JPS6138830B2 - - Google Patents
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- JPS6138830B2 JPS6138830B2 JP55155040A JP15504080A JPS6138830B2 JP S6138830 B2 JPS6138830 B2 JP S6138830B2 JP 55155040 A JP55155040 A JP 55155040A JP 15504080 A JP15504080 A JP 15504080A JP S6138830 B2 JPS6138830 B2 JP S6138830B2
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- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T3/00—Measuring neutron radiation
- G01T3/006—Measuring neutron radiation using self-powered detectors (for neutrons as well as for Y- or X-rays), e.g. using Compton-effect (Compton diodes) or photo-emission or a (n,B) nuclear reaction
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- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
本発明は、例えば原子炉の炉心管理（燃料集合
体燃焼度測定、出力平坦化作業）等における出力
分布モニタおよび原子炉安全保護信号用出力モニ
タ等に利用可能な方法に関するものである。 従来、動力用原子炉の出力モニタあるいは出力
分布モニタ用の検出器としては、小型核分裂電離
箱と自己出力型検出器とがある。前者は、熱中性
子束に対して吸収の大きい核分裂物質（235U、
239Pu、241Pu）を利用しているので計測に対して
比較的大きな電流が得られるが塗布された核分裂
物質が熱中性子束を吸収することにより損耗が速
いため、頻繁に熱中性子感度の補正を必要とする
し、また炉内における使用期間が短い（半年〜１
年）こと、核分裂電離箱それ自体の吸収が大きい
ため、測定位置における熱中性子束分布を歪め、
補正を必要とすること、高圧電源を必要とするた
め設備が複雑となること、といつた欠点がある。 また、後者は、中性子照射によつて短寿命のベ
ータ放射能を誘導する物質をエミツタとして用
い、これがベータ線を放射することによつて生ず
る電流を測定し、中性子を検出するもので、高圧
電源が不要であり、計測系が簡単であると共に、
検出器の製作コストが安く、堅牢なこと、熱中性
子束の吸収が小さいので炉内の分布を乱さず、炉
内における寿命が長いなどの長所を持つが、応答
が遅い（51V：5.4分、Rh：１分、Co：14分）こ
と、および熱中性子束およびガンマ線束の両方に
感度を有し、従つて熱中性子束およびガンマ線の
混在する原子炉では測定値にばらつきが生じ、更
にはガンマ線感度が反対の極性をもつためにその
妨害が大きいこと、といつた重大な欠点がある。
このような理由により、従来の熱中性子束測定用
の自己出力型検出器では、応答が非常に遅いので
制御信号や原子炉保護系への信号としては使用で
きないし、ガンマ線の妨害のために正確な熱中性
子束が測定しにくく、最近の燃料集合体の燃焼管
理などのための出力分布モニタには適さない。 また、小型核分裂電離箱と自己出力型検出器を
併用するものもあるが、計測系が複雑になるばか
りでなく、小型核分裂電離箱がもつ欠点は解消さ
れない。 本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点
