CC BY
74УДК 621.039.1
А. В. Буковецкий
ФГУП «Горно-химический комбинат», г. Железногорск, Красноярский край, Россия
РАЗРАБОТКА И СОЗДАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО СТЕНДА ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА МЕТОДОМ «БЕСКОНЕЧНО ТОЛСТЫХ» ОБРАЗЦОВ
Разработан, изготовлен и опробован экспериментальный стенд для определения обогащения урана методом «бесконечно толстых» образцов; проведены исследования, позволяющие сделать заключение о возможности эксплуатации стенда и определяющие основные направления оптимизации проведения измерений с его помощью.
Ключевые слова: экспериментальный стенд, обогащение урана, метод «бесконечно толстых» образцов, сцинтилляционный детектор, спектр,
пик, оптимизация.
A. V. Bukovetskiy
FSUE «Mining and Chemical Combine», Zheleznogorsk, Krasnoyarsk region, Russia
DEVELOPMENT AND CREATION OF THE MOCK-UP FOR DETERMINATION OF URANIUM ENRICHMENT USING THE INFINITE-SAMPLE GAMMA MEASUREMENT TECHNIQUE
Experimental stand for determination of uranium enrichment using the infinite-sample gamma measurement technique was developed, created and tested. Also was conducted researches, which has helped to make the conclusion about the possibility of using mock-up and determine the main directions of optimization
for further researches.
Keywords: mock-up, uranium enrichment, infinite-sample gamma measurement technique, NaI(Tl) gamma-ray detector, optimization.
ЯДЕРНАЯ И АЛЬТЕРНАТИВНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Одним из основных методов определения изотопного состава ядерных материалов (ЯМ) является гамма-спектрометрический анализ со сцинтилляционным детектором. Метод обладает высокой точностью, отличается простотой и технологичностью. Указанные качества позволили ему стать одним из наиболее распространенных в процессах контроля за технологическими процессами, а также учета ЯМ. Однако наряду с указанными пре-
имуществами существуют недостатки метода. Наиболее значимым недостатком является плохое разрешение сцинтилляционного детектора. Указанный недостаток приводит к тому, что для анализа ядерных материалов могут использоваться только отдельные наиболее интенсивные энергетические линии излучения фотонов гамма-излучения. В случае урана такая линия образуется только фотонами с энергией 185,7 кэВ. Поэтому анализ изотопного состава может быть выполнен только
© Буковецкий А. В., 2014
по 235U, который является источником излучения фотонов с энергией 185,7 кэВ.
Техническая возможность определения изотопного состава урана с помощью сцин-тилляционного детектора определяется не только наличием переносных или стационарных гамма-спектрометрических комплексов, калибровочных и лабораторных образцов, но и возможностью организации и проведения измерений в подходящих и воспроизводимых условиях. Такие условия могут создаваться с помощью экспериментального стенда.
При разработке и создании экспериментального стенда для определения обогащения урана методом «бесконечно толстых» образцов с помощью сцинтилляционного NaI(Tl) детектора в составе переносного спектрометра-радиометра InSpector-1000 фирмы "Canberra" решались следующие задачи:
• изучение особенностей излучения урана и методов определения его изотопного состава;
• анализ технических возможностей для создания экспериментального стенда;
• разработка и изготовление экспериментального стенда;
• разработка программы исследований и их проведение;
• анализ полученных результатов и подготовка рекомендаций;
• разработка предложений по продолжению НИР.
Результаты исследований были представлены на всероссийской научно-технической конференции.
Обогащение урана - содержание делящегося изотопа 235U в образцах урана.
Обогащение может быть выражено в атомарных или весовых единицах. «Атомарное содержание» 235U в уране определяется следующим выражением:
Еа (ат.%) =
Число атомов U
100%.
Ею (вес.%) =
как
Ею (вес.%) =
235Еа
235
В природе преобладают три изотопа урана (в круглых скобках приведено содержание атомов этих изотопов): 238и (99,27 %), 235и (0,720 %) и 234и (0,006 %). 234и образуется в результате альфа-распада 238и:
238
U-
234Th -
JU 234mPa-
234u.
(4)
(1)
Число атомов и
Обогащение также может быть выражено как «весовое содержание»:
Количество граммов 235 и
100%. (2)
Количество граммов U Две величины обогащения соотносятся
238 - 0,03Еа 238
Еа.
(3)
Если образец получен в реакторе, в нем также могут присутствовать другие изотопы урана, включая 236и, получаемый в результате захвата нейтрона ядром 235и, и 237и из реакции (п, 2п) на ядрах 238и.
Изотопы урана испускают альфа-, бета-, нейтронное и гамма-излучения. Основным излучением, используемым при пассивном нераз-рушающем анализе образцов урана, является гамма-излучение, которое обычно преобладает при распаде 235и. Однако для образцов урана низкого обогащения наиболее интенсивным компонентом в спектре излучения является рентгеновское излучение. При измерении обогащения 235и наиболее часто используется линия гамма-излучения с энергией гамма-квантов 185,7 кэВ. Она является самой выделенной одиночной линией гамма-излучения для любых образцов урана с обогащением по 235и выше природного уровня. Обычно интерференции спектральных линий нет, кроме случая регенерированного топлива, в котором гамма-кванты с энергией 236 кэВ изотопа 212РЬ, дочернего продукта 232Й, обычно накладываются на линию 235и. В табл. 1 приведены наиболее интенсивные гамма-линии интересующих изотопов урана.
На рис. 1 и рис. 2 приведены спектры гамма-квантов образцов урана разной степени обогащения, измеренные гамма-детекторами низкого и высокого разрешения, соответственно.
Методы определения изотопного состава
На сегодняшний день используются два основных метода определения изотопного состава урана с помощью неразрушающих методов анализа:
• «бесконечно толстых» образцов;
• соотношения пиков полного поглощения.
Определение обогащения урана в «бесконечно толстых» образцах является ключевым измерением в технологических процессах и при контроле продукции на предприятиях по обогащению урана и изготовлению ядерного топлива, а также играет важную роль
51
ЩШ ИССЛЕ)
Иду
Ж г
ГРАДА
52
Ы
О
^
У
н
о
о е и к I?
135,7 кэВ
2?3и
%кзВ Рентгеновское излучение
I-
90% ^и
10 -
1С11
Энергия, кэВ
Рис. 1. Спектр гамма-излучения природного урана (0,7 % 235и) и урана 90 % обогащения, измерение экранированным Ge(Li) детектором с эффективностью 14 %. Пики, обозначенные как 238и (234тРа), - от распада 234тРа. Фоновые пики обозначены буквой Ф
Таблица 1
Наиболее интенсивные гамма-линии урана
Изотоп Энергия гамма-излучения, кэВ Удельная интенсивность, квант/ст изотопа
129,1 6,5 • 108
232и 270,5 3,0 • 107
327,8 2,7 • 107
119,0 3,9 • 104
120,8 3,2 • 104
146,4 6,6 • 104
233и 164,6 6,4 • 104
245,3 3,8 • 104
291,3 5,8 • 104
317,2 8,3 • 104
234и 120,9 5,4 • 105
143,8 7,8 • 103
163,4 3,7 • 103
235и 185,7 4,3 • 104
202,1 8,0 • 102
205,3 4,0 • 103
238и в равновесии с 234тРа 742,8 766,4 786,3 1001,0 7,1 2,6 • 101 4,3 7,5 • 101
Рис. 2. Спектры гамма-излучения
образцов урана природного, 5 и 93 % обогащения, измеренные сцинтилляционным детектором Ш1(Т!)
при международных инспекциях по ядерным гарантиям для подтверждения использования уранового топлива в мирных целях.
Принципы измерения обогащения могут быть использованы для определения содержания любых изотопов, если известны их радиационные характеристики и удовлетворяются некоторые специальные условия измерений.
Одной из наиболее известных разновидностей способов определения изотопного состава урана с помощью сцинтилляционного детектора является метод «бесконечно толстых» образцов.
Метод теоретически обоснован предположением, что интенсивность гамма-излучения 235и измеряемых образов урансо-держащих материалов или сред пропорциональна их обогащению. Гамма-кванты с энергией 185,7 кэВ появляются при радиационном распаде ядра 235и с вероятностью (57,5±0,9) %. Интенсивность излучения достигает 4,3 104 квант/сг (см. табл. 1).
Длины свободного пробега и «бесконечные» толщины для квантов 185,7 кэВ в соединениях урана приведены в табл. 2. «Бесконечной» называют толщину слоя вещества, равную 7 длинам свободного пробега гамма-квантов.
