ASTM C1493-09
用微分衰减系统钝化-活化中子计数法对废物中的核物质进行无损化验的标准试验方法

Standard Test Method for Non-Destructive Assay of Nuclear Material in Waste by Passive and Active Neutron Counting Using a Differential Die-Away System

被代替

标准号

ASTM C1493-09

发布

2009年

发布单位

美国材料与试验协会

替代标准

ASTM C1493-19

当前最新

ASTM C1493-19

 

 

引用标准

ANSI N15.20 ASTM C1030 ASTM C1207 ASTM C1215 ASTM C1490 ASTM C1592 ASTM C1673

适用范围

该测试方法可用于定量废旧桶中的裂变核（例如 233U、235U、239Pu 和 241Pu）和自发裂变核（例如 238Pu、240Pu、242Pu、244Cm、248Cm 和 252Cf）。如果每种放射性核素的相对丰度已知，则可以计算放射性物质的总元素质量。通常，此测试方法用于测量一种裂变同位素（例如 235U 或 239Pu）。该测试方法可用于分离目前所需的 100 nCi/g 浓度水平的低浓度和超铀废物，以满足美国能源部废物隔离试点工厂 (WIPP) 废物验收标准 (5、8、9)。该测试方法可用于废物表征，以证明符合废物、处置和环境法规中规定的放射性水平（请参阅 NRC 监管指南、DOE Order 435.1、10 CFR Part 71、40 CFR Part 191 和 DOE /WIPP- 069）。在主动模式下，DDT系统可以测量范围为±0.02至>100g的235U含量和标称范围为±0.01至>20g的239Pu含量。在被动模式下，DDT 系统能够在 0.05 至 15 g 240Pu 或等效物（5、10、11、12、13）的标称范围内测定自发裂变原子核。该测试方法应与废物管理计划结合使用，该计划根据以下部分或全部标准将分析项目的内容分为材料类别：废物的堆积密度、钚或铀和基质的化学形式，（ α, n) 中子强度、氢（慢化剂）和吸收剂含量、裂变物质的厚度以及分析项目容器的尺寸和成分。每个矩阵可能需要一组不同的校准标准，并且可能具有不同的质量校准限值。对测定质量的影响（即，最大限度地减少精度和偏差）在很大程度上取决于对该废物管理计划的遵守程度。测量结果的偏差与填充高度、基体的均匀性和组成、核材料的数量和分布以及物品尺寸有关。测量结果的精度与核材料的数量、背景以及测量的计数时间有关。对于特定基体和宽范围校准，该测试方法假设校准材料在基体的均匀性和组成、中子慢化剂和吸收剂含量以及中子的数量、分布和形式方面与待测项目相匹配。核材料，在其影响测量的范围内。该测试方法的算法假设具有同质性。核材料、中子慢化剂和中子吸收剂分布的不均匀性有可能导致结果出现偏差 (14)。该测试方法假设贡献的放射性同位素在整个容器中的分布是均匀的，并且不存在核材料块。应用此测试方法的可靠结果需要对废物进行包装，以便满足第 5.5 节的条件。在某些情况下，特定地点的要求将决定包装要求，并可能对测量结果产生不利影响。主动模式和被动模式均提供钚的分析值。在校准过程中，操作员应确定两种操作模式适用的质量范围。
1.1 本测试方法涵盖了系统......

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