DE1489685C3 - Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften - Google Patents
Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren NeutronenwechselwirkungseigenschaftenInfo
- Publication number
- DE1489685C3 DE1489685C3 DE1489685A DE1489685A DE1489685C3 DE 1489685 C3 DE1489685 C3 DE 1489685C3 DE 1489685 A DE1489685 A DE 1489685A DE 1489685 A DE1489685 A DE 1489685A DE 1489685 C3 DE1489685 C3 DE 1489685C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- operating elements
- elements
- spherical
- neutrons
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/30—Subcritical reactors ; Experimental reactors other than swimming-pool reactors or zero-energy reactors
- G21C1/303—Experimental or irradiation arrangements inside the reactor
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
signale lassen eine genaue Aussage darübeF zu, ob es
sich bei den Betriebselementen um Elemente mit Spalt-, Streu- oder Absorbereigenschaften handelt.
Aus den deutschen Auslegeschriften 11 26 037 und 11 84 873 ist es zwar bekannt, kugelförmige Elemente
in. einem Kanal durch ein multiplizierendes Medium zu führen und dadurch eine Leistungsänderung
dieses Mediums zu erzielen. Bei beiden Vorrichtungen handelt es sich jedoch nicht um kritische Anordnungen,
sondern um Kernreaktoren mit einer unterkritischen Menge von mit einem Moderator gemischtem
Spaltstoff. Diese Kernreaktoren bzw. Einrichtungen zum Pulsen von Kernreaktoren sind zur
Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens nicht geeignet, da zwischen einer Anordnung mit
einer unterkritischen Menge hochangereicherten Materials und einer kritischen Anordnung ein gravierender
Unterschied besteht. Eine kritische Anordnung kann bei einer konstanten, wiewohl begrenzten Leistung,
z.B. 10 oder 100 W, dauernd betrieben werden. Dies ist nur möglich, wenn die Anordnung mit
einer Überschußreaktivität, d.h. mit einer überkritischen Menge an spaltbarem Material, versehen ist.
Im Inneren einer kritischen Anordnung herrscht, auch wenn gerade kein Probekörper durch den Bestrahlungskanal
geführt wird, entsprechend der eingestellten Leistung ein beträchtlicher Neutronenfluß,
der unabhängig von der Quellstärke der eventuell vorhandenen Neutronenquelle ist. Erst hierdurch
wird es möglich, die sich beim Einführen eines Probekörpers ergebenden Leistungsänderungen, die normalerweise
bei einigen Prozenten, in jedem Falle aber unterhalb von 100 % liegen, genügend genau zu
messen. In einer unterkritischen Anordnung gemäß den beiden Schriften sind solche Messungen dagegen
im Normalfall nicht möglich, da sich beim Einbringen des Probekörpers (durch den erst die Anordnung
kurzzeitig überkritisch gemacht wird) der Neutronenfluß um viele Zehnerpotenzen ändern müßte, wodurch
eine Auflösung des gemessenen Signals wegen der endlichen Lebensdauer der beteiligten prompten
Neutronen ganz wesentlich erschwert, wenn nicht unmöglich wird. Bezüglich der im Rahmen der vorliegenden
Erfindung verwendeten kritischen Anordnung und den bekannten Vorrichtungen zur Erzeugung
kurzzeitiger Neutronenimpulse bestehen daher nur rein äußerliche Gemeinsamkeiten, nämlich daß
spaltbares Material in einem Behälter angeordnet ist, der von einem Kanal durchdrungen wird, und daß
durch diesen Kanal Probekörper geführt werden, was mit Leistungsänderungen verbunden ist. Ferner soll
noch darauf hingewiesen werden, daß bei einer Vorrichtung gemäß der deutschen Auslegeschriften
1126 037 oder 1184 873 nur .Spaltstoffproben den
gewünschten Übergang vom unterkritischen in den überkritischen Zustand herbeiführen können; andere
Proben, z.B. aus Absorber- oder Streumaterial, können nicht gemessen und auch nicht unterschieden
werden, da eine Grundleistung nicht vorliegt.
Um eine unterkritische Anordnung handelt es sich auch bei der in der USA.-Patentschrift 29 36 274 beschriebenen
Vorrichtung, mit der die spezifische Neutronenreaktivität von Proben (d. h. ihre quantitative
Reaktionsrate bei der Absorption von Neutronen und der Erzeugung von Neutronen durch Spaltung
unter Neutronenbeschuß) bestimmt werden soll. Die im Zusammenhang mit den beiden deutschen Auslegeschriften
geschilderten Nachteile einer unterkritischen Anordnung gelten daher auch für die Vorrichtung
gemäß der USA.-Patentschrift 29 36 274, bei der eine Anzahl von eine unterkritische Menge Spaltstoff
enthaltenden Brennstoffelementen in einem mit einem flüssigen Moderator (Wasser) gefüllten Tank
angeordnet ist, in welchem außerdem eine konstante Neutronenquelle (Polonium-Beryllium) untergebracht
sowie ein Kanal zur Aufnahme einer zu untersuchenden Probe vorgesehen ist. Die Messung der
ίο Proben wird mit Hilfe einer Standardprobe bekannter
Zusammensetzung vorgenommen,' die gleiche Form und Größe wie die zu messenden Proben hat
und vor Beginn der Messungen, in den Kanal gebracht
wird. Zur Bestimmung von nach Größe, Form und Zusammensetzung unterschiedlicher Proben
muß die Anordnung jeweils mit einer entsprechenden Standardprobe neu kalibriert werden. Die Anordnung
dient daher vorzugsweise zur. Messung einer großen Zahl nominell identischer Proben. Zur Unterscheidung
von Proben, deren Neutronenwechselwirkungseigenschaften" nicht bekannt sind, ist sie daher
völlig ungeeignet. Sie gestattet lediglich den Vergleich einer Probe bekannter Eigenschaft (z. B. aus
spaltbarem oder neutronenabsorbierendem Material) mit einer Standardprobe in bezug auf den Gehalt der
Probe an spaltbarem oder neutronenabsorbierendem Material. Sowohl die zu messende Probe als auch die
Standardprobe wird jeweils in den Kanal gebracht und während des Meßvorganges dort kurz in der
gleichen Position festgehalten. Es findet also keine stetige Bewegung der Proben durch die Anordnung
statt.
Der zur Durchführung des erfindungsgemäßen Meßverfahrens dienende kritische Reaktor sollte eine
möglichst geringe kritische Masse besitzen. Vorzugsweise wird für den Reaktor daher Brennstoff mit
90% angereichertem U 235 sowie ein Graphitreflektor verwendet. Derartige für die Durchführung des
erfindungsgemäßen Verfahrens geeignete kritische Anordnungen sind bekannt und bereits als Forschungsreaktoren
in Betrieb.
Bewegt sich das zu untersuchende Betriebselement wenigstens annähernd gleichmäßig durch die kritische
Anordnung, so ändert sich deren Leistung entsprechend dem Einfluß des zu untersuchenden
Elementes an seinem jeweiligen Aufenthaltsort. Wegen der endlichen Zeitkonstante τ (Anzeige) erfolgen
die Leistungsänderungen mit einer gewissen Trägheit, d. h., Änderungen auf Grund des Einflusses
des zu messenden Betriebselementes werden von den bekannten Meßgeräten mit einer gewissen Verzögerung,
angezeigt. Solange sich die Einflußfunktionen an der jeweiligen Position des Betriebselementes
in einem Zeitabschnitt von der Länge r nicht wesentlich ändert, ist diese Verzögerung vemachlässigbar.
Dies ist bei einigen 10"1 see der Fall und somit
bei einem Zeitabschnitt, der etwa beim freien F.all eines Elementes durch die kritische Anordnung verstreicht.
Handelt es sich bei den zu messenden Betriebselementen um Spaltstoff enthaltende Elemente, so wird
bei der Untersuchung von Elementen mit einem geringen Aktivitätsgrad die Zeitkonstante für den
prompten Anstieg im wesentlichen als Quotient aus Neutronenlebensdauer und Anteil der verzögerten
Neutronen erhalten. Damit ergeben sich Werte für r in der Größenordnung von wenigen 10~3 see.
Vorteilhaft kann eine an sich bekannte Steuervor-
richtung vorgesehen sein, mit deren Hilfe der weitere Weg der zu untersuchenden Betriebselemente in Abhängigkeit
von dem Meßergebnis gesteuert werden kann. Eine solche Vorrichtung kann beispielsweise
Sortiervorgänge ausführen.
Das erfindungsgemäße Meßverfahren beruht auf der Tatsache, daß ein Reaktor mit einer hinreichend
kleinen kritischen Masse mit hoher Empfindlichkeit auf das Einbringen von Spaltstoff, Absorber- oder
Streumaterial reagiert, wobei der Einfluß dieser Proben auf die Reaktivität des Reaktors nicht nur von
der Menge des eingeführten Materials, sondern auch von dem Aufenthaltsort der Proben abhängt, wie aus
der Zeichnung zu erkennen ist. So ist beim Einbringen einer spaltbaren Substanz in eine kritische Anordnung
die Reaktivität immer positiv und besitzt ein Maximum im Zentrum der Anordnung. Bei streuendem
Material (z. B. Moderatormaterial) ist die Reaktivität ebenfalls positiv, hat aber an beiden Rändern
der Anordnung ein Maximum, was auf den Reflektoreffekt derartiger Proben zurückzuführen ist; Proben
aus absorbierendem Material hingegen entsprechen negativen Reaktivitäten mit einem Minimum im Zentrum
der kritischen Anordnung. Im Falle von gemischten Proben, wie sie die kugelförmigen Brennstoffelemente
darstellen, addieren sich die relativen Einflüsse der einzelnen Materialkomponenten zu
einem Leistungssignal, und diese Signale können in Bruchteilen von Sekunden aufgenommen werden,
während das zu untersuchende Element selbst in etwa einer Sekunde durch die kritische Anordnung
geführt wird.
In der Zeichnung sind die bei der Anwendung des erfindungsgemäßen Verfahrens zu erwartenden Leistungsänderungen
der kritischen Anordnung schematisch dargestellt. Dabei zeigt F i g. 1 die Signalkurve
einer reinen Streuprobe, d. h. die auftretende Leistungsänderung bei einer gleichmäßigen Bewegung
eines aus einem neutronenstreuenden Stoff bestehenden Betriebselementes.
In der F i g. 2 ist die entsprechende Signalkurve bei der Bewegung von aus Absorbermaterial bestehenden
Betriebselementen abgebildet.
Die F i g. 3 zeigt die sich bei der Hindurchführung
Die F i g. 3 zeigt die sich bei der Hindurchführung
ao eines frischen, d. h. noch nicht dem Reaktorbetrieb
ausgesetzten Brennstoffelementes einstellende Signalkurve. ■
In der Fig.4 ist die entsprechende Signalkurve
eines völlig abgebrannten Brennstoffelementes dargestellt.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Claims (1)
1 2
dem Testraum verändert werden kann. Eine Anzahl
Patentanspruch: von Neutronendetektoren ist in senkrechten Bohrun
gen in zwei Reihen parallel zu dem Testraum an-
Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmi- geordnet; mit ihrer Hilfe kann die Verteilung von
gen Betriebselementen von Kernreaktoren nach 5 Brennstoff und Absorbermaterial in einem Betriebsihren
Neutronenwechselwirkungseigenschaften, element auf dessen ganzer Länge bestimmt werden,
wobei die kugelförmigen Betriebselemente zeit- Dies ist allerdings nur möglich unter Verwendung
weise in einen kritischen Reaktor eingebracht eines Standardelementes; d. h., sämtliche Messungen
werden und die dabei entstehende Leistungsände- müssen doppelt ausgeführt werden, zunächst an dem
rung (Neutronenfluß als Funktion der Zeit) des io Standard- und darauf an dem zu untersuchenden
Reaktors als Meßgröße benutzt wird, da- Element. Zur Unterscheidung zwischen Brennstoff
durch gekennzeichnet, daß die kugel- und. Absorber und zur Ermittlung des Brennstoffförmigen
Betriebselemente einzeln und in konti- oder Absorbergehaltes an einem Punkt 'der Probe
nuierlicher Nacheinanderfolge und in annähernd sind vier Messungen erforderlich, zwei an dem Stanstetiger
Bewegung auf einem Weg durch den 15 dardelement und zwei an der Probe, wobei jeweils
Reaktor innerhalb einer unterhalb 10 see, vor- bei einer Messung die bohrhaltigen Platten in die für
zugsweise zwischen 10~3 und 10° see, liegenden sie bestimmten Schlitze eingeführt werden müssen.
Durchlaufzeit geführt werden, auf dem sie ver- Dieses Verfahren ist sehr zeitraubend und völlig unschiedene
Zonen durchlaufen, in denen Neutro- geeignet für Kugelhaufenreaktoren, bei denen die
nen absorbierende, Neutronen streuende und 20 Zugabe und das Abziehen von Betriebselementen in
durch Neutronen spaltbare Substanzen jeweils einer Taktfolge von wenigen Sekunden erfolgt und
maximalen Einfluß auf die Reaktivität des Reak- für die Messung der einzelnen Elemente nur entspretors
besitzen, wobei die in den genannten Zonen chend kurze Zeiträume zur Verfügung stehen,
auftretenden Leistungsänderungen für die Neu- Außerdem können durch die Länge der Meßzeiten
tronenwechselwirkungseigenschaften der zu un- 25 für die einzelnen Probekörper zeitlich langsame Vertersuchenden
kugelförmigen Betriebselemente änderungen der Reaktivität, die auf anderen Einflüscharakteristische
Leistungssignale liefern, daß die sen als denen der Probekörper beruhen, nicht elimi-Leistungssignale
während der Durchlaufzeit auf- niert werden.
genommen und die daher gewonnenen Kurven Von diesem Stand der Technik geht die vorlie-
hinsichtlich ihrer Form zur Unterscheidung der 30 gende Erfindung aus, wobei sie sich die Aufgabe ge-Betriebselemente
mit den Kurven von Proben aus stellt hat, ein Verfahren zur Unterscheidung von kuabsorbierendem,
streuendem und/oder spaltba- gelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren rem Material verglichen werden. nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften
anzugeben, das es gestattet, unter Vermeidung der 35 genannten Nachteile die erforderlichen Messungen
im Zeitraum von wenigen Sekunden durchzuführen.
Diese Aufgabe wird gemäß der Erfindung dadurch
' gelöst, daß die kugelförmigen Betriebselemente einzeln
und in kontinuierlicher Nacheinanderfolge und 40 in annähernd stetiger Bewegung auf einem Weg
durch den Reaktor innerhalb einer unterhalb 10 see, vorzugsweise zwischen 10~3 und 10° see, liegenden
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren Durchlaufzeit geführt werden, auf dem sie -verschiezu
Unterscheidung von kugelförmigen Betriebsele- dene Zonen durchlaufen, in denen Neutronen absormenten
von Kernreaktoren nach ihren Neutronen- 45 bierende, Neutronen streuende und durch Neutronen
Wechselwirkungseigenschaften, wobei die kugelförmi- spaltbare Substanzen jeweils maximalen Einfluß auf
gen Betriebselemente zeitweise in einen kritischen die Reaktivität des Reaktors besitzen, wobei die in
Reaktor eingebracht werden und die dabei entste- den genannten Zonen auftretende Leistungsänderunhende
Leistungsänderung (Neutronenfluß als Funk- . gen für die Neutronenwechselwirkungseigenschaften
tion der Zeit) des Reaktors als Meßgröße benutzt 50 der zu untersuchenden kugelförmigen Betriebselewird.
mente charakteristische Leistungssignale liefern, daß
Das erfindungsgemäße Verfahren geht davon aus, die Leistungssignale während der Durchlaufzeit aufdaß
sich beim Einbringen von spaltbaren, absorbie- genommen und die dabei gewonnenen Kurven hinrenden
oder streuenden Stoffen in ein multiplizieren- sichtlich ihrer Form zur Unterscheidung der Bedes
Medium infolge der eintretenden Aktivitätsände- 55 triebselemente mit den Kurven von Proben aus abrung
eine Leistungsänderung des Mediums ergibt. sorbierendem, streuendem und/oder spaltbarem Ma-Aus
der USA.-Patentschrift 30 70 538 ist es bekannt, terial verglichen werden.
diese Leistungsänderung zur Unterscheidung von Der Weg der zu untersuchenden Betriebselemente
Brennstoff- und Absorberelementen heranzuziehen ist also so festgelegt, daß jedes Betriebselement in-
und aus den gewonnenen Meßgrößen den Gehalt der 60 nerhalb der kritischen Anordnung nacheinander
Elemente an Spaltstoff oder Absorbermaterial zu be- durch Zonen maximalen Einflusses geführt wird, die
stimmen. Bei diesem Verfahren werden die Probe- verschiedenen kernphysikalischen Größen zugeordkörper
einzeln schrittweise durch einen langgestreck- net sind, nämlich der Neutronenabsorption, -streuten,
waagerecht durch den Kernreaktor verlaufenden ung und -spaltung. Die in diesen Zonen jeweils auf-Testraum
geführt, um den vier Schlitze angeordnet 65 tretenden Änderungen der Leistung der kritischen
sind, die ebenfalls durch den Reaktorkern verlaufen. Anordnung stellt ein Kriterium für die Eigenschaften
Sie dienen zur Aufnahme von Platten aus einem bor- des zu untersuchenden Betriebselements dar, d.h., die
haltigen Material, mit denen der Neutronenfluß in . aus den Leistungsänderungen gewonnenen Meß-
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEB0082346 | 1965-06-10 |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1489685A1 DE1489685A1 (de) | 1969-05-14 |
DE1489685B2 DE1489685B2 (de) | 1975-05-07 |
DE1489685C3 true DE1489685C3 (de) | 1976-01-02 |
Family
ID=6981470
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE1489685A Expired DE1489685C3 (de) | 1965-06-10 | 1965-06-10 | Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3650894A (de) |
AT (1) | AT270829B (de) |
BE (1) | BE681789A (de) |
CH (1) | CH456785A (de) |
DE (1) | DE1489685C3 (de) |
GB (1) | GB1151724A (de) |
NL (1) | NL6607830A (de) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2213238C3 (de) * | 1972-03-18 | 1979-08-23 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren |
DE2440741A1 (de) * | 1973-08-27 | 1975-03-13 | Carl M Fleck | Verfahren und einrichtung zur messung des abbrandes von kernbrennstoffen in einem kernreaktor |
DE2621358C2 (de) * | 1976-05-14 | 1986-05-22 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund | Verfahren zur Bestimmung des Spaltstoffgehalts einer Probe mittels eines kritischen Reaktors |
US4325785A (en) * | 1979-05-18 | 1982-04-20 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for measuring the reactivity of a spent fuel assembly |
DE3601747A1 (de) * | 1986-01-22 | 1987-07-23 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Abschalten eines hochtemperaturreaktors |
JP2004502142A (ja) * | 2000-06-29 | 2004-01-22 | エスコム | ペブルベッド型原子炉 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3142625A (en) * | 1956-06-15 | 1964-07-28 | Firth Sterling Inc | Nuclear reactor plant with inspection and reprocessing stations |
US2936274A (en) * | 1956-12-12 | 1960-05-10 | Dessauer Gerhard | Determination of specific neutronic reactivity |
BE567280A (de) * | 1957-05-01 | |||
DE1132260B (de) * | 1960-06-11 | 1962-06-28 | Babcock & Wilcox Dampfkessel | Gamma-Bestrahlungsanlage und Bestrahlungskoerper fuer eine solche Anlage |
NL268682A (de) * | 1960-11-25 | |||
US3070538A (en) * | 1961-05-19 | 1962-12-25 | Bernard I Spinrad | Fuel assay reactor |
US3263081A (en) * | 1962-04-18 | 1966-07-26 | Westinghouse Electric Corp | Flux mapping system for measuring radiation |
NL298501A (de) * | 1962-10-05 | |||
US3284306A (en) * | 1963-03-24 | 1966-11-08 | Israel State | Nuclear irradiation installation |
FR1378856A (fr) * | 1963-06-20 | 1964-11-20 | Commissariat Energie Atomique | Installation de transport hydraulique notamment pour pile atomique |
-
1965
- 1965-06-10 DE DE1489685A patent/DE1489685C3/de not_active Expired
-
1966
- 1966-05-23 GB GB22946/66A patent/GB1151724A/en not_active Expired
- 1966-05-27 BE BE681789D patent/BE681789A/xx unknown
- 1966-06-06 CH CH813966A patent/CH456785A/de unknown
- 1966-06-06 NL NL6607830A patent/NL6607830A/xx unknown
- 1966-06-06 AT AT534366A patent/AT270829B/de active
-
1968
- 1968-10-22 US US769573A patent/US3650894A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE1489685A1 (de) | 1969-05-14 |
NL6607830A (de) | 1966-12-12 |
BE681789A (de) | 1966-10-31 |
CH456785A (de) | 1968-07-31 |
US3650894A (en) | 1972-03-21 |
GB1151724A (en) | 1969-05-14 |
DE1489685B2 (de) | 1975-05-07 |
AT270829B (de) | 1969-05-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2917473C2 (de) | Vorrichtung zum Bestimmen der Zusammensetzung eines Materialstromes | |
DE2329105C2 (de) | Verfahren zum Messen der Konzentration von Wasser und eines spezifischen Bestandteils in einem Material | |
DE2926051A1 (de) | Verfahren zum bestimmen des spaltstoffgehaltes von kernbrennstoff und insbesondere des u-235-gehalts von uranbrennstoff in einem brennstoffelement | |
DE1923983A1 (de) | Verfahren und Einrichtung zur zerstoerungsfreien Untersuchung einer Kernbrennstoffmenge | |
DE1275794B (de) | Verfahren zur Gewinnung von Rechenwerten fuer die zerstoerungsfreie und getrennte Bestimmung der Konzentration spaltbarer Stoffe, insbesondere in Kernreaktorbrennstoffelementen | |
DE3337768A1 (de) | Vorrichtung und verfahren zur bestimmung des wasserstoffgehaltes einer substanz | |
EP3410104B1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur multielementanalyse basierend auf neutronenaktivierung sowie verwendung | |
DE69812935T2 (de) | Verfahren und vorrichtung zur messung des relativen anteils von uran und plutonium in einem körper | |
DE2725750A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur bestimmung des quench-effektes bei szintillationszaehlern mit fluessigem szintillator | |
DE1489685C3 (de) | Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften | |
DE1912982A1 (de) | Vorrichtung zur zerstoerunsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Pruefkoerper | |
DE2324205A1 (de) | Verfahren zum zerstoerungsfreien bestimmen von additiven in kernbrennstoffen | |
DE4017100A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum bestimmen von kernbrennstoffgehalt in einer langgestreckten kernbrennstoffsaeule | |
DE2946003C2 (de) | Verfahren zum Ermitteln von Strahlungsmeßwerten von mehreren an bestimmten Bereitstellungsorten in einem Strahlungsmeßgerät angeordneten radioaktiven Proben | |
DE1523055A1 (de) | Geraet zum Messen von radioaktivem Fluss | |
DE2700952B1 (de) | Verfahren zur Identifikation undichter Komponenten aus einem Vielkomponentensystem | |
DE1236831B (de) | Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung von in geringen Mengen bis Spuren in Metallkoerpern oder in Schmelzen befindlichen Elementen | |
CH404973A (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Messen der Temperatur eines Mittels | |
DE1598584B1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur durchfuehrung von aktivierungs analysen | |
DE19600418C2 (de) | Methode zur quantitativen, zerstörungsfreien Bestimmung von Spaltmaterial | |
DE1954825C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur zerstörungsfreien Analyse von Kernbrennstoffen | |
DE60212362T2 (de) | Bestimmung des wassergehaltes der plutoniumoxidbehälter | |
AT264678B (de) | Vorrichtung und Verfahren zur mengenmäßigen Ermittlung einer Materialkomponente in einer Meßprobe | |
WO2003085418A2 (de) | Chemische analyse von messobjekten mit durch konzentrisch beschleunigten deuterium-ionen generierten neutronen | |
DE1614014C (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Bestimmung des Gehalts an spalt barem Material in aus Kernreaktoren entnommenen Brennelementen oder Brennstoffproben |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |