- •Глава 1
- •1.2 Характеристики ядерного распада
- •1.2.1 Процессы ядерного распада. Общие сведения
- •1.2.2 Альфа-распад
- •1.2.3 Бета-распад
- •1.3 Образование рентгеновского излучения
- •1.3.1 Модель атома Бора
- •1.3.2 Процессы образования рентгеновского излучения
- •1.4.1 Типичные спектры
- •1.4.2 Основные характеристики гамма-излучения, используемые для анализа ядерных материалов
- •1.4.3 Гамма-излучение продуктов деления
- •1.4.4 Радиационный фон
- •1.5.1 Тормозное излучение
- •Глава 2
- •2.1 Введение
- •2.2 Экспоненциальное ослабление
- •2.2.1 Основной закон ослабления гамма-излучения
- •2.2.2 Массовый коэффициент ослабления
- •2.3 Процессы взаимодействия
- •2.3.1 Фотоэлектрическое поглощение
- •2.3.2 Комптоновское рассеяние
- •2.3.3 Образование пар
- •2.3.4 Полный массовый коэффициент ослабления
- •2.4 Фильтры
- •2.5 Защита
- •Глава 3
- •3.1 Введение
- •3.2 Типы детекторов
- •3.2.1 Газонаполненные детекторы
- •3.2.2 Сцинтилляционные детекторы
- •3.2.3 Твердотельные детекторы
- •3.3 Характеристики регистрируемых спектров
- •3.3.1 Общий отклик детектора
- •3.3.2 Спектральные характеристики
- •3.3.3 Разрешение детектора
- •3.3.4 Эффективность детектора
- •3.4 Выбор детектора
- •Глава 4
- •4.1 Введение
- •4.2 Выбор детектора
- •4.3 Высоковольтные источники напряжения смещения
- •4.4 Предусилитель
- •4.5 Усилитель
- •4.5.1 Схема "полюс-ноль"
- •4.5.2 Цепь восстановления базового уровня
- •4.5.3 Цепь режекции наложений
- •4.5.4 Усовершенствование схемы усилителей
- •4.6 Одноканальный анализатор
- •4.8 Многоканальный анализатор
- •4.8.1 Аналого-цифровой преобразователь
- •4.8.2 Стабилизаторы спектра
- •4.8.3 Память многоканального анализатора, дисплей и анализ данных
- •4.9 Вспомогательное электронное оборудование
- •4.10 Заключительные замечания
- •Глава 5
- •5.1 Энергетическая градуировка и определение положения пика
- •5.1.1 Введение
- •5.1.2 Линейная энергетическая градуировка
- •5.1.3 Определение положения пика (центроиды)
- •5.1.4 Визуальное определение положения пика
- •5.1.5 Графическое определение положения пика
- •5.1.6 Определение положения пика методом первых моментов
- •5.1.7 Определение положения пика с помощью метода пяти каналов
- •5.1.8 Определение положения пика с помощью подгонки линеаризованной функцией Гаусса
- •5.1.9 Определение положения пика с использованием подгонки параболаризованной функцией Гаусса
- •5.1.10 Определение положения пика с помощью сложных программ подгонки спектра
- •5.2 Измерения разрешения детектора
- •5.2.1 Введение
- •5.2.3 Графическое определение ширины пика
- •5.2.4 Определение ширины пика с помощью аналитической интерполяции
- •5.2.5 Определение ширины пика с помощью метода вторых моментов
- •5.2.6 Определение ширины пика с помощью подгонки линеаризованной функцией Гаусса
- •5.2.7 Определение ширины пика с помощью подгонки параболаризованной функцией Гаусса
- •5.3 Определение площади пика полного поглощения
- •5.3.1 Введение
- •5.3.2 Выбор рассматриваемых областей
- •5.3.3 Вычитание линейного комптоновского фона
- •5.3.4 Вычитание сглаженной ступеньки комптоновского фона
- •5.3.5 Вычитание комптоновского фона при использовании единственной рассматриваемой области фона
- •5.3.6 Вычитание комптоновского фона с помощью процедуры двух стандартных образцов
- •5.3.7 Использование сумм числа отсчетов в рассматриваемых областях для измерения площадей пиков
- •5.3.8 Использование простых подгонок функцией Гаусса для измерения площади пика
- •5.3.9 Использование известных параметров формы для измерения площадей пиков в мультиплетах
- •5.3.10 Использование сложных вычислительных программ для измерения площади пика
- •5.4.1 Введение
- •5.4.2 Зависимость просчетов от входной загрузки
- •5.4.3 Пропускная способность спектрометрических систем
- •5.4.4 Методы введения поправок. Общие замечания
- •5.4.6 Введение поправок на мертвое время и наложения импульсов с помощью генератора импульсов
- •5.4.7 Метод образцового источника для введения поправок на мертвое время и наложения
- •5.5 Эффекты закона обратного квадрата
- •5.6 Измерения эффективности детектора
- •5.6.1 Абсолютная эффективность регистрации пика полного поглощения
- •5.6.2 Собственная эффективность регистрации пика полного поглощения энергии
- •5.6.3 Относительная эффективность
- •5.6.5 Эффективность в зависимости от энергии и положения
- •Глава 6
- •6.1 Введение
- •6.2 Процедуры
- •6.2.1 Предварительные замечания
- •6.2.2 Общее описание процедуры анализа
- •6.2.3 Необходимые требования при определении коэффициента поправки на самоослабление
- •6.2.4 Методы определения линейного коэффициента ослабления образца
- •6.3 Формальное определение коэффициента поправки на самоослабление
- •6.3.1 Общее определение
- •6.3.2 Удобные типовые формы образцов
- •6.4 Основные параметры коэффициента поправки на самоослабление
- •6.5 Аналитические зависимости для коэффициента поправки на самоослабление в дальней геометрии
- •6.5.1 Образцы в форме пластины
- •6.5.2 Цилиндрические образцы
- •6.5.3 Образцы сферической формы
- •6.6 Численные расчеты для ближней геометрии
- •6.6.1 Общие положения
- •6.6.2 Одномерная модель
- •6.6.3 Двухмерная модель
- •6.6.4 Трехмерная модель
- •6.6.5 Приближенные формулы и интерполяция
- •6.6.6 Влияние абсолютной и относительной погрешностей при расчете коэффициента поправки на самоослабление
- •6.6.7 Точность определения коэффициента поправки на самоослабление и полной скорректированной скорости счета
- •6.9 Примеры анализа
- •6.9.2 Интерполяция и экстраполяция коэффициента пропускания излучения
- •6.9.4 Анализ раствора плутония-239 в ближней геометрии
- •6.9.5 Сегментное сканирование с поправкой на пропускание излучения
- •7.3.2 Двухкомпонентная задача (уран и материал матрицы)
- •7.4 Методики анализа по отношению пиков
- •7.6 Измерения обогащения по нейтронному излучению
- •7.7 Поправки на ослабление в стенках контейнера
- •7.7.1 Прямое измерение толщины стенки
- •7.8.1 Измерение концентрации
- •7.8.2 Соотношение компонентов в смешанном оксидном топливе
- •8.2 Основные сведения
- •8.2.1 Характеристики распада изотопов плутония
- •8.2.2 Характеристики распада изотопа 241Pu
- •8.2.3 Определение концентрации изотопа 242Pu
- •8.2.4 Спектральная интерференция
- •8.2.5 Практическое применение измерений изотопного состава плутония
- •8.3 Спектральные области, используемые для изотопных измерений
- •8.3.1 Область энергии 40 кэВ
- •8.3.2 Область энергии 100 кэВ
- •8.3.3 Область энергии 125 кэВ
- •8.3.4 Область энергии 148 кэВ
- •8.3.5 Область энергии 160 кэВ
- •8.3.6 Область энергии 208 кэВ
- •8.3.7 Область энергии 332 кэВ
- •8.3.8 Область энергии 375 кэВ
- •8.3.9 Область энергии 640 кэВ
- •8.4 Основы измерений
- •8.4.1 Измерение изотопных отношений
- •8.4.2 Измерение абсолютной массы изотопа
- •8.4.3 Изотопная корреляция 242Pu
- •8.5 Получение данных
- •8.5.1 Электроника
- •8.5.2 Детекторы
- •8.5.3 Фильтры
- •8.5.4 Скорость счета и геометрия образец/детектор
- •8.5.5 Время измерения
- •8.6.1 Суммирование по рассматриваемой области
- •8.6.2 Подгонка пика
- •8.6.3 Анализ по функции соответствия
- •8.7 Приборное оснащение
- •8.7.1 Компания Рокуэлл-Хэнфорд
- •8.7.2 Лос-Аламосская национальная лаборатория
- •8.7.3 Установка Маундской лаборатории
- •8.7.5 Обзор погрешностей измерений
- •Глава 9
- •9.1 Введение
- •9.2 Моноэнергетическая плотнометрия
- •9.2.1 Измерение концентрации и толщины
- •9.2.2 Точность измерений
- •9.3 Многоэнергетическая плотнометрия
- •9.3.1 Анализ двухэнергетического случая
- •9.3.2 Точность измерения
- •9.3.3 Распространение на случай большего числа значений энергий
- •9.4 Плотнометрия по краю поглощения
- •9.4.1 Описание методики измерений
- •9.4.2 Точность измерения
- •9.4.3 Чувствительность измерения
- •9.4.4 Эффекты матрицы
- •9.4.5 Выбор методики измерений
- •9.4.6 Источники излучения
- •9.5 Моноэнергетические плотномеры
- •9.6 Двухэнергетические плотномеры
- •9.7 Плотномеры по краю поглощения
- •Глава 10
- •10.1 Введение
- •10.2 Теория
- •10.2.1 Образование рентгеновского излучения
- •10.2.2 Выход флюоресценции
- •10.2.3 Пропускание фотонов
- •10.2.4 Геометрия измерений
- •10.3 Типы источников
- •10.4 Поправка на ослабление в образце
- •10.4.1 Эффекты ослабления в образце
- •10.4.2 Основное уравнение анализа
- •10.4.3 Методы поправки на ослабление
- •10.5 Области применения и аппаратура
- •Глава 11
- •11.1 Введение
- •11.2 Спонтанное и вынужденное деление ядер
- •11.3 Нейтроны и гамма-кванты деления
- •11.5 Нейтроны других ядерных реакций
- •11.6 Изотопные нейтронные источники
- •11.7 Выводы
- •Глава 12
- •12.1 Введение
- •12.2 Микроскопические взаимодействия
- •12.2.1 Понятие сечения взаимодействия
- •12.2.2 Соотношение энергия-скорость для нейтронов
- •12.2.3 Типы взаимодействий
- •12.2.4 Зависимость сечения взаимодействия от энергии
- •12.3 Макроскопические взаимодействия
- •12.3.1 Макроскопические сечения
- •12.3.2 Длина свободного пробега и скорость реакции
- •12.4 Эффекты замедления в большом объеме вещества
- •12.5 Эффекты размножения в массивных образцах вещества
- •12.6 Защита от нейтронов
- •12.7 Методы расчета переноса нейтронов
- •12.7.1 Метод Монте-Карло
- •12.7.2 Метод дискретных ординат
- •Глава 13
- •13.1 Механизмы регистрации нейтронов
- •13.2 Основные свойства газонаполненных детекторов
- •13.4 Газонаполненные детекторы
- •13.4.3 Камеры деления
- •13.4.4 Детекторы с покрытием из 10B
- •13.5 Пластмассовые и жидкие сцинтилляторы
- •13.5.1 Введение
- •13.5.3 Дискриминация по форме импульса
- •13.6 Другие типы детекторов нейтронов
- •13.7 Измерение энергетических спектров нейтронов
- •13.7.1 Введение
- •13.7.2 Методы измерений
- •Глава 14
- •14.1 Введение
- •14.1.1 Теория регистрации полного потока нейтронов
- •14.1.2 Сравнение методов регистрации полного потока нейтронов и нейтронных совпадений
- •14.2 Источники образования первичных нейтронов
- •14.2.1 Соединения плутония
- •14.2.2 Соединения урана
- •14.2.3 Примеси
- •14.2.4 Эффекты влияния энергетического спектра нейтронов
- •14.2.5 Эффекты тонкой мишени
- •14.3 Перенос нейтронов в образце
- •14.3.1 Умножение нейтронов утечки
- •14.3.2 Спектр нейтронов утечки
- •14.4 Эффективность регистрации нейтронов
- •14.4.1 Расположение гелиевых счетчиков в замедлителе
- •14.4.2 Конструкция замедлителя
- •14.4.3 Влияние энергетического спектра нейтронов
212 |
Õ. Cìèò, ìë. |
7.8PАСПРОСТРАНЕНИЕ ПРИЕМОВ ИЗМЕРЕНИЯ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА НА ДРУГИЕ ОБЛАСТИ ПРИМЕНЕНИЯ
7.8.1Измерение концентрации
Âoпpeдeлeннoй oблacти содержания уpaнa приемы измepeния oбoгaщeния cтaнoвятcя методами измepeния êoíöeíòpaöèè уpaнa [5]. Oбa cлучaя пoдчиняютcя одним и тем же мaтeмaтичecким уpaвнeниям, например (7.8); зaвиcимocть peзультaтoв от кoнцeнтpaции уpaнa и мaтpицы coдepжитcя в кoэффициeнтe F в
уpaвнeнии (7.9). Для мaтpиц c эффeктивным Z ≤ 30 oтнoшeниe µm/µU ìeíee 0,1. Toãäa äëÿ ρm/ρU ≤ 1 вeличинa кoэффициeнтa поправки F oчeнь близкa к единице, a cкopocть cчeтa пoчти прямо пpoпopциoнaльнa oбoгaщeнию:
R = KEF = KE . |
(7.24) |
Ïoýòoìó îáëacòü, â êoòopoé µmρm/µUρU ≤ 0,1, íaçûâaþò "oáëacòüþ oáoãaùeíèÿ".
Ha дpугoм кoнцe cпeктpa измepeний pacпoлaгaютcя cлучaи, для кoтopых кoнцeнтpaция уpaнa oчeнь мaлa пo cpaвнeнию c вкладом мaтpицы. Koгдa µmρm/µUρU ≥ 10, коэффициентом F можно пренебречь. Тогда, если известны величины обогащения и µ, уравнение (7.24) преобразуется к виду
R = KEF = K'E(ρU / ρm) |
(7.25) |
с погрешностью ≤ 10%. K'— новая градуировочная постоянная. Область, для которой µmρm/µUρU ≥10, тогда может быть названа областью "измерения концентрации". В ней также должен удовлетворяться критерий "бесконечной" толщины. Примером образцов, которые полностью принадлежат области "измерения концентрации", являются контейнеры с загрязненными ураном материалами, например, растворы с разбавленным ураном или урановые отложения в баках с кольцами Рашига [5].
7.8.2 Соотношение компонентов в смешанном оксидном топливе
Принцип измерения обогащения также может быть использован для качественной оценки различных реакторных топливных смесей, например, PuO2, UO2, U-C и Th-C, или, в общем случае, для анализа любых делящихся материалов, имеющих подходящее низкоэнергетическое гамма-излучение, так чтобы образец удовлетворял критерию "бесконечной" толщины [4, 31]. В случае смеси нескольких компонентов, скорость счета характеристического гамма-излучения от изотопа с обогащением Е дается выражением
R = ESAε / (µ1F) , |
(7.26) |
где F — теперь более общий вид уравнения (7.9): |
|
n |
|
F = 1 + [1/ (µ1ρ1)] ∑ µiρi . |
(7.27) |
i = 2 |
|
Teкущий индeкc i oбoзнaчaeт cooтвeтcтвущий кoмпoнeнт элемента в cмecи мaтepиaлoв в oбpaзцe, a индeкc 1 oбoзнaчaeт элeмeнт, чeй изoтoп иcпуcкaeт иссле-
Ãëaâa 7. Èçìepeíèe oáoãaùeíèÿ ópaía |
213 |
дуемое "реперное" гaммa-излучение. Для cлучaя cмecи PuO2 + UO2 и регистрации излучения плутония ("реперное" излучение 129 кэВ удовлетворяет критерию "бесконечной" толщины) предыдущее выражение преобразуетс я к виду:
R = |
E SA ε |
, |
(7.28) |
µPu K(1 + r) |
где параметр смеси r = ρU/ρPu. Коэффициент K отражает вклaд более высокого порядка от мaтpицы в смеси специaльных ядepных мaтepиaлoв и имеет значение около единицы. Сомножитель 1/(1 + r) отражает существенное изменение ослабления гамма-излучения плутония при добавлении урана. Так как K крайне чувствителен к изменению соотношения смеси [4], результат измерения обогащения для бесконечного образца прямо пропорционален E /(1 + r); т.е. очень чувствителен к изменению как изотопного обогащения, так и соотношения смеси. Дополнительное измерение одной из линий гамма-излучения урана в этом примере, в принципе, позволит контролировать независимо как обогащение плутония, так и соотношение элементов в смеси, при условии, что изотопный состав урана известен.
ЛИТЕРАТУРА
1.M.E. Anderson and J.F. Lemming, "Selected Measurement Data for Plutonium and Uranium," Mound Laboratory report MLM-3009 (1982).
2.T.R. Canada, An Introduction to Non-Destructive Assay Instrumentation, A Training Manual for the International Atomic Energy Agency Inspectorate, (International Atomic Energy Agency, Vienna, 1984).
3.J.T. Russell, "Method and Apparatus for Nondestructive Determination of 235U in Uranium," US Patent No. 3 389 254, June 1968.
4.T.D. Reilly, R.B. Walton, and J.L. Parker, "The Enrichment Meter — A Simple Method for Measuring Isotopic Enrichment," in "Nuclear Safeguards Research and Development Program Status Report, September-December, 1970," G.Robert Keepin, Comp., Los Alamos Scientific Laboratory report LA-4605-MS (1970), p.19.
5.J.L. Parker and T.D. Reilly, "The Enrichment Meter as a Concentration Meter," in "Nuclear Analysis Research and Development, Program Status Report, Septem- ber-December 1972," G.Robert Keepin, Comp., Los Alamos Scientific Laboratory report LA-5197-PR (1972), p.11.
6.R.B. Walton, T.D. Reilly, J.L. Parker, J.H. Menzel, E.D. Marshall, and L.W. Fi-
elds, "Measurement of UF6 Cylinders with Portable Instruments," Nuclear Technology 21, 133 (1974).
7.L.A. Kull and R.O. Ginaven, "Guidelines for Gamma-Ray Spectroscopy Measurements of 235U Enrichement," Brookhaven National Laboratory report BNL-50414 (1974).
8.P. Matussek, "Accurate Determination of the 235U Isotope Abundance by Gamma Spectrometry: A User’s Manual for the Certified Reference Materal EC-NRM-171/NBS-SRM-969," Institut fur Kernphysik report KfK 3752, Kernforschungszentrum, Karlsruhe, Federal Republic of Germany (1985).
214 |
Õ. Cìèò, ìë. |
9.T.D. Reilly, E.R. Martin, J.L. Parker, L.G. Speir, and R.B. Walton "A Continuous In-Line Monitor for UF6 Enrichment," Nuclear Technology 23, 318 (1974).
10.J.K. Halbig, S.F. Klosterbuer, and R.A. Cameron, "Application of a Portable Multichannel Analyzer in Nuclear Safeguards," Proc. of the IEEE 1985 Nuclear Science Symposium, San Francisco, California, October 23-25, 1985. Also available as Los Alamos National Laboratory document LA-UR-85-3735 (1985).
11.D.R. Terry, "Development of IAEA Safeguards Measurements for Enrichment Plants," Transaction of the American Nuclear Society 50,176 (1985).
12.R.J.S. Harry, J.K. Aaldijk, and J.P. Braak, "Gamma-Spectroscopic Determination ofIsotopic Composition Without Use of Standards," Proc. IAEA Symposium, "Safeguarding Nuclear Materials," Vienna, October 20-24, 1975, Vol. II (1975), p.235.
13.T.N. Dragnev and B.P. Damyanov, "Methods for Preciese, Absolute Gam- ma-Spectrometric Measurements of Uranium and Plutonium Isotopic Ratios, "
Proc. IAEA Symposium on Nuclear Materials Safeguards, Vienna, Austria,October 2-6, 1978, IAEA-SM-231, Vol. I (1978), p.739.
14.T.N. Dragnev, B.P. Damyanov, and K.S. Karamanova,"Non-Destructive Measurements of Uranium and Thorium Concentrations and Quantities," Proc. IAEA Symposium on Nuclear Materials Safeguards, Vienna, Austria, October 2-6, 1978, IAEA-SM-231, Vol. II (1978), p.207.
15.T.N. Dragnev, B.P. Damyanov, and G.G. Grozev,"Simplified Procedures and Programs for Determining Uranium and Plutonium Isotopic Ratios," Proc. IAEA Symposium on Nuclear Materials Safeguards, Vienna, Austria, November 8-12, 1982, IAEA-SM-260, Vol. II (1982), p.258.
16.R. Hagenauer, "Nondestructive Determination of Uranium Enrichment Using Low-Energy X and Gamma Rays," Nuclear Materials Management XI, 216 (1982).
17.J.W. Tape, M.P. Baker, R. Strittmatter, M. Jain, and M.L. Evans, "Selected Nondestructive Assay Instruments for an International Safrguards System at Uranium Enrichment Plants," Nuclear Materials Management VIII, 719 (1979).
18.R.B. Strittmatter, J.N. Leavitt, and R.W. Slice, "Conceptual Design for the Field
Test and Evaluation of the Gas-Phase UF6 Enrichment Meter," Los Alamos Scientific Laboratory report LA-8657-MS (1980).
19.R.B. Strittmatter, "A Gas-Phase UF6 Enrichment Monitor," Nuclear Technology 59, 355 (1982).
20.R.B. Strittmatter,L.A. Stovall, and J.K. Sprinkle, Jr., "Development of an Enrichment Monitor for the Portsmouth GCEP," Proc. Conference on "Safeguards Technology: The Process-Safeguards Interface," Hilton Head Island, SC, November 28-December 3, 1983, (Conf. 831106, 1984), p.63.
21.R.B. Strittmatter, R.R. Pickard, J.K. Sprinkle, Jr., and J.R. Tarrant, "Data Evalua-
tion of the Gas-Phase UF6 Enrichment Meter," Proc. ESARDA/INMM Joint Specialist Meeting on NDA Statistical Problems, Ispra, Italy, September 12-14, 1984, p.243.
22.D.A. Close, J.C. Pratt, H.F. Atwater, J.J. Malanify, K.V. Nixon, and L.G. Speir, "The Measurement of Uranium Enrichment for Gaseous Uranium at Low Pressu-
Ãëaâa 7. Èçìepeíèe oáoãaùeíèÿ ópaía |
215 |
re," Proc. of the 7th Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, ESARDA, Liege, Belgium, May 21-23, 1985, p.127.
23.D.A. Close, J.C. Pratt, J.J. Malanify, and H.F. Atwater, "X-Ray Fluorescenct Determination of Uranium in the Gaseous Phase," Nuclear Instruments and Methods A 234, 556, (1985).
24.D.A. Close, J.C. Pratt, and H.F. Atwater, "Development of an Enrichment Measurement Technique and its Application to Enrichment Verification of Gaseous UF6," Nuclear Instruments and Methods A 240, 398, (1985).
25.T.W. Packer and E.W. Lees, "Measurement of the Enrichment of Uranium in the Pipework of a Gas Centrifuge Plant," Proc. of the 6th Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, ESARDA, Venice, Italy, May 14-18, 1984, p.243.
26.T.W. Packer and E.W. Lees, "Measurement of the Enrichment of UF6 Gas in the Pipework of a Gas Centrifuge Plant," Proc. of the 7th Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, ESARDA, Liege, Belgium, May 21-23, 1985, p.299.
27.T.D. Reilly, J.L. Parker, A.L. Evans, and R.B. Walton, "Uranium Enrichment Me-
asurement on UF6 Product Cylinders," in "Nuclear Safeguards Research and Development Program Status Report, May-August 1971," G.Robert Keepin, Comp., Los Alamos Scientific Laboratory report LA-4794-MS (1971), p.16.
28.J.L. Weiman, "Practical Uncertainty Limits in Gamma-Ray Enrichment Measurements on Low-Enriched Uranium Hexafluoride," Proc. ESARDA/INMM Joint Specialist Meeting on NDA Statistical Problems, Ispra, Italy, September 12-14, 1984, p.101.
29.L.R. Stieff, R.B. Walton, T.D. Reilly, L.W. Fields, R.L. Walker, W.T. Mullins, and
J.I. Thoms, "Neutron Measurements of 234U Isotopic Abundances in UF6 Samples,"
Nuclear Materials Management IV, 179 (1975).
30."Uranium Hexafluoride: Handling Procedures and Container Criteria," Oak Ridge Operations Office report ORO-651, Revision 4 (1977).
31.G.W. Nelson, S.-T. Hsue, T.E. Sampson, and R.G. Gutmacher, "Measurement of Uranium/Plutonium Blendig Ratio," in "Safeguards and Security Progress Report, January-December 1984," Darryl B.Smith, Comp., Los Alamos National Laboratory report LA-10529-PR (1986), p.19.