RU2592643C1 - Method of nuclear reactor reactivity signal imitation - Google Patents
Method of nuclear reactor reactivity signal imitation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2592643C1 RU2592643C1 RU2015117192/07A RU2015117192A RU2592643C1 RU 2592643 C1 RU2592643 C1 RU 2592643C1 RU 2015117192/07 A RU2015117192/07 A RU 2015117192/07A RU 2015117192 A RU2015117192 A RU 2015117192A RU 2592643 C1 RU2592643 C1 RU 2592643C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactivity
- dependence
- data array
- time
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
Изобретение относится к области реакторных измерений и может быть использовано для настройки приборов измерения реактивности ядерных реакторов (реактиметров) и оперативной проверки их работоспособности.The invention relates to the field of reactor measurements and can be used to configure instruments for measuring the reactivity of nuclear reactors (reactimeters) and operational verification of their operability.
В процессе пуска ядерного реактора, вывода его на минимально контролируемый уровень мощности, при работе реактора на мощности, а также при нейтронно-физических измерениях, периодически проводимых во время кампании с целью определения текущих характеристик ядерного реактора, вычисляется его реактивность в динамических режимах с помощью специальных приборов - реактиметров. При настройке и проверке работоспособности реактиметров применяются аналоговые или цифровые имитаторы реактивности, использующие при формировании выходного сигнала решение уравнений кинетики ядерного реактора.In the process of starting up a nuclear reactor, bringing it to a minimally controlled power level, while operating the reactor at power, as well as during neutron-physical measurements periodically during the campaign in order to determine the current characteristics of the nuclear reactor, its reactivity in dynamic modes is calculated using special instruments - reactimeters. When setting up and checking the operability of reactometers, analog or digital reactivity simulators are used, which use the solution of the kinetics equations of a nuclear reactor when generating the output signal.
Известен способ имитации сигнала реактивности, реализованный в [Патент RU №2211485], при котором формируют аналоговый сигнал, соответствующий изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, и по нему формируют выходные сигналы имитатора.A known method of simulating a reactivity signal, implemented in [Patent RU No. 2211485], in which an analog signal is generated corresponding to a change in time of the reactor power parameter for a given reactivity, and the simulator output signals are generated from it.
Недостатком такого способа является то, что при его реализации, во-первых, имеет место весьма значительное время готовности имитатора к работе (до десяти минут) при переходе от одного режима к другому. Во-вторых, в процессе формирования выходного сигнала в импульсном режиме амплитуда выходных импульсов напряжения имитатора одинакова, а интервалы между импульсами носят регулярный характер, что не соответствует спектрометрическому характеру потока импульсов с детектора нейтронов, помещенного в реальный ядерный реактор, и снижает точность проводимой в соответствии с этим способом настройки реактиметра.The disadvantage of this method is that when it is implemented, firstly, there is a very significant time the simulator is ready to work (up to ten minutes) when switching from one mode to another. Secondly, in the process of generating the output signal in the pulsed mode, the amplitude of the output pulses of the simulator voltage is the same, and the intervals between pulses are regular, which does not correspond to the spectrometric nature of the pulse flux from a neutron detector placed in a real nuclear reactor, and reduces the accuracy of with this method of setting up a reactimeter.
Известен способ имитации сигнала реактивности, реализованный в [патент RU 2287853], включающий формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных в относительных единицах в устройстве памяти и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности. Данный способ наиболее близок к предлагаемому. В этом способе устранен недостаток способа, описанного в патенте RU №2211485, связанный с большим временем готовности имитатора к работе при переходе от одного режима к другому, но сохраняется недостаток, связанный с отсутствием спектрометрического характера потока выходных импульсов имитатора, соответствующего характеру потока импульсов с детектора нейтронов, используемого в реальных условиях ядерного реактора. Следствием такого отсутствия является недостаточно высокая точность настройки реактиметра, производимой с помощью имитатора, работа которого основана на этом способе имитации сигнала реактивности.A known method of simulating a reactivity signal, implemented in [patent RU 2287853], including generating an array of data corresponding to a change in time of the reactor power parameter for a given reactivity, storing this data array in relative units in a memory device and using it to control the output device generating the signal corresponding to a given reactivity. This method is closest to the proposed. This method eliminates the disadvantage of the method described in patent RU No. 2211485, associated with the long time the simulator is ready to work when switching from one mode to another, but the disadvantage associated with the absence of the spectrometric nature of the output pulse stream of the simulator corresponding to the nature of the pulse stream from the detector neutrons used in real conditions of a nuclear reactor. The consequence of this absence is the insufficient accuracy of the setup of the reactimeter produced using a simulator, the operation of which is based on this method of simulating a reactivity signal.
Предлагаемым изобретением решается задача увеличения точности настройки реактиметра и, как следствие, повышение достоверности измерений реактивности ядерного реактора.The present invention solves the problem of increasing the accuracy of the setup of the reactimeter and, as a result, improving the reliability of measurements of the reactivity of a nuclear reactor.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе имитации сигнала реактивности ядерного реактора, включающем формирование массива данных, соответствующих изменению во времени мощностного параметра реактора для заданной реактивности, сохранение этого массива данных в относительных единицах в устройстве памяти и его использование для управления выходным устройством, формирующим сигнал, соответствующий заданной реактивности, согласно изобретению с помощью ионизационной камеры деления (ИКД), источника нейтронов и усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока, от ее расстояния до источника нейтронов, нормируют эту зависимость на заданное число X и сохраняют в относительных единицах в виде первого массива данных в устройстве памяти, задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности, нормируют эту зависимость на то же число X и сохраняют в относительных единицах в виде второго массива данных, затем сопоставляют последовательные во времени нормированные значения мощностного параметра из второго массива данных с равными им нормированными значениями плотности нейтронного потока из первого массива данных и находят значения расстояния от ИКД до источника нейтронов, соответствующие этим нормированным значениям, сохраняют их в устройстве памяти в виде третьего массива данных, определяющих зависимость расстояния от ИКД до источника нейтронов от времени, перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени по значениям третьего массива данных, при этом сигнал с ИКД используют для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности.The specified technical result is achieved by the fact that in the known method of simulating the reactivity signal of a nuclear reactor, which includes generating an array of data corresponding to a change in time of the reactor power parameter for a given reactivity, storing this data array in relative units in a memory device and using it to control the output device, generating a signal corresponding to a given reactivity, according to the invention using an ionization fission chamber (ICD), a neutron source in and converter equipment, the dependence of the count rate of the ICD current pulses proportional to the neutron flux density on its distance to the neutron source is recorded, this dependence is normalized to a given number X and stored in relative units in the form of the first data array in the memory device, the reactivity value is set and form in the memory device the dependence of the power parameter of the reactor on time, corresponding to a given reactivity, normalize this dependence by the same number X and save in relative units in the form of a second data array, then the time-normalized values of the power parameter from the second data array are compared with the normalized values of the neutron flux density from the first data array equal to them and the distance values from the ICD to the neutron source corresponding to these normalized values are found, they in the memory device in the form of a third array of data, determining the dependence of the distance from the ICD to the neutron source on time, move the ionization the ion fission chamber relative to the neutron source, setting the distance from the ICD to the neutron source depending on time according to the values of the third data array, while the signal from the ICD is used to generate a signal corresponding to a given reactivity.
Признаки, отличающие предлагаемый способ от наиболее близкого к нему известного способа по патенту RU №2287853:Signs that distinguish the proposed method from the closest known method according to patent RU No. 2287853:
- регистрируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД, пропорциональной плотности нейтронного потока, от ее расстояния до источника нейтронов;- register the dependence of the count rate of the pulses of the ICD current, proportional to the neutron flux density, on its distance to the neutron source;
- нормируют зависимость скорости счета импульсов тока ИКД от ее расстояния до источника нейтронов на заданное число X и сохраняют в относительных единицах в виде первого массива данных в устройстве памяти;- normalize the dependence of the count rate of the ICD current pulses on its distance to the neutron source by a given number X and store in relative units in the form of a first data array in a memory device;
- задают величину реактивности и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности,- set the magnitude of the reactivity and form in the memory device the dependence of the power parameter of the reactor on time corresponding to a given reactivity,
- нормируют зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности, на то же число X и сохраняют в относительных единицах в виде второго массива данных;- normalize the dependence of the power parameter of the reactor on time, corresponding to a given reactivity, by the same number X and store in relative units in the form of a second data array;
- сопоставляют последовательные во времени нормированные значения мощностного параметра из второго массива данных с равными им нормированными значениями плотности нейтронного потока из первого массива данных;- compare the time-consistent normalized values of the power parameter from the second data array with their equal normalized values of the neutron flux density from the first data array;
- находят значения расстояния от ИКД до источника нейтронов, соответствующие этим нормированным значениям, сохраняют их в устройстве памяти в виде третьего массива данных, определяющих зависимость расстояния от ИКД до источника нейтронов от времени;- find the distance values from the ICD to the neutron source corresponding to these normalized values, save them in the memory device in the form of a third data array that determines the time dependence of the distance from the ICD to the neutron source;
- перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени по значениям третьего массива данных;- move the fission ionization chamber relative to the neutron source, setting the distance from the ICD to the neutron source, depending on time according to the values of the third data array;
- используют сигнал с ИКД для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности.- use the signal from the ICD to form a signal corresponding to a given reactivity.
Совокупность вышеуказанных отличительных признаков позволяет при реализации способа в устройстве обеспечить качественно новые характеристики выходного сигнала имитатора, а именно организовать его в виде спектрометрического потока импульсов напряжения со случайным распределением импульсов по амплитуде и случайным распределением временных интервалов между импульсами, что соответствует реальным процессам в ядерном реакторе, а следовательно, увеличить точность настройки реактиметра, производимой с помощью такого имитатора, и тем самым обеспечить большую достоверность измерений реактивности при использовании реактиметра на реальном ядерном реакторе.The combination of the above distinguishing features allows, when implementing the method in the device, to provide qualitatively new characteristics of the output signal of the simulator, namely to organize it in the form of a spectrometric flow of voltage pulses with a random distribution of pulses in amplitude and a random distribution of time intervals between pulses, which corresponds to real processes in a nuclear reactor, and consequently, to increase the accuracy of the setup of the reactimeter produced using such a simulator, and thereby We can provide greater reliability of reactivity measurements when using a reactimeter in a real nuclear reactor.
На фиг. 1 приведены диаграммы, иллюстрирующие преобразование массивов данных. В первом квадранте в относительных единицах N [o.e] приведен нормированный на X график зависимости скорости счета, пропорциональной плотности нейтронного потока, от расстояния S между ионизационной камерой деления и источником нейтронов. Этот график соответствует первому массиву данных bi, сохраняемых в устройстве памяти. Во втором квадранте приведен в относительных единицах Р [о.е] нормированный на X график зависимости мощностного параметра ядерного реактора от времени для заданной величины реактивности. Этот график соответствует второму массиву данных а, сохраняемых в устройстве памяти. В четвертом квадранте приведен график зависимости расстояния S между ионизационной камерой деления и источником нейтронов от времени t, построенный сопоставлением первого и второго массивов данных. Этот график соответствует третьему массиву данных ci, сохраняемых в устройстве памяти. Стрелками на диаграмме показан порядок нахождения данных третьего массива, используемых в дальнейшем для формирования сигнала, соответствующего заданной реактивности.In FIG. Figure 1 shows diagrams illustrating the transformation of data arrays. In the first quadrant, in relative units N [oe], a plot of the count rate proportional to the neutron flux density versus the distance S between the ionization fission chamber and the neutron source is plotted on X. This graph corresponds to the first data array b i stored in the memory device. The second quadrant shows in relative units P [pu] the X-normalized plot of the time dependence of the power parameter of a nuclear reactor for a given value of reactivity. This graph corresponds to the second array of data a stored in the memory device. The fourth quadrant shows a graph of the dependence of the distance S between the ionization fission chamber and the neutron source on time t constructed by comparing the first and second data arrays. This graph corresponds to the third data array c i stored in the memory device. The arrows in the diagram show the order of finding the data of the third array, which will be used later to generate a signal corresponding to a given reactivity.
