RU2190888C2 - Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly - Google Patents
Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly Download PDFInfo
- Publication number
- RU2190888C2 RU2190888C2 RU2000124624/06A RU2000124624A RU2190888C2 RU 2190888 C2 RU2190888 C2 RU 2190888C2 RU 2000124624/06 A RU2000124624/06 A RU 2000124624/06A RU 2000124624 A RU2000124624 A RU 2000124624A RU 2190888 C2 RU2190888 C2 RU 2190888C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- energy release
- transducer
- detectors
- sensor
- fuel assembly
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к датчикам для контроля энерговыделения в технологических каналах (ТК) ядерного реактора. Предполагаемая область применения - водографитовые реакторы типа РБМК, другие канальные реакторы с кипящим теплоносителем. The invention relates to sensors for controlling energy release in the technological channels (TC) of a nuclear reactor. The intended area of application is RBMK-type water-graphite reactors and other channel reactors with boiling coolant.
Известные датчики для поканального контроля энерговыделения в ядерном реакторе содержат размещаемые в центральных гильзах тепловыделяющих сборок (ТВС) протяженные на высоту активной зоны детекторы ионизирующих излучений и линии связи этих детекторов с выводами разъемов для подключения к вторичной измерительной аппаратуре [1]. Known sensors for channel-by-channel control of energy release in a nuclear reactor contain located in the central sleeves of fuel assemblies (FAs) ionizing radiation detectors extended to the height of the active zone and the communication lines of these detectors with terminals of connectors for connecting to secondary measuring equipment [1].
Общий недостаток таких датчиков - сложность и низкая точность определения коэффициентов пропорциональности между сигналами протяженных детекторов и значениями энерговыделения в ТВС с датчиками. A common drawback of such sensors is the complexity and low accuracy of determining the proportionality coefficients between the signals of extended detectors and the energy release values in fuel assemblies with sensors.
В качестве прототипа к изобретению возьмем один из таких датчиков [2], содержащий протяженный детектор ионизирующих излучений и линию связи его с выводами разъема для подключения к вторичной измерительной аппаратуре. Детектор представляет собой чувствительную к нейтронам коаксиальную систему взаимоизолированных электродов, один из которых (центральный), являющийся эмиттером электронов, соединен с токонесущей жилой кабеля связи и изолированным выводом разъема, а другой (внешний), являющийся коллектором электронов, соединен с оболочкой названного кабеля, корпусом датчика и корпусом разъема; последний играет роль второго ("заземляемого") токонесущего вывода разъема. As a prototype of the invention, we take one of these sensors [2], which contains an extended detector of ionizing radiation and its communication line with the findings of the connector for connection to secondary measuring equipment. The detector is a neutron-sensitive coaxial system of mutually insulated electrodes, one of which (central), which is an emitter of electrons, is connected to a current-carrying residential communication cable and an isolated terminal of the connector, and the other (external), which is an electron collector, is connected to the sheath of the cable, housing sensor and connector housing; the latter plays the role of the second ("grounded") current-carrying terminal of the connector.
Датчик размещается в центральной гильзе ТВС так, что детектор его перекрывает практически всю высоту активной зоны. За счет реакций взаимодействия нейтронов с материалом эмиттера в цепи "эмиттер - входные цепи измерительной аппаратуры - коллектор" возникает электрический ток, пропорциональный средней плотности потока тепловых нейтронов в месте размещения детектора, а с учетом поправок на выгорание топлива в ТВС и материала эмиттера в детекторе - энерговыделению в ТВС. The sensor is located in the central sleeve of the fuel assembly so that its detector covers almost the entire height of the active zone. Due to the reactions of neutron interaction with the emitter material in the circuit "emitter - input circuit of the measuring equipment - collector", an electric current arises proportional to the average thermal neutron flux density at the location of the detector, and taking into account the corrections for fuel burnup in the fuel assembly and emitter material in the detector - energy release in fuel assemblies.
