RU2137155C1 - Unit of detectors measuring neutron flux - Google Patents
Unit of detectors measuring neutron flux Download PDFInfo
- Publication number
- RU2137155C1 RU2137155C1 RU98118479/25A RU98118479A RU2137155C1 RU 2137155 C1 RU2137155 C1 RU 2137155C1 RU 98118479/25 A RU98118479/25 A RU 98118479/25A RU 98118479 A RU98118479 A RU 98118479A RU 2137155 C1 RU2137155 C1 RU 2137155C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- sensitive
- sensitive volume
- measuring
- reaction
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области технической физики, а точнее - к области регистрации нейтронов. Наиболее эффективно изобретение может быть использовано в процессе изготовления блоков, узлов, каналов для измерения потока нейтронов на основе ионизационной камеры и счетчика, применении в системе управления и защиты ядерного реактора, критической сборки и других источников нейтронов. The invention relates to the field of technical physics, and more specifically to the field of neutron detection. The invention can be most effectively used in the manufacturing process of blocks, assemblies, channels for measuring the neutron flux based on an ionization chamber and counter, application in the control and protection system of a nuclear reactor, critical assembly and other neutron sources.
Известна скомпенсированная по току от фонового γ-излучения газонаполненная ионизационная камера типа КНК, содержащая нейтроночувствительный объем, в который помещен борный радиатор в твердой или газовой фазе, и электрически изолированный сигнальный электрод, предназначенный для соединения линией электрической связи с трактом измерения электрического тока (см., например, Чукляев С. В., Грудский М.Я., Артемьев В.А. Вторично-эмиссионные детекторы ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1995, с. 178-182). A gas-filled KNK-type gas-filled ionization chamber containing a neutron-sensitive volume in which a boron radiator is placed in a solid or gas phase, and an electrically insulated signal electrode intended to be connected by an electric communication line to an electric current measuring path (see. , for example, Chuklyaev S.V., Grudsky M.Ya., Artemyev V.A. Secondary-emission detectors of ionizing radiation. M., Energoatomizdat, 1995, p. 178-182).
Работа этого детектора основана на преобразовании потока нейтронов в электрический ток, возникающий в чувствительном объеме под воздействием продуктов реакции нуклида 10B с нейтронами.The operation of this detector is based on the conversion of a neutron flux into an electric current arising in a sensitive volume under the influence of the reaction products of a 10 V nuclide with neutrons.
Недостатком этого детектора является наличие собственного фонового тока, значение которого вносит нелинейный вклад в сигнал от нейтронов и практически не позволяет измерить ток от нейтронов с погрешностью менее 2% при плотности потока тепловых нейтронов ниже 3•103 см-2•с-1. На фоне сопутствующего γ-излучения нижняя граница фонового тока может возрастать на один - два десятичных порядка.The disadvantage of this detector is the presence of its own background current, the value of which makes a nonlinear contribution to the signal from neutrons and practically does not allow measuring the current from neutrons with an error of less than 2% at a flux density of thermal neutrons below 3 • 10 3 cm -2 • s -1 . Against the background of concomitant gamma radiation, the lower boundary of the background current can increase by one to two decimal orders.
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению по большинству сходных признаков является блок ионизационных камер типа КНУ, содержащий два нейтроночувствительных объема, один из которых содержит нуклид 10B, испускающий заряженные частицы в реакции с нейтронами, и электрически изолированный сигнальный электрод, предназначенный для соединения линией электрической связи с трактом измерения электрического тока, а второй нейтроночувствительный объем содержит электрически изолированный сигнальный электрод, предназначенный для соединения с трактом измерения скорости счета импульсов реакции (см. Чукляев С.В., Пепелышев Ю.Н., Уваров Н.А. и др. Блоки ионизационных камер для измерения потока нейтронов в реакторах. Приборы и техника эксперимента, 1997, N 3, с. 14-23).The closest to the proposed technical solution for most of the similar features is a KNU-type ionization chamber block containing two neutron-sensitive volumes, one of which contains a 10 B nuclide emitting charged particles in a reaction with neutrons, and an electrically isolated signal electrode designed to be connected by an electric communication line with a path for measuring electric current, and the second neutron-sensitive volume contains an electrically insulated signal electrode designed for unity with the path for measuring the count rate of reaction pulses (see Chuklyaev S.V., Pepelyshev Yu.N., Uvarov N.A. et al. Blocks of ionization chambers for measuring the neutron flux in reactors. Instruments and experimental equipment, 1997,
Недостатком этого блока является высокое значение собственного фонового тока в борсодержащем объеме, обусловленное вкладом дополнительного объема, содержащего делящийся материал, что обусловливает необходимость применения дополнительного тракта измерения скорости счета импульсов реакции. The disadvantage of this unit is the high value of the intrinsic background current in the boron-containing volume, due to the contribution of the additional volume containing fissile material, which necessitates the use of an additional path for measuring the count rate of the reaction pulses.
Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что в блоке детекторов для измерения потока нейтронов, содержащем два нейтроночувствительных объема, первый из которых содержит нуклид, испускающий заряженные частицы в реакции с нейтронами, и электрически изолированный сигнальный электрод, предназначенный для соединения линией электрической связи со входом тракта измерения электрического тока, а второй нейтроночувствительный объем содержит электрически изолированный сигнальный электрод, предназначенный для соединения со входом тракта измерения скорости счета импульсов реакции, второй нейтроночувствительный объем содержит испускающий заряженные частицы в реакции с нейтронами радиатор, чувствительность K которого
δ•K1•Nmin/Ib1 ≤ K = K2 ≤ δ2•K1/(Ib1•χ•τ),
где 1 < χ < D - коэффициент перекрытия линейных участков нагрузочной характеристики в режимах измерения скорости счета импульсов реакции и электрического тока; D = Nmax/Nmin = δ/Nmin•τ - диапазон загрузки тракта измерения скорости счета импульсов реакции; Nmax - максимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов реакции; Nmin - минимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов реакции; τ - средняя длительность импульса тока, возникающего во втором нейтроночувствительном объеме в реакции с нейтронами; δ - относительное отклонение нагрузочной характеристики от линейной; K1 - токовая чувствительность первого нейтроночувствительного объема; Ib1 - собственный фоновый ток в первом нейтроночувствительном объеме; K2 - максимальная чувствительность к нейтронам второго нейтроночувствительного объема,
при этом отношение собственного фонового тока во втором нейтроночувствительном объеме к фоновому току в первом нейтроночувствительном объеме больше отношения их токовых чувствительностей к нейтронам Q•K2/K1 не более, чем в D1/ χ раз, где Q - средний заряд, возникающий во втором нейтроночувствительном объеме на одну реакцию, сопровождающуюся вылетом заряженных частиц из нейтроночувствительного радиатора; D1 - относительный диапазон линейности нагрузочной характеристики первого нейтроночувствительного объема,
при этом первый нейтроночувствительный объем образован электрическим соединением сигнальных электродов аналогичных чувствительных объемов, второй нейтроночувствительный объем образован электрическим соединением сигнальных электродов аналогичных чувствительных объемов, к тому же K2 ≥ K1/Q, при этом значение
Ib1 < δ•DQ•Nmin = δ2•Q/τ.
Предложенное устройство удовлетворяет критерию изобретения "новизна" и "изобретательский уровень" несмотря на известность некоторых использованных признаков, так как совокупность изложенных признаков, взятая в новой взаимосвязи, позволяет упростить конструкцию блока и сохранить линейный участок нагрузочной характеристики при заданном относительном отклонении δ за счет установленных соотношений между характеристиками конструкции, физическими свойствами и характеристиками используемых в ней материалов.The essence of the proposed technical solution lies in the fact that in the block of detectors for measuring the neutron flux containing two neutron-sensitive volumes, the first of which contains a nuclide emitting charged particles in a reaction with neutrons, and an electrically isolated signal electrode designed to be connected by an electric communication line to the input the path of measuring electric current, and the second neutron-sensitive volume contains an electrically insulated signal electrode designed to be connected I with the input path measuring pulse count rate of reaction, a second amount comprises neytronochuvstvitelny emitting charged particles in response to neutron radiator, whose sensitivity K
δ • K 1 • N min / I b1 ≤ K = K 2 ≤ δ 2 • K 1 / (I b1 • χ • τ),
where 1 <χ <D is the coefficient of overlap of linear sections of the load characteristic in the modes of measuring the count rate of reaction pulses and electric current; D = N max / N min = δ / N min • τ is the load range of the path for measuring the count rate of reaction pulses; N max - the maximum load of the path for measuring the count rate of reaction pulses; N min - the minimum load path for measuring the count rate of the reaction pulses; τ is the average duration of the current pulse arising in the second neutron-sensitive volume in the reaction with neutrons; δ is the relative deviation of the load characteristic from linear; K 1 - current sensitivity of the first neutron-sensitive volume; I b1 — intrinsic background current in the first neutron-sensitive volume; K 2 - maximum sensitivity to neutrons of the second neutron-sensitive volume,
the ratio of the intrinsic background current in the second neutron-sensitive volume to the background current in the first neutron-sensitive volume is greater than the ratio of their current sensitivity to neutrons Q • K 2 / K 1 no more than D 1 / χ times, where Q is the average charge arising in the second neutron-sensitive volume per reaction, accompanied by the departure of charged particles from the neutron-sensitive radiator; D 1 - the relative linearity range of the load characteristic of the first neutron-sensitive volume,
the first neutron-sensitive volume is formed by the electrical connection of the signal electrodes of similar sensitive volumes, the second neutron-sensitive volume is formed by the electrical connection of the signal electrodes of similar sensitive volumes, in addition, K 2 ≥ K 1 / Q, and the value
I b1 <δ • DQ • N min = δ 2 • Q / τ.
The proposed device meets the criteria of the invention of "novelty" and "inventive step" despite the fame of some of the features used, since the combination of the above features, taken in a new relationship, allows us to simplify the design of the block and maintain a linear portion of the load characteristic at a given relative deviation δ due to the established relations between the characteristics of the structure, physical properties and the characteristics of the materials used in it.
Ниже изложен пример конкретного выполнения устройства со ссылками на прилагаемые чертежи и таблицы. The following is an example of a specific implementation of the device with links to the accompanying drawings and tables.
Фиг. 1 изображает схему блока детекторов и электрическую схему его включения (СМ - согласующий модуль, ДУ - дифференциальный усилитель импульсов; ПП - пересчетный прибор; А - измеритель электрического тока; ИП1, ИП2, ИП3 - источники электрического напряжения питания). FIG. 1 depicts a block diagram of a detector and an electric circuit for its inclusion (SM - matching module, DU - differential pulse amplifier; PP - recounting device; A - electric current meter; IP1, IP2, IP3 - sources of electrical supply voltage).
Фиг. 2 изображает схему блока ионизационных камер. FIG. 2 depicts a block diagram of an ionization chamber.
Фиг. 3 изображает схему блока детекторов с электрически соединенными высоковольтными электродами чувствительных объемов и электрическую схему его включения (СМ - согласующий модуль; ДУ - дифференциальный усилитель импульсов; ПП - пересчетный прибор; А - измеритель электрического тока; ИП1, ИП2 - источники электрического напряжения питания). FIG. 3 shows a block diagram of detectors with electrically connected high-voltage electrodes of sensitive volumes and an electric circuit for its inclusion (SM - matching module; ДУ - differential pulse amplifier; ПП - recounting device; A - electric current meter; IP1, IP2 - sources of electric supply voltage).
Фиг. 4 изображает зависимости скорости счета N импульсов деления 235U во втором нейтроночувствительном объеме, нормированной на минимальную загрузку тракта измерения скорости счета импульсов реакции Nmin, и тока от нейтронов I в первом и втором нейтроночувствительных объемах, нормированного на величину тока Imin = Q•Nmin, от плотности потока тепловых нейтронов Фn, нормированной на плотность потока Ф1 при минимальной загрузке тракта измерения скорости счета импульсов реакции во втором нейтроночувствительном объеме.FIG. 4 shows the dependences of the count rate N of fission pulses 235 U in the second neutron-sensitive volume normalized to the minimum load of the measuring path for measuring the count rate of reaction pulses N min and the current from neutrons I in the first and second neutron-sensitive volumes normalized to the current value I min = Q • N min , from the thermal neutron flux density Ф n normalized to the flux density Ф 1 with a minimum load of the measurement path for the counting rate of reaction pulses in the second neutron-sensitive volume.
Фиг. 5 изображает диаграмму для определения интервала отношения чувствительностей к тепловым нейтронам второго и первого чувствительных объемов в различных модификациях блока по величине отношения χ /D при Nmin = 1 с-1.FIG. 5 depicts a diagram for determining the interval of the ratio of sensitivities to thermal neutrons of the second and first sensitive volumes in various modifications of the block by the magnitude of the ratio χ / D at N min = 1 s -1 .
