CN107731326B - 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 - Google Patents
用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN107731326B CN107731326B CN201710908689.1A CN201710908689A CN107731326B CN 107731326 B CN107731326 B CN 107731326B CN 201710908689 A CN201710908689 A CN 201710908689A CN 107731326 B CN107731326 B CN 107731326B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- sampling
- coolant
- valve
- radioactive
- measurement method
- 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.)
- Active
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/041—Detecting burst slugs characterised by systems for checking the coolant channels, e.g. matrix systems
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/042—Devices for selective sampling, e.g. valves, shutters, rotatable selector valves
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
本发明公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法,所述取样机构包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器,还包括串联于取样管路中的阀门,所述阀门用于控制取样管路的通断状态。所述测量方法为采用所述取样机构的放射性水平测量方法。采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆燃料元件破损监测技术领域,特别是涉及一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法。
背景技术
燃料元件包壳是防止放射性裂变产物向外泄漏的第一道屏障,如果燃料元件发生破损,燃料元件中的裂变产物就会释放到一回路冷却剂中。反应堆必须设置燃料元件破损监测***,以便能够及时发现燃料元件的破损,并在必要时采取措施,从而确保反应堆的安全。
燃料元件破损监测中,需要设置取样管路对一回路冷却剂进行取样,在取样管路中设置专门用于放射性测量的管道。探索一种取样滞留机构及放射性测量方法,以实现对燃料元件破损更为有效监测,是本领域技术人员所亟待解决的技术问题。
发明内容
针对上述提出探索一种取样滞留机构及放射性测量方法,以实现对燃料元件破损更为有效的监测,是本领域技术人员所亟待解决的技术问题,本发明提供了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法,采用本装置及方法可对燃料元件破损更为有效的监测。
为解决上述问题,本发明提供的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法通过以下技术要点来解决问题:用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构,包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器,还包括串联于取样管路中的阀门,所述阀门用于控制取样管路的通断状态。
目前测量管道为螺旋盘管结构,在测量放射性时冷却剂连续流过该管道。如果基于目前的取样管道直接测量放射性核素的活度谱,一方面冷却剂连续流动,不便于γ谱的测量;另一方面不同放射性核素之间的γ谱相互干扰,可能测量不到某些活度较低的放射性核素。
本取样机构旨在实现可以根据测量需要,使取样容器中的冷却剂为连续流动或不流动。
具体的,以上取样机构在与核反应堆一回路连接时,需要设置为取样容器的后端有用于截断取样管路的阀门,这样,可实现:在阀门打开的情况下,取样容器中具有流动的用于γ谱探测器探测放射性水平的冷却剂;在阀门关闭的情况下,取样容器中能够滞留用于γ谱探测器探测放射性水平的冷却剂。这样,以上取样机构适用于以下测量方法的取样:
测量方法包括连续测量步骤;
所述连续测量步骤为:将取样管路与核反应堆一回路***相连,打开阀门,通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平;
而后,对所得放射性水平进行判断:将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较,若所得放射性水平小于或等于所述阈值,则停止对冷却剂的放射性水平测量,若所得放射性水平大于所述阈值,则进行间断衰变测量步骤;
所述间断衰变测量步骤为:
关闭阀门,使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中;
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。
