SE449040B - DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel Cartridge - Google Patents
DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel CartridgeInfo
- Publication number
- SE449040B SE449040B SE7902418A SE7902418A SE449040B SE 449040 B SE449040 B SE 449040B SE 7902418 A SE7902418 A SE 7902418A SE 7902418 A SE7902418 A SE 7902418A SE 449040 B SE449040 B SE 449040B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- rod
- protective tube
- zones
- annular
- nuclear reactor
- Prior art date
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
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- 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)
- Measuring Temperature Or Quantity Of Heat (AREA)
Description
449 040 2 Hittills har emellertid gammastrålningstermometrar i praktiken använts nästan uteslutande i tungvattenreaktorer där de alstrar signaler som är proportionella mot den specifika värmeproduktionen utan att härvid någon kompensation med avseende på antingen uranets utarmning under reaktorns driftstid, eller mätapparatens minskade känslighet är nöd- vändig. Dessutom uppvisar dessa apparater hög stabilitet, eftersom gammastrålningens absorption endast beror på den absorberande kroppens densitet och inte pâverkas av variationer föranledda av förändringar i atom- eller isotopstrukturen, som fallet är hos detektorer av andra typer. Neutronflödets inverkan på materialet är i detta fall således försumtar med avseende på de egenskaper som är avgörande för gamma- strålningens absorption och för den resulterande temperaturökningen. Until now, however, gamma radiation thermometers have in practice been used almost exclusively in heavy water reactors where they generate signals proportional to the specific heat production without any compensation for either the depletion of uranium during the reactor's operating time, or the reduced sensitivity of the measuring device. In addition, these devices exhibit high stability, since the absorption of gamma radiation depends only on the density of the absorbent body and is not affected by variations caused by changes in the atomic or isotope structure, as is the case with detectors of other types. The effect of the neutron flux on the material in this case is thus negligible with respect to the properties which are decisive for the absorption of the gamma radiation and for the resulting temperature increase.
Hittills konstruerade gammastrå]ningstermometrar, i synnerhet sådana för tungvattenreaktorer, lämpar sig endast för punktmätningar av ener- gi i storleksordningen mW/g. Dessa apparater använder i allmänhet en absorberande metallmassa som är anordnad inuti ett skyddshölje vilket i sin tur är anordnat bland bränsleelementen i härden. En del av denna massa, som är i kontakt med höljet och den yttre omgivningen, har i huvudsak samma temperatur som denna omgivning och en annan del av mas- san år förbunden med den första delen men anordnad i en isolerad kam- M mare, varvid utrymmet mellan den andra delen och höljet antingen är I fyllt med en gas (eventuellt luft), eller är evakuerat. Anord- ningen bildar således ett “värmeschakt" i vilket temperatur- skillnaden mellan den absorberande massans båda delar kan mä- tas med hjälp av termoelement. Med kännedom om den absorberande massans geometriska egenskaper och efter föregående kalibrering kan den absorberande värmemänden, d.v.s. den värmeeffekt som avgives av intilliggande kärnbränsle, fastställas.To date, gamma-ray radiation thermometers, in particular those for heavy water reactors, are only suitable for point measurements of energy in the order of mW / g. These devices generally use an absorbent mass of metal which is arranged inside a protective cover which in turn is arranged among the fuel elements in the hearth. A part of this mass, which is in contact with the casing and the external environment, has substantially the same temperature as this environment and another part of the mass is connected to the first part but arranged in an insulated chamber, wherein the space between the other part and the housing is either filled with a gas (possibly air), or is evacuated. The device thus forms a "heat shaft" in which the temperature difference between the two parts of the absorbent mass can be measured with the aid of thermocouples.With knowledge of the geometric properties of the absorbent mass and after prior calibration, the absorbent heat end, i.e. the heat effect emitted by adjacent nuclear fuel, is determined.
Föreliggande uppfinning har till uppgift att åstadkomma en för praktisk användning väl lämpad gammastrålningstermometer av det anförda slaget, vilken emellertid kan användas för avsevärt större gammaflöden än de som förekommer i tungvattenreaktorer.The object of the present invention is to provide a gamma radiation thermometer of the type indicated which is well suited for practical use, which, however, can be used for considerably larger gamma flows than those which occur in heavy water reactors.
Apparaten enligt uppfinningen kan användas t.ex. i lättvatten- reaktorer eller i snabbreaktorer, och den medger mätning av den av bränslet avgivna linjära effekt, som i allmänhet mäts i W/cm.The apparatus according to the invention can be used e.g. in light water reactors or in fast reactors, and it allows measurement of the linear power emitted by the fuel, which is generally measured in W / cm.
Uppfinningen syftar speciellt till en förbättrad termisk kontakt mellan nämnda absorberande metallmassa och skyddshöljet 449 040 Den absorberande metallmassan utgörs hos anordningen enligt före- liggande uppfinning av en làngsträckt, cylindrisk stav av ett vär- me- och elledande material, i vilken stav en central kanal är anordnad i vilken en uppsättning termoelement är upptagna, varvid termoelementens kalla och varma skarvställen, mellan vilka varje mätning âstadkommes, är anordnade i skilda zoner utmed stavens längd. Staven uppvisar i var och en av dessa zoner ett parti med reducerad tvärsektion vilket utsträcker sig utmed en av konstruktionen bestämd längd. Varje termoelements varma skarvställe är fäst i mitten av nämnda längd och dess kalla skarvställe är fäst utanför änden på detta parti och mellan två partier med reducerad tvärsektion hörande till två på varandra följande zoner. Anordningen uppvisar även ett yttre skyddsrör som omsluter staven och begränsar en ring- formig isoleringskammare i nivå med partiet med reducerad tvärsektion i varje zon. I varje parti med icke reducerad diameter uppvisar staven vid sin periferi åtminstone ett ringformigt spår och nämnda rör är försett med intryck (fördjupningar) som skjuter in i nämnda spår för att åstad- komma termisk kontakt mellan röret och staven. Genom att vid framställningen längden för stavens partier med reducerad tvärsektion, eller med andra ord, storleken på ringkamrarna nellan staven och det yttre skyddsröret, lämpligen väljes, kan för en given elektrisk effekt motsvarande temperatur- differens fastställas. När reaktorn är i drift kan då, på omvänt sätt, med kännedom om denna genom konstruktionen givna längd och den fastställda temperaturskillnaden, den alstrade värmeeffekten omedelbart härledas.The invention relates in particular to an improved thermal contact between said absorbent metal mass and the protective cover 449 040. The absorbent metal mass in the device according to the present invention consists of an elongate, cylindrical rod of a heat and conductive material, in which rod a central channel is arranged in which a set of thermocouples are accommodated, the cold and hot splicing points of the thermocouples, between which each measurement is made, being arranged in different zones along the length of the rod. The rod has in each of these zones a portion with reduced cross-section which extends along a length determined by the construction. The hot joint of each thermocouple is attached in the middle of said length and its cold joint is attached outside the end of this portion and between two portions of reduced cross-section belonging to two successive zones. The device also has an outer protective tube which encloses the rod and limits an annular insulation chamber at the level of the portion with reduced cross-section in each zone. In each portion of non-reduced diameter, the rod has at its periphery at least one annular groove and said tube is provided with indentations (depressions) which project into said groove to provide thermal contact between the tube and the rod. In the production, the length of the rod portions with reduced cross-section, or in other words, the size of the annular chambers between the rod and the outer protective tube, is suitably selected, for a given electrical power the corresponding temperature difference can be determined. When the reactor is in operation, then, in the reverse manner, with knowledge of this length given by the construction and the determined temperature difference, the heat effect generated can be derived immediately.
Den långsträckta staven framställs med fördel av rostfritt stål, i synnerhet av sorten 304L. Alternativt kan kroppen bestå av aluminium,volfram eller varje annan metall eller metallegering som tål de ifrågavarande arbetsförhållandena.The elongated rod is advantageously made of stainless steel, in particular of the 304L variety. Alternatively, the body may consist of aluminum, tungsten or any other metal or metal alloy that can withstand the working conditions in question.
