (Conf. 831106, 1984).

23.H.H. Hogue and S.E. Smith, "Nondestructive Analysis at the Oak Ridge Y-12 Plant," Oak Ridge Y-12 Plant report Y-2297 (1984).

24.K.J. Hofstetter, G.A. Huff, R. Gunnink, J.E. Evans, and A.L. Prindle, "On-Line Measurement of Total and Isotopic Plutonium Concentrations by Gamma-Ray Spectrometry," in Analytical Chemistry in Nuclear Fuel Reprocessing,

W.S. Lyon, Ed. (Science Press, Princeton, New Jersey, 1978), p. 266, and University of California report UCRL-52220 (1977).

25.K.J. Hofstetter and G.A. Huff, "On-Line Isotopic Concentration Monitor," Allied General Nuclear Services report AGNS-1040-2.3-52 (1978).

26.L.R. Cowder, S.-T. Hsue, S.S. Johnson, J.L. Parker, P.A. Russo, J.K. Sprinkle, Jr.,

Y.Asakura, T. Fukuda, and I. Kondo, "An Instrument for the Measurement of Pu Concentration and Isotopics of Product Solutions at Tokai-Mura," in Proc. Second Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Edinburgh, Scotland, March 26-28, 1980 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1980), p. 119.

27.P.A. Russo, S.-T. Hsue, J.K. Sprinkle, Jr., S.S. Johnson, Y. Asakura, I. Kondo,

J.Masui, and K. Shoji, "In-Plant Measurements of Gamma-Ray Transmissions for Precise K-Edge and Passive Assay of Plutonium Concentration and Isotopic Fractions in Product Solutions," Los Alamos National Laboratory report LA-9440-MS (1982).

28.Y. Asakura, I. Kondo, J. Masui, K. Shoji, P.A. Russo, S.-T. Hsue, J.K. Sprinkle, Jr., and S. S. Johnson, "In-Plant Measurements of Gamma-Ray Transmissions for Precise K-Edge and Passive Assay of Plutonium Concentration and Isotopic Abundances in Product Solutions at the Tokai Reprocessing Plant," Nuclear Materials Management II, 221 (1982).

29.H.A. Smith, Jr., T. Marks, L.R. Cowder, C.O. Shonrock, S.S. Johnson, R.W. Slice, J.K. Sprinkle, Jr., K.W. MacMurdo, R.L. Pollard, and L.B. Baker, "Development of In-Line Plutonium Solution NDA Instrumentation at the Savannah River Plant," in Proc. Second Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Edinburgh, Scotland, March 26-28, 1980 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1980), p. 123.

30.L.R. Cowder, S.F. Klosterbuer, R.H. Augustson, A. Esmailpour, R. Hawkins, and

E.Kuhn, "A Compact K-Edge Densitometer," in Proc. Sixth Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Venice, Italy, May 14-18, 1984 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1984), p. 261.

31.H. Eberle, P. Matussek, H. Ottmar, I. Michel-Piper, M.R. Iyer, and P.P. Chakraborty, "Nondestructive Elemental and Isotopic Assay of Plutonium and Uranium in Nuclear Materials," Nuclear Safeguards Technology 1978 (International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 1979), Vol. II, p. 27.

32.H. Eberle, P. Matussek, I. Michel-Piper, and H. Ottmar. "Assay of Uranium and Plutonium in Solution by K-Edge Photon Absorptiometry Using a Continuous X-Ray Beam," in Proc. Second Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Edinburgh, Scotland, March 26-28, 1980 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1980), p. 372.

33.H. Eberle, P. Matussek, I. Michel-Piper, and H. Ottmar, "Operational Experience with K-Edge Photon Absorptiometry for Reprocessing Feed and Product Solution Analysis," in Proc. Third Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Karlsruhe. Fed. Rep. Germany, May 6-8, 1981 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1981), p. 109.

34.P.A. Russo, T.R. Canada, D.G. Langner, J.W. Tape, S.-T. Hsue, L.R. Cowder,

W.C. Moseley, L.W. Reynolds, and M.C. Thompson, "An X-Ray LIII-Edge Densitometer for Assay of Mixed SNM Solutions," in Proc. First Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Materials Management, Brussels, Belgium, April 25-27, 1979 (European Safeguards Research and Development Association, Brussels, Belgium, 1979), p. 235.

35.W.J. McGonnagle, M.K. Holland, C.S. Reynolds, N.M. Trahey, and A.C. Zook,

"Evaluation and Calibration of a Los Alamos National Laboratory LIII-Edge Densitometer," US Department of Energy New Brunswick Laboratory report NBL-307 (1983).

36.P.A. Russo, T. Marks, M.M. Stephens, A.L. Baker, and D.D. Cobb, "Automated On-Line L-Edge Measurement of SNM Concentration for Near-Real-Time Accounting," Los Alamos National Laboratory report LA-9480-MS (1982).

37.M.L. Brooks, P.A. Russo, and J.K. Sprinkle, Jr., "A Compact L-Edge Densitometer for Uranium Concentration Assay", Los Alamos National Laboratory report LA-10306-MS (1985).