Достоинством датчика-прототипа является простота и надежность конструкции, высокое быстродействие по отклику тока на изменение контролируемого параметра. The advantage of the prototype sensor is the simplicity and reliability of the design, high speed response of the current to a change in the controlled parameter.
Недостатком датчика-прототипа является сложность и низкая точность определения коэффициента пропорциональности между током датчика и энерговыделением в ТВС с этим датчиком. The disadvantage of the prototype sensor is the complexity and low accuracy of determining the proportionality coefficient between the sensor current and the energy release in a fuel assembly with this sensor.
В реакторе типа РБМК-1500 используется около 250 внутриреакторных датчиков и для каждого из них взаимосвязь тока iд с энерговыделением W в ТВС с датчиком представляется соотношением W = kiд = Kгрξд(I)ξтд(E)iд, где Кгр - градуировочный коэффициент датчика, учитывающий неопределенность чувствительности детектора к нейтронам; ξд(I) - поправка на выгорание материала детектора или интеграл I от iд за время эксплуатации; ξтд(E) - поправка на выгорание или энерговыработку Е делящихся материалов в ТВС. Поправки ξд(I),ξтд(E) определяются путем весьма сложных неоперативных нейтронно-физических расчетов, имеющих среднеквадратическую погрешность порядка 10%, и при оперативном расчете значений W остаются неизменными. Коэффициенты Кгр определяются экспериментально со среднеквадратической погрешностью порядка 7% путем выполнения практически не поддающихся автоматизации радиационно-опасных и трудоемких работ по сканированию плотности потока нейтронов в центральных гильзах ТВС, ближайших к ТВС с датчиками, с последующей расчетной обработкой результатов сканирования. Причем любое значимое изменение состава делящихся материалов во вновь используемых ТВС (а это естественный процесс совершенствования параметров реактора) приводит к необходимости перерасчета поправок ξд(I),ξтд(E); значения же Кгр периодически обновляются в любом случае.The RBMK-1500 type reactor uses about 250 in-line sensors and for each of them the relationship of the current i d with the energy release W in the fuel assembly with the sensor is represented by the ratio W = ki d = K gr ξ d (I) ξ td (E) i d , where To gr - calibration coefficient of the sensor, taking into account the uncertainty of the sensitivity of the detector to neutrons; ξ d (I) - correction for burnup of the detector material or integral I of i d during operation; ξ td (E) - correction for the fading or energy production of E fissile materials in a fuel assembly. The corrections ξ d (I), ξ td (E) are determined by very complex non-operational neutron-physical calculations having a standard error of the order of 10%, and remain unchanged in the on-line calculation of W values. Coefficients Kg are determined experimentally with a standard error of the order of 7% by performing radiation-hazardous and labor-intensive work that is almost impossible to automate by scanning the neutron flux density in the central sleeves of the fuel assemblies closest to the fuel assemblies with the subsequent processing of the scan results. Moreover, any significant change in the composition of fissile materials in newly used fuel assemblies (and this is a natural process for improving reactor parameters) leads to the need to recalculate the corrections ξ d (I), ξ td (E); the values of K gr are periodically updated in any case.
Задачей изобретения является устранение недостатка датчика-прототипа. The objective of the invention is to eliminate the disadvantage of the sensor prototype.
Технический результат, достигаемый при использовании изобретения, заключается в существенном упрощении и повышении точности определения коэффициента k пропорциональности между током iд датчика и знерговыделением W в ТВС с этим датчиком, а в конечном счете - в упрощении и повышении точности поканального контроля энерговыделения в реакторе.The technical result achieved by using the invention is to significantly simplify and improve the accuracy of determining the coefficient of proportionality k between the current i d of the sensor and the energy release W in a fuel assembly with this sensor, and ultimately to simplify and improve the accuracy of channel-by-channel control of energy release in the reactor.
Указанный технический результат достигается тем, что датчик-прототип дополнен, по меньшей мере, двумя размещаемыми вне активной зоны и взаимно смещенными по оси датчика локальными детекторами ионизирующих излучений и линиями связи этих детекторов с другими выводами разъема. The specified technical result is achieved in that the prototype sensor is supplemented with at least two local detectors of ionizing radiation and mutually offset along the sensor axis and communication lines of these detectors with other terminals of the connector.
В результате, наряду с сигналом iд, зависящим от плотности потока нейтронов в месте размещения протяженного детектора, на выходе датчика непрерывно формируются сигналы локальных детекторов, обеспечивающие возможность определения скорости v переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны; по скорости v, с учетом других измеряемых теплотехнических характеристик реактора и известных расчетных соотношений, может быть определено энерговыделение W в канале с датчиком, а по значению W, в соответствии с выражением W=kiд, - непосредственно коэффициент k пропорциональности между iд и W с точностью, значительно более высокой, чем это достигается в настоящее время штатным оборудованием.As a result, along with the signal i d , which depends on the neutron flux density at the location of the extended detector, the signals of local detectors are continuously formed at the sensor output, which makes it possible to determine the rate v of the transfer of the steam-water mixture to the TC at the exit from the core; the speed v, taking into account other measured thermal characteristics of the reactor and the known design ratios, can determine the energy release W in the channel with the sensor, and the value of W, in accordance with the expression W = ki d , directly the proportionality coefficient k between i d and W with accuracy significantly higher than what is currently achieved with standard equipment.
Изобретение поясним по чертежу с эскизом предложенного датчика, где обозначено: 1 - протяженный нейтронный детектор; 2, 3 - первый и второй локальные детекторы ионизирующих излучений; 4, 5, 6 - элементы кабеля связи детекторов 1, 2, 3 с выводами разъема 7 для подключения датчика к вторичной измерительной аппаратуре, на чертеже не показанной; 8, 9 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 1 и линия связи его с выводом 10 разъема; 11, 12 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 2 и линия связи его с выводом 13 разъема; 14, 15 - внутренний ("незаземляемый") электрод детектора 3 и линия связи его с выводом 16 разъема. We explain the invention according to the drawing with a sketch of the proposed sensor, where it is indicated: 1 - an extended neutron detector; 2, 3 - the first and second local detectors of ionizing radiation; 4, 5, 6 - elements of the communication cable of the detectors 1, 2, 3 with the terminals of the connector 7 for connecting the sensor to secondary measuring equipment, not shown in the drawing; 8, 9 — internal (“non-grounded”) electrode of detector 1 and its communication line with terminal 10 of the connector; 11, 12 — internal (“non-grounded”) electrode of detector 2 and its communication line with terminal 13 of the connector; 14, 15 — internal (“non-grounded”) electrode of detector 3 and its communication line with terminal 16 of the connector.
Предполагается также, что корпус разъема 7, соединенный с оболочкой кабеля связи и внешними ("заземляемыми") электродами детекторов, образующими корпус датчика, служит их общим токонесущим выводом; внутренний электрод 8 детектора 1, а также все токонесущие жилы кабеля связи изолированы от корпуса материалом (например, порошком окиси алюминия), допускающим возможность многократных изгибов датчика без ухудшения технических характеристик; внутренние электроды 11, 14 детекторов 2, 3 и выводы разъема 7 установлены в металлокерамических изоляторах заданной формы; межэлектродные зазоры детекторов 2, 3 заполнены газом, используемым обычно в ионизационных камерах; размеры датчика применительно к условиям эксплуатации в реакторах типа РБМК: общая длина - около 15 м, длина (внешний диаметр) протяженного детектора - 7 м (5 мм), расстояние L между локальными детекторами - порядка 1-2 м, длина (внешний диаметр) каждого локального детектора - несколько см (около 14 мм); локальные детекторы датчика являются чувствительными к гамма-квантам радиоактивных ядер азота-16 (последние образуются в результате захвата быстрых, с энергией более 10 МэВ, нейтронов ядрами кислорода-16 в охлаждающей ТВС воде при переносе ее через активную зону и являются наиболее мощными источниками гамма-излучения за пределами активной зоны). It is also assumed that the connector housing 7, connected to the sheath of the communication cable and the external ("grounded") electrodes of the detectors forming the sensor housing, serves as their common current-carrying terminal; the internal electrode 8 of the detector 1, as well as all current-carrying conductors of the communication cable, are isolated from the housing by a material (for example, aluminum oxide powder) that allows multiple bends of the sensor without deterioration of technical characteristics; the internal electrodes 11, 14 of the detectors 2, 3 and the terminals of the connector 7 are installed in ceramic-metal insulators of a given shape; the interelectrode gaps of the detectors 2, 3 are filled with gas, which is usually used in ionization chambers; the dimensions of the sensor as applied to operating conditions in RBMK reactors: total length - about 15 m, length (outer diameter) of an extended detector - 7 m (5 mm), distance L between local detectors - about 1-2 m, length (outer diameter) each local detector - several cm (about 14 mm); local detector detectors are sensitive to gamma-quanta of radioactive nitrogen-16 nuclei (the latter are produced as a result of capture of fast neutrons with an energy of more than 10 MeV by oxygen-16 nuclei in cooling fuel assembly during its transfer through the core and are the most powerful sources of gamma radiation outside the core).
После установки в центральную гильзу ТВС реактора протяженный детектор 1 датчика оказывается размещенным в активной зоне, а локальные детекторы 2, 3 - в области верхней биологической защиты реактора на участке с независящим от аксиальной координаты гидравлическим сопротивлением кольцевого зазора "ТК - подвеска ТВС". Под действием нейтронного излучения от ТВС с датчиком (и в существенно меньшей степени из-за ослабления потока быстрых нейтронов от ТВС окружения) протяженный детектор 1 становится источником тока iд, который по линии 9 через вывод 10 разъема передается к вторичной измерительной аппаратуре (обратная ветвь цепи, общая для всех детекторов и образуемая корпусом датчика, далее будет всюду подразумеваться без повторных упоминаний). Под действием гамма-излучения от пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны локальные детекторы 2, 3 становятся источниками токов iл1, iл2, которые по линиям 12, 15 через выводы 13, 16 тоже передаются к вторичной измерительной аппаратуре. Пароводяная смесь в ТК переносится снизу вверх.After installation in the central sleeve of the fuel assembly of the reactor, an extended detector 1 of the sensor is located in the active zone, and local detectors 2, 3 are located in the area of the upper biological protection of the reactor in the area with the axial coordinate-independent hydraulic resistance of the annular gap “TK - fuel assembly suspension”. Under the action of neutron radiation from a fuel assembly with a sensor (and to a much lesser extent due to the weakening of the fast neutron flux from the fuel assembly of the environment), the extended detector 1 becomes a current source i d , which is transmitted through line 9 through terminal 10 of the connector to the secondary measuring equipment (reverse branch the circuit common to all detectors and formed by the sensor housing will hereinafter be implied everywhere without repeated mention). Under the action of gamma radiation from the steam-water mixture in the TC at the outlet from the active zone, local detectors 2, 3 become sources of currents i l1 , i l2 , which are also transmitted to lines 12, 15 through leads 13, 16 to the secondary measuring equipment. The steam-water mixture in the TC is transferred from the bottom up.
Мощность дозы гамма-излучения от ядер азота-16 в каждом из элементарных объемов пароводяной смеси из-за колебаний плотности последней хаотически флуктуирует. Эти флуктуации, в свою очередь, преобразуются во взаимосвязанную во времени флуктуацию токов iл1, iл2: скажем, некий всплеск или уменьшение тока iл1 в произвольный момент времени t через некоторое время Δt транспортной задержки переноса пароводяной смеси отзывается примерно таким же относительным всплеском или уменьшением тока iл2. Важно, что несмотря на хаотичность флуктуации токов iл1, iл2 усредненное значение Δt может быть определено известными способами и приборами (коррелометрами) [3] с весьма высокой точностью. Практически с такой же точностью может быть определена, стало быть, и скорость переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны: v=L/Δt.The dose rate of gamma radiation from nitrogen-16 nuclei in each of the elementary volumes of the steam-water mixture fluctuates randomly due to fluctuations in the density of the latter. These fluctuations, in turn, are transformed into a time-dependent fluctuation of currents i l1 , i l2 : say, a certain surge or decrease in current i l1 at an arbitrary time t after some time Δt of the transport delay of transfer of the steam-water mixture responds with approximately the same relative surge or a decrease in current i l2 . It is important that despite the randomness of fluctuations of currents i l1 , i l2, the average value of Δt can be determined by known methods and devices (correlometers) [3] with very high accuracy. Practically with the same accuracy, the rate of transfer of the steam-water mixture to the TC at the exit from the core can be determined: v = L / Δt.