以上测量过程中,所述阈值即为在反应堆燃料元件没有破损时一回路冷却剂中的放射性水平,该阈值可在反应堆燃料元件没有破损的情况下,进行一回路冷却剂放射性水平检测获取。在连续测量步骤所得值没有超过所述阈值时,即一回路冷却剂中的放射性水平相对较低,只关注冷却剂的总放射性或几个典型核素的活度水平即可,无需进行进一步检测。反之,在连续测量步骤所得值超过所述阈值时,即一回路冷却剂中的放射性水平相对较高时,需要通过关闭阀门,对滞留于取样容器中的冷却剂进行间断衰变测量,当测量过程中所对应的冷却剂为静止状态时,不仅方便测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平,同时,通过所述的间隔性多次测量,即通过间断测量冷却剂中放射性的方式,等待冷却剂衰变一段时间后,再测量放射性,这样可以多次测量同一样品衰变不同时间后的放射性,以便于等待样品中的某些短寿命放射性核素衰变,利用放射性水平相对较低的长寿命放射性核素的测量,最终达到根据间断衰变测量步骤所得数据,用于燃料元件破损分析,达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
作为所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构进一步的技术方案,所述阀门包括前置阀门及后置阀门,所述前置阀门及后置阀门均用于控制取样管路的通断状态,且所述前置阀门位于取样容器的前端,所述后置阀门位于取样容器的后端。本方案在运用时,设置为取样机构的两端均与核反应堆一回路相连,这样,可使得取样机构取样过程中不会产生废液。同时采用以上方案,在间断衰变测量步骤中,前置阀门和后置阀门两者的关闭可完全阻断取样管道与一回路冷却剂的连通,避免间断衰变测量步骤过程中一回路冷却剂对滞留的冷却剂造成放射性水平检测造成影响而影响测量结果。
同时,本发明还公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,该测量方法采用如上所提供的任意取样机构,利用γ谱探测器对取样容器中的冷却剂进行放射性测量;
该测量方法包括连续测量步骤;
所述连续测量步骤为:将取样管路与核反应堆一回路***相连,打开阀门,通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平;
该测量方法还包括判别步骤;
所述判别步骤为:将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较,若所得放射性水平小于或等于所述阈值,则停止对冷却剂的放射性水平测量,若所得放射性水平大于所述阈值,则进行间断衰变测量步骤;
所述间断衰变测量步骤为:
关闭阀门,使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中;
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。以上方法为所述取样机构用于反应堆冷却剂放射性水平测量的测量方法,所述间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平即为:等待冷却剂衰变一段时间后,进行测量,即为了获得多个同一样品衰变不同时间的放射性数据。以上方法区别于传统的连续测量,能够在冷却剂放射性水平出现异常时,测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平,便于燃料元件破损的分析,以实现对燃料元件破损更为有效的监测。
作为以上所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法进一步的技术方案,为使得本测量方法不产生取样废液,所述取样机构与一回路***呈并联关系。本方案中,相当于取样机构的入口端和出口端均与反应堆一回路相连,即取样管路的两端均与反应堆一回路相连。
所述取样机构连接在一回路***的净化***上。本方案中,相当于取样机构的入口端连接在净化***的上游,取样机构的出口端连接在净化***的下游,由于净化***中相应冷却剂流通管路较小,这样,采用此方法不仅使得取样机构的设置对一回路冷却剂边界承压强度的削弱更小,同时由于冷却剂在净化前已经经过一定时间的衰变,N-16的活度水平已经明显降低,即本方法中对取样机构的位置限定还可有效降低或避免N-16对监测结果的影响。
为避免一回路中其他冷却剂对取样容器中滞留的冷却剂的放射性水平检测产生影响,所述阀门包括前置阀门和后置阀门,且所述前置阀门设置在取样容器中的前端,所述后置阀门设置在取样容器的后端。
本发明具有以下有益效果:
本取样机构即方法旨在通过测量需要,使取样容器中的冷却剂为连续流动或不流动,根据流动时的测量结果,可判断是否出现燃料元件破损,即达到燃料元件破损监测目的。通过对不流动的冷却剂的测量结果,可用于燃料元件破损分析,最终达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
附图说明
图1为反映本发明所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构的一个具体实施例的结构以及该结构的测量原理的示意图。
图中的附图标记所对应的技术术语为:
1、前置阀门,2、取样容器,3、后置阀门,4、γ谱探测器。
具体实施方式
下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明,但是本发明不仅限于以下实施例:
实施例1:
如图1所示,用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构,包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器2,还包括串联于取样管路中的阀门,所述阀门用于控制取样管路的通断状态。
