DE1162008B - Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines Kernreaktors - Google Patents
Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines KernreaktorsInfo
- Publication number
- DE1162008B DE1162008B DEU7222A DEU0007222A DE1162008B DE 1162008 B DE1162008 B DE 1162008B DE U7222 A DEU7222 A DE U7222A DE U0007222 A DEU0007222 A DE U0007222A DE 1162008 B DE1162008 B DE 1162008B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- core
- gas
- vol
- neutron flux
- flux distribution
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S159/00—Concentrating evaporators
- Y10S159/17—Two liquids
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Internat. Kl.: G 21
Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:
Deutsche Kl.: 21g-21/31
U 7222 VIII c/21g
11. Juni 1960
30. Januar 1964
11. Juni 1960
30. Januar 1964
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflußverteilung im Kern eines
Kernreaktors, bei dem durch Neutronen aktivierbares Material in den Kern eingeführt wird und nach einer
vorgegebenen Verweilzeit wieder aus dem Kern herausgenommen und seine Radioaktivität gemessen
wird und bei dem die räumliche Lage der aktivierbaren Teilchen relativ zueinander vom Zeitpunkt des
Einführens bis zur Aktivitätsmessung nicht wesentlich verändert wird.
Um ein vollständiges Bild von der Flußverteilung im Kern eines Kernreaktors zu erhalten, muß man
sowohl die Längs- als auch die seitliche Verteilung bestimmen. Die seitliche Verteilung kann leicht dadurch
gemessen werden, daß unterschiedliche Stellen quer zum Kern als Meßpunkte gewählt werden. Die
Längsverteilung kann ebenso gemessen werden, indem der Fluß an verschiedenen Stellen längs des
Kernes bestimmt wird.
Bekannte Verfahren der Flußbestimmung, die sich für Reaktoren geringer Leistung und für Forschungsreaktoren eignen, haben sich nicht völlig bei Reaktoren
hoher Leistung bewährt, bei denen der Kern eine hohe Temperatur hat. Es sind Verfahren bekannt, bei
denen die Bestimmung mit Hilfe einer Spaltungskammer erfolgt, die durch eine Röhre in den Kern hinabgelassen
wird. Andere bekannte Verfahren bedienen sich der Methode des Neutronennachweises mit
radioaktiven Indikatoren. Dabei wird ein Draht aus aktivierbarem Material in eine Öffnung des Kernes
hinabgelassen, in der er der Strahlung ausgesetzt ist, und dann zur Messung herausgenommen. Zur Messung
der Drahtelektrizität dienen Geiger-Müller-Zählrohre oder Ionisationskammern. Schwierige praktische
Probleme entstehen bei der Anwendung dieser Verfahren dort, wo die Bestimmung der Verteilung
des Flusses in einer Richtung beim Kern die Verwendung von Zugangsöffnungen bzw. Kanälen erforderlich
macht, die nicht senkrecht verlaufen, insbesondere bei einem waagerechten Überwachungskanal, wo
die Brennstoffkanäle und die Öffnungen für die Steuerstäbe im Kern senkrecht verlaufen, da im Falle
einer Ionisationskammer die Öffnungen einen beträchtlichen Durchmesser haben müssen und es
Schwierigkeiten macht, diese im Kern vorzusehen. Im Falle einer Bestimmung mit HiKe eines Drahtes
macht es Schwierigkeiten, den Draht an Ort und Stelle zu bringen, da er nicht durch Schwerkraft dorthin
gelangen kann. Außerdem machen Reibung und Verseuchung des Drahtes die Ablesungen unzuverlässig.
Schließlich dauert die Zeit, bis eine Information erhalten wird, sehr lange.
Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflußverteilung
im Kern eines Kernreaktors
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
ίο Siegen, Eisernerstr. 227
ίο Siegen, Eisernerstr. 227
Als Erfinder benannt:
Ronald Hugh Gampbell, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 12. Juni 1959
und 31. Mai 1960 (Nr. 20181)
und 31. Mai 1960 (Nr. 20181)
Zweck der Erfindung ist die Schaffung eines Verfahrens und einer Vorrichtung für die Bestimmung
des Neutronenflusses, die einfach und zuverlässig sind und eine Ablesung sowohl der Längs- als auch der
seitlichen Verteilung ergeben, und zwar in sehr kurzer Zeit.
Das Verfahren nach der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet,
daß das aktivierbare Material gasförmig ist und in gesonderten Rohren mit einer sich
während des Verfahrenszeitraums ändernden Geschwindigkeit durch den Kern bewegt wird.
Gemäß einer vorteilhaften Weiterbildung des Verfahrens wird das Gas in den Kern mit einer vorgegebenen
Geschwindigkeit hineinbewegt, dann innerhalb des Kerns einen vorgegebenen Zeitraum zum
Zwecke der Aktivierung ruhen gelassen und schließlich mit einer vorgegebenen Geschwindigkeit an dem
Aktivitätsmeßgerät vorbeibewegt.
Eine andere Weiterbildung des Verfahrens besteht darin, daß das Gas durch die den Reaktorkern durchsetzenden Rohre während des Verfahrenszeitraumes mit zwei verschiedenen Geschwindigkeiten gefördert und die bei Übergang von der einen Strömungsgeschwindigkeit auf die andere auftretende zeitliche Änderung der Aktivität zur Ermittlung der Neutronenflußverteilung herangezogen wird.
Eine andere Weiterbildung des Verfahrens besteht darin, daß das Gas durch die den Reaktorkern durchsetzenden Rohre während des Verfahrenszeitraumes mit zwei verschiedenen Geschwindigkeiten gefördert und die bei Übergang von der einen Strömungsgeschwindigkeit auf die andere auftretende zeitliche Änderung der Aktivität zur Ermittlung der Neutronenflußverteilung herangezogen wird.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert
werden, und zwar zeigt
Fig. 1 einen Teil des Reaktorkerns im Schnitt,
Fig. 2 eine seitliche Schnittansicht einer Vorrichtung
zum Bewegen des Gases,
309 807/321
Fig. 3 die Meß- und Registriereinrichtung im Schema und
Fig. 4 ein Schema für die Gasströmung in einer
abgeänderten Ausführungsform.
Wie aus den Zeichnungen, in denen gleiche Teile mit gleichen Bezugszeichen versehen sind, hervorgeht,
ist bei der in den Fig. 1 und 2 dargestellten Konstruktion eines Beispieles für einen gasgekühlten,
graphitmoderierten Kernreaktor mit einem Kern, der von senkrechten Brennstoffkanälen sowie von senkrechten
Kanälen für Steuerstäbe durchsetzt ist, eine Reihe koaxialer Rohreinheiten aus rostfreiem Stahl
von geringem Durchmesser durchsetzt ist, von denen eine in F i g. 1 dargestellt und mit dem Bezugszeichen
1 versehen ist. Sie sind in verschiedenen radialen Stellungen angeordnet und durchdringen den zylindrischen
Kern 2 des Kernreaktors in axialer Richtung (d. h. in Längsrichtung). Das innere Rohr 3 einer jeden
Rohreinheit 1 steht mit dem Außenrohr 4 in Verbindung, dessen unteres Ende 5 geschlossen ist
und an dem geschlossenen Ende eine Rückströmung für das Gas bewirkt. Das Gas strömt durch den Ringraum
6 zwischen den beiden Rohren 3 und 4 ein und durch das innere Rohr 3 aus. Unter »Rohren von geringem
Durchmesser« sind solche Rohre zu verstehen, die einen Gasfaden erzeugen, in dem keine wesentliche
Änderung der räumlichen Lage der Gasteilchen relativ zueinander stattfindet, wenn das Gas entlang
dem inneren Rohr und dem Ringraum zwischen den koaxialen Rohren strömt. Ein typisches Beispiel ist
eine Bohrung von 3 mm für das innere Rohr und ein Ringraum von 3 mm Radialabmessung. Jede Rohreinheit
1 durchdringt die Wandung des Druckbehälters (von dem ein Teil in F i g. 1 dargestellt und mit
dem Bezugszeichen 7 versehen ist), in welchem sich der Kern 2 befindet. Die Ausflußrohre (das innere
Rohr 3 der Rohreinheit 1) sind mit einer Meßeinrichtung 8 versehen, die schematisch in F i g. 3 dargestellt
ist und einen Zähler 13, einen Verstärker 14 und ein schreibendes oder aufzeichnendes Registriergerät 15
aufweist, das durch einen Motor 16 angetrieben wird. Das zur Verwendung kommende Gas ist Argon, das
zur Neutronenflußbestimmung geeignet ist, weil es inert ist, weil es zu 99,6% aus dem Isotop 40 besteht,
einen Neutroneneinfangquerschnitt hat, der zur Bestimmung ausreicht, aber nicht zu groß ist, um den
Neutronenfluß merklich zu verfälschen, keine sehr großen Wirkungsquerschnittsresonanzen aufweist,
weil das Isotop A 41, das durch die Neutronenstrahlung entsteht, eine Halbwertzeit von 1,8 Stunden hat,
was einen günstigen Kompromiß zwischen einer eine hohe Zählrate ergebenden kurzen Halbwertzeit und
einer langen Halbwertzeit, die die Wirkung der Übergangszeit zwischen Aktivierung und Bestimmung unbeachtlich
macht, ergibt, so daß sie vernachlässigt werden kann, und weil die Energie der Betateilchen,
die beim Zerfall von A 41 in das Spaltprodukt K 41 (welches stabil ist) emittiert werden, groß ist.
Das Gas wird einer Einlaßöffnung 9 durch Verwendung einer Einrichtung 10 zugeführt, die in
F i g. 2 näher dargestellt ist und einen Kolben 11 aufweist, der sich in einem Zylinder 12 mit konstanter
Geschwindigkeit bewegt, wodurch das Gas konstant strömt und die Rohre 3 und die Ringräume 6 der
Rohreinheiten 1 füllt. Die Strömung wird zum Stillstand gebracht, indem der Kolben 11 stillgesetzt wird,
so daß das Gas in der Rohreinheit 1 eine bestimmte Zeit lang in Ruhe bleibt, damit es durch die Strahlung
so weit radioaktiv wird, daß es ein verwertbares Signal am Registriergerät 15 der Meßeinrichtung 8,
ergibt. Das Gas wird nun aus dem Kern durch Verwendung des Kolbens 11 herausgebracht, der sich
mit der gleichen Geschwindigkeit wie zuvor bewegt, so daß in umgekehrter Richtung die gleiche Strömung
wie zuvor entsteht. Wenn das Gas aus der Ausströmöffnung der Rohreinheit 1 austritt, wird es kontinuierlich
auf Strahlung hin überwacht, und die Registriergeräte 15 der Meßeinrichtung 8 ergeben eine Aufzeichnung
der axialen (Längs-) Verteilung des Neutronenflusses. Ein Vergleich der Ablesungen der einzelnen
Registriergeräte 15, die mit den radial angeordneten Einheiten 1 verbunden sind, ergibt die radiale
Verteilung des Neutronenflusses. Nach dem Messen kann das Gas in die Atmosphäre abgelassen werden,
da die verwendeten Mengen klein sind. An Stelle des Kolbens und des Zylinders kann ein Gasvorratszylinder
24, ein Reduzierventil und eine Druckein-Stelleinheit 25 (F i g. 1) und ein Abschaltventil (zum
Beendigen und Ingangsetzen der Gasströmung) verwendet werden.
Bei einem abgeänderten Verfahren, bei dem die schematisch in F i g. 3 dargestellte Apparatur verwen-
det wird, wird der Motor 16, der zum Bewegen des Stiftes des Registriergerätes 15 einer jeden Meßeinrichtung
8 auch zum Antrieb eines Tachogenerators 17 verwendet, der ausgangsseitig mit einem weiteren
Registriergerät 18 verbunden ist. Wenn die Strömungsgeschwindigkeit des Gases in der entsprechenden
Einheit 1 geändert wird, übermittelt der Verstärker 14 dem Motor 16 Signale über die entsprechende
Änderung der registrierten Aktivität. Dies ruft eine Änderung im Ausgang des Tachogenerators 17 zum
Registriergerät 18 hervor, welches die vorübergehenden Aktivitätsänderungen (in bezug auf die Länge des
Gasfadens) zur Bildung einer axialen (Längs-) Verteilung des die Einheit 1 umgebenden Flusses differenziert.
Eine Änderung der Strömung kann durch Verwendung der Vorrichtung 10 erfolgen, die in
F i g. 2 dargestellt ist und einen Verbundkolben aufweist, bei welchem ein kleiner Kolben 19, der in
einem größeren, 11, arbeitet, zunächst durch die Kolbenstange 30 mit konstanter Geschwindigkeit bewegt
wird, bis sein Ende 20 an das Ende 21 des größeren Kolbens 11 anschlägt, worauf ohne Pause die beiden
Kolben 19 und 11 zusammen durch die Kolbenstange 30 immer noch mit konstanter Geschwindigkeit bewegt
werden. Da keine Einwirkzeit durch diese abgeänderte Ausführungsform vorgesehen wird, wird angenommen,
daß der Neutronenfluß so groß ist, daß sich ein brauchbares Signal an dem Registriergerät 18
ergibt, und/oder daß die Strömungsgeschwindigkeit gering ist. Eine Einlaßöffnung 22 am Zylinder 12 und
am Zylinder 23 für den Kolben 19 wird mit Argon von einem Druckzylinder 24 über ein Reduzierventil
und eine Druckeinstelleinheit25 (s. Fig. 1) beliefert.
Die Verwendung von Koaxialrohren dient dazu,
die Wirkung des Temperaturanstieges des Gases zu
vermindern, welches durch den Kern strömt, wobei das erwärmte ausströmende Gas zur Vorwärmung des
einströmenden Gases dient und bei diesem Vorgang selbst gekühlt wird. Falls die Wirkung des Temperaturanstieges
in jedem gegebenen Fall zu vernachlässigen ist, kann die Leitung für das Gas in jeder
Rohreinheit von einem einzigen Rohr mit kleiner Bohrung gebildet werden, das den Kern durchsetzt
und zur Bestimmung außerhalb des Bereiches hohen
Neutronenflusses entweder außerhalb des Kernes oder durch den Kern hindurch zurückgeführt wird.
Unter einem Rohr mit kleiner Bohrung soll wiederum ein solches verstanden werden, das einen Gasfaden
erzeugtj in dem keine wesentliche Änderung der räumlichen Lage der Gasteilchen relativ zueinander
stattfindet. Auch hier ist eine typische Bohrung 3 mm. Bei einer Alternativ- oder abgeänderten Einrichtung
zur Änderung der Strömung wird der Reaktorkern 2, wie es in F i g. 4 dargestellt ist, durch mehrere,
beispielsweise einundzwanzig Rohreinheiten 1 oder aber durch ein einziges Rohr 31, wie es dargestellt ist,
durchsetzt. Ein Wählventil 32 am Ausströmungsende der Rohre 31 wird gleichzeitig durch Verbindung mit
einem Wählventil 33 an dem Einströmungsende der Rohre 31 betätigt. Das Ventil 32 führt zu der Meßeinrichtung
8, und das Ventil 33 wird gespeist von zwei Gasversorgungssystemen, die miteinander in
Verbindung stehen, und die durch Zweiwegeventile 34 und 35 gesteuert werden. Die beiden Systeme 40
und 41 gleichen einander und weisen ein Druckminderventil 36 und ein veränderliches Drosselventil 37,
das normalerweise auf eine bestimmte Drosselstellung eingestellt ist, auf, wobei das Drosselventil 37 des
einen Systems für rasche Strömung und das des anderen für langsamere Strömung eingestellt ist. Außerdem
weisen sie einen Strömungsanzeiger 38 auf. Die Ventile 34 und 35 haben je eine Ablaßleitung, die mit
einer veränderlichen Drosseleinrichtung 39 versehen ist, die fein eingestellt werden kann und dazu dient,
die Rohre 31 in bezug auf die darin herrschende Gasströmung nachzubilden. Einmal ist das Ventil 34 mit
dem Wählventil 33 und das Ventil 35 mit der einen Ablaßeinrichtung 39 strömungsmäßig verbunden,
während in der anderen Stellung das Wählventil 33 mit dem Ventil 35 und das Ventil 34 mit der anderen
Ablaßeinrichtung 39 verbunden ist. Die Systeme 40 und 41 werden von einem gemeinsamen Vorratszylinder
über ein Druckminderventil und eine Druckeinstelleinheit 25 mit Argon gespeist.
Die Rohre 31 sind bezüglich der Strömung geeicht, und die Einstellung des entsprechenden Drosselventils
37 wird für jedes Rohr 31 für eine bei 38 angezeigte Strömung aufgezeichnet. Durch Betätigung der Ventile
34 und 35 wird das Rohr 31 abwechselnd mit einem langsamen und einem schnellen Argonstrom
gespeist, und die Voreinstellung des Drosselventils 37 unter Verwendung der entsprechenden Ablaßeinrichtung
erfolgt für das nächste Rohr 31, das verwendet werden soll, während das in Gebrauch befindliche
von Argon durchströmt wird.
Wenn die Gasgeschwindigkeit durch den Reaktorkern plötzlich geändert wird, wird ein neuer stetiger
Wert des Züstandes für den integrierten Fluß erhalten.
Der Übergang zwischen dem ursprünglichen Aktivitätsniveau (wie an einem Registriergerät angezeigt,
das durch den Aktivitätsdetektor beliefert wird) und dem neuen Niveau ergibt die Form des Integrals der
axialen Flußverteilung, so daß durch Differenzieren der Übergangskurve an der Aufzeichnung eine axiale
Verteilung erhalten wird. Daß die Form des Integrals der axialen Verteilung durch die Übergangskurve gegeben
ist, kann wie folgt aufgezeigt werden:
Man betrachte einen Kern von der Höhe/z mit einem Rohr, das vertikal durch ihn hindurchführt.
Der Fluß an einem Punkt der Höhe χ über dem Boden des Kerns sei F(x). Wenn das Rohr ein Gas enthält,
wie beispielsweise Argon, das nach oben bei einer Geschwindigkeit von V strömt, dann ist die
Zählrate an einem Detektor, der beim Ausgang des Gases angeordnet ist,
Λ F{x)ax
KJ ν'
Wenn nun die Geschwindigkeit augenblicklich auf nV erhöht wird, wird der stetige Wert der Zählrate
F (χ) dx
nV
Es sei nun die Gasprobe bei einer Höhe von χ betrachtet,
wenn die Geschwindigkeitsänderung stattfindet. Die Zählrate, die von dieser Probe hergeleitet
wird, wird aus zwei Teilen gebildet, nämlich einem Abstand χ bei der langsamen Bewegungsgeschwindigkeit
und einem Abstand Qi-x) bei der hohen Bewegungsgeschwindigkeit.
Sie beträgt
Kj
F{x) dx nV
Dies kann als
Ix
yr JF(X)
yr JF(X)
λ J F(x) dx-^ ο
dX
geschrieben werden.
Der zweite Summand des Klammerausdrucks entspricht dem sich einstellenden Zustandswert im
Gleichgewicht bei der zweiten Geschwindigkeit, so daß dann, wenn dieser Wert von der Übergangskurve
subtrahiert wird, das Integral der Axialverteilung übrigbleibt.
Der Tachogenerator, welcher die Änderung der Aktivität mit der Zeit aufzeichnet, führt somit die
Differenzierung der Übergangskurve mechanisch aus, wo sie sonst graphisch durch die klassischen Methoden
ausgeführt werden müßte.
Claims (3)
1. Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflußverteilung im Kern eines Kernreaktors, bei
dem ein durch Neutronen aktivierbares Material in den Kern eingeführt wird und nach einer vorgegebenen
Verweilzeit wieder aus dem Kern herausgenommen und seine Radioaktivität gemessen
wird und bei dem die räumliche Lage der aktivierbaren Teilchen relativ zueinander vom Zeitpunkt
des Einfuhrens bis zur Aktivitätsmessung nicht wesentlich verändert wird, dadurch g e kennzeichnet,
daß das aktivierbare Material gasförmig ist und in gesonderten Rohren mit einer
sich während des Verfahrenszeitraumes ändernden Geschwindigkeit durch den Kern bewegt
wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Gas in den Kern mit einer
vorgegebenen Geschwindigkeit hineinbewegt wird, daß es dann innerhalb des Kernes einen vorgegebenen
Zeitraum zum Zwecke der Aktivierung ruhen gelassen wird, und daß schließlich mit einer
vorgegebenen Geschwindigkeit an dem Aktivitätsmeßgerät vorbeibewegt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Gas durch die den Reaktorkern
durchsetzenden Rohre während des Verfahrenszeitraumes mit zwei verschiedenen Ge-
schwindigkeiten geleitet wird und die bei Übergang von der einen Strömungsgeschwindigkeit auf
die andere auftretende zeitliche Änderung der Aktivität zur Ermittlung der Neutronenflußverteilung
herangezogen wird.