В [4] на основе экспериментальных данных показано, что по полученной таким образом скорости переноса пароводяной смеси в ТК на выходе из активной зоны с привлечением других измеряемых теплотехнических характеристик реактора и известных расчетных соотношений энерговыделение в ТК с ТВС может быть определено со среднеквадратической погрешностью порядка 3%. И это при том, что сигналы-эквиваленты токов iл1, iл2 были получены при помощи внешних по отношению к пароводяным коммуникациям детекторов с развернутыми под углом друг к другу коллиматорами гамма-излучения, т.е. в весьма несовершенной для фиксации базового расстояния L "геометрии". В предложенном же датчике значение L определяется точно (по чертежам на изделие). Поэтому правомерно ожидать, что значение v= L/Δt по сигналам iл1, iл2 детекторов 2, 3, а следовательно, и энерговыделение в ТВС с датчиком (при прочих равных условиях), могут быть определены с еще меньшей погрешностью. В результате, текущие значения k в выражении W=kiд тоже могут быть определены с существенно большей точностью, чем это делается в соответствии с выражением k = Kгрξд(I)ξтд(E). Причем вся описанная процедура определения значений W и k для каждого ТК с ТВС с датчиком может быть полностью автоматизирована при соблюдении одного лишь условия, связанного с инеционностью средств обработки статистически распределенных сигналов: обновление значений k в информационно-вычислительной системе энергоблока, осуществляющей текущий расчет значений энерговыделения во всех ТК с ТВС реактора, должно производиться, как и по штатной методике, при работе энергоблока в стационарном режиме.In [4], on the basis of experimental data, it was shown that, according to the rate of transfer of the steam-water mixture to the thermal fluid at the exit from the core with the use of other measured thermal characteristics of the reactor and the known calculated ratios, the energy release in the thermal fluid with fuel assemblies can be determined with a standard error of about 3 % And this despite the fact that the signal equivalents of the currents i l1 , i l2 were obtained using detectors external to the steam-water communications with gamma radiation collimators deployed at an angle to each other, i.e. in the "geometry" which is very imperfect for fixing the base distance L. In the proposed sensor, the value of L is determined exactly (according to the drawings for the product). Therefore, it is legitimate to expect that the value v = L / Δt from the signals i l1 , i l2 of detectors 2, 3, and therefore the energy release in a fuel assembly with a sensor (ceteris paribus), can be determined with even less error. As a result, the current values of k in the expression W = ki d can also be determined with significantly greater accuracy than is done in accordance with the expression k = K gr ξ d (I) ξ td (E). Moreover, the entire described procedure for determining the values of W and k for each fuel cell with a fuel assembly with a sensor can be fully automated if only one condition is associated with the inefficiency of the means for processing statistically distributed signals: updating the k values in the information and computer system of the power unit, which carries out the current calculation of the energy release values in all fuel cells with a fuel assembly of a reactor, it should be carried out, as in the standard procedure, when the power unit is in stationary mode.
Источники информации
1. Емельянов И. Я. и др. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. - М.: Энергоиздат, 1981, стр.120-133.Sources of information
1. Emelyanov I. Ya. Et al. Scientific and technical fundamentals of controlling nuclear reactors. - M.: Energoizdat, 1981, pp. 120-133.
