JPH0373834B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0373834B2 JPH0373834B2 JP57013184A JP1318482A JPH0373834B2 JP H0373834 B2 JPH0373834 B2 JP H0373834B2 JP 57013184 A JP57013184 A JP 57013184A JP 1318482 A JP1318482 A JP 1318482A JP H0373834 B2 JPH0373834 B2 JP H0373834B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heating
- calibration
- electrical heating
- nuclear reactor
- gamma
- 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.)
- Expired - Lifetime
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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
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01K—MEASURING TEMPERATURE; MEASURING QUANTITY OF HEAT; THERMALLY-SENSITIVE ELEMENTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01K15/00—Testing or calibrating of thermometers
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/02—Dosimeters
- G01T1/12—Calorimetric dosimeters
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measuring Temperature Or Quantity Of Heat (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明はガンマ線センサの較正に関し、更に詳
しくはそのような計器の原子炉内再較正に関す
る。
しくはそのような計器の原子炉内再較正に関す
る。
原子炉の外で較正することのできない動力感知
計器の原子炉内較正には多くの努力が払われてい
る。そのような計器はひんぱんな炉心内再較正を
要するので、多くの固定センサからの信号を炉内
の固定センサの各々及び全てに隣接して配置され
た単一センサからの信号に関係づけるため移動炉
心内プローブを含む高価な移動核分裂室システム
を使用する。多くの局部原子炉動力測定装置は同
様にひんぱんに再較正されねばならないが、先に
出願中の明細書、米国特許出願第888881号に開示
した動力測定装置は製造の時点で較正を与えるよ
うに構成されている。それで、そのような動力測
定装置は長い熱伝導性本体を特徴とし、それは又
電気的にも導電性で原子炉内設置の前の較正に利
用される電気抵抗加熱を可能にする。それにも
かゝわらず、再較正は感度が一定のまゝであるこ
とを保証するためにそのような予め較正された計
器にも必要である。従つて設置の前に行われたの
と同じ較正手続をくり返すためそのような動力測
定ユニツトを原子炉から定期的に取り出すことが
望ましい。しかし、そのような再較正手続はユニ
ツトが原子炉内での使用の後は強い放射性になり
安全に取扱えないので実際的でない。
計器の原子炉内較正には多くの努力が払われてい
る。そのような計器はひんぱんな炉心内再較正を
要するので、多くの固定センサからの信号を炉内
の固定センサの各々及び全てに隣接して配置され
た単一センサからの信号に関係づけるため移動炉
心内プローブを含む高価な移動核分裂室システム
を使用する。多くの局部原子炉動力測定装置は同
様にひんぱんに再較正されねばならないが、先に
出願中の明細書、米国特許出願第888881号に開示
した動力測定装置は製造の時点で較正を与えるよ
うに構成されている。それで、そのような動力測
定装置は長い熱伝導性本体を特徴とし、それは又
電気的にも導電性で原子炉内設置の前の較正に利
用される電気抵抗加熱を可能にする。それにも
かゝわらず、再較正は感度が一定のまゝであるこ
とを保証するためにそのような予め較正された計
器にも必要である。従つて設置の前に行われたの
と同じ較正手続をくり返すためそのような動力測