目前测量管道为螺旋盘管结构,在测量放射性时冷却剂连续流过该管道。如果基于目前的取样管道直接测量放射性核素的活度谱,一方面冷却剂连续流动,不便于γ谱的测量;另一方面不同放射性核素之间的γ谱相互干扰,可能测量不到某些活度较低的放射性核素。
本取样机构旨在实现可以根据测量需要,使取样容器2中的冷却剂为连续流动或不流动。
具体的,以上取样机构在与核反应堆一回路连接时,需要设置为取样容器2的后端有用于截断取样管路的阀门,这样,可实现:在阀门打开的情况下,取样容器2中具有流动的用于γ谱探测器4探测放射性水平的冷却剂;在阀门关闭的情况下,取样容器2中能够滞留用于γ谱探测器4探测放射性水平的冷却剂。这样,以上取样机构适用于以下测量方法的取样:
测量方法包括连续测量步骤;
所述连续测量步骤为:将取样管路与核反应堆一回路***相连,打开阀门,通过γ谱探测器4探测取样容器2中流动的冷却剂的放射性水平;
而后,对所得放射性水平进行判断:将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较,若所得放射性水平小于或等于所述阈值,则停止对冷却剂的放射性水平测量,若所得放射性水平大于所述阈值,则进行间断衰变测量步骤;
所述间断衰变测量步骤为:
关闭阀门,使得处于取样容器2中的冷却剂滞留于取样容器2中;
利用γ谱探测器4间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平。
以上测量过程中,所述阈值即为在反应堆燃料元件没有破损时一回路冷却剂中的放射性水平,该阈值可在反应堆燃料元件没有破损的情况下,进行一回路冷却剂放射性水平检测获取。在连续测量步骤所得值没有超过所述阈值时,即一回路冷却剂中的放射性水平相对较低,只关注冷却剂的总放射性或几个典型核素的活度水平即可,无需进行进一步检测。反之,在连续测量步骤所得值超过所述阈值时,即一回路冷却剂中的放射性水平相对较高时,需要通过关闭阀门,对滞留于取样容器2中的冷却剂进行间断衰变测量,当测量过程中所对应的冷却剂为静止状态时,不仅方便测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平,同时,通过所述的间隔性多次测量,即通过间断测量冷却剂中放射性的方式,等待冷却剂衰变一段时间后,再测量放射性,这样可以多次测量同一样品衰变不同时间后的放射性,以便于等待样品中的某些短寿命放射性核素衰变,利用放射性水平相对较低的长寿命放射性核素的测量,最终达到根据间断衰变测量步骤所得数据,用于燃料元件破损分析,达到对燃料元件破损更为有效的监测的目的。
同时,本实施例还公开了一种用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,该测量方法采用如上所提供的取样机构,利用γ谱探测器4对取样容器2中的冷却剂进行放射性测量;
该测量方法包括连续测量步骤;
所述连续测量步骤为:将取样管路与核反应堆一回路***相连,打开阀门,通过γ谱探测器4探测取样容器2中流动的冷却剂的放射性水平;
该测量方法还包括判别步骤;
所述判别步骤为:将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较,若所得放射性水平小于或等于所述阈值,则停止对冷却剂的放射性水平测量,若所得放射性水平大于所述阈值,则进行间断衰变测量步骤;
所述间断衰变测量步骤为:
关闭阀门,使得处于取样容器2中的冷却剂滞留于取样容器2中;
利用γ谱探测器4间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平。以上方法为所述取样机构用于反应堆冷却剂放射性水平测量的测量方法,所述间隔性的多次探测取样容器2中所滞留的冷却剂的放射性水平即为:等待冷却剂衰变一段时间后,进行测量,即为了获得多个同一样品衰变不同时间的放射性数据。以上方法区别于传统的连续测量,能够在冷却剂放射性水平出现异常时,测量冷却剂中放射性核素的种类及活度水平,便于燃料元件破损的分析,以实现对燃料元件破损更为有效的监测。
实施例2:
本实施例在实施例1提供的取样机构的基础上作进一步限定,如图1所示,作为所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构进一步的技术方案,所述阀门包括前置阀门1及后置阀门3,所述前置阀门1及后置阀门3均用于控制取样管路的通断状态,且所述前置阀门1位于取样容器2的前端,所述后置阀门3位于取样容器2的后端。本方案在运用时,设置为取样机构的两端均与核反应堆一回路相连,这样,可使得取样机构取样过程中不会产生废液。同时采用以上方案,在间断衰变测量步骤中,前置阀门1和后置阀门3两者的关闭可完全阻断取样管道与一回路冷却剂的连通,避免间断衰变测量步骤过程中一回路冷却剂对滞留的冷却剂造成放射性水平检测造成影响而影响测量结果。
实施例3:
本实施例在实施例1提供的技术方案的基础上作进一步限定:作为以上所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法进一步的技术方案,为使得本测量方法不产生取样废液,所述取样机构与一回路***呈并联关系。本方案中,相当于取样机构的入口端和出口端均与反应堆一回路相连,即取样管路的两端均与反应堆一回路相连。
所述取样机构连接在一回路***的净化***上。本方案中,相当于取样机构的入口端连接在净化***的上游,取样机构的出口端连接在净化***的下游,由于净化***中相应冷却剂流通管路较小,这样,采用此方法不仅使得取样机构的设置对一回路冷却剂边界承压强度的削弱更小,同时由于冷却剂在净化前已经经过一定时间的衰变,N-16的活度水平已经明显降低,即本方法中对取样机构的位置限定还可有效降低或避免N-16对监测结果的影响。
为避免一回路中其他冷却剂对取样容器2中滞留的冷却剂的放射性水平检测产生影响,如图1,所述阀门包括前置阀门1和后置阀门3,且所述前置阀门1设置在取样容器2中的前端,所述后置阀门3设置在取样容器2的后端。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明,不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式,均应包含在本发明的保护范围内。
Claims (4)
1.用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,其特征在于,该测量方法采用如下取样机构:
包括取样管路及串联在取样管路中的取样容器,还包括串联于取样管路中的阀门,所述阀门用于控制取样管路的通断状态;
利用γ谱探测器对取样容器中的冷却剂进行放射性测量;
该测量方法包括连续测量步骤;
所述连续测量步骤为:将取样管路与核反应堆一回路***相连,打开阀门,通过γ谱探测器探测取样容器中流动的冷却剂的放射性水平;
该测量方法还包括判别步骤;
所述判别步骤为:将连续测量步骤所得放射性水平与预设阈值进行比较,若所得放射性水平小于或等于所述阈值,则停止对冷却剂的放射性水平测量,若所得放射性水平大于所述阈值,则进行间断衰变测量步骤;
所述间断衰变测量步骤为:
关闭阀门,使得处于取样容器中的冷却剂滞留于取样容器中;
利用γ谱探测器间隔性的多次探测取样容器中所滞留的冷却剂的放射性水平。
2.根据权利要求1所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,其特征在于,所述取样机构与一回路***呈并联关系。
3.根据权利要求1所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,其特征在于,所述取样机构连接在一回路***的净化***上。
4.根据权利要求1所述的用于测量反应堆冷却剂放射性的测量方法,其特征在于,所述阀门包括前置阀门和后置阀门,且所述前置阀门设置在取样容器中的前端,所述后置阀门设置在取样容器的后端。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201710908689.1A CN107731326B (zh) | 2017-09-29 | 2017-09-29 | 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201710908689.1A CN107731326B (zh) | 2017-09-29 | 2017-09-29 | 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN107731326A CN107731326A (zh) | 2018-02-23 |
CN107731326B true CN107731326B (zh) | 2019-07-02 |
Family
ID=61209117
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201710908689.1A Active CN107731326B (zh) | 2017-09-29 | 2017-09-29 | 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN107731326B (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2740295C1 (ru) * | 2019-04-29 | 2021-01-13 | Цзянсуская корпорация по ядерной энергетике | Система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора и способ ее работы |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112881242B (zh) * | 2020-12-30 | 2022-07-12 | 清华大学 | 一种测量高温气冷堆一回路冷却剂氦气放射性的*** |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4107533A (en) * | 1976-10-20 | 1978-08-15 | Hitachi, Ltd. | Apparatus for measuring a concentration of radioactivity |
CN102324257A (zh) * | 2011-06-10 | 2012-01-18 | 中国广东核电集团有限公司 | 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法 |
CN104332198A (zh) * | 2014-09-01 | 2015-02-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种放射性核素γ活度在线测量*** |
CN106257266A (zh) * | 2016-06-27 | 2016-12-28 | 百色学院 | 一种液态金属回路用取样装置 |
-
2017
- 2017-09-29 CN CN201710908689.1A patent/CN107731326B/zh active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4107533A (en) * | 1976-10-20 | 1978-08-15 | Hitachi, Ltd. | Apparatus for measuring a concentration of radioactivity |