Kroppen kan vidare framställas av ett ledande keramiskt material. 449 040 Anordningen enligt uppfinningen kännetecknas av de särdarg sonl framgår av'bifogade patentkrav. Uppfinningen kommer nu att beskrivas närmare med ledning av bifogade ritningar vilka avser ett utföringsexempel,vænud fig. l är en delvis och perspektivisk vy av en kärnreaktors bränslepatron med mätanordningen enligt uppfinningen och fig 2 är en tvärsektion i större skala genom en anordning enligt uppfinningen.The body can further be made of a conductive ceramic material. 449 040 The device according to the invention is characterized by the features which appear from the appended claims. The invention will now be described in more detail with reference to the accompanying drawings which relate to an exemplary embodiment, in which Fig. 1 is a partial and perspective view of a nuclear reactor fuel assembly with the measuring device according to the invention and Fig. 2 is a cross section on a larger scale through a device according to the invention.
I perspektivvyn enligt fig 1 visas schematiskt en bränslepat- ronskonstruktiøn 1 för en kärnreaktor, i synnerhet en lättvattenreaktor. Konstruktionen innefattar på i och för sig känt sätt ett flertal regelbundet fördelade inkapslade bränslestavar 2 vilkas geometriska disposition upprätthâlles av distansgaller 3 som med jämna mellanrum är anordnade i patronen.The perspective view according to Fig. 1 schematically shows a fuel assembly structure 1 for a nuclear reactor, in particular a light water reactor. The construction comprises, in a manner known per se, a plurality of regularly distributed encapsulated fuel rods 2, the geometric disposition of which is maintained by spacer grids 3 which are arranged at regular intervals in the cartridge.
Ur fig 1 framgår att stavknippet innefattar på ett lämpligt utvalt ställe ett skyddsrör 4 i vars inre mätanordningen 5 kan införas, i synnerhet skjutas in med sin nedre del.From Fig. 1 it can be seen that the rod bundle comprises at a suitably selected place a protective tube 4 in whose inner measuring device 5 can be inserted, in particular pushed in with its lower part.
Mätanordningen 5 medger en lokal mätning av den av de om- givande bränslestavarna alstrade effekten i olika nivåer vilka i fig. 6 är märkta med pilarna 6. Som framgår av den i större skala ritade fig. 2, så innefattar mätanordningen eller gammastrålningstermometern i huvudsak en cylindrisk stav 7 med liten diameter och stor längd, bestående av ett material som är en god värme- och elledare, företrädesvis en metall såsom rostfritt stål eller en lämplig ledande legering eller ledande keramiskt material, och ett handsk- fingerformigt rör 7a, som skyddar den däri inskjutna staven 7.The measuring device 5 allows a local measurement of the power generated by the surrounding fuel rods at different levels which in Fig. 6 are marked with the arrows 6. As can be seen from the larger-scale Fig. 2, the measuring device or gamma radiation thermometer essentially comprises a cylindrical rod 7 of small diameter and large length, consisting of a material which is a good heat and electrical conductor, preferably a metal such as stainless steel or a suitable conductive alloy or conductive ceramic material, and a glove-shaped tube 7a, which protects it the rod 7 inserted therein.
Den långsträckta staven 7 kan på så sätt utsträcka sig utmed hela längden av det yttre skyddsröret 4 i bränslepatronen l.The elongate rod 7 can thus extend along the entire length of the outer protective tube 4 in the fuel assembly 1.
När staven 7 befinner sig i röret 4, uppvisar den i de ni- vâer där effektmätningar skall åstadkommas (pilmarkeringarna 6 i fig. l) partier 9 med minskat tvärsnitt, som är omgivna av ringformiga kamrar 10, vilka i det visade exemplet be- gränsas av dessa partier 9 och av rörets 7a inre vägg.When the rod 7 is in the tube 4, it has at the levels where power measurements are to be made (arrow markings 6 in Fig. 1) portions 9 with reduced cross-section, which are surrounded by annular chambers 10, which in the example shown are limited of these portions 9 and of the inner wall of the tube 7a.
Staven 7 har inuti röret 7a ett visst spel ll som medger att staven vid införandet och uttagningen kan glida i röret. ._41 .nl 449 040 Av fig. 2 framgår att staven 7 är i sina partier 8 med större diameter försedd med ringformiga spår 8a. I nivån med dessa spår Ba deformeras röret 7, när det har satts på sin plats, så att ringformiga intryck eller fördjupningar 7b åstad- kommes som svarar mot spåren 8a. Deformeringen görs till- räckligt stor sä att därigenom kontakt mellan skyddsröret 7a och staven 7 uppnås. Antalet spår och kontaktytan kan väljas så att den resulterande värmekontakten, och såle- des värmekontakten mellan en utanför skyddsröret 7a be- fintlig yttre fluid och stavens 7 partier 8, som bildar värmebryggorna, lämpligen regleras. Partierna 9 med reducerad diameter som omslutes av de ringformiga kamrarna 10 bildar värmeschakten eller de kalla källorna.The rod 7 has inside the tube 7a a certain play 11 which allows the rod to slide into the tube during insertion and removal. ._41 .nl 449 040 Fig. 2 shows that the rod 7 is provided in its portions 8 of larger diameter with annular grooves 8a. At the level of these grooves Ba, the tube 7 is deformed, when it has been put in place, so that annular impressions or depressions 7b are produced which correspond to the grooves 8a. The deformation is made large enough so that contact between the protective tube 7a and the rod 7 is thereby achieved. The number of grooves and the contact surface can be selected so that the resulting heat contact, and thus the heat contact between an external fluid located outside the protective tube 7a and the portions 8 of the rod 7, which form the heating bridges, is suitably regulated. The reduced diameter portions 9 enclosed by the annular chambers 10 form the heat shaft or the cold sources.
Den cylindriska staven 7 uppvisar en längsgående axiell kanal 12 vilken utsträcker sig utmed stavens hela höjd och i vilken en uppsättning termoelement 13, vilkas utförande kommer att förklaras närmare senare, är anordnadß-Varje termoelement hör till en av de genom pilarna 6 (fig. 1) betecknande mät- zoner som är fördelade utmed röret 4, varvid varje termoelements varma skarvställe l4 befinner sig i huvudsak i mitten (sett i höjdled) av varje parti 9 med reducerat tvärsnitt, och det kalla skarvstället 15 befinner sig utanför änden av respektive kammare 10, d.v.s. i det parti 8 av staven 7 som har oredu- cerad diameter.The cylindrical rod 7 has a longitudinal axial channel 12 which extends along the entire height of the rod and in which a set of thermocouples 13, the design of which will be explained in more detail later, is arranged. ) denoting measuring zones distributed along the tube 4, the hot joint 14 of each thermocouple being located substantially in the middle (seen in height) of each portion 9 of reduced cross-section, and the cold joint 15 being located outside the end of the respective chamber 10 , ie in the portion 8 of the rod 7 which has an unreduced diameter.
Under driften absorberas den gammastrâlning, som alstras av kärnbränslet i de bränslestavar vilka omger mätstaven 7 av mätstavens massa och åstadkommer där en temperaturökning.During operation, the gamma radiation generated by the nuclear fuel in the fuel rods surrounding the measuring rod 7 is absorbed by the mass of the measuring rod and causes a temperature increase there.
Den sålunda absorberade värmen sprider sig normalt i radiell riktning i stavens 7 alla delar med undantag av områdena 9 med minskat tvärsnitt, där till följd av att de ringformiga isoleringskamrarna 10 förefinnes, värmeflödet äger rum i axiell riktning. Under dessa omständigheter kan mellan det varma skarvstället 14 och det kalla skarvstället 15 hos varje termoelement en viss temperaturdifferens At fast- ställas. När partiets 9dimensioner och värmeledningsförmâgan av det material,av vilket staven 7 består,är kända,kan på grundval av denna temperaturdifferens och med hjälp av den “dan anförda fOrm8ln (1) den värmemängd g bestämmas somThe heat thus absorbed normally spreads in the radial direction in all parts of the rod 7 with the exception of the areas 9 of reduced cross-section, where due to the presence of the annular insulation chambers 10, the heat flow takes place in the axial direction. Under these circumstances, a certain temperature difference Att can be determined between the hot joint 14 and the cold joint 15 of each thermocouple. When the dimensions of the portion 9 and the thermal conductivity of the material of which the rod 7 is made are known, on the basis of this temperature difference and by means of the form (1) thus stated the amount of heat g can be determined as
Claims (2)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/888,881 US4298430A (en) | 1977-03-23 | 1978-03-21 | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7902418L SE7902418L (en) | 1979-09-22 |
SE449040B true SE449040B (en) | 1987-03-30 |
Family
ID=25394096
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7902418A SE449040B (en) | 1978-03-21 | 1979-03-19 | DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel Cartridge |
SE8401872A SE458405B (en) | 1978-03-21 | 1984-04-04 | DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridge |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8401872A SE458405B (en) | 1978-03-21 | 1984-04-04 | DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridge |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS54158591A (en) |
BE (1) | BE874866A (en) |
DE (1) | DE2910927C2 (en) |
ES (1) | ES478846A1 (en) |
FR (1) | FR2420827A1 (en) |
GB (1) | GB2018421B (en) |
IT (1) | IT1118443B (en) |
NO (1) | NO148577C (en) |
SE (2) | SE449040B (en) |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4411859A (en) * | 1979-06-13 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Gamma sensor having combined thermal bridge and centering means |
FR2470381A1 (en) * | 1979-11-23 | 1981-05-29 | Electricite De France | Determining local state of fluid in pressure vessel - using thermoelectric heat detector to measure heat exchange coefft. |
US4459045A (en) * | 1981-01-29 | 1984-07-10 | Scandpower, Inc. | Gamma thermometer with zircaloy barrier |
US4440716A (en) * | 1981-01-30 | 1984-04-03 | Scandpower, Inc. | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
US4411858A (en) * | 1981-01-30 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Power performance monitoring system for nuclear reactor fuel core |
JPS57146195A (en) * | 1981-03-06 | 1982-09-09 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor power detecting device |
DE3271335D1 (en) * | 1981-04-24 | 1986-07-03 | Electricite De France | Device for measuring the local power production in a nuclear reactor, and method to calibrate the device |
US4439396A (en) * | 1981-04-24 | 1984-03-27 | Scandpower, Inc. | Multijunction difference thermocouples for gamma sensors |
US4418035A (en) * | 1981-05-27 | 1983-11-29 | Scandpower, Inc. | Coolant condition monitor for nuclear power reactor |
JPS57203996A (en) * | 1981-06-10 | 1982-12-14 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for monitoring inside of reactor |
JPS5851299U (en) * | 1981-10-05 | 1983-04-07 | 株式会社東芝 | Furnace monitoring device |
US4708844A (en) * | 1984-03-20 | 1987-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor monitoring assembly |
EP0243579B1 (en) * | 1986-02-03 | 1990-08-29 | Siemens Aktiengesellschaft | Gamma thermometer |
JP3462885B2 (en) * | 1993-03-11 | 2003-11-05 | 株式会社東芝 | Reactor power measurement apparatus and method of manufacturing the same |
US9251920B2 (en) * | 2012-04-11 | 2016-02-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy America Llc | In-situ and external nuclear reactor severe accident temperature and water level probes |
US20130272469A1 (en) * | 2012-04-11 | 2013-10-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Device and method for reactor and containment monitoring |
KR102263405B1 (en) * | 2014-07-14 | 2021-06-09 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1437184A (en) * | 1964-06-16 | 1966-04-29 | Licentia Gmbh | Apparatus intended for the measurement of a neutron flux |
FR2385187A1 (en) * | 1977-03-23 | 1978-10-20 | Electricite De France | LOCAL POWER MEASUREMENT DEVICE IN A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY |
US4149932A (en) * | 1977-03-25 | 1979-04-17 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency disconnect means for the manipulator arm of a nuclear reactor vessel inspection apparatus |
-
1978
- 1978-05-22 NO NO781773A patent/NO148577C/en unknown
-
1979
- 1979-03-06 FR FR7905739A patent/FR2420827A1/en active Granted
- 1979-03-15 BE BE0/194039A patent/BE874866A/en not_active IP Right Cessation
- 1979-03-19 GB GB7909545A patent/GB2018421B/en not_active Expired
- 1979-03-19 SE SE7902418A patent/SE449040B/en not_active IP Right Cessation
- 1979-03-20 DE DE2910927A patent/DE2910927C2/en not_active Expired
- 1979-03-20 JP JP3313979A patent/JPS54158591A/en active Granted
- 1979-03-20 IT IT7967579A patent/IT1118443B/en active
- 1979-03-21 ES ES478846A patent/ES478846A1/en not_active Expired
-
1984
- 1984-04-04 SE SE8401872A patent/SE458405B/en not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
IT1118443B (en) | 1986-03-03 |
JPS6161360B2 (en) | 1986-12-25 |
SE7902418L (en) | 1979-09-22 |
JPS54158591A (en) | 1979-12-14 |
NO148577C (en) | 1983-11-09 |
GB2018421A (en) | 1979-10-17 |
NO781773L (en) | 1979-09-24 |
FR2420827A1 (en) | 1979-10-19 |
SE458405B (en) | 1989-03-20 |
SE8401872D0 (en) | 1984-04-04 |
NO148577B (en) | 1983-07-25 |
GB2018421B (en) | 1982-12-01 |
DE2910927C2 (en) | 1986-05-07 |
SE8401872L (en) | 1984-04-04 |
FR2420827B1 (en) | 1984-12-07 |
ES478846A1 (en) | 1979-12-16 |
BE874866A (en) | 1979-07-02 |
IT7967579A0 (en) | 1979-03-20 |
DE2910927A1 (en) | 1979-10-11 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE449040B (en) | DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel Cartridge | |
US4298430A (en) | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly | |
KR100960228B1 (en) | Advanced fixed type in-core instrumentation | |
US4075036A (en) | Profiled multielectrode thermocouple | |
US4313792A (en) | Miniature gamma thermometer slideable through bore for measuring linear heat generation rate | |
US5211904A (en) | In-vessel water level monitor for boiling water reactors | |
US5015434A (en) | Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors | |
JPS58795A (en) | Gamma ray senser having heat flow path in radius direction | |
US4440716A (en) | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors | |
US4725399A (en) | Probe with integrated heater and thermocouple pack | |
US5473644A (en) | Apparatus for measuring power of nuclear reactor and method for manufacturing the same | |
US2997587A (en) | Neutronic reactor core instrument | |
US4915508A (en) | Probe with integrated heater and thermocouple pack | |
US4765943A (en) | Thermal neutron detectors and system using the same | |
US4567013A (en) | Hydrogen measuring device | |
Rolstad et al. | A device for measuring local power in a nuclear reactor fuel assembly | |
RU2198437C2 (en) | Method and device for calculating temperature of fuel element can during its experimental run in nuclear reactor | |
JP2597917Y2 (en) | Reactor neutron detector | |
JP2015219163A (en) | Nuclear instrumentation sensor system and nuclear reactor output monitoring system | |
Loving | Neutron, temperature and gamma sensors for pressurized water reactors | |
Kizhakkekara et al. | Development and test of a miniature gamma thermometer to determine the gamma dose rate inside a reactor core | |
Smith | Measuring the linear heat generation rate of a nuclear reactor fuel pin | |
Smith | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors | |
JPH0712950Y2 (en) | Radiation thermometer | |
SU1663454A1 (en) | Differential microcalorimeter |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7902418-8 Effective date: 19931008 Format of ref document f/p: F |