SU988102A2 - Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени - Google Patents
Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени Download PDFInfo
- Publication number
- SU988102A2 SU988102A2 SU813277158A SU3277158A SU988102A2 SU 988102 A2 SU988102 A2 SU 988102A2 SU 813277158 A SU813277158 A SU 813277158A SU 3277158 A SU3277158 A SU 3277158A SU 988102 A2 SU988102 A2 SU 988102A2
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- concentration
- fission
- neutron
- neutrons
- substance
- 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
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОНЦЕНТРАЦИИ ДЕЛЯЩЕГОСЯ BED1ECTBA В ТОПЛИВНЫХ. ОБРАЗЦАХ БЕЗ ИХ РАЗРУШЕНИЯ по авт. св. № 716419, о тлич аю щ е е с тем, что, с целью повышени чувствительности и точности определени концентрации Дел щегос вещества путем исключени вли ни эффекта самоэкранировки тепловых нейтронов , в него .введен счетчик тепловых нейтронов, расположенный между датчиком нейтронов делени и топливным образцом. S / -г
Description
Изобретение относитс к дерной энергетике, в частности, к устройствам дл определени концентрации дел щегос вещества в тепловыдел ющих элементах дерных реакторов. По основному авт. св. № 716419 из вестно аналогичное устройство, состо щее из импульсного источника нейтронов, блока замедлител нейтрс нов, источника и датчика нейтронов делени , преимущественно всеволнового , окруженного поглощающим тепловые нейтроны материалом, а размер и материалы блока замедлител и датчика нейтронов делени выбраны так,, что константа спада тепловых нейтронов блока замедлител меньше константы спада датчика. Концентрацию дел щегос вещества в топливных образцах характ1гризует величина, равна отношению числа нейтронов делени , :возникших . при делении дер дел щегос вещества тепловыми нейтронами и соответствующих пологой константе сп.ада временной зависимости скорости счета дат- чика нейтронов делени , к числу нейт ронов источник, соответствующих крутой константе спада временной зависимости скорости счета датчика, В качестве характеристики концентрации дел щегос вещества можно использовать величину, обратную этому отношению. Недостатком известного устройства вл етс вли ние эффекта самоэкранировки .тепловых нейтронов на ре зультат измерени концентрации дел щегос вещества. Из-за вли ни самоэкранировки зависимость между величи нами, характеризующими концентрацию дел щегос вещества, и концентрацией вл етс нелинейной. Это приводит к уменьшению чувствительности и точное ти определени концентрации дел щего с вещества. Цель изобретени - повьш1ение чувствительности и точности определени концентрации дел щегос вещества путем исключени вли ни эффекта самоэкранировки тепловых нейтронов. Цель достигаетс тем, что в устройстве дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени по авт. св fp 716419, состо щего из блока замедлител источника нейтронов и датчика нейтронов делени типа всеволнового окруженного материалом, поглощающим тепловые нейтроны, импульсного источника нейтронов, размер и материал блока замедлител и датчика нейтронов делени типа всеволнового выбраны так, что константа спада тепловых нейтронов блока замедлител меньше константы спада датчика, в него введен счетчик тепловых нейтронов, который расположен между топливным образцом и датчиком нейтронов делени , и служит дл измерени числа тепловых нейтронов, прошедших- через топливный образец. Это позвол ет в качестве характеристики концентрации дел щегос вещества использовать величину, равную отношению числа нейтронов делени , возникших при делении дер дел щегос вещества тепловыми нейтронами, к числу тепловых нейтронов, прошедших через топливный образец. При этом, как число нейтронов де- лени , так и число тепловых нейтронов , прошедших через топливньш образец , получаютс одновременно при измерении концентрации. Поэтому их отношение обладает свойством самомониторировани , т.е. не зависит от мощности источника. Использование в данном отношении величин, имеющих разный характер зависимости от концентрации дел щегос вещества, - число нейтронов делени увеличиваетс , а число тепловых нейтронов , прошедших через топливный образец , уменьшаетс с увеличением концентрации, дает возможность получить характеристику концентрации, котора более чувствительна к изменению концентрации, чем отношение числа нейтронов делени к числу нейтронов источника. Схема: предложенного устройства приведена на фиг1. Устройство содержит импульсный источник нейтронов 1, блок замедлител 2, датчик нейтронов делени , состо щий из блока замедлител нейтронов делени 3 и счетчиков замедлившихс нейтронов делени 4, отделенного от блока замедлител 2 и топливного образца 5 экраном 6 из материала, поглощающего тепловые нейтроны, и счетчика тепловых нейтронов 7, измер ющего число тепловых нейтронов, прошедших 4ej)e3 топливный образец.
Испытанное устройство содержало блок замедлител размером 290х290х х580 мм датчик нейтронов делени толщиной 50 мм и высотой 290 мм.
В качестве материала дл блока замедлител и датчика нейтронов делени бьшо вз то органическое стекло, .В качестве топливного образца использовали моделе тепловьщел ющей сборки, котора содержала 18 урановых стержней длиной 280 мм, расположенных в решетке с шагом 11 мм. Дл измерени числа тепловых нейтронов, прошедших через топливный образец, использовали счетчик тепловых нейтронов типа СНМ-9
На фиг,2 представлены крива 1 зависимости от концентрации урана-235 в топливном образце отношени числа нейтронов делени к числу нейтронов источника и крива II зависимости отно01ени числа нейтронов делени к числу тепловых нейтронов,, прошедших через топливный образец.
Линейный характер зависимости от концентрации урана-235 величины отношени числа нейтронов делени к чи лу тепловых нейтронов, протедажх через топливный образец, в отличие от отношени числа нейтронов делени к числу нейтронов источника, показьгоает , что на результат измерени концентрации , дел щегос вещества с помощью .предлагаемого устройства не вли ет эффект самоэкранировки тепловых нейтронов.
Таким образом, предлагаемое устройство по сравнению с известным позвол ет повысить чувствительность и точность определени концентрации дел щегос вещества примерно в два раза.
Устройство можно использовать дл контрол с высокой точностью за содержанием .дел щегос вещества в тепловыдел ющих сборках дерных реакторов без разрушени . Знать точное количество дел щегос вещества, находитс в тепловыдел ющей сборке, важно дл учета дел щихс веществ в св зи с их высокой стоимостью.
Claims (1)
- УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ КОНЦЕНТРАЦИИ ДЕЛЯЩЕГОСЯ ВЕЩЕСТВА В ТОПЛИВНЫХ. ОБРАЗЦАХ БЕЗ ИХ РАЗРУШЕНИЯ по авт. св. № 716419, о тлич а ю щ е е с я тем, что, с целью повышения чувствительности и точности определения концентрации делящегося вещества путем исключения влияния эффекта самоэкранировки тепловых нейтронов, в него введен счетчик тепловых нейтронов, расположенный между датчиком нейтронов деления и топливным образцом.СО □О
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU813277158A SU988102A2 (ru) | 1981-04-22 | 1981-04-22 | Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU813277158A SU988102A2 (ru) | 1981-04-22 | 1981-04-22 | Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU716419 Addition |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU988102A2 true SU988102A2 (ru) | 1987-09-15 |
Family
ID=20953935
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU813277158A SU988102A2 (ru) | 1981-04-22 | 1981-04-22 | Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU988102A2 (ru) |
-
1981
- 1981-04-22 SU SU813277158A patent/SU988102A2/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Авторское свидетельство СССР № 716419, кл. G 21 С 17/06, 1978. / / X * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| SE7906612L (sv) | Bestemning av innehallet av klyvbart material i kernbrensleelement | |
| GB1240235A (en) | Method for the non-destructive assay of bulk nuclear reactor fuel and apparatus | |
| US3496357A (en) | Method and apparatus for the examination of samples of nuclear fuel or whole fuel elements without destruction thereof | |
| US3728544A (en) | Method and apparatus for measurement of concentration of thermal neutron absorber contained in nuclear fuel | |
| SU988102A2 (ru) | Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени | |
| JP3103361B2 (ja) | 原子燃料の燃焼度測定方法 | |
| US4493810A (en) | Method and apparatus for measuring reactivity of fissile material | |
| Owen | Measurement of power and burn-up in irradiated nuclear reactor fuel by a non-destructive method | |
| Stegemann et al. | Application of the slowing down time spectrometer for the control of fissionable material | |
| SU716419A1 (ru) | Устройство дл определени концентрации дел щегос вещества в топливных образцах без их разрушени | |
| GB1197099A (en) | Method and device for the Non-Destructive Control of Nuclear Fuels | |
| Ajdacic et al. | Semiconductor measures fluxes in operating core | |
| Wright | Fision product evaluations for ENDF/B-VI | |
| Harris et al. | Measurement of uranium and plutonium content in a fuel assembly using the RPI spent fuel assay device | |
| SU433862A1 (ru) | Дозиметр смешанного излучени | |
| Chen et al. | Non-destructive determination of burnup by gamma-scanning: an assessment of cesium-134/cesium-137 activity ratio as a fission monitor in CANDU fuels | |
| GB917776A (en) | Method of measuring the amount of material fissile by thermal neutrons and present in any arbitrary substance, particularly for controlling the state of exhaustion of fuel elements in nuclear reactors | |
| Buhl et al. | Precision of Shutdown Margin Measurements Using the Two-Frequency Reactor Noise Technique in an LMFBR | |
| JP3329859B2 (ja) | 中性子計測方法およびその計測装置 | |
| Sanderson et al. | A mixed gamma-ray standard for calibrating germanium well detectors | |
| JPS6170494A (ja) | 燃料集合体の燃焼度測定装置 | |
| Laaksonen et al. | Calculational studies of sensitivity characteristics and their burnup behaviour for rhodium self-powered neutron detectors | |
| Lee et al. | A practical spent-fuel assay device using the lead spectrometer | |
| Park et al. | Review of methodological analysis for nuclear material measurements in metal ingot and process samples | |
| Ruhter et al. | Nondestructive assay measurements applied to reprocessing plants |