5.1. Обратитесь к Методике E261 для общего обсуждения определения скорости флюенса быстрых нейтронов с помощью детекторов деления. 5,2×238U выпускается в виде металлической фольги, проволоки или оксидного порошка (см. Руководство E844). Обычно его помещают в подходящий контейнер, чтобы предотвратить потерю и загрязнение 8201;238U и продуктами его деления. 5.3. Можно проанализировать один или несколько продуктов деления. Соответствующие данные для соответствующих продуктов деления приведены в таблицах 1 и 2. 5.3.1 137Cs-137mBa часто выбирают для длительных облучений. Могут присутствовать радиоактивные продукты8201;134Cs и8201;136Cs, которые могут мешать подсчету 0,662 МэВ8201; Гамма-лучи 137Cs-137mBa (см. Методы испытаний E320). 5.3.2 140Ba-140La часто выбирают для коротких облучений (см. Метод испытаний E393). 5.3.3 95Zr можно подсчитать непосредственно после химического разделения или с помощью его дочернего элемента 8201;95Nb с использованием системы гамма-детектора высокого разрешения. 5.3.4 144Ce представляет собой продукт деления с высоким выходом, пригодный для облучений в течение 2–3 лет. 5.4 Необходимо окружить монитор 8201;238U поглотителем тепловых нейтронов для минимизации образования продуктов деления из количества 8201;235U в мишени 8201;238U и из 8201;238U; 239Pu из (n,β)-реакций в материале 8201;238U. Анализ концентрации 8201;239Pu, когда ожидается значительный вклад. 5.4.1 Образование продуктов деления в легководном реакторе продуктом нейтронной активации 8201;239Pu рассчитано как незначительное (lt;28201;%) по сравнению с образованием 8201;238U(n,f), для период облучения 12 лет при мощности флюенса быстрых нейтронов (Е > 1 МэВ) 18201;×8201;1011 см−2 · s−1 при условии, что 8201;238U защищен от тепловых нейтронов (см. рис. 2 Руководства E844). 5.4.2 Производство продуктов деления в результате фотоядерных реакций, то есть (γ,f) реакций, хотя и незначительное в активных зонах реакторов ближней мощности и исследовательских реакторов, может быть большим для глубоководных проникновений.
ASTM E704-13 Ссылочный документ
ASTM E1005 Стандартный метод испытаний для применения и анализа радиометрических мониторов для наблюдения за корпусом реактора, E 706 (IIIA)
ASTM E1018 Стандартное руководство по применению файла данных оценки поперечного сечения ASTM, матрица E 706 (IIB)
ASTM E170 Стандартная терминология, относящаяся к радиационным измерениям и дозиметрии
ASTM E181 Стандартные методы испытаний для калибровки детекторов и анализа радионуклидов
ASTM E261 Стандартная практика определения флюенса, скорости флюенса и спектров нейтронов методами радиоактивной активации
ASTM E262 Стандартный метод определения скорости реакции тепловых нейтронов и скорости флюенса методами радиоактивной активации
ASTM E320 Метод определения цезия-137 в растворах ядерного топлива методом радиохимического анализа
ASTM E393 Стандартный метод измерения скорости реакции путем анализа бария-140 с помощью дозиметров деления
ASTM E705 Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией нептуния-237
ASTM E844 Стандартное руководство по проектированию комплектов датчиков и облучению для наблюдения за реакторами, E 706 (IIC)
ASTM E944 Стандартное руководство по применению методов корректировки нейтронного спектра при наблюдении за реакторами (IIA)
ASTM E704-13 История
2019ASTM E704-19 Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией урана-238
2013ASTM E704-13 Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией урана-238
2008ASTM E704-08 Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией урана-238
1996ASTM E704-96(2002) Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией урана-238
1996ASTM E704-96 Стандартный метод измерения скорости реакции радиоактивной активацией урана-238