JP2017090076A - 臨界監視モニター用中性子検出器 - Google Patents
臨界監視モニター用中性子検出器 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2017090076A JP2017090076A JP2015216440A JP2015216440A JP2017090076A JP 2017090076 A JP2017090076 A JP 2017090076A JP 2015216440 A JP2015216440 A JP 2015216440A JP 2015216440 A JP2015216440 A JP 2015216440A JP 2017090076 A JP2017090076 A JP 2017090076A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- emitter
- lead wire
- collector
- 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.)
- Pending
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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
【課題】中性子とγ線が共存する場で中性子のみ高い出力感度を有する臨界監視モニターを提供することにある。
【解決手段】
管状のコレクタ内に、それぞれ相似形状の中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタを、互いに電気的に絶縁された状態で取り付け、それぞれの前記エミッタから得られる信号を、前記コレクタと密封接続された管状のケーブルシース内に収められた、前記中性子検出用エミッタと電気的に接続された中性子信号用リード線とγ検出用エミッタと電気的に接続されたγ信号用リード線を介して外部に導出する構造を有し、さらに前記管状のケーブルシース内において、前記中性子信号用リード線と前記γ信号用リード線のそれぞれと等間隔の位置に補償用リード線を備えた構造を有する。
【選択図】図4
【解決手段】
管状のコレクタ内に、それぞれ相似形状の中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタを、互いに電気的に絶縁された状態で取り付け、それぞれの前記エミッタから得られる信号を、前記コレクタと密封接続された管状のケーブルシース内に収められた、前記中性子検出用エミッタと電気的に接続された中性子信号用リード線とγ検出用エミッタと電気的に接続されたγ信号用リード線を介して外部に導出する構造を有し、さらに前記管状のケーブルシース内において、前記中性子信号用リード線と前記γ信号用リード線のそれぞれと等間隔の位置に補償用リード線を備えた構造を有する。
【選択図】図4
Description
本発明は、原子炉冷却材の喪失事故によって原子炉が臨界に達し、原子炉燃料が周辺の制御棒や原子炉構造材と共に溶融し、その後冷えて固まった燃料デブリの取り出し作業に係り、特に、燃料デブリ取り出し作業中に中性子によって再び核分裂連鎖反応が引き起こされ、再臨界が発生することを未然に防止するための、臨界監視モニター用中性子検出器に関する。
冷却材の喪失により原子炉燃料が溶融し、周辺にある制御棒や原子炉構造材と共に冷えて固まった、いわゆる燃料デブリは、圧力容器下部、場合によっては格納容器下部にまで広範囲に達する可能性がある。原子炉を再臨界にすることなく、この燃料デブリを安全に効率よく回収し、保管・管理あるいは処理・処分するためには、例えば中性子を吸収するホウ酸水等の存在下で、燃料デブリを適切な大きさに裁断し、外部に取り出す必要がある。
燃料デブリを破砕し、取り出す際の状態変化により、再臨界が起きる可能性がある(非特許文献1)。再臨界を防止するためには、作業中に中性子検出器(特許文献1)を用いて中性子を測定し未臨界であることを確認しつつ作業し、臨界に近づく兆候が見られたら作業を中止する方法が考えられている。
「燃料デブリの特性把握―国立研究開発法人日本原子力研究開発機構」 (www.jaea.go.jp/04/ntokai/fukushima/fukushima_01.html)
前述のような状況下での再臨界は、条件が揃えば、局所的に起こり得る。このため、できるだけ燃料デブリのすぐ近くに中性子検出器を配置し、中性子数を計数する必要がある。しかし、圧力容器内はγ線(ガンマ線)が極めて強い環境にあるため、従来の中性子検出器ではγ線の影響を受け、高感度の中性子計数を実現することが困難であった。
燃料デブリ取出し作業での臨界の発生を未然に防止するために、核分裂によって発生する中性子をすばやく感知し、再臨界防止の対処をすみやかに行うためにはγ線の影響を取り除いた、中性子のみの出力感度を有する臨界監視モニターが強く求められている。しかし、従来の自己出力型中性子検出器(self−powered Neutron Detector,SPND)の出力電流は中性子による電流とγ線による電流の総和であるため、臨界監視モニター用中性子検出器としては適していない。
したがって、本発明の目的は、中性子とγ線が共存する場で中性子のみ高い出力感度を有する臨界監視モニター用中性子検出器を提供することにある。
前述の課題を解決する本発明に係る臨界監視モニター用中性子検出器は、自己出力型中性子検出器(SPND)と自己出力型γ検出器(SPGD)を最適形状で複合させ、中性子とγ線が共存する場で中性子のみの出力感度を有するようになっている。
具体的には、本発明の一つの観点に係る臨界監視モニター用中性子検出器は、管状のコレクタ内に、それぞれ相似形状の中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタを、互いに電気的に絶縁された状態で取り付け、それぞれの前記エミッタから得られる信号を、前記コレクタと密封接続された管状のケーブルシース内に収められた、前記中性子検出用エミッタと電気的に接続された中性子信号用リード線とγ検出用エミッタと電気的に接続されたγ信号用リード線を介して外部に導出する構造を有し、さらに前記管状のケーブルシース内において、前記中性子信号用リード線と前記γ信号用リード線のそれぞれと等間隔の位置に補償用リード線を備えた構造を有する。
最も好適な形状を有する臨界監視モニター用中性子検出器においては、前記中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタがそれぞれ円柱状をなし、それらの中心軸が前記管状のコレクタの中心軸線と同一線上に設けられている。
発明の実施の形態について説明する前に、本発明の理解を助けるために、従来の炉心内中性子検出器である、自己出力型中性子検出器(self−powered Neutron Detector,SPND)の構成及び動作について説明する。
SPNDにはβ線型SPNDと捕獲γ線型SPNDとがある。前者はある種の金属物質が中性子を吸収して放射化したときのβ崩壊を利用するもので、後者は原子核の中性子捕獲に伴って放出される即発γ線(捕獲γ線)のコンプトン効果及び光電効果を利用するものである。このようなβ崩壊に伴う放出β線(電子)、または捕獲γ線のコンプトン効果及び光電効果によってたたき出された電子(コンプトン電子及び光電子)を電極で捕え、その電極から中性子束に比例した電流として取出すようにしたものがSPNDである。SPNDは、検出器自身が電流を発生するので、電離箱などと異なり外部電源を必要としない。このような理由から自己出力型(self−powered)と呼ばれている。SPNDは、外部電源を必要としない、核分裂物質を用いないので取扱い易い、非常に小型にできる、などの優れた特徴から、炉心内での中性子計測に数多く利用されている。
現在主流となっているSPNDの形状を図1に示す。β線型SPNDでは、エミッタに中性子を吸収して放射化しβ崩壊を行う物質を用い、エミッタに中性子が吸収されるとβ線(電子)が放出され、このβ線(電子)が充分なエネルギーを持っていると絶縁体を通過してコレクタに達する。
捕獲γ線型SPNDでは、エミッタが中性子を吸収して励起状態になると、ただちにγ線を放出して基底状態に戻る。このときに放出されるγ線は捕獲γ線と呼ばれるもので、その一部は周りの原子の軌動電子と作用し、コンプトン効果及び光電効果によって電子を軌動の外にたたき出す。この捕獲γ線によってたたき出されたコンプトン電子及び光電子が、充分なエネルギーを持っていると絶縁体を通過してコレクタに達する。エミッタとコレクタの間に電流計を接続すると電流が流れる。電流の大きさはエミッタに照射される中性子束に比例するので、中性子束を測定することができる。
このような中性子検出器においては、エミッタは最も重要な部分で、検出器の中性子感度、応答時間はエミッタの材料で決まる。β線型SPNDの場合、エミッタのβ崩壊を利用しているので、中性子感度は大きいが応答性が半減期に依存しているので、応答時間は数十秒掛かる。代表的なエミッタ材としてロジウム(Rh)やバナジウム(V)などが実用化されている。他方、捕獲γ線型SPNDの場合、エミッタからコンプトン電子及び光電子がたたき出される時間遅れは10−14sec以内と非常に短い時間なので、中性子感度は小さいが応答性が非常に速い。代表的なエミッタ材としてコバルト(Co)やプラチナ(Pt)などが実用化されている。
中性子による出力電流が小さい場合には、雰囲気のγ線や誘導雑音などでMIケーブル(ミネラル・インシュレイティッド・ケーブル:無機絶縁ケーブル)に生じるスプリアス電流が問題になる。これを補正するためにMIケーブルの2芯のリード線の一方を補償用リード線として、2つの出力リード線の差電流を測定すれば、MIケーブル中に生じたスプリアス電流の補償を行うことができ、差電流は中性子束のみに比例する。