CN102324257A (zh) * | 2011-06-10 | 2012-01-18 | 中国广东核电集团有限公司 | 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法 |
CN104332198A (zh) * | 2014-09-01 | 2015-02-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种放射性核素γ活度在线测量*** |
CN106257266A (zh) * | 2016-06-27 | 2016-12-28 | 百色学院 | 一种液态金属回路用取样装置 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2740295C1 (ru) * | 2019-04-29 | 2021-01-13 | Цзянсуская корпорация по ядерной энергетике | Система контроля концентрации радиоактивного йода первого контура реактора и способ ее работы |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN107731326A (zh) | 2018-02-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103928068B (zh) | 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的***及方法 | |
Lewis et al. | Fission product release modelling for application of fuel-failure monitoring and detection-An overview | |
CN107731326B (zh) | 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法 | |
CN104934084A (zh) | 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及*** | |
Lister et al. | Determining water chemistry conditions in nuclear reactor coolants | |
CN203070790U (zh) | 定量测量压水堆核电厂一回路冷却剂泄漏率的*** | |
US4107533A (en) | Apparatus for measuring a concentration of radioactivity | |
CN106404311A (zh) | 乏燃料组件破损检测装置 | |
CN203337640U (zh) | 一种核电站空气放射性综合监测装置 | |
JP5725769B2 (ja) | 原子炉燃料健全性モニタ | |
CN204731421U (zh) | α与β的粒子活度探测装置 | |
CN109100772A (zh) | 一种用于乏燃料溶解过程的在线分析监测方法及装置 | |
JP6168582B2 (ja) | 核燃料物質の臨界監視方法 | |
CN109003688A (zh) | 一种核电站主回路冷却剂放射性活度监测方法和*** | |
CN107644695A (zh) | 一种基于16n的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法 | |
Han et al. | Nonintrusive measurement of transient flow boiling in rod-bundle channels using fast-neutron scattering | |
CN107731327B (zh) | 能够对源强进行调节的冷却剂活度测量*** | |
RU2457558C1 (ru) | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора | |
Vilkhivskaya et al. | Extended validation of engineering models for express-method of burnup evaluation of WWER-1000 fuel elements | |
JP2708238B2 (ja) | 破損燃料位置検出装置 | |
Lister | The behaviour of dissolved cobalt in the cores of water-cooled reactors | |
US3404273A (en) | Device for measuring the concentration of fission products in suspension in a fluid | |
KR100597726B1 (ko) | 냉각재 유속보정인자를 적용한 결함연료 판별비 결정방법 | |
CZ2018299A3 (cs) | Zařízení k detekci neutronů emitovaných z tekutin a způsob provádění detekce | |
Wang et al. | Influence of thermal and resonance neutron on fast neutron flux measurement by Pu-239 fission chamber |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |