CS231418B1 - Termické vnitroreaktorové čidlo - Google Patents
Termické vnitroreaktorové čidlo Download PDFInfo
- Publication number
- CS231418B1 CS231418B1 CS815942A CS594281A CS231418B1 CS 231418 B1 CS231418 B1 CS 231418B1 CS 815942 A CS815942 A CS 815942A CS 594281 A CS594281 A CS 594281A CS 231418 B1 CS231418 B1 CS 231418B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- cleavable
- nuclide
- detector
- reactor
- thermo
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims abstract description 3
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 claims abstract description 3
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract 2
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 abstract description 4
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 abstract description 3
- 230000007017 scission Effects 0.000 abstract description 3
- 230000003595 spectral effect Effects 0.000 abstract 1
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical group [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Termické vnitroreaktorové čidlo j§
určeno pro měření záření v aktivních zónách
jaderných reaktorů.
Detekční tělísko termického vnitroreaktorového
čidla je tvořeno směsí štěpitelných
s neštěpitelných izotopů aktinidů.
Množství Stěpitelného a neštěpitelné-
ho nuklidu jsou přímo úměrná poměru spektrálně
závislých účinných průřezů pro absorbci
neutronů v neštěpitelném nuklidu
k účinnému průřezu pro štěpení štěpitelné-
ho nuklidu.
Description
Vynález se týká termického vnitroreaktorového čidle pro měření záření při regeneraci vyhořivejícího nuklidu detektoru.
Pro měření záření v sktivních zónách jaderných reaktorů jsou kromě čidel založených na principu detekce nabitých částic s výhodou používána termická čidla, sestávající z vakuotěsného pláětě, v němž je uspořádán držák s detekčním a kompenzačním tělískem, spojený β chladičem a opatřený systémem pro měřeni teploty.
Výhodou těchto čidel jsou miniaturní rozměry a dostatečná velikost výstupního signálu. Základní nevýhodou popsaných čidel je dlouhodobá nestabilita údajů v průběhu kampaně reaktoru.
Tato nestabilita je způsobena úbytkem štěpícího se nuklidu materiálu detektoru, tedy jevem, označovaným jako vyhořívání. Stupeň vyhořívání detektoru je pro dané energetické spektrum neutronů úměrný součinu účinného průřezu štěpení daného nuklidu a fluence toku neutronů.
V dosavadním uspořádání termických vnitroreaktorových čidél je otázka vyhořívání detektorů řešena doplňkovými výpočty, použitím čidel pro krátkodobá měření, nebo rekalibrací.
Jmenované nedostatky dosud používaných čidel odstraňuje termické vnitroraaktorové čidlo podle vynálezu, skládající se z vakuotěsného pláště, v němž je umístěn držák s detekčním tělískem spojený s chladičem a opatřený systémem pro měření teploty.
Podstata vynálezu spočívá v tom, že detekční tělísko je tvořeno směsí štěpitelných a neštěpitelných izotopů ektinidů. Množství Štěpitelného a neštěpitelného nuklidu jsou přímo úměrná poměru spektrálně závislých účinných průřezů pro absorpci neutronů v neštěpitplném nuklidu k účinnému průřezu pro štěpení štěpitelného nuklidu. V detekčním tělísku je zastoupení jader 235 U a 234 U v poměru 0,1 až 0,25 k 0,9 až 0,75.
Výhodou čidla podle yynálezu je, že v jeho detekčním tělísku tedy zůstává zachován poměr mezi hustotou neutronového toku a počtem štěpení a údaje čidla nejsou do dobu jeho životnosti ovlivněny vyhoříváním.
Další výhodou je, že takto zhotovené,čidlo může pracovat s přesností lepší než 10 % po dobu kampaně jaderného reaktoru bez výpočtových korekcí.
Konkrétním příkladem provedení termického vnitroreaktorového čidla je mikrokalorimetr který je použitelný pro energetický reaktor typu VVER 440. Kalorimetr má průměr 5 mm a je vyrobený z niklu.
Pod vakuotěsným pláStšm 2 da umístěn držák A s detekčním tělískem 1, které je vyrobeno ze slitiny 20 % uranu'a 80 % niklu.
Izotopické složeni uranu je 15 % 235 U a 85 % 234 U. Detekční tělísko A je uzavřeno na konci 2 držáku A vakuotěsným svarem £, který bráni úniku štěpných produktů. Signál čidle se snímá dvěma plástovými termočlánky 2 o průměru 0,5 mm. Velikost signálu termoelektrického napětí je přibližně 20 mV a snímá se standardní aparaturou pro měření teplot.
Claims (2)
- PŘEDMĚT VYNÁLEZŮ1. Termické vnitroreaktorové čidlo pro měření záření, sestávající z vakuotěsného pláště, v němž je umístěn držák s detekčním tělískem, spojený s chladičem a opatřený systémem pro měření teploty, vyznačené tím, že detekční tělísko (1) je tvořeno směsí, štěpitejných s neštěpitelných izotopů aktinidů, přičemž množství štěpitelného a neštěpitelného nuklidu jsou přímo úměrná poměru spektrálně závislých účinných průřezů pro absorbci neutronů v neětěpitelném nuklidu k účinnému průřezu pro Štěpení Štěpitelného nuklidu.
- 2, Termické vnitroreaktorové čidlo podle bodu 1, vyznačené tím, že v detekčním tělís ku (1) je zastoupení jader 235 U a 234 U v poměru 0,1 až 0,25 k 0,9 až 0,75.1 výkres
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS815942A CS231418B1 (cs) | 1981-08-06 | 1981-08-06 | Termické vnitroreaktorové čidlo |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS815942A CS231418B1 (cs) | 1981-08-06 | 1981-08-06 | Termické vnitroreaktorové čidlo |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS594281A1 CS594281A1 (en) | 1984-03-20 |
| CS231418B1 true CS231418B1 (cs) | 1984-11-19 |
Family
ID=5405357
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS815942A CS231418B1 (cs) | 1981-08-06 | 1981-08-06 | Termické vnitroreaktorové čidlo |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS231418B1 (cs) |
-
1981
- 1981-08-06 CS CS815942A patent/CS231418B1/cs unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS594281A1 (en) | 1984-03-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4298430A (en) | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly | |
| US4313792A (en) | Miniature gamma thermometer slideable through bore for measuring linear heat generation rate | |
| US4614635A (en) | Fission-couple neutron sensor | |
| US2579994A (en) | Neutron density indicator device | |
| JPS58795A (ja) | 半径方向熱流路を有するガンマ線センサ | |
| US3444373A (en) | Apparatus and method for constructing apparatus for measurements of neutron flux | |
| CS231418B1 (cs) | Termické vnitroreaktorové čidlo | |
| US3638018A (en) | Means of measuring temperature and neutron flux | |
| US4765943A (en) | Thermal neutron detectors and system using the same | |
| US3564246A (en) | Gamma compensated fission thermocouple | |
| Genka et al. | A calorimeter for the measurement of the activity of tritium and other pure beta emitters | |
| US3411987A (en) | Device for measuring the deposition of solids in nuclear reactors | |
| Stutheit | Fast-response gamma thermometers | |
| US3226548A (en) | Neutronic flux detector | |
| US3163759A (en) | Neutron flux detector | |
| US3836402A (en) | Molybdenum-ruthenium thermocouple for temperature measurements under nuclear reaction conditions | |
| Morrison et al. | Fission Couples Applied Toward Reactor Diagnostics and Safety | |
| GB950896A (en) | Neutron flux monitor | |
| Mason | Use of Calorimetry for Plutonium Assay | |
| Graham | N-16 power measuring system | |
| Posey | Calorimetry for measuring radioactivity | |
| Jirousek | SKODA in-core calorimeters | |
| Roche et al. | Portable calorimeter system for nondestructive assay of mixed-oxide fuels | |
| Kizhakkekara et al. | Development and test of a miniature gamma thermometer to determine the gamma dose rate inside a reactor core | |
| Belousov et al. | CALORIMETRIC MEASUREMENTS OF AN ARTIFICIAL NEUTRINO SOURCE ACTIVITY ON THE BASIS OF THE RADIONUCLIDE 51cr IN AN ENGINEERING TEST RUN OF THE CALIBRATION EXPERIMENT ON THE BAKSAN GALLIUM GERMANIUM NEUTRINO TELESCOPE |