実際の動力炉でSPNDを使用する場合には、中性子束または中性子束分布モニター用と、制御用がある。モニター用としては、応答性は劣るが感度が高いβ線型SPNDが適している。他方、制御用としては、感度が低いが即応答性を有する捕獲γ線型SPNDが適している。これらSPNDを動力炉で使用する場合、出力電流は中性子による成分と炉心内γ線による成分の総和となる。例えば、捕獲γ線型のPt−SPNDは出力電流の約75%が炉心内のγ線によるもので、残りの約25%のみが中性子による電流となる。しかし、炉心内のγ線の大部分は原子炉出力に比例したものなので、原子炉出力の測定という点では実用上問題ない。
また、炉心内のγ線検出器として、自己出力型γ検出器(Self−Powered Gamma Detector,SPGD)がある。SPGDの基本構造はSPNDと同じで、エミッタ材として中性子放射化断面積ができるだけ小さく、かつコレクタ材に比べて原子番号の大きなものが用いられる。そして、炉心内のγ線でエミッタからコンプトン電子及び光電子がたたき出され、コレクタに達すると、炉心内のγ線強度に比例した出力電流が得られる。コンプトン電子及び光電子による出力なので、感度は小さいが応答性は非常に速い。代表的なエミッタ材として鉛(Pb)やタングステン(W)が実用化されている。
図1に示されたSPNDと同様に、炉心内のγ線や誘導雑音などでMIケーブルに生じるスプリアス電流を補正するためにMIケーブルの2芯のリード線の一方を補償用に用い、2つの出力リード線の差電流を測定することによって、MIケーブル中に生じたスプリアス電流の補償を行うことができ、差電流はエミッタに作用した炉心内のγ線強度のみに比例する。
(実施形態1)
本発明の実施形態1に係る臨界監視モニター用中性子検出器は、図2に示すようにSPNDとSPGDのエミッタ10と11をそれぞれ半円柱形として、電気絶縁体12を挟むようにして対抗させ、全体が円柱形をなすように複合させ、これを管状のコレクタ13内に収納した構造を有する。
(実施形態1)
本発明の実施形態1に係る臨界監視モニター用中性子検出器は、図2に示すようにSPNDとSPGDのエミッタ10と11をそれぞれ半円柱形として、電気絶縁体12を挟むようにして対抗させ、全体が円柱形をなすように複合させ、これを管状のコレクタ13内に収納した構造を有する。
先ず、60Coのようなγ線源を使って、γ用エミッタのγ線感度と中性子用エミッタのγ線補償係数を求める。γ用エミッタのγ線感度Igはγ信号用リード線からの電流Igcと補償用リード線からの電流Icの差となる。つまり、
γ用エミッタのγ線感度Ig=Igc−Ic
中性子用エミッタのγ線感度は、中性子信号用リードからの電流Incと補償用リード線からの電流Icの差となり、中性子用エミッタのγ線感度とγ用エミッタのγ線感度の比を中性子用エミッタのγ線補償係数kと定義すると、次式から、中性子用エミッタのγ線補償係数kが求められる。
γ用エミッタのγ線感度Ig=Igc−Ic
中性子用エミッタのγ線感度は、中性子信号用リードからの電流Incと補償用リード線からの電流Icの差となり、中性子用エミッタのγ線感度とγ用エミッタのγ線感度の比を中性子用エミッタのγ線補償係数kと定義すると、次式から、中性子用エミッタのγ線補償係数kが求められる。
k=(Inc−Ic)/(Igc−Ic)
次に、材料試験炉(Japan Materials testing reactor,JMTR)などの中性子とγ線が存在する原子炉を使って、中性子のみの出力感度を求める。原子炉内での中性子とγ線の照射雰囲気において、中性子のみの出力感度Inは、中性子とγ線による中性子用エミッタの出力電流からγ線による出力電流分を差し引いたものになり、次式となる。
次に、材料試験炉(Japan Materials testing reactor,JMTR)などの中性子とγ線が存在する原子炉を使って、中性子のみの出力感度を求める。原子炉内での中性子とγ線の照射雰囲気において、中性子のみの出力感度Inは、中性子とγ線による中性子用エミッタの出力電流からγ線による出力電流分を差し引いたものになり、次式となる。
中性子のみの出力感度In=(Inc−Ic)−k(Igc−Ic)
このときの中性子のみの出力感度In(電流)に対する中性子束(中性子の数)は、原子炉の中性子束分布としてフルエンスモニタ(材料の放射化量によって中性子量を求める)等の既存の方法で、照射後絶対値が計測され既知の値であるので、中性子束に対する臨界監視モニターの中性子感度が校正される。
(実施形態2)
図3に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。エミッタから放出されるコンプトン電子及び光電子は充分なエネルギーを持っていると絶縁体を通過してコレクタに達するが、充分なエネルギーを持っていないと絶縁材に吸収されとか、エミッタに再吸収されてしまう。従って、絶縁体は出来るだけ薄いか無い方が出力感度を大きくすることができる。図3の形状は絶縁体をエミッタとコレクタ間の電気絶縁を保つだけの最小限の箇所に限定し、エミッタとコレクタの間を出来るだけ空間にした形状である。
(実施形態3)
図4に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。中性子の方向性が限られている場合、中性子が中性子用エミッタに到達する前にγ線エミッタで遮られると、中性子による本来の感度が得られないことがある。図4の形状は中性子用エミッタとγ用エミッタを同軸方向に配して、中性子の入射方向に対して中性子用エミッタに中性子が斑なく入射できるようにした形状である。具体的には、この型の中性子検出器では、中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタがそれぞれ円柱状をなし、それらの中心軸が前記管状のコレクタの中心軸線と同一線上に設けられている。各エミッタはほぼ同一の形状を有し、十分な出力を得るために軸方向長さは50mmから70mmあることが好ましい。
(実施形態4)
図5に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。エミッタから放出されるコンプトン電子及び光電子が、より多く絶縁体を通過してコレクタに達するようにするためには絶縁材は薄い方が良いが、セラミック管のような成形絶縁体は最少厚みに限界がある。従って、電気絶縁体として、エミッタに例えば0.2mm〜0.4mm厚の薄いセラミックコーティングを施したものが図5の形状である。セラミックコーティングは図4の電気絶縁体としても適用できることは言うまでもない。
このときの中性子のみの出力感度In(電流)に対する中性子束(中性子の数)は、原子炉の中性子束分布としてフルエンスモニタ(材料の放射化量によって中性子量を求める)等の既存の方法で、照射後絶対値が計測され既知の値であるので、中性子束に対する臨界監視モニターの中性子感度が校正される。
(実施形態2)
図3に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。エミッタから放出されるコンプトン電子及び光電子は充分なエネルギーを持っていると絶縁体を通過してコレクタに達するが、充分なエネルギーを持っていないと絶縁材に吸収されとか、エミッタに再吸収されてしまう。従って、絶縁体は出来るだけ薄いか無い方が出力感度を大きくすることができる。図3の形状は絶縁体をエミッタとコレクタ間の電気絶縁を保つだけの最小限の箇所に限定し、エミッタとコレクタの間を出来るだけ空間にした形状である。
(実施形態3)
図4に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。中性子の方向性が限られている場合、中性子が中性子用エミッタに到達する前にγ線エミッタで遮られると、中性子による本来の感度が得られないことがある。図4の形状は中性子用エミッタとγ用エミッタを同軸方向に配して、中性子の入射方向に対して中性子用エミッタに中性子が斑なく入射できるようにした形状である。具体的には、この型の中性子検出器では、中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタがそれぞれ円柱状をなし、それらの中心軸が前記管状のコレクタの中心軸線と同一線上に設けられている。各エミッタはほぼ同一の形状を有し、十分な出力を得るために軸方向長さは50mmから70mmあることが好ましい。
(実施形態4)
図5に本発明の別の一実施形態としての臨界監視モニター用中性子検出器の縦断正面図を示す。エミッタから放出されるコンプトン電子及び光電子が、より多く絶縁体を通過してコレクタに達するようにするためには絶縁材は薄い方が良いが、セラミック管のような成形絶縁体は最少厚みに限界がある。従って、電気絶縁体として、エミッタに例えば0.2mm〜0.4mm厚の薄いセラミックコーティングを施したものが図5の形状である。セラミックコーティングは図4の電気絶縁体としても適用できることは言うまでもない。
なお、中性子用エミッタ材料としては、捕獲γ線型SPNDに使用されているコンプトン効果及び光電子効果を利用したコバルト(Co)、プラチナ(Pt)、カドミウム(Cd)、エルビウム(Er)、ハフニウム(Hf)及びガドリニウム(Gd)などが候補材になる。中でも、Coはγ線による出力より中性子による出力の割合が大きいので適している。γ用エミッタ材料としては、中性子放射化断面積ができるだけ小さく、かつ原子番号の大きなものがコンプトン効果及び光電子効果を利用した出力として即応答で、かつ出力が大きいので、鉛(Pb)やタングステン(W)などが候補材になる。中でも、Pbは中性子放射化断面積が他元素に比べて際立って小さく適している。
本発明は、原子炉の中性子計測や、核燃料の取り扱い時監視モニター等に適用することができる。
10…SPNDのエミッタ
11…SPGDのエミッタ
12…電気絶縁体