を解消し、熱中性子の吸収が小さく、炉心に擾乱
を与えることなく、応答性良く、しかも正確に熱
中性子束を測定できるような炉心監視方法を提供
することにある。 かかる目的を達成するため、本発明では熱中性
子束に感度の良い検出部と、ガンマ線に対して感
度の良い検出部とを積極的に組合わせることによ
り、あらかじめ両者の各々の熱中性子束感度、ガ
ンマ線感度から各々の電流成分を分離することに
より、炉心出力状態を正確に把握できるように構
成されている。つまり、本発明を利用することに
より、炉心内の正確な熱中性子束分布の測定、燃
料集合体の正確な燃焼度管理、応答特性の良い信
頼性の高い原子炉出力モニタ等が可能となるもの
である。 以下、図面に基づき本発明について詳述する。
本発明で使用する複合自己出力型検出器の一例を
第１図及び第２図に示す。この実施例では、熱中
性子用エミツタ１とガンマ線用エミツタ２とが、
適当な間隔をおいて絶縁体３内に埋設され、その
周囲をコレクタ４が包囲しており、各エミツタ
１，２からはリード線５が、またコレクタ４から
はそれと連続して同じ材質からなるリード部６が
それぞれ引出され、コネクタ７まで導かれるよう
になつている。熱中性子用エミツタ１は、熱中性
子束の照射を受けて放射化され、ベータ線を放出
するもので、例えば51Vや103Rhが使用され、ま
た、ガンマ線用エミツタ２は、ガンマ線との相互
作用（光電効果、コンプトン散乱、電子対創生）
により主に電子を放出するもので、例えば白金
（Pt）が使用される。コレクタ４の材質は、例え
ばインコネルやステンレス鋼である。 本発明方法において用いられる検出器は、この
ような構成のみに限られるものではない。第３図
に示すように、棒状のガンマ線用自己出力型検出
部８のコレクタの周囲に、熱中性子用自己出力型
検出部９を螺旋状に設け、各々の検出器８，９か
らのリード線をコネクタ７で結合したものであつ
てもよいし、あるいは第４図に示すように、例え
ばアルミニウムやジルコニウム合金等の熱中性子
束吸収の小さなガイド筒１０に、熱中性子用自己
出力型検出部９とガンマ線用自己出力型検出部８
とを螺旋状に交互に配置し、各検出部８，９から
のリード線をコネクタ７で結合したものであつて
もよい。 さて、上記のような複合自己出力型検出器を熱
中性子およびガンマ線が混在する場（原子炉炉
心）に設置した場合、出力が一定状態で十分時間
が経過した後の熱中性子束用の自己出力型検出部
からの出力電流I1（ｎ＋γ）は次式で表わされ
る。 I1（ｎ＋γ）＝Ｉo＋Ｉ〓 ……(1) Ｉo＝Ｓvoφo ……(2) Ｉ〓＝Ｓv〓φ〓 ……(3) ここで、 Ｉo：エミツタの熱中性子束のみによる電流(A) Ｉ〓：エミツタのガンマ線のみによる電流(A) Ｓvo：あらかじめ校正された熱中性子束感度
（A/n/v） Ｓv〓：あらかじめ校正されたガンマ線感度（A/
Ｒ／ｈ） φo：炉の任意の出力における熱中性子（n/v） φ〓：炉の任意の出力におけるガンマ線量率
（R/h） である。 次に同じ場所でのガンマ線用自己出力型検出部
からの出力電流I2（ｎ＋γ）は次式で表わされ
る。 I2（ｎ＋γ）＝Ｓpoφo＋Ｓp〓φ〓 ……(4) ここで、 Ｓpo：あらかじ校正さた熱中性子感度（A/n/v） Ｓp〓：あらかじめ校正されれたガンマ線感度
（A/R/h） ところで、従来の熱中性子用自己出力型検出器
では、Ｉo（＝Ｓvoφo）≫Ｉ〓（＝Ｓv〓φ〓）と
いう仮定の下で使用されていた。 しかし、実際の炉心では、熱中性子束１×1014
n/vに対して、核分裂等で発生するガンマ線量率
は108R/h以上あるので、第１表に示すような
各々の検出感度を持つ熱中性子用自己出力型検出
部を単独に使用した場合には Ｉo＝Ｓvoφo＝1.05×10-7(A) Ｉ〓＝Ｓv〓φ〓＝−1.49×10-8(A) となり、ガンマ線による電流は全電流の16.5％に
達する。また、バナジウムエミツタの場合にはガ
ンマ線感度は負の極性を有しているので、Ｉ〓を