2. Мительман М.Г. и др. Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. - М.; Атомиздат, 1977, стр.92-129. 2. Mitelman M.G. Detectors for in-reactor measurements of energy release. - M .; Atomizdat, 1977, pp. 92-129.
3. Мирский Г.Я. Характеристики стохастической взаимосвязи и их измерения. - М.: Энергоиздат, 1982. 3. Mirsky G.Ya. Characteristics of stochastic interconnection and their measurement. - M .: Energoizdat, 1982.
4. Экспериментальное испытание корреляционного метода определения тепловой мощности топливных каналов реактора РБМК-1000 на 1 блоке Курской АЭС. - М.: НПО "Энергия", ВНИИАЭС, Гос. peг. 8108920, 1981. 4. An experimental test of the correlation method for determining the thermal power of the fuel channels of the RBMK-1000 reactor at unit 1 of the Kursk NPP. - M .: NPO Energia, VNIIAES, State. reg. 8108920, 1981.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000124624/06A RU2190888C2 (en) | 2000-09-28 | 2000-09-28 | Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000124624/06A RU2190888C2 (en) | 2000-09-28 | 2000-09-28 | Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2000124624A RU2000124624A (en) | 2002-09-27 |
| RU2190888C2 true RU2190888C2 (en) | 2002-10-10 |
Family
ID=20240464
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000124624/06A RU2190888C2 (en) | 2000-09-28 | 2000-09-28 | Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2190888C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2694817C1 (en) * | 2018-12-11 | 2019-07-17 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor |
-
2000
- 2000-09-28 RU RU2000124624/06A patent/RU2190888C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| МИТЕЛЬМАН М.Г. и др. Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения. - М.: Атомиздат, 1997, с. 92-129. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2694817C1 (en) * | 2018-12-11 | 2019-07-17 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") | Method of monitoring integrity of safety barriers during decommissioning of uranium-graphite nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101843603B1 (en) | Self-calibrating, highly accurate, long-lived, dual rhodium vanadium emitter nuclear in-core detector | |
| US3375370A (en) | Self-powered neutron detector | |
| SE9902992L (en) | A core-mounted nuclear energy system and a power distribution monitoring system | |
| US4044301A (en) | Modular ionization chamber of the boron-coating type | |
| EP0403223B1 (en) | Measuring thermal neutron flux | |
| US4614635A (en) | Fission-couple neutron sensor | |
| CN109712725B (en) | Device and method for shielding gamma rays | |
| US3940627A (en) | Shielded-emitter neutron detector | |
| RU2178211C2 (en) | Miniaturized low-inertia device with built-in energy source for tier-by-tier detection of neutron flux in nuclear reactor | |
| US20240125950A1 (en) | Devices, Systems, and Methods for Detecting Radiation with Schottky Diodes for Enhanced In-Core Measurements n-Core Measurements | |
| RU2190888C2 (en) | Transducer for checking energy release in nuclear reactor fuel assembly | |
| KR20070102687A (en) | Neutron detector assembly with variable length rhodium emitters | |
| US20220390630A1 (en) | Self-powered excore detector arrangement for measuring flux of a nuclear reactor core | |
| RU2549177C1 (en) | Apparatus for detecting nuclear radiations for control and protection systems of "ionisation chamber suspension" nuclear reactors | |
| JPH08222179A (en) | Micro-fission chamber with airtight path | |
| Skifton et al. | Optimized High-Temperature Irradiation-Resistant Thermocouple for Fast-Response Measurements | |
| RU48078U1 (en) | DIRECT CHARGE DETECTOR | |
| RU2092916C1 (en) | Reactor control system measuring channel | |
| RU2223519C1 (en) | Ionization fission chamber | |
| JP2934513B2 (en) | Output distribution measurement device | |
| RU29382U1 (en) | Ionization fission chamber | |
| US10347385B2 (en) | Discharge apparatus usable for determining neutron flux | |
| Bunch et al. | BORON-11 NEUTRON FLUX MONITORS--INTERIM REPORT | |
| WO2024081826A2 (en) | Twisted-pair plasma current rogowski coil | |
| Smith | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20070929 |