JPH055076B2 - - Google Patents

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JPH055076B2
JPH055076B2 JP59174242A JP17424284A JPH055076B2 JP H055076 B2 JPH055076 B2 JP H055076B2 JP 59174242 A JP59174242 A JP 59174242A JP 17424284 A JP17424284 A JP 17424284A JP H055076 B2 JPH055076 B2 JP H055076B2
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signal
uranium
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JP59174242A
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JPS6085396A (ja
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Kaaru Shoenigu Junia Furedoritsuku
Geiru Gurendeiningu Sharon
Danieru Shitsuku Teimoshii
Untaameeyaa Sekando Samyueru
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General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS6085396A publication Critical patent/JPS6085396A/ja
Publication of JPH055076B2 publication Critical patent/JPH055076B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T1/00Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
    • G01T1/16Measuring radiation intensity
    • G01T1/167Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、核分裂性並びに潜在核燃料物質を
回収する処理の為に、大形容器(ボツクス)内に
積上げられた可燃性の生地、布きれ、カバン等の
様な放射能によつて汚染された材料を分析並びに
監視する装置に関する。
原子力の分野では、核分裂性並びに潜在核燃料
物質を管理しなければならないことが従来から認
識されている。この管理は、核物質を扱う作業を
する個人の健康と福祉を守ると共に、原子力装置
又は兵器を作ろうと望む惧れのある個人又は個人
のグループが、こういう物質を手に入れるのを防
止する為に重要である。この物質は金銭価値が非
常に高い点でも、管理が必要である。以下説明す
る装置は、ウラン235及びウラン238という物質を
対象とするが、この装置はプルトニウム等の様な
物質にも用いることが出来る。
この発明を実施する時、前に述べた物質を容器
又はボツクスに最初に沈積する手段を設ける。こ
の容器又はボツクスは、1実施例では、高さ約4
フイート、幅4フイード、奥行4フイートであつ
て、木材又は厚紙の様な可燃材料で構成されてい
ることが好ましい。可燃性のボツクスが、フオー
クリフト又はその他の運搬手段により、第1の電
動式コンベヤに送出され、このコンべヤによつて
モニタの中に運び込む。このモニタで最初に受動
様式(照会用の中性子源−中性子照射による検査
に用いる中性子源−なし)で測定を行ない、次に
能動様式(照会用の中性子源を用いる)で測定を
行なう。この測定に応じて、この後ボツクスは廃
棄列又は燃焼列へ送出される。燃焼列にあるボツ
クス(1つ又は複数)が燃焼列を介して焼却炉に
送込まれ、ボツクスと中味が焼却され、残渣は焼
却炉の出口を介して収集缶に送出される。収集ア
ツシユ缶及び中味がこの後で列にのせられ、この
列のモニタ部へ推進させられる。大形容器に対す
るモニタ部がウラン235及びウラン238の両方のウ
ラン含有量とボツクス内に収容された可燃性廃棄
物を測定する手段になる。従来の測定は、照会用
の中性子源の放射能を用いた場合及び用いない場
合の、ウランからの中性子及びガンマ線を検出し
ている。臨界の制御にとつてこういう測定が重要
である為、核分裂並びに潜在核燃料物質の含有量
の測定は2種類の測定で行なわれ、その各々が冗
長である。
この発明による分析の後に用いられる焼却炉
が、特開昭60−398号に記載されている。
この発明の目的は可燃性廃棄物ボツクス内にあ
るウランの含有量を直接的に算定することであ
る。
この発明の別の目的は、冗長な検査装置を利用
することにより、可燃性ボツクスのU−235及び
U−238含有量を更に正確に算定することである。
この発明の目的は、多様な装置によつて、臨界
の制御の為、U−235及びU−238廃棄物を独立に
測定することである。
この発明の別の目的は、放射性物質を取扱う人
間の放射の危険を小さくする為に、ウラン廃棄物
を測定する自動化装置を利用することである。
この発明のその他の目的及び利点は、以下図面
について説明する所から明らかになろう。
この材料取扱装置の目的は、建物内部の焼却炉
の外側から廃棄物ボツクスを測定用の廃棄物ボツ
クス・モニタへ、そして燃焼用の焼却炉へ、又は
廃棄物ボツクスが予め設定した基準に合ない場合
は廃棄列へ自動的に運ぶことである。
第1図について説明すると、材料取扱装置が、
汚染された材料を含む可燃性ボツクスを以下ボツ
クス・モニタ10と呼ぶモニタ装置へ並びに該モ
ニタ装置から輸送する。参照数字12がコンベヤ
装置の入力部分を表わす。このコンベヤ装置は、
核分裂性並びに潜在該燃料物質を含む汚染された
可燃性廃棄物のボツクス(図に示してない)をボ
ツクス・モニタに自動的に運搬する動力駆動のロ
ーラ14を含むことが示されている。汚染された
可燃性廃棄物材料含むボツクスを分析した後、そ
れを別のコンベヤ部分16へ送る。この部分はデ
イジタル・イクイツプメント・コーポレーシヨン
の11/34型の様な制御用計算機の指示の下に回転
させられ、更にボツクスをコンベヤ部分18又は
コンベヤ部分20に輸送する。ボツクスがそれま
での或る条件を充たした時、コンベヤ部分18が
最終的にボツクスを焼却炉部分に輸送する。この
焼却炉は前掲特許出願公開公報に詳しく記載され
ている。ボツクスがそれまでの条件に合格しない
と、ボツクスは包装のし直しの為にコンベヤ20
から送出される。
次に第2図についてボツクス・モニタ10を更
に詳しく説明する。ボツクス・モニタは、側面部
材10a,10b、頂部部材10c、底部材10
d、入口ドア10e及び出口ドア10fを持つ囲
みであつて、コンベヤ部分14にのせて送られて
来た可燃性ボツクスをその内部に受入れる様に適
当に構成されている。動作状態のボツクス・モニ
タは、各々の側面、頂部、底、入口ドア及び出口
ドアに2個のNE102型プラスチツク・シンチレ
ーシヨン検出器を備えている。頂部10c、片側
10a及び入口ドア10eに対するシンチレーシ
ヨン検出器12しか示してないが、底10d、裏
側10b、及び出口ドア10fにも、同様にシン
チレーシヨン検出器が配置されている。ドアボツ
クスに対して摺動自在に取付けられていて、空気
シリンダを使うことによつて入口及び出口ドアを
開閉する。
各々のNE102型プラスチツク・シンチレーシ
ヨン検出器の光出力は非常に小さいので、各々の
シンチレータには2つの光増倍管が付設されてい
る。1つの光増倍管がシチシレーシヨン検出器の
各々の端に結合されている。光増倍管に必要な電
圧は高圧電源装置から供給される。この電源装置
はルクロイ高圧電源(HV54032 A型)であつて
よい。
こゝで説明するボツクス・モニタは、ボツクス
内に収容された材料のU−235及びU−238の放射
能を直接的に測定する。測定の過程で、現在この
発明では幾つかの装置を用いる。第1の装置は、
ボツクスの周りに4π形に形成された12個の検出
器を用いる1次主装置である。第2の装置は前述
の12個の検出器の内の6個の組で構成された冗長
な1次装置である。第3の装置は異種装置と呼ば
れ、1つはボツクス・モニタの上方、もう1つは
ボツクス・モニタの下方に配置された2つの沃化
ナトリウム検出器を用いる。ボツクス・モニタに
使われる中性子源15がボツクス・モニタ集成体
に対して可動であり、ボツクス・モニタ10の側
面に対して上げ下げすることが出来る。この源か
らの中性子が、U−235の質量に比例して、U−
235の核分裂を起させる。NE102型プラスチツク
検出器によつて同時に3重子として収集されるガ
ンマ線が存在するU−235の目安として計数され
る。ボツクス内の不燃性材料(各分裂物質、潜在
核燃料物質)を検出するための別の装置がボツク
ス・モニタの頂部及び底に設けられたエネルギ・
スペクトルを感知する沃化ナトリウム中性子検出
器を用いる。
1次電子装置 1次電子装置の目的は、12個のシンチレーシヨ
ン検出器からの24個のアナログ・パルスを収集
し、計数の為にこれらのパルスを高速の負の論理
パルスに変換し、パルスの数を減らし、こういう
信号の予備処理を行なうことである。こうした予
備処理された信号が、最終的な処理並びに廃棄物
ボツクスにある核分裂性及び潜在核燃料物質の評
価の為、デイジタル計算機に送られる。12個の
NE102型シンチレーシヨン検出器は参照数字3
01乃至312で表わしてあるが(第3図)、こ
れらが24個のアナログ・パルスを発生する。検出
器の効率を最大にする為、各々のシンチレーシヨ
ン検出器から2つの信号が出る。この24個の信号
が3つの電子組合せ回路に供給され、アナログ・
パルスの数を12個に減らす。回路210A,21
0B,210Cはこの組合せを行なうフアンイ
ン/フアンアウト加算装置であり、この為にルク
ロイ428F型装置を使うことが出来る。
この12個のアナログ・パルスがこの後で利得が
10の直線増幅器、即ち、装置211によつて増
幅され、その後ルクロイ623B型装置212A,
212Bの様な2つの更新エネルギ形弁別器に送
られる。これらの弁別器が12個のアナログ・パル
スの電圧を弁別して、弁別したアナログ・パルス
を、廃棄物ボツクスの核分裂性及び潜在核燃料物
質の含有量を決定する為に使われる高速の負のパ
ルスに変換する。
前述の12個の負の論理パルスから成る一組が2
つの50MHz計数器に送られる。この計数器はカイ
ネテイツク・システムズ社の#3610型装置(第1
図には示していない)であつてよく、12個のシン
チレータ出力を連続的に監視する。12個の負のパ
ルスから成る2番目の一組がフアイン/フアンア
ウト回路213に送られる。この回路は1形式と
して、ルクロイ#428F型であつてよい。この装
置が12個の負のパルスを3本の負パルス線A,
B,Cに組合せる。負パルスは、ルクロイ623B
型の様な更新形弁別器214により、幅25ナノ秒
の負のパルスに形が補正される。この装置が3つ
の負のパルスから成る3組(A1、B1、C1の組、
A2、B2、C2の組、A3、B3、C3の組)を出力す
る。
A1、B1、C1の組は倍率装置217に送られ、
これがA1、B1、C1からの負のパルスの総数を計
数して、この合計カウントをデイジタル・イクイ
ツプメント・コーポレーシヨンの11/34型の様な
デイジタル計算機に送る。
A2、B2、C2の組がフアンイン/フアンアウト
組合せ回路218に送られ、これらの組を組合せ
て、2つの負のパルスから成る3組を形成し、そ
れがルクロイ365AL型の様な2重4重多数結論理
回路219に入力される。
フアンイン/フアンアウト回路218から出力
されるパルスの内の2つが遅延線D6及びD7を
介して更新形弁別器221に送られ、その後2重
4重多数決論理回路219に送られる。論理回路
219が合計3者択2一致事象及び偶発3者択2
一致事象を同時に累算する。合計3者択2一致事
象X2/3及び偶発一致事象Y2/3が倍率回路2
20に送られる。この倍率回路は、2本の線の
各々に対して3者択2の合計カウントを累算し、
この合計カウントを最終処理の為にDEC−11/
34デイジタル計算機に送る。
廃棄物ボツクスの中性子による照会により、す
なわち、ボツクス・モニタの近くに配置された中
性子源と一緒に動作する能動様式において、信号
A3、B3、C3の組が核分裂性物質の測定値とな
る。こういう信号は線形フアンイン/フアンアウ
ト計数回路215で予め予備処理される。この計
数回路はルクロイ428F型であつてよく、夫々4
つの出力から成る3組を発生し、その内の5つの
出力が種々の遅延線221を介して更新形弁別器
に送られる。この弁別器がパルスの形とパルス幅
を最終的に決定する。更に、3対の出力が線形フ
アンイン/フアンアウト計数回路222に送ら
れ、この回路がこれらの3対を組合せて3つの個
別出力とし、この個別出力が4重論理装置216
に送られる。装置216は1形式としてルクロイ
465型であつてよい。この電子装置は予め処理さ
れた3つの出力、即ち、合計3重一致カウント率
X3/3、純粋偶然又は偶発3重カウント率Y3/
3、真正パルス2個+偶然一致カウント率Z3/
3を発生する。信号X3/3、Y3/3、Z3/3が
倍率回路217に入力される。この回路はカイネ
テイツク・システム3610型であつてよく、合計カ
ウントを累算し、この合計カウントを廃棄物ボツ
クス内にある核分裂性物質の最終解析の為に、
DEC11/34デイジタル計算機に送る。
装置210A,210B,210Cに戻つて説
明すると、これらの組合せ電子モジユールは元の
12個のアナログ信号からの6個のアナログ信号
R1、R3、R6、R8、R9、R12から成る予定の小
集合を発生する。この小集合が冗長形電子回路
(第3A図)に送られるが、これは前に述べた1
次電子装置と全く同じ様に使われる。アナログ核
物質パルス入力の数が12から6に減少した以外
は、この冗長装置は全く同じ様に予備処理をし
て、デジイジタル計算機DEC11/34に対し信号
を出力する。同等の回路には同じ参照数字の後に
文字Rを付して、第3A図に示す小集合の冗長形
電子パツケージであることを示す。
異種電子装置 異種電子装置(第4図)の目的は、可燃性廃棄
物容器内にある核分裂性及び潜在核燃料物質の含
有量の完全に別個の独立した測定をすることであ
る。
この異種装置は本体部分及び冗長部分で構成さ
れる。この場合はNaI(Tl)であるが、2つのエ
ネルギ弁別検出器が1つは廃棄物ボツクス・モニ
アの頂部に、もう1つは廃棄物ボツクス・モニタ
の底に配置される。各々の検出器が各分裂性及び
潜在核燃料物質から放出された核物質粒子(ガン
マ線)を収集し、キヤンベラ2007P前置増幅器の
様な回路410A,410Bを介して予め増幅し
た電圧信号にそれらを変換し、この増幅器が増幅
された電圧信号を増幅器411A,411Bに送
る。これらの増幅器は、異種電子装置の残りの部
分にエネルギ弁別した入力を供給することが出来
る様にする為に、元の増幅されたパルスを整形し
直す様に作用する。
これらの信号が混合器/配布器回路412に送
られ、この回路が2つの入力の各々を追跡する。
この信号が更に100MHzのアナログ・デイジタル
変換回路413に送られる。回路413がアナロ
グ・パルスを標本化して、多重チヤンネル解析回
路414によつてエネルギ処理が出来る様にす
る。この解析回路はキヤンベラ40 MCAシリ
ーズであつてよい。多重チヤンネル解析回路がエ
ネルギ・レベルに対して入力パルスを分離し、こ
うして受動動作様式にある時、廃棄物ボツクス内
にある核分裂性及び潜在核燃料物質に対し、装置
としての測定値を発生する。異種装置の本体は、
複数個のエネルギ弁別検出器の平均出力で構成さ
れる。冗長装置は、2つのエネルギ弁別検出器の
内の一方の出力によつて構成される。
更に、廃棄物ボツクスを中性子で照会する。時
(能動動作様式)、異種装置は、核分裂/潜在核燃
料物質の判定に干渉する惧れのある幾つかの化学
的な元素が存在することを判定することが出来
る。これは照会用中性子源の位置をも確実に検査
する。
別個の中性子検出装置が、廃棄物ボツクス内に
ある不燃含有物(核分裂物質、潜在核燃料物質)
を直接的に冗長な測定をする。(第5図) 一組は廃棄物ボツクス・モニタの頂部に、もう
1つは廃棄物ボツクス・モニタの底に配置された
2組の中性子検出器が、一連の中性子エネルギ・
スペクトル強度測定を通じて、廃棄物ボツクス内
にある不燃性の中味の主となる測定及び冗長の測
定を行なう。この各々の検出器で形成されたアナ
ログ電圧パルスは、廃棄物ボツクスを中性子を用
いて能動的に照会する際、これらの検出器内での
中性子の相互作用によつて発生される。これらの
検出器からのパルス出力が4つの個別の前置増幅
器503A,503B,503C,503Dに送
られる。これらの増幅器はテネレツクTC−175型
と呼ばれる形式であつてよい。こうして予め増幅
されたパルスが4つの個別の増幅器504A乃至
504Dに送られ、これらの増幅器が入力信号を
増幅してパルス整形する。増幅された4つのパル
スが4つの個別の信号チヤンネル解析器505A
乃至505Dに送られ、その後最終カウントを累
算する為に、倍率器506に送られる。これはカ
イネテイツク・システム3610型装置であつてよ
い。累算カウントがデイジタル計算機DEC11/
34に送られ、そこで廃棄物ボツクス内にある不燃
材料の量を解析する為に使われる。
1次装置 これまで説明した予め処理された電子信号が、
前に述べた倍率器を介して1次測定装置からデイ
ジタル計算機DEC11/34に入力される。
受動様式(照会用の中性子源なし)では、出力
A1、B1、C1から出るパルスをデイジタル計算機
で集めて加算する。加算カウントを背景に対して
補正し、マトリクスの含有量に対して補正し、こ
の補正カウントを使つて、廃棄物ボツクス内に含
まれている核分裂物質の量を算定する。同様に、
前に述べたシンチレーシヨン検出器の小集合から
の出力A1′、B1′、C1′を発生する冗長装置でも、
背景に対する補正、マトリクスの含有量に対する
補正をし、補正カウントを使つて廃棄物ボツクス
内にある核分裂物質の量を算定する。本体の装置
及び冗長の装置からの結果が、統計的な評価に使
われる比肩性のある測定値になる。
能動様式(中性子の照会を使う)では、3重一
致カウントを用いて、廃棄物ボツクス内にある核
分裂物質の量を評価する。本体及び冗長の装置か
らの合計総カウントを背景に対して補正すると共
に、マトリクスの含有量に対して補正する。こう
して補正した3重カウントを使つて、廃棄物ボツ
クス内にある核分裂物質の量を決定する。
異種装置 多重チヤンネル解析回路がスペクトル・データ
の収集を終つた後、デイジタル計算機がこのスペ
クトルを呼出し、それにデイスクに貯蔵し、適当
なアルゴリズムを用いてスペクトルのピークを解
析し、核分裂/潜在核燃料物質の含有量を見積
る。
核分裂/潜在核燃料物質の全ての測定値が、核
分裂/潜在核燃料物質の含有量及び廃棄物材料の
組成の両方の範囲をカバーする様な成立ちの既知
の組成を持つ基準に対して較正される。
【図面の簡単な説明】
第1図はこゝで説明するボツクス・モニタに使
われるコンベヤ装置の図、第2図はボツクス・モ
ニタの投影図、第3図及び第3A図はこの発明を
実施する時に使われる電子回路のブロツク図で、
この発明に使われる計算機のインターフエイスを
示しており、回路の相互接続には普通の参照符号
を用いている。第4図はこの発明を実施する時に
使われる電子回路のブロツク図で沃化ナトリウム
検出器を冗長様式で使う時の装置を示している。
第5図はこの発明を実施する時に使われる電子回
路のブロツク図で、不燃材料を監視する為に4つ
の検出器を使う時の装置を示している。 主な符号の説明、10:メイン・ボツクス、1
0a,10b:側面部材、10c:頂部部材、1
0d:底部材、10e:入口ドア、10f:出口
ドア、14,16:コンベヤ、301乃至31
2:検出器。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 可燃性ボツクス内に含まれる可燃性廃棄物質
    を汚染するウラン235およびウラン238の量を決定
    する装置であつて、(a)側面部材、頂部部材、底部
    材を有し、前記ボツクスを受け入れるボツクス・
    モニタと、(b)前記ボツクス・モニタの側面、頂
    部、および底部材に取付けられていて、前記ボツ
    クス内の放射能物質からの受動的な放射能に応答
    して第1の信号を発生する、第1の複数の放射能
    検出器と、(c)前記第1の信号を受け、エネルギ弁
    別、信号計数、および信号一致解析を含む処理を
    行つて、前記ボツクスのウラン238の含有量を示
    す第1の処理された信号を生じる回路手段と、(d)
    前記ボツクス・モニタの近くに配置され、前記ボ
    ツクス内の放射能物質からの受動的なガンマ放射
    線に応答して第2の信号を発生するエネルギ弁別
    形の第2の複数の放射能検出器と、(e)前記第2の
    信号を受け、該信号のエネルギ解析を含む処理を
    して、第2の処理された信号を生じる回路手段
    と、(f)前記ボツクス・モニタ内の前記ボツクス内
    に中性子を注入して、前記ボツクス内の放射能物
    質を活性化する中性子源であつて、前記中性子源
    からの中性子によつて前記ボツクス内の前記放射
    能物質に誘起する放射能に応答して前記第1の複
    数の放射能検出器が第3の信号を発生する様にし
    た、前記ボツクス・モニタの近くの位置に選択的
    に移動可能な該中性子源と、(g)前記第3の信号を
    受け、エネルギ弁別および信号一致解析を含む処
    理をして、前記ボツクスのウラン235の含有量を
    示す第3の処理された信号を生じる回路手段と、
    (h)前記中性子源からの中性子による前記ウラン
    235の照射により誘起された前記ボツクス内のウ
    ラン235の核分裂から生じる中性子に応答して第
    4の信号を発生する、前記ボツクス・モニタの近
    くに配置された、中性子に応答する第3の複数の
    放射能検出器と、(i)前記第4の信号を受け、該信
    号の計数を含む処理をして第4の処理された信号
    を生じる回路手段と、(j)前記第1、第2、第3、
    および第4の処理された信号を解析し、これらの
    信号を既知組成の基準から得られる信号と比較し
    て前記ボツクスのウラン235およびウラン238含有
    量の表示を生じる手段と、からなるウラン235お
    よびウラン238の量を決定する装置。 2 前記ボツクスの重量を計る手段を有する特許
    請求の範囲第1項記載の装置。
JP59174242A 1983-08-26 1984-08-23 核分裂及び潜在核燃料物質の含有量を決定する装置 Granted JPS6085396A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/526,578 US4620100A (en) 1983-08-26 1983-08-26 Automated monitoring of fissile and fertile materials in large waste containers
US526578 1983-08-26

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6085396A JPS6085396A (ja) 1985-05-14
JPH055076B2 true JPH055076B2 (ja) 1993-01-21

Family

ID=24097902

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59174242A Granted JPS6085396A (ja) 1983-08-26 1984-08-23 核分裂及び潜在核燃料物質の含有量を決定する装置

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4620100A (ja)
JP (1) JPS6085396A (ja)
DE (1) DE3430857A1 (ja)
ES (1) ES8707794A1 (ja)
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Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3914864C2 (de) * 1989-05-05 1998-10-08 Nis Ingenieurgesellschaft Mbh Verfahren und Vorrichtung zur Messung radioaktiver Komponenten
US5049351A (en) * 1989-07-03 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for determining enrichment of uranium dioxide powder
DE4031249C2 (de) * 1990-10-04 2001-07-05 Karlsruhe Forschzent Verfahren zur Bestimmung der Menge und Ortsverteilung von in einem Gebinde vorhandenen Plutonium und/oder anderen alpha-Strahlern
US5378895A (en) * 1993-11-12 1995-01-03 Eg&G Idaho, Inc. Gamma neutron assay method and apparatus
US7477053B2 (en) 1994-02-21 2009-01-13 Carl Pinsky Detection of electromagnetic fields
AU4693296A (en) * 1995-01-12 1996-08-07 Lockheed Martin Energy Systems, Inc. Active and passive neutron examination and assay system
GB9710489D0 (en) * 1997-05-22 1997-07-16 British Nuclear Fuels Plc Improvements in & relating to monitoring & analysis
FR2764383B1 (fr) * 1997-06-06 1999-07-23 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de mesure de la proportion relative de plutonium et d'uranium dans un corps
FR2792079B1 (fr) * 1999-04-08 2001-05-25 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif d'analyse d'objets radioactifs
US6678343B1 (en) * 2000-02-14 2004-01-13 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Neutron spectrometer with titanium proton absorber
US6349124B1 (en) * 2000-02-14 2002-02-19 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Dodecahedron neutron spectrometer
US6341150B1 (en) * 2000-06-30 2002-01-22 The Regents Of The University Of California Fissile material detector
US6529573B2 (en) * 2001-03-09 2003-03-04 The Regents Of The University Of California Proton recoil scintillator neutron rem meter
US7430479B1 (en) 2004-08-17 2008-09-30 Science Applications International Corporation System and method for analyzing content data
US7820977B2 (en) 2005-02-04 2010-10-26 Steve Beer Methods and apparatus for improved gamma spectra generation
US7847260B2 (en) 2005-02-04 2010-12-07 Dan Inbar Nuclear threat detection
US8173970B2 (en) 2005-02-04 2012-05-08 Dan Inbar Detection of nuclear materials
GB0506602D0 (en) * 2005-03-31 2005-05-04 British Nuclear Fuels Plc Improvements in and relating to data collection
GB0813560D0 (en) * 2008-07-24 2008-09-03 Bil Solutions Ltd Improvements in and relating to characterisation of radioactive waste
JP5907836B2 (ja) * 2012-08-23 2016-04-26 一般財団法人電力中央研究所 管理対象物の計量管理方法
CN103424762B (zh) * 2013-07-25 2015-04-29 中国原子能科学研究院 一种用于放射性废物桶分段γ扫描装置刻度的标准源
CN104443674A (zh) * 2014-10-27 2015-03-25 北京智博高科生物技术有限公司 一种放射性药品多功能转运箱
CN104359527A (zh) * 2014-11-08 2015-02-18 胡桂标 无源核子料位计专用电源管理方法及电源管理器
CN109632027B (zh) * 2018-12-29 2020-11-13 浙江威星智能仪表股份有限公司 一种燃气表的霍尔开关的低功耗处理方法
TWI793715B (zh) * 2021-08-12 2023-02-21 行政院原子能委員會核能研究所 可連續進料及出料之輻射量測裝置

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3018374A (en) * 1958-07-18 1962-01-23 Floyd V Richardson Methods of and means for assaying material having a fissionable component
US4229654A (en) * 1978-08-07 1980-10-21 General Electric Company Determining fissile content of nuclear fuel elements
US4291227A (en) * 1979-11-02 1981-09-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Rapid scanning system for fuel drawers

Also Published As

Publication number Publication date
ES8707794A1 (es) 1987-08-16
US4620100A (en) 1986-10-28
IT8422304A0 (it) 1984-08-10
DE3430857A1 (de) 1985-03-14
DE3430857C2 (ja) 1993-07-15
ES535384A0 (es) 1987-08-16
JPS6085396A (ja) 1985-05-14
IT1196221B (it) 1988-11-16

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