NO128856B - - Google Patents

Download PDF

Info

Publication number
NO128856B
NO128856B NO02152/70A NO215270A NO128856B NO 128856 B NO128856 B NO 128856B NO 02152/70 A NO02152/70 A NO 02152/70A NO 215270 A NO215270 A NO 215270A NO 128856 B NO128856 B NO 128856B
Authority
NO
Norway
Prior art keywords
neutron
mixture
measurements
density
fluids
Prior art date
Application number
NO02152/70A
Other languages
English (en)
Inventor
I Takezawa
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Ind Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Heavy Ind Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Ind Ltd
Publication of NO128856B publication Critical patent/NO128856B/no

Links

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63BSHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; EQUIPMENT FOR SHIPPING 
    • B63B35/00Vessels or similar floating structures specially adapted for specific purposes and not otherwise provided for
    • B63B35/34Pontoons
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63BSHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; EQUIPMENT FOR SHIPPING 
    • B63B71/00Designing vessels; Predicting their performance
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63BSHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; EQUIPMENT FOR SHIPPING 
    • B63B73/00Building or assembling vessels or marine structures, e.g. hulls or offshore platforms
    • B63B73/10Building or assembling vessels from prefabricated hull blocks, i.e. complete hull cross-sections
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63BSHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; EQUIPMENT FOR SHIPPING 
    • B63B73/00Building or assembling vessels or marine structures, e.g. hulls or offshore platforms
    • B63B73/60Building or assembling vessels or marine structures, e.g. hulls or offshore platforms characterised by the use of specific tools or equipment; characterised by automation, e.g. use of robots
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B63SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
    • B63BSHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; EQUIPMENT FOR SHIPPING 
    • B63B73/00Building or assembling vessels or marine structures, e.g. hulls or offshore platforms
    • B63B73/40Building or assembling vessels or marine structures, e.g. hulls or offshore platforms characterised by joining methods
    • B63B73/43Welding, e.g. laser welding

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Ocean & Marine Engineering (AREA)
  • Architecture (AREA)
  • Structural Engineering (AREA)
  • Robotics (AREA)
  • Bridges Or Land Bridges (AREA)
  • Revetment (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

Tetthetsmåling.
Oppfinnelsen går ut på tetthetsmåling og beskriver særlig en anordning for måling av lokal, midlere tetthet eller prosent-vis forhold mellom gass- og væskefaser i et medium som består av en gassfase og en eller flere væskefaser, som for eksempel et kjølemiddel eller en moderator i en kjernereaktor.
Slike tetthetsmålinger er særlig viktige for kontrollen av kjernereaktorer med kokende kjølemiddel, der det er vanskelig å anvende konvensjonelle målinger av vol-umfraksjon og romlig fordeling av dampen i reaktorkjernen.
Det er tidligere kjent å måle tettheten av en vann-damp-blanding som flyter gjennom et rør ved å plasere en strålings-kilde, for eksempel en gammakilde, på den ene siden av røret og en strålingsdetektor, for eksempel et ionisasjonskammer, på den andre siden. Strålingsintensiteten som slipper gjennom røret er et mål for blandingens tetthet. Slike målinger kan imidlertid ikke benyttes i forbindelse med kjernereaktorer på grunn av den høye bak-grunnsaktiviteten.
Ifølge oppfinnelsen overvinnes denne vanskeligheten ved at en plaserer et nøy-tronabsorberende legeme i det mediet en skal måle tettheten til, og holder dette mediet i et nøytronfelt. Ved å måle nøytron-feltets fluks nær overflaten av legemet, vil finne mediets tetthet på dette stedet fordi fuksen vil være avhengig av mediets spred-ningsevne for nøytroner, og denne spred-ningsevnen vil være forskjellig for mediets ulike komponenter.
Eksperimenter har vist at når et le-
geme med høyt nøytronabsorbsjonstverr-snitt befinner seg i en væske, for eksempel vann, og denne væsken er utsatt for en nøytronfluks, vil den termiske nøytron-fluksen ved overflaten av legemet øke be-tydelig dersom væsken omkring legemet erstattes med luft. Dette skyldes at væskens store spredningstverrsnitt forårsaker spredning av nøytroner bort fra legemet, men når væsken omkring legemet erstattes med luft, vil nøytronene lettere kunne bli absorbert av legemet fordi luft har et be-tydelig mindre spredningstverrsnitt enn væsker, og følgelig ikke forårsaker spredning i samme grad som disse. Den termiske nøytronfluks ved overflaten av et nøytron-absorberende legeme er følgelig avhengig av tettheten til det mediet som legemet befinner seg i. I tungtvann er nøytronabsor-sjonen for liten til å være av noen praktisk betydning ved slike målinger. I lett vann derimot, der nøytronabsorbsjonen er større, vil virkningen av at vann erstattes med luft bli adskillig større enn i tungtvann, fordi en da ved legemets overflate ikke bare får lavere nøytronspredning, men også reduserer nøytronabsorbsjonen. Dessuten er nøytronspredningen i lett vann større enn i tungtvann. Siden nøytronfluksen ved overflaten av det absorberende legemet i be-tydelig grad avhenger av spredningen, opp-nås lignende resultater enten vannet blir erstattet med luft, vanndamp eller andre gasser.
Målingene ifølge oppfinnelsen kan fo-retas med mange forskjellige apparattyper. Et utførelseseksempel skal nå beskrives med henvisninger til figurene, der fig. 1 viser en enkel anordning som demonstrerer brukbarheten av oppfinnelsen. Fig. 2 viser en anordning for måling av tetthet ifølge oppfinnelsen og fig. 3 er en grafisk fram-stilling av oppnådde resultater ved bruk av anordningene vist på fig. 1 og fig. 2.
Det nøytronabsorberende materiale på fig. 1 er et kadmiumsrør 1 med fem små kopperfolier 2 festet til overflaten av rø-ret i samme radiale plan. Kadmiumsrøret 1 står med den ene enden mot den øvre enden av aluminiumsstaven 3, som fort-setter med en tynnere forlengelse 3a gjennom røret 1, og både røret 1 og sta-ven 3 er omgitt av et aluminiumsrør 4 med en ytre diameter på omkring 2,75 cm. Røret 4 er omgitt av et aluminiumsrør 5 med indre diameter lik 6,25 cm. Rommet mellom rørene 4 og 5 er vanligvis fylt med tungtvann, og dysen 6 i den nedre enden av røret 5 leder luft inn mellom rørene 4 og 5 fra luftinntaket 7. Hele denne oppstillingen ble plasert i en ledig brenselselementposisjon i en eksperimen-tell tungtvannsreaktor. Reaktoren ble kjørt med en ytelse på 0,9 KW i 30 minutter for hver av flere forskjellige volumf raks joner av luft i rommet mellom rørene 4 og 5. Nøytronfluksen ved hvert forsøk ble antatt å være proporsjonal med koppperfolienes induserte beta-aktivitet, målt som et gjen-nomsnitt for de fem foliene.
I en kokende, vannmoderert kjernereaktor er det ønskelig å kunne foreta kon-tinuerlige målinger av vanndampens volumf raksj on. Derfor ble det foretatt eksperimenter med anordningen som er vist på fig. 2. Denne anordningen består av en uranring 8 som er plasert i en innsnev-ring på den ytre overflaten til et kadmiums-rør 9 som er dekket av en aluminiums-hylse 10. På grunn av fisjon av uranet i nøytronfeltet, vil det oppstå en temperatur-forskjell mellom uranringen og alumini-umshylsen, og denne temperaturforskjellen ble målt ved hjelp av et sekundært kopper-konstantan-termoelement. Urantermoele-mentet med det sekundære kopper-kon-stantan-termoelementet ble kalibrert ved bestråling i reaktoren ved forskjellige ytel-ser. Ved målingene av volumf raksj oner av luft i blandinger av tungtvann og luft ble dette kombinerte termoelementet plasert i det indre aluminiumsrøret på apparatet som er vist på fig. 1. For å oppnå et rimelig stort utslag på termoelementet, ble reaktoren kjørt ved 90 KW.
Resultatene fra de beskrevne eksperi-mentene er vist på fig. 3, der kurven A viser målingene med uran-termoelementet og kurve B viser målingene med kopperfoliene.
Istedenfor å bruke de anordningene som er beskrevet ovenfor, kan også andre praktiske utførelser benyttes. Nøytronfluk-sen kan for eksempel bli målt ved hjelp av et bor-termoelement festet til en absorb-sjonsstav, eller ved hjelp av et BF<:!>kammer plasert i et perforert legeme. Dessuten er det mulig å plasere et ionisasjonskammer, av den typen som er beskrevet av A.L. Gray i Nuclear Power, april 1958, side 172, i et perforert, absorberende legeme. Alle disse måleanordningene må være lite følsomme for gammastråling.
Selv om måleprinsippet ifølge oppfin nelsen ventes å få størst betydning for kokende-vann-reaktorer, vil det også kunne bli av stor verdi i materialprøvingskretser og andre steder der en nøytronfluks er til-gjengelig.

Claims (1)

  1. Framgangsmåte for ved hjelp av et nøytronfelt og under anvendelse av en ka-libreringsmåling å foreta tetthetsmålinger i fluider med forskjellige spredningsevner for nøytroner, slik som en blanding av en kjemisk forbindelse i væskeform og den samme forbindelsen i gassform, særlig blandingens lokale, gjennomsnittlige tetthet eller prosentvise fordeling på gass- og væskefaser, anvendt for eksempel ved målinger i kjølefluider og moderatorfluider i en kjernereaktor, karakterisert ved at et nøytronabsorberende legeme plaseres i blandingen, og at nøytronfeltets fluks som er avhengig av de i blandingen forskjellige komponenters ulike spredningsevner for nøytroner, måles nær legemets overflate.
NO02152/70A 1969-06-05 1970-06-02 NO128856B (no)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP44044198A JPS4918394B1 (no) 1969-06-05 1969-06-05

Publications (1)

Publication Number Publication Date
NO128856B true NO128856B (no) 1974-01-21

Family

ID=12684859

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
NO02152/70A NO128856B (no) 1969-06-05 1970-06-02

Country Status (10)

Country Link
US (1) US3675606A (no)
JP (1) JPS4918394B1 (no)
DE (1) DE2027273A1 (no)
DK (1) DK140798C (no)
ES (1) ES380427A1 (no)
FR (1) FR2049955A5 (no)
GB (1) GB1278147A (no)
NL (1) NL156100B (no)
NO (1) NO128856B (no)
SE (1) SE385838B (no)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63315064A (ja) * 1987-06-18 1988-12-22 Kazuki Tsutsumi 注射針
US5090346A (en) * 1990-06-12 1992-02-25 Goldman Jerome L Multi-part ship construction system
CN1305731C (zh) * 2004-07-19 2007-03-21 江南造船(集团)有限责任公司 区域造船总段合拢对接方法
US7823524B2 (en) * 2008-02-20 2010-11-02 Single Buoy Moorings, Inc. Construction of FPDSO vessel
CN103910028A (zh) * 2014-04-15 2014-07-09 南通长航船舶配件有限公司 自航耙吸挖泥船建造时的分段划分方法
WO2016055965A1 (en) * 2014-10-08 2016-04-14 Giorgio Salis Floating dam or island and method of manufacture thereof
CN105383643B (zh) * 2015-11-12 2018-04-24 沪东中华造船(集团)有限公司 不锈钢槽型隔舱对齐方法
CN106167078B (zh) * 2016-08-26 2018-09-18 山东南海气囊工程有限公司 一种船舶和钻井平台助浮***及施工方法
CN106379487B (zh) * 2016-09-07 2018-01-12 广东工业大学 一种超长船体浮态制造方法

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2480144A (en) * 1943-08-12 1949-08-30 John N Laycock Pontoon assembly
US2518091A (en) * 1948-07-02 1950-08-08 Dmitro C Stopkevyc Pontoon assembly
US3011252A (en) * 1957-04-02 1961-12-05 Svensson Nils Verner Method and equipment for shipbuilding
US3464212A (en) * 1966-05-13 1969-09-02 Daiho Construction Co Ltd Method of building concrete structures in water bottoms
NL146442B (nl) * 1968-10-24 1975-07-15 Osaka Shipbuilding Werkwijze voor het bouwen van een drijvende constructie.
US3570437A (en) * 1969-02-11 1971-03-16 Texas Instruments Inc Multi-cycle ocean data gathering system

Also Published As

Publication number Publication date
DK140798B (da) 1979-11-19
NL156100B (nl) 1978-03-15
GB1278147A (en) 1972-06-14
ES380427A1 (es) 1972-10-16
DK140798C (da) 1980-06-09
FR2049955A5 (no) 1971-03-26
US3675606A (en) 1972-07-11
SE385838B (sv) 1976-07-26
NL7008258A (no) 1970-12-08
JPS4918394B1 (no) 1974-05-09
DE2027273A1 (de) 1971-01-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
NO128856B (no)
US3073767A (en) Reactor fuel elements testing container
US3602713A (en) Passive moisture meter
Liu et al. Void fraction measurement and prediction of two-phase boiling flows in a tubular test section
Perkins Jr et al. A void measurement technique for local boiling
US3350564A (en) Void detection utilizing neutron attenuation
Buell et al. A neutron scatterometer for void-fraction measurement in heated rod-bundle channels under CANDU LOCA conditions
Staf et al. Apparatus for testing He leakage through flange gaskets at elevated pressure and temperature
Sha et al. Out-of-pile steam-fraction determination by neutron-beam attenuation
US3461286A (en) Method and apparatus for measuring the void fraction of hydrogenous fluids
Kendoush The delay time during depressurization of saturated water
Rouhani et al. Measurements of Void Fractions for Flow of Boiling Heavy Water in a Vertical Round Duct
Austman et al. Measuring moderator temperatures in a CANDU reactor
Giesler et al. Low-Power Tests of the Plum Brook Reactor
Lewis Heat transfer at zero gravity
US3805076A (en) Noble gas scintillator for measuring neutron flux
Yuen Development of an epithermal/fast neutron scattering technique for void fraction measurement in two-phase systems with portable neutron sources
Greiner et al. Spent Nuclear Fuel and Canister Temperature Prediction during Transfer, Storage, and Severe Fire Accident Conditions
Porcheron et al. Influence of Sump on Containment Thermal Hydraulics: Synthesis of the TOSQAN Tests
Craig INSPECTING WATER REACTORS
Shook Two-Phase Hydrogen Density Measurements by Neutron Attenuation
Bretscher et al. Diffusion Heating and Cooling of Thermal Neutrons in Water
Bretscher Measurement of the Thermal Neutron Diffusion Parameters of Water by the Pulsed Neutron Method
Sztaricskai et al. Experience in the in-situ corrosion deposit measurements of the primary system at Paks nuclear power plant
Belaga et al. Determination of Power Level for Low Intensity Training Reactor at Oak Ridge