JPS6160394B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6160394B2 JPS6160394B2 JP55088152A JP8815280A JPS6160394B2 JP S6160394 B2 JPS6160394 B2 JP S6160394B2 JP 55088152 A JP55088152 A JP 55088152A JP 8815280 A JP8815280 A JP 8815280A JP S6160394 B2 JPS6160394 B2 JP S6160394B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- atoms
- gas
- neutron
- electrode
- ionization chamber
- 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
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 34
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims description 2
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims 2
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 15
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 14
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 9
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 9
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 9
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 6
- 229910052743 krypton Inorganic materials 0.000 description 6
- WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N lead(0) Chemical compound [Pb] WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 3
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 2
- 229910052756 noble gas Inorganic materials 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 1
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 239000012528 membrane Substances 0.000 description 1
- 150000002835 noble gases Chemical class 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- H—ELECTRICITY
- H01—ELECTRIC ELEMENTS
- H01J—ELECTRIC DISCHARGE TUBES OR DISCHARGE LAMPS
- H01J47/00—Tubes for determining the presence, intensity, density or energy of radiation or particles
- H01J47/12—Neutron detector tubes, e.g. BF3 tubes
- H01J47/1227—Fission detectors
- H01J47/1238—Counters
-
- H—ELECTRICITY
- H01—ELECTRIC ELEMENTS
- H01J—ELECTRIC DISCHARGE TUBES OR DISCHARGE LAMPS
- H01J47/00—Tubes for determining the presence, intensity, density or energy of radiation or particles
- H01J47/12—Neutron detector tubes, e.g. BF3 tubes
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
この発明は、原子炉炉内中性子検出器に関する
もので、特に電離箱型原子炉炉内中性子検出器に
関するものである。
もので、特に電離箱型原子炉炉内中性子検出器に
関するものである。
従来、この種の検出器の構造の一例を示すと、
第３図のようで、円筒状の外側電極１は内側に同
心状に設置された円筒状の内側電極２と径方向に
間隔を保つて相対し、一端に、これら電極を支持
し、また外側電極１と気密に接合されたシール・
セラミツク３を備え、リード棒４がこのシール・
セラミツク３を貫通し、かつ、シール・セラミツ
ク３と気密接合されている。他端には内側電極２
及び外側電極１を支持する支持セラミツク５があ
つて、外側電極１と気密接合された端板６が支持
セラミツク５の軸方向外側に接して位置し、端板
６と気密接合された排気・ガス充てん管７が端板
６を貫通している。
第３図のようで、円筒状の外側電極１は内側に同
心状に設置された円筒状の内側電極２と径方向に
間隔を保つて相対し、一端に、これら電極を支持
し、また外側電極１と気密に接合されたシール・
セラミツク３を備え、リード棒４がこのシール・
セラミツク３を貫通し、かつ、シール・セラミツ
ク３と気密接合されている。他端には内側電極２
及び外側電極１を支持する支持セラミツク５があ
つて、外側電極１と気密接合された端板６が支持
セラミツク５の軸方向外側に接して位置し、端板
６と気密接合された排気・ガス充てん管７が端板
６を貫通している。
外側電極１、シール・セラミツク３、リード棒
４、端板６及び排気管７で構成される気密容器内
に、排気・ガス充てん管７を通じて充填ガス８が
充てんされ、リード線９が内側電極２とリード棒
４とを電気的に接続している。内外両側電極を支
持する支持セラミツク５には排気・ガス充てん用
の穴が設けられている。外側電極１の内表面と内
側電極２の外表面上の一方又は双方に濃縮ウラン
膜が形成されている。濃縮ウランとしては通常
235Uを約90％に濃縮したものが用いられる。
４、端板６及び排気管７で構成される気密容器内
に、排気・ガス充てん管７を通じて充填ガス８が
充てんされ、リード線９が内側電極２とリード棒
４とを電気的に接続している。内外両側電極を支
持する支持セラミツク５には排気・ガス充てん用
の穴が設けられている。外側電極１の内表面と内
側電極２の外表面上の一方又は双方に濃縮ウラン
膜が形成されている。濃縮ウランとしては通常
235Uを約90％に濃縮したものが用いられる。
次に、動作について説明すると、内側電極２と
外側電極１との間には、直流電圧が印加されてい
る。検出器が中性子の場に置かれると、外側電極
１を通過してきた中性子は、電極表面上の濃縮ウ
ランと反応して核分裂を起こし分裂破片が生じ
る。
外側電極１との間には、直流電圧が印加されてい
る。検出器が中性子の場に置かれると、外側電極
１を通過してきた中性子は、電極表面上の濃縮ウ
ランと反応して核分裂を起こし分裂破片が生じ
る。
この分裂破片は大きな運動エネルギーを持ち、
内・外側電極間のガス層を通過するとき、ガス分
子を電離する。すなわち外側電極内は電離箱を形
成していて、生じたイオン、電子は、その極性に
従い、対応する電極に収集され電流が生じる。こ
の電流は、中性子検出器の置かれた場所の中性子
束に比例するので、この電流を測定することによ
り中性子束の測定ができる。
内・外側電極間のガス層を通過するとき、ガス分
子を電離する。すなわち外側電極内は電離箱を形
成していて、生じたイオン、電子は、その極性に
従い、対応する電極に収集され電流が生じる。こ
の電流は、中性子検出器の置かれた場所の中性子
束に比例するので、この電流を測定することによ
り中性子束の測定ができる。
なお炉心内中性子束測定用としては、第１図に
示した電離箱部分に通常、無機絶縁物の同軸ケー
ブルが一体化されたものが用いられる。また電離
箱部分の大きさは通常、外径が４〜６mm、内外電
極間間隔は0.3〜0.5mm、内側電極長さは約25mmで
あり、充てんされるガスはヘリウムまたはアルゴ
ンである。使用される濃縮ウラン量は約２mg
（235U）である。さらに、炉心内のγ線束は強
く、γ線加熱による電離箱内部の温度上昇を低く
抑えるために、内側電極は棒状ではなく円筒形状
が採用されている。
示した電離箱部分に通常、無機絶縁物の同軸ケー
ブルが一体化されたものが用いられる。また電離
箱部分の大きさは通常、外径が４〜６mm、内外電
極間間隔は0.3〜0.5mm、内側電極長さは約25mmで
あり、充てんされるガスはヘリウムまたはアルゴ
ンである。使用される濃縮ウラン量は約２mg
（235U）である。さらに、炉心内のγ線束は強
く、γ線加熱による電離箱内部の温度上昇を低く
抑えるために、内側電極は棒状ではなく円筒形状
が採用されている。
電離箱の中性子感度Ｓは、濃縮ウラン膜中の
235Uの原子の数ＮU゜、充てんされたガスの分子
の数Ngとガスの核分裂破片に対するエネルギー
阻止能ξとの積に比例する。つまり、 Ｓ＝sNU゜ξNg ただし、ｓは電離箱の設計に応じて決定される
比例定数である。ところで235U原子の数ＮUは検
出器の使用とともに次式に従い減少していく。
235Uの原子の数ＮU゜、充てんされたガスの分子
の数Ngとガスの核分裂破片に対するエネルギー
阻止能ξとの積に比例する。つまり、 Ｓ＝sNU゜ξNg ただし、ｓは電離箱の設計に応じて決定される
比例定数である。ところで235U原子の数ＮUは検
出器の使用とともに次式に従い減少していく。
ＮU＝ＮU゜e -〓〓t
ここで、σは235Uの核分裂断面積、φは中性子
束、ｔは使用時間である。これらの値として、加
圧水型炉の場合、σは、炉心スペクトルについて
約300バーン、φは約１×1014nUであるので、１
年間連続して使用すると、σφｔ＝0.9となり、 ＮU＝0.4NU゜ 即ち235U原子の数は最初の半分以下に減少して
しまう。核分裂破片は核種により様々な崩壊を
経、そのうちいくらかは安定な希ガス原子とな
る。
束、ｔは使用時間である。これらの値として、加
圧水型炉の場合、σは、炉心スペクトルについて
約300バーン、φは約１×1014nUであるので、１
年間連続して使用すると、σφｔ＝0.9となり、 ＮU＝0.4NU゜ 即ち235U原子の数は最初の半分以下に減少して
しまう。核分裂破片は核種により様々な崩壊を
経、そのうちいくらかは安定な希ガス原子とな
る。
以上のような従来の原子炉炉内中性子検出器で
は、上記の希ガスが中性子感度に与える効果は小
さいとして、利用されることがなかつた。従つて
中性子感度は、ほぼ235Uの減少に従つて低下して
行き、この感度低下が中性子検出器の使用寿命を
制限するという問題点があつた。
は、上記の希ガスが中性子感度に与える効果は小
さいとして、利用されることがなかつた。従つて
中性子感度は、ほぼ235Uの減少に従つて低下して
行き、この感度低下が中性子検出器の使用寿命を
制限するという問題点があつた。
この発明は上記のような問題点を除去するため
になされたもので、235Uの減少にともなう中性子
感度の低下が小さい原子炉炉内中性子検出器を得
ることを目的とする。
になされたもので、235Uの減少にともなう中性子
感度の低下が小さい原子炉炉内中性子検出器を得
ることを目的とする。
この発明に係る原子炉炉内中性子検出器は、電
極表面上に形成された濃縮ウラン中の235U原子の
数の、電離箱内に電離ガスとして充てんされる
He原子の数に対する比が、0.45〜1.8である。
極表面上に形成された濃縮ウラン中の235U原子の
数の、電離箱内に電離ガスとして充てんされる
He原子の数に対する比が、0.45〜1.8である。
また、この発明の別の発明に係る原子炉炉内中
性子検出器は、電極表面上に形成された濃縮ウラ
ン中の235U原子の数の、電離箱内に電離ガスとし
て充てんされるAr原子の数に対する比が、2.3〜
９である。
性子検出器は、電極表面上に形成された濃縮ウラ
ン中の235U原子の数の、電離箱内に電離ガスとし
て充てんされるAr原子の数に対する比が、2.3〜
９である。
この発明およびこの発明の別の発明においては
電極表面にコーテイングしてある235Uに熱中性子
が衝突すると、核分裂反応が生じる。この反応の
結果生じる核分裂生成物のうち、安定したガスと
なるものと、KrとXeがある。この反応により生
じたKrとXeの半数は、電極間のガス層に飛出
す。ガス層内に出たKrとXeは、最初から電極間
に存在するHeまたはArと同様に、核分裂破片に
より電離され、電極に収集される。これらのKr
とXeは、それぞれの核分裂破片に対するエネル
ギー阻止能に比例して中性子感度の増大に寄与す
る。
電極表面にコーテイングしてある235Uに熱中性子
が衝突すると、核分裂反応が生じる。この反応の
結果生じる核分裂生成物のうち、安定したガスと
なるものと、KrとXeがある。この反応により生
じたKrとXeの半数は、電極間のガス層に飛出
す。ガス層内に出たKrとXeは、最初から電極間
に存在するHeまたはArと同様に、核分裂破片に
より電離され、電極に収集される。これらのKr
とXeは、それぞれの核分裂破片に対するエネル
ギー阻止能に比例して中性子感度の増大に寄与す
る。
以下に、この発明の一実施例を図について説明
する。第１図に示すこの発明の実施例において、
内側電極の構造のみが第３図のものと異なるだけ
でその他は殆んど同等である。充てんガスはHe
とする。内側電極は両端部近くで円板１０，１１
と気密接合されており、円板で仕切られた内部の
ガスは何であつてもよいが電極間〓に存在するガ
スHeと通じていない。このことにより濃縮ウラ
ン中の235U原子の数が充てんHe原子数の３／2.2
倍にされている。
する。第１図に示すこの発明の実施例において、
内側電極の構造のみが第３図のものと異なるだけ
でその他は殆んど同等である。充てんガスはHe
とする。内側電極は両端部近くで円板１０，１１
と気密接合されており、円板で仕切られた内部の
ガスは何であつてもよいが電極間〓に存在するガ
スHeと通じていない。このことにより濃縮ウラ
ン中の235U原子の数が充てんHe原子数の３／2.2
倍にされている。
235Uの熱中性子による核分裂により、安定な希
ガスとしてKrとXeができるが、これらの収率η
はそれぞれ約3.6％および約22％である。つま
り、中性子との核分裂反応により、235U原子が
100個減少したとすると、平均的に、Kr原子は約
3.6個、Xe原子は約22個生成する。これらのうち
半数は、電極間のガス層に飛出し、そのほとんど
は対向電極内に入り込む。残り半数は濃縮ウラン
膜下面方向に向かい電極内にとどまるが、核分裂
破片の飛程は短いため、これらの到達深さは極め
て浅く、まだ炉内での検出器環境温度が高いた
め、拡散により大部分がガス層に滲み出す。ガス
層内にでたKrとXeは、最初から電極間に存在す
るHeと同様、核分裂破片により電離され、電極
に収集される。これらKrとXeはHeガス中に一様
に分布すると考えてよいので、それぞれの核分裂
破片に対するエネルギー阻止能ξKr，ξXeの大
きさに比例して中性子感度の増大に寄与する。従
つて、中性子感度Ｓは、 Ｓ＝sNU（ξHeＮHe＋ξKrＮKr＋ξXeＮXe） ＝sNU゜e -〓〓tξHeＮHe｛１＋ＮＵ゜／ξＨｅＮＨｅ （ξKrηKr＋ξXeηXe）（１−ｅ-〓〓t）｝ ＝sNU゜ξHeＮHeｅ-〓〓t ｛１＋Ａ・ＮＵ゜／ＮＨｅ（１−ｅ〓〓t）｝ ＝Ｓ゜e -〓〓t｛１＋ＡＮＵ゜／ＮＨｅ（１−ｅ〓〓t）
｝ ただし、Ａ＝１／ξＨｅ（ξKrηKr＋ξXeηXe）、 Ｓ゜＝sNU゜ξHeＮHeは使用開始時の中性子
感度、エネルギー阻止能ξは、ξHe＝１とする
と、 ξAr≒５、ξKr≒７、ξXe≒９なので中性子検
出管の充てんガスがHeの場合、Ａ＝2.2となる。
また、電離箱内に充てんされているガスがArの
場合にはＡ＝0.44となる。上記例では充てんガス
がHeであり、He原子の数ＮHeが235U原子の数の
2.2／３になされているので、上式の感度Ｓの使
用時間を変数とした場合の変化は、第２図のＳ／
So＝ｅ-〓〓t（４−３σ-〓〓t）の曲線のように
なる。第２図には、従来NgがＮU゜に比して大き
いため、感度変化はＳ／So＝ｅ〓〓tに従うとし
た場合の様子も図示してある。
ガスとしてKrとXeができるが、これらの収率η
はそれぞれ約3.6％および約22％である。つま
り、中性子との核分裂反応により、235U原子が
100個減少したとすると、平均的に、Kr原子は約
3.6個、Xe原子は約22個生成する。これらのうち
半数は、電極間のガス層に飛出し、そのほとんど
は対向電極内に入り込む。残り半数は濃縮ウラン
膜下面方向に向かい電極内にとどまるが、核分裂
破片の飛程は短いため、これらの到達深さは極め
て浅く、まだ炉内での検出器環境温度が高いた
め、拡散により大部分がガス層に滲み出す。ガス
層内にでたKrとXeは、最初から電極間に存在す
るHeと同様、核分裂破片により電離され、電極
に収集される。これらKrとXeはHeガス中に一様
に分布すると考えてよいので、それぞれの核分裂
破片に対するエネルギー阻止能ξKr，ξXeの大
きさに比例して中性子感度の増大に寄与する。従
つて、中性子感度Ｓは、 Ｓ＝sNU（ξHeＮHe＋ξKrＮKr＋ξXeＮXe） ＝sNU゜e -〓〓tξHeＮHe｛１＋ＮＵ゜／ξＨｅＮＨｅ （ξKrηKr＋ξXeηXe）（１−ｅ-〓〓t）｝ ＝sNU゜ξHeＮHeｅ-〓〓t ｛１＋Ａ・ＮＵ゜／ＮＨｅ（１−ｅ〓〓t）｝ ＝Ｓ゜e -〓〓t｛１＋ＡＮＵ゜／ＮＨｅ（１−ｅ〓〓t）
｝ ただし、Ａ＝１／ξＨｅ（ξKrηKr＋ξXeηXe）、 Ｓ゜＝sNU゜ξHeＮHeは使用開始時の中性子
感度、エネルギー阻止能ξは、ξHe＝１とする
と、 ξAr≒５、ξKr≒７、ξXe≒９なので中性子検
出管の充てんガスがHeの場合、Ａ＝2.2となる。
また、電離箱内に充てんされているガスがArの
場合にはＡ＝0.44となる。上記例では充てんガス
がHeであり、He原子の数ＮHeが235U原子の数の
2.2／３になされているので、上式の感度Ｓの使
用時間を変数とした場合の変化は、第２図のＳ／
So＝ｅ-〓〓t（４−３σ-〓〓t）の曲線のように
なる。第２図には、従来NgがＮU゜に比して大き
いため、感度変化はＳ／So＝ｅ〓〓tに従うとし
た場合の様子も図示してある。
前述のとおり、加圧水型炉で一年連続して用い
ると、σφｔは約0.9であるが、この発明によれ
ば、二年連続使用しても（σφｔ＝1.8）感度は
元の約60％以下にしか低下しない。従来のもので
は二年で元の約15％に低下しており、この発明に
より使用寿命が大巾に改善される。
ると、σφｔは約0.9であるが、この発明によれ
ば、二年連続使用しても（σφｔ＝1.8）感度は
元の約60％以下にしか低下しない。従来のもので
は二年で元の約15％に低下しており、この発明に
より使用寿命が大巾に改善される。
以上は、ＮU゜とNgの比が３／2.2の場合につ
いて述べたが、第２図に示すようにこの比が１／
2.2〜４／2.2の間にあれば、Ｓ／Soはｅ-〓〓t
（２−ｅ-〓〓t）とｅ-〓〓t（５−4e-〓〓t）との
間にくるので、第３図により検出器の使用に伴う
感度変化が従来のものに対して相当の改善がなさ
れることがわかる。つまり、上記条件で２年連続
使用した時点（σφｔ＝1.8）で、従来のもの
（感度が元の約15％に低下）に比べ、感度が約２
倍から約４倍の範囲にくることがわかる。
いて述べたが、第２図に示すようにこの比が１／
2.2〜４／2.2の間にあれば、Ｓ／Soはｅ-〓〓t
（２−ｅ-〓〓t）とｅ-〓〓t（５−4e-〓〓t）との
間にくるので、第３図により検出器の使用に伴う
感度変化が従来のものに対して相当の改善がなさ
れることがわかる。つまり、上記条件で２年連続
使用した時点（σφｔ＝1.8）で、従来のもの
（感度が元の約15％に低下）に比べ、感度が約２
倍から約４倍の範囲にくることがわかる。
また充てんガスがArの場合にはＮU゜とＮArの
比が１／0.44〜４／0.44の間にあれば、同じ効果
が得られることは明らかである。
比が１／0.44〜４／0.44の間にあれば、同じ効果
が得られることは明らかである。
さらに、前記実施例では、内側電極内の一定空
間を、両端付近に円板を気密接合することによ
り、ＮU゜とＮHeまたはＮArの比を大きくするこ
とを企てたが、両電極間の中性子束に比例した電
離電流を作るのに用いられる有効な部分以外の空
間を他の物体をそこに配することにより小さくす
ることも可能である。
間を、両端付近に円板を気密接合することによ
り、ＮU゜とＮHeまたはＮArの比を大きくするこ
とを企てたが、両電極間の中性子束に比例した電
離電流を作るのに用いられる有効な部分以外の空
間を他の物体をそこに配することにより小さくす
ることも可能である。
以上のように、この発明およびこの発明の別の
発明によれば、Heを電離ガスとして用いる炉内
中性子検出管については、電極表面に形成された
濃縮ウラン膜中の235U原子の数と充てんするHe
原子の数との比を0.45〜1.8の間に、また、Arを
電離ガスとする炉内中性子検出管については、
235U原子の数と充てんするAr原子の数との比を
2.3〜９の間にしてあるので、長時間の使用に対
して中性子感度の変化を小さく制限できる効果が
ある。
発明によれば、Heを電離ガスとして用いる炉内
中性子検出管については、電極表面に形成された
濃縮ウラン膜中の235U原子の数と充てんするHe
原子の数との比を0.45〜1.8の間に、また、Arを
電離ガスとする炉内中性子検出管については、
235U原子の数と充てんするAr原子の数との比を
2.3〜９の間にしてあるので、長時間の使用に対
して中性子感度の変化を小さく制限できる効果が
ある。
第１図はこの発明の一実施例の縦断面図、第２
図は中性子検出器の感度が使用時間とともに変化
する態様を示すグラフ図、第３図は従来の原子炉
炉内中性子検出器の縦断面図である。 １……外側電極、２……内側電極、３……シー
ルセラミツク、４……リード棒、５……支持セラ
ミツク、６……端板、７……排気・ガス充てん
管、８……充てんガス、９……リード線、１０，
１１……円板。
図は中性子検出器の感度が使用時間とともに変化
する態様を示すグラフ図、第３図は従来の原子炉
炉内中性子検出器の縦断面図である。 １……外側電極、２……内側電極、３……シー
ルセラミツク、４……リード棒、５……支持セラ
ミツク、６……端板、７……排気・ガス充てん
管、８……充てんガス、９……リード線、１０，
１１……円板。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 濃縮ウランを有感物質とし、ヘリウムを電離
ガスとする電離箱型の原子炉炉内中性子検出器に
おいて、電極表面上に形成された濃縮ウラン中の
235U原子の数の、電離箱内に電離ガスとして充て
んされる。He原子の数に対する比が0.45〜1.8で
あることを特徴とする原子炉炉内中性子検出器。 ２ 濃縮ウランを有感物質とし、アルゴンを電離
ガスとする電離箱型の原子炉炉内中性子検出器に
おいて、電極表面上に形成された濃縮ウラン中の
235U原子の数の、電離箱内に電離ガスとして充て
んされるAr原子の数に対する比が2.3〜９である
ことを特徴とする原子炉炉内中性子検出器。
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8815280A JPS5712380A (en) | 1980-06-26 | 1980-06-26 | Incore neutron detector for nuclear reactor |
| US06/271,880 US4410483A (en) | 1980-06-26 | 1981-06-09 | Neutron detector for use within nuclear reactor |
| CA000380479A CA1165019A (en) | 1980-06-26 | 1981-06-24 | Neutron detector for use within nuclear reactor |
| DE8181302883T DE3166582D1 (en) | 1980-06-26 | 1981-06-25 | Nuclear reactor in-vessel neutron detector |
| EP81302883A EP0043252B1 (en) | 1980-06-26 | 1981-06-25 | Nuclear reactor in-vessel neutron detector |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8815280A JPS5712380A (en) | 1980-06-26 | 1980-06-26 | Incore neutron detector for nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5712380A JPS5712380A (en) | 1982-01-22 |
| JPS6160394B2 true JPS6160394B2 (ja) | 1986-12-20 |
Family
ID=13934951
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8815280A Granted JPS5712380A (en) | 1980-06-26 | 1980-06-26 | Incore neutron detector for nuclear reactor |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4410483A (ja) |
| EP (1) | EP0043252B1 (ja) |
| JP (1) | JPS5712380A (ja) |
| CA (1) | CA1165019A (ja) |
| DE (1) | DE3166582D1 (ja) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4804514A (en) * | 1986-12-09 | 1989-02-14 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for neutron dosimetry |
| US5078951A (en) * | 1990-08-01 | 1992-01-07 | The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy | High efficiency fast neutron threshold deflector |
| JP3449061B2 (ja) * | 1995-09-19 | 2003-09-22 | 株式会社デンソー | 直流モータ |
| JP4357125B2 (ja) * | 2000-05-10 | 2009-11-04 | 株式会社東芝 | 中性子検出器の中性子感度測定方法 |
| US20060023828A1 (en) * | 2004-07-29 | 2006-02-02 | Mcgregor Douglas S | Micro neutron detectors |
| US20140270041A1 (en) * | 2013-03-13 | 2014-09-18 | Idaho State University | Actinide Oxide Structures For Monitoring A Radioactive Environment Wirelessly |
| WO2017027679A1 (en) | 2015-08-11 | 2017-02-16 | Douglas Scott Mcgregor | Micro cavity fission chamber radiation detection system |
| FR3087902B1 (fr) * | 2018-10-24 | 2020-12-11 | Commissariat Energie Atomique | Chambre a fission haute temperature |
| CN116646100A (zh) * | 2023-05-17 | 2023-08-25 | 兰州大学 | 一种用于反应堆外中子通量测量的裂变电离室 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2809313A (en) * | 1953-09-18 | 1957-10-08 | Westinghouse Electric Corp | Fission counter |
| US2845560A (en) * | 1954-08-31 | 1958-07-29 | Cyril D Curtis | Neutron counter |
| DE1904407A1 (de) * | 1969-01-30 | 1970-09-10 | Licentia Gmbh | Neutronenempfindliche Ionisationskammer |
| DE1937626C3 (de) * | 1969-07-24 | 1978-12-21 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Neutronenempfindliche Ionisationskammer |
-
1980
- 1980-06-26 JP JP8815280A patent/JPS5712380A/ja active Granted
-
1981
- 1981-06-09 US US06/271,880 patent/US4410483A/en not_active Expired - Fee Related
- 1981-06-24 CA CA000380479A patent/CA1165019A/en not_active Expired
- 1981-06-25 DE DE8181302883T patent/DE3166582D1/de not_active Expired
- 1981-06-25 EP EP81302883A patent/EP0043252B1/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0043252B1 (en) | 1984-10-10 |
| DE3166582D1 (en) | 1984-11-15 |
| EP0043252A1 (en) | 1982-01-06 |
| US4410483A (en) | 1983-10-18 |
| JPS5712380A (en) | 1982-01-22 |
| CA1165019A (en) | 1984-04-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS629870B2 (ja) | ||
| JPS6160394B2 (ja) | ||
| US4583020A (en) | Ionization chamber making it possible to measure high energy gamma radiation | |
| US3956654A (en) | Long lived proportional counter neutron detector | |
| US4071764A (en) | Gamma and alpha compensated fission chamber | |
| US2845560A (en) | Neutron counter | |
| US2493935A (en) | High-energy neutron counter | |
| JPH0419666B2 (ja) | ||
| US3311770A (en) | Gamma compensated neutron ion chamber | |
| JP3631433B2 (ja) | 中性子検出器 | |
| US2649554A (en) | Radiation indicator | |
| US2852694A (en) | Ionization chamber | |
| JPS59163585A (ja) | 電離箱式放射線検出器 | |
| US2974248A (en) | Neutron-insensitive beta-gamma dosimeter | |
| JPH01100493A (ja) | 核分裂型中性子検出器 | |
| JP2006147554A (ja) | 放射線検出のための楕円形ガス封入式検出器 | |
| JPS6135657B2 (ja) | ||
| US2965781A (en) | Neutron-counter | |
| RU2110080C1 (ru) | Двухсекционная газонаполненная ионизационная камера (варианты) | |
| JPS5963584A (ja) | 放射線検出器 | |
| JPS646709B2 (ja) | ||
| JPH075267A (ja) | 高ガンマ線検出能を有するイオン化チャンバ | |
| JP4357125B2 (ja) | 中性子検出器の中性子感度測定方法 | |
| US3222560A (en) | Radiation sensitive spark tube | |
| JPS58174879A (ja) | 中性子検出器 |