ASTM C1493-01
Método de prueba estándar para ensayos no destructivos de materiales nucleares en desechos mediante conteo de neutrones pasivo y activo utilizando un sistema de extinción diferencial

Estándar No.

ASTM C1493-01

Fecha de publicación

2001

Organización

American Society for Testing and Materials (ASTM)

Estado

Remplazado por

ASTM C1493-09

Ultima versión

ASTM C1493-19

Alcance

1.1 Este método de prueba cubre un sistema que realiza ensayos no destructivos (NDA) de uranio o plutonio, o ambos, utilizando la técnica activa de extinción diferencial (DDT) y el conteo pasivo de coincidencias de neutrones. Los resultados de las mediciones activas y pasivas se combinan para determinar la cantidad total de material fisionable y de fisión espontánea en tambores de chatarra o desechos de hasta 208 L. Se hacen correcciones en las mediciones para los efectos de la moderación y absorción de neutrones, suponiendo que los efectos se promedian sobre el volumen del tambor y que no estén presentes grumos significativos de material nuclear. Estos sistemas se utilizan más ampliamente para analizar desechos transuránicos y de baja actividad, pero también se pueden utilizar para medir materiales de desecho. Si bien este método de prueba es específico del sistema de ensayo de neutrones pasivo-activo del Laboratorio Nacional de Los Álamos (LANL) de segunda generación, el principio se aplica a otros sistemas de DDT.1.1.1 En el modo activo, el sistema mide isótopos fisibles como 235U y 239Pu. Los neutrones de un generador de neutrones pulsados de 14 MeV se termalizan para inducir la fisión en el elemento de ensayo. Entre los pulsos del generador, el sistema detecta neutrones de fisión rápida emitidos por el material fisionable. El número de neutrones detectados entre pulsos es proporcional a la masa del material fisionable. Este método se denomina técnica de extinción diferencial.1.1.2 En el modo pasivo, el sistema detecta neutrones coincidentes en el tiempo emitidos por isótopos que se fisionan espontáneamente. Los isótopos primarios medidos son 238Pu, 240Pu y 242Pu; sin embargo, el sistema también puede adaptarse para su uso con otros isótopos de fisión espontánea. El número de neutrones coincidentes detectados es proporcional a la masa del material que se fisiona espontáneamente.1.2 El modo activo se utiliza para analizar material fisionable en los siguientes rangos.1.2.1 Para elementos que contienen uranio, el DDT puede medir el contenido de 235U en el oscilan entre 0,02 y más de 100 g. Normalmente, el ensayo de elementos que contienen sólo uranio se realiza utilizando calibraciones específicas de la matriz para tener en cuenta el efecto de la matriz en la señal activa.1.2.2 Para elementos que contienen plutonio, el método DDT mide el contenido de 239Pu en el rango entre 0,01 y 20 g.1.3 El modo pasivo es capaz de ensayar núcleos en fisión espontánea, en un rango nominal de 0,05 a 15 g de 240Pu, o equivalente. El modo pasivo también se puede utilizar para medir cantidades grandes (por ejemplo, kg) de 238U.1.4 Este método de prueba requiere conocimiento de las abundancias relativas de los isótopos de plutonio o uranio para determinar la masa total de plutonio o uranio.1.5 Este método de prueba dar resultados sesgados cuando la forma de desecho no cumple con las especificaciones de calibración y los supuestos de medición presentados en este método de prueba con respecto a los requisitos para una matriz homogénea, distribución uniforme de la fuente y la ausencia de grumos de material nuclear, en la medida en que afecten la medición. .1.6 El ensayo activo y pasivo completo de un bidón de 208 L dura nominalmente 10 minutos o menos. 1.7 Se han informado mejoras en este método de prueba (1,2,3,4). Las discusiones sobre estas mejoras no están incluidas en este método de prueba. 1.8 Esta norma puede involucrar materiales, operaciones y equipos peligrosos. Esta norma no pretende abordar todos los problemas de seguridad, si los hay, asociados con su uso. Es responsabilidad del usuario de esta norma establecer prácticas apropiadas de seguridad y salud y determinar la aplicabilidad de las limitaciones reglamentarias antes de su uso. Los consejos de precaución específicos se dan en la Sección 8.

ASTM C1493-01 Documento de referencia

• ASTM C1009 Guía estándar para establecer un programa de garantía de calidad para laboratorios de química analítica dentro de la industria nuclear
• ASTM C1030 Método de prueba estándar para la determinación de la composición isotópica del plutonio mediante espectrometría de rayos gamma
• ASTM C1068 Guía estándar para la calificación de métodos de medición por parte de un laboratorio dentro de la industria nuclear
• ASTM C1128 Guía estándar para la preparación de materiales de referencia de trabajo para su uso en el análisis de materiales del ciclo del combustible nuclear
• ASTM C1156 Guía estándar para establecer la calibración de un método de medición utilizado para analizar materiales del ciclo del combustible nuclear
• ASTM C1207 Método de prueba estándar para ensayos no destructivos de plutonio en chatarra y desechos mediante recuento pasivo de coincidencias de neutrones
• ASTM C1210 Guía estándar para establecer un programa de control de calidad de sistemas de medición para laboratorios de química analítica dentro de la industria nuclear
• ASTM C1215 Guía estándar para preparar e interpretar declaraciones de precisión y sesgo en estándares de métodos de prueba utilizados en la industria nuclear
• ASTM C859 Terminología estándar relacionada con materiales nucleares
• ASTM C986 

ASTM C1493-01 Historia

• 2019 ASTM C1493-19 Método de prueba estándar para ensayos no destructivos de materiales nucleares en desechos mediante conteo de neutrones pasivo y activo utilizando un sistema de extinción diferencial
• 2009 ASTM C1493-09 Método de prueba estándar para ensayos no destructivos de materiales nucleares en desechos mediante conteo de neutrones pasivo y activo utilizando un sistema de extinción diferencial
• 2001 ASTM C1493-01 Método de prueba estándar para ensayos no destructivos de materiales nucleares en desechos mediante conteo de neutrones pasivo y activo utilizando un sistema de extinción diferencial