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Einrichtung zur Neutronenfluss-und Leistungsmessung in Kernreaktoren
Die Leistung eines Reaktors ist proportional der Anzahl der Kernspaltungen je Zeiteinheit. Etwa 94% der Leistung werden prompt bei der Spaltung oder sehr kurz danach frei, während 5, 50/0 erst verzögert innerhalb von Stunden und die restlichen 0, 5% noch stärker verzögert auftreten.
Der Neutronenfluss im Reaktor ist also zunächst nur dem prompten Leistungsanteil proportional ; erst bei lange andauerndem Betrieb ist er der Gesamtleistung proportional. In den meisten Fällen wird die Leistung über den Neutronenflussgemessen. Man begnügt sich entweder damit, dass die verzögerte Leistung nicht angezeigt wird, oder man eicht die Neutronenanzeige für lange dauernden Reaktorbetrieb und erfasst damit auch die verzögerte Leistung. Dafür stimmt aber dann die Leibtungsanzeige kurz nach Leistungsänderungen nicht.
Zur Neutronenflussmessung sind eine Reihe von Detektoren bekannt. Neutronenempfindliche Ionisationskammern und Thermoelemente, Borzählrohre, Halbleiterdetektoren und neuerdings auch Detektoren, die auf ss-Strahlenemission beruheh, werden am meisten verwendet.
Neben dieser ersten Gruppe von Detektoren gibt es auch noch solche, die die Aktivierung verschiedener Materialien zur Anzeige des Neutronenflusses benutzen. So wird z. B. ein Draht durch das Core durchgezogen und beim Austritt auf seine Aktivität untersucht. An Stelle des Drahtes können auch Kugeln aus geeigneten Stoffen mit Hilfe von Druckluft in einem Rohr durch das Core geblasen werden. Diese Möglichkeiten eignen sich für besondere Anwendungszwecke, haben aber zur fortlaufenden Leistungsmessung bzw. zur automatischen Leistungsregelung keinerlei Bedeutung.
DieDektoren der ersten Gruppe haben den grossen Nachteil, dass sie Kernreaktionen verwenden und sich dadurch im Betrieb durchAbbau der neutronenempfindlichen Stoffe je nach dem Neutronenfluss mehr oder weniger schnell verbrauchen.
Ein wesentliches Problem bilden die elektrischen Zuleitungen, die sehr starker Strahlung ausgesetzt sein können. Die Detektoren müssen nämlich, da die Neutronen im Reaktorkühlmittel (z. B. Wasser) nur eine geringe Reichweite besitzen, nahe an das Core oder den Reflektor herangebracht werden. Der geforderte hohe Isolationswiderstand wird durch Kernstrahlung sehr ungünstig beeinflusst, wodurch Störungen auftreten und die Lebensdauer der Detektoren empfindlich begrenzt wird.
Bei Leistungsreaktoren mit hohen Coretemperaturen werden naturgemäss besondere Anforderungen an den Detektor gestellt. Gegenwärtig gibt es Detektoren die für Temperaturen bis etwa 6000C brauchbar sind. Darüber hinaus ist eine Neutronenmessung schwer möglich.
Durch die Anordnung der Detektoren in Corenähe ergeben sich zwei weitere wesentliche Nachteile.
Erstens werden die Detektoren radioaktiv und können daher nicht sofort bei einer Störung aus dem Reaktor entfernt werden, sind also für Reparaturen nicht gleich zugänglich. Zweitens wird die Leistungsanzeige durch Änderungen im Core wie z. B. verschiedenen Regelstabstellungen, Brennstoffabbrand oder eingebrachte Bestrahlungsproben beiForschungsreaktoren unter Umständen wesentlich verfälscht, weil sich eine geänderte Flussverteilung einstellt und der Detektor ja nur örtlich misst. Besonders unangenehm wird dies, wenn die Leistungsanzeige zur automatischen Konstanthaltung der Leistung verwendet wird. Durch eine
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örtliche Flussabsenkung in der Nähe des Neutronendetektors wird sich z.
B. bei automatischem Betrieb eine grössere Leistung als erwünscht einregeln, da ja die Flussabsenkung und der damit vorgetäuschte
Leistungsrückgang ausgeregelt wird. Bei Forschungsreaktoren wurden dadurch Leistungsabweichungen von
15 und mehr Prozent vom Sollwert beobachtet. Neutronendetektoren im Core haben noch den grundsätz- lichen Nachteil, dass sie den Neutronenfluss in ihrer unmittelbaren Umgebung verringern, da sie zwangs- läufig Neutronen absorbieren. ss-Emissionsdetektoren kommen für die Anzeige von schnellen Leistungs- änderungen nicht in Frage, da sie Eigenzeitkonstanten von zwei und mehr Minuten besitzen. Die Bildung von Stickstoff 16 im Kühlwasser durch Neutronenstrahlung ist proportional der Anzahl der Spaltungen und damit zur Messung der Leistung gut verwendbar, weil sie von der geometrischen Anordnung im Core völlig unabhängig ist.
Die Messung der Aktivität erfolgt im Kühlkreislauf ausserhalb des Reaktors z. B. mit gammaempfindlichen Szintillationsdetektoren. Der wesentliche Nachteil dieses Verfahrens ist die ver- zögerte Anzeige der Leistung. Erstens stellt sich erst nach einiger Zeit entsprechend der Halbwertszeit von N 16 ein stabiler Aktivitätszustand ein und zweitens benötigt der Transport des Kühlmittels vom
Core zur Messstelle eine gewisse Zeit, die von der Geschwindigkeit im Kühlkreislauf abhängt. Zur automatischen Ausregelung schneller Leistungsänderungen oder zur Verwendung in Sicherheitskreisen kommt daher die N 16-Messung nicht in Frage.
Eine weitere Möglichkeit zur Leistungsmessung besteht darin, die Gamma- oder die Cerenkov-
Strahlung zu verwenden. Die Gammastrahlung hat eine wesentlich grössere Reichweite als die Neutronen- strahlung, so dass die Gamma-Detektoren weiter vom Core entfernt angeordnet werden können und damit viele der oben angeführten Nachteile der Neutronenmessung wegfallen. ZurMessung der Gammastrahlung verwendet man Ionisationskammern, Szintillationsdetektoren, Halbleiterdetektoren, Gammathermometer usw. Die Cerenkovstrahlung wird mit Photozellen, Photoelementen oder Photomultipliern gemessen.
Die Leistungsmessung mit Hilfe der Gammastrahlung oder der Cerenkovstrahlung hat den wesent- lichen Nachteil, dass beide Strahlungen nicht direkt proportional der Leistung sind, sondern aus einem proportionalen, prompt auftretenden Anteil und einem verzögerten bestehen, so dass sich erst nach längerer Zeit bei konstantem Reaktorbetrieb ein stabiler Strahlungswert einstellt. Der verzögerte Anteil be- trägt je nach Reaktortype 20 bis 7cp des prompten.
Die Messeinrichtung nach der Erfindung vermeidet diese Nachteile, indem ein der Gamma- oder
Cerenkovstrahlung proportionales Signal einem Additionsglied zugeführt wird, an dessen Ausgang die Mess-, Regel-und Anzeigeeinrichtung und ein Simulator für den verzögerten Anteil der Strahlung liegt, wobei dessen Ausgang mit dem Additionsglied in Verbindung steht.
Dadurch, dass der verzögerte Strahlenanteil vom Messwert der Gesamtstrahlung abgezogen wird, ergibt sich eine Information, die ein getreue mats für den Neutronenfluss bzw. die Reaktorleistung ist und daher auch zur automatischen Leistungsregelung bzw. für Sicherheitskreise verwendet werden kann. Die angeführten Vorteile der Leistungsmessung mit Hilfe der Gamma- oder Cerenkovstrahlung bleiben voll erhalten.
Fig. l zeigt den grundsätzlichen Verlauf der Gamma-oder Cerenkov-Strahlung für einen sprunghaften Anstieg der Reaktorleistung. Die verzögerte Strahlung steigt nach einer Übergangsfunktion an, deren Form in erster Linie durch die Spaltprodukte und zu einem geringeren Teil durch die Kernumwandlungen in den Corewerkstoffen, im Kühlmittel und eventuell in der Abschirmung sowie durch die spektrale Empfindlichkeit des Detektors beeinflusst wird. Die Entfernung des Detektors vom Core beeinflusst auch die Übergangsfunktion, weil sich das Strahlungsspektrum mit der Entfernung vom Core etwas ändert.
Die Erfindung wird an Hand des Blockschaltbildes in Fig. 2 erläutert. Der Gamma- oder Cerenkov- Detektor --1-- liefert einen, der Gesamtstrahlung proportionalen Strom an das Additionsglied --2-- in dem der verzögerte Anteil abgezogen wird. Der prompte Anteil wird in Verstärker --3-- verstärkt und mit negativem Vorzeichen über ein Einstellglied --4-- dem Simulatorglied --5-- zugeführt, in dem die Übergangsfunktion gebildet wird, die schliesslich zur Subtraktion in --2-- verwendet wird. Das Mess- gerät --6-- dient zur Leistungsanzeige. Am Ausgang des Verstärker --3-- liegt auch noch die automaische Leistungsregeleinrichtung --7--.
Die Übergangsfunktion der verzögerten Gamma- oder Cerenkovstrahlung eines Detektors an einer bestimmtenstelle im Reaktor lässt sich nur schwer berechnen, so dass sie am besten experimentell bestimmt wird. Hiezu wird der Reaktor möglichst schnell bis zu einer bestimmten Leistung hochgefahren und auf dieser gehalten oder von einer bestimmten Leistung schnell abgeschaltet und die Gamma- bzw. Cerenkovstrahlung in Abhängigkeit von der Zeit gemessen. Die so erhaltene Übergangsfunktion wird in 5 z. B. durch eine Reihe von parallel geschalteten RC-Gliedern nachgebildet, deren Anzahl und Zeitkonstanten so gewählt werden, dass die gewünschte Annäherung an die Übergangsfunktion erreicht wird. Auch eine
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digitale Funktionsnacchbildung baw.digitale Ausfüfhrung des gesamtenGerätes ist möglich.
Das Additionsglied --2-- und der Verstärker --3-- sind üblicher Bauart.
Wie schon erwähnt werden etwa 6% der gesamten thermischen Leistung aus der Kernspaltung stark verzögert frei. Dieser Anteil rührt von der verzögerten Beta- und Gammastrahlung her. Das Einstellglied - kann nun so eingestellt werden, dass nicht die gesamte verzögerte Strahlung in --2-- abgezogen wird, sondern dass ein den obigen 6% entsprechender Teil bei der Leistungsanzeige verbleibt, so dass damit die augenblickliche thermische Leistung des Reaktors gemessen werden kann. Dies sei an einem Beispiel noch erläutert. Die gesamte verzögerte Gammastrahlung eines Reaktors betrage 40% der prompten Gammastrahlung.
Das Einstellglied --4-- wird nun normalerweise so eingeregelt, dass diese 40qu0 von der gesamten Strahlung abgezogen werden und die restlichen 607o zur Leistungsanzeige verwendet werden.
Diese 60% entsprechen dann der prompten thermischen Leistung, das sind aber 94% der gesamten thermischen Leistung. Einhundert Prozent thermische Leistung würde 73,8% der Gammastrahlung entsprechen.
Das Einstellglied wird also so einjustiert, dass nicht 401o sondern nur 40-3, 8 = 36, 2% von der Gesamtstrahlung abgezogen werden und damit die Anzeige der augenblicklichen thermischen Leistung ermöglicht wird. Das Verhältnis von prompter zu verzögerter thermischer Leistung hängt sehr von der Reaktorbauart ab und lässt sich nur schwer rechnerisch ermitteln. Am besten wird es zur Justierung von-4- kalorimetrisch bestimmt.
Bei der Messung der Gammastrahlung tritt eine Temperaturabhängigkeit durch die Dichteänderung des zwischen Detektor und Core liegenden Mediums auf. Bei Wasser z. B. beträgt die Dichteabnahme 20 und 1000C etwa 4%. Die Strahlung hinter einer Materialschichte von der Dicke d und dem Absorptionskoeffizienten p ist gegeben durch
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wenn Io die Strahlung vor der Abschirmung ist. Der Koeffizient je ist proportional der Materialdichte p und damit von der Temperatur abhängig p = Kp (2) (K = Konstante). Die Strahlung nimmt also um den Faktor
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ab.
Zur Verminderung dieses Temperatureinflusses kann nach Fig. 3 zwischen Detektor-l-und dem Core --8-- ein Werkstoff --9-- angobracht werden, der nur eine geringe Dichteänderung in Abhängigkeit von der Temperatur aufweist und den Reaktorbetrieb nicht stört (Graphit, Aluminium usw. ). Bei Aluminium beträgt z. B. die Dichteänderung für 80 C Temperaturänderung nur etwa 0, 60/0. Der Kollimator - verhindert, dass Gammastrahlung seitlich ohne den vor dem Detektor liegenden Werkstoff zu durchlaufen, auf den Detektor trifft. Die Cadmiumabschirmung-11-verhindert, dass der Detektor von eventuell noch vorhandenen thermischen Neutronen getroffen wird.
Ist die Dichteänderung bei der Anordnung nach Fig. 3 noch unzulässig gross, so kann sie mit Hilfe der Anordnung nach Fig. 4 weiter vermindert werden. Zwischen Detektor-l-und dem Reaktorcore --8-befindet sich ein allseitig geschlossener Behälter --12-- der mit einem flüssigen Medium-13- (Wasser, organische Flüssigkeit und flüssige Metalle) bis zu einer Höhe --d-- gefüllt ist.
Bei steigender Temperatur nimmt die Dichte der Flüssigkeit im Behälter auf pl ab, wodurch sich die Flüssigkeitssäule auf d1 ausdehnt. Es gilt also p, = pd (4) d. h., dass sich natürlich die Masse der Flüssigkeit im Behälter nicht geändert hat. Damit ändert sich aber auch Gleichung (3) nicht und die Strahlung bleibt unabhängig von der Temperatur konstant. Der Raum - ist als Ausdehnungsraum für die Flüssigkeit vorgesehen. Der Behälter muss entsprechend druckfest dimensioniert werden, um auch bei höheren Umgebungstemperaturen (bei Wasserfüllung z. B. Dampfdruck) den entstehenden Druck auszuhalten. Bei Flüssigkeiten, die der Radiolyse unterliegen, wird in dem Behälter noch ein Katalysator (bei Knallgasbildung z. B.
Nickelschwamm zur Wasserbildung aus dem
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Knallgas) eingebracht, der die Gasbildung begrenzt und damit einen unzulässigen Druckanstieg verhindert. Der Kollimator-6-dient dazu, dass die Strahlung nur durch den Behälter --3-- bzw. das Medium - an den Detektor gelangen kann.
Durch die Ausdehnung des Behälters --12-- mit steigender Temperatur wird sein Volumen grösser
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keitssäule d, nicht ändert obwohl sich Flüssigkeit und Behälter ausdehnen.
Fig. 5 zeigt eine Sonde zur Messung der Cerenkovstrahlung im Reaktor. Ein Photodetektor --15-- (z. B. Photomultiplier) befindet sich am Ende eines wassergefüllten Rohres --16-- und ist von diesem durch eine l1chtdurchlässigeDichtung oder Optik --17--, die den unteren Rohrteil auf die Photokathode abbildet, getrennt. Die Cerenkovstrahlung entsteht in der Nähe des Core --8-- im Rohr und trifft den
Detektor --15--. Wenn das Wasser im Rohr ruht, zeigt die Erfahrung, dass sich Gasblasen an der Innen- wand des Rohres sowie an der Dichtung --17-- absetzen, die die Lichtleitung zum Detektor --15-- ver- ändern und damit die Messung verfälschen. Um dies zu verhindern, wird laufend Wasser durch das Rohr gepumpt.
Es wird bei --18-- zugeführt, umspült die Dichtung-17-- und tritt durch das Labyrinth - aus. Auch die umgekehrte Flussrichtung ist möglich. Das Labyrinth verhindert den Eintritt von störendem Licht aus dem Reaktortank in das Messrohr. Der Durchströmquerschnitt des Labyrinths ist so bemessen, dass sich im Rohr ein Überdruck ausbildet, dessen notwendige Grösse von der Temperatur abhängt. Da nämlich mit steigender Temperatur die Löslichkeit von Gasen in Wasser abnimmt mit steigen- dem Druck aber zunimmt, muss der Druck so gross sein, dass bei der höchsten zu erwartenden Tempera- tur noch keine Ausscheidung von Gasblasen auftritt, die die Lichtleitung verändern würde.
Eine Einrichtung zur örtlichen Messung der Cerenkovstrahlung zeigt Fig. 6. Der Photodetektor --15-- ist am Ende eines gasgefüllten oder evakuierten Rohres --20-- angebracht, welches an die Messstelle her- angebracht wird. Die Cerenkovstrahlung entsteht im lichtdurchlässigen Körper --21-- und wird über den Spiegel --22-- dem Detektor --15-- zugeführt. Die Abwinkelung des Rohres und der Spiegel bewirken, dass nur die Cerenkovstrahlung und nicht auch direkte Gamma- oder Neutronenstrahlung den Detektor - treffen.
Der Cerenkovstrahlenemitter --21-- soll eine möglichst grosse Dichte besitzen und soll sich bei starker Strahlung im Reaktor nicht verfärben, damit die Lichtdurchlässigkeit nicht verändert wird.
Es gibt nun praktisch keinen festen Stoff, der sich bei starker Reaktorstrahlung und normaler Temperatur nicht mehr oder weniger verfärbt (selbst reiner Quarz zeigt gewisse Verfärbungen). Bei höherer Temperatur (einige 1000C) heilt die Verfärbung weitgehend aus. Die Einrichtung benutzt nun den Gedanken, den Strahler --21-- auf so hoher Temperatur zu halten, dass sich praktisch keine Verfärbung einstellt, Bei niedrigen Reaktortemperaturen wird eine z. B. elektrische Heizung --23-- vorgesehen, die die nötige Temperatur gewährleistet.
Die Einrichtung ist bis zu hohen Reaktortemperaturen verwendbar, da nur die kurzwellige Cerenkovstrahlung das Filter --24-- passieren kann, während die langwellige Wärme-und Lichtstrahlung absorbiert wird.
PATENTANSPRÜCHE :
1. Einrichtung zur Neutronenfluss-und Leistungsmessung in Kernreaktoren mit Hilfe von Gammaoder Cerenkovstrahlung aus dem Core, dadurch gekennzeichnet, dass ein der Gamma- oder Cerenkovstrahlung proportionales Signal einem Additionsglied (2) zugeführt wird, an dessen Ausgang die Mess-, Regel- und Anzeigeeinrichtung und ein Simulator (5) für den verzögerten Anteil der Strahlung liegt, wobei dessen Ausgang mit dem Additionsglied in Verbindung steht.