Published September 1965 | Version v1
Book

Determination of the Uranium Content of Aluminium Alloys

  • 1. S.A. Métallurgie et Mécanique Nucléaires Dessel (Belgium)

Description

Many materials testing reactors use as fuel an alloy of aluminium and enriched uranium. The amount of U235 in each fuel element must be known accurately. The techniques used to determine this are not only simple in principle but also varied; they include measurement of the alloy density, counting of the γ-activity of the U235, chemical analysis, determination of the isotopic content and evaluation of radiograph blackening. Unfortunately, all these methods possess more or less serious disadvantages when used for inspection on an industrial scale. The measurement of alloy density by Archimedes' method gives sufficiently accurate results if care is taken and the densities of the constituent metals are exactly known. The procedures employed, however, make this a very slow method. Moreover, the isotopic content must be known with great accuracy if the amount of U235 contained is to be determined. Counting the y-activity of the U235 yields a direct evaluation of this isotope, but the many parameters of a single-channel spectrometer require the use of accurately known standards and exceptionally stable counting facilities. Nevertheless, this method is in the authors' opinion the most suitable one for determinations on an industrial scale; and although the choice of standards requires care, and it is a slow and expensive matter to establish them, for any given level of production the choice is made once and for all, the only practical difficulty being to ensure the continued electronic stability of the installation. The other methods mentioned - chemical and isotopic analyses, and densitometry - are not. in common use. Measurement of the blackening of a radiograph is not sufficiently precise and does not permit the determination of uranium content with the required degree of accuracy. Densitometric examination of radiographs is nevertheless very useful, even indispensable, in assessing the homogeneity of an alloy or its mean content compared with two extreme standards on the same negative. Chemical and isotopic analyses can be very accurate, but they are also destructive: certain working precautions must be taken in order on the one hand to eliminate errors due to chemical impurities in the alloy, and on the other to allow for the presence of the different uranium isotopes, the proportions of which must be known for an exact calculation of the U235 content. Finally, the authors show that the measurement of uranium content must be carried out in several stages, each involving all the resources of relatively simple techniques. The value and limits of each technique are discussed. The choice of standards is based on the evidence of radiographs. The exact U235 content of the standards is determined by chemical and isotopic analyses. Production-line inspection is carried out by measuring the alloy density or by counting the γ-activity of the U235. The precision of the two methods is comparable (± 0.5% relative to the uranium content). From the economic point of view the authors recommend determining the U235 content by y-counting whenever a large number of components of a given shape have to be inspected. This subject has already been dealt with. The paper reports and discusses the results of an industrial experiment. (author)

Abstract (French)

De nombreux reacteurs d'essai de materiaux utilisent un alliage d'aluminium et d'uranium enrichi comme combustible. La quantite d'uranium-235 de chaque element combustible doit etre connue avec precision. Les techniques utilisees pour cette determination sont simples en principe et d'ailleurs variees; le memoire cite les methodes suivantes: mesurede la densite de l'alliage, comptage de l'emission gamma de l'uranium-235, analyse chimique, determination d e la teneur isotopique et evaluation du noircissement d'un cliche radiographique. Malheureusement, chacune de ces methodes presente des inconvenients plus ou moins graves lorsqu'on l'applique au controle d'une production importante. La mesure de la densite de l'alliage par la methode d'Archimede donne des resultats suffisamment precis si l'on opere avec soin et si l'o n connait exactement la densite des metaux constituants. Les conditions operatoires rendent cependent la methode assez lente. Il faut, en outre, connaitre la teneur isotopique avec une grande precision pour la determination de l'uranium-235 contenu. Le comptage de l'activite gamma de l'uranium-235 permet l' evaluation directe de cet isotope. Cependant, les nombreux parametres d'un spectrometre monocanal exigent l'utilisation d'etalons parfaitement connus et une installation d'une exceptionnelle stabilite de comptage. Toutefois, de l'avis des auteurs, cette methode est la plus recommandable pour effectuer des determinations a une cadence industrielle. En contrepartie, le choix des etalons exige des precautions et leur etablissement est lent et couteux. Pour une production donnee, cependant, ce choix est fait une fois pour toutes et la seule difficulte pratique est de veiller a la stabilite electronique de l'installation. Les autres méthodes citées, les analyses chimiques et isotopiques et les mesures densitométriques ne sont pas appliquées couramment. La mesure du noircissement d'un cliché radiographique n'est pas suffisamment précise et ne permet pas d'évaluer une teneur en uranium avec l'exactitude désirée. Les examens densitométriques de clichés radiographiques sont néanmoins très utiles, sinon indispensables pour apprécier l'homogénéité de l'alliage ou sa teneur moyenne comparée à deux étalons extrêmes figurant sur le même cliché. Les analyses chimiques et isotopiques peuvent être très précises, mais elles sont destructives. Certaines précautions opératoires doivent être prises, d'une part, pour éliminer les erreurs dues aux impuretés chimiques de l'alliage et, d'autre part, pour tenir compte de la présence des différents isotopes de l'uranium dont il faut connaître la proportion pour le calcul exact de la teneur en 235U. En conclusion, on montre que la mesure de la teneur en uranium doit se faire en plusieurs étapes faisant intervenir toutes les ressources de méthodes relativement simples. On indique la valeur et les limites de chaque étape. Le choix des étalons est basé sur l'examen de clichés radiographiques. La mesure de leur teneur exacte en 235U est effectuée grâce à des analyses chimiques et isotopiques. Le contrôle en cadence industrielle est réalisé par mesure de densité de l'alliage ou par comptage de l'émission gamma de 235U. La précision des deux méthodes est comparable (± 0,5% relatif). Au point de vue économique, on en arrive à recommander la détermination de la teneur par comptage gamma chaque fois qu'une grande série d'examens est nécessaire sur des pièces de forme déterminée. Ce sujet a déjà été traité. Le mémoire relate et discute les résultats d'une expérience industrielle. (author)