Табл. 1 представляет среднюю длину пробегов легких и тяжелых продуктов деления 235U в радиаторах из различных материалов.Tab. 1 represents the average path length of light and heavy fission products of 235 U in radiators of various materials.
Табл. 2 представляет основные характеристики модификаций блока газонаполненных ионизационных камер. Tab. 2 presents the main characteristics of the modifications of the gas-filled ionization chamber block.
Табл. 3 представляет интервалы отношения токовых чувствительностей к нейтронам второго и первого чувствительных объемов для различных модификаций блока детекторов и различных χ при D = 105 и Nmin = 1 с-1.Tab. 3 represents the intervals of the ratio of current sensitivity to neutrons of the second and first sensitive volumes for various modifications of the detector block and various χ at D = 10 5 and N min = 1 s -1 .
Блок детекторов (фиг. 1) 1 содержит два нейтроночувствительных объема 2 и 3 с электрически изолированными сигнальными электродами 4 и 5 соответственно. Первый нейтроночувствительный объем 2 содержит нуклид 10В 6, испускающий заряженные частицы в реакции с нейтронами. Сигнальный электрод 4 этого чувствительного объема предназначен для соединения посредством линии электрической связи 7 со входом тракта измерения электрического тока 8. Второй нейтроночувствительный объем 3 содержит радиатор 9 в виде слоя делящегося материала, чувствительность которого K определяется соотношением
K = S•NA•ξ•ρ•d•η•σ/A,
где S - площадь слоя нейтроночувствительного материала во втором нейтроночувствительном объеме; NA - число Авогадро; ξ - относительное количество массы нейтроночувствительного нуклида в нейтроночувствительном материале; ρ - плотность нейтроночувствительного материала; d - толщина слоя нейтроночувствительного материала; η - среднее количество заряженных частиц, вылетающих из слоя нейтроночувствительного материала на одну реакцию; σ - среднее сечение реакции нуклида с нейтронами; A - атомная масса нейтроночувствительного нуклида,
и тождественно равна максимальной чувствительности к нейтронам K2 этого объема в режиме измерения скорости счета импульсов реакции. Сигнальный электрод этого чувствительного объема 5 предназначен для соединения со входом тракта измерения скорости счета импульсов реакции 10.The detector block (Fig. 1) 1 contains two neutron-
K = S • N A • ξ • ρ • d • η • σ / A,
where S is the area of the layer of neutron-sensitive material in the second neutron-sensitive volume; N A is the Avogadro number; ξ is the relative amount of mass of a neutron-sensitive nuclide in a neutron-sensitive material; ρ is the density of the neutron-sensitive material; d is the thickness of the layer of neutron-sensitive material; η is the average number of charged particles flying out of a layer of neutron-sensitive material per reaction; σ is the average cross section for the reaction of a nuclide with neutrons; A is the atomic mass of a neutron-sensitive nuclide,
and identically equal to the maximum neutron sensitivity K 2 of this volume in the mode of measuring the count rate of the reaction pulses. The signal electrode of this
Например, для слоя делящегося материала толщиной, не превышающей среднюю длину пробегов тяжелых продуктов деления, значение η вычисляют по формуле
где Rm1, Rm2 - средняя длина пробегов легких и тяжелых продуктов деления соответственно. Значения Rm1 и Rm2 продуктов деления 235U в различных материалах приведены в табл. 1.For example, for a layer of fissile material with a thickness not exceeding the average path length of heavy fission products, the value η is calculated by the formula
where R m1 , R m2 is the average path length of light and heavy fission products, respectively. The values of R m1 and R m2 of fission products 235 U in various materials are given in table. 1.
В качестве блока детекторов может быть применен набор газонаполненных ионизационных камер, содержащих нуклид 10В и делящийся материал, например камер типов КНК, КНТ. Наиболее удобен в эксплуатации блок газонаполненных детекторов.As a block of detectors, a set of gas-filled ionization chambers containing 10 V nuclide and fissile material, for example, KNK and KNT type chambers, can be used. The most convenient in operation is a block of gas-filled detectors.
Блок (фиг. 2) состоит из двух чувствительных объемов 2 и 3, установленных, например, один за другим и сваренных между собой, посредством переходного фланца 11. Первый объем 2 собран из двух частей, установленных одна за другой. Каждая часть содержит систему из трех электродов 12, размещенных в цилиндрическом корпусе 13 внешним диаметром 50 и толщиной стенки 0,8 мм. Один из электродов в каждой части набран из 44, а два других - из 22 и 23 дисков диаметром 44 и толщиной около 0,36 мм, закрепленных на трех металлических стойках 14. Стойки изолированы от корпуса опорными изоляторами 15 из высокоглиноземистой керамики. Каждый диск одного электрода, который принято называть сигнальным, размещен между дисками двух других высоковольтных электродов, образующих с сигнальным электродом две секции. Расстояние между соседними дисками разноименных электродов 1,6 мм. Через отверстия в переходном фланце 16 и опорных изоляторах стойки одноименных электродов обеих частей соединены между собой токоведущими проводниками 17, а одна из стоек каждого электрода одной из частей электрически соединена с отдельным электрическим вводом 18, изготовленным из спая корундовой керамики с коваром и вваренным в крышку корпуса этого объема 11. Поверхности дисков в одной из секций покрыты слоем материала толщиной (ρ•d) около 1 мг/см2, содержащего нуклид 10B. Эта секция чувствительна к нейтронам и γ-излучению. Другая секция не содержит нейтроночувствительного материала и служит для компенсации ионизационных токов от фонового γ-излучения в цепи сигнального электрода. Для покрытия электродов может использоваться бор аморфный с природным содержанием нуклида 10В, продукт 80-95%-ного обогащения по 10В. Общая площадь покрытия составляет 0,22 м2. В качестве первого чувствительного объема могут использоваться скомпенсированные по току от фонового γ-излучения конструкции ионизационной камеры, содержащие 10BF3 в газовой фазе или 3He.The block (Fig. 2) consists of two
Второй объем 3 представляет сборку из двух электродов 19, собранных из 53-х аналогичных дисков, закрепленных на стойках 14. Диски на периферии имеют вырезы для прокладки стоек и выступы, которые при сборке электродной системы заводят в отверстия несущих стоек, загибают и приваривают к последним точечной электросваркой. Стойки изолированы от корпуса опорными изоляторами 15 из высокоглиноземистой керамики, установленными в специальные гнезда во фланцах. Отверстия в стойках расположены таким образом, что между дисками разноименных электродов образуется зазор 1,6 мм, а каждый диск сигнального электрода оказывается размещенным между двумя дисками другого электрода, на который подают электрическое напряжения питания. Обращенные одна к другой поверхности дисков этого чувствительного объема покрыты слоем U3O8 90% нуклида 235U толщиной около 1 г/см2 Общая площадь покрытия 0,13 м2. Через отверстие во фланцах и опорных изоляторах одна из стоек каждого электрода соединена токоведущими проводниками 17 с отдельным металлокерамическим электрическим вводом 18, установленным в крышке корпуса блока 20.The
Токоведущие проводники первого объема изолированы керамической трубкой 21, проложенной внутри металлической трубки, установленной в вырезе дисков электродной системы второго чувствительного объема и закрепленной на опорных фланцах, и соединены с отдельными электрическими вводами блока 18. Current-carrying conductors of the first volume are insulated by a
Сборка может быть произведена в аксиально-цилиндрической системе электродов, в которой удобно расположить один чувствительный объем внутри другого, или последовательным размещением чувствительных объемов, сигнальные электроды которых соответственно соединены с сигнальными электродами первого и второго нейтроночувствительных объемов. The assembly can be performed in an axial-cylindrical electrode system, in which it is convenient to place one sensitive volume inside another, or by sequentially placing sensitive volumes, the signal electrodes of which are respectively connected to the signal electrodes of the first and second neutron-sensitive volumes.
За исключением узлов электрических вводов и опорных изоляторов все металлические детали изготовлены из нержавеющей стали аустенитного класса. Первый объем заполнен аргоном до давления 60 кПа и гелием-4. Суммарное давление смеси инертных газов 0,4 МПа. Второй объем заполнен смесью азота, гелия и аргона до давления 0,45 МПа. Парциальное давление азота и гелия одинаковое и равно 9 кПа. Основные характеристики модификаций блока ионизационных камер, условно обозначенных M1, M2, M3 и M4, приведены в табл. 2. With the exception of the nodes of electrical inputs and supporting insulators, all metal parts are made of austenitic stainless steel. The first volume is filled with argon to a pressure of 60 kPa and helium-4. The total pressure of the inert gas mixture of 0.4 MPa. The second volume is filled with a mixture of nitrogen, helium and argon to a pressure of 0.45 MPa. The partial pressure of nitrogen and helium is the same and equal to 9 kPa. The main characteristics of the modifications of the block of ionization chambers, conventionally designated M1, M2, M3 and M4, are given in table. 2.
Возможно уменьшить количество электрических вводов 18, установленных в крышке корпуса блока 20, и количество источников электрического напряжения питания путем соединения электрического ввода 18 высоковольтного электрода первого объема с одной из металлических стоек высоковольтного электрода второго чувствительного объема (фиг. 3). Однако, при этом в тракте измерения скорости счета импульсов возникает дополнительный источник шумов, обусловленный флуктуациями тока в секции первого чувствительного объема под облучением. It is possible to reduce the number of
Блок ионизационных камер заключают в цилиндрический электромагнитный экран из стали-20, покрытой медной фольгой, и размещают внутри герметичного корпуса подвески 22. Экран, как правило, изолируют от корпуса подвески. В терминологии ГОСТ 27445-87 "Системы контроля нейтронного потока для управления и защиты ядерных реакторов. Общие технические требования" подвеска, содержащая ионизационную камеру (детектор, блок детекторов) и кабельную вставку, называется узлом детектора. The block of ionization chambers is enclosed in a cylindrical electromagnetic screen made of steel-20 coated with copper foil, and placed inside a sealed
Узел детектора помещают в канал реактора или иного источника нейтронов и соединяют со входами электронного блока 23. При этом сигнальный электрод первого чувствительного объема соединяют со входом тракта измерения электрического тока 8, а сигнальный электрод второго чувствительного объема - со входом тракта измерения скорости счета импульсов 10. The detector assembly is placed in the channel of a reactor or other neutron source and connected to the inputs of the
Электронный блок 23 состоит из входного и согласующего модулей, модуля ввода-вывода и персонального компьютера 24. The
Входной модуль предназначен для преобразования токового сигнала в электрическое напряжение, усиления, фильтрации и подавления синфазных помех. Модуль содержит преобразователь тока в напряжение; усилитель электрического тока; измеритель электрического тока (А); дифференциальный усилитель импульсов (ДУ); пересчетный прибор с таймером /интенсиметр/ (ПП); фильтр нижних частот. The input module is designed to convert the current signal into electrical voltage, amplify, filter and suppress common mode interference. The module contains a current to voltage converter; electric current amplifier; electric current meter (A); differential pulse amplifier (DU); recounting device with a timer / intensimeter / (PP); low pass filter.
Основные характеристики модуля:
Входная чувствительность - 2 нА
Динамический диапазон - 120 дБ
Количество ступеней коэффициента преобразования - 4
Количество ступеней коэффициента усиления - 64
Частота среза фильтра нижних частот - 4 кГц
Диапазон частотной характеристики - Выше 1•107 Гц
Максимальная скорость счета импульсов деления, Nmax - 1•105 c-1
Модуль ввода-вывода предназначен для преобразования измеряемого сигнала в цифровой код, ввода его в компьютер, а также для управления входным модулем. Модуль содержит аналогово-цифровой преобразователь и параллельный интерфейс.The main characteristics of the module:
Input Sensitivity - 2 nA
Dynamic Range - 120 dB
The number of steps of the conversion coefficient - 4
The number of stages of the gain - 64
Low-cut filter cut-off frequency - 4 kHz
Frequency Response Range -
Maximum count rate of fission pulses, N max - 1 • 10 5 s -1
The input-output module is designed to convert the measured signal into a digital code, enter it into a computer, and also to control the input module. The module contains an analog-to-digital converter and a parallel interface.
Основные характеристики аналогово-цифрового преобразователя (АЦП):
Количество входных каналов - 8
Количество разрядов - 10
Время преобразования - Менее 30 мкс
Погрешность преобразования - 0,25%
Режим считывания - Программный, DMA
Предусмотрена работа АЦП в режиме фиксированного входного канала или в режиме сканирования по каналам.Main characteristics of the analog-to-digital converter (ADC):
The number of input channels - 8
Quantity of categories - 10
Conversion Time - Less than 30 μs
Conversion error - 0.25%
Read Mode - Software, DMA
The ADC operates in the fixed input channel mode or in the channel scan mode.
Параллельный интерфейс типа TTL содержит 11 линий вывода и 2 линии ввода. Модуль установлен в одном из разъемов расширения системного блока компьютера. The TTL type parallel interface contains 11 output lines and 2 input lines. The module is installed in one of the expansion slots of the computer system unit.
Погрешность определения скорости счета импульсов деления носит статистический характер. При относительном отклонении δ ≪ 1 нагрузочной характеристики от линейной вероятность просчетов импульсов p оценивается по формуле p = N0•τ0, где N0 - поток продуктов реакции из слоя делящегося материала или загрузка тракта измерения скорости импульсов; τ0 - суммарное время восстановления измерительной схемы, включая среднюю длительность импульсов тока τ, возникающих во втором нейтроночувствительном объеме при делении нуклида под воздействием нейтронов. Отсюда следует, что при условии p ≡ δ = 0,02 и τ0 ≥ τ = 200 нс, максимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов Nmax = δ/τ = 1•105 c-1. Минимальная загрузка тракта Nmin связана интенсивностью собственных фоновых импульсов второго чувствительного объема Nф ≤ Nmin (см. табл. 2).The error in determining the count rate of fission pulses is statistical in nature. With a relative deviation δ ≪ 1 of the load characteristic from linear, the probability of miscalculations of pulses p is estimated by the formula p = N 0 • τ 0 , where N 0 is the flow of reaction products from the layer of fissile material or the loading of the pulse velocity measuring path; τ 0 is the total recovery time of the measuring circuit, including the average duration of current pulses τ arising in the second neutron-sensitive volume during fission of a nuclide under the influence of neutrons. It follows that under the condition p ≡ δ = 0.02 and τ 0 ≥ τ = 200 ns, the maximum load of the path for measuring the pulse count rate is N max = δ / τ = 1 • 10 5 s -1 . The minimum path load N min is related to the intensity of the intrinsic background pulses of the second sensitive volume N f ≤ N min (see table 2).
Погрешность измерения электрического тока I обусловлена, главным образом, флуктуациями тока от тепловых нейтронов, тока от фонового γ-излучения Iγ, шумами измерительного тракта и шумами, возникающими при преобразовании аналогового сигнала в цифровой код. Суммарная дисперсия статистических шумов измеряемого тока оценивается соотношением
где Δf - полоса пропускания аналогового фильтра; m - число усреднений; n - разрядность АЦП; Qα ≈ 1•10-14 - средний заряд, протекающий в первом чувствительном объеме на 1 α-частицу, Кл; Qγ ≈ 1•10-17 - средний заряд, протекающий в чувствительном объеме на 1 фотон, Кл; Imax - максимальный ток нейтроночувствительного объема; ν2 - интенсивность флуктуационной помехи измерительного тракта; GE - импульсная характеристика измерительной аппаратуры.The error in measuring the electric current I is mainly due to fluctuations in the current from thermal neutrons, the current from the background γ-radiation I γ , the noise of the measuring path and the noise arising from the conversion of the analog signal to a digital code. The total variance of the statistical noise of the measured current is estimated by the relation
where Δf is the passband of the analog filter; m is the number of averagings; n is the resolution of the ADC; Q α ≈ 1 • 10 -14 - the average charge flowing in the first sensitive volume per 1 α-particle, C; Q γ ≈ 1 • 10 -17 - average charge flowing in a sensitive volume per 1 photon, C; I max is the maximum current of the neutron-sensitive volume; ν 2 - the intensity of the fluctuation interference of the measuring path; G E is the impulse response of the measuring equipment.
При включении оптимальной фильтрации и усреднения результатов многократных измерений потока тепловых нейтронов относительная среднеквадратическая погрешность уменьшается до 500 раз. Шумы дискретизации в режиме работы электронной аппаратуры с переменным коэффициентом усиления не превышает 1%. When optimal filtering is turned on and the results of multiple measurements of the thermal neutron flux are averaged, the relative mean-square error decreases to 500 times. Sampling noise in the operation mode of electronic equipment with a variable gain does not exceed 1%.
Программное обеспечение построено по принципу разветвленного меню, работающего под MS DOS, и состоит из измерительной и обрабатывающей программ. The software is built on the principle of a branched menu running under MS DOS, and consists of measuring and processing programs.
Измерительная программа реализована на языке Turbo Pascal и включает в себя весь комплекс процедур нижнего уровня, работающих с электронной аппаратурой и организующих измерения и накопление данных. Программа позволяет автоматически подключать или отключать фильтр нижних частот, оптимально устанавливать период дискретизации АЦП от 30 мкс до 35 мс, период и число отсчетов в одном измерении, диапазон входного сигнала до 2, 20, 200 или 2000 мкА, число циклов измерения, в том числе с усреднением, нормировкой и графической визуализацией данных, записью в конфигурационный файл для последующего восстановления результатов и условий измерения. При этом программа предусматривает возможность оптимального выбора и автоматического переключения коэффициента усиления по ступеням от 1 до 64 в каждом диапазоне. The measuring program is implemented in Turbo Pascal language and includes the whole complex of lower level procedures working with electronic equipment and organizing measurements and data accumulation. The program allows you to automatically turn on or off the low-pass filter, optimally set the ADC sampling period from 30 μs to 35 ms, the period and number of samples in one measurement, the input signal range to 2, 20, 200 or 2000 μA, the number of measurement cycles, including with averaging, normalization and graphical visualization of data, writing to the configuration file for subsequent restoration of the results and measurement conditions. Moreover, the program provides for the possibility of optimal selection and automatic switching of the gain in steps from 1 to 64 in each range.
Обрабатывающая программа реализована на языке FORTRAN77 и включает процедуру обработки результатов измерения. Конечным результатом обработки данных является определение плотности потока нейтронов, мощности, коэффициента реактивности и других параметров реактора. The processing program is implemented in the FORTRAN77 language and includes a procedure for processing measurement results. The end result of data processing is the determination of neutron flux density, power, reactivity coefficient and other parameters of the reactor.
Взаимодействие измерительной и обрабатывающей программ осуществляется на уровне файлов данных. The interaction of the measuring and processing programs is carried out at the data file level.
Устройство работает следующим образом. The device operates as follows.
При создании внешними источниками (ИП1, ИП2, ИП3) электрических напряжений питания электрические сигналы, вырабатываемые под воздействием нейтронов в первом (ИК-1) 2 и втором (ИК-2) 3 чувствительных объемах блока ионизационных камер 1, поступают в электронный блок 22. Массив измеренных значений скорости счета импульсов деления в ИК-2 и электрического тока в ИК-1 записывается в оперативную память компьютера 22 и в конце измерения - на диск для детальной обработки. When external sources (IP1, IP2, IP3) create electrical supply voltages, the electrical signals generated by neutrons in the first (IR-1) 2 and second (IR-2) 3 sensitive volumes of the block of
На фиг. 4 показаны зависимости скорости счета N импульсов деления 235U 25 в ИК-2, нормированной на минимальную загрузку тракта измерения скорости счета импульсов реакции Nmin, и тока от нейтронов I 26 в ИК-1 с различной чувствительностью от плотности потока тепловых нейтронов Фn, нормированной на плотность потока Ф1 при минимальной загрузке тракта измерения скорости счета импульсов реакции в ИК-2. Здесь же нанесена зависимость тока от нейтронов 27 в ИК-2. Для удобства значения I нормированы на величину тока Imin = Q•Nmin, где Q - средний заряд, возникающий в ИК-2 на один осколок, вылетающий из слоя делящегося материала. Видно, что в линейном диапазоне D = Nmax/Nmin = δ/Nmin•τ, где Nmax - максимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов реакции; τ - средняя длительность импульса тока, возникающего во втором нейтроночувствительном объеме в одной реакции деления, скорость счета импульсов деления в ИК-2 ограничена при плотности потока нейтронов Ф3 = Nmax/K2, где K2 - максимальная чувствительность к нейтронам ИК-2 в режиме измерения скорости счета импульсов деления. В режиме измерения электрического тока вклад собственного фонового тока Ib1 обусловливает отклонение нагрузочной характеристики ИК-1 от линейной при низкой плотности потока нейтронов. Относительное отклонение δ ≪ 1 нагрузочной характеристики от линейной связана с минимальным значением плотности потока нейтронов Ф2 соотношением δ•K1•Φ2 = Ib1, K1 - токовая чувствительность к нейтронам ИК-1.In FIG. Figure 4 shows the dependences of the count rate N of fission pulses 235 U 25 in IK-2 normalized to the minimum load of the measuring path for counting the counts of reaction pulses N min and the current from neutrons I 26 in IK-1 with different sensitivity from the thermal neutron flux density Ф n , normalized to the flux density Ф 1 with a minimum load of the path for measuring the count rate of reaction pulses in IK-2. The dependence of the current on
Если линейные участки нагрузочных характеристик ИК-1 и ИК-2 пересекаются, то можно записать соотношение Ф1/Ф3 = 1/D ≤ Ф2/Ф3 ≤ 1/ χ , из которого, учитывая тождественное равенство значений K2 чувствительности K слоя делящегося материала в ИК-2, следует
где 1 < χ < D - коэффициент перекрытия линейных участков нагрузочной характеристики в режимах измерения скорости счета импульсов реакции в ИК-2 и электрического тока в ИК-1.If the linear sections of the load characteristics of IK-1 and IK-2 intersect, then we can write the relation Ф 1 / Ф 3 = 1 / D ≤ Ф 2 / Ф 3 ≤ 1 / χ, from which, given the identical equality of the values of K 2 sensitivity K layer fissile material in IR-2 follows
where 1 <χ <D is the coefficient of overlap of linear sections of the load characteristic in the modes of measuring the count rate of reaction pulses in IK-2 and electric current in IK-1.
Когда отношение собственного фонового тока Ib2 в ИК-2, обусловленного главным образом α-активностью делящегося материала, к собственному фоновому току Ib1 в ИК-1 превышает отношение их токовых чувствительностей к нейтронам, значение Ф2 меньше минимального значения плотности потока нейтронов Φ4 = Ib2/δ•Q•K2, при которой вклад Ib2 в токовый сигнал ИК-2 от нейтронов не превышает δ, поток нейтронов высокой плотности измеряют ИК-1. Здесь Q•K2 - токовая чувствительность ИК-2 к нейтронам. При высокой плотности потока нейтронов нагрузочная характеристика ионизационной камеры, работающей в режиме измерения тока, отклоняется от линейной из-за ограничения электрического тока объемным зарядом в межэлектродном промежутке. Если линейный участок нагрузочной характеристики ИК-1 перекрывает линейный участок нагрузочной характеристики ИК-2 в режиме измерения электрического тока, то можно записать Ф5/Ф4 = Ф2•D1/Ф4 ≥ χ, где D1 - относительный диапазон линейности нагрузочной характеристики ИК-1. Из этого соотношения, учитывая, что Ib2/Ib1 > Q•K2/K1, получим Q•K2/K1 < Ib2/Ib1 ≤ (D1/χ)•(Q•K2/K1), то есть отношение собственного фонового тока в ИК-2 к фоновому току в ИК-1 больше отношения их токовых чувствительностей к нейтронам Q•K2/K1 не более чем в D1/χ раз.When the ratio of the intrinsic background current I b2 in IR-2, due mainly to the α-activity of the fissile material, to the intrinsic background current I b1 in IR-1 exceeds the ratio of their current sensitivity to neutrons, the value of Ф 2 is less than the minimum value of the neutron flux density Φ 4 = I b2 / δ • Q • K 2 , in which the contribution of I b2 to the current signal of IR-2 from neutrons does not exceed δ, the flux of high-density neutrons is measured by IR-1. Here Q • K 2 is the current sensitivity of IK-2 to neutrons. At a high neutron flux density, the load characteristic of the ionization chamber operating in the current measurement mode deviates from the linear one due to the limitation of the electric current by the space charge in the interelectrode gap. If the linear portion of the load characteristic of IK-1 overlaps the linear portion of the load characteristic of IK-2 in the mode of measuring electric current, then we can write Ф 5 / Ф 4 = Ф 2 • D 1 / Ф 4 ≥ χ, where D 1 is the relative range of linearity of the load characteristics of IR-1. From this relation, given that I b2 / I b1 > Q • K 2 / K 1 , we obtain Q • K 2 / K 1 <I b2 / I b1 ≤ (D 1 / χ) • (Q • K 2 / K 1 ), that is, the ratio of the intrinsic background current in IR-2 to the background current in IR-1 is greater than the ratio of their current sensitivity to neutrons Q • K 2 / K 1 no more than D 1 / χ times.
Конструкции, в которых K1 ≤ Q•K2 (K2 ≥ K1/Q), обладают более широким линейным участком нагрузочной характеристики по сравнению с конструкциями с обратным соотношением токовых чувствительностей. В этом случае K1/Q ≤ K = K2 ≤ δ•K1•Nmin•D/(Ib1•χ). Из этого соотношения следует, что максимальное значение собственного фонового тока Ib1 в ИК-1, при котором возможно перекрытие диапазонов измерения скорости счета импульсов реакции в ИК-2 и электрического тока в ИК-1, определяется по формуле K1/Q = δ•K1•Nmin•D/(Ib1•χ). Учитывая, что 1 < χ < D, получим Ib1 < δ•D•Q•Nmin = δ2•Q/τ.
В табл. 3 представлены интервалы отношения Q•K2/K1 для различных модификаций блока ионизационных камер и различных χ при δ = 0,02, τ = 200 нс (D = 105) и Nmin = 1 с-1. Видно, что при этих условиях в модификации M2 перекрытие диапазонов в режимах измерения скорости счета импульсов деления в ИК-2 и электрического тока в ИК-1 составляет около одного десятичного порядка, а модификация M1 может выполнить требование ГОСТ 27445-87 при δ = 0,035. Максимальное перекрытие диапазонов достигается в модификации M4. Однако, как отмечено выше, линейный участок нагрузочной характеристики этой модификации уже, по сравнению с модификациями M1 и M2. При Nmin = 1 с-1 и δ = 0,02 интервал отношения чувствительностей удобно определять по величине отношения χ/D c помощью диаграммы, показанной на фиг.5. На этой диаграмме линии 28, 29, 30 построены для модификаций блока, в котором значение собственного фонового тока Ib1 в ИК-1 соответственно равно 5•10-12, 1•10-11 и 5•10-11 A. Здесь же позицией 31 обозначена модификация, в которой Ib1 = δ•D•Q•Nmin = 5,2•10-10 A.Structures in which K 1 ≤ Q • K 2 (K 2 ≥ K 1 / Q) have a wider linear portion of the load characteristic compared to structures with an inverse ratio of current sensitivity. In this case, K 1 / Q ≤ K = K 2 ≤ δ • K 1 • N min • D / (I b1 • χ). From this relation it follows that the maximum value of the intrinsic background current I b1 in IK-1, at which it is possible to overlap the measurement ranges of the counting rate of reaction pulses in IK-2 and electric current in IK-1, is determined by the formula K 1 / Q = δ • K 1 • N min • D / (I b1 • χ). Given that 1 <χ <D, we obtain I b1 <δ • D • Q • N min = δ 2 • Q / τ.
In the table. Figure 3 shows the intervals of the ratio Q • K 2 / K 1 for various modifications of the block of ionization chambers and various χ at δ = 0.02, τ = 200 ns (D = 10 5 ) and N min = 1 s -1 . It can be seen that under these conditions, in the modification of M2, the overlap of the ranges in the modes of measuring the count rate of fission pulses in IR-2 and electric current in IR-1 is about one decimal order, and modification M1 can fulfill the requirement of GOST 27445-87 with δ = 0.035. Maximum range overlap is achieved in the M4 modification. However, as noted above, the linear portion of the load characteristic of this modification is narrower than the modifications M1 and M2. When N min = 1 s -1 and δ = 0.02, the interval of the sensitivity ratio is conveniently determined by the value of the ratio χ / D using the diagram shown in Fig.5. In this diagram, lines 28, 29, 30 are plotted for modifications of the block in which the value of the intrinsic background current I b1 in IR-1 is 5 • 10 -12 , 1 • 10 -11 and 5 • 10 -11 A. Figure 31 shows the modification in which I b1 = δ • D • Q • N min = 5.2 • 10 -10 A.
Описанное выше устройство позволяет упростить конструкцию узла детекторов, канала в целом и применить для измерения плотности потока тепловых нейтронов в интервале от 1,0 до 5•1011 см-2•с-1 при условии перекрытия линейных участков диапазонов измерения скорости счета импульсов деления и электрического тока не ниже одного десятичного порядка и относительном отклонении нагрузочной характеристики от линейной 2 - 3,5%.The device described above makes it possible to simplify the design of the detector assembly and the channel as a whole and to use it to measure the thermal neutron flux density in the range from 1.0 to 5 • 10 11 cm -2 • s -1 provided that the linear sections of the measurement ranges of the fission pulse count rate are overlapped and electric current is not lower than one decimal order and the relative deviation of the load characteristic from linear 2 - 3.5%.
Claims (3)
δ•K1•Nmin/Ib1 ≤ K = K2 ≤ δ2•K1/(Ib1•χ•τ),
где I < χ < D - коэффициент перекрытия линейных участков нагрузочной характеристики в режимах измерения скорости счета импульсов реакции и электрического тока; D = Nmax/Nmin = δ/Nmin • τ - диапазон загрузки тракта измерения скорости счета импульсов реакции; Nmax - максимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов реакции; Nmin - минимальная загрузка тракта измерения скорости счета импульсов реакции; τ - средняя длительность импульсов тока, возникающих во втором нейтроночувствительном объеме в реакции с нейтронами; δ - относительное отклонение нагрузочной характеристики от линейной; KI - токовая чувствительность первого нейтроночувствительного объема; Ib1 - собственный фоновый ток в первом нейтроночувствительном объеме; K2 - максимальная чувствительность к нейтронам второго нейтроночувствительного объема, при этом отношение собственного фонового тока во втором нейтроночувствительном объеме к фоновому току в первом нейтроночувствительном объеме больше отношения их токовых чувствительностей к нейтронам Q • K2/KI не более чем в D1/χ раз, где Q - средний заряд, возникающий во втором нейтроночувствительном объеме на одну реакцию, сопровождающуюся вылетом заряженных частиц из нейтроночувствительного радиатора; D1 - относительный диапазон линейности нагрузочной характеристики первого нейтроночувствительного объема.1. A block of detectors for measuring the neutron flux, containing two neutron-sensitive volumes, the first of which contains a nuclide emitting charged particles in reaction with neutrons, and an electrically isolated signal electrode designed to be connected by an electric communication line to the input of the electric current measuring path, and the second is neutron-sensitive the volume contains an electrically isolated signal electrode designed to be connected to the input of the path for measuring the count rate of the reaction pulses; The second neutron-sensitive volume contains a radiator emitting charged particles in reaction with neutrons, the sensitivity of which
δ • K 1 • N min / I b1 ≤ K = K 2 ≤ δ 2 • K 1 / (I b1 • χ • τ),
where I <χ <D is the coefficient of overlap of linear sections of the load characteristic in the modes of measuring the count rate of reaction pulses and electric current; D = N max / N min = δ / N min • τ is the load range of the path for measuring the count rate of reaction pulses; N max - the maximum load of the path for measuring the count rate of reaction pulses; N min - the minimum load path for measuring the count rate of the reaction pulses; τ is the average duration of current pulses arising in the second neutron-sensitive volume in the reaction with neutrons; δ is the relative deviation of the load characteristic from linear; K I - current sensitivity of the first neutron-sensitive volume; I b1 — intrinsic background current in the first neutron-sensitive volume; K 2 is the maximum neutron sensitivity of the second neutron-sensitive volume, while the ratio of the intrinsic background current in the second neutron-sensitive volume to the background current in the first neutron-sensitive volume is greater than the ratio of their current sensitivity to neutrons Q • K 2 / K I no more than in D 1 / χ times, where Q is the average charge arising in the second neutron-sensitive volume per reaction, accompanied by the release of charged particles from the neutron-sensitive radiator; D 1 is the relative linearity range of the load characteristic of the first neutron-sensitive volume.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98118479/25A RU2137155C1 (en) | 1998-10-12 | 1998-10-12 | Unit of detectors measuring neutron flux |
UA99052956A UA46133C2 (en) | 1998-10-12 | 1999-05-27 | DETECTOR UNIT FOR MEASURING NEUTRON FLOW |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98118479/25A RU2137155C1 (en) | 1998-10-12 | 1998-10-12 | Unit of detectors measuring neutron flux |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2137155C1 true RU2137155C1 (en) | 1999-09-10 |
Family
ID=20211161
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU98118479/25A RU2137155C1 (en) | 1998-10-12 | 1998-10-12 | Unit of detectors measuring neutron flux |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2137155C1 (en) |
UA (1) | UA46133C2 (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2549177C1 (en) * | 2013-09-20 | 2015-04-20 | Открытое акционерное общество "Красная Звезда" | Apparatus for detecting nuclear radiations for control and protection systems of "ionisation chamber suspension" nuclear reactors |
RU2650810C1 (en) * | 2017-03-27 | 2018-04-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Device for determination of research nuclear installation fields neutron characteristics |
RU2724317C1 (en) * | 2017-08-02 | 2020-06-22 | Ти Юропиан Атомик Энерджи Коммьюнити (Юратом), Репрезентид Бай Ти Юропиан Коммишн | Method and system for counting the multiplicity of pulses with correction for dead time of a counter |
CN118503587A (en) * | 2024-07-19 | 2024-08-16 | 中核运维技术有限公司 | Method and device for calculating background current of dynamic rod carving test of pressurized water reactor |
-
1998
- 1998-10-12 RU RU98118479/25A patent/RU2137155C1/en not_active IP Right Cessation
-
1999
- 1999-05-27 UA UA99052956A patent/UA46133C2/en unknown
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2549177C1 (en) * | 2013-09-20 | 2015-04-20 | Открытое акционерное общество "Красная Звезда" | Apparatus for detecting nuclear radiations for control and protection systems of "ionisation chamber suspension" nuclear reactors |
RU2650810C1 (en) * | 2017-03-27 | 2018-04-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Device for determination of research nuclear installation fields neutron characteristics |
RU2724317C1 (en) * | 2017-08-02 | 2020-06-22 | Ти Юропиан Атомик Энерджи Коммьюнити (Юратом), Репрезентид Бай Ти Юропиан Коммишн | Method and system for counting the multiplicity of pulses with correction for dead time of a counter |
CN118503587A (en) * | 2024-07-19 | 2024-08-16 | 中核运维技术有限公司 | Method and device for calculating background current of dynamic rod carving test of pressurized water reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
UA46133C2 (en) | 2002-05-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3375370A (en) | Self-powered neutron detector | |
JP2000147129A (en) | Personal neutron exposure dosemeter and neutron dose rate meter | |
US3780292A (en) | Apparatus for measuring the neutron flux in a nuclear reactor | |
US4404164A (en) | Neutron flux profile monitor for use in a fission reactor | |
US3043954A (en) | Fission chamber assembly | |
US5192490A (en) | Extended range neutron detection device for monitoring and control of nuclear reactors | |
US3603797A (en) | Two-dimensional position-sensitive radiation detector | |
RU2137155C1 (en) | Unit of detectors measuring neutron flux | |
RU2084000C1 (en) | Channel arrangement to measure flux of neutrons (versions) | |
US4091288A (en) | Threshold self-powered gamma detector for use as a monitor of power in a nuclear reactor | |
US2585649A (en) | Reaction comparison apparatus | |
Uritani et al. | Development of position sensitive helium-3 proportional counter for thermal neutrons with novel signal readout | |
Abson et al. | Nuclear-reactor-control ionization chambers | |
JPH01100493A (en) | Nuclear fission type neutron detector | |
Böck | Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring | |
Reeder et al. | Energy spectra of delayed neutrons from the separated precursors Rubidium-93,-94,-95, and Cesium-143 | |
Roux et al. | A Neutron Detection System for Operation in Very High Gamma Fields | |
RU2089926C1 (en) | Current channel to measure flux of neutrons | |
Prasad et al. | Uranium‐233 fission detectors for neutron flux measurement in reactors | |
Prasad et al. | Recent innovations in gas-filled neutron detectors | |
Kuzminov | Ion-pulse ionization chamber for direct measurement of radon concentration in the air | |
Valentine et al. | Ultrahigh-Sensitivity Fission Counter with Transmission Line Electrode Configuration | |
SU1702329A1 (en) | Thermal neutron detector | |
Cady | The Lid Tank Shielding Facility at Oak Ridge National Laboratory: Instrumentation | |
UA34485C2 (en) | Channel structure for neutron flow measurement (variants) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PC4A | Invention patent assignment |
Effective date: 20070119 |
|
QB4A | Licence on use of patent |
Free format text: LICENCE Effective date: 20120208 |
|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20141013 |