JPH0421839B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0421839B2 JPH0421839B2 JP58044344A JP4434483A JPH0421839B2 JP H0421839 B2 JPH0421839 B2 JP H0421839B2 JP 58044344 A JP58044344 A JP 58044344A JP 4434483 A JP4434483 A JP 4434483A JP H0421839 B2 JPH0421839 B2 JP H0421839B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- reactor
- detector
- core
- 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 - Lifetime
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 12
- 230000001012 protector Effects 0.000 claims description 10
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 claims description 6
- -1 polyethylene Polymers 0.000 claims description 6
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 claims description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 5
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 15
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 13
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 6
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 6
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 6
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 6
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 6
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 125000004429 atom Chemical group 0.000 description 1
- 125000004432 carbon atom Chemical group C* 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical class [H]* 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
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)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、大形の原子炉、特に高速増殖炉等の
炉容器内においても中性子の計測が可能な中性子
計装装置に関する。
炉容器内においても中性子の計測が可能な中性子
計装装置に関する。
原子炉、特に高速増殖炉を安全に運転するに
は、常時、炉心の中性子を測定する必要がある。
それは、炉心の熱出力は、中性子の数つまり中性
子束に比例するので、中性子束を測定して、原子
炉を制御し、その安全を確保するためである。こ
のため、中性子計測用機器は、原子炉の重量な計
測機器である。
は、常時、炉心の中性子を測定する必要がある。
それは、炉心の熱出力は、中性子の数つまり中性
子束に比例するので、中性子束を測定して、原子
炉を制御し、その安全を確保するためである。こ
のため、中性子計測用機器は、原子炉の重量な計
測機器である。
原子炉における従来の中性子計測技術を第１図
の高速増殖炉について説明する。同図は、高速増
殖炉の概略断面図であり、炉容器７の内部に炉心
燃料集合体１が設置され、この炉心燃料集合体１
の外周にはブランケツト燃料集合体２が、さらに
その外周には中性子遮蔽体３が設置されている。
炉容器７の上部には遮蔽プラグ６を配設し、この
遮蔽プラグ６を貫通して炉心上部機構４が配設さ
れており、この炉心上部機構４には炉心の核反応
を制御する制御棒５が設置されている。炉容器７
内に冷却材１０としてナトリウムが封入され、こ
の冷却材１０は入口管８から流入し、出口管９よ
り流出して炉心を冷却する。また、炉容器７の外
側には中性子検出器１２が挿入された検出器案内
管１１を配置している。
の高速増殖炉について説明する。同図は、高速増
殖炉の概略断面図であり、炉容器７の内部に炉心
燃料集合体１が設置され、この炉心燃料集合体１
の外周にはブランケツト燃料集合体２が、さらに
その外周には中性子遮蔽体３が設置されている。
炉容器７の上部には遮蔽プラグ６を配設し、この
遮蔽プラグ６を貫通して炉心上部機構４が配設さ
れており、この炉心上部機構４には炉心の核反応
を制御する制御棒５が設置されている。炉容器７
内に冷却材１０としてナトリウムが封入され、こ
の冷却材１０は入口管８から流入し、出口管９よ
り流出して炉心を冷却する。また、炉容器７の外
側には中性子検出器１２が挿入された検出器案内
管１１を配置している。
前述したように構成された高速増殖炉において
炉心燃料集合体１で核反応が生じ、この核反応に
より発生した高速中性子は、ブランケツト燃料集
合体２に一部吸収され、燃料中の238Uを239Puに
変換する。また、239Puは新たに燃料として使用可
能である。炉心からの中性子の大部分は、中性子
遮蔽体３で遮蔽される。これは、炉構造物に対す
る中性子照射を少なくして、中性子による損傷を
防止するためである。炉心の核反応は炉心上部機
構４に設置されている制御棒５で制御される。炉
心および制御棒等は炉容器７内に収納されて炉心
の冷却材１０であるナトリウム中に浸されてい
る。そして、炉心の発熱を外部に取り出すために
冷却材１０は入口管８から流入し、出口管９より
流出するように炉容器外部に設置された図示しな
いポンプで強制的に循環される。
炉心燃料集合体１で核反応が生じ、この核反応に
より発生した高速中性子は、ブランケツト燃料集
合体２に一部吸収され、燃料中の238Uを239Puに
変換する。また、239Puは新たに燃料として使用可
能である。炉心からの中性子の大部分は、中性子
遮蔽体３で遮蔽される。これは、炉構造物に対す
る中性子照射を少なくして、中性子による損傷を
防止するためである。炉心の核反応は炉心上部機
構４に設置されている制御棒５で制御される。炉
心および制御棒等は炉容器７内に収納されて炉心
の冷却材１０であるナトリウム中に浸されてい
る。そして、炉心の発熱を外部に取り出すために
冷却材１０は入口管８から流入し、出口管９より
流出するように炉容器外部に設置された図示しな
いポンプで強制的に循環される。
ところで、炉心で発生する中性子の検出にあた
つて、従来の小形原子炉では炉容器が比較的小さ
いので、炉心からの中性子は炉容器外にかなり漏
洩する。したがつて、第１図に示すように、炉容
器７外に検出器案内管１１を配置し、その中に中
性子検出器１２を挿入して、炉心からの漏洩中性
子を検出する。炉心の中性子は起動時から定格出
力時まで、約８〜10桁も中性子束が変化し、これ
を計測するには、検出器として、通常、核分裂計
数管が広く使用されている。核分裂計数管は検出
器内に核分裂材である235Uが塗布されており、中
性子が235Uに吸収されて、235Uが分裂破片を生じ、
これが電気信号として外部で計測される。この検
出器の中性子検出効率は、中性子のエネルギーに
依存する。また235Uの核分裂断面積は第２図に示
すように中性子エネルギーｅの低い中性子、すな
わち、熱中性子程大きく、中性子エネルギーｅの
高いすなわち高速中性子程小さい。つまり、熱中
性子に対して効率が高いことになるから、炉心か
ら漏洩してくる中性子のエネルギーによつて検出
効率が変ることになる。
つて、従来の小形原子炉では炉容器が比較的小さ
いので、炉心からの中性子は炉容器外にかなり漏
洩する。したがつて、第１図に示すように、炉容
器７外に検出器案内管１１を配置し、その中に中
性子検出器１２を挿入して、炉心からの漏洩中性
子を検出する。炉心の中性子は起動時から定格出
力時まで、約８〜10桁も中性子束が変化し、これ
を計測するには、検出器として、通常、核分裂計
数管が広く使用されている。核分裂計数管は検出
器内に核分裂材である235Uが塗布されており、中
性子が235Uに吸収されて、235Uが分裂破片を生じ、
これが電気信号として外部で計測される。この検
出器の中性子検出効率は、中性子のエネルギーに
依存する。また235Uの核分裂断面積は第２図に示
すように中性子エネルギーｅの低い中性子、すな
わち、熱中性子程大きく、中性子エネルギーｅの
高いすなわち高速中性子程小さい。つまり、熱中
性子に対して効率が高いことになるから、炉心か
ら漏洩してくる中性子のエネルギーによつて検出
効率が変ることになる。
第３図は、原子炉内の中性子束分布の一般的例
であり、炉心からの距離Ｒと中性子束φとの関係
を表わしたものである。φfは高速中性子束、φth
は熱中性子束を示す。原子炉が大形になるにつれ
て、炉容器も大きくなり、炉心と炉容器間のナト
リウム槽が厚くなるので、中性子束の漏洩が少な
くなる。このため、高感度の検出器が要求される
が、中性子束の大きなところに設置する必要があ
る。また、検出器本体の感度を向上させるには、
検出器を大きくすることが有力な手段ではあるが
製造技術等より限界がある。そこで、炉容器内の
中性子束の大きなところに検出器を設置すること
が有望となるが、炉内は中性子束は多いが熱中性
子は少なくなるので検出効率の向上は期待できな
い。
であり、炉心からの距離Ｒと中性子束φとの関係
を表わしたものである。φfは高速中性子束、φth
は熱中性子束を示す。原子炉が大形になるにつれ
て、炉容器も大きくなり、炉心と炉容器間のナト
リウム槽が厚くなるので、中性子束の漏洩が少な
くなる。このため、高感度の検出器が要求される
が、中性子束の大きなところに設置する必要があ
る。また、検出器本体の感度を向上させるには、
検出器を大きくすることが有力な手段ではあるが
製造技術等より限界がある。そこで、炉容器内の
中性子束の大きなところに検出器を設置すること
が有望となるが、炉内は中性子束は多いが熱中性
子は少なくなるので検出効率の向上は期待できな
い。
本発明は、前記の如き事情に鑑みてなされたも
ので、その目的は、中性子検出器を炉容器内の高
速中性子束を対象に、これを効率よく測定して、
原子炉の起動時から定格出力時までの中性子を測
定することができる中性子計装装置を提供するに
ある。
ので、その目的は、中性子検出器を炉容器内の高
速中性子束を対象に、これを効率よく測定して、
原子炉の起動時から定格出力時までの中性子を測
定することができる中性子計装装置を提供するに
ある。
本発明は、上記目的を達成するために、高速増
殖炉炉容器内に設置される炉心と、この炉心を冷
却する冷却材と、前記炉容器の上部を遮蔽するプ
ラグと、このプラグを貫通し前記炉心の側部まで
延長するとともに前記冷却材とはその内部を隔離
する検出器案内筒と、この検出器案内筒の内部に
挿入配置される中性子検出器とからなる中性子計
装装置において、鉛製円筒体と、この鉛製円筒体
の外側に配設されたポリエチレン製円筒体と、前
記両円筒体を包む耐熱性保護ケースとから構成さ
れる中性子減速保護体を、前記中性子検出器の外
周に設けたことを特徴とする。
殖炉炉容器内に設置される炉心と、この炉心を冷
却する冷却材と、前記炉容器の上部を遮蔽するプ
ラグと、このプラグを貫通し前記炉心の側部まで
延長するとともに前記冷却材とはその内部を隔離
する検出器案内筒と、この検出器案内筒の内部に
挿入配置される中性子検出器とからなる中性子計
装装置において、鉛製円筒体と、この鉛製円筒体
の外側に配設されたポリエチレン製円筒体と、前
記両円筒体を包む耐熱性保護ケースとから構成さ
れる中性子減速保護体を、前記中性子検出器の外
周に設けたことを特徴とする。
次に、本発明の基本的考え方について説明す
る。中性子検出器の検出効率を向上させるには、
高速中性子を熱中性子に変換して測定に寄与する
ことが望ましく、また、中性子の減速材として
は、中性子と同等な質量の原子の高密度な物質が
望ましい。すなわち、重水が最も効果的ではある
が、非常に高価であり、かつ、炉心の冷却材とし
て使われているナトリウムとの反応を考えると炉
内では使用できない。そこで、中性子の減速材と
しては黒鉛が広く使用されているが、効率はあま
りよくない。このため体積を大きくして中性子と
炭素原子との衝突回数を増加して減速することが
考えられる。
る。中性子検出器の検出効率を向上させるには、
高速中性子を熱中性子に変換して測定に寄与する
ことが望ましく、また、中性子の減速材として
は、中性子と同等な質量の原子の高密度な物質が
望ましい。すなわち、重水が最も効果的ではある
が、非常に高価であり、かつ、炉心の冷却材とし
て使われているナトリウムとの反応を考えると炉
内では使用できない。そこで、中性子の減速材と
しては黒鉛が広く使用されているが、効率はあま
りよくない。このため体積を大きくして中性子と
炭素原子との衝突回数を増加して減速することが
考えられる。
ところで、本発明では、種々の試験結果から、
ポリエチレンの減速能力が黒鉛の数倍以上である
ことが分つた。そうすると、必要な体積も黒鉛の
数分の１でよいことになる。しかし、ポリエチレ
ンの場合にはポリエチレン中には二重水素が含ま
れているので、これが中性子と衝突するとγ線を
発生する。このγ線は中性子検出器の測定ノイズ
として計測されるので、これを除去するために鉛
を検出器側面に配置する必要がある。さらに、ポ
リエチレンも鉛も高温において強度が十分に保持
できないため、ステンレス等の構造材で保持する
必要がある。
ポリエチレンの減速能力が黒鉛の数倍以上である
ことが分つた。そうすると、必要な体積も黒鉛の
数分の１でよいことになる。しかし、ポリエチレ
ンの場合にはポリエチレン中には二重水素が含ま
れているので、これが中性子と衝突するとγ線を
発生する。このγ線は中性子検出器の測定ノイズ
として計測されるので、これを除去するために鉛
を検出器側面に配置する必要がある。さらに、ポ
リエチレンも鉛も高温において強度が十分に保持
できないため、ステンレス等の構造材で保持する
必要がある。
本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第４図は、本発明の高速増殖炉の概略断面図で
あり、第１図と同一箇所には同一符号を附して説
明する。
あり、第１図と同一箇所には同一符号を附して説
明する。
炉容器７の内部には炉心燃料集合体１が設置さ
れ、この炉心燃料集合体１の外周にはブランケツ
ト燃料集合体２が、さらにその外周には中性子遮
蔽体３が設置されている。炉容器７の上部には遮
蔽プラグ６が配設され、この遮蔽プラグ６を貫通
して炉心上部機構４と検出器案内管１１が配設さ
れている。炉心上部機構４には炉心燃料集合体の
核反応を制御する制御棒５が配設されている。検
出器案内管１１は中性子遮蔽体３の外側に配設さ
れ、この案内管１１には中性子検出器１２が挿入
されており、この検出器１２を囲むように検出器
案内管１１の内側面に中性子減速保護体１３が配
設されている。また、炉容器７内にはナトリウム
等の金属冷却材１０が封入されており、この冷却
材１０は炉容器外に設けられた図示しないポンプ
により入口管７から流入し、出口管８より流出し
て炉心を冷却する。第５図および第６図はそれぞ
れ本発明に係る中性子減速保護体１３の縦断面図
および横断面図である。これらの図に示すように
中性子減速保護体１３は中性子検出器を囲むよう
に内側に鉛製円筒体１６を配設し、この円筒体１
６の外側にポリエチレン製円筒体１５を配設し、
さらに両円筒体１５，１６を包むようにステンレ
ス等からなる炉内の高温に耐える保護ケース１４
を配設したものである。
れ、この炉心燃料集合体１の外周にはブランケツ
ト燃料集合体２が、さらにその外周には中性子遮
蔽体３が設置されている。炉容器７の上部には遮
蔽プラグ６が配設され、この遮蔽プラグ６を貫通
して炉心上部機構４と検出器案内管１１が配設さ
れている。炉心上部機構４には炉心燃料集合体の
核反応を制御する制御棒５が配設されている。検
出器案内管１１は中性子遮蔽体３の外側に配設さ
れ、この案内管１１には中性子検出器１２が挿入
されており、この検出器１２を囲むように検出器
案内管１１の内側面に中性子減速保護体１３が配
設されている。また、炉容器７内にはナトリウム
等の金属冷却材１０が封入されており、この冷却
材１０は炉容器外に設けられた図示しないポンプ
により入口管７から流入し、出口管８より流出し
て炉心を冷却する。第５図および第６図はそれぞ
れ本発明に係る中性子減速保護体１３の縦断面図
および横断面図である。これらの図に示すように
中性子減速保護体１３は中性子検出器を囲むよう
に内側に鉛製円筒体１６を配設し、この円筒体１
６の外側にポリエチレン製円筒体１５を配設し、
さらに両円筒体１５，１６を包むようにステンレ
ス等からなる炉内の高温に耐える保護ケース１４
を配設したものである。
以上の説明では中性子検出器と中性子減速保護
体とを別々に構成するように記述しているが、中
性子検出器と中性子減速保護体とが一体となるよ
うに構成しても十分にその所期の目的が得られる
ことは勿論である。
体とを別々に構成するように記述しているが、中
性子検出器と中性子減速保護体とが一体となるよ
うに構成しても十分にその所期の目的が得られる
ことは勿論である。
本発明によれば、検出器案内管内に挿入される
中性子検出器の外側面でかつ検出器案内管内に中
性子減速保護体を配設しているので、中性子検出
器は炉心の高温にも耐えられる。また、鉛を遮蔽
材として使用しているので、炉内のナトリウムの
放射化によるγ線に対しても遮蔽効果が十分とな
り、中性子検出ノイズの低下に有効である。した
がつて、炉内で直接中性子束の検出が可能とな
り、検出器の検出効率が向上する。
中性子検出器の外側面でかつ検出器案内管内に中
性子減速保護体を配設しているので、中性子検出
器は炉心の高温にも耐えられる。また、鉛を遮蔽
材として使用しているので、炉内のナトリウムの
放射化によるγ線に対しても遮蔽効果が十分とな
り、中性子検出ノイズの低下に有効である。した
がつて、炉内で直接中性子束の検出が可能とな
り、検出器の検出効率が向上する。
第１図は、従来の高速増殖炉の縦断面図、第２
図は中性子エネルギーに対する235Uの核分裂断面
積の曲線図、第３図は、原子炉内の中性子束分布
図、第４図は本発明の一実施例の縦断面図、第５
図および第６図はそれぞれ本発明に係る中性子減
速保護体の縦断面図および横断面図である。 １，２……燃料集合体、３……中性子遮蔽体、
４……炉心上部機構、５……制御棒、６……遮蔽
プラグ、７……炉容器、８……入口管、９……出
口管、１０……冷却材、１１……検出器案内管、
１２……中性子検出器、１３……中性子減速保護
体、１４……保護ケース、１５，１６……円筒
体。
図は中性子エネルギーに対する235Uの核分裂断面
積の曲線図、第３図は、原子炉内の中性子束分布
図、第４図は本発明の一実施例の縦断面図、第５
図および第６図はそれぞれ本発明に係る中性子減
速保護体の縦断面図および横断面図である。 １，２……燃料集合体、３……中性子遮蔽体、
４……炉心上部機構、５……制御棒、６……遮蔽
プラグ、７……炉容器、８……入口管、９……出
口管、１０……冷却材、１１……検出器案内管、
１２……中性子検出器、１３……中性子減速保護
体、１４……保護ケース、１５，１６……円筒
体。
Claims (1)
- １ 高速増殖炉炉容器内に設置される炉心と、該
炉心を冷却する冷却材と、前記炉容器の上部を遮
蔽するプラグと、該プラグを貫通し前記炉心の側
部まで延長するとともに前記冷却材とはその内部
を隔離する検出器案内筒と、該検出器案内筒の内
部に挿入配置される中性子検出器とからなる中性
子計装装置において、鉛製円筒体と、該鉛製円筒
体の外側に配設されたポリエチレン製円筒体と、
前記両円筒体を包む耐熱性保護ケースとから構成
される中性子減速保護体を、前記中性子検出器の
外周に設けたことを特徴とする中性子計装装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58044344A JPS59170793A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 中性子計装装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58044344A JPS59170793A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 中性子計装装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59170793A JPS59170793A (ja) | 1984-09-27 |
| JPH0421839B2 true JPH0421839B2 (ja) | 1992-04-14 |
Family
ID=12688891
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58044344A Granted JPS59170793A (ja) | 1983-03-18 | 1983-03-18 | 中性子計装装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59170793A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20100046690A1 (en) * | 2008-08-22 | 2010-02-25 | Nucsafe, Inc. | Apparatus and Method for Detection of Fissile Material Using Active Interrogation |
| JP6502759B2 (ja) * | 2015-06-18 | 2019-04-17 | 東芝エネルギーシステムズ株式会社 | 中性子検出器および原子炉出力検出システム |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5264593A (en) * | 1975-11-26 | 1977-05-28 | Mitsubishi Electric Corp | Neutron detector for out-core instrumentation |
-
1983
- 1983-03-18 JP JP58044344A patent/JPS59170793A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5264593A (en) * | 1975-11-26 | 1977-05-28 | Mitsubishi Electric Corp | Neutron detector for out-core instrumentation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59170793A (ja) | 1984-09-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3071527A (en) | Nuclear reactor | |
| US4208247A (en) | Neutron source | |
| US4090083A (en) | Nuclear reactor ex-core startup neutron detector | |
| US4363970A (en) | Self-powered neutron flux detector assembly | |
| EP2992532B1 (en) | Self-powered nuclear detector | |
| US3050624A (en) | Neutron-flux gage for nuclear reactors | |
| Kolstad et al. | Fuel rod and core materials investigations related to LWR extended burnup operation | |
| US3089958A (en) | Jacketed neutron-flux measuring gage for nuclear reactors | |
| JPH0421839B2 (ja) | ||
| JP4261011B2 (ja) | 燃料の温度による反応度および実効共鳴積分の変化測定方法および測定装置 | |
| US4091288A (en) | Threshold self-powered gamma detector for use as a monitor of power in a nuclear reactor | |
| US3147190A (en) | Strain indicators for nuclear reactor fuel elements | |
| US3411987A (en) | Device for measuring the deposition of solids in nuclear reactors | |
| Abuqudaira et al. | Assessment of Nuclear Sensors and Instrumentation Maturity in Advanced Nuclear Reactors | |
| JP2017009337A (ja) | 中性子検出器および原子炉出力検出システム | |
| Hashemi-Tilehnoee et al. | Improving the performance of the power monitoring channel | |
| CN220526006U (zh) | 一种czt探测器保温冷却系统 | |
| EP3848943B1 (en) | Apparatus and method for real time precision measurement of the thermal power of a fission nuclear reactor | |
| Yanga et al. | In-reactor Testing Design for Long-lived SPND at HANARO | |
| Barleon et al. | Small-sample Doppler effect measurements and their interpretation in fast reactor spectra | |
| RU2410772C1 (ru) | Способ определения целостности оболочек облученных тепловыделяющих элементов | |
| JP7393288B2 (ja) | 自己出力型ガンマ線検出器 | |
| JPS6337357B2 (ja) | ||
| Versluis | CE in-core instrumentation-functions and performance | |
| Burgerjon et al. | The TRIUMF Thermal Neutron Facility |