На фиг. 2 приведены графики изменения расстояния между ионизационной камерой деления и источником нейтронов во времени.In FIG. Figure 2 shows graphs of the change in the distance between the ionization fission chamber and the neutron source in time.
На фиг. 2а приведены графики изменения расстояния между ионизационной камерой деления и источником нейтронов во времени для заданных отрицательных значений реактивностей ρ=-0,1 β, ρ=-0,5 β, ρ=-1 β, а на фиг. 2b - для заданных положительных значений реактивностей ρ=0,1 β, ρ=0,2 β, ρ=0.3 β, где β - эффективная доля запаздывающих нейтронов. Расстояния отложены по осям ординат в метрах, время отложено по осям абсцисс в секундах.In FIG. 2a shows graphs of the change in the distance between the ionization fission chamber and the neutron source in time for given negative reactivity values ρ = -0.1 β, ρ = -0.5 β, ρ = -1 β, and in FIG. 2b - for given positive reactivity values ρ = 0.1 β, ρ = 0.2 β, ρ = 0.3 β, where β is the effective fraction of delayed neutrons. Distances are plotted on the y-axis in meters, time is plotted on the x-axis in seconds.
Работа предложенного способа осуществляется следующим образом.The work of the proposed method is as follows.
На первом этапе перемещают ИКД относительно источника нейтронов и с помощью усилительно-преобразовательной аппаратуры регистрируют в фиксированных точках скорость счета импульсов тока ИКД, пропорциональную плотности нейтронного потока, таким образом получают зависимость, пропорциональную плотности нейтронного потока, от расстояния до источника нейтронов. Полученную зависимость нормируют на произвольно заданное число X и сохраняют ее в относительных единицах в виде первого массива данных в устройстве памяти.At the first stage, the ICD is moved relative to the neutron source and, using the amplification-conversion equipment, the ICD current pulse count rate proportional to the neutron flux density is recorded at fixed points, thereby obtaining a dependence proportional to the neutron flux density on the distance to the neutron source. The resulting dependence is normalized to an arbitrary given number X and stored in relative units in the form of a first data array in the memory device.
На втором этапе задают величину реактивности с фиксированным значением и формируют в устройстве памяти зависимость мощностного параметра реактора от времени, соответствующую заданной реактивности. Эту зависимость вычисляют в соответствии с известными уравнениями кинетики ядерного реактора [Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1967 г. ]. Далее нормируют эту зависимость на то же число X и сохраняют ее в относительных единицах в виде второго массива данных в устройстве памяти.At the second stage, a reactivity value with a fixed value is set and a time dependence of the power parameter of the reactor is formed in the memory device corresponding to a given reactivity. This dependence is calculated in accordance with the known equations of the kinetics of a nuclear reactor [Kipin J.R. The physical basis of the kinetics of nuclear reactors. Per. from English M .: Atomizdat, 1967]. Then, this dependence is normalized to the same number X and stored in relative units in the form of a second data array in the memory device.
На третьем этапе, который иллюстрируется диаграммой, представленной на фиг. 1, сопоставляют последовательные во времени нормированные значения мощностного параметра из второго массива данных с равными им нормированными значениями плотности нейтронного потока из первого массива данных (точки ai и bi соответственно) и находят значения расстояния S от ИКД до источника нейтронов, соответствующие этим нормированным значениям, сохраняют их в устройстве памяти в виде третьего массива данных (точки ci), определяющих зависимость расстояния от ИКД до источника нейтронов от времени.In a third step, which is illustrated by the diagram shown in FIG. 1, compare the successive normalized values of the power parameter from the second data array with the normalized values of the neutron flux density from the first data array equal to them (points a i and b i, respectively) and find the values of the distance S from the ICD to the neutron source corresponding to these normalized values , save them in the memory device in the form of a third data array (points c i ), which determine the time dependence of the distance from the ICD to the neutron source.
На четвертом этапе перемещают ионизационную камеру деления относительно источника нейтронов, задавая величину расстояния от ИКД до источника нейтронов в зависимости от времени S(t) по значениям третьего массива данных. На фиг. 2 приведены графики, иллюстрирующие изменение расстояния между ионизационной камерой деления и источником нейтронов во времени S(t) для различных заданных положительных и отрицательных значений реактивности. При построении графиков была использована зависимость плотности нейтронного потока от расстояния до источника нейтронов (база 2 м) для поверочной установки нейтронного излучения УКПН с формирователем поля тепловых нейтронов с источником ИБН-24.At the fourth stage, the fission ionization chamber is moved relative to the neutron source, setting the distance from the ICD to the neutron source as a function of time S (t) from the values of the third data array. In FIG. Figure 2 shows graphs illustrating the change in the distance between the fission ionization chamber and the neutron source in time S (t) for various given positive and negative reactivity values. When plotting the graphs, we used the dependence of the neutron flux density on the distance to the neutron source (2 m base) for calibration testing of neutron radiation UKPN with a thermal neutron field shaper with an IBN-24 source.
На пятом, последнем, этапе в процессе перемещения ИКД ее сигнал используют для формирования сигнала усилительно-преобразовательной аппаратуры, соответствующего заданной реактивности. Этот сигнал используется при настройке реактиметра.At the fifth, last, stage in the process of moving the ICD, its signal is used to form a signal of amplification-conversion equipment corresponding to a given reactivity. This signal is used when setting up a reactimeter.
Таким образом, описанный выше способ имитации сигнала реактивности благодаря своим отличительным признакам позволяет при его реализации в устройстве увеличить точность настройки реактиметра за счет качественно новых характеристик выходного сигнала имитатора, организованного в виде спектрометрического потока импульсов напряжения со случайными распределениями временных интервалов между импульсами и случайным распределением импульсов по амплитуде. В этом случае выходной сигнал имитатора по амплитудно-временным характеристикам соответствует реальным процессам в ядерном реакторе, а следовательно, использование реактиметра, настроенного с помощью такого имитатора, увеличивает достоверность в измерениях реактивности на реальном ядерном реакторе.Thus, the method of simulating the reactivity signal described above, due to its distinguishing features, allows one to increase the accuracy of the setup of the reactimeter when it is implemented in the device due to qualitatively new characteristics of the output signal of the simulator, organized as a spectrometer flow of voltage pulses with random distributions of time intervals between pulses and a random distribution of pulses in amplitude. In this case, the output signal of the simulator according to the amplitude-time characteristics corresponds to real processes in a nuclear reactor, and therefore, the use of a reactimeter configured using such a simulator increases the reliability in the measurements of reactivity in a real nuclear reactor.
При практической реализации способа могут быть использованы в качестве ИКД - камера КНК15-1, в качестве движителя - профильные рельсы LLTHC 15 SA-T1 Р5 с кареткой LLTHC 15 SA и максимальной базой до 4 м, в качестве двигателя - шаговые двигатели серии ASD-A2 с редуктором и ременным зубчатым ремнем.In the practical implementation of the method, KNK15-1 camera can be used as an ICD, LLTHC 15 SA-T1 P5 profile rails with LLTHC 15 SA carriage and a maximum base of 4 m as a mover, and ASD-A2 series stepper motors as an engine with gearbox and timing belt.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015117192/07A RU2592643C1 (en) | 2015-05-05 | 2015-05-05 | Method of nuclear reactor reactivity signal imitation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015117192/07A RU2592643C1 (en) | 2015-05-05 | 2015-05-05 | Method of nuclear reactor reactivity signal imitation |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2592643C1 true RU2592643C1 (en) | 2016-07-27 |
Family
ID=56556976
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015117192/07A RU2592643C1 (en) | 2015-05-05 | 2015-05-05 | Method of nuclear reactor reactivity signal imitation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2592643C1 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5114665A (en) * | 1990-07-25 | 1992-05-19 | The Babcock & Wilcox Company | Autonormalizing reactimeter |
| US6141634A (en) * | 1997-11-26 | 2000-10-31 | International Business Machines Corporation | AC power line network simulator |
| RU2287853C1 (en) * | 2005-06-20 | 2006-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of simulating reactivity of nuclear reactor |
-
2015
- 2015-05-05 RU RU2015117192/07A patent/RU2592643C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5114665A (en) * | 1990-07-25 | 1992-05-19 | The Babcock & Wilcox Company | Autonormalizing reactimeter |
| US6141634A (en) * | 1997-11-26 | 2000-10-31 | International Business Machines Corporation | AC power line network simulator |
| RU2287853C1 (en) * | 2005-06-20 | 2006-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of simulating reactivity of nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Peterson et al. | An unreflected U-235 critical assembly | |
| Diggory et al. | The momentum spectra of nuclear active particles in the cosmic radiation at sea level. I. Experimental data | |
| RU2483328C2 (en) | Apparatus and method for measuring count rate | |
| RU2379710C1 (en) | Method of calibrating counting channel of reactimetre | |
| RU2592643C1 (en) | Method of nuclear reactor reactivity signal imitation | |
| JP6363497B2 (en) | Neutron measuring device adjusting device and adjusting method thereof | |
| Barbot et al. | MONACO v2: Multipurpose and Integrated Data Acquisition System for On-line Neutron and Gamma Measurements | |
| CN104898155A (en) | Method for measuring undercritical degree of undercritical system based on average neutron energy | |
| CN107238856B (en) | Method for determining neutron average energy of high-flux deuterium-tritium neutron generator | |
| RU2701189C1 (en) | Method of determining output value of thermonuclear neutrons of a pulse source | |
| CN109959962B (en) | Nuclear signal generator based on pulse type neutron detector signal characteristics | |
| Jankowski et al. | Calibration of control rods | |
| CN110376937B (en) | Time sequence control logic and signal processing method suitable for quasi-real-time dose rate measuring device based on pulse light release technology | |
| de Izarra et al. | SPECTRON, a neutron noise measurement system in frequency domain | |
| JP3268251B2 (en) | Continuous measurement method for the concentration of the target nuclide | |
| Mirotta et al. | Qualification and characterization of electronics of the fast neutron Hodoscope detectors using neutrons from CABRI core | |
| US2863062A (en) | Method of measuring the integrated energy output of a neutronic chain reactor | |
| RU2729600C1 (en) | Method of diagnosing stability of operation of a device with a corona counter for measuring neutron flux in the presence of gamma-radiation | |
| RU2392673C1 (en) | Method of imitating signal of nuclear reactor ionisation chamber | |
| Tarifeño-Saldivia et al. | Methodology for the use of proportional counters in pulsed fast neutron yield measurements | |
| RU2754993C1 (en) | Reactimeter counting channel calibration method | |
| Lee | Energy Calibration Method for the KOTO CsI calorimeter | |
| Adelson et al. | Use of the Four‐Inch Liquid Hydrogen Bubble Chamber as a Fast‐Neutron Spectrometer | |
| Fedorov et al. | Test facility for fission chamber assemblies | |
| Vermeeren et al. | Irradiation tests in BR2 of miniature fission chambers in pulse, Campbelling and current mode |