RU2018145437A - Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора - Google Patents
Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2018145437A RU2018145437A RU2018145437A RU2018145437A RU2018145437A RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A RU 2018145437 A RU2018145437 A RU 2018145437A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel rod
- nuclear reactor
- neutron
- channel
- moderator
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
- G21G4/02—Neutron sources
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21B—FUSION REACTORS
- G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- 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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
-
- 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
Claims (78)
1. Система для активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем система содержит:
генератор нейтронов с электрическим приводом, содержащий ионный источник, ускоритель и мишень;
замедлитель, расположенный вокруг генератора нейтронов и выполненный с возможностью замедления нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов;
канал для первого топливного стержня, расположенный внутри замедлителя, причем канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора и воздействия на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами; и
множество детекторов излучения,
в которой нейтроны индуцируют вспомогательное излучение мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию, обнаруживаемые множеством детекторов излучения для определения количества делящегося вещества в первом топливном стержне ядерного реактора и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
2. Система по п. 1, в которой канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора, содержащего выгорающий поглотитель.
3. Система по п. 2, в которой канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов.
4. Система по п. 3, в которой внутренняя надтепловая оболочка дополнительно содержит внутренний слой, выполненный с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области, причем внутренний слой расположен концентрично относительно наружного слоя.
5. Система по п. 4, в которой внутренний слой выполнен из бериллия.
6. Система по любому из пп. 2–4, в которой канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем первого топливного стержня ядерного реактора, содержащего гадолиний или бор.
7. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, причем надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения.
8. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой ионный источник представляет собой микроволновой ионный источник или ионный источник на основе электронного циклотронного резонанса (ЭЦР).
9. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой мишень представляет собой твердую мишень, состоящую из по меньшей мере одного из титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия.
10. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой замедлитель содержит камеру, расположенную вокруг мишени, замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный вокруг замедлителя нейтронов.
11. Система по п. 10, в которой камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик.
12. Система по п. 11, в которой камера содержит жидкость Fluorinert.
13. Система по любому из пп. 10–12, в которой замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, состоит из графита, D2O или полиэтилена.
14. Система по любому из пп. 10–13, в которой дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена.
15. Система по любому из пп. 10–14, в которой дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена с содержанием бора 5 %.
16. Система по любому из предыдущих пунктов, в которой канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из выгорающего поглотителя и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов.
17. Система по любому из предыдущих пунктов, дополнительно содержащая канал для второго топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем второго топливного стержня ядерного реактора и воздействия на второй топливный стержень ядерного реактора потоком тепловых нейтронов с заданными свойствами,
в которой канал для второго топливного стержня расположен внутри замедлителя, и
в которой тепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию во втором топливном стержне ядерного реактора, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора.
18. Система по п. 17, в которой канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой состоит из полиэтилена.
19. Система по любому из предыдущих пунктов, дополнительно содержащая по меньшей мере один дополнительный канал для топливного стержня, выполненный с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора и воздействия на топливный стержень ядерного реактора потоком надтепловых нейтронов или потоком тепловых нейтронов,
в которой нейтроны потока надтепловых нейтронов или потока тепловых нейтронов индуцируют вспомогательное излучение гамма-лучей, нейтронное излучение или их комбинацию в топливном стержне ядерного реактора, которое обнаруживается по меньшей мере одним из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора.
20. Система по п. 17,
в которой мишень представляет собой твердую мишень из титана;
в которой замедлитель нейтронов состоит из графита;
в которой дополнительный замедлитель нейтронов состоит из борированного полиэтилена;
в которой канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из гадолиния и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов, а внутренний слой состоит из бериллия и выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области энергий;
в которой канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, содержащего гадолиний;
в которой канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой состоит из полиэтилена; и
в которой канал для второго топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель.
21. Система по п. 17,
в которой мишень представляет собой твердую мишень из титана;
в которой замедлитель нейтронов состоит из графита;
в которой дополнительный замедлитель нейтронов состоит из борированного полиэтилена;
в которой канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку, наружный слой которой состоит из бора и выполнен с возможностью поглощения тепловых нейтронов, а внутренний слой состоит из бериллия и выполнен с возможностью рассеяния быстрых нейтронов в надтепловой области энергий;
в которой канал для первого топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, содержащего бор;
в которой канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой состоит из полиэтилена; и
в которой канал для второго топливного стержня выполнен с возможностью размещения в нем топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель.
22. Способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора, причем способ предусматривает:
генерирование нейтронов с помощью генератора нейтронов с электрическим приводом, содержащего ионный источник, ускоритель и мишень;
замедление нейтронов с помощью замедлителя, расположенного вокруг генератора нейтронов;
размещение первого топливного стержня ядерного реактора в канале для первого топливного стержня, расположенного внутри замедлителя;
воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами для индуцирования вспомогательного излучения мгновенных и запаздывающих гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и
обнаружение вспомогательного излучения с помощью множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине первого топливного стержня ядерного реактора.
23. Способ по п. 22, в котором первый топливный стержень ядерного реактора содержит выгорающий поглотитель.
24. Способ по п. 22 или 23, в котором первый топливный стержень ядерного реактора содержит гадолиний или бор.
25. Способ по любому из пп. 22–24, в котором поток нейтронов с заданными параметрами представляет собой поток надтепловых нейтронов, и надтепловые нейтроны индуцируют вспомогательное излучение, обнаруживаемое множеством детекторов излучения.
26. Способ по любому из пп. 22–25,
в котором канал для первого топливного стержня содержит внутреннюю надтепловую оболочку со слоем из выгорающего поглотителя; и
в котором воздействие на первый топливный стержень ядерного реактора потоком нейтронов с заданными параметрами предусматривает поглощение тепловых нейтронов наружным слоем внутренней надтепловой оболочки.
27. Способ по п. 26, дополнительно предусматривающий рассеяние быстрых нейтронов в надтепловой области энергий внутренним слоем внутренней надтепловой оболочки.
28. Способ по любому из пп. 22–27, дополнительно предусматривающий:
размещение второго топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в канале для второго топливного стержня;
воздействие на второй топливный стержень ядерного реактора потоком тепловых нейтронов с заданными свойствами для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и
обнаружение вспомогательного излучения второго топливного стержня ядерного реактора с помощью по меньшей мере одного из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине второго топливного стержня ядерного реактора.
29. Способ по п. 28,
в котором канал для второго топливного стержня содержит внутреннюю тепловую оболочку, наружный слой которой состоит из алюминия, а внутренний слой состоит из полиэтилена; и
способ дополнительно предусматривает уменьшение плотности надтепловых нейтронов с помощью внутреннего слоя и наружного слоя внутренней тепловой оболочки.
30. Способ по любому из пп. 22–29, дополнительно предусматривающий:
размещение топливного стержня ядерного реактора, который не содержит выгорающий поглотитель, в по меньшей мере одном дополнительном канале для топливного стержня;
воздействие на топливный стержень ядерного реактора потоком надтепловых нейтронов с заданными свойствами или потоком тепловых нейтронов для индуцирования вспомогательного излучения гамма-лучей, нейтронного излучения или их комбинации; и
обнаружение вспомогательного излучения топливного стержня ядерного реактора по меньшей мере другим из множества детекторов излучения для определения количества делящегося вещества и пространственного распределения делящегося вещества по длине топливного стержня ядерного реактора.
31. Способ по любому из пп. 22–30,
в котором мишень представляет собой твердую мишень, содержащую атомы дейтерия, и
в котором генерирование нейтронов с помощью генератора нейтронов с электрическим приводом предусматривает обстрел твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия для генерирования нейтронов в результате термоядерной реакции дейтерий–дейтерий.
32. Способ по п. 31, дополнительно предусматривающий восполнение атомов дейтерия, содержащихся в твердой мишени, за счет облучения твердой мишени пучком ускоренных ионов дейтерия.
33. Способ по п. 32, в котором твердая мишень состоит из по меньшей мере одного из титана, меди, циркония, урана, палладия или алюминия.
34. Способ по любому из пп. 22–33, в котором замедлитель содержит камеру, расположенную вокруг мишени, замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, и дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный вокруг замедлителя нейтронов, и
в котором замедление нейтронов с помощью замедлителя предусматривает применение замедлителя нейтронов для замедления до тепловой скорости нейтронов, сгенерированных генератором нейтронов с электрическим приводом, и поглощение замедленных до тепловой скорости нейтронов дополнительным замедлителем нейтронов.
35. Способ по п. 34, в котором замедлитель нейтронов, расположенный вокруг камеры, состоит из графита, D2O или полиэтилена, и
в котором дополнительный замедлитель нейтронов состоит из полиэтилена.
36. Способ по п. 34 или п. 35, в котором камера содержит твердый, жидкий или газообразный диэлектрик.
37. Способ по п. 36, в котором камера представляет собой камеру Fluorinert, содержащую жидкость Fluorinert.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US201662347969P | 2016-06-09 | 2016-06-09 | |
| US62/347,969 | 2016-06-09 | ||
| PCT/US2017/036744 WO2018067208A2 (en) | 2016-06-09 | 2017-06-09 | System and method for performing active scanning of a nuclear fuel rod |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2018145437A true RU2018145437A (ru) | 2020-07-09 |
| RU2018145437A3 RU2018145437A3 (ru) | 2020-10-15 |
| RU2749836C2 RU2749836C2 (ru) | 2021-06-17 |
Family
ID=60574073
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018145437A RU2749836C2 (ru) | 2016-06-09 | 2017-06-09 | Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US10896768B2 (ru) |
| EP (1) | EP3469341B1 (ru) |
| JP (1) | JP6993356B2 (ru) |
| KR (1) | KR102398911B1 (ru) |
| CN (1) | CN109690300B (ru) |
| BR (1) | BR112018075461B1 (ru) |
| DK (1) | DK3469341T3 (ru) |
| RU (1) | RU2749836C2 (ru) |
| WO (1) | WO2018067208A2 (ru) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101906854B1 (ko) * | 2017-07-25 | 2018-10-11 | 한전원자력연료 주식회사 | 이동형 핵연료 집합체 구조 변형 측정장비 |
| US10838087B2 (en) | 2018-12-20 | 2020-11-17 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for real-time measurement of fissile content within chemical and material handling processes |
| CN109752396B (zh) * | 2018-12-28 | 2021-07-20 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 燃料棒x射线检测用压合式自动旋转装置 |
| CN109949952B (zh) * | 2019-04-02 | 2024-04-05 | 中国科学院高能物理研究所 | 核燃料棒富集度无源检测系统 |
| CN109949953B (zh) * | 2019-04-02 | 2021-07-13 | 中国科学院高能物理研究所 | 核燃料棒富集度无源检测系统及富集度重构方法 |
| KR20230038408A (ko) | 2019-10-11 | 2023-03-20 | 비더블유엑스티 뉴클리어 에너지 캐나다 인코포레이티드 | 결함이 있는 연료 다발 위치확인 시스템 |
| CN111736201B (zh) * | 2020-05-25 | 2023-11-14 | 中国核电工程有限公司 | 一种核燃料棒有源检测系统及方法 |
| CN111816334A (zh) * | 2020-07-20 | 2020-10-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种辐照监督管 |
Family Cites Families (36)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3636353A (en) * | 1968-05-13 | 1972-01-18 | Nat Nuclear Corp | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons |
| DE1912982A1 (de) * | 1969-03-14 | 1970-10-01 | Interatom | Vorrichtung zur zerstoerunsfreien und getrennten Bestimmung der Konzentrationen spaltbarer Stoffe in einem Pruefkoerper |
| US3707631A (en) * | 1970-04-02 | 1972-12-26 | Nat Nuclear Corp | Nuclear fuel assay system |
| US3728544A (en) * | 1970-07-24 | 1973-04-17 | Nat Nuclear Corp | Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel |
| US3786256A (en) * | 1971-11-18 | 1974-01-15 | Nat Nuclear Corp | Method and apparatus for nuclear fuel assay with a neutron source and coincident fission neutron detectors |
| US3755675A (en) * | 1972-11-03 | 1973-08-28 | Atomic Energy Commission | Nondestructive analysis of fuel pins |
| CN85105433A (zh) * | 1984-07-02 | 1987-01-14 | 西屋电气公司 | 燃料组件 |
| JPS61144223A (ja) | 1984-12-18 | 1986-07-01 | Sankyo Alum Ind Co Ltd | 複合湾曲形材の製造方法 |
| JPS646849A (en) * | 1987-06-30 | 1989-01-11 | Nippon Atomic Ind Group Co | Fuel rod inspection apparatus |
| US4902467A (en) * | 1988-08-31 | 1990-02-20 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
| US4902647A (en) | 1988-10-21 | 1990-02-20 | The United States Of American As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration | Surface modification using low energy ground state ion beams |
| JPH02222885A (ja) * | 1989-02-14 | 1990-09-05 | Toshiba Corp | 核燃料物質の非破壊分析方法およびその装置 |
| JPH04289497A (ja) * | 1991-03-18 | 1992-10-14 | Toshiba Corp | 核分裂性物質の測定方法およびその測定装置 |
| JPH0824573B2 (ja) | 1992-07-28 | 1996-03-13 | カゴメ株式会社 | キチナーゼ、キチナーゼ遺伝子及びキチナーゼの製法 |
| CN1032833C (zh) * | 1992-12-26 | 1996-09-18 | 天津纺织工学院 | 中子和γ射线辐射屏蔽材料 |
| US5703371A (en) * | 1996-08-12 | 1997-12-30 | General Electric Company | Modified notched energy filter neutron radiography camera for non-destructive determination of hydrogen content of irradiated BWR fuel elements |
| US7139349B2 (en) | 2001-03-16 | 2006-11-21 | The Regents Of The University Of California | Spherical neutron generator |
| US7342988B2 (en) * | 2002-02-06 | 2008-03-11 | The Regents Of The University Of California | Neutron tubes |
| US20070237281A1 (en) * | 2005-08-30 | 2007-10-11 | Scientific Drilling International | Neutron generator tube having reduced internal voltage gradients and longer lifetime |
| CN1834632B (zh) * | 2006-04-17 | 2011-03-16 | 南京大陆中电科技股份有限公司 | 基于脉冲快热中子瞬发伽玛射线分析技术的水泥物料成份在线检测系统 |
| CN101090007B (zh) * | 2006-06-16 | 2010-09-15 | 秦山第三核电有限公司 | 破损燃料定位检测方法 |
| JP2008202942A (ja) * | 2007-02-16 | 2008-09-04 | Kyoto Univ | 核融合中性子生成装置 |
| CA2710985C (en) | 2007-12-28 | 2017-03-21 | Gregory Piefer | High energy proton or neutron source |
| US8050377B2 (en) * | 2008-05-01 | 2011-11-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Irradiation target retention systems, fuel assemblies having the same, and methods of using the same |
| CN201359858Y (zh) * | 2008-11-27 | 2009-12-09 | 中国核电工程有限公司 | 252Cf中子活化核燃料棒235U富集度及均匀性检测装置装源棒 |
| KR100988574B1 (ko) * | 2008-12-26 | 2010-10-18 | 한전원자력연료 주식회사 | 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기 |
| CN201378438Y (zh) * | 2009-03-04 | 2010-01-06 | 中国核电工程有限公司 | 一种252Cf中子活化核燃料棒232U富集度及均匀性的γ射线测量探测器 |
| KR20100119194A (ko) * | 2009-04-30 | 2010-11-09 | 한국원자력연구원 | 펄스형 ｄ-ｄ 중성자 발생장치를 이용한 핵연료봉 농축도 비파괴 검사방법 |
| FR2945373B1 (fr) * | 2009-05-05 | 2014-06-06 | Realisations Nucleaires Sa D Et | Dispositif et appareil pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucleaire |
| JP6037835B2 (ja) * | 2009-11-06 | 2016-12-07 | テラパワー， エルエルシー | 核分裂原子炉における反応度を制御するためのシステムおよび方法 |
| JP6002579B2 (ja) | 2009-12-15 | 2016-10-05 | フェニックス ニュークリア ラブズ エルエルシー | 貨物専用コンテナの内容物を検査する装置及び貨物専用コンテナ内の物質を識別する方法 |
| KR101076391B1 (ko) * | 2009-12-23 | 2011-10-25 | 한국수력원자력 주식회사 | 핵연료봉 비파괴 검사장치 |
| US20130129027A1 (en) | 2011-11-21 | 2013-05-23 | Richard Harris Pantell | High Flux Neutron Source |
| CN102590252A (zh) * | 2012-02-27 | 2012-07-18 | 长春工业大学 | 用d-d中子发生器快速检测铁矿石铁含量的装置 |
| KR101799915B1 (ko) | 2013-07-09 | 2017-11-21 | 피닉스 뉴클리어 랩스 엘엘씨 | 높은 신뢰성, 긴 수명, 음이온 소스 |
| EP3214622B1 (en) * | 2014-03-19 | 2020-07-08 | Phoenix, LLC | System for producing high neutron flux and use thereof in non destructive testing. |
-
2017
- 2017-06-09 US US15/618,590 patent/US10896768B2/en active Active
- 2017-06-09 EP EP17858843.0A patent/EP3469341B1/en active Active
- 2017-06-09 WO PCT/US2017/036744 patent/WO2018067208A2/en unknown
- 2017-06-09 BR BR112018075461-7A patent/BR112018075461B1/pt active IP Right Grant
- 2017-06-09 DK DK17858843.0T patent/DK3469341T3/da active
- 2017-06-09 KR KR1020197000630A patent/KR102398911B1/ko active IP Right Grant
- 2017-06-09 CN CN201780048327.8A patent/CN109690300B/zh active Active
- 2017-06-09 JP JP2018564980A patent/JP6993356B2/ja active Active
- 2017-06-09 RU RU2018145437A patent/RU2749836C2/ru active
-
2021
- 2021-01-19 US US17/152,008 patent/US11728055B2/en active Active
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP3469341B1 (en) | 2021-04-21 |
| US20170358375A1 (en) | 2017-12-14 |
| US20210280329A1 (en) | 2021-09-09 |
| CN109690300B (zh) | 2022-06-03 |
| CN109690300A (zh) | 2019-04-26 |
| DK3469341T3 (en) | 2021-06-07 |
| EP3469341A4 (en) | 2020-03-04 |
| RU2018145437A3 (ru) | 2020-10-15 |
| KR102398911B1 (ko) | 2022-05-17 |
| RU2749836C2 (ru) | 2021-06-17 |
| WO2018067208A2 (en) | 2018-04-12 |
| US11728055B2 (en) | 2023-08-15 |
| KR20190039073A (ko) | 2019-04-10 |
| BR112018075461B1 (pt) | 2023-01-17 |
| BR112018075461A2 (pt) | 2019-03-19 |
| US10896768B2 (en) | 2021-01-19 |
| JP6993356B2 (ja) | 2022-01-13 |
| WO2018067208A3 (en) | 2018-05-17 |
| EP3469341A2 (en) | 2019-04-17 |
| JP2019517678A (ja) | 2019-06-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2018145437A (ru) | Система и способ активного сканирования топливного стержня ядерного реактора | |
| US4599515A (en) | Moderator and beam port assembly for neutron radiography | |
| Zou et al. | PKUNIFTY: A neutron imaging facility based on an RFQ accelerator | |
| Zhang et al. | 149 Sm (n, α) 146 Nd cross sections in the MeV energy region | |
| Ghasemi et al. | Design of a radiation shield for an HPGe detector for a reactor-based PGNAA facility | |
| JP6661525B2 (ja) | 中性子発生装置 | |
| US20110129049A1 (en) | Very large enhancements of thermal neutron fluxes resulting in a very large enhancement of the production of molybdenum-99 | |
| Wilson et al. | The LICORNE neutron source and measurements of prompt γ-rays emitted in fission | |
| Takada et al. | Development of fast-neutron directional detector for fusion neutron profile monitor at LHD | |
| US20120121053A1 (en) | Very Large Enhancements of Thermal Neutron Fluxes Resulting in a Very Large Enhancement of the Production of Molybdenum-99 Including Spherical Vessels | |
| JP2002257996A (ja) | 中性子発生装置 | |
| Li et al. | Simulation design of the collimator for thermal neutron radiography facility based on neutron tube | |
| Stoulos et al. | Electron accelerator driven system for transmutation studies | |
| Liu et al. | Integral experiments on thorium assemblies with DT neutron source | |
| Zhang et al. | PGNAA neutron source moderation setup optimization | |
| Struev et al. | External neutron source for research reactor based on linear accelerator and beryllium target | |
| Jin et al. | Application of In-beam Activation Analysis in Elemental Distribution Analysis | |
| Pradana et al. | ESTIMATION OF NEUTRON AND PROMPT PHOTON DOSE RATE DISTRIBUTION IN TMSR-500 USING MCNP6 | |
| Varmuza et al. | The analysis of neutron field with spectral filters | |
| RU2022382C1 (ru) | Способ облучения материалов нейтронами | |
| Roy et al. | Physics and Design of Sources for Neutron Imaging | |
| Kino et al. | Design of a Collimator System of a Neutron Beam Line for Neutron-Nucleus Reaction Measurements | |
| Jiang et al. | Moderation device design for detecting hidden highly enriched uranium based on DT neutron generator | |
| Demtröder | Applications of Nuclear-and High Energy Physics | |
| Chernitskiy et al. | Neutronic model of a fusion neutron source |