CH668504A5

CH668504A5 - Neutronensensor mit einem weiten bereich.

Info

Publication number: CH668504A5
Application number: CH4904/84A
Authority: CH
Inventors: Lealon Carol Wimpee; John Prescott Sturtz; John Paul Neissel
Original assignee: Gen Electric
Priority date: 1983-10-19
Filing date: 1984-10-12
Publication date: 1988-12-30
Also published as: US4634568A; DE3437104A1; SE8405216L; ES536752A0; IT8423210A0; JPS60121658A; IT1178576B; DE3437104C2; IT8423210A1; ES8607622A1; JPH038059B2; SE457834B; SE8405216D0

Description

BESCHREIBUNG

Die vorliegende Erfindung betrifft einen Neutronensensor mit einem Detektor mit weitem Bereich.

Ein Beispiel eines im Kern einsetzbaren Neutronendetektor-systems der Art, bei der die vorliegende Erfindung Anwendung finden kann, ist in der US-PS 3 565 760 gezeigt, die hiermit durch die Bezugsnahme in die vorliegende Beschreibung aufgenommen ist.

Ionisationskammer-Neutronendetektoren sind bekannt und z.B. in der US-PS 3 043 954 beschrieben, die durch diese Bezugnahme in die vorliegende Anmeldung aufgenommen wird. Üblicherweise umfassen solche Kammern ein Paar von beab-standeten Elektroden, die elektrisch voneinander isoliert sind und zwischen denen sich ein neutronenempfindliches Material und ein ionisierbares Gas befinden. In einer Ionisationskammer vom Spalttyp ist das neutronenempfindliche Material z.B. ein Material, wie Uran-235, das durch thermische Neutronen spaltbar ist. Da die Neutronen Spaltungen des Urans in der Kammer induzieren, ionisieren die dabei anfallenden Spaltprodukte das Gas proportional zur Stärke des Neutronenflusses in der Kammer. Wird eine Gleichspannung an die Elektroden gelegt, dann wird ein Ausgabesignal erzeugt, das proportional der Ionisation und somit proportional zum Neutronenfluss in der Kammer ist.

Von Anfang an wurden neutronenempfindliche Ionisationskammern zur Kontrolle von Leichtwasserreaktoren (LWR) während des Anfahrens sowie während des Leistungsbetriebes benutzt. Die Leistungsbereichsmonitoren (LBM) zum Anzeigen des Neutronenflusses in LWRen, die bei voller Leistung betrieben wurden, waren üblicherweise im Kern fixierte Miniatur-Spaltkammern. Der Betrieb bei voller Leistung eines LWRs ist üblicherweise definiert als Betrieb bei 100% seiner vorgesehenen vollen Leistung.

Die zum Messen des Neutronenflusses während des Anfahrens benutzten Ionisationskammern (d.h. die Quellenbereichsmonitoren, abgekürzt QBM, und die Zwischenbereichsmonitoren, abgekürzt ZBM) des LWR sind jedoch nicht im Kern des Reaktors fixiert gewesen. Üblicherweise schliessen die Anfahrsensoren vier QBMs, die den Neutronenflussbereich von 103 bis 109 Neutronen/cm2 • s abdecken und 8 ZBM ein, die den Bereich von 108 bis 1,5 x 1013 Neutronen/cm2 • s abdecken. Die übliche Einheit des Flusses ist als die Zahl der Teilchen definiert, die in der Zeiteinheit durch eine Einheitsfläche hindurchtreten, und dies ist ein Mass der Intensität. Für die weitere Diskussion wird der Neutronenfluss durch das Symbol «nv» angegeben, das die Zahl der Neutronen angibt, die in einer Sekunde durch eine Fläche von 1 cm2 hindurchtreten. Zusammen decken die vorgenannten Sensoren und die damit zusammenhängende Elektronik einen Neutronenfluss von mehr als zehn Zehnerpotenzen ab.

Figur 1 gibt graphisch den Quellenbereichs-, Zwischenbereichs- und Leistungsbereichs-Betrieb eines Leichtwasserreaktors (LWR) wieder, sowie die verschiedenen Signale der drei Sensoren, bei verschiedenen Grössen des Neutronenflusses.

Wegen der Notwendigkeit einer hohen Empfindlichkeit im

Quellen- und Zwischenbereich und um ein vorzeitiges Abbrennen der QBM und ZBM während des Betriebes des LWR bei voller Leistung zu verhindern, sind die QBM- und ZBM-Senso-ren bisher in eine Position unterhalb des LWR-Kernes zurückgezogen worden, wo der Neutronenfluss vernachlässigbar ist. Das System zum Einführen und Zurückziehen des Sensoren besteht aus einer Elektronik zur Antriebssteuerung, Antriebsmotoren, flexiblen Antriebsschäften, Getriebegehäusen und vertikalen Antriebsrohren, die die Sensoren enthalten und ein Mittel zu ihrer Einführung in ein hohles, zylindrisches, trockenes Rohr darstellen, das im Kern des LWR fixiert ist. Diese Komponenten erfordern ein hohes Mass an Instandhaltung, sie sind während der Instandhaltung der Steuerstabsantriebe einer Beschädigung ausgesetzt und sie tragen zu den Störungen unterhalb des Reaktorgefässes bei.

Ein anderes Problem, das mit dem hohen Mass an Instandhaltung verbunden ist, das für die zurückziehbaren Detektoren erforderlich ist, besteht darin, dass Menschen der Strahlung ausgesetzt werden. Wie bekannt, setzt die Nuclear Regulatory Commission (NRC) ein oberes Strahlungsmaximum fest, dem ein Mensch während einer gewissen Zeitdauer ausgesetzt sein darf, die üblicherweise als die Mann-Rem-Bestrahlung bezeichnet wird.

Ausserdem hat die NRC eine neue Vorschrift im Regulatory Guide 1.97 veröffentlicht, die verlangt, dass Betriebsanlagen ein Sicherheitssystem aufweisen, um die Neutronenflussstärke nach einem Kühlmittelverlust-Unfall (LOCA) zu überwachen, der von einem Leistungsbereich von 10~6 % bis zu 100% volle Leistung reicht.

Es besteht daher ein Bedarf für einen Sensor, der (1) im Reaktorkern ohne rasches Abbrennen fixiert werden kann, (2) der für drei oder mehr Betriebszyklen oder etwa fünf volle Leistungsjahre im Reaktorkern eines LWR verbleiben kann und (3) über einen weiten Bereich des Neutronenflusses brauchbar ist, wobei vorzugsweise anstelle der derzeit benutzten zwei Sensoren nur noch ein Sensor erforderlich sein soll.

Die vorliegende Erfindung schafft einen Neutronendetektor für einen weiten Bereich. Eine abgedichtete Kammer mit zwei im Abstand voneinander darin angeordneten Elektroden wird mit einer Dichtung hermetisch abgedichtet, die in einer Umgebung angeordnet wird, deren Neutronenfluss im wesentlichen mindestens zwei Zehnerpotenzen unterhalb des Neutronenflusses an der Stