JPS6252273B2 - - Google Patents
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- JPS6252273B2 JPS6252273B2 JP54051545A JP5154579A JPS6252273B2 JP S6252273 B2 JPS6252273 B2 JP S6252273B2 JP 54051545 A JP54051545 A JP 54051545A JP 5154579 A JP5154579 A JP 5154579A JP S6252273 B2 JPS6252273 B2 JP S6252273B2
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉炉内中性子検出器の検査法およ
び検査装置に係る。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to an inspection method and apparatus for a neutron detector in a nuclear reactor.
運転中の動力炉内に設置されている炉内中性子
検出器は、中性子との反応により次第にその感度
が劣化する。従来、その感度補正は中性子束増巾
器のゲインを調整して行つているが、中性子束に
対する感度が低下して来ると、検出出力中に占め
るγ線による電流の割合が大きくなり、前記のゲ
イン調整によつては十分な感度補正がなされない
こととなる。 The sensitivity of in-core neutron detectors installed in operating power reactors gradually deteriorates due to reactions with neutrons. Conventionally, the sensitivity has been corrected by adjusting the gain of the neutron flux amplifier, but as the sensitivity to neutron flux decreases, the proportion of current caused by gamma rays in the detection output increases, resulting in the above-mentioned problem. Depending on the gain adjustment, sufficient sensitivity correction may not be made.
上記のγ線による電流は炉心監視上からは必要
ない成分であり、これが有意の割合を占めるよう
になると炉心性能計算の精度に悪影響をおよぼ
す。 The above-mentioned current due to gamma rays is an unnecessary component from the viewpoint of core monitoring, and if it becomes a significant proportion, it will adversely affect the accuracy of core performance calculations.
現在、中性子検出器の取替時期は次の如くして
決定されている。すなわち、中性子束増巾器の入
力側に電流を印加し増巾出力が予め定めた値とな
るに必要な入力電流が予め定めた値以下となつた
時、検出器の劣化限度として交換するようにして
いる。これは、検出器が正常に劣化して行つた場
合、検出出力中の中性子束による成分とγ線によ
る成分との比が、前記増巾器のゲインがある値以
上となつた時問題になるとの推定に基いている。 Currently, the replacement period for neutron detectors is determined as follows. In other words, when a current is applied to the input side of the neutron flux amplifier and the input current required for the amplified output to reach a predetermined value falls below a predetermined value, the detector is replaced as a limit for deterioration. I have to. This becomes a problem when the ratio of the neutron flux component to the gamma ray component in the detection output exceeds a certain value with the gain of the amplifier, if the detector has deteriorated normally. It is based on the estimation of
この取替時期の判断は、中性子束による成分と
それ以外の成分との比を直接求めてなされている
のではなく、あくまでも前記の推定に基くもので
あり、交換すべしと判断された時点でのS/N比
は全く不明である。また、検出器、増巾器間のケ
ーブル、コネクタ等の絶縁が劣化して暗電流が増
加し検出系としてはS/N比が悪化していても、
前記の方法ではこれを検知することができない。 This judgment of replacement time is not made by directly calculating the ratio of the component due to neutron flux to other components, but is based on the above estimation. The S/N ratio of is completely unknown. In addition, even if the insulation of the cables, connectors, etc. between the detector and amplifier deteriorates, dark current increases, and the S/N ratio of the detection system deteriorates.
This cannot be detected using the methods described above.
本発明は上記の事情に鑑みなされたもので、炉
心内中性子検出器の感度劣化を直接判断し、また
検出器配線系の絶縁低下に基く暗電流増加を検出
することができる炉心内中性子検出器の検査法お
よび検査装置を提供する。 The present invention has been made in view of the above circumstances, and is an in-core neutron detector capable of directly determining sensitivity deterioration of an in-core neutron detector and detecting an increase in dark current due to a decrease in insulation of the detector wiring system. We provide testing methods and testing equipment.
以下図面につき本発明の詳細を説明する。第1
図は原子炉1における炉内中性子検出器の配置の
概念図である。炉心軸方向には複数箇の固定の炉
内中性子検出器21,22…2oが設けられてお
り、それらの近傍を軸線方向に走査する可動の中
性子検出器3が設けられている。炉心内には前記
のような配置の検出器の組が横断面内に分布して
多数設けられている。 The invention will be explained in detail below with reference to the drawings. 1st
The figure is a conceptual diagram of the arrangement of in-core neutron detectors in the nuclear reactor 1. A plurality of fixed in-core neutron detectors 2 1 , 2 2 . . . 2 o are provided in the axial direction of the reactor core, and a movable neutron detector 3 that scans the vicinity of these in the axial direction is provided. A large number of sets of detectors arranged as described above are provided in the reactor core, distributed within the cross section.
前記の可動の中性子検出器3は位置固定の中性
子検出器21,22…2oの較正を行うためのも
のであり、必要な時以外は炉心外におかれている
ので、原子力プラントの全寿命を通じて中性子照
射による感度劣化を無視することができる。 The movable neutron detector 3 is used to calibrate the fixed neutron detectors 2 1 , 2 2 . . . 2 o , and is placed outside the reactor core except when necessary. Sensitivity deterioration due to neutron irradiation can be ignored throughout the lifetime.
上記の構成において、同軸上にある2箇の固定
の中性子検出器の出力信号のパワスペクトル密
度、それらの間のコヒーレンスにつき考察する。
第2図はパワスペクトル密度を示す。この図にお
いて、パワスペクトル密度は変動分を直流値で割
り標準化したものである。この図から前記両中性
子検出器間のコヒーレンスを算出し図示したのが
第3図で、第3図において、1Hz以下のコヒーレ
ンスが非常に高く、この周波数領域では反応度的
な結びつきにより殆んど同一の挙動をしているこ
とがわかる。 In the above configuration, the power spectral density of the output signals of the two coaxial fixed neutron detectors and the coherence between them will be considered.
Figure 2 shows the power spectral density. In this figure, the power spectrum density is standardized by dividing the variation by the DC value. From this figure, the coherence between the two neutron detectors was calculated and illustrated in Figure 3. In Figure 3, the coherence below 1 Hz is extremely high, and in this frequency range, there is almost no coherence due to the reactivity relationship. It can be seen that the behavior is the same.
一方、1Hz以上の周波数領域では、コヒーレン
スは急激に減少しているが、これは中性子検出器
近傍における局所的なボイド変動によるものであ
る。 On the other hand, in the frequency range above 1 Hz, the coherence decreases rapidly, but this is due to local void fluctuations near the neutron detector.
第4図は、可動の中性子検出器3を何れかの固
定の中性子検出器近傍を通過させて両者の出力信
号のコヒーレンスを算出して示したものであり、
この図から1Hz以上の周波数領域においても両出
力信号は高いコヒーレンスを示すことがわかる。
これはボイド変動等の局所的な効果も殆んど同じ
位置におかれた2箇の中性子検出器に対しては、
ほとんど同じ影響を与えることによる。 FIG. 4 shows the calculation of the coherence of the output signals of the two fixed neutron detectors by passing the movable neutron detector 3 near one of the fixed neutron detectors.
It can be seen from this figure that both output signals exhibit high coherence even in the frequency range of 1 Hz or higher.
This means that for two neutron detectors placed at almost the same location, local effects such as void fluctuations are
By having almost the same effect.
従つて、固定の中性子検出器と可動のそれの出
力信号間の1Hz以上の周波数領域におけるコヒー
レンスによつて、前記両検出器相互の位置関係を
知ることができる。正常な固定の中性子検出器の
近傍に可動の中性子検出器を通過させた時の両者
のパワスペクトル密度を第5図に示したが、この
図からパターン、レベルともよく一致しているこ
とがわかる。 Therefore, the mutual positional relationship between the two detectors can be determined by the coherence between the output signals of the fixed neutron detector and the movable detector in a frequency range of 1 Hz or more. Figure 5 shows the power spectrum density of a normal stationary neutron detector when a movable neutron detector is passed near the detector, and it can be seen from this figure that both the pattern and the level agree well. .
一方、感度劣化の著しい固定の中性子検出器近
傍を可動の中性子検出器を通過させた時の両者の
パワスペクトル密度は、第6図に示されている。
この図から、パターンは同じであるが、固定の中
性子検出器のパワスペクトル密度のレベルが低い
ことがわかる。 On the other hand, FIG. 6 shows the power spectrum densities of both when a movable neutron detector is passed near a fixed neutron detector whose sensitivity is significantly degraded.
This figure shows that although the pattern is the same, the level of power spectral density of the fixed neutron detector is lower.
このレベル低下は、中性子束信号に加えてγ線
による電流、配線系の絶縁劣化による暗電流が流
れるによる。核分裂物質からのγ線はその時定数
が大きいものが多く、γ線強度の変動は中性子束
のそれに比しはるかに小さい。また、暗電流は絶
縁の劣化度に応じた一定値である。従つて、増巾
器への入力はγ線電流、暗電流分だけバイアスを
持つこととなる。従つて、中性子検出器の中性子
についての感度が劣化すると、前記のバイアスの
全入力に対する比率が大となり、パワスペクトル
密度のレベル低下が生じるのである。 This level drop is due to the flow of current due to gamma rays and dark current due to insulation deterioration in the wiring system, in addition to the neutron flux signal. Gamma rays from fissile materials often have a large time constant, and fluctuations in gamma ray intensity are much smaller than those of neutron flux. Further, the dark current has a constant value depending on the degree of deterioration of the insulation. Therefore, the input to the amplifier has a bias corresponding to the gamma ray current and dark current. Therefore, when the sensitivity of the neutron detector to neutrons deteriorates, the ratio of the bias to the total input becomes large, resulting in a decrease in the level of power spectral density.
従つて、位置固定の中性子検出器の近傍を可動
の中性子検出器を通過させ、両者のパワスペクト
ル密度を比較し、前記の如きレベルの低下を検知
することにより、位置固定の中性子検出器の感度
劣化を知ることができる。 Therefore, by passing a movable neutron detector near a fixed neutron detector, comparing the power spectral densities of the two, and detecting a decrease in the level as described above, the sensitivity of the fixed neutron detector can be improved. Deterioration can be detected.
本発明は上記のような原理に基き中性子検出器
の劣化を検知する検査法および検査装置を提供す
る。 The present invention provides an inspection method and an inspection apparatus for detecting deterioration of a neutron detector based on the above principle.
以下第7図につき本発明の詳細を説明する。第
7図において、図には1箇のみとして示した位置
固定の中性子検出器21〜2oの出力、軸方向に
走査する可動の中性子検出器3の出力は電流増巾
器4,5を経由し、それぞれ2系統に分割され
る。分割されたそれぞれ一方の分割出力は、帯域
波器6,7を経由し、分割出力中一定周波数帯
域の成分のみが相関係数を算出する相関係数演算
装置8に送られる。前記波器の波帯域は、中
性子束信号の変動成分の中、ボイドによる局所的
な変動成分のみを通過させるよう設定される。具
体的に言えば1Hz〜10Hzの帯域が適当である。 The details of the present invention will be explained below with reference to FIG. In FIG. 7, the outputs of the fixed neutron detectors 21 to 2o , shown as only one in the figure, and the output of the movable neutron detector 3, which scans in the axial direction, are transmitted through current amplifiers 4 and 5. Each route is divided into two routes. Each of the divided outputs passes through the bandpass filters 6 and 7, and is sent to the correlation coefficient calculating device 8, which calculates the correlation coefficient of only the components in a fixed frequency band among the divided outputs. The wave band of the wave device is set so as to pass only the local variation component due to voids among the variation components of the neutron flux signal. Specifically speaking, a band of 1Hz to 10Hz is appropriate.
相関係数γは次式で表わされる。 The correlation coefficient γ is expressed by the following equation.
ここで、Xi,Yiはそれぞれ同時刻における帯
域波器5,4のサンプリング値、i=1,2,
…nは適当なサンプリング間隔でn箇のデータを
集めることを示している。 Here, Xi and Yi are the sampling values of the band wave generators 5 and 4 at the same time, i=1, 2,
...n indicates that n pieces of data are collected at appropriate sampling intervals.
相関係数演算装置8の出力は、相関係数最大値
検出装置9に送られ、この装置9は相関係数最大
値を検出した時、検出器21〜2o,3の他方の
分割出力を低域波器10,11を介して与えら
れる変動割合算出装置12,13に信号を与え
る。 The output of the correlation coefficient calculation device 8 is sent to the correlation coefficient maximum value detection device 9, and when this device 9 detects the maximum correlation coefficient value, the output of the other divided output of the detectors 21 to 2o , 3 is sent to the correlation coefficient maximum value detection device 9. A signal is given to the variation ratio calculation devices 12 and 13 via the low frequency wave generators 10 and 11.
低域波器10,11は、電流増巾器4,5の
出力を適当な変動成分を有する直流成分とするも
のであり、折点周波数は1Hz〜10Hzの間に選定す
るのが適当である。 The low frequency amplifiers 10 and 11 convert the output of the current amplifiers 4 and 5 into DC components having appropriate fluctuation components, and the corner frequency is appropriately selected between 1 Hz and 10 Hz. .
変動割合算出器12,13の出力は、割算器1
4に送られその出力は出力装置15に与えられ
る。 The outputs of the fluctuation ratio calculators 12 and 13 are divided by the divider 1
4 and its output is given to an output device 15.
前記構成において、最大相関係数が検出された
時、検出器21〜2oと同3とは最近接状態にあ
る。この時、相関係数最大値検出装置9は、変動
割合算出装置12,13に信号を与える。変動割
合算出装置12,13は前記信号の与えられた時
点を中心として、前後に適当な間隔でN箇のサン
プリングをなし、平均値を算出する。 In the above configuration, when the maximum correlation coefficient is detected, the detectors 2 1 to 2 o and the detector 3 are in the closest state. At this time, the correlation coefficient maximum value detection device 9 gives a signal to the variation ratio calculation devices 12 and 13. The fluctuation ratio calculation devices 12 and 13 perform N samplings at appropriate intervals before and after the time point at which the signal is given, and calculate an average value.
は可動の中性子検出器3の信号の平均値、
は固定のそれの信号の平均値である。 is the average value of the signal of the movable neutron detector 3,
is the average value of the fixed signal.
Nの選定は可動の中性子検出器3の走査速度と
サンプリング間隔とから、両検出器があまりはな
れない範囲で選定する。さらに、変動割合算出装
置は、前記の平均値,とその時点の入力とか
ら平均値からの偏差△Ai,△Biを求める。 N is selected based on the scanning speed and sampling interval of the movable neutron detector 3 within a range where the two detectors are not far apart. Further, the fluctuation ratio calculation device calculates deviations ΔAi and ΔBi from the average value from the average value and the input at that time.
△Ai=Ai− …
△Bi=Bi− …
可動の中性子検出器3からの信号の変動成分の
平均値に対する割合α1は変動割合算出装置13
において、
として求められる。 △Ai=Ai− ... △Bi=Bi− ... Ratio α 1 of the fluctuation component of the signal from the movable neutron detector 3 to the average value 1 is the fluctuation ratio calculation device 13
In, It is required as.
一方、固定の中性子検出器からの信号は、中性
子束の信号Inと、γ線電流と暗電流の和Iγとの
和であることは前記した通りであり、
=+Iγ …
である。ここで、前記した所から明らかなように
Iの変動分は無視し得る。従つて、位置固定の中
性子検出器21〜2oからの信号の変動成分の平
均値に対する割合α2は、変動割合算出装置12
において、
として算出される。 On the other hand, as described above, the signal from the fixed neutron detector is the sum of the neutron flux signal In and the sum Iγ of the γ-ray current and the dark current, and is expressed as follows. Here, as is clear from the above, the variation in I can be ignored. Therefore, the ratio α 2 of the fluctuation components of the signals from the fixed-position neutron detectors 2 1 to 2 o to the average value is determined by the fluctuation ratio calculation device 12
In, It is calculated as
割算器14はB=α1/α2を求める。 The divider 14 calculates B=α 1 /α 2 .
式において、位置固定の中性子検出器が劣化
していなければ、Iは非常に小さくI/In0であり
β1であり、劣化が進行すればIが無視し得な
くなり、β>1となる。 In the equation, if the fixed-position neutron detector has not deteriorated, I is very small, I/In0, which is β1, and if the deterioration progresses, I can no longer be ignored, and β>1.
出力装置15は、前記式により得られるβを
表示し、βが予め定めた設定値β0をこえた時警
報を発生する機能を有している。設定値β0は可
変であり、暗電流、γ線電流の中性束による電流
に対する割合をどの程度まで許容するかによつて
定める。 The output device 15 has a function of displaying β obtained by the above formula and generating an alarm when β exceeds a predetermined set value β0 . The set value β 0 is variable and is determined depending on how much of the dark current and γ-ray current to the current due to the neutral flux is allowed.
上記のように、本発明によれば、原子炉に何ら
外乱を与えることなく、原子炉稼動のまま中性子
検出器の劣化を高精度で判定でき、炉内中性子検
出器の取替時期を正確に把握することができるの
で、炉心性能評価の上でも、経済上でも大きなメ
リツトが得られる。 As described above, according to the present invention, it is possible to determine the deterioration of the neutron detector with high accuracy while the reactor is operating without causing any disturbance to the reactor, and it is possible to accurately determine when to replace the in-reactor neutron detector. Since it can be grasped, there are great advantages both in terms of core performance evaluation and economically.
第1図は中性子検出器の炉内配置を示す概略
図、第2図乃至第6図は本発明の原理を説明する
ためのグラフ、第7図は本発明一実施例のブロツ
クダイヤグラムである。
1……原子炉、21〜2o……位置固定の中性
子検出器、3……可動の中性子検出器、6,7…
…帯域波器、8……相関係数算出装置、9……
相関係数最大値検出装置、12,13……変動割
合算出装置、14……割算器、15……出力装
置。
FIG. 1 is a schematic diagram showing the arrangement of a neutron detector in a reactor, FIGS. 2 to 6 are graphs for explaining the principle of the present invention, and FIG. 7 is a block diagram of an embodiment of the present invention. 1... Nuclear reactor, 2 1 ~ 2 o ... Fixed position neutron detector, 3... Movable neutron detector, 6, 7...
...bandwidth wave device, 8...correlation coefficient calculation device, 9...
Correlation coefficient maximum value detection device, 12, 13... Fluctuation ratio calculation device, 14... Divider, 15... Output device.
Claims (1)
検出器と炉心軸方向に前記位置固定の中性子検出
器近傍を走査する可動の中性子検出器のそれぞれ
の検出出力信号を、特定の周波数帯域においてそ
れらの変動成分の相関係数を算出し、算出された
相関係数が最大値を示す時点の前後の両検出器か
らの信号の直流値に対する変動成分の割合を算出
し、可動の中性子検出器における前記算出割合
が、位置固定の中性子検出器の前記算出割合に比
較し、予め設定された値以上となつた時、位置固
定の中性子検出器が劣化したと判断する原子炉炉
内中性子検出器の検査法。 2 前記可動の中性器検出器の出力を増巾する第
1の電流増巾器と、位置固定の中性子検出器の出
力を増巾する第2の電流増巾器と、第1、第2の
電流増巾器の出力信号の変動成分中特定の周波数
帯域にあるものをそれぞれ通過させる第1、第2
の帯域波器と、第1、第2の帯域波器の出力
の変動成分の相関係数を求める相関係数算出装置
と、相関係数の最大値の出現する時点を求める相
関係数最大値検出装置と、前記第1第2の電流増
巾器の出力信号中の特定周波数以下を通過させる
第1第2の低域波器の出力を受容し前記相関係
数最大値の出現する時点の前後で各低域波器出
力の平均値および出力の平均値からの偏差を求め
平均値に対する偏差分の割合を算出する第1、第
2の変動割合算出装置と、第1第2の変動割合算
出装置の出力の比を求める割算回路と、この割算
回路の出力を表示しまたその出力が予め定めた値
をこえた時警報を発する出力装置とを有すること
を特徴とする原子炉炉内中性子検出器の検査装
置。[Claims] 1. Detection output signals of a fixed neutron detector fixed in a nuclear reactor core and a movable neutron detector that scans the vicinity of the fixed neutron detector in the axial direction of the reactor core, Calculate the correlation coefficient of those fluctuation components in a specific frequency band, calculate the ratio of the fluctuation component to the DC value of the signal from both detectors before and after the time when the calculated correlation coefficient shows the maximum value, A nuclear reactor in which it is determined that the fixed neutron detector has deteriorated when the calculated ratio of the movable neutron detector exceeds a preset value when compared with the calculated ratio of the fixed neutron detector. Inspection method for in-reactor neutron detector. 2 a first current amplifier that amplifies the output of the movable neutron detector; a second current amplifier that amplifies the output of the fixed-position neutron detector; A first and a second channel that respectively pass those in a specific frequency band among the fluctuating components of the output signal of the current amplifier.
a correlation coefficient calculating device for calculating a correlation coefficient between fluctuation components of the outputs of the first and second band wave generators; and a correlation coefficient maximum value for calculating the time point at which the maximum value of the correlation coefficient appears. a detection device and a first and second low frequency filter that passes a specific frequency or lower in the output signal of the first and second current amplifier; first and second fluctuation ratio calculation devices that calculate the average value of the output of each low-frequency device before and after and the deviation from the average value of the output and calculate the ratio of the deviation to the average value; and the first and second fluctuation ratio. A nuclear reactor characterized by having a division circuit for determining the ratio of outputs of a calculation device, and an output device that displays the output of the division circuit and issues an alarm when the output exceeds a predetermined value. Inspection equipment for internal neutron detectors.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5154579A JPS55143497A (en) | 1979-04-27 | 1979-04-27 | Method and device for inspecting nuclear reactor inncore neutron detector |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5154579A JPS55143497A (en) | 1979-04-27 | 1979-04-27 | Method and device for inspecting nuclear reactor inncore neutron detector |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
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JPS6252273B2 true JPS6252273B2 (en) | 1987-11-04 |
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ID=12889984
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP5154579A Granted JPS55143497A (en) | 1979-04-27 | 1979-04-27 | Method and device for inspecting nuclear reactor inncore neutron detector |
Country Status (1)
Country | Link |
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JP (1) | JPS55143497A (en) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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JP4881033B2 (en) * | 2006-02-21 | 2012-02-22 | 株式会社東芝 | Neutron detector lifetime determination apparatus, lifetime determination method thereof, and reactor core monitoring apparatus |
JP5260407B2 (en) * | 2009-05-25 | 2013-08-14 | 株式会社テプコシステムズ | LPRM signal cable misconnection determination method and apparatus at startup |
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1979
- 1979-04-27 JP JP5154579A patent/JPS55143497A/en active Granted
Also Published As
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JPS55143497A (en) | 1980-11-08 |
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