In Betracht gezogene Druckschriften:
»Proceedings of the Second United Nations Internationel
Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 11, 1958, S. 498 bis 508 und 512 bis
518;
»Physical Review«, Vol. 87, 1952, Nr. 1, S. 184;
»Nucleonics«, Vol. 12, 1954, Nr. 2, S. 9.
»Le Journal de Physique et le Radium«, Bd. 14, 1953, S. 463.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
309 807/321 1.64 @ Bundesdruckerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB20181/59A GB913489A (en) | 1959-06-12 | 1959-06-12 | Improvements in or relating to nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1162008B true DE1162008B (de) | 1964-01-30 |
Family
ID=10141741
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEU7222A Pending DE1162008B (de) | 1959-06-12 | 1960-06-11 | Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines Kernreaktors |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US3207667A (de) |
BE (2) | BE627045A (de) |
CH (1) | CH398818A (de) |
DE (1) | DE1162008B (de) |
ES (1) | ES258834A1 (de) |
FR (1) | FR1259687A (de) |
GB (2) | GB913489A (de) |
NL (3) | NL113563C (de) |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3854048A (en) * | 1972-03-10 | 1974-12-10 | Siemens Ag | Apparatus for determining neutron flow density over a large area in a nuclear reactor |
US3860824A (en) * | 1973-10-23 | 1975-01-14 | Nuclear Services Corp | Fluid driven in-core flux mapping probe system |
US4235670A (en) * | 1977-10-17 | 1980-11-25 | Alzaidi Samir A | Method and apparatus for measuring neutron flux |
US5108694A (en) * | 1991-08-23 | 1992-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Power distribution measuring system employing gamma detectors outside of nuclear reactor vessel |
US5352040A (en) * | 1992-08-24 | 1994-10-04 | Martin Marietta Energy Systems, Inc. | Dual neutron flux/temperature measurement sensor |
US6607635B2 (en) * | 2000-05-12 | 2003-08-19 | Kimberly-Clark Worldwide, Inc. | Process for increasing the softness of base webs and products made therefrom |
JP6523877B2 (ja) * | 2015-08-31 | 2019-06-05 | 株式会社日立製作所 | 原子炉計装システム及び原子炉 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2863062A (en) * | 1946-06-10 | 1958-12-02 | William J Sturm | Method of measuring the integrated energy output of a neutronic chain reactor |
GB617122A (en) * | 1946-08-19 | 1949-02-01 | Vickers Armstrongs Ltd | Improved means for moving and controlling the motion of machinery |
US2741592A (en) * | 1946-12-31 | 1956-04-10 | Lyle B Borst | Neutronic reactor measuring and safety rod operating apparatus |
US2751505A (en) * | 1948-12-29 | 1956-06-19 | Herbert L Anderson | Neutronic reactor device |
FR1147321A (fr) * | 1956-04-09 | 1957-11-21 | Commissariat Energie Atomique | Nouveau détecteur de neutrons par fission |
BE572178A (de) * | 1957-10-18 | |||
FR1201552A (fr) * | 1958-04-26 | 1960-01-04 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements aux dispositifs de détection des ruptures de gaine dans les réacteurs atomiques |
-
0
- NL NL287647D patent/NL287647A/xx unknown
- NL NL252457D patent/NL252457A/xx unknown
- BE BE591712D patent/BE591712A/xx unknown
- NL NL113563D patent/NL113563C/xx active
- BE BE627045D patent/BE627045A/xx unknown
-
1959
- 1959-06-12 GB GB20181/59A patent/GB913489A/en not_active Expired
-
1960
- 1960-06-02 US US33453A patent/US3207667A/en not_active Expired - Lifetime
- 1960-06-11 DE DEU7222A patent/DE1162008B/de active Pending
- 1960-06-11 FR FR829727A patent/FR1259687A/fr not_active Expired
- 1960-06-11 CH CH662660A patent/CH398818A/de unknown
- 1960-06-11 ES ES0258834A patent/ES258834A1/es not_active Expired
-
1962
- 1962-01-11 GB GB1048/62A patent/GB960761A/en not_active Expired
-
1963
- 1963-01-03 US US249246A patent/US3234385A/en not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
NL113563C (de) | |
US3207667A (en) | 1965-09-21 |
ES258834A1 (es) | 1960-12-16 |
BE591712A (de) | |
GB913489A (en) | 1962-12-19 |
BE627045A (de) | |
NL287647A (de) | |
CH398818A (de) | 1966-03-15 |
GB960761A (en) | 1964-06-17 |
NL252457A (de) | |
US3234385A (en) | 1966-02-08 |
FR1259687A (fr) | 1961-04-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3337768A1 (de) | Vorrichtung und verfahren zur bestimmung des wasserstoffgehaltes einer substanz | |
DE69601683T2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Messen mindestens einer charakterisierenden Länge eines Brennstabs an der Peripherie eines Kernbrennstabbündels | |
DE1162008B (de) | Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines Kernreaktors | |
DE1279232B (de) | Anordnung zur selbsttaetigen UEberwachung und Feststellung von Huellenbruechen in einem Kernreaktor | |
DE2947145C2 (de) | Anlage zur Neutronen-Aktivierungsanalyse | |
DE1084846B (de) | Vorrichtung zur Feststellung von Huellenbruechen in mit Gasstroemen gekuehlten Kernreaktoren | |
DE1539750A1 (de) | Vorrichtung zur Anzeige von AEnderungen einer charakteristischen Groesse in einem Stroemungsmedium | |
DE1489685C3 (de) | Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften | |
AT220256B (de) | Verfahren und Einrichtung zur Feststellung der Neutronenflußverteilung in einem Kernreaktor | |
DE2849401C2 (de) | Vorrichtung zur Bestimmung des Kohlendioxidgehaltes einer Flüssigkeit, insbesondere eines Getränkes | |
DE2221342A1 (de) | Kernreaktorbrennstab | |
DE2255180B2 (de) | Einrichtung zum Messen der Radioaktivität einer mit radioaktivem Kohlenstoff und Tritium doppelt-markierten Substanz im Durchfluß mit einem Verbrennungsofen und nachgeschaltetem Gasdurchflußzählrohr | |
DE1265882B (de) | Anordnung zum kontinuierlichen Messen des Neutronenflusses in einem Reaktorkern | |
DE2440741A1 (de) | Verfahren und einrichtung zur messung des abbrandes von kernbrennstoffen in einem kernreaktor | |
DE1489743B1 (de) | Messanordnung zum Feststellen und Lokalisieren von Schaeden an den Huelsen der Brennstoffelemente eines Kernreaktors mit Gas als Kuehlmittel und Verfahren zu ihrem Betrieb | |
DE1112314B (de) | Vorrichtung zur Messung des Gehaltes an Spaltprodukten kurzer Lebensdauer in Gasstroemen | |
DE1143276B (de) | Einrichtung zum Bestimmen der Tiefenlage der Strahlenquelle beim Messen der Intensitaetsverteilung der Strahlung von in einem Objekt vorhandenen radioaktiven Isotopen | |
DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
DE2102565A1 (de) | Anzeigevorrichtung fur die Stellung eines Regelstabs | |
DE3626269C2 (de) | ||
DE2437850A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum sammeln und analysieren fester folgeprodukte radioaktiver gase | |
DE2642064A1 (de) | Dichtemessvorrichtung fuer stroemende medien nach dem durchstrahlungsprinzip | |
DE2214859A1 (de) | Verfahren zur ermittlung der drehzahl von rotierenden koerpern | |
DE1489895C (de) | Vorrichtung zum Nachweis eines Hüllenschadens an Kernreaktorbrennelementen | |
AT331367B (de) | Verfahren zur messung des abbrandes von kernbrennstoffen |