(57)【要約】      （修正有）【課題】放射性元素のガンマ線放射強度を、標準放射性元素のガンマ線の既知の放射強度に基づいて測定する方法を提供する。【解決手段】式2011257399.tif 000020から該強度Ｉ（Ｅｃｈ１）を算出する。ここで、Ｓ（Ｅｃｈ１）は該放射性元素のガンマ放射線の正味面積であり、Ｓ（Ｅｃｈ２）は該標準放射性元素の正味面積であり、Ｒ１およびＲ２は、それぞれ、Ｓ（Ｅｃｈ１）を測定する放射線検出器、およびＳ（Ｅｃｈ２）を測定放射線検出器の総吸収効率であり、Δρ１およびΔρ２は、振動技術によって基準放射能源を使用して測定される原子炉の反応度変化の測定値であり、それぞれ該放射性元素および該標準放射性元素に関係し、ＷＡ，１およびＷＡ，２は、それぞれ該放射性元素の中性子重要度および該標準放射性元素の中性子重要度であり、Ｃｄ１およびＣｄ２は、それぞれ該サンプルの放射性崩壊補正データおよび該標準サンプルの放射性崩壊補正データである。【選択図】なし【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性元素のガンマ線放射強度を測定する方法であって、
−原子炉内にある前記放射性元素のサンプルおよび標準放射性元素のサンプルに照射するステップ（Ｅ３）と、
−前記放射性元素の前記サンプルおよび標準放射性元素の前記サンプルを前記原子炉から除去するステップ（Ｅ４）と、
−第１の測定チャネルによって、前記放射性元素の前記サンプルのガンマ線放射の正味面積Ｓ（Ｅｃｈ１）のデータを測定するステップ（Ｅ５）と、
−前記第１の測定チャネルと同一の第２の測定チャネルによって、標準放射性元素の前記サンプルのガンマ線放射の正味面積Ｓ（Ｅｃｈ２）のデータを測定するステップ（Ｅ６）と、
−振動技術によって、前記放射性元素の前記サンプルが、所与の出力に設定されている前記原子炉外にある第１の位置と、前記放射性元素の前記サンプルが、前記所与の出力に設定されている前記原子炉内にある第２の位置との間の、前記原子炉の第１の反応度変化Δρ１を測定するステップ（Ｅ８）と、
−振動技術によって、標準放射性元素の前記サンプルが、所与の出力に設定されている前記原子炉外にある第１の位置と、標準放射性元素の前記サンプルが、前記所与の出力に設定されている前記原子炉内にある第２の位置との間の、前記原子炉の第２の反応度変化Δρ２を測定するステップ（Ｅ８）と、
−次の式を使用して前記放射性元素の前記ガンマ線放射強度を算出するステップ（Ｅ７）であって、
2011257399.tif 000018
ここで、
Ｒ１およびＲ２は、それぞれ前記放射性元素の前記サンプルのエネルギーにおける前記第１の測定チャネルの検出器の総吸収効率および標準放射性元素の前記サンプルのエネルギーにおける前記第２の測定チャネルの検出器の総吸収効率であり、
ＷＡ，１およびＷＡ，２は、それぞれ前記放射性元素の中性子重要度および標準放射性元素の中性子の重要度であり、
Ｃｄ１およびＣｄ２は、それぞれ前記放射性元素の前記サンプルの放射性崩壊補正データおよび標準放射性元素の前記サンプルの放射性崩壊補正データであり、
Ｉ（Ｅｃｈ２）は、標準放射性元素の前記ガンマ線放射強度である
ステップ（Ｅ７）と
を含むことを特徴とする方法。
【請求項２】
前記原子炉の第１の反応度変化Δρ１を測定する前記ステップ（Ｅ８）が、
ａ）前記放射性元素の前記サンプルが前記原子炉外にあり、かつ前記原子炉が所与の出力に設定されている制御棒の第１の位置と、
ｂ）前記放射性元素の前記サンプルが前記原子炉内にあり、かつ前記原子炉が、前記制御棒が第２の位置にあることにより、前記所与の出力に設定されている前記制御棒の前記第２の位置と
の間における、前記原子炉の制御棒（ＢＰ）の少なくとも１つの位置変化測定により実施され、かつ、
前記原子炉の第２の反応度変化Δρ２を測定する前記ステップが、
ａ）標準放射性元素の前記サンプルが前記原子炉外にあり、かつ、前記原子炉が所与の出力に設定されている前記制御棒の第１の位置と、
ｂ）標準放射性元素の前記サンプルが前記原子炉内にあり、かつ、前記原子炉が、前記制御棒が第２の位置にあることにより、前記所与の出力に設定されている前記制御棒の前記第２の位置と
の間における、前記原子炉の前記制御棒の少なくとも１つの位置変化測定によって実施される、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
振動法によって、空のサンプルが、所与の出力に設定されている前記原子炉外にある第１の位置と、前記空のサンプルが、前記所与の出力に設定されている前記原子炉内にある第２の位置との間における、前記原子炉の反応度変化Δρｅを測定する少なくとも１つのステップをさらに含む方法であって、前記反応度変化Δρｅの測定値を、反応度変化Δρ１およびΔρ２の測定値のそれぞれから減算して、前記放射性元素の補正済みガンマ線強度Ｅ（Ｅｃｈ１）ｃを式
2011257399.tif 000019
によって求める、請求項１または請求項２のいずれか１項に記載の方法。
【請求項４】
基準放射能源を使用して、前記総吸収効率Ｒ１およびＲ２を事前に測定する、請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の方法。
【請求項５】
前記第２の測定チャネルおよび前記第１の測定チャネルが単一の測定チャネルであって、前記正味面積Ｓ（Ｅｃｈ１）のデータを測定する前記ステップと、前記正味面積Ｓ（Ｅｃｈ２）のデータを測定する前記ステップとを同時に実施する、請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射性元素のガンマ（γ）線放射強度を測定する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
放射性元素のガンマ線放射強度は、その知識が原子炉物理学の分野で重要なデータである。これらは、例えば、非破壊測定（ガンマ線分光測定法）において、または、光子的加熱を測定するために使用されるシミュレーションコードの入力として使用されるデータである。
【０００３】
β−崩壊の結果として放射されたガンマ線放射強度を測定するための第１の方法は、例えばゲルマニウム検出器による高分解能分光測定法によって優れた精度（およそ１％）で得られた相対的な強度測定値を、他方では十分に制御されていないβ−分岐比データと結合させることである。このために、第１の方法で得られたガンマ線放射データはしばしば、１０％より高い不確かさを有している。これは現実的な欠点である。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
さらに最近の既知の方法によって、β−分岐比の測定が省略可能である。４πβ−γ同時計測システムによって崩壊率を、またガンマ分光測定法によって放射強度を測定することによって、放射性核種によっては１％より良好な不確かさを達成するという有効な改良がなされてきた。しかし、ガンマ線放射強度を測定する際、そしてとりわけこれらのデータを正規化する際に得られる精度は、検討中の放射性核種の放射性物質の純度に大きく関係し、崩壊率の不確かさをも左右する。したがって、サンプルを準備するのに必要な時間に関して、本方法は、寿命が短い、つまり数分〜数時間程度の放射性核種に対しては非常に実施しにくいことが分かっている。これもまた現実的な欠点である。
【０００５】
本発明には上記の欠点がない。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
実際、本発明は、放射性元素のガンマ線放射強度を測定する方法であって、
−原子炉内にある放射性元素のサンプルおよび標準放射性元素のサンプルに照射するステップと、
−放射性元素のサンプルおよび標準放射性元素のサンプルを原子炉から除去するステップと、
−第１の測定チャネルによって、放射性元素のサンプルのガンマ線放射の正味面積Ｓ（Ｅｃｈ１）のデータを測定するステップと、
−第１の測定チャネルと同一の第２の測定チャネルによって、標準放射性元素のサンプルのガンマ線放射の正味面積Ｓ（Ｅｃｈ２）のデータを測定するステップと、
−振動技術によって、放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある第１の位置と、放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉内にある第２の位置との間の原子炉の第１の反応度変化Δρ１を測定するステップと、
−振動技術によって、標準放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある第１の位置と、標準放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉内にある第２の位置との間の原子炉の第２の反応度変化Δρ２を測定するステップと、
−次の式を使用して放射性元素のガンマ線放射強度を算出するステップであって、
2011257399.tif 000002
ここで、Ｒ１およびＲ２は、それぞれ放射性元素のサンプルのエネルギーにおける第１の測定チャネルの検出器の総吸収効率および標準放射性元素のサンプルのエネルギーにおける第２の測定チャネルの検出器の総吸収効率であり、
ＷＡ，１およびＷＡ，２は、それぞれ放射性元素の中性子の重要度および標準放射性元素の中性子の重要度であり、
Ｃｄ１およびＣｄ２は、それぞれ放射性元素のサンプルの放射性崩壊補正データおよび標準放射性元素のサンプルの放射性崩壊補正データであり、
Ｉ（Ｅｃｈ２）は、標準放射性元素のガンマ線放射強度であるステップと
を含むことを特徴とする方法である。
【０００７】
本発明の１つの特定の実施形態によると、原子炉の第１の反応度変化Δρ１を測定するステップは、
ａ）放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある制御棒の第１の位置と、
ｂ）放射性元素のサンプルが原子炉内にあり、かつ原子炉が、制御棒の第２の位置ゆえに、所与の出力に設定されている制御棒の第２の位置と
の間における、原子炉の制御棒の少なくとも１つの位置変化の測定によって実施される。
【０００８】
同様に、原子炉の第２の反応度変化Δρ２を測定するステップは、
ａ）標準放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある制御棒の第１の位置と、
ｂ）標準放射性元素のサンプルが原子炉内にあり、かつ原子炉が、制御棒の第２の位置ゆえに、所与の出力に設定されている制御棒の第２の位置と
の間における、原子炉の制御棒の少なくとも１つの位置変化測定によって実施される。
【０００９】
本発明のさらなる特徴によると、本方法は、振動法によって、空のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある第１の位置と、空のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉内にある第２の位置との間の原子炉の反応度変化Δρｅを測定する、少なくとも１つのステップをさらに含んでおり、反応度変化Δρｅの測定値はそれぞれの反応度変化Δρ１およびΔρ２の測定値から減算される結果、放射性元素の補正済みガンマ線放射強度Ｉ（Ｅｃｈ１）ｃは、次の式
2011257399.tif 000003
によって与えられる。
【００１０】
本発明のさらなる特徴および利点は、添付の図面を参照して好ましい実施形態を読めばより明らかになるであろう。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明のガンマ線放射強度を測定する方法のブロック図を示している。
【図２】図１に示されている本発明の方法の一連の具体的ステップのブロック図を示している。
【図３】本発明の方法の実施を支援する第１の装置構成を示している。
【図４】本発明の方法の実施を支援する第２の装置構成を示している。
【図５Ａ】図２に示されている一連の具体的ステップの実施を支援する第３の装置構成を示している。
【図５Ｂ】図２に示されている一連の具体的ステップの実施を支援する第４の装置構成を示している。
【００１２】
全図面にわたって、同一の参照番号は同一の要素を示している。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
図１は、本発明のガンマ線放射強度を測定する方法のブロック図を示しており、図２は、図１に示されている本発明の方法の一連の具体的ステップのブロック図を示している。
【００１４】
本発明の方法（図１参照）は、ガンマ線放射強度Ｉ（Ｅｃｈ１）が測定されるサンプルＥｃｈ１およびガンマ線放射強度Ｉ（Ｅｃｈ２）が既知である標準サンプルＥｃｈ２を振動棒に搭載するステップＥ１と、サンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２を具備する振動棒を原子炉に搭載するステップＥ２と、原子炉に配置されているサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２に照射するステップＥ３と、照射済みサンプルを原子炉から除去するステップＥ４と、照射済みサンプルのガンマ線放射の正味面積（ガンマ線の面積の測定値）を測定し、正味面積の測定値を整形して正味面積Ｓ（Ｅｃｈ１）のデータを取得するステップＥ５と、照射済み標準サンプルの正味面積（ガンマ線の面積の測定値）を測定して、取得された正味面積測定値を整形して正味面積Ｓ（Ｅｃｈ２）のデータを形成するステップＥ６であって、それぞれの照射済みサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２のガンマ線放射の正味面積の測定は、単一の測定チャネルを使用して（この場合、測定は連続して実行される）、あるいは相互に等しい２つの測定チャネルを使用して（この場合、測定は同時に実行可能である）実行可能であるステップＥ６と、サンプルＥｃｈ１のガンマ線放射強度Ｉ（Ｅｃｈ１）を算出するステップであって、
−正味面積Ｓ（Ｅｃｈ１）およびＳ（Ｅｃｈ２）のデータと、
−それぞれのサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２のガンマ線放射エネルギーに対する測定チャネルの検出器の総吸収効率Ｒ１およびＲ２（それぞれのサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２と同じエネルギーを有する基準放射能源を使用して取得された、事前記録済みの総吸収効率）と、
−それぞれのサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２に関する吸収中性子の重要度ＷＡ，１およびＷＡ，２と、
−放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある第１の位置と、放射性元素のサンプルが、上記所与の出力に設定されている原子炉内にある第２の位置との間の原子炉の第１の反応度変化Δρ１と、
−標準放射性元素のサンプルが、所与の出力に設定されている原子炉外にある第１の位置と、標準放射性元素のサンプルが、上記所与の出力に設定されている原子炉内にある第２の位置との間の原子炉の第２の反応度変化Δρ２と、
−それぞれのサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２に関する放射性崩壊補正データＣｄ１およびＣｄ２と、
−標準放射性元素の既知のガンマ線放射強度Ｉ（Ｅｃｈ２）と
に基づいて算出するステップ（Ｅ７）を含む。
【００１５】
このステップは、以下の式に従って行われる
2011257399.tif 000004
【００１６】
次にＷＡ，１、ＷＡ，２、Ｃｄ１、Ｃｄ２、ΔＲ１およびΔＲ２のデータの取得が開始される。
【００１７】
放射性サンプルＸの吸収中性子の重要度ＷＡ，Ｘは、既知の方法により、随伴束Φ＊の平均値として定義され、捕捉率によって重み付けされた重要度関数である。ここで、
2011257399.tif 000005
であり、定義によって、量
2011257399.tif 000006
はサンプルＸの捕捉率を表わしており、Φ＊は随伴束であり、大きさＥは中性子のエネルギーである。随伴束は、原子炉内の中性子輸送について記述するボルツマン随伴方程式の解であることを想起されたい。
【００１８】
サンプルのまわりに中性子減速材料を配置することによって取得される熱中性子スペクトルにおいて、吸収重要度関数ＷＡ，Ｘは、サンプルＸに含有されているアイソトープから実質的に独立していることが、当業者に知られている。
【００１９】
サンプルＸの放射性崩壊補正データＣｄｘは、既知の方法により、次の公式
2011257399.tif 000007
によって与えられ。ここで、
→λは放射性定数であり、
→ｔｉはサンプルの放射持続時間であり、
→ｔ０は、照射の終了時と測定の開始時の間の放射性崩壊の時間であり、
→ｔｍは、ガンマ線放射測定の持続時間である。
【００２０】
吸収効率変化データは、振動技術によって実施された反応度測定から推定される。振動技術を使用するいくつかのタイプの測定法は、本発明の範囲内で実施可能である。例えば、
−制御手段によって出力を安定させることなく、反応度変化が、サンプルが原子炉外にある状態（１）と、サンプルが原子炉内にある状態（２）との間で観察される中性子束の変化から推定される「動的」測定方法、
−反応度変化が、状態（１）と状態（２）間で出力を一定に維持することができる制御棒の位置から推定される「静的」測定方法
が可能である。
【００２１】
図２は、放射性元素Ｘに関連した原子炉の反応度変化Δρの測定値が、原子炉の制御棒の位置変化量δＰｘから推定される、本発明の好ましい実施形態を示している。
【００２２】
位置変化量δＰｘのデータを取得するプロセスは、振動棒にサンプルＥｃｈｘを搭載するステップＥ９と、臨界状態で原子炉を運転する（つまり、原子炉を運転することによって所与の安定出力を供給する）ステップＥ１０と、臨界状態の原子炉において、サンプルＥｃｈｘを具備した棒を振動させる（つまり、原子炉内で棒を連続的に挿入／抽出する）ステップＥ１１であって、この期間中に制御棒の位置の測定が実施されるステップＥ１１と、制御棒の位置測定値から位置変化δＰｘを算出するステップＥ１２とを含んでいる。
【００２３】
原子炉は、既知の方法により、原子炉が供給する出力を調整するために移動可能な制御棒を具備している。原子炉が臨界状態に達すると、この臨界状態と関連した制御棒の位置が測定される。振動棒の振動中、棒が原子炉内に入る度に、原子炉の不安定性が生じ、原子炉によって供給される出力に変化をもたらす。次いで、原子炉で生じる不安定性を解消するために（初期出力値に戻すために）、制御棒の位置のフィードバックが実施される。次いで、不安定性を解消する、制御棒の位置が測定される。次いで、制御棒の位置変化が算出される。反応度変化に対する制御棒の変化の比が算出される。
【００２４】
図３は、本発明の方法の実施を支援する第１の装置構成を示している。図３に示されている装置は、サンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２に照射するステップＥ３を実施する。原子炉ＲＮに配置されているサンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２が振動棒Ｃに搭載され、中性子ｎが照射される。振動棒はここでは単なるサンプルホルダとして使用され、振動運動の影響を受けることがない。
【００２５】
サンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２は、同じ中性子束で照射されるように、原子炉のコア部分の２つの対称の位置に配置される。実用上、サンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２は、相互に妨害しあわぬように、分離距離、例えば少なくとも１０ｃｍを確保するアルミニウム製円形ビレット（図示せず）間に配置される。振動棒は、中央チャネルにおいて、原子炉の正中面に対して対称に２つのサンプルの位置を決める機械移動システムに固定され、高い熱中性子化を確保することができる。サンプルが原子炉に配置されると、オペレータは、制御装置によって原子炉の発散を制御する。制御装置は、例えば、中性子に対して吸収性が高い材料であるハフニウム製の４個の制御棒から構成され、垂直移動装置によって原子炉から徐々に抽出される。原子炉は、数１０Ｗ（通常は２０〜８０Ｗ）程度の所与の出力で安定化される。原子炉は、中性子が両サンプルを形成する材料を活性化するのに必要な時間中、臨界状態に維持される。照射時間に達すると、原子炉は制御装置によって停止される。
【００２６】
図４は、本発明の方法の実施を支援する第２の装置構成を示している。図４に示されている装置は、正味面積を測定するステップＥ５を実施する。この装置は、ガンマ線放射検出器Ｄ、電子測定装置ＤＭ、および算出器Ｋを備えている。検出器Ｄは、例えば、高純度ゲルマニウムタイプの検出器である。電子測定装置ＤＭは、検出器Ｄによって送出された信号を収集し、記憶するためのものである。算出器Ｋは、電子測定装置ＤＭによって送出された信号を処理して、既知の特定のソフトウェアにより、ガンマ線放射の検討ラインごとに正味面積Ｓのデータを送出する。
【００２７】
各サンプルＥｃｈｘ（Ｘ＝１，２）は、数分から数時間に及ぶ期間にわたって、要素Ｄ、要素ＤＭおよび要素Ｋからなる測定チャネルで個別に測定される。活性化によって生成された放射性核種の活性度測定において一般的な不確かさは０．５％またはそれ以下である。このために、例えば、必要な限り測定期間を延長することによって、ピークの正味面積には少なくとも４０，０００カウントが記録される。一般に、本実験は、結果の一貫性を確認するために、例えば少なくとも３回反復される。
【００２８】
上記本発明の実施形態では、両サンプルＥｃｈ１およびＥｃｈ２は、サンプルが同じ中性子束を享受するようにするために、原子炉の内部容積に対して対称の位置で同時に照射される。本発明の別の実施形態によると、各サンプルへの照射は別個になされ、サンプルが、原子炉の正中面に連続して配置される。
【００２９】
図５Ａおよび５Ｂは、それぞれ図２に示されている一連の具体的ステップの実施を支援する第３および第４の装置構成を示している。
【００３０】
具体的には、図５Ａおよび５Ｂは、上記ステップＥ１１中の、振動棒の両端部の位置を示している。図５Ａは、原子炉内の振動棒を示しており、図５Ｂは、原子炉外の振動棒を示している。いずれの場合も、装置は、原子炉ＲＮ、サンプルＥｃｈｘ（Ｘ＝１，２）を具備する振動棒Ｃ、中性子検出器ＤＮ、例えばホウ素埋め込みチャンバ、可動制御棒ＢＰ、フィードバック装置ＤＡ、および制御棒ＢＰの位置が測定可能な位置測定センサＣを備えている。制御棒ＢＰは、中性子を吸収する材料からなり、原子炉ＲＮへの何らかの挿入は、中性子密度の変化をもたらす。
【００３１】
サンプルＥｃｈｘを含む振動棒Ｃは、原子炉ＲＮ外の位置（図５Ｂ参照）と、原子炉内の位置（図５Ａ参照）との間で、機械システム（図示せず）によって移動される。
【００３２】
サンプルが原子炉に挿入される前に、オペレータは、既知の制御システム（図示せず）によって原子炉の発散を制御する。原子炉が臨界状態にある場合、フィードバック装置ＤＡは制御棒ＢＰを制御して、臨界を微調整する（出力の安定値を取得する）。次いで位置センサＣＰは制御棒ＢＰの位置を測定するが、サンプルは依然として原子炉外にある。次いで、サンプルは原子炉ＲＮ内に挿入される。原子炉内にサンプルがある間、アイソトープ
2011257399.tif 000008
は放射捕捉によって相互作用するだけであると考えられる。原子炉外のサンプル位置と原子炉内のサンプル位置との間で、原子炉容積の点ｒにおける中性子密度ｎ（ｒ）は、次の２つの効果
−位置とは無関係な伝達関数Ｈによる捕捉成分
2011257399.tif 000009
の変化に関連した大域の外乱、および、
−外乱エリアからの距離の関数として急速に減少する関数ａ（ｒ）による捕捉断面
2011257399.tif 000010
の変化に比例する局所的な外乱の合計と考えられるような変化を受ける。
【００３３】
両効果を反映し、かつ本発明の測定方法が依存している基本的関係は次のとおりである。
2011257399.tif 000011
ここで、δｎ（ｒ）／ｎは点ｒにおける中性子密度の相対的変化量であり、δｋは、定義によると、「原子炉内のサンプル」および「原子炉外のサンプル」の両位置間の原子炉の有効乗算係数ｋの変化量である。
【００３４】
中性子検出器ＤＮは、原子炉へのサンプルの挿入によってもたらされる中性子密度の変化量の正確な測定を可能にするために、サンプルから十分に離して配置される。次いで、検出器ＤＮによって検出された中性子密度変化量に関する情報はフィードバック装置ＤＡを介して制御棒ＢＰに伝達される。次いで、検出器ＤＮによって送出された信号の効果にしたがって、フィードバック装置ＤＡは原子炉内のサンプルの存在によってもたらされる外乱を補償する。この補償は、原子炉の臨界を初期状態、つまり、サンプル導入前の状態（一定の中性子束の値）に戻すことになる。次いで、制御棒ＢＰの位置を測定するセンサＣＰは、回復した臨界状態において棒ＢＰによって占められる位置を測定する。制御棒の位置変化量δＰが算出される。次いで、位置変化量δＰと、この変化が誘導する、上記ではΔρと示されている反応度変化量δｋ／ｋとの間の比χを、線形であろうとなかろうと生成することができ、次の式で表わされる。
2011257399.tif 000012
【００３５】
次いで、反応度変化Δρを表わすために正確な摂動論を適用することにより、位置変化量δΡは、吸収中性子の重要度関数ＷＡ、すなわち
2011257399.tif 000013
に使用することによって、サンプルを構成するアイソトープ
2011257399.tif 000014
の捕捉率ＴＣに関係する。
ここで、αは、反応度変化量がδｋ／ｋが１０−４程度である場合の、選択されたアイソトープ
2011257399.tif 000015
に依存しない比例定数である。反応度変化についてのこの条件は、サンプルが、例えば１０ｃｍ３と小型であり、かつ数ｍｇ〜数ｇ程度の量の材料を含有することを示唆している。
【００３６】
ＷＡは、上記のように定義された重要度関数、つまり次の式のとおりである。
2011257399.tif 000016
【００３７】
サンプルのまわりに中性子減速材料を配置することによって取得される熱中性子スペクトルにおいて、このＷＡは、サンプルに含有されているアイソトープとは実質的に無関係であることが示されている。
【００３８】
次いで、サンプルは原子炉ＲＮから除去され、フィードバック装置は原子炉ＲＮを再度初期臨界状態にする。
【００３９】
測定の不確かさを低下させるために、例えば、５〜１０の振動サイクル（１つの振動サイクルは、原子炉に対してサンプルを挿入および抽出することからなる）が、「原子炉外」および「原子炉内」という２つの状態に対応するステップによって１分程度で連続的に反復され、この測定は、サンプルを振動棒に対してロード／アンロードすることの影響を試験するために、実験プログラムの途中で、例えば少なくとも５回反復される。
【００４０】
優先的に、これらの異なる位置測定が、連続的かつ同一条件下で、検討中のサンプル（Ｅｃｈ１）および標準サンプル（Ｅｃｈ２）だけでなく、検討中および標準のサンプルと同じ形状（同じ被覆および同じ寸法であるが、アイソトープを含有していない）を有する、放射性元素を含まない空のサンプルについても実行される。次いで、空のサンプルについて取得された反応度変化の測定値は、検討中のサンプルおよび標準サンプルについて取得された測定値から減算される。有利なことに、アイソトープを含有する構造に起因する実験誤差の補正が可能である。次いで、補正された強度は次の式に表わされる。
2011257399.tif 000017
【図１】
2011257399.tif 000021
【図２】
2011257399.tif 000022
【図３】
2011257399.tif 000023
【図４】
2011257399.tif 000024
【図５Ａ】
2011257399.tif 000025
【図５Ｂ】
2011257399.tif 000026
【外国語明細書】
2011257399000001.pdf
2011257399000002.pdf
2011257399000003.pdf
2011257399000004.pdf