JPH0465360B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0465360B2 JPH0465360B2 JP56102078A JP10207881A JPH0465360B2 JP H0465360 B2 JPH0465360 B2 JP H0465360B2 JP 56102078 A JP56102078 A JP 56102078A JP 10207881 A JP10207881 A JP 10207881A JP H0465360 B2 JPH0465360 B2 JP H0465360B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- count rate
- nuclear fuel
- reactor
- background
- 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
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 24
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 17
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 10
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 9
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 7
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 11
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 8
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 4
- 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 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 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)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉における核燃料破損検出法およ
び装置に関する。
び装置に関する。
（従来の技術）
原子炉の核燃料の破損を検出するには、燃料破
損時に冷却材中に混入する核分裂性物質（FP）
のうち、137I、87Brから放出される遅発中性子
（DN）を、冷却材循環路の炉心出口近傍で検出
する方法（DN法）が採用されている。
損時に冷却材中に混入する核分裂性物質（FP）
のうち、137I、87Brから放出される遅発中性子
（DN）を、冷却材循環路の炉心出口近傍で検出
する方法（DN法）が採用されている。
（発明が解決しようとする課題）
ところが、DNを検出する中性子検出器には、
炉心側から直接入来する中性子、冷却材または冷
却材中の不純物が放射化されて放出するβ線、γ
線等がバツクグラウンド成分として入感してお
り、これらのバツクグラウンド成分はかなりの大
きさを有するため、大きなバツクグラウンド成分
を有する下で微弱なDNを検出することが要求さ
れる。
炉心側から直接入来する中性子、冷却材または冷
却材中の不純物が放射化されて放出するβ線、γ
線等がバツクグラウンド成分として入感してお
り、これらのバツクグラウンド成分はかなりの大
きさを有するため、大きなバツクグラウンド成分
を有する下で微弱なDNを検出することが要求さ
れる。
DNの検出精度を高めるためには、中性子検出
器にバツクグラウンド成分を遮断し得る遮蔽層を
施せばよいが、スペース上の制約もあり測定精度
を充分に向上させ得る程に遮蔽層を設けることは
困難である。
器にバツクグラウンド成分を遮断し得る遮蔽層を
施せばよいが、スペース上の制約もあり測定精度
を充分に向上させ得る程に遮蔽層を設けることは
困難である。
したがつて、核燃料破損検出を高精度で行なう
ことは困難であつた。
ことは困難であつた。
本発明は上記の事情を考慮してなされたもの
で、中性子検出器に充分な放射線遮蔽を施すこと
なく、高精度で核燃料の破損を検出し得る核燃料
検出法および装置を得ることを目的としている。
で、中性子検出器に充分な放射線遮蔽を施すこと
なく、高精度で核燃料の破損を検出し得る核燃料
検出法および装置を得ることを目的としている。
（課題を解決するための手段）
上述した課題を解決するために、本発明に係る
核燃料破損検出法は、核燃料破損により冷却材中
に混入する核分裂性物質の放出する遅発中性子を
検出することにより核燃料の破損を検出する方法
において、中性子検出器の出力を計数する出力計
数率測定手段からの出力計数率から、原子炉出力
に応じたモデルを用いて算出されるバツクグラウ
ンド計数率を差引き、この偏差を設定閾値と比較
して核燃料の破損を検出することを特徴とするで
ある。
核燃料破損検出法は、核燃料破損により冷却材中
に混入する核分裂性物質の放出する遅発中性子を
検出することにより核燃料の破損を検出する方法
において、中性子検出器の出力を計数する出力計
数率測定手段からの出力計数率から、原子炉出力
に応じたモデルを用いて算出されるバツクグラウ
ンド計数率を差引き、この偏差を設定閾値と比較
して核燃料の破損を検出することを特徴とするで
ある。
また本発明に係る核燃料破損検出装置は、上述
した課題を解決するために、中性子検出器の出力
からその計数率を求める出力計数率測定手段と、
原子力プラントに設けられた核計装系の原子炉出
力測定系と、この原子炉出力に応じたモデルを用
いてバツクグラウンド計数率を算出する計数率モ
デルと、前記出力計数率測定手段からの出力計数
率から計数率モデルの出力バツクグラウンド計数
率を差引く偏差算定器と、この偏差算定器の出力
と設定閾値を比較する比較器とを有するものであ
る。
した課題を解決するために、中性子検出器の出力
からその計数率を求める出力計数率測定手段と、
原子力プラントに設けられた核計装系の原子炉出
力測定系と、この原子炉出力に応じたモデルを用
いてバツクグラウンド計数率を算出する計数率モ
デルと、前記出力計数率測定手段からの出力計数
率から計数率モデルの出力バツクグラウンド計数
率を差引く偏差算定器と、この偏差算定器の出力
と設定閾値を比較する比較器とを有するものであ
る。
（作用）
本発明に係る核燃料破損検出法および装置は、
上述した構成により中性子（DN）検出器の信号
を監視して、燃料破損により冷却材中に放出され
た核分裂生成物（FP）の放出する遅発中性子
（DN）を測定することにより燃料破損を検出す
る際に、核燃料破損の無い状態で信号に含まれる
バツクグラウンド成分の量を簡単なモデルを用い
て計算し、これを測定された信号から差し引いた
量を予め与えた一定の閾値と比較することにより
バツクグラウンド成分の影響を取り除き、燃料破
損の検出を感度よく行うことができる。
上述した構成により中性子（DN）検出器の信号
を監視して、燃料破損により冷却材中に放出され
た核分裂生成物（FP）の放出する遅発中性子
（DN）を測定することにより燃料破損を検出す
る際に、核燃料破損の無い状態で信号に含まれる
バツクグラウンド成分の量を簡単なモデルを用い
て計算し、これを測定された信号から差し引いた
量を予め与えた一定の閾値と比較することにより
バツクグラウンド成分の影響を取り除き、燃料破
損の検出を感度よく行うことができる。
（実施例）
以下、本発明の一実施例について添付図面を参
照して説明する。
照して説明する。
本発明は以下の知見に基づきなされたものであ
る。ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉（FB）
において、DN法を実施する中性子検出器に入来
するバツクグラウンド成分である放射線は、炉心
から直接に到達する中性子と、炉心での（ｎ、
2n）反応の結果生じた24Na（半減期15時間）から
放出されるγ線が大部分であり、また（ｎ、γ）
反応の結果生じた22Na（半減期26年）から放出さ
れるγ線がこれらに次いで大きいことが知られて
いる。
る。ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉（FB）
において、DN法を実施する中性子検出器に入来
するバツクグラウンド成分である放射線は、炉心
から直接に到達する中性子と、炉心での（ｎ、
2n）反応の結果生じた24Na（半減期15時間）から
放出されるγ線が大部分であり、また（ｎ、γ）
反応の結果生じた22Na（半減期26年）から放出さ
れるγ線がこれらに次いで大きいことが知られて
いる。
そして、炉心から直接入来する中性子による計
数率x1は原子炉出力ｎに比例し、次式で表され
る。
数率x1は原子炉出力ｎに比例し、次式で表され
る。
x1＝C1n ……(1)
なお、C1は比例定数を示す。
また、24Naの放出するγ線による計数率x2は原
子炉出力および24Naの崩壊定数λ2に関係し、次
式で表わされる。
子炉出力および24Naの崩壊定数λ2に関係し、次
式で表わされる。
dx2／dt＝C2n−λ2x2 ……(2)
C2も比例定数を示している。
式(2)をラプラス変換して計数率x2を求めると、
計数率x2は、その伝達特性C2／（ｓ＋λ2）で表
わされる簡単な一次遅れモデルにより、原子炉出
力ｎから算出される。なお、ｓはラプラス演算子
である。
計数率x2は、その伝達特性C2／（ｓ＋λ2）で表
わされる簡単な一次遅れモデルにより、原子炉出
力ｎから算出される。なお、ｓはラプラス演算子
である。
さらに、22Naの放出するγ線についても同様に
して算出されるが、その崩壊係数λ3は核燃料破損
検出に対し要求される時間に比し無視できる程小
であるため、22Naの放出するγ線による計数率x3
は、（C3／Ｓ）・ｎ（C3は比例定数）、すなわち、
原子炉出力の積分値に比例すると近似することが
できる。
して算出されるが、その崩壊係数λ3は核燃料破損
検出に対し要求される時間に比し無視できる程小
であるため、22Naの放出するγ線による計数率x3
は、（C3／Ｓ）・ｎ（C3は比例定数）、すなわち、
原子炉出力の積分値に比例すると近似することが
できる。
上記を総合すると、原子炉出力に応じたモデル
によるバツクグラウンド計数率の大部分は、各計
数率x1、x2、x3の和で表され、 （x1＋x2＋x3）＝（C1＋C2／ｓ＋λ2＋C3／Ｓ・ｎ ……(3) によつて算出し得る。
によるバツクグラウンド計数率の大部分は、各計
数率x1、x2、x3の和で表され、 （x1＋x2＋x3）＝（C1＋C2／ｓ＋λ2＋C3／Ｓ・ｎ ……(3) によつて算出し得る。
しかして、中性子検出器の出力計数率ｙと原子
炉出力に応じたモデルによるバツクグラウンド計
数率との偏差 ｙ−（x1＋x2＋x3） を求めると、この偏差は出力計数率ｙに比べ充分
小となり、この偏差を求めることにより燃料破損
時のDNの発生の有無を、バツクグラウンド放射
線の影響を除去した状態で高感度で検出し得るこ
ととなる。
炉出力に応じたモデルによるバツクグラウンド計
数率との偏差 ｙ−（x1＋x2＋x3） を求めると、この偏差は出力計数率ｙに比べ充分
小となり、この偏差を求めることにより燃料破損
時のDNの発生の有無を、バツクグラウンド放射
線の影響を除去した状態で高感度で検出し得るこ
ととなる。
第１図は本発明を実施するための核燃料破損検
出装置のブロツクダイヤフラムである。第１図に
おいて、中性子検出器としてのDN検出器１はは
例えばナトリウムを冷却材とする高速増殖炉の炉
容器出口配管近傍に取り付けられる。このDN検
出器１からの出力は前置増幅器２、主増幅器３、
計数率計４からなる出力計数率測定手段を経由し
て偏差算定器５に入力される。また、原子力プラ
ントに本設された核計装系である原子炉出力測定
系６の出力すなわち原子炉出力信号は、演算部で
ある計数率モデル７に入力され、計数率モデル７
は、原子炉出力に依存するバツクグラウンド成分
の計数率をモデルを用いて算出し、偏差算定器５
に入力させる。
出装置のブロツクダイヤフラムである。第１図に
おいて、中性子検出器としてのDN検出器１はは
例えばナトリウムを冷却材とする高速増殖炉の炉
容器出口配管近傍に取り付けられる。このDN検
出器１からの出力は前置増幅器２、主増幅器３、
計数率計４からなる出力計数率測定手段を経由し
て偏差算定器５に入力される。また、原子力プラ
ントに本設された核計装系である原子炉出力測定
系６の出力すなわち原子炉出力信号は、演算部で
ある計数率モデル７に入力され、計数率モデル７
は、原子炉出力に依存するバツクグラウンド成分
の計数率をモデルを用いて算出し、偏差算定器５
に入力させる。
偏差算定器５は出力計数率測定手段からの出力
である出力計数率ｙとバツクグラウンド成分の計
数率（x1＋x2＋x3）との偏差を演算により求め、
その偏差出力は、比較器８において検出閾値設定
器９による設定閾値と比較される。この比較器８
出力が設定閾値より大であるとき、比較器８は警
報器または安全保護系１０を作動させるようにな
つている。
である出力計数率ｙとバツクグラウンド成分の計
数率（x1＋x2＋x3）との偏差を演算により求め、
その偏差出力は、比較器８において検出閾値設定
器９による設定閾値と比較される。この比較器８
出力が設定閾値より大であるとき、比較器８は警
報器または安全保護系１０を作動させるようにな
つている。
上記構成の核燃料破損検出装置において、計数
率モデル７は原子プラントに予め本設された原子
炉出力測定系６を利用することができ、その原子
炉出力により、前述した式(3)に従い、モデルを用
いてバツクグラウンド計数率（x1＋x2＋x3）を算
出し、これを偏差算定器５に出力する。
率モデル７は原子プラントに予め本設された原子
炉出力測定系６を利用することができ、その原子
炉出力により、前述した式(3)に従い、モデルを用
いてバツクグラウンド計数率（x1＋x2＋x3）を算
出し、これを偏差算定器５に出力する。
すなわち、第１図の核燃料破損検出装置におい
て、DN検出器１の出力計数値は、第２図の曲線
Ａで示す如くバツクグラウンドによる計数値と
FPによる計数値が重畳されたものである。
て、DN検出器１の出力計数値は、第２図の曲線
Ａで示す如くバツクグラウンドによる計数値と
FPによる計数値が重畳されたものである。
今、第２図の曲線Ｂで示す如く原子炉出力が変
動したとすれば、計数率モデル７は同図曲線Ｃで
示す如く炉出力変動に応じたモデルを用いて、バ
ツクグラウンド計数率（x1＋x2＋x3）を算出し、
偏差算定器５に送る。
動したとすれば、計数率モデル７は同図曲線Ｃで
示す如く炉出力変動に応じたモデルを用いて、バ
ツクグラウンド計数率（x1＋x2＋x3）を算出し、
偏差算定器５に送る。
偏差算定器５ではDN検出器１からの出力計数
率ｙと、バツクグラウンド成分の計数率との偏差
｛ｙ−（x1＋x2＋x3）｝が算出される。この偏差は
第２図の曲線Ｄで示されている。
率ｙと、バツクグラウンド成分の計数率との偏差
｛ｙ−（x1＋x2＋x3）｝が算出される。この偏差は
第２図の曲線Ｄで示されている。
第２図のＴ時点すなわち、原子炉出力上昇中に
燃料破損が生じたとすれば、燃料破損によるDN
検出器１からの出力計数率ｙ（曲線Ａ参照）の上
昇は、原子炉出力上昇に基づくバツクグラウンド
成分（x1＋x2＋x3）の上昇に隠され、検出するこ
とは困難であるが、本発明においてはDN検出器
１からの出力計数率ｙからバツクグラウンド成分
の放射線の影響を取り除いた状態で、検出閾値と
比較器８で比較しているので、高感度かつ正確に
燃料破損を検出することができる。
燃料破損が生じたとすれば、燃料破損によるDN
検出器１からの出力計数率ｙ（曲線Ａ参照）の上
昇は、原子炉出力上昇に基づくバツクグラウンド
成分（x1＋x2＋x3）の上昇に隠され、検出するこ
とは困難であるが、本発明においてはDN検出器
１からの出力計数率ｙからバツクグラウンド成分
の放射線の影響を取り除いた状態で、検出閾値と
比較器８で比較しているので、高感度かつ正確に
燃料破損を検出することができる。
なお、本発明は上記実施例のみに限定されな
い。計数率モデルに若干の変更を加えることによ
り例示のFBRの他、沸騰水型原子炉にも適用で
きる。
い。計数率モデルに若干の変更を加えることによ
り例示のFBRの他、沸騰水型原子炉にも適用で
きる。
以上に述べたように、本発明に係る核燃料破損
検出法および装置は、上述した構成により中性子
（DN）検出器の信号を監視して、燃料破損によ
り冷却材中に放出された核分裂生成物（FP）の
放出する遅発中性子（DN）を測定することによ
り燃料破損を検出する際に、既存の原子炉出力測
定系からの原子炉出力を利用して、核燃料破損の
無い状態で信号に含まれるバツクグラウンド成分
の量を簡単なモデルを用いて計算し、このバツク
グラウンド計数率を測定された信号（出力計数
率）から差し引くことよりバツクグラウンド成分
の影響を取り除き、上述偏差量を予め与えた一定
の閾値と比較することにより変動成分の影響を除
き、燃料破損の有無を高感度に検出することがで
きる。
検出法および装置は、上述した構成により中性子
（DN）検出器の信号を監視して、燃料破損によ
り冷却材中に放出された核分裂生成物（FP）の
放出する遅発中性子（DN）を測定することによ
り燃料破損を検出する際に、既存の原子炉出力測
定系からの原子炉出力を利用して、核燃料破損の
無い状態で信号に含まれるバツクグラウンド成分
の量を簡単なモデルを用いて計算し、このバツク
グラウンド計数率を測定された信号（出力計数
率）から差し引くことよりバツクグラウンド成分
の影響を取り除き、上述偏差量を予め与えた一定
の閾値と比較することにより変動成分の影響を除
き、燃料破損の有無を高感度に検出することがで
きる。
第１図は本発明に係る核燃料破損検出装置の一
実施例を示すブロツクダイヤフラムで示す図、第
２図はその作動を説明するための線図である。 １……DN検出器、２……前置増幅器、３……
主増幅器、４……計数率計、５……偏差算定器、
６……原子炉出力測定計、７……計数率モデル、
８……比較器、９……検出閾値設定器、１０……
警報または安全保護計。
実施例を示すブロツクダイヤフラムで示す図、第
２図はその作動を説明するための線図である。 １……DN検出器、２……前置増幅器、３……
主増幅器、４……計数率計、５……偏差算定器、
６……原子炉出力測定計、７……計数率モデル、
８……比較器、９……検出閾値設定器、１０……
警報または安全保護計。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 核燃料破損により冷却材中に混入する核分裂
性物質の放出する遅発中性子を検出することによ
り核燃料の破損を検出する方法において、中性子
検出器の出力を計数する出力計数率測定手段から
の出力計数率から、原子炉出力に応じたモデルを
用いて算出されるバツクグラウンド計数率を差引
き、この偏差を設定閾値と比較して核燃料の破損
を検出することを特徴とする核燃料破損検出法。 ２ 中性子検出器の出力からその計数率を求める
出力計数率測定手段と、原子力プラントに設けら
れた核計装系の原子炉出力測定系と、この原子炉
出力に応じたモデルを用いてバツググラウンド計
数率を算出する計数率モデルと、前記出力計数率
測定手段からの出力計数率から計数率モデルの出
力バツクグラウンド計数率を差引く偏差算定器
と、この偏差算定器の出力と設定閾値を比較する
比較器とを有することを特徴とする核燃料破損検
出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56102078A JPS5877694A (ja) | 1981-06-30 | 1981-06-30 | 核燃料破損検出法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56102078A JPS5877694A (ja) | 1981-06-30 | 1981-06-30 | 核燃料破損検出法および装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5877694A JPS5877694A (ja) | 1983-05-11 |
| JPH0465360B2 true JPH0465360B2 (ja) | 1992-10-19 |
Family
ID=14317733
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56102078A Granted JPS5877694A (ja) | 1981-06-30 | 1981-06-30 | 核燃料破損検出法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5877694A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4535554B2 (ja) * | 2000-03-10 | 2010-09-01 | 株式会社ヤクルト本社 | ２次胆汁酸産生抑制剤及び飲食品 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS55151296A (en) * | 1979-05-14 | 1980-11-25 | Tokyo Shibaura Electric Co | Main steam pipe radiation monitor |
| JPS5646494A (en) * | 1979-09-21 | 1981-04-27 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel failure detector |
-
1981
- 1981-06-30 JP JP56102078A patent/JPS5877694A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS55151296A (en) * | 1979-05-14 | 1980-11-25 | Tokyo Shibaura Electric Co | Main steam pipe radiation monitor |
| JPS5646494A (en) * | 1979-09-21 | 1981-04-27 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel failure detector |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4535554B2 (ja) * | 2000-03-10 | 2010-09-01 | 株式会社ヤクルト本社 | ２次胆汁酸産生抑制剤及び飲食品 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5877694A (ja) | 1983-05-11 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5345479A (en) | Sensitivity enhancement for airborne radioactivity monitoring system to detect reactor coolant leaks | |
| JPH0477877B2 (ja) | ||
| US3819936A (en) | Power measuring and fuel leakage detection system | |
| JP3349180B2 (ja) | 使用済燃料の測定方法 | |
| JPH0465360B2 (ja) | ||
| JP6168582B2 (ja) | 核燃料物質の臨界監視方法 | |
| CN111312417A (zh) | 一种测量反应性的方法 | |
| Tsypin et al. | 16N γ-ray diagnostics of a nuclear reactor in a nuclear power plant | |
| US3089032A (en) | Selective measurement of short-lived fission products in a gas flow | |
| JP2010112726A (ja) | 核分裂性物質の核種組成決定法 | |
| JP2005106611A (ja) | 臨界安全性監視方法、臨界安全性監視装置および臨界安全性監視プログラム。 | |
| JP2004514892A (ja) | 放射性流体の核種含有量を決定するためのデバイス | |
| JPH04326095A (ja) | 中性子増倍体系の臨界監視モニタ | |
| KR101523194B1 (ko) | 사용후핵연료 자발중성자 선원을 이용한 사용후핵연료 저장조 미임계 감시시스템 | |
| JP2735937B2 (ja) | 臨界事故監視用中性子検出装置 | |
| JPS6197594A (ja) | 使用済燃料集合体の非破壊測定方法およびその装置 | |
| KR950012820B1 (ko) | 장기 중성자 선량 측정 노출중 동위원소 버언-인을 검출 및 교정하는 방법 | |
| JPH06214038A (ja) | 中性子モニタ方法およびその装置 | |
| JPS626199A (ja) | オフガスモニタ | |
| JP3137569B2 (ja) | 原子炉の中性子源強度及びガンマ線強度を評価する方法 | |
| KR20050100692A (ko) | 페블 베드 고온 원자로의 핵연료의 상대 연소 정도를측정하는 방법 및 장치 | |
| JP2023030895A (ja) | 中性子モニタ装置及び使用済み核燃料の臨界管理方法 | |
| Amponsah-Abu et al. | Assessment of the reliability of neutronic parameters of Ghana Research Reactor-1 control systems | |
| JPS6161095A (ja) | 原子炉内ガンマ線分布測定装置 | |
| JPH0226754B2 (ja) |