Wyniki wyszukiwania - Biblioteka Nauki

1

Multicounter neutron detector for examination of content and spatial distribution of fissile materials in bulk samples

100%

Świderska-Kowalczyk M. , Starosta W. , Żółtowski T.

|

tom Vol. 44, nr 4

619-634

EN

A new neutron coincidence well-counter is presented. This experimental device can be applied for passive assay of fissile and, in particular, for plutonium bearing materials. It contains of a set of the 3He tubes placed inside a polyethylene moderator. Outputs from the tubes, first processed by preamplifier/amplifier/discriminator circuits, are then analysed using a correlator connected with a PC, and correlation techniques implemented in software. Such a neutron counter enables determination of the 240Pu effective mass in samples of a small Pu content (i.e., where the multiplication effects can be neglected) having a fairly big volume (up to 0.17 m3), if only the isotopic composition is known. For determination of neutron sources distribution inside a sample, a heuristic method based on hierarchical cluster analysis was applied. As input parameters, amplitudes and phases of two-dimensional Fourier transformation of the count profiles matrices for known point sources distributions and for the examined samples were taken. Such matrices of profiles counts are collected using the sample scanning with a detection head. In the clustering process, counts profiles for unknown samples are fitted into dendrograms employing the "proximity" criterion of the examined sample profile to standard samples profiles. Distribution of neutron sources in the examined sample is then evaluated on the basis of a comparison with standard sources distributions.

PL

Zaprezentowano detektor studzienkowy neutronów. Ten nowy układ doświadczalny może być stosowany do pasywnych badań materiałów rozszczepialnych; w szczególności tych zawierających izotopy plutonu. Składa się on z zespołu helowych (3He) liczników neutronów umieszczonych w polietylenowym moderatorze. Sygnały wyjściowe z liczników po przejściu torów składających się z przedwzmacniaczy, wzmacniaczy i analizatorów jednokanałowych są analizowane za pomocą korelatora połączonego z komputerem i technik korelacyjnych zaimplementowanych w oprogramowaniu. Taki wielolicznikowy detektor neutronów pozwala - przy znajomości składu izotopowego badanej próbki - na określenie masy plutonu jako masy efektywnej 240Pu w próbkach o małej zawartości Pu (gdzie można zaniedbać efekt mnożenia neutronów), o dość dużej objętości (do 0.17 m3). Dla określenia rozkładu źródeł neutronów wewnątrz próbki zastosowano metodę heurystyczną i analizę skupień. Parametrami wejściowymi są tu amplitudy i fazy dwuwymiarowej dyskretnej transformaty Fouriera dla macierzy profili zliczeń zebranych dla znanych rozkładów źródeł punktowych i dla badanych próbek. Macierze profili zliczeń sporządzano za pomocą skanowania próbek głowicą detekcyjną. Podczas procesu analizy skupień, profile zliczeń dla badanej próbki umieszczano w dendrogramie z zastosowaniem kryterium "odległości" macierzy dla niej uzyskanej od obiektów, którymi są macierze profili zliczeń dla układów źródeł traktowanych jako standardowe. Oszacowania rozkładu źródeł w badanej objętości dokonano przez analizę miejsca przyłączenia badanego układu w drzewie skupień, tj. w dendrogramie.

2

Zastosowanie interfejsu RS-485 do przesyłania impulsów z detektorów neutronów

75%

Kurowski A.

|

tom R. 7, nr 11

24-25

PL

Opisano adaptację interfejsu RS-485 do przesyłania impulsów z detektorów neutronów w otoczeniu zakłóceń. Zastosowany został oryginalny schemat do jednokierunkowego przesyłania danych w postaci cyfrowej na duże odległości.

EN

Implementation of the RS-485 interface for the pulse transmission from neutron detectors to acquisition devices in a noisy enviroment is described. The original (uncommon) scheme has been applied to the unidirectional data transmission for a long distance.

3

On sensitivity loss of the neutron detectors during long operation of MPR

75%

El-Messiry A. M. , El-Said K. M.

|

tom Vol. 44, nr 3

429-438

EN

Nuclear reactor instrumentation is considered as one of the most important detecting systems in reactor operation and control. In the present work, we consider the nuclear instrumentation of Egypt Test and Research Reactor number 2 of MPR type. Now the reactor is under commissioning. The present work corresponds to demands of the safety review and assessment which require a study of the nuclear instrumentation in respect of the change of its sensitivity and life-time over a long reactor operation. The reactor utilizes two types of out-of-core gas ionization detectors: (a) 235U fission chamber and (b) boronlined, compensated ionization chamber. The detectors are located outside the reactor core in a high neutron flux. The effect of the neutron fluence on the detector reliability, sensitivity, and life-time is investigated and analyzed. The detector life-time is limited by consumption of sensitive material, what is drirectly related to the neutron fluence. The results of the work focus on the time at which the device reaches its failure probability limit assigned by safety issues. The critical time at which the detector looses its function is determined. In particular, it is the time also to replace the detector by a new one.

PL

Część detekcyjna oprzyrządowania reaktora należy do najważniejszych elementów układu sterowania. W związku z przygotowywanym rozruchem egipskiego reaktora badawczego ETRR-2 pracę poświęcono badaniu niezawodności detektorów neutronowych tego reaktora. Wymogi raportu bezpieczeństwa nakładają obowiązek oceny zmian czułości detektorów neutronowych podczas długotrwałej eksploatacji reaktora i przewidywanego ich czasu życia. Reaktor ETRR-2 wyposażony jest w dwa typy zewnątrzrdzeniowych detektorów neutronów. Są to jonizacyjne komory rozszczepieniowe i komory skompensowane z wypełnieniem borowym. Detektory w czasie pracy reaktora poddane są działaniu wysokiego strumienia neutronów. W pracy analizowane są niezawodność, czułość i czas życia tych detektorów. Czas życia detektorów wyznaczany jest utratą materiału detekcyjnego wskutek działania neutronów. Wyniki pracy koncentrują się na określeniu czasu, po upływie którego prawdopodobieństwo uszkodzenia detektora przekroczy granicę dopuszczoną przez raport bezpieczeństwa reaktora. Określa się czas krytyczny, po którym detektor ze względu na utratę czułości powinien być wymieniony.