13…コレクタ
14…中性子信号用リード線
15…γ信号用リード線
16…補償用リード線
11…SPGDのエミッタ
12…電気絶縁体
13…コレクタ
14…中性子信号用リード線
15…γ信号用リード線
16…補償用リード線
Claims (3)
- 管状のコレクタ内に、それぞれ相似形状の中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタを、互いに電気的に絶縁された状態で取り付け、それぞれの前記エミッタから得られる信号を、前記コレクタと密封接続された管状のケーブルシース内に収められた、前記中性子検出用エミッタと電気的に接続された中性子信号用リード線とγ検出用エミッタと電気的に接続されたγ信号用リード線を介して外部に導出する構造を有し、さらに前記管状のケーブルシース内において、前記中性子信号用リード線と前記γ信号用リード線のそれぞれと等間隔の位置に補償用リード線を備えた構造を有する臨界監視モニター用中性子検出器。
- 請求項1において、前記中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタがそれぞれ円柱状をなし、それらの中心軸が前記管状のコレクタの中心軸線と同一線上に設けられていることを特徴とする臨界監視モニター用中性子検出器。
- 請求項1において、前記中性子検出用エミッタとγ検出用エミッタがそれぞれ半円柱形をなし、前記2つのエミッタ間に板状の電気絶縁体を挟み込んで、前記エミッタ全体が円柱形をなすように複合させた構造を有する臨界監視モニター用中性子検出器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015216440A JP2017090076A (ja) | 2015-11-04 | 2015-11-04 | 臨界監視モニター用中性子検出器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2015216440A JP2017090076A (ja) | 2015-11-04 | 2015-11-04 | 臨界監視モニター用中性子検出器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2017090076A true JP2017090076A (ja) | 2017-05-25 |
Family
ID=58771459
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2015216440A Pending JP2017090076A (ja) | 2015-11-04 | 2015-11-04 | 臨界監視モニター用中性子検出器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2017090076A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2022010737A1 (en) * | 2020-07-06 | 2022-01-13 | Westinghouse Electric Company Llc | Self-powered nuclear radiation detector and method of correcting a temperature-related change of an output signal of same |
JP2022518176A (ja) * | 2019-01-08 | 2022-03-14 | ウェスティングハウス エレクトリック カンパニー エルエルシー | 温度依存性中性子捕獲断面積を有する材料を用いた温度測定センサ |
-
2015
- 2015-11-04 JP JP2015216440A patent/JP2017090076A/ja active Pending
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2022518176A (ja) * | 2019-01-08 | 2022-03-14 | ウェスティングハウス エレクトリック カンパニー エルエルシー | 温度依存性中性子捕獲断面積を有する材料を用いた温度測定センサ |
WO2022010737A1 (en) * | 2020-07-06 | 2022-01-13 | Westinghouse Electric Company Llc | Self-powered nuclear radiation detector and method of correcting a temperature-related change of an output signal of same |
TWI807359B (zh) * | 2020-07-06 | 2023-07-01 | 美商西屋電器公司 | 自供電核輻射檢測器及校正其輸出信號之溫度相關變化的方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101843603B1 (ko) | 자기 보상식의 고정밀 고수명의 듀얼 로듐 바나듐 이미터 로내 핵 검출기 | |
US20110274230A1 (en) | Device for online measurement of a flow of fast and epithermal neutrons | |
Filliatre et al. | In vessel neutron instrumentation for sodium-cooled fast reactors: Type, lifetime and location | |
KR101376704B1 (ko) | 중성자 선속 검출 민감도가 개선된 노내 계측기 | |
JP2017090076A (ja) | 臨界監視モニター用中性子検出器 | |
US4363970A (en) | Self-powered neutron flux detector assembly | |
Geslot et al. | Development and manufacturing of special fission chambers for in-core measurement requirements in nuclear reactors | |
JP5038158B2 (ja) | 中性子束測定システム及び方法 | |
US20240125950A1 (en) | Devices, Systems, and Methods for Detecting Radiation with Schottky Diodes for Enhanced In-Core Measurements n-Core Measurements | |
Lamotte et al. | Pulse-reactor core monitoring with an innovative optical neutron detector | |
US20230168398A1 (en) | A fixed in-core detector design using sic schottky diodes configured with a high axial and radial sensor density and enhanced fission gamma measurement sensitivity | |
US4235670A (en) | Method and apparatus for measuring neutron flux | |
Moreira et al. | Analysis of vanadium self powered neutron detector’s signal | |
Vermeeren et al. | Irradiation tests of prototype self-powered gamma and neutron detectors | |
Alex et al. | Development of an inconel self powered neutron detector for in-core reactor monitoring | |
Van Nieuwenhove et al. | Online gamma dose-rate measurements by means of a self-powered gamma detector | |
Böck | Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring | |
RU157406U1 (ru) | Сцинтилляционный детектор гамма-излучения | |
JPH01100493A (ja) | 核分裂型中性子検出器 | |
JP4477515B2 (ja) | 自己出力型中性子検出器 | |
Xia et al. | Reactor Nuclear Measurements and Radiation Monitoring | |
US3144553A (en) | Scintillation detector for detecting radioactive particles in a gaseous stream | |
KR101893849B1 (ko) | 고속중성자와 열중성자 동시 검출장치 및 그를 이용한 검출방법 | |
Kim et al. | Self-Powered Neutron Detector Calibration Using a Large Vertical Irradiation Hole of HANARO | |
EP0016622A1 (en) | Wide range radiation monitoring apparatus |