Вероятность поглощения монотонно увеличивается при уменьшении энергии, но при энергии гамма-лучей, близкой к энергии связи электронов, на К-оболочке происходит ее резкое изменение, которое носит название
Таблица 2
Длины свободного пробега и «бесконечные» толщины для квантов 185,7 кэВ в соединениях урана
Соединение Плотность, г/см3 Длина свободного пробега, см Бесконечная толщина, см
1. Металл 18,7 0,04 0,26
2. ОТ6 (тверд.) 4,7 0,20 1,43
3. ио2 (спечен.) 10,9 0,07 0,49
4. иО (порошок) 2,0 0,39 2,75
5. Нитрат уранила 2,8 0,43 3,04
К-края. Из-за резкого уменьшения коэффициента поглощения при энергиях ниже К-края вероятности поглощения излучений в и и Ри при энергиях 100 кэВ и 200 кэВ почти одинаковые. Существование К-края имеет большое значение для проведения денситометрических и рентгено-флюоресцентных анализов.
На рис. 3 представлена геометрия измерений обогащения урана по гамма-излучению образца. Детектор регистрирует излучение, прошедшее через фильтр и коллиматор. С помощью коллиматора устанавливается площадь видимой детектором поверхности, одинаковой для образцов разной геометрии. Фильтр поглощает излучение в области энергий ниже 185,7 кэВ, что позволяет разгрузить измерительный тракт, повысить долю сигна-
53
Рис. 3. Схема геометрии измерения обогащения урана по гамма-излучению образца
11 ИСС/IEJ
Hav
ж г
ГРАДА
54
лов 185,7 кэВ в полном потоке сигналов через тракт и, соответственно, сократить время измерения. Фильтры изготавливаются из материалов среднего веса (Cd, № и др.).
Обычно 1 >> И, 1 >> ^ 1 >> г. Для заданных условий измеренная скорость счёта импульсов в фотопике пр = !SфJt, где еф - счёт импульсов в фотопике, t - время! измерения, определяется следующим выражением:
пр =
4п
sX
235
N
V AU )
lp uEI© exp(-
х ехр(-цКрКйК)| ехр(-ц1 х)йх, (5)
где - телесный угол, ограниченный отверстием коллиматора;
в - эффективность детектора при Е =185,7 кэВ;
Х235 - постоянная распада и235; N - число Авогадро; Ап - атомная масса урана в образце; рп - плотность урана в образце; Е - обогащение;
I - квантовый выход (коэффициент ветвления) излучения 185,7 кэВ;
- площадь отверстия коллиматора; |1ф, рф, - массовый коэффициент ослабле-ния,плотность и толщина фильтра; |К, рК, - массовый коэффициент ослабления, плотность и толщина контейнера; |1 - коэффициент ослабления гамма-излучения в образце урана.
После вычисления интеграла и преобразований вышеуказанная формула приводится к следующему виду:
K ЕТк Тф (1 - Тобр )
np = K-----.
[1 + (цм / ци)(Рм / Ри)]
где K = [(П, /4я)еХ235 /Ац Тф];
(6)
обр
ментол с I < 30 отношение (|=М/|и) < 0,1, а для большинства соединений урана (рМ/ри) < 0,2. Таким образом, эпттай поправка редко бывает больше 1,02.
Все параметры в еыражении для К являются константами для конкретной геометрии измерений. Если они хорошо из вестны, можно обойтись без использования эталонов. Однако в дей ствительности К определяют с помощью физического эталона, и его значение становится! калибровочным коэффициентом. Таким образом, искомое значение обогащения получают по формуле
Е = !р [1 +(Ц м/ Ц и)( РМ/ Р и)] ( 7) КТкТф(1 - Тоб,) '
гдре (1 - ТобрХ Тк, Тф, [1 + (1м/1и)(Рм/Ри) являются поправками, которые, будучи раз определёнными, используются для измерений с любыми образцами с аналогичным составом в аналогичной упаковке. Чаще всего измерения обогащения проводятся на образцах, для которых То = 0 (бесконечно толстые образцы). Тк может быть подсчитан с достаточно малой погрешностью, если известны материал и толщина стенки контейнера. Точное значение толщины стенки можно оценить с помощью ультразвукового толщиномера.
el= % [1+(Им / N )(Рм1 / Ри)] / к1тК1Тф1 (1 - тобР1)
E2 Яр2 [1 + (ИМ2 / Ии2 )(рМ2 / PÜ2 )] / К2ТК2 Тф2 (1 - обР2
(8)
коэффициент пропускания для исследуемого образца; ТК - коэффициент пропускания для стенки контейнера;
Тф - коэффициент пропускания фильтра;
рп - массовый коэффициент ослабления и плотность урана;
1М, Рм - массовый коэффициент ослабления и плотность матрицы.
Член 1 + (1М/1и)(рМ/Ри) учитывает разбавление урана в образце другими материалами
(кислород, фтор, плутоний и др.). Он зависит
от состава измеряемого материала. Для эле-
Наличие эталонного образца позволяет использовать формулу (7) для определения обогащения урана в исследуемом материале, если измерения выполняются в повторяющихся условиях, под которыми понимаются одинаковые геометрия измерений (включая геометрию образцов) и элементный состав исследуемых материалов. Тогда функционалы
(! - ТобЛ Тр ТР [1 + (^ЧИРм^ K будут
одинаковы для обоих образцов, а выражение (8) может быть преобразовано к виду
Е1 _ n_p (9)
E2 nV2
Спектры излучения урановых образцов, измеренные на Nal- и Ge(Li)-спектрометрах, представлены на рис. 1 и 2. При измерениях на Ge-детекторах нет проблем с вычитанием фона. Пики примерно в 20 раз уже, чем при измерениях на NaI-детекторах, соответственно выше отношение пик/фон. Несколько больше поправка на «мертвое» время, так как сигналы
Ое-детектора более длинные. Погрешность анализа может составлять 0,1 % за разумный промежуток времени.
При анализах бесконечно толстых образцов
пР
Е = = А • р + В • Ь, (10)
К
В = -/Л, (11)
где А, В - калибровочные коэффициенты, определенные из измерений с эталоном.
При измерениях обогащения образцов «бесконечной» толщины детектор «видит» через коллиматор часть поверхности образца. Для всех однородных образцов видимый объем содержит одинаковое количество урана. Интенсивность излучения 185,7 кэВ пропорциональна содержанию 235и в образце. Для калибровки измерительной системы нужен подходящий эталон - аттестованный урановый образец. Точность анализа зависит от степени обогащения и составляет 1-5 % при измерениях на №1-детекторе и 0,1-1,0 % при измерениях на Ое-детекторе.
Главный недостаток метода измерения обогащения урана, основанный на регистрации излучения 185,7 кэВ, - необходимость калибровки измерительной системы для каждого нового контейнера с образцом урана. Этого недостатка лишен метод измерения обогащения по относительной интенсивности гамма-излучений 235и и 238и.
Анализ технических возможностей
Определение изотопного состава методом «бесконечно толстых» образцов выполняется с помощью практической реализации схемы измерений, представленной на рис. 3 (или ее модификаций). Для реализации предложенного методического подхода лаборатории ИНОЦ ФТИ был разработан и изготовлен экспериментальный стенд.
В данной работе условия проведения эксперимента были несколько изменены и дополнены:
- «бесконечно толстый» образец был заменён на набор отраслевых стандартизированных образцов (ОСО);
- фильтр был исключён из общей схемы геометрии измерений.
В качестве измеряемых образцов был использован набор отраслевых стандартных образцов ОСО 95 651-2003П с различным
изотопным составом урана в диоксиде урана. В наборе ОСО имеются образцы с обогащением от 0,7 % до 90 %. Указанный спектр обогащений позволяет наиболее полно провести статистические исследования, что является достоинством набора ОСО. В то же время образцы ОСО имеют одинаковую геометрию, что соответствует одному из условий метода «бесконечно толстых» образцов. Недостаток использования ОСО - нарушение одного из условий метода «бесконечно толстых» образцов, так как ОСО не являются «бесконечно толстыми» образцами.
Помимо поглощения излучения в области энергий ниже 185,7 кэВ фильтр частично ослабляет излучение от фотонов с энергией 185,7 кэВ. В целях повышения чувствительности измерений фильтр был исключён из общей схемы измерений.
В лаборатории анализа ядерных и радиоактивных материалов ИНОЦ ФТИ представлено два вида сцинтилляционных детекторов: стационарный и ручной. В данной работе по ряду причин применялся переносной сцин-тилляционный детектор:
- конструктивные особенности стационарного детектора не позволяют в полной мере реализовать схему измерения обогащения урана методом «бесконечно толстых» образцов;
- конструкция экспериментального стенда обеспечивает возможность свободного отсоединения блока детектирования гамма-квантов. Это позволяет использовать переносной спектрометр-радиометр InSpector-1000 в нескольких экспериментальных стендах, созданных на базе лаборатории анализа ядерных и радиоактивных материалов ИНОЦ ФТИ.
Экспериментальный стенд был разработан и изготовлен для измерения обогащения урана по линии 185,7 кэВ согласно методу «бесконечно толстых» образцов в подходящих и воспроизводимых условиях от мононаправленного коллимированного пучка гамма-квантов, создаваемого измеряемым образцом при помощи свинцовой защиты с коллиматором.
Было запланировано проведение пяти серий экспериментов, предназначенных для оценки влияния диаметра отверстия коллиматора и геометрии «источник излучения - детектор» на точность определения обогащения урана. Для оценки влияния первого фактора диаметр окна коллиматора последовательно
55
и ИССЛЕДОВАНИЯ
Нлуко_
ж ГРАДА
изменялся от меньшего к большему (10 мм, 26 мм, 34 мм, 53 мм). Для оценки влияния второго фактора блок детектирования гамма-квантов последовательно перемещался вдоль оси, соединяющей его геометрический центр с предполагаемым геометрическим центром ОСО по направлению от свинцовой защиты. Калибровка по энергии выполнялась с использованием образца 137Cs в автоматическом режиме. Длительность калибровочного измерения составляла 300 с. Калибровка по 56 эффективности в данном методе не предполагается. Затем на основе сделанной калибровки для всех ОСО выполнялся анализ изотопного состава. Длительность измерений определялась исходя из того, что количество импульсов в пике полного поглощения должно быть не менее 10 000. Это позволяет обеспечить статистическую погрешность в пределах одного процента. Таким образом, было выполнено 1080 измерений длительностью от нескольких десятков секунд до нескольких тысяч секунд.
Обработка результатов серии экспериментов проводилась согласно методу «бесконечно толстых» образцов. В качестве эталонного образца был выбран ОСО с обогащением 90 %, что обеспечило максимально быстрый
набор спектра и хорошую статистику в пике полного поглощения. В случае, когда диаметр окна коллиматора равен 10 мм, для ОСО с обогащением 0,7 % выполнить анализ изотопного состава урана не удалось, так как отличить пик от фона не представляется возможным. Рассчитанные значения обогащений исследуемых образцов в сравнении с их реальными показателями, а также относительное отклонение полученных значений от реальных приведены в табл.3.
По результатам измерений были построены графики зависимости скорости счёта от геометрии «источник излучения - детектор» при использовании коллиматоров с различным диаметром отверстий (рис. 4-8).
В результате выполнения работы были сделаны следующие заключения:
1. С использованием технической базы лаборатории анализа ядерных и радиоактивных материалов ИНОЦ ФТИ разработан, изготовлен и опробован экспериментальный стенд для определения обогащения урана методом «бесконечно толстых» образцов.
2. Проведены исследования, позволяющие сделать заключение о возможности эксплу-
Таблица 3
Относительное отклонение полученных значений от реальных значений обогащений
измеряемых образцов
ОСО - 0,7 % ОСО - 3,6 %
Диаметр отверстия коллиматора, мм Обогащение, % Относительная погрешность, % Обогащение, % Относительная погрешность, %
10 - - 3,12 13,3
26 0,68 2,9 2,42 32,8
34 0,59 15,7 2,08 42,2
53 0,59 15,7 2,06 42,8
Без защиты 0,67 4,3 2,06 42,8
ОСО - 21 % ОСО - 36 %
Диаметр отверстия коллиматора, мм Обогащение, % Относительная погрешность, % Обогащение, % Относительная погрешность, %
10 21,44 2,1 35,33 1,9
26 17,0 19,0 36,43 1,2
34 14,45 31,2 36,65 1,8
53 14,02 33,2 36,99 2,8
Без защиты 14,12 32,8 37,13 3,1
ОСО - 3,6 %
57
-10 мм -53 мм -34 мм -26 мм -Без защиты
Рис. 4. Графики зависимости скорости счёта импульсов от геометрии «источник излучения -детектор» при использовании коллиматоров с различными диаметрами отверстий для образца
с обогащением 3,6 %
ОСО - 0,7 %
-53 мм -34 мм - 26 мм -Без защиты
Рис. 5. Графики зависимости скорости счёта импульсов от геометрии «источник излучения -детектор»при использовании коллиматоров с различными диаметрами отверстий для образца
с обогащением 0,7 %
ЩШ ИССЛЕ)
Иду
Ж г
ГРАДА
58
45 0?00 400,00
^ 350,00
г
В 300,00 «
250,00
т
л 200,00 и
? 150,00 а
и 100,00
50,00 0,00
ОСО - 21 %
2 3 4 5 6 7 8
Расстояние отдетектора до защиты, см
10
10 мм
26 мм
34 мм
53 мм
Без защиты
Рис. 6.Графики зависимости скорости счёта импульсов от геометрии «источник излучения -детектор» при использ овании коллиматоров с различными диам етрами отверстий для образца
с обогащением 21 %
ОСО - 36 %
1200,00
и
с
5
а
-с
&
%
и
1000,00
200,00
0,00
>10 мм
2 3 4 5 6 7 8
Расстояние от детектора до защиты, см
— 53 мм -34 мм -26 мм -Без защиты
Рис. 5. Графики зависимости скорости счёта импульсов от геометрии «источник излучения -детектор» при использовании коллиматоров с р азличными диаметрами отверстий для образца с
обогащением 0,7 %
3000,00
(U 2500,00 =
Е
= 2000,00
я
и
:<и
5 1500,00
А и
8 1000,00
6
и
U 500,00
0,00
ОСО - 90 %
\ \
^^ iii __
59
3 4 5 6 7 8 Расстояние от детектора до защиты, см
10
-10 мм -53 мм -34 мм -26 мм -Без защиты
Рис. 8. Графики зависимости скорости счёта импульсов от геометрии «источник излучения -детектор» при использовании коллиматоров с различными диаметрами отверстий для образца
с обогащением 90 %
атации стенда и определяющие основные направления оптимизации проведения измерений с его помощью:
• измерения низкообогащённых образцов урана лучше выполнять без защитного экрана в составе экспериментального стенда;
• наилучшие результаты экспериментов были получены при использовании в составе стенда коллиматоров, создающих мононаправленный пучок фотонного излучения.
Библиографические ссылки
1. Дуглас Райли, Норберт Энслин, Хэйстингс Смит, Сара Крайнер. Пассивный неразрушающий анализ ядерных материалов. М. : Бином, 2000. 720 с.
2. Бойко В. И., Силаев М. Е. Методы и приборы для измерения ядерных и других радиоактивных материалов : учеб. пособие [Б.м. : б.и.: 2011]. С. 170-179.
3. Berlizov A. N., Gunnink R., Zsigrai J., Nguyen C. T., Tryshyn V. V Performance testing of the upgraded uranium isotopics multi-group analysis code MGAU // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, Volume 575, Issue 3, 1 June 2007. P. 498-506.
4. Radiation Detection and Measurement, 4th Edition, Glenn F. Knoll, Professor Emeritus of Nuclear Engineering and Radiological Sciences, University of Michigan, Ann Arbor, Michigan, John Wiley & Sons, Inc., 2010.
5. Wayne D.Ruhter, Ray Gunnink Measurement of Plutonium and Uranium Isotopic Abundances by Gamma-Ray Spectrometry) // 11th International Workshop on Accurate Measurements in Nuclear Spectroscopy. Sarov, 1996. P. 1-5. UCRL-JC-123412.
6. Gunnink R., Ruhter W. D., Miller P., Goerten J., Swinhoe M., Wagner H., Verplancke J., Bickel M., Abousahl S. MGAU: A New Analysis Code for Measuring U-235 Enrichments in Arbitrary Samples // International Nuclear Safeguards 1994, vision for the future: proceedings of a Symposium on International Safeguards. Vienna: IAEA, 1994. P. 541-546. UCRL-JC-114713.
7. Wayne D. Ruhter, Ray Gunnink Measurement of Plutonium and Uranium Isotopic Abundances by Gamma-Ray Spectrometry) // 11th International Workshop on Accurate Measurements in Nuclear Spectroscopy. Sarov, 1996. P. 1-5. UCRL-JC-123412.
Статья поступила в редакцию 14.10.2013 г.