Abstract (Spanish)

Muchos reactores para ensayo de materiales utilizan como combustible una aleacion de aluminio y de uranio enriquecido. Es necesario conocer con precision la cantidad de uranio-235 contenida en cada elemento combustible. Los procedimientos utilizados para esa determinacion son en principio sencillos y ademas variados; pueden citarse los siguientes: la medicion de la densidad de la aleacion, el recuento de la emision gamma del uranio- 234, el analisis quimico, la determinación del contenido isotópico y la evaluación del ennegrecimiento de una placa radiográfica. Por desgracia cada uno de esos métodos ofrece inconvenientes más o menos graves cuando se los utiliza para controlar una producción importante. La medición de la densidad de la aleación por el método de Arquímedes da resultados bastante precisos cuando se procede con cautela y cuando se conoce con exactitud la densidad de los metales que constituyen la aleación. Ahora bien, las condiciones en que se realiza la operación hacen que el método sea algo lento. Además, es necesario conocer el contenido isotópico con gran precisión para determinar el uranio-235 contenido. El recuento de la actividad gamma del uranio-235 permite evaluar ese isótopo de manera directa. Aunque los numerosos parámetros de un espectrómetro monocanal exigen la utilización de patrones perfectamente conocidos y una instalación de recuento de excepcional estabilidad, este método es a juicio de los autores, el más recomendable para efectuar determinaciones a una cadencia industrial. Pero por otra parte, la elección de los patrones exige precauciones y su preparación es lenta y costosa. Sin embargo, para una producción dada, la elección se efectúa una sola vez y la única dificultad práctica es lograr la estabilidad electrónica de la instalación. Los otros métodos citados, a saber, los análisis químicos e isotópicos y las medidas densitométricas no suelen aplicarse en la práctica. La medición del ennegrecimiento de una placa radiográfica no es bastante precisa y no permite evaluar el contenido de uranio con la exactitud necesaria. Con todo, el examen densi- tométrico de esas placas es muy útil, e incluso indispensable, para apreciar la homogeneidad de la aleación o su contenido medio en relación con dos patrones extremos que figuran sobre la misma placa. Los análisis químicos e isotópicos pueden dar resultados muy precisos, pero la operación tiene carácter destructivo. Hay que adoptar ciertas precauciones, por una parte para eliminar errores derivados de impurezas químicas de la aleación y por otra para tener en cuenta la presencia de los diferentes isótopos del uranio, cuya proporción es menester conocer para poder calcular con exactitud el contenido de uranio-235. En conclusión, la determinación del contenido de uranio debe efectuarse en varias etapas aprovechando todas las posibilidades que ofrecen unos métodos relativamente sencillos. Los autores indican el valor y los límites de cada etapa. La elección de los patrones se basa en el examen de placas radiográficas. La determinación de su contenido exacto de uranio-235 se efectúa mediante análisis químicos e isotópicos. El control, cuando las operaciones se reaUzan a una cadencia industrial, se hace midiendo la densidad de la aleación o contando los rayos gamma emitidos por el uranio-235. Ambos métodos permiten obtener resultados de una precisión relativa comparable (± 0,5%). Desde el punto de vista económico, se puede recomendar la determinación del contenido por recuento de la emisión gamma, siempre que sea necesario llevar a cabo muchos exámenes de piezas de una forma determinada. (author)

Abstract (Russian)

Vo mnogih reaktorah dlja ispytanija materialov splav aljuminija i obogashhennogo urana ispol'zuetsja v kachestve topliva. Kolichestvo urana-235 v kazhdom toplivnom jelemente dolzhno byt' tochno izvestno. Ispol'zovannye dlja jetogo opredelenija metody prosty v principe i k tomu zhe raznoobrazny. Privodjatsja sledujushhie metody: izmerenie plotnosti splava, otschet gamma-izluchenija urana-235, himicheskij analiz, opredelenie izotopnogo soderzhanija i ocenka potemnenija radiograficheskogo snimka. K sozhaleniju, kazhdyj iz jetih metodov stradaet bolee ili menee ser'eznymi nedostatkami na praktike, kogda jeto kasaetsja kontrolja vazhnoj produkcii. Izmerenie plotnosti splava metodom Arhimeda daet dostatochno tochnye rezul'taty, esli jetot metod primenjaetsja ostorozhno i esli tochno izvestna plotnost' sostavnyh metallov. Vmeste s tem, na praktike jetot metod javljaetsja ochen' medlennym. Krome togo, nado ochen' tochno znat' izotopnoe soderzhanie, chtoby opredelit' kolichestvo urana-235. Registracija gamma-aktivnosti urana-235 pozvoljaet neposredstvenno davat' ocenku jetomu izotopu. Odnako mnogie parametry odnokanal'nogo spektrometra obuslovlivajut primenenie horosho izvestnyh jetalonov i sozdanija iskljuchitel'noj ustojchivosti registracii. I vse zhe, po nashemu mneniju, jetot metod javljaetsja naibolee celesoobraznym dlja analizov v promyshlennom masshtabe. S drugoj storony, vybor jetalonov trebuet sobljudenija mer predostorozhnosti, a ih razrabotka javljaetsja medlennym i dorogostojashhim processom. No dlja dannoj produkcii, kak tol'ko budet sdelan vybor, edinstvennym prakticheskim zatrudneniem okazhetsja nabljudenie za jelektronnoj ustojchivost'ju ustanovki. Drugie vysheukazannye metody, a imenno himicheskie i izotopnye analizy i densito- metricheskie izmerenija, obychno ne primenjajutsja. Izmerenie potemnenija radiograficheskogo snimka ne javljaetsja nedostatochno tochnym i ne pozvoljaet opredeljat' soderzhanie urana s zhelaemoj tochnost'ju. Tem ne menee, densitometricheskie issledovanija radiograficheskih snimkov javljajutsja ochen' poleznymi, a chasto i neobhodimymi dlja ocenki gomogennosti splava ili ego srednego soderzhanija, sravnimogo s dvumja krajnimi jetalonami, imejushhimisja na tom zhe snimke. Himicheskie i izotopnye analizy mogut byt' ochen' tochnymi, no oni javljajutsja razrushitel'nymi. Opredelennye jekspluatacionnye predostorozhnosti dolzhny byt' prinjaty, chtoby, s odnoj storony, ustranit' oshibki, obuslovlennye nalichiem himicheskih primesej v splave, a s drugoj-uchest' nalichie razlichnyh izotopov urana, v otnoshenii kotoryh neobhodimo znat' sootnoshenie dlja tochnogo rascheta soderzhanija urana-235. V zakljuchenie govoritsja, chto izmerenie soderzhanija urana neobhodimo provodit' v neskol'ko jetapov s ispol'zovaniem vseh otnositel'no prostyh metodov. Ukazyvaetsja na znachenie i predely kazhdogo jetapa. Vybor jetalonov osnovan na izuchenii radiograficheskih snimkov. Izmerenie tochnogo soderzhanija urana-235 provoditsja na osnove himicheskih i izotopnyh analizov. Kontrol' v promyshlennom masshtabe osushhestvljaetsja putem izmerenija plotnosti splava ili po urovnju gamma-izluchenija urana-235. Tochnost' oboih metodov sravnima (otnositel'no ±0,5%). S jekonomicheskoj tochki zrenija rekomenduetsja provodit' opredelenie soderzhanija putem scheta gamma-chastic v sluchae neobhodimosti provedenija bol'shoj serii issledovanij na predmetah opredelennoj formy. (author)
Part of:
Non-Destructive Testing in Nuclear Technology Vol. I. Proceedings of a Symposium on Non-Destructive Testing in Nuclear Technology

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Original title (French)
Détermination de la Teneur en Uranium dans les Alliages a Base d'Aluminium; Opredelenie soderzhaniya urana v splavakh na osnove alyuminiya; Determinacion del Contenido de Uranio en las Aleaciones a Base de Aluminio

Publishing Information

Publisher
IAEA
Imprint Place
Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
Imprint Title
Non-Destructive Testing in Nuclear Technology Vol. I. Proceedings of a Symposium on Non-Destructive Testing in Nuclear Technology
Imprint Pagination
408 p.
Series
Proceedings Series
Journal Page Range
p. 35-57
ISSN
0074-1884

Conference

Title
Symposium on Non-Destructive Testing in Nuclear Technology
Dates
17-21 May 1965
Place
Bucharest (Romania)

Optional Information

Notes
10 refs., 4 tabs., 6 figs. Imprint:In two volumes
Secondary number(s)
IAEA-SM--63/34