無視した場合には自際の出力を過小評価すること
になる。したがつて、バナジウムエミツタのガン
マ線に起因する電流を無視できない。さらに炉心
の測定におけるｎ／γ比が小さくなれば熱中性子
束の測定結果に含まれる誤差が大きくなる。それ
故、従来の熱中性子用自己出力型検出器の単独使
用では熱中性子束の測定精度が悪くなり炉心管理
には使用できないのである。
体燃焼度測定、出力平坦化作業）等における出力
分布モニタおよび原子炉安全保護信号用出力モニ
タ等に利用可能な方法に関するものである。 従来、動力用原子炉の出力モニタあるいは出力
分布モニタ用の検出器としては、小型核分裂電離
箱と自己出力型検出器とがある。前者は、熱中性
子束に対して吸収の大きい核分裂物質（235U、
239Pu、241Pu）を利用しているので計測に対して
比較的大きな電流が得られるが塗布された核分裂
物質が熱中性子束を吸収することにより損耗が速
いため、頻繁に熱中性子感度の補正を必要とする
し、また炉内における使用期間が短い（半年〜１
年）こと、核分裂電離箱それ自体の吸収が大きい
ため、測定位置における熱中性子束分布を歪め、
補正を必要とすること、高圧電源を必要とするた
め設備が複雑となること、といつた欠点がある。 また、後者は、中性子照射によつて短寿命のベ
ータ放射能を誘導する物質をエミツタとして用
い、これがベータ線を放射することによつて生ず
る電流を測定し、中性子を検出するもので、高圧
電源が不要であり、計測系が簡単であると共に、
検出器の製作コストが安く、堅牢なこと、熱中性
子束の吸収が小さいので炉内の分布を乱さず、炉
内における寿命が長いなどの長所を持つが、応答
が遅い（51V：5.4分、Rh：１分、Co：14分）こ
と、および熱中性子束およびガンマ線束の両方に
感度を有し、従つて熱中性子束およびガンマ線の
混在する原子炉では測定値にばらつきが生じ、更
にはガンマ線感度が反対の極性をもつためにその
妨害が大きいこと、といつた重大な欠点がある。
このような理由により、従来の熱中性子束測定用
の自己出力型検出器では、応答が非常に遅いので
制御信号や原子炉保護系への信号としては使用で
きないし、ガンマ線の妨害のために正確な熱中性
子束が測定しにくく、最近の燃料集合体の燃焼管
理などのための出力分布モニタには適さない。 また、小型核分裂電離箱と自己出力型検出器を
併用するものもあるが、計測系が複雑になるばか
りでなく、小型核分裂電離箱がもつ欠点は解消さ
れない。 本発明の目的は、上記のような従来技術の欠点
を解消し、熱中性子の吸収が小さく、炉心に擾乱
を与えることなく、応答性良く、しかも正確に熱
中性子束を測定できるような炉心監視方法を提供
することにある。 かかる目的を達成するため、本発明では熱中性
子束に感度の良い検出部と、ガンマ線に対して感
度の良い検出部とを積極的に組合わせることによ
り、あらかじめ両者の各々の熱中性子束感度、ガ
ンマ線感度から各々の電流成分を分離することに
より、炉心出力状態を正確に把握できるように構
成されている。つまり、本発明を利用することに
より、炉心内の正確な熱中性子束分布の測定、燃
料集合体の正確な燃焼度管理、応答特性の良い信
頼性の高い原子炉出力モニタ等が可能となるもの
である。 以下、図面に基づき本発明について詳述する。
本発明で使用する複合自己出力型検出器の一例を
第１図及び第２図に示す。この実施例では、熱中
性子用エミツタ１とガンマ線用エミツタ２とが、
適当な間隔をおいて絶縁体３内に埋設され、その
周囲をコレクタ４が包囲しており、各エミツタ
１，２からはリード線５が、またコレクタ４から
はそれと連続して同じ材質からなるリード部６が
それぞれ引出され、コネクタ７まで導かれるよう
になつている。熱中性子用エミツタ１は、熱中性
子束の照射を受けて放射化され、ベータ線を放出
するもので、例えば51Vや103Rhが使用され、ま
た、ガンマ線用エミツタ２は、ガンマ線との相互
作用（光電効果、コンプトン散乱、電子対創生）
により主に電子を放出するもので、例えば白金
（Pt）が使用される。コレクタ４の材質は、例え
ばインコネルやステンレス鋼である。 本発明方法において用いられる検出器は、この
ような構成のみに限られるものではない。第３図
に示すように、棒状のガンマ線用自己出力型検出
部８のコレクタの周囲に、熱中性子用自己出力型
検出部９を螺旋状に設け、各々の検出器８，９か
らのリード線をコネクタ７で結合したものであつ
てもよいし、あるいは第４図に示すように、例え
ばアルミニウムやジルコニウム合金等の熱中性子
束吸収の小さなガイド筒１０に、熱中性子用自己
出力型検出部９とガンマ線用自己出力型検出部８
とを螺旋状に交互に配置し、各検出部８，９から
のリード線をコネクタ７で結合したものであつて
もよい。 さて、上記のような複合自己出力型検出器を熱
中性子およびガンマ線が混在する場（原子炉炉
心）に設置した場合、出力が一定状態で十分時間
が経過した後の熱中性子束用の自己出力型検出部
からの出力電流I1（ｎ＋γ）は次式で表わされ
る。 I1（ｎ＋γ）＝Ｉo＋Ｉ〓 ……(1) Ｉo＝Ｓvoφo ……(2) Ｉ〓＝Ｓv〓φ〓 ……(3) ここで、 Ｉo：エミツタの熱中性子束のみによる電流(A) Ｉ〓：エミツタのガンマ線のみによる電流(A) Ｓvo：あらかじめ校正された熱中性子束感度
（A/n/v） Ｓv〓：あらかじめ校正されたガンマ線感度（A/
Ｒ／ｈ） φo：炉の任意の出力における熱中性子（n/v） φ〓：炉の任意の出力におけるガンマ線量率
（R/h） である。 次に同じ場所でのガンマ線用自己出力型検出部
からの出力電流I2（ｎ＋γ）は次式で表わされ
る。 I2（ｎ＋γ）＝Ｓpoφo＋Ｓp〓φ〓 ……(4) ここで、 Ｓpo：あらかじ校正さた熱中性子感度（A/n/v） Ｓp〓：あらかじめ校正されれたガンマ線感度
（A/R/h） ところで、従来の熱中性子用自己出力型検出器
では、Ｉo（＝Ｓvoφo）≫Ｉ〓（＝Ｓv〓φ〓）と
いう仮定の下で使用されていた。 しかし、実際の炉心では、熱中性子束１×1014
n/vに対して、核分裂等で発生するガンマ線量率
は108R/h以上あるので、第１表に示すような
各々の検出感度を持つ熱中性子用自己出力型検出
部を単独に使用した場合には Ｉo＝Ｓvoφo＝1.05×10-7(A) Ｉ〓＝Ｓv〓φ〓＝−1.49×10-8(A) となり、ガンマ線による電流は全電流の16.5％に
達する。また、バナジウムエミツタの場合にはガ
ンマ線感度は負の極性を有しているので、Ｉ〓を
無視した場合には自際の出力を過小評価すること
になる。したがつて、バナジウムエミツタのガン
マ線に起因する電流を無視できない。さらに炉心
の測定におけるｎ／γ比が小さくなれば熱中性子
束の測定結果に含まれる誤差が大きくなる。それ
故、従来の熱中性子用自己出力型検出器の単独使
用では熱中性子束の測定精度が悪くなり炉心管理
には使用できないのである。
【表】
これに対して、本発明では熱中性子用自己出力
型検出部とガンマ線用自己出力型検出部とを組合
わせた検出器を用いている。前述した(1)〜(4)式を
利用して、熱中性子用自己出力型検出部からの真
の熱中性子束による電流Ｉoは次式により求める
ことができる。 ここで、 K1：２つの検出部の各々の熱中性子束感度、ガ
ンマ線感度から求まる定数、 K2：２つの検出部のガンマ線感度から求まる定
数。 (5)式から分かる様に、熱中性子束による真の電
流Ｉoは、熱中性子束用自己出力型検出部からの
電流I1（ｎ＋γ）から、ガンマ線用自己出力型検
出部による電流I2（ｎ＋γ）に定数K2を掛けた電
流を差引き、さらに定数K1を乗ずることにより
得ることができる。従つて、このような方法によ
り熱中性子束による真の電流Ｉoを求めれば、そ
れによつて炉心出力状態を正確に把握することが
できるのである。 また、一定の出力状態から炉心に正の反応度の
外乱が加わり、出力が変化した場合には、即応答
型のガンマ線用自己出力型検出部の出力電流I2
（ｎ＋γ）の変化から、時間遅れなく直ちに炉心
出力の変化を検知でき、原子炉安全保護系へ信号
を送ることもできる。 次に、本発明を利用した出力監視装置の一例を
第５図に示す。原子炉は、重水減速圧力管型のも
のである。簡単に説明すると、燃料集合体２２を
圧力管２３に入れ、それを更に煉炭状のカランド
リアタンク２４に多数挿入した構造となつてお
り、該カランドリアタンク２４には減速材の重水
２５が満たされており、冷却材の軽水は、圧力管
２３の中を下から上に流れ、その間に燃料集合体
２２から熱をうばつて蒸気が発生するようになつ
ている。 さて、複数個の（第５図では４個）の複合自己
出力型検出器１２ａ，………，１２ｄは検出器ス
トリング２１内に挿入され、炉内、燃料集合体２
２の中間に挿入配置される。各検出器１２ａ，…
……，１２ｄの出力は、信号分離器１３ａ，……
…，１３ｄにて熱中性子用自己出力型検出部の電
流I1（ｎ＋γ）とガンマ線用自己出力型検出部の
電流I2（ｎ＋γ）に分離される。この各々の電流
は電流増幅器１４ａ，１４a′，………，１４ｄ，
１４d′にて増幅される。電流I2（ｎ＋γ）には検
出部に合わせた適切な定数K2がガンマ線係数器
１５ａ，………，１５ｄによつて掛けられて局所
出力増幅器１６ａ，………，１６ｄに送られ、電
流I1（ｎ＋γ）との差分に、定数K1を乗た真の熱
中性子束による電流Ｉoが求まる。各検出器１２
ａ，………，１２ｄの出力は局所出力表示計１９
ａ，………，１９ｄで表示されると共に、平均出
力増幅器１７にて平均の局所出力が求められ、平
均出力表示計２０にて表示される。また、予め設
定されている平均出力（燃料集合体の線出力から
決定）より高い平均出力の場合には原子炉安全ス
クラム信号発生器１８に信号を伝送する。 炉出力の急激な上昇による電流I2（ｎ＋γ）の
増加は、電流増幅器１４a′，………，１４d′から
直接原子炉安全保護スクラム信号発生器１８に送
られて、10ｍsec程度の時間遅れにてスクラム信
号を発生させることができる。この出力監視装置
によれば、炉心の正しい局所出力分布モニタ、応
答の速い出力モニタの機能を有し、炉心管理（燃
料集合体の線出力、燃焼度）を精度よく実行する
ことができる。 本発明は、上記のように構成されたものである
から、従来の熱中性子用の自己出力型検出器によ
る熱中性子束の測定値に含まれる16％以上のガン
マ線の寄与分を１％以下に減少することが可能と
なり、それにより炉心の性能評価の技術が向上
し、炉心に擾乱を与えることなく熱中性子束を正
確に測定でき、それ故、炉心管理（燃料集合体線
出力、燃焼度）が容易になるし、応答の速いガン
マ線による信号成分を積極的に使用することによ
り炉出力の変化に対して迅速に対処できるといつ
た効果があり、安全性の面からみても極めて大き
な効果があり、装置化する場合でも従来の自己出
力型検出器用の電子回路がそのまま使用可能であ
り、最近のIC増幅器を積極的に使用することに
より小型で安価に製作できるし、更には検出器に
ついてみても、小型核分裂電離箱より寿命が長
く、製作コストが安価になるなど、数々のすぐれ
た効果を奏しうるものである。
型検出部とガンマ線用自己出力型検出部とを組合
わせた検出器を用いている。前述した(1)〜(4)式を
利用して、熱中性子用自己出力型検出部からの真
の熱中性子束による電流Ｉoは次式により求める
ことができる。 ここで、 K1：２つの検出部の各々の熱中性子束感度、ガ
ンマ線感度から求まる定数、 K2：２つの検出部のガンマ線感度から求まる定
数。 (5)式から分かる様に、熱中性子束による真の電
流Ｉoは、熱中性子束用自己出力型検出部からの
電流I1（ｎ＋γ）から、ガンマ線用自己出力型検
出部による電流I2（ｎ＋γ）に定数K2を掛けた電
流を差引き、さらに定数K1を乗ずることにより
得ることができる。従つて、このような方法によ
り熱中性子束による真の電流Ｉoを求めれば、そ
れによつて炉心出力状態を正確に把握することが
できるのである。 また、一定の出力状態から炉心に正の反応度の
外乱が加わり、出力が変化した場合には、即応答
型のガンマ線用自己出力型検出部の出力電流I2
（ｎ＋γ）の変化から、時間遅れなく直ちに炉心
出力の変化を検知でき、原子炉安全保護系へ信号
を送ることもできる。 次に、本発明を利用した出力監視装置の一例を
第５図に示す。原子炉は、重水減速圧力管型のも
のである。簡単に説明すると、燃料集合体２２を
圧力管２３に入れ、それを更に煉炭状のカランド
リアタンク２４に多数挿入した構造となつてお
り、該カランドリアタンク２４には減速材の重水
２５が満たされており、冷却材の軽水は、圧力管
２３の中を下から上に流れ、その間に燃料集合体
２２から熱をうばつて蒸気が発生するようになつ
ている。 さて、複数個の（第５図では４個）の複合自己
出力型検出器１２ａ，………，１２ｄは検出器ス
トリング２１内に挿入され、炉内、燃料集合体２
２の中間に挿入配置される。各検出器１２ａ，…
……，１２ｄの出力は、信号分離器１３ａ，……
…，１３ｄにて熱中性子用自己出力型検出部の電
流I1（ｎ＋γ）とガンマ線用自己出力型検出部の
電流I2（ｎ＋γ）に分離される。この各々の電流
は電流増幅器１４ａ，１４a′，………，１４ｄ，
１４d′にて増幅される。電流I2（ｎ＋γ）には検
出部に合わせた適切な定数K2がガンマ線係数器
１５ａ，………，１５ｄによつて掛けられて局所
出力増幅器１６ａ，………，１６ｄに送られ、電
流I1（ｎ＋γ）との差分に、定数K1を乗た真の熱
中性子束による電流Ｉoが求まる。各検出器１２
ａ，………，１２ｄの出力は局所出力表示計１９
ａ，………，１９ｄで表示されると共に、平均出
力増幅器１７にて平均の局所出力が求められ、平
均出力表示計２０にて表示される。また、予め設
定されている平均出力（燃料集合体の線出力から
決定）より高い平均出力の場合には原子炉安全ス
クラム信号発生器１８に信号を伝送する。 炉出力の急激な上昇による電流I2（ｎ＋γ）の
増加は、電流増幅器１４a′，………，１４d′から
直接原子炉安全保護スクラム信号発生器１８に送
られて、10ｍsec程度の時間遅れにてスクラム信
号を発生させることができる。この出力監視装置
によれば、炉心の正しい局所出力分布モニタ、応
答の速い出力モニタの機能を有し、炉心管理（燃
料集合体の線出力、燃焼度）を精度よく実行する
ことができる。 本発明は、上記のように構成されたものである
から、従来の熱中性子用の自己出力型検出器によ
る熱中性子束の測定値に含まれる16％以上のガン
マ線の寄与分を１％以下に減少することが可能と
なり、それにより炉心の性能評価の技術が向上
し、炉心に擾乱を与えることなく熱中性子束を正
確に測定でき、それ故、炉心管理（燃料集合体線
出力、燃焼度）が容易になるし、応答の速いガン
マ線による信号成分を積極的に使用することによ
り炉出力の変化に対して迅速に対処できるといつ
た効果があり、安全性の面からみても極めて大き
な効果があり、装置化する場合でも従来の自己出
力型検出器用の電子回路がそのまま使用可能であ
り、最近のIC増幅器を積極的に使用することに
より小型で安価に製作できるし、更には検出器に
ついてみても、小型核分裂電離箱より寿命が長
く、製作コストが安価になるなど、数々のすぐれ
た効果を奏しうるものである。
第１図は本発明で用いられる検出器の一例を示
す説明図、第２図はその断面図、第３図、第４図
は検出器の他の例を示す説明図、第５図は炉内出
力監視装置の一例を示す説明図である。 １……熱中性子用エミツタ、２……ガンマ線用
エミツタ、３……絶縁体、４……コレクタ、８…
…ガンマ線用自己出力型検出部、９……熱中性子
用自己出力型検出部。
す説明図、第２図はその断面図、第３図、第４図
は検出器の他の例を示す説明図、第５図は炉内出
力監視装置の一例を示す説明図である。 １……熱中性子用エミツタ、２……ガンマ線用
エミツタ、３……絶縁体、４……コレクタ、８…
…ガンマ線用自己出力型検出部、９……熱中性子
用自己出力型検出部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 熱中性子用自己出力型検出部とガンマ線用自
己出力型検出部とを有する複合自己出力型検出器
を熱中性子とガンマ線とが混在する炉心に設置
し、前記複合自己出力型検出器の熱中性子用自己
出力型検出部からの電流I1（ｎ＋γ）と、ガンマ
線用自己出力型検出部からの電流I2（ｎ＋γ）と
から次式、 Ｉo＝K1｛I1（ｎ＋γ）−K2I2（ｎ＋γ）｝ 但し、 K1：２つの検出部の各々の熱中性子束感度、ガ
ンマ線感度から求まる定数、 K2：２つの検出部のガンマ線感度から求まる定
数、 によつて熱中性子束による真の電流Ｉoを求め、
それによつて炉心出力状態を把握するようにした
ことを特徴とする炉心出力監視方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55155040A JPS5779479A (en) | 1980-11-04 | 1980-11-04 | Reactor core monitoring method and detector used for it |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55155040A JPS5779479A (en) | 1980-11-04 | 1980-11-04 | Reactor core monitoring method and detector used for it |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5779479A JPS5779479A (en) | 1982-05-18 |
| JPS6138830B2 true JPS6138830B2 (ja) | 1986-09-01 |
Family
ID=15597349
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55155040A Granted JPS5779479A (en) | 1980-11-04 | 1980-11-04 | Reactor core monitoring method and detector used for it |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5779479A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4614635A (en) * | 1983-12-12 | 1986-09-30 | General Electric Company | Fission-couple neutron sensor |
| US5745538A (en) * | 1995-10-05 | 1998-04-28 | Westinghouse Electric Corporation | Self-powered fixed incore detector |
| JP5398670B2 (ja) * | 2010-08-31 | 2014-01-29 | 株式会社東芝 | 中性子測定装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4974086A (ja) * | 1972-11-15 | 1974-07-17 |
-
1980
- 1980-11-04 JP JP55155040A patent/JPS5779479A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5779479A (en) | 1982-05-18 |
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