定ユニツトを原子炉から定期的に取り出すことが
望ましい。しかし、そのような再較正手続はユニ
ツトが原子炉内での使用の後は強い放射性になり
安全に取扱えないので実際的でない。
従つて本発明の重要な目的は原子炉装置から取
り出すことなく抵抗加熱によつて事前較正されて
いる動力測定ユニツトの再較正のための経済的装
置及び方法を提供することにある。
り出すことなく抵抗加熱によつて事前較正されて
いる動力測定ユニツトの再較正のための経済的装
置及び方法を提供することにある。
本発明によれば、長い較正ヒータケーブルが、
熱電対からガンマ線によつて生ずる熱量を反映し
た示差温度信号出力を生ずるためガンマ線によつ
て加熱される局部動力監視ユニツトの長い熱伝導
性本体の中に置かれた多重接点熱電対ケーブルの
列の中に設置される。このユニツトは設置の前に
熱伝導性本体の電気抵抗加熱によつて事前較正さ
れているが、熱電対の出力に信号応答を生ずるガ
ンマ線吸収本体の付加的加熱のために外部電源か
らヒータケーブルに電流を流すことによつて再較
正されてもよい。較正期間中のそのような信号応
答の一測定及び定常状態分析はこのユニツト現在
の感度を決定できるようにする。
熱電対からガンマ線によつて生ずる熱量を反映し
た示差温度信号出力を生ずるためガンマ線によつ
て加熱される局部動力監視ユニツトの長い熱伝導
性本体の中に置かれた多重接点熱電対ケーブルの
列の中に設置される。このユニツトは設置の前に
熱伝導性本体の電気抵抗加熱によつて事前較正さ
れているが、熱電対の出力に信号応答を生ずるガ
ンマ線吸収本体の付加的加熱のために外部電源か
らヒータケーブルに電流を流すことによつて再較
正されてもよい。較正期間中のそのような信号応
答の一測定及び定常状態分析はこのユニツト現在
の感度を決定できるようにする。
このヒータケーブルは絶縁媒体中に埋められた
ニクロム発熱体を囲む外部ステンレスジヤケツト
を有する。従つて外部電源からの電流は較正期間
中この発熱体を通して伝導される。
ニクロム発熱体を囲む外部ステンレスジヤケツト
を有する。従つて外部電源からの電流は較正期間
中この発熱体を通して伝導される。
電流帰路はケーブル内の別の銅導体によるか又
はジヤケツトそれ自身を通して確立される。
はジヤケツトそれ自身を通して確立される。
本発明の一実施例によれば、供給される加熱電
流は加熱速度をガンマ線吸収と電気的に加えられ
た熱による加熱の和である新しい平衡まで増加す
る。熱消費率変化への信号応答は線形で信号応答
対電気的付加熱が純ガンマ線加熱の領域を超える
応答の特性を明らかにするに十分である。又、付
加加熱が熱電対から信号低下を生ずるため急激に
止められるとき、そのような信号変化は感度が関
係する応答時間の分析によつて正確に感度を決定
するのに適している。代りに、供給される加熱電
流を変化する周波数で正弦波的に変え、対応する
信号応答から伝達関数を抽出してもよい。そのよ
うな伝達関数の分析も又感度の正確な現場決定を
可能にする。
流は加熱速度をガンマ線吸収と電気的に加えられ
た熱による加熱の和である新しい平衡まで増加す
る。熱消費率変化への信号応答は線形で信号応答
対電気的付加熱が純ガンマ線加熱の領域を超える
応答の特性を明らかにするに十分である。又、付
加加熱が熱電対から信号低下を生ずるため急激に
止められるとき、そのような信号変化は感度が関
係する応答時間の分析によつて正確に感度を決定
するのに適している。代りに、供給される加熱電
流を変化する周波数で正弦波的に変え、対応する
信号応答から伝達関数を抽出してもよい。そのよ
うな伝達関数の分析も又感度の正確な現場決定を
可能にする。
さて、図面を詳細に参照するに、第1図は本発
明が関連する典型的な装置を、前述の先に出願中
の明細書に非常に細かく開示したように、示す。
簡単に言えば、この装置は、全体を参照数字10で
参照した、加圧水型原子炉の燃料棒組立体内の局
部動力監視ユニツトである。この動力監視ユニツ
トは管状ジヤケツト14内に囲まれた長い熱伝導
性本体12を含む。熱抵抗領域16は、本体12
内にこの本体12内の中心孔20を通つて延びる
多重接点熱電対組立体18を通して示差温度信号
が得られる軸方向に離れた測定区域内に形成され
る。このユニツト10はその放射性環境への設置
前に前述の先に出願中の明細書に開示したように
本体12の直接電気抵抗加熱によるか又は均一に
加熱されたユニツトに急激な冷却に応じた示差熱
電対18の信号出力の信号変化割合の測定によつ
て較正されてもよい。ユニツト12の加熱に対す
る一定の感度を保証するための再較正が原子炉か
らのユニツトの引出し及び原子炉内での使用後の
高度の放射性状態でのその取扱いを避けるため本
発明に従つて現場で行なわれる。
明が関連する典型的な装置を、前述の先に出願中
の明細書に非常に細かく開示したように、示す。
簡単に言えば、この装置は、全体を参照数字10で
参照した、加圧水型原子炉の燃料棒組立体内の局
部動力監視ユニツトである。この動力監視ユニツ
トは管状ジヤケツト14内に囲まれた長い熱伝導
性本体12を含む。熱抵抗領域16は、本体12
内にこの本体12内の中心孔20を通つて延びる
多重接点熱電対組立体18を通して示差温度信号
が得られる軸方向に離れた測定区域内に形成され
る。このユニツト10はその放射性環境への設置
前に前述の先に出願中の明細書に開示したように
本体12の直接電気抵抗加熱によるか又は均一に
加熱されたユニツトに急激な冷却に応じた示差熱
電対18の信号出力の信号変化割合の測定によつ
て較正されてもよい。ユニツト12の加熱に対す
る一定の感度を保証するための再較正が原子炉か
らのユニツトの引出し及び原子炉内での使用後の
高度の放射性状態でのその取扱いを避けるため本
発明に従つて現場で行なわれる。
第2図でよりはつきり判るように、この熱電対
組立体18はそれぞれ中心孔20を通つて測定区
域に延びる二重接点熱電対ケーブル22の列を含
む。この熱電対ケーブルは穴20の中央に位置す
る較正ヒータケーブル24の周に束ねられてい
る。このヒータケーブル24は較正期間中本体1
2に各測定区域で付加的加熱を分け与え且つ外部
電源から付勢される。ケーブル24はケーブル2
2の均一な加熱を与える。
組立体18はそれぞれ中心孔20を通つて測定区
域に延びる二重接点熱電対ケーブル22の列を含
む。この熱電対ケーブルは穴20の中央に位置す
る較正ヒータケーブル24の周に束ねられてい
る。このヒータケーブル24は較正期間中本体1
2に各測定区域で付加的加熱を分け与え且つ外部
電源から付勢される。ケーブル24はケーブル2
2の均一な加熱を与える。
第3図に示すような本発明の一実施例によれ
ば、このヒータケーブルはステンレスで作られた
外部ジヤケツト26及びニクロム線の形の内部電
気抵抗発熱体28を有する。電流帰路は銅心線3
0によつて確立される。ニクロム線及び銅心線の
両方とも酸化アルミの形をした絶縁媒体32の中
に埋め込まれる。ニクロム線発線体は外径0.15mm
である。銅心線は、例えば、直径0.1mmで、ステ
ンレスジヤケツトは直径1.0mmである。それによ
つてケーブル長さ1cm当り5ワツトまでの加熱率
を得ることができる。
ば、このヒータケーブルはステンレスで作られた
外部ジヤケツト26及びニクロム線の形の内部電
気抵抗発熱体28を有する。電流帰路は銅心線3
0によつて確立される。ニクロム線及び銅心線の
両方とも酸化アルミの形をした絶縁媒体32の中
に埋め込まれる。ニクロム線発線体は外径0.15mm
である。銅心線は、例えば、直径0.1mmで、ステ
ンレスジヤケツトは直径1.0mmである。それによ
つてケーブル長さ1cm当り5ワツトまでの加熱率
を得ることができる。
第4図は別の実施例を示し、ヒータケーブル2
4′は絶縁媒体32′内に埋められたニクロム発線
体28′だけを有するものが使われている。電流
帰路は外部ステンレスジヤケツト26′を通して
確立される。この実施例では、1cm当り10ワツト
までの加熱率を得ることができる。
4′は絶縁媒体32′内に埋められたニクロム発線
体28′だけを有するものが使われている。電流
帰路は外部ステンレスジヤケツト26′を通して
確立される。この実施例では、1cm当り10ワツト
までの加熱率を得ることができる。
第5図はスイツチ36の制御の下で外部電源3
4から付加的加熱を与えるために熱電対組立体1
8に隣接して配置された較正ヒータ24を線図的
に示す。ΔTで示される信号出力が通常前述のガ
ンマ線加熱によつて熱電対18から得られる。現
場較正期間中の付加的加熱はスイツチ36を閉じ
ることによつて第6図に曲線38によつてグラフ
で示すように得られる。例えば40℃から66℃への
対応する示差信号出力ΔTが図面に曲線40で示
すように得られる。曲線40で表される信号変化
はこの曲線40の信号応答部の大きさから決める
ことのできる、例えばグラム当りワツト当り22℃
のような感度の程度を与える。しかし、感度の再
較正測定は増加した熱消費率が平衡に達した後に
急激に付加的加熱を止めることによつて較正期間
中に別の方法で行うこともできる。スイツチを開
くことによる付加的加熱のそのような急激な停止
は例えば第7図に曲線42によつてグラフ的に描
かれ、その図は又熱電対の信号出力ΔTの対応す
る信号応答を描く曲線44も示す。曲線44の信
号応答部の勾配は感度を決めるために第5図に線
図的に示すように電圧計を通して測つてもよい。
この分析器は応答時間と感度を関係づける電子計
算機コードを使つた何か適当な電子計算機システ
ムでもよい。
4から付加的加熱を与えるために熱電対組立体1
8に隣接して配置された較正ヒータ24を線図的
に示す。ΔTで示される信号出力が通常前述のガ
ンマ線加熱によつて熱電対18から得られる。現
場較正期間中の付加的加熱はスイツチ36を閉じ
ることによつて第6図に曲線38によつてグラフ
で示すように得られる。例えば40℃から66℃への
対応する示差信号出力ΔTが図面に曲線40で示
すように得られる。曲線40で表される信号変化
はこの曲線40の信号応答部の大きさから決める
ことのできる、例えばグラム当りワツト当り22℃
のような感度の程度を与える。しかし、感度の再
較正測定は増加した熱消費率が平衡に達した後に
急激に付加的加熱を止めることによつて較正期間
中に別の方法で行うこともできる。スイツチを開
くことによる付加的加熱のそのような急激な停止
は例えば第7図に曲線42によつてグラフ的に描
かれ、その図は又熱電対の信号出力ΔTの対応す
る信号応答を描く曲線44も示す。曲線44の信
号応答部の勾配は感度を決めるために第5図に線
図的に示すように電圧計を通して測つてもよい。
この分析器は応答時間と感度を関係づける電子計
算機コードを使つた何か適当な電子計算機システ
ムでもよい。
付加的電気加熱の間に得られたデータから、
ΔT信号は第8図に曲線48で示すようにセンサ
に対する感度関数を得るために加熱速度に対して
プロツトした。曲線48は直線性を示したので、
原子炉加熱中のセンサに対する決められた感度を
延ばすためにそれを点線部50に沿つて外挿し
た。この較正手続は原子炉動力ゼロの状態でも行
うことができるがその場合は曲線48の外挿は必
要ない。
ΔT信号は第8図に曲線48で示すようにセンサ
に対する感度関数を得るために加熱速度に対して
プロツトした。曲線48は直線性を示したので、
原子炉加熱中のセンサに対する決められた感度を
延ばすためにそれを点線部50に沿つて外挿し
た。この較正手続は原子炉動力ゼロの状態でも行
うことができるがその場合は曲線48の外挿は必
要ない。
第9図はヒータ24用エネルギーの外部電源が
第10図に曲線54で描かれるような可変周波数
の正弦波電流を供給する発振器52を通して得ら
れる別の較正方法を図示する。
第10図に曲線54で描かれるような可変周波数
の正弦波電流を供給する発振器52を通して得ら
れる別の較正方法を図示する。
第10図に於ける曲線56から誘導された伝達
関数τは較正期間中にヒータ24に加えられた正
弦波加熱電流に対する信号応答から描出される。
分析器46′を通してのこの伝達関数の分析は第
11図に描かれているようにこの伝達関数τを信
号に対してプロツトすることによつて原子炉内ユ
ニツト10の感度の正確な決定をもたらし、伝達
関数とセンサ信号の間の既知の関係を使つた曲線
58によつて示される感度関数を生じる。
関数τは較正期間中にヒータ24に加えられた正
弦波加熱電流に対する信号応答から描出される。
分析器46′を通してのこの伝達関数の分析は第
11図に描かれているようにこの伝達関数τを信
号に対してプロツトすることによつて原子炉内ユ
ニツト10の感度の正確な決定をもたらし、伝達
関数とセンサ信号の間の既知の関係を使つた曲線
58によつて示される感度関数を生じる。
第1図は本発明を関連づけることのできる局部
動力監視ユニツトの部分側面断面図である。第2
図はほゞ第1図に切断線2−2で示す面による横
断面図である。第3図は第2図に示すヒータケー
ブルの拡大断面図である。第4図はヒータケーブ
ルの修整形の横断面図である。第5図は本発明に
よる現場較正の一方法を示す単純化された電気回
路図である。第6図及び第7図は第5図の実施例
に関連した較正手続中に得られる信号応答のグラ
フである。第8図は第6図及び第7図のグラフに
プロツトされたデータから得られた較正曲線のグ
ラフである。第9図は較正の他の方法を示す単純
化された回路図である。第10図は第9図の実施
例に関連した信号応答のグラフである。第11図
は第10図のグラフにプロツトされたデータから
得られた較正曲線のグラフである。 10……局部動力監視ユニツト、12……熱伝
導性本体、16……測定領域、22……熱電対装
置、24,24′……ヒータ、26,26′……外
部ジヤケツト、28,28′……抵抗発熱体、3
0……銅導体、32……絶縁媒体、36……スイ
ツチ、52……発振器、ΔT……信号出力、τ…
…伝達関数。
動力監視ユニツトの部分側面断面図である。第2
図はほゞ第1図に切断線2−2で示す面による横
断面図である。第3図は第2図に示すヒータケー
ブルの拡大断面図である。第4図はヒータケーブ
ルの修整形の横断面図である。第5図は本発明に
よる現場較正の一方法を示す単純化された電気回
路図である。第6図及び第7図は第5図の実施例
に関連した較正手続中に得られる信号応答のグラ
フである。第8図は第6図及び第7図のグラフに
プロツトされたデータから得られた較正曲線のグ
ラフである。第9図は較正の他の方法を示す単純
化された回路図である。第10図は第9図の実施
例に関連した信号応答のグラフである。第11図
は第10図のグラフにプロツトされたデータから
得られた較正曲線のグラフである。 10……局部動力監視ユニツト、12……熱伝
導性本体、16……測定領域、22……熱電対装
置、24,24′……ヒータ、26,26′……外
部ジヤケツト、28,28′……抵抗発熱体、3
0……銅導体、32……絶縁媒体、36……スイ
ツチ、52……発振器、ΔT……信号出力、τ…
…伝達関数。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 原子炉内の局部動力を監視する動力監視ユニ
ツトすなわちガンマ温度計10で、原子炉から放
射されるガンマ放射線によつて加熱されかつ複数
の離れた測定領域での温度差を測定するための一
連の熱電気的な装置22と共に一連の伝導領域と
熱抵抗領域16を連続して有する細長い本体部1
2を含むほぼ円筒の形状の動力監視ユニツトすな
わちガンマ温度計を、稼働中の原子炉内で較正す
るための較正用装置で、該較正用装置は前記細長
い本体部12内に前記熱電気的な装置22の列と
共に配置された細長い電気加熱装置24を組み合
わされていて、そこで前記熱電気的な装置22が
前記細長い本体部12内に形成された中央経路に
配置された環状の集団になつて互いに隣接するよ
うに置かれ、また前記細長い電気加熱装置すなわ
ち細長い電気加熱ケーブル24が前記熱電気的な
装置22の間で中央の位置を占めるような隣接す
る態様で該熱電気的な装置が前記電気加熱ケーブ
ルを前記中央経路の中心部で取り囲み、該熱電気
的な装置への均一な加熱を確実にしており、前記
電気加熱ケーブルは外莢26,26′と、外部の
電流供給装置に接続された内部抵抗加熱装置2
8,28′と、前記外莢26,26′によつて囲ま
れかつ前記抵抗加熱装置28,28′を埋め込ま
れた絶縁媒体32,32′とを含むことを特徴と
する動力監視ユニツトすなわちガンマ温度計の較
正用装置。 2 特許請求の範囲第1項記載の較正用装置に於
いて、該外莢26がステンレススチールで作ら
れ、該発熱体28がニクロム線で作られ、且つ絶
縁媒体32が酸化アルミであることを特徴とする
較正用装置。 3 特許請求の範囲第1項記載の較正用装置に於
いて、絶縁媒体32の中に埋め込まれ且つ電流供
給装置に接続された電流帰路導体30を含むこと
を特徴とする較正用装置。 4 特許請求の範囲第1項記載の較正用装置に於
いて、電流供給装置が該外莢26′に電気的に結
合されて前記外莢を通る電流帰路を確立すること
を特徴とする較正用装置。 5 稼働中の原子炉内で、該原子炉の動力を監視
する動力監視ユニツトすなわちガンマ温度計10
の較正方法で、前記原子炉によつて放射されるガ
ンマ放射線によつて加熱される伝導体12内に埋
め込まれた複数の熱電対22と、該熱電対ケーブ
ル22の列の中に配置された細長い較正用加熱ケ
ーブル24とを有し、ガンマ放射線による加熱に
前記熱電対22の直接補助加熱を重ねて、この補
助加熱に対応する熱エネルギーの供給に対する前
記熱電対の応答を調べて前記熱電対の感度を推定
する手段を含む動力監視ユニツトすなわちガンマ
温度計の較正方法。 6 特許請求の範囲第5項記載の方法に於いて、
高い加熱速度での平衡に達した後に該電気的加熱
を急激に停止する工程を含み、該信号出力の変化
を分析する工程が該電気的加熱の停止に対する信
号応答の分析に限られることを特徴とする方法。 7 特許請求の範囲第5項記載の方法に於いて、
感度関数が決定される伝達関数を抽出するために
監視され且つ分析される対応する信号応答を得る
ため較正期間中可変周波数での電気的加熱を正弦
波的に変える工程を含むことを特徴とする方法。
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/230,027 US4440716A (en) | 1981-01-30 | 1981-01-30 | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57149992A JPS57149992A (en) | 1982-09-16 |
| JPH0373834B2 true JPH0373834B2 (ja) | 1991-11-25 |
Family
ID=22863667
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57013184A Granted JPS57149992A (en) | 1981-01-30 | 1982-01-29 | Method and device of calibrating power monitoring unit in situ |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4440716A (ja) |
| JP (1) | JPS57149992A (ja) |
| BE (1) | BE891897A (ja) |
| DE (1) | DE3202560C2 (ja) |
| ES (1) | ES509042A0 (ja) |
| FR (1) | FR2499253A1 (ja) |
| GB (1) | GB2092300B (ja) |
| IT (1) | IT1154463B (ja) |
| SE (1) | SE442147B (ja) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58214827A (ja) * | 1982-06-07 | 1983-12-14 | Showa Denko Kk | 熱流計の検査方法 |
| FR2536572A1 (fr) * | 1982-11-23 | 1984-05-25 | Electricite De France | Procede et dispositif de mesure de la puissance thermique locale dans un reacteur nucleaire |
| US4802143A (en) * | 1986-04-16 | 1989-01-31 | Smith Robert D | Alarm system for measurement while drilling oil wells |
| US4783307A (en) * | 1987-03-05 | 1988-11-08 | Commonwealth Edison Company | Reactor control system verification |
| US5015434A (en) * | 1989-06-13 | 1991-05-14 | General Electric Company | Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors |
| EP0441215A1 (de) * | 1990-02-09 | 1991-08-14 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren zur Ermittlung des Kalibrierfaktors eines Gammathermometers und Verwendung des Verfahrens |
| GB9026816D0 (en) * | 1990-12-11 | 1991-01-30 | Lincoln Binns Ltd | High temperature calibration for semiconductor transducers |
| US5185122A (en) * | 1990-12-18 | 1993-02-09 | Geoscience Ltd. | Gamma ray flux measurement system |
| DE4107853A1 (de) * | 1991-03-12 | 1992-09-17 | Geraberger Thermometerwerk Gmb | Elektronisches fieberthermometer |
| JP3462885B2 (ja) * | 1993-03-11 | 2003-11-05 | 株式会社東芝 | 原子炉の出力測定装置およびその製造方法 |
| US6493412B1 (en) * | 2000-10-11 | 2002-12-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor |
| JP4723963B2 (ja) * | 2005-09-15 | 2011-07-13 | 株式会社東芝 | 炉心冷却材温度測定装置、炉心冷却材温度測定方法および原子炉監視装置 |
| GB201111138D0 (en) | 2011-06-30 | 2011-08-17 | Leman Micro Devices Uk Ltd | Personal health data collection |
| CN103135118B (zh) * | 2011-11-25 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | γ放射源绝对活度测量方法 |
| GB201602875D0 (en) | 2016-02-18 | 2016-04-06 | Leman Micro Devices Sa | Personal hand-held monitor |
| CN110355210A (zh) * | 2019-05-31 | 2019-10-22 | 科芃智能科技(苏州)有限公司 | 一种轧辊辊温控制装置 |
| US12247937B2 (en) | 2020-05-28 | 2025-03-11 | Ohio State Innovation Foundation | Optical fiber-based gamma calorimeter (OFBGC) |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1347822A (fr) * | 1962-11-20 | 1964-01-04 | Commissariat Energie Atomique | Dosimètre calorimétrique pour la mesure de rayonnements ionisants |
| FR1406368A (fr) * | 1964-09-02 | 1965-07-16 | Atomic Energy Authority Uk | Procédé de repérage de la température |
| FR1448295A (fr) * | 1965-06-24 | 1966-08-05 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements apportés aux dispositifs de contrôle d'éléments tubulaires parallèles et notamment à ceux destinés à la mesure de l'isolement thermique des tubes de force d'un réacteur nucléaire |
| US3599474A (en) * | 1969-07-25 | 1971-08-17 | Whittaker Corp | Self-calibrating heat flux transducer |
| US3632985A (en) * | 1970-03-09 | 1972-01-04 | Blue Electric Co M | Thermocouple bridge temperature control |
| US3751333A (en) * | 1970-06-11 | 1973-08-07 | C Drummond | Nuclear reactor core monitoring system |
| US4031355A (en) * | 1975-03-31 | 1977-06-21 | Leonik Jr Stephen A | Multi-channel temperature responsive process control system |
| FR2385187A1 (fr) * | 1977-03-23 | 1978-10-20 | Electricite De France | Dispositif de mesure de la puissance locale dans un assemblage combustible de reacteur nucleaire |
| NO148577C (no) * | 1978-03-21 | 1983-11-09 | Scandpower As | Anordning for lokal effektmaaling i et brenselelement av en kjernereaktors brenselladning |
| DE2833341A1 (de) * | 1978-07-29 | 1980-02-14 | Bayer Ag | Verfahren zur herstellung von phosphorsaeure-triestern |
| US4313792A (en) * | 1979-06-13 | 1982-02-02 | Scandpower, Inc. | Miniature gamma thermometer slideable through bore for measuring linear heat generation rate |
-
1981
- 1981-01-30 US US06/230,027 patent/US4440716A/en not_active Expired - Lifetime
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