DIN 25456-3-1999 Neutron fluence measurement - Part 3 Fast-neutron fluence determination with nickel activation detectors《中子注量测量 第3部分 用镍活化探测器测定快中子注量》.pdf

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1、DEUTSCHE NORM Oktober 1999 Neutronenfluenzmessung Teil 3: Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Nickel-Aktivierungsdetektoren DIN 25456-3 ICs 17.240 Ersatz fr Neutron fluence measurement - Part 3: Fast-neutron fluence determination with nickel activation detectors Mesure de la fluence neutro

2、nique - Partie 3: Determination de la fluence des neutrons rapides avec des dtecteurs par activation du nickel Ausgabe Mai 1990 Inhalt Seite Vorwort. 2 1 Anwendungsbereich 2 2 Normative Verweisungen. . 2 3 Definitionen und Formelzeichen. 2 3.1 Nickel-Aktivierungsdetektor 2 4 Aktivierungsdetektoren .

3、 3 4.1 Einsatzbereich. 3 4.2 Eigenschaften . 3 4.3 Vorbereitung . 3 4.4 Mgliche Streffekte bei der Anwendung . 3 5 Durchfhrung der Messung . 3 5.1 Megerte. 3 5.2 Vorbereitung der Meprobe 3 5.3 Kalibrierung 5.4 Bestimmung der Aktivitt . 6 Auswertung. 6.1 Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit

4、dem Nickel-Aktivierungsdetektor . 6.2 Korrektionen . 6.3 Bestimmung der Unsicherheit der Fluenz 6.4 Dokumentation Anhang A (normativ) Bestimmung der Fluenz unter Bercksichtigung von Abbrand- korrektionen . Anhang B (normativ) Nukleare Daten Anhang C (informativ) Graphische Darstellungen Seite 3 3 4

5、4 4 4 4 5 6 7 Fortsetzung Seite 2 bis 7 Normenausschu Materialprfung (NMP) - FB Kerntechnik - im DIN Deutsches Institut fr Normung e.V. O DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e. V., Berlin,

6、gestattet. Alleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 Berlin Ref.-Nr. DIN 25456-3 : 1999-10 PreisgL 07 VertL-NL 0007 Seite 2 DIN 25456-3 : 1999-10 Vorwort Diese Norm wurde vom Normenausschu Kerntechnik, Arbeitsausschu ,Neutronenfluenzmessung“ erarbeitet. Die Anhnge A und B sind normativ

7、, Anhang C ist informativ. DIN 25456 ,Neutronenfluenzmessung“ besteht aus: - Teil 1 : Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Aktivierungs- und Spaltdetektoren, - Teil 2: Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Eisen-Aktivierungsdetektoren, - Teil 3: Bestimmung der Fluenz schneller Neutr

8、onen mit Nickel-Aktivierungsdetektoren, - Teil 4: Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Niob-Aktivierungsdetektoren, - Teil 5: Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Kupfer-Aktivierungsdetektoren, - Teil 6: Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit Thorium-Spaltdetektoren. hierung

9、en Gegenber der Ausgabe Mai 1990 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) Umstellung der Gestaltung auf die Festlegungen nach Normen der Reihe DIN 820. b) Aktualisierung und redaktionelle berarbeitung. Frhere Ausgaben DIN 25456-3: 1990-05 1 Anwendungsbereich Diese Norm ist fr die Bestimmung der Flu

10、enz schneller Neutronen mit Nickel-Aktivierungsdetektoren anzuwen- den. Festgelegt werden die Grundstze des Verfahrens zur Bestimmung der Fluenz aus der gemessenen Wo- Aktivitt mit Hilfe des vorgegebenen Neutronenspektrums am Bestra h lu ngsort und der Bestra h lu ngsg esc h ic hte. 2 Normative Verw

11、eisungen Diese Norm enthlt durch datierte oder undatierte Verwei- sungen Festlegungen aus anderen Publikationen. Diese normativen Verweisungen sind an den jeweiligen Stellen im Text zitiert, und die Publikationen sind nachstehend aufgefhrt. Bei daterten Verweisungen gehren sptere nderungen oder Uber

12、arbeitungen dieser Publikationen nur zu dieser Norm, falls sie durch Anderung oder Uberar- beitung eingearbeitet sind. Bei undatierten Verweisungen gilt die letzte Ausgabe der in Bezug genommenen Publi- kation. DIN 25456-1 : 1999-10 Neutronenfluenzmessung - Teil 1 : Bestimmung der Fluenz schneller N

13、eutronen mit Aktivierungs- und Spaltdetektoren 11 1 121 131 Schtzig, U.; Schrader, H. : Halbwertszeiten und Photonen-Emissionswahrscheinlichkeiten von hufig verwendeten Radionukliden, 4. erweiterte Auflage, PTB-Ra-16/4; Physikalisch-Technische Bundes- anstalt, Braunschweig: 1993-07 Baard, J. H.; Zij

14、p, W. L.; Nolthenius, H. J.: Nuclear Data Guide for Reactor Neutron Metrology; Kluwer Academic Publishers, Dordrecht: 1989 Kocherov, N. F?; McLaughlin, F? K.: The International Reactor Dosimetry File (IRDF-90). Report IAEA-NDS- 141 :1990, International Atomic Energy Agency, Vienna 1990 3 Definitione

15、n und Formelzeichen Fr die Anwendung dieser Norm gelten die in DIN 25456-1 definierten Begriffe und Formelzeichen und folgende Defi- nitionen: 31 Nickel-Aktivierungsdetektor Neutronenfluenzdetektor aus Nickel in natrlicher Nuklid- zusammensetzun Es wird die Neutronennachweis- reaktion 58Ni(n, p) Co

16、ausgenutzt. % Tabelle 1: Formelzeichen zur Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen I I I I Einheit Formel- Benennung I Zeichen 58C0-Aktiitt in der Meprobe zum Bectrahlungsende tn Anzahl der 58 Ni-Atome in der Meprobe I s-l Zerfallskonstante von WO effektiver Wirkungsquer- schnitt fr die Reaktion 5

17、8Ni(n, P)CO cm2 Seite 3 DIN 25456-3 : 1999-10 4 Aktivierungsdetektoren 4.1 Einsatzbereich Der Nickel-Aktivierungsdetektor eignet sich wegen des Wirkungsquerschnittsverlaufs der Nachweisreaktion zur Messung der Fluenz schneller Neutronen. Der Detektor wird in Form von Drhten oder Folien verwendet; au

18、er- dem kommen Materialproben in Betracht, die die Neu- tronennachweissubstanz Nickel enthalten. Die untere Grenze des 90 %-Ansprechbereichs des Aktivierungsde- tektors liegt je nach Neutronenspektrum zwischen 2MeV und 3 MeV. Das Menuklid Wo hat eine Halbwertszeit von 70,86 Tagen. Zur Ermittlung der

19、 Neutronenfluenz mssen das Neutronenspektrum und die Bestrahlungs- geschichte bekannt sein. Die Zeit zwischen Beendigung der Bestrahlung des Nickel-Aktivierungsdetektors und der Bestimmung der WO-Aktivitt sollte 2,5 Jahre nicht berschreiten. Die Nachweisreaktion sgNi(n, P)CO wird auch bei Mate- rial

20、proben von Sthlen benutzt, die als Strukturmaterialien oder Bestrahlungsproben in Kernreaktoren eingesetzt werden. Auf diese Proben sind 4.2 und 4.3 nicht an- wend bar. 4.2 Eigenschaften Die Aktivierungsdetektoren sollten aus Reinnickel mit einem Massenanteil von mindestens 99,9 % bestehen. Falls ei

21、ne Messung des Fluenzverlaufs lngs einer bestimmten Linie - bei Verwendung lngerer Drhte - erforderlich ist, darf die relative Schwankung des Draht- querschnittes eine relative Standardunsicherheit bei der Aktivierungsbestimmung mit Schlitzkollimator (siehe 5.4) von hchstens 1 % verursachen. 4.3 Vor

22、bereitung Die einzusetzenden Aktivierungsdetektoren sind zunchst auf ihren uerlichen Zustand zu untersuchen. Verunreini- gungen der Oberflche sind mit geeigneten Lsemitteln zu entfernen. Es ist zweckmig, die Massen der Aktivie- rungsdetektoren vor der Bestrahlung zu bestimmen. 4.4 Mgliche Streffekte

23、 bei der Anwendung Neben dem Grundzustand von Wo entsteht bei Bestrah- lung der metastabile Zustand 58Com, der mit einer Halb- wertszeit von 9,15 h in den Grundzustand bergeht. Sowohl Wom als auch Wo haben einen sehr groen Wirkungsquerschnitt fr Neutronen im thermischen Bereich und im Resonanzbereic

24、h, so da der Abbrand bei Fludichten thermischer Neutronen grer als 1 . 1011 cm- 2 s- 1 bercksichtigt werden mu. Der Ab- brand der Ausgangssubstanz 58Ni ist dann in Betracht zu ziehen, wenn die Fluenz thermischer Neutronen grer als 1021 cm- 2 ist. Wegen des 58Com-Zerfalls sollte nicht eher als 3 Tage

25、 nach Bestrahlungsende mit der Messung der Aktivitt des Aktivierungsdetektors begonnen werden. 5 Durchfhrung der Messung 5.1 Megerte 5.1.1 Waagen Mit den einzusetzenden Waagen mssen die Massen der Meproben mit einer relativen Standardunsicherheit von hchstens 0,5 % bestimmt werden knnen. 5.1.2 Gamma

26、strahlen-Spektrometer Fr die Messung der Gammastrahlung sind Germanium- detektoren mit einer Auflsung, die einer Halbwertsbreite unter 3 keV fr die 1,33-MeV-Strahlung des Wo ent- spricht, in Verbindung mit einem Vielkanalanalysator ein- zusetzen. 5.2 Vorbereitung der Meprobe Der Nickel-Aktivierungsd

27、etektor ist vor der Gammastrah- lenmessung visuell auf Verunreinigungen zu prfen. Gegebenenfalls sind diese durch Beizen zu entfernen. Die Masse des Aktivierungsdetektors mu mit einer relati- ven Standardunsicherheit von hchstens 0,s % bekannt sein. Durch Herstellung von Lsungsprparaten als Meproben

28、 knnen in besonderen Fllen die Mebedingungen ver- bessert werden durch: - Anpassung an die Vergleichsproben (siehe 5.3), - Angleichen und Verringern der Selbstabsorption, - Einsatz von automatischen Wechseleinrichtungen. 5.3 Kalibrierung Fr die Bestimmung der Wo-Aktivitt in der Meprobe sind Vergleic

29、hsproben gleicher Art, entweder beide als feste Quelle oder beide als Lsung, auszuwhlen, deren Geometrie und Aktivitt den auszuwertenden Nickel-Me- proben angeglichen sind. Die Aktivitt der Vergleichspro- be und ihre Unsicherheit mssen auf nationale Primrnor- male zurckzufhren sein. Die Zertifizieru

30、ng des Aktivi- ttsnormals sollte nicht lnger als ein Jahr zurckliegen. 5.4 Bestimmung der Aktivitt Es ist die 811-keV-Gesamtabsorptionslinie des WO auszuwerten. Die Auswertung dieser Linie mu fr die Meprobe und die Vergleichsprobe in derselben Weise durchgefhrt werden; die relative Standardunsicherh

31、eit des Linieninhalts sollte 2 % nicht berschreiten. Drhte und Folien sind so anzuordnen, da die Richtung ihrer grten Ausdehnung senkrecht auf der Verbindungs- linie zur Eintrittsflche des Gammastrahlendetektors steht. Diese grte Ausdehnung darf 116 des bei der Mes- sung der Aktivitt vorgesehenen Ab

32、standes zum Gamma- strahlendetektor nicht berschreiten, es sei denn, die Ver- gleichsprobe hat die gleiche geometrische Gestalt wie die Meprobe. Die Abstnde der Me- und Vergleichsproben zum Gammastrahlendetektor drfen sich nicht um mehr als 1 % voneinander unterscheiden. Drhte mit lngerer Ausdehnung

33、 sind entweder vor der Messung in kurze Drahtstcke zu zerteilen, deren Massen einzeln bestimmt werden, oder es sind kurze Abschnitte davon mit einem Schlitzkollimator fr die Messung auszu- blenden. Dieser Kollimator mu so beschaffen sein, da mehr als 90 % der Impulsrate der Gesamtabsorptionslinie au

34、s dem ausgeblendeten Bereich stammt. Seite 4 DIN 25456-3 : 1999-10 6 Auswertung 6.1 Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit dem Nickel- Aktivierungsdetektor Unter der Voraussetzung, da das Neutronenspektrum und damit der effektive Wirkungsquerschnitt zeitlich kon- stant sind, errechnet sich di

35、e Fluenz der schnellen Neutro- nen nach: 6.2 Korrektionen Gleichung (1) gilt unter der Voraussetzung, da die Flu- dichte thermischer Neutronen am Bestrahlungsort in keinem Bestrahlungsintervall den Wert 1 . 1011 cm- 2 s- 1 berschreitet. Mu der Abbrand von Worn, Wo und 58Ni durch thermi- sche Neutron

36、en bercksichtigt werden, so ist zustzlich die Fludichte der Neutronen im thermischen und im Resonanzbereich zu bestimmen. Anstelle der Gleichun- gen (1) und (2) sind die im Anhang A angegebenen Re- kursionsgleichungen anzuwenden. Eine Korrektion fr die Selbstabsorption der Gammastrah- len in der Mep

37、robe ist anzubringen, wenn die Schicht- dicke 0,5 mm bersteigt, sofern die Vergleichsprobe nicht die gleiche Selbstabsorption aufweist. Wenn der effektive Wirkungsquerschnitt zeitlich nicht kon- stant ist, sind Korrektionen nach DIN 25456-1, Anhang A, erforderlich. Der Bestrahlungskoeffizient Ft ber

38、cksichtigt die Bestrah- lungszeit sowie Aufbau und Abfall der Aktivitt whrend der Einsatzzeit. Unter der Voraussetzung, da die relativen Neutronenflu- dichten fi in den jeweiligen Zeitintervallen i(i = 1, ., n) konstant sind, wobei Bestrahlungspausen mit fi = O zu bercksichtigen sind, errechnet sich

39、 Ft nach: n Cfi.Ati (2) i=l Ft= Il A . (1 - e-A .Ati . e-n. (tn -ti) ) i=l ANMERKUNG: Die Benennungen der in den Gleichun- gen (1) und (2) enthaltenen Formelzeichen sind DIN 25456-1 und der Tabelle 1 dieser Norm zu ent- nehmen. 6.3 Bestimmung der Unsicherheit der Fluenz Die Unsicherheiten sind nach

40、DIN 25456-1 zu behandeln. Dabei sind die wesentlichen Beitrge zur Unsicherheit der Fluenz - die Unsicherheit von A(tn), - die Unsicherheiten der&, - die Unsicherheit von oeE(Eu). 6.4 Dokumentation Die Bestimmung der Fluenz schneller Neutronen mit einem Nickel-Aktivierungsdetektor ist nach DIN 25456-

41、1 : 1999-10, Abschnitt 9 zu dokumentieren. Seite 5 DIN 25456-3 : 1999-10 Formelzeichen Al (ti) Anhang A (normativ) Bestimmung der Fluenz unter Bercksichtigung von Abbrandkorrektionen Benennung Aktivitt der 58Com-Atome am Ende des i-ten Bestrahlungsintervalls Wenn der Abbrand von Wo, 58Com und 58Ni b

42、ercksichtigt werden mu, sind anstelle der Gleichungen (1) und (2) die fol- genden Rekursionsgleichungen anzuwenden, wobei die Benennung der in den Gleichungen enthaltenen Formelzeichen der Tabelle A.l zu entnehmen ist: Ni rn Ag Dabei ist: A,i = Am + om qth fi /Ygi = Ag + og . q* ,fi Anzahl der 58Ni-

43、Atome in der Probe whrend des i-ten Bestrahlungsintervalls Anzahl der Reaktionen, die auf das metastabile Niveau die Gesamtanzahl der Reaktionen Zerfallskonstante von Wo fhren, dividiert durch Setzt man fr qc zunchst einen beliebigen Wert ein, so knnen die Al(ti) und A2(ti) schrittweise berechnet we

44、rden, wobei Al(to) = A2(t0) = O und NI =No gesetzt wird. Als letztes Intervall wird die Abklingzeit bis zur Aktivittsmessung (Indexn + 1) mitfn + = O genommen, so da3 A, (tn + und A2(tn + die mit q, berechneten Aktivitten zum Zeitpunkt der Messung sind. Die tatschlichen Fludichtewerte ergeben sich d

45、urch Vergleich mit der gemessenen Aktivitt: Og oa Wu) .fi und daraus die Fluenz n+l Einfangquerschnitt von WO fr thermische Neutronen Einfangquerschnitt von 58Ni Fludichte schneller Neutronen mit E E, im i-ten Bestrahlungsintervall Gegebenenfalls ist in Gleichung (A.6) eine Korrektion fr Neutronen i

46、m Resonanzbereich anzubringen. Tabelle Al : Berechnungsgren I I 2(ti) I Aktivitt der Wo-Atome am Ende des i-ten Bestrahlungsintervalls I I A(tn + I gemessene Aktivitt der Wo-Atome zur Zeit tn + I I Zerfallskonstante von Wom I I Fludichte thermischer Neutronen im i-ten Bestrahlungsintervall I I Einfa

47、ngquerschnitt von Wom fr thermische Neutronen Seite 6 DIN 25456-3 : 1999-10 (9,15 f 0,lO) h 121 Anhang B (normativ) Nukleare Daten 2,104 . 10- 5 Tabelle B.1: Nukleare Daten (70,86 f 0,07) d I I Nuklid 1,132 . 10- 58Ni 58Corn 58c0 I- - Isotopen- hufigkeit im natrlichen Isotopen- gemisch i21 % 68,27 f

48、 0,Ol - Absorptions- querschnitt fr thermische Neutronen 2 10- 24 cm2 4,6 f 0,3 (0,14 f 0,Ol) . 106 Resonanz- integral fr Strahlungs- einfang 2 10- 24 cm2 Photonenstrahlen Energie 11 I MeV 0,810 8 Emissions- wahrschein- lich keit 1 % 99,45 f 0,001 Fr die im Anhang A eingefhrte Gre m wird der Wert 0,

49、27 empfohlen. - Angabe entfllt 1) fr ein Maxwellspektrum Seite 7 DIN 25456-3 : 1999-10 30 %I 25 2 W r L W 5 20 .- m c 3 o U c m 15 s 10 3 5- L W -I- .- Anhang C (informativ) Graphische Darstellungen - - - - - - A I I I I I I I I I I I I I I I I I I -0 5 10 15 MeV 20 Neutronenenergie - Bild C.1: Wirkungsquerschnitt a(E) der Reaktion 58Ni(n, p)58Co als Funktion der Neutronenenergie E nach