JPS6261906B2 - - Google Patents
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- JPS6261906B2 JPS6261906B2 JP53012031A JP1203178A JPS6261906B2 JP S6261906 B2 JPS6261906 B2 JP S6261906B2 JP 53012031 A JP53012031 A JP 53012031A JP 1203178 A JP1203178 A JP 1203178A JP S6261906 B2 JPS6261906 B2 JP S6261906B2
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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
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
本発明は電離箱型の中性子検出器に関し、殊に
原子炉炉心中の中性子束を測定するのに使われる
こうした検出器に関する。 本発明が利用できる型の炉心中性子検出器系の
例がG.R.Parkos等によつて米国特許第3565760号
に示されている。 電離箱型の中性子検出器は周知であつて、例え
ばL.R.Boyd等によつて米国特許第3043954号中に
示されている。通常、かかる電離箱は、１対の電
極を電気的に互いに絶縁させて隔てて含み、両電
極間に中性子感受性物質と電離性のガスを有す
る。例えば、分裂型電離箱内に於いては、中性子
感受性物質は中性子で分裂可能なウランの如き物
質である。中性子が電離箱内のウランの分裂を誘
起すると、得られた分裂生成物は電離箱内の中性
子束の大きさに比例してガスを電離する。電極間
に直流電圧を印加すると、発生する出力電流は電
離の量従つて電離箱内の中性子束に比例してい
る。 現在知られている分裂型電離箱中性子検出器に
ついての特有かつ重大な問題は、検出器内の分裂
性又は活性物質の減損によつてその寿命が比較的
制限されていることである。例えば、現在使われ
ている炉心分裂箱中性子検出器の寿命は約1.4〜
２年であり、又、より高い中性子束を有するもつ
と新しく更に進んだ原子炉炉心配置が現在計画さ
れているが、この配置は中性子検出器の寿命をお
よそ１年に低下させる条件を発生する可能性があ
る。中性子検出器内の活性物質の減損は検出器を
定期的に置換させる必要があり、これは費用がか
かり時間も消費する。 検出器内の活性物質の初期量を単に増しても検
出器の寿命は長くならない。検出器内に使用でき
る活性物質の量はいくつかの因子によつて制限を
受け、例えば、ガンマ放射線に対する感度を最小
にするために活性ガスの容量を小さくする必要が
あり、又分裂生成物が活性ガスの容積内に逃げて
電離過程に寄与させるよう活性物質の被膜を十分
薄くする必要がある等の為制限を受ける。 ある時には、当初の活性分裂性物質にＵ―
234、Ｕ―238、Pu―238、Pu―240及びTh―232
の如き増殖性物質を組み合わせると、この増殖性
物質は中性子の捕獲によつて分裂性の同位元素に
転換され、これによつて連続的に検出器の活性物
質が補給されることによつて検出器の寿命が延長
できると認識されていた。こうした再生検出器
は、例えば、“Feasibility Study of In―Core
Neutron Flux Monitorins With Regenerating
Detectors（再生検出器による炉心中性子束の監
視の実用性に関する研究）”と題する論文に於い
てD.E.Hegbergにより提案されている。この論文
はHW―73335Hanford Laboratories、1972年６
月及びO′Boyle等の米国特許第3742274号に掲載
されている。 又、炉心検出器の寿命に強い影響を与える因子
は、検出器が炉心内に置かれている領域内での中
性子束の大きさであることも知られている。検出
器の感度が十分だと仮定すれば、検出器のさらさ
れる中性子束の大きさを減少させることによつて
検出器の寿命が延長できる。従来に於いては、検
出器の近辺に於ける中性子減速材の量を減少させ
るか及び／又は検出器を適当な中性子遮蔽物質又
は可燃性毒物で包囲することによつて、このこと
が達せられていた。しかしながら、中性子検出器
の寿命を延長するこうした従来の方法では炉心中
性子検出器の寿命は十分には延長されていなかつ
た。 ここに本発明の利点は、検出器内の当初の活性
物質に増殖性の物質を混合し更に適当な中性子遮
蔽物質の位置づけによつて活性物質と増殖物質と
がさらされる中性子束の大きさを減少させる、中
性子検出器の提供によつて得られる。本発明によ
れば、増殖物質と遮蔽物質とは類似の又はほぼ合
つた中性子捕獲断面積を持つよう選択され、これ
によつて、それぞれの検出器寿命を増大する効果
が互いに高められる。 第１図は複数の検出器１を原子炉２内に位置づ
けて原子炉内の中性子束を監視する様を略図式に
例示している。よく知られているように、こうし
た炉心は、Ｕ―235の如き分裂性物質を含んだ複
数の燃料要素又は燃料棒をばそれぞれ内蔵してい
る複数の間隔を置いて配置した燃料集合体３から
成つている。燃料集合体３同士の間の空間には保
護管４が位置づけられて検出器１を収容してい
る。普通水であるところの冷却材が矢印５で示さ
れる方向に向け燃料集合体中に循環され燃料集合
体から熱を抽出している。管４は密封してもいい
し、あるいは図示のように開放させて冷却材を検
出器を通り越して流すよう受容させてもよい。実
施に際しては、多くの検出器を炉心内に所定の配
置で分配させ、例えば各管４内の異つた炉心高さ
にていくつかの検出器を設けて炉心内の中性子束
の大きさと分布とを正確に示させる。こうした装
置は前述の米国特許第3565760号にさらに詳しく
示され記述されている。 本発明に従つて中性子検出装置内に使われる検
出器１が第２図に略式に示されている。検出器１
には２つの間隔をおいた導電性電極１１及び１２
が含まれている。電極１１と１２との間の空間１
３は例えばアルゴンの如き希ガス等の電離性ガス
で封じられ充填されている。電極１１及び１２の
一方又は両方の表面上には、中性子で活性化しう
る物質例えば分裂性ウランの薄膜、層又は被膜１
４が担持されている。中性子束が存在すると、分
裂性物質の被膜１４は中性子束に比例した速度で
分裂反応を受ける。これにより生じた分裂生成物
は分裂の数に比例して空間１３内でガスの電離を
起す。電極１１及び１２間に接続された適当な電
圧の電源１５によつて、イオン対が両電極により
収集される。この結果検出器に電流が流れ、この
電流がメータ１６上に示される。メータ１６によ
つて示された電流は室内の中性子束に比例してい
る。 層１４が単に活性物質から成つているか又は、
活性物質と増殖物質との混合物から成つているか
に拘らず、検出器の寿命は活性物質と増殖物質の
減損速度により、従つて室内の中性子束の熱中性
子成分と熱外中性子成分による。エネルギーが
0.625eV未満の中性子は普通熱中性子と呼ばれ、
エネルギーが0.625eVより大きい中性子は熱外中
性子と呼ばれる。本発明は、熱中性子束と熱外中
性子束を共に低下し検出器内に活性物質と増殖物
質の混合物を使うと、増殖混合物又は遮蔽物質を
個別に使つている前述の従来技術の技術のいずれ
かによつて可能とされるよりも更に検出器の寿命
が大きく延長される。 本発明によると、増殖物質と遮蔽物質は類似の
又はほぼ類似した中性子捕獲断面積を持つよう選
定され、その結果これ等両物質の検出器の寿命を
増大するそれぞれの効果が互いに向上する。本発
明の実際の具体例にあつては、使用する遮蔽物質
は熱エネルギー中性子に対して大きな中性子捕獲
断面積を有し、そして増殖物質の最低エネルギー
中性子捕獲断面積共鳴ピークに近い中性子捕獲断
面積共鳴ピークを有する。第２図を参照すると、
遮蔽物質は普通層１４上に延びるスリーブ１７の
形で中性子検出器１に加えられる。層１４は活性
物質及び増殖物質の混合物から成つており、スリ
ーブ１７の遮蔽物質の中性子捕獲断面積は層１４
中の増殖物質の中性子捕獲断面積に類似又はほぼ
類似している。こうして増殖物質と遮蔽物質の中
性子捕獲断面積を合わせると、検出器寿命を大い
に増大する相乗効果が得られる。こうして活性物
質、増殖物質及び遮蔽物質を組み合わせて有する
検出器は原子炉の炉心内で10年もの長い寿命を有
することが考えられる。 本発明で使用される活性物質、増殖物質及び遮
蔽物質の組合せは多くが可能である。例えば、Ｕ
―234が増殖物質として使われる場合には、Ｕ―
234をＵ―235と混合した初期層が中性子検出器内
に提供される。Ｕ―235は検出器に対する初期の
分裂性又は活性物質として働く。中性子を捕獲す
ると、Ｕ―234は追加の分裂性Ｕ―235をもたら
す。初期の活性物質及び増殖物質が検出器中で減
損される速度はＵ―234及びＵ―235原子により捕
獲された中性子の数による。Ｕ―234の断面積は
熱エネルギーが0.625eV未満のときに大きく
5.19eVに大きな共鳴ピークがある。Ｕ―235も又
熱エネルギーに於いて大きな断面積を持つてい
る。従つて、Ｕ―234及びＵ―235の燃焼又は減損
はこうしたエネルギー水準にある中性子により殆
んど発生する。 本発明によれば、熱領域、熱外領域、共鳴領域
又はこれ等のいずれもの領域にある中性子を捕獲
する適当な遮蔽物質、遮蔽物質混合物又は遮蔽物
質合金が与えられる。Ｕ―234とＵ―235の混合物
を使つたタイプの再生中性子検出器に使うのに適
当と考えられる遮蔽物質が以下の表１に挙げられ
ており、この表には0.0253eVでの該物質の断面
積及び5.19eV附近での該物質の共鳴ピークの位
置が掲載されている。0.0253eVでの遮蔽物質の
中性子捕獲断面積は物質の熱エネルギー中性子を
捕獲する能力の尺度として示されている。下の表
中のＵ―234共鳴ピーク及び他のピークのいずれ
も有限の幅を持つているので、中性子の共鳴捕獲
から効果的な遮蔽を与えるのにピークを完全に整
合させる必要はない。
原子炉炉心中の中性子束を測定するのに使われる
こうした検出器に関する。 本発明が利用できる型の炉心中性子検出器系の
例がG.R.Parkos等によつて米国特許第3565760号
に示されている。 電離箱型の中性子検出器は周知であつて、例え
ばL.R.Boyd等によつて米国特許第3043954号中に
示されている。通常、かかる電離箱は、１対の電
極を電気的に互いに絶縁させて隔てて含み、両電
極間に中性子感受性物質と電離性のガスを有す
る。例えば、分裂型電離箱内に於いては、中性子
感受性物質は中性子で分裂可能なウランの如き物
質である。中性子が電離箱内のウランの分裂を誘
起すると、得られた分裂生成物は電離箱内の中性
子束の大きさに比例してガスを電離する。電極間
に直流電圧を印加すると、発生する出力電流は電
離の量従つて電離箱内の中性子束に比例してい
る。 現在知られている分裂型電離箱中性子検出器に
ついての特有かつ重大な問題は、検出器内の分裂
性又は活性物質の減損によつてその寿命が比較的
制限されていることである。例えば、現在使われ
ている炉心分裂箱中性子検出器の寿命は約1.4〜
２年であり、又、より高い中性子束を有するもつ
と新しく更に進んだ原子炉炉心配置が現在計画さ
れているが、この配置は中性子検出器の寿命をお
よそ１年に低下させる条件を発生する可能性があ
る。中性子検出器内の活性物質の減損は検出器を
定期的に置換させる必要があり、これは費用がか
かり時間も消費する。 検出器内の活性物質の初期量を単に増しても検
出器の寿命は長くならない。検出器内に使用でき
る活性物質の量はいくつかの因子によつて制限を
受け、例えば、ガンマ放射線に対する感度を最小
にするために活性ガスの容量を小さくする必要が
あり、又分裂生成物が活性ガスの容積内に逃げて
電離過程に寄与させるよう活性物質の被膜を十分
薄くする必要がある等の為制限を受ける。 ある時には、当初の活性分裂性物質にＵ―
234、Ｕ―238、Pu―238、Pu―240及びTh―232
の如き増殖性物質を組み合わせると、この増殖性
物質は中性子の捕獲によつて分裂性の同位元素に
転換され、これによつて連続的に検出器の活性物
質が補給されることによつて検出器の寿命が延長
できると認識されていた。こうした再生検出器
は、例えば、“Feasibility Study of In―Core
Neutron Flux Monitorins With Regenerating
Detectors（再生検出器による炉心中性子束の監
視の実用性に関する研究）”と題する論文に於い
てD.E.Hegbergにより提案されている。この論文
はHW―73335Hanford Laboratories、1972年６
月及びO′Boyle等の米国特許第3742274号に掲載
されている。 又、炉心検出器の寿命に強い影響を与える因子
は、検出器が炉心内に置かれている領域内での中
性子束の大きさであることも知られている。検出
器の感度が十分だと仮定すれば、検出器のさらさ
れる中性子束の大きさを減少させることによつて
検出器の寿命が延長できる。従来に於いては、検
出器の近辺に於ける中性子減速材の量を減少させ
るか及び／又は検出器を適当な中性子遮蔽物質又
は可燃性毒物で包囲することによつて、このこと
が達せられていた。しかしながら、中性子検出器
の寿命を延長するこうした従来の方法では炉心中
性子検出器の寿命は十分には延長されていなかつ
た。 ここに本発明の利点は、検出器内の当初の活性
物質に増殖性の物質を混合し更に適当な中性子遮
蔽物質の位置づけによつて活性物質と増殖物質と
がさらされる中性子束の大きさを減少させる、中
性子検出器の提供によつて得られる。本発明によ
れば、増殖物質と遮蔽物質とは類似の又はほぼ合
つた中性子捕獲断面積を持つよう選択され、これ
によつて、それぞれの検出器寿命を増大する効果
が互いに高められる。 第１図は複数の検出器１を原子炉２内に位置づ
けて原子炉内の中性子束を監視する様を略図式に
例示している。よく知られているように、こうし
た炉心は、Ｕ―235の如き分裂性物質を含んだ複
数の燃料要素又は燃料棒をばそれぞれ内蔵してい
る複数の間隔を置いて配置した燃料集合体３から
成つている。燃料集合体３同士の間の空間には保
護管４が位置づけられて検出器１を収容してい
る。普通水であるところの冷却材が矢印５で示さ
れる方向に向け燃料集合体中に循環され燃料集合
体から熱を抽出している。管４は密封してもいい
し、あるいは図示のように開放させて冷却材を検
出器を通り越して流すよう受容させてもよい。実
施に際しては、多くの検出器を炉心内に所定の配
置で分配させ、例えば各管４内の異つた炉心高さ
にていくつかの検出器を設けて炉心内の中性子束
の大きさと分布とを正確に示させる。こうした装
置は前述の米国特許第3565760号にさらに詳しく
示され記述されている。 本発明に従つて中性子検出装置内に使われる検
出器１が第２図に略式に示されている。検出器１
には２つの間隔をおいた導電性電極１１及び１２
が含まれている。電極１１と１２との間の空間１
３は例えばアルゴンの如き希ガス等の電離性ガス
で封じられ充填されている。電極１１及び１２の
一方又は両方の表面上には、中性子で活性化しう
る物質例えば分裂性ウランの薄膜、層又は被膜１
４が担持されている。中性子束が存在すると、分
裂性物質の被膜１４は中性子束に比例した速度で
分裂反応を受ける。これにより生じた分裂生成物
は分裂の数に比例して空間１３内でガスの電離を
起す。電極１１及び１２間に接続された適当な電
圧の電源１５によつて、イオン対が両電極により
収集される。この結果検出器に電流が流れ、この
電流がメータ１６上に示される。メータ１６によ
つて示された電流は室内の中性子束に比例してい
る。 層１４が単に活性物質から成つているか又は、
活性物質と増殖物質との混合物から成つているか
に拘らず、検出器の寿命は活性物質と増殖物質の
減損速度により、従つて室内の中性子束の熱中性
子成分と熱外中性子成分による。エネルギーが
0.625eV未満の中性子は普通熱中性子と呼ばれ、
エネルギーが0.625eVより大きい中性子は熱外中
性子と呼ばれる。本発明は、熱中性子束と熱外中
性子束を共に低下し検出器内に活性物質と増殖物
質の混合物を使うと、増殖混合物又は遮蔽物質を
個別に使つている前述の従来技術の技術のいずれ
かによつて可能とされるよりも更に検出器の寿命
が大きく延長される。 本発明によると、増殖物質と遮蔽物質は類似の
又はほぼ類似した中性子捕獲断面積を持つよう選
定され、その結果これ等両物質の検出器の寿命を
増大するそれぞれの効果が互いに向上する。本発
明の実際の具体例にあつては、使用する遮蔽物質
は熱エネルギー中性子に対して大きな中性子捕獲
断面積を有し、そして増殖物質の最低エネルギー
中性子捕獲断面積共鳴ピークに近い中性子捕獲断
面積共鳴ピークを有する。第２図を参照すると、
遮蔽物質は普通層１４上に延びるスリーブ１７の
形で中性子検出器１に加えられる。層１４は活性
物質及び増殖物質の混合物から成つており、スリ
ーブ１７の遮蔽物質の中性子捕獲断面積は層１４
中の増殖物質の中性子捕獲断面積に類似又はほぼ
類似している。こうして増殖物質と遮蔽物質の中
性子捕獲断面積を合わせると、検出器寿命を大い
に増大する相乗効果が得られる。こうして活性物
質、増殖物質及び遮蔽物質を組み合わせて有する
検出器は原子炉の炉心内で10年もの長い寿命を有
することが考えられる。 本発明で使用される活性物質、増殖物質及び遮
蔽物質の組合せは多くが可能である。例えば、Ｕ
―234が増殖物質として使われる場合には、Ｕ―
234をＵ―235と混合した初期層が中性子検出器内
に提供される。Ｕ―235は検出器に対する初期の
分裂性又は活性物質として働く。中性子を捕獲す
ると、Ｕ―234は追加の分裂性Ｕ―235をもたら
す。初期の活性物質及び増殖物質が検出器中で減
損される速度はＵ―234及びＵ―235原子により捕
獲された中性子の数による。Ｕ―234の断面積は
熱エネルギーが0.625eV未満のときに大きく
5.19eVに大きな共鳴ピークがある。Ｕ―235も又
熱エネルギーに於いて大きな断面積を持つてい
る。従つて、Ｕ―234及びＵ―235の燃焼又は減損
はこうしたエネルギー水準にある中性子により殆
んど発生する。 本発明によれば、熱領域、熱外領域、共鳴領域
又はこれ等のいずれもの領域にある中性子を捕獲
する適当な遮蔽物質、遮蔽物質混合物又は遮蔽物
質合金が与えられる。Ｕ―234とＵ―235の混合物
を使つたタイプの再生中性子検出器に使うのに適
当と考えられる遮蔽物質が以下の表１に挙げられ
ており、この表には0.0253eVでの該物質の断面
積及び5.19eV附近での該物質の共鳴ピークの位
置が掲載されている。0.0253eVでの遮蔽物質の
中性子捕獲断面積は物質の熱エネルギー中性子を
捕獲する能力の尺度として示されている。下の表
中のＵ―234共鳴ピーク及び他のピークのいずれ
も有限の幅を持つているので、中性子の共鳴捕獲
から効果的な遮蔽を与えるのにピークを完全に整
合させる必要はない。
【表】
上記の表に示した情報は以下の刊行物から引用
した。 １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）”、著者Donald J.Hughes ＆ Robert B.
Schwartz、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、July １、
1958（BNL325，第２版） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）”、著者D.J.Hughes、B.A.Magurno ＆
M.K.Brussel、Associated Universities Inc.
、Brookhaven National Laboratory、
January1、1960（BNL 325、第２版、付録
１） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.1、Ｚ＝１〜20、”著者J.R.Stehn等、
Associated Universities Inc.、Brookhaven
National Laboratory、May、1964（BNL
325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.Ａ、Ｚ＝21〜40”、著者M.D。
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、February
1966、（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.Ｂ、Ｚ＝41〜60”、著者M.D.
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、May、
1966（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol。Ｃ、Ｚ＝61〜87”、著者M.D.
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、August、
1966（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.、Ｚ＝88〜98”、著者J.R.Stehn
等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、
February、1965（BNL 325、第２版、付録
２） 第３図には、本発明の概念を使つた中性子検出
器の特定具体例が示されている。中性子検出器に
は密封室３０があつて、これに２つの間隔をおか
れた電極３１と３２が入つている。密封室３０は
ある長さのステンレス鋼管３３から成つていて、
管３３が端栓３４及び３５によつて密封されてい
る。端栓３４には導電体３６を通す備えが含まれ
ており、又端栓３５にはポンプ駆出管３７が含ま
れている。この場合、室３０の壁が電極３１の役
割をする。電極３１と３２は、それぞれ端栓３４
及び３５により支持されているセラミツク絶縁ス
ペーサ３８及び３９によつて互いに絶縁された関
係に維持されている。この具体例では、中心電極
３２がアノードとして働き、そして導電体３６に
電気的に接続されており、導電体３６は室３０中
を任意適当な外部電源まで軸方向に延びている。
電離性ガス例えば水素、アルゴン又はヘリウムが
電極３１と３２の間の空間４０内に配置される。
好ましい具体例にあつては、第３図に示されるよ
うにアノード３２は中空であり、中空な空間４１
は電離性のガスによつて充填されガス補償容積と
して働いている。活性物質と増殖物質の混合物の
薄膜４２がアノード３２の表面上に置かれてい
る。本発明の別の具体例に於いては、カソード３
１の内径に薄膜４２が担持され、あるいはカソー
ド３１とアノード３２の両方に活性物質と増殖物
質の混合物の薄膜を含ませることができる。この
場合は、層４２はＵ―234及びＵ―235をそれぞれ
70：30〜90：10の範囲の比で含む混合物から出来
ていて、アノード３２の外径上に沈積されてい
る。このましい具体例に於いては、Ｕ―234及び
Ｕ―235のそれぞれ80：20混合物が使われる。核
分裂性物質は電気メツキ、高真空中でのスパツタ
リング等によつて電極３１又は３２のいずれかに
沈積される。既に説明したとおり、この分裂性物
質を中性子束にさらすと中性子束に比例してＵ―
235の核分裂が誘発される。これによつて得られ
た高エネルギー中性子と分裂生成物が電極３１と
３２に隣接した電離性のガス中に入りガスイオン
を発生してこれに比例した電流を検出器中に流
す。 本発明によれば、中性子検出器の一部は、Ｕ―
234の中性子捕獲断面積に類似したもしくはこれ
にほぼ合つた中性子捕獲断面積を有する遮蔽物質
から成つている。こうした遮蔽物質の例は前掲の
表中に挙げてある。この具体例にあつては、遮蔽
物質はスリーブ４５を検出器集合体の活性長さＬ
を起えて延在させることによつて検出器内に導入
されている。本発明の別の具体例に於いては、室
３０の壁及び／又は電極３１及び３２を前掲の表
中に示した遮蔽物質の１つで簡単に作成できる。
表に挙げた遮蔽物質のうちでは、Ｕ―234とＵ―
235の活性―増殖混合物を遮蔽するのにイリジウ
ムとハフニウムとが最も適した中性子捕獲断面積
を備えている。しかし、ハフニウムとイリジウム
との間にあつては、ハフニウムがイリジウムのコ
ストの約３％であり機械加工がずつと容易なので
好ましい具体例にあつてはハフニウムが遮蔽物質
として使用される。 第３図に例示されているように検出器に中空の
アノード３２があると、この中空なアノードに、
よつて提供されるガス補償容積が検出器の線形性
を著しく改善する役割をするので好ましい。しか
し、本発明は第４図に例示されている如き中実ア
ノード５０を有する型の従来の中性子検出器につ
いても使える。第４図に例示されている検出器５
１は、第３図に示された具体例で使われている中
空アノード３２の代りに中実アノード５０が使わ
れている以外はあらゆる面で第３図に例示された
検出器と同じである。第３図及び第４図に示され
た具体例では、同じ構成要素を示すのに同じ数字
が使われている。
した。 １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）”、著者Donald J.Hughes ＆ Robert B.
Schwartz、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、July １、
1958（BNL325，第２版） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）”、著者D.J.Hughes、B.A.Magurno ＆
M.K.Brussel、Associated Universities Inc.
、Brookhaven National Laboratory、
January1、1960（BNL 325、第２版、付録
１） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.1、Ｚ＝１〜20、”著者J.R.Stehn等、
Associated Universities Inc.、Brookhaven
National Laboratory、May、1964（BNL
325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.Ａ、Ｚ＝21〜40”、著者M.D。
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、February
1966、（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.Ｂ、Ｚ＝41〜60”、著者M.D.
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、May、
1966（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol。Ｃ、Ｚ＝61〜87”、著者M.D.
Goldberg等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、August、
1966（BNL 325、第２版、付録２） １ “Neutron Cross Sections（中性子断面
積）、Vol.、Ｚ＝88〜98”、著者J.R.Stehn
等、Associated Universities Inc.、
Brookhaven National Laboratory、
February、1965（BNL 325、第２版、付録
２） 第３図には、本発明の概念を使つた中性子検出
器の特定具体例が示されている。中性子検出器に
は密封室３０があつて、これに２つの間隔をおか
れた電極３１と３２が入つている。密封室３０は
ある長さのステンレス鋼管３３から成つていて、
管３３が端栓３４及び３５によつて密封されてい
る。端栓３４には導電体３６を通す備えが含まれ
ており、又端栓３５にはポンプ駆出管３７が含ま
れている。この場合、室３０の壁が電極３１の役
割をする。電極３１と３２は、それぞれ端栓３４
及び３５により支持されているセラミツク絶縁ス
ペーサ３８及び３９によつて互いに絶縁された関
係に維持されている。この具体例では、中心電極
３２がアノードとして働き、そして導電体３６に
電気的に接続されており、導電体３６は室３０中
を任意適当な外部電源まで軸方向に延びている。
電離性ガス例えば水素、アルゴン又はヘリウムが
電極３１と３２の間の空間４０内に配置される。
好ましい具体例にあつては、第３図に示されるよ
うにアノード３２は中空であり、中空な空間４１
は電離性のガスによつて充填されガス補償容積と
して働いている。活性物質と増殖物質の混合物の
薄膜４２がアノード３２の表面上に置かれてい
る。本発明の別の具体例に於いては、カソード３
１の内径に薄膜４２が担持され、あるいはカソー
ド３１とアノード３２の両方に活性物質と増殖物
質の混合物の薄膜を含ませることができる。この
場合は、層４２はＵ―234及びＵ―235をそれぞれ
70：30〜90：10の範囲の比で含む混合物から出来
ていて、アノード３２の外径上に沈積されてい
る。このましい具体例に於いては、Ｕ―234及び
Ｕ―235のそれぞれ80：20混合物が使われる。核
分裂性物質は電気メツキ、高真空中でのスパツタ
リング等によつて電極３１又は３２のいずれかに
沈積される。既に説明したとおり、この分裂性物
質を中性子束にさらすと中性子束に比例してＵ―
235の核分裂が誘発される。これによつて得られ
た高エネルギー中性子と分裂生成物が電極３１と
３２に隣接した電離性のガス中に入りガスイオン
を発生してこれに比例した電流を検出器中に流
す。 本発明によれば、中性子検出器の一部は、Ｕ―
234の中性子捕獲断面積に類似したもしくはこれ
にほぼ合つた中性子捕獲断面積を有する遮蔽物質
から成つている。こうした遮蔽物質の例は前掲の
表中に挙げてある。この具体例にあつては、遮蔽
物質はスリーブ４５を検出器集合体の活性長さＬ
を起えて延在させることによつて検出器内に導入
されている。本発明の別の具体例に於いては、室
３０の壁及び／又は電極３１及び３２を前掲の表
中に示した遮蔽物質の１つで簡単に作成できる。
表に挙げた遮蔽物質のうちでは、Ｕ―234とＵ―
235の活性―増殖混合物を遮蔽するのにイリジウ
ムとハフニウムとが最も適した中性子捕獲断面積
を備えている。しかし、ハフニウムとイリジウム
との間にあつては、ハフニウムがイリジウムのコ
ストの約３％であり機械加工がずつと容易なので
好ましい具体例にあつてはハフニウムが遮蔽物質
として使用される。 第３図に例示されているように検出器に中空の
アノード３２があると、この中空なアノードに、
よつて提供されるガス補償容積が検出器の線形性
を著しく改善する役割をするので好ましい。しか
し、本発明は第４図に例示されている如き中実ア
ノード５０を有する型の従来の中性子検出器につ
いても使える。第４図に例示されている検出器５
１は、第３図に示された具体例で使われている中
空アノード３２の代りに中実アノード５０が使わ
れている以外はあらゆる面で第３図に例示された
検出器と同じである。第３図及び第４図に示され
た具体例では、同じ構成要素を示すのに同じ数字
が使われている。
第１図は原子炉炉心内の中性子検出器の略図、
第２図は原子炉炉心内の中性子束を測定する為の
中性子検出器とこれに接続された回路の略図、第
３図は本発明の一具体例を導入した中性子検出器
の略図、そして第４図は本発明の別の具体例を示
した略図である。 １，３０，５１…中性子検出器、２…原子炉、
１１，１２，３１，３２，５０…電極、１３，４
０，…ガス用空間、１７，４５…スリーブ、１４
…分裂性物質被膜（活性物質及び増殖性物質の混
合物から成る層）、４２…活性物質―増殖性物質
層。
第２図は原子炉炉心内の中性子束を測定する為の
中性子検出器とこれに接続された回路の略図、第
３図は本発明の一具体例を導入した中性子検出器
の略図、そして第４図は本発明の別の具体例を示
した略図である。 １，３０，５１…中性子検出器、２…原子炉、
１１，１２，３１，３２，５０…電極、１３，４
０，…ガス用空間、１７，４５…スリーブ、１４
…分裂性物質被膜（活性物質及び増殖性物質の混
合物から成る層）、４２…活性物質―増殖性物質
層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ ２つの電極が密封室の内部に間隔をおいて配
置され、 電離性ガスが前記電極を隔てる空間に配置さ
れ、 活性物質と増殖性物質の混合物からなる層が前
記密封室の内部に配置され、 遮蔽物質は、前記活性物質と前記増殖性物質が
曝らされる中性子束を減少する位置に配置されて
中性子検出器の一部分をなし、 前記増殖性物質と前記遮蔽物質とがほぼ合致し
た中性子捕獲断面積曲線を有していることを特徴
とする中性子検出器。 ２ 前記遮蔽物質が熱エネルギ中性子に対して大
きな中性子捕獲断面積を有しかつ増殖性物質の低
エネルギー中性子捕獲断面積共鳴ピークに近い中
性子捕獲断面積共鳴ピークを有する特許請求の範
囲第１項記載の中性子検出器。 ３ 前記活性物質と前記増殖性物質がそれぞれＵ
―235とＵ―234である特許請求の範囲第１項又は
第２項記載の中性子検出器。 ４ 活性物質と増殖性物質の混合物がＵ―234と
Ｕ―235の70：30〜90：10範囲の比の混合物から
成つている特許請求の範囲第３項記載の中性子検
出器。 ５ 活性物質と増殖性物質との混合物がＵ―234
とＵ―235の80：20混合物から成つている特許請
求の範囲第４項記載の中性子検出器。 ６ 遮蔽物質が0.0253eVにおいて大きい中性子
捕獲断面積を有し5.19eV近くに共鳴ピークを有
している特許請求の範囲第３項乃至第５項のいず
れかに記載の中性子検出器。 ７ 前記遮蔽物質がイリジウム、ジスプロシウ
ム、エルビウム、ツリウム、ハフニウム、硼素、
銀、金、ルテチウム、ウラン―234又はこれ等の
２種以上の混合物である特許請求の範囲第１項乃
至第６項のいずれかに記載の中性子検出器。 ８ 前記遮蔽物質がハフニウムである特許請求の
範囲第１項乃至第７項のいずれかに記載の中性子
検出器。 ９ 前記室が遮蔽物質からできている特許請求の
範囲第１項乃至第８項のいずれかに記載の中性子
検出器。 １０ 前記室が該室の活性長さを越えて延びた活
性長さの遮蔽物質製のスリーブを更に含んでいる
特許請求の範囲第１項乃至第９項のいずれかに記
載の中性子検出器。 １１ 前記電極の１つが遮蔽物質でできている特
許請求の範囲第１項乃至第１０項のいずれかに記
載の中性子検出器。 １２ 前記電極のいずれも遮蔽物質でできている
特許請求の範囲第１項乃至第１０項のいずれかに
記載の中性子検出器。 １３ 電極の１つが活性物質と増殖性物質の混合
物の層を含んでいる特許請求の範囲第１項乃至第
１２項のいずれかに記載の中性子検出器。 １４ 電極のそれぞれに活性物質と増殖性物質の
混合物の層を含んでいる特許請求の範囲第１項乃
至第１２項のいずれかに記載の中性子検出器。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US05/766,717 US4121106A (en) | 1977-02-08 | 1977-02-08 | Shielded regenerative neutron detector |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54108196A JPS54108196A (en) | 1979-08-24 |
| JPS6261906B2 true JPS6261906B2 (ja) | 1987-12-23 |
Family
ID=25077298
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1203178A Granted JPS54108196A (en) | 1977-02-08 | 1978-02-07 | Neutron detector |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4121106A (ja) |
| JP (1) | JPS54108196A (ja) |
| DE (1) | DE2804821A1 (ja) |
| ES (1) | ES466585A1 (ja) |
| IT (1) | IT1092035B (ja) |
| SE (1) | SE422511B (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4634568A (en) | 1983-10-19 | 1987-01-06 | General Electric Company | Fixed incore wide range neutron sensor |
| US4614635A (en) * | 1983-12-12 | 1986-09-30 | General Electric Company | Fission-couple neutron sensor |
| DE19636455A1 (de) * | 1996-09-07 | 1998-03-12 | Sauerwein Isotopen Tech | Vorrichtung zur Aktivitätsbestimmung einer Beta-Strahlenquelle |
| JP4299927B2 (ja) * | 1998-08-31 | 2009-07-22 | 株式会社東芝 | 中性子束計測装置 |
| EP0994367B1 (en) * | 1998-10-14 | 2005-08-17 | General Electric Company | Gamma resistant dual range neutron detector |
| US20030213917A1 (en) * | 2002-05-20 | 2003-11-20 | General Electric Company | Gamma resistant dual range neutron detector |
| CA2574835A1 (en) * | 2004-07-29 | 2006-10-19 | Kansas State University Research Foundation | Micro neutron detectors |
| KR200385289Y1 (ko) * | 2005-03-17 | 2005-05-25 | 주식회사 요진코스메플라스트 | 화장품 용기 |
| JP4829052B2 (ja) * | 2006-09-07 | 2011-11-30 | 株式会社東芝 | 中性子検出器の製造方法 |
| FR2925975B1 (fr) * | 2007-12-26 | 2016-05-27 | Areva Np | Conteneur de transport pour assemblage de combustible nucleaire, et procede de transport d'un assemblage de combustible nucleaire |
| US8129690B2 (en) * | 2009-04-13 | 2012-03-06 | General Electric Company | High sensitivity B-10 neutron detectors using high surface area inserts |
| 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 |
|---|---|---|---|---|
| JPS4870579A (ja) * | 1971-12-24 | 1973-09-25 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1046235A (en) * | 1963-08-23 | 1966-10-19 | English Electric Co Ltd | Radiation detectors |
| US3742274A (en) * | 1971-02-04 | 1973-06-26 | Westinghouse Electric Corp | Neutron detector |
| US3860845A (en) * | 1973-06-27 | 1975-01-14 | Westinghouse Electric Corp | Long life proportional counter radiation detector |
-
1977
- 1977-02-08 US US05/766,717 patent/US4121106A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-01-30 IT IT19772/78A patent/IT1092035B/it active
- 1978-02-02 ES ES466585A patent/ES466585A1/es not_active Expired
- 1978-02-04 DE DE19782804821 patent/DE2804821A1/de not_active Withdrawn
- 1978-02-07 JP JP1203178A patent/JPS54108196A/ja active Granted
- 1978-02-08 SE SE7801476A patent/SE422511B/sv not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4870579A (ja) * | 1971-12-24 | 1973-09-25 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES466585A1 (es) | 1979-02-01 |
| IT1092035B (it) | 1985-07-06 |
| SE7801476L (sv) | 1978-08-09 |
| SE422511B (sv) | 1982-03-08 |
| JPS54108196A (en) | 1979-08-24 |
| DE2804821A1 (de) | 1978-08-10 |
| US4121106A (en) | 1978-10-17 |
| IT7819772A0 (it) | 1978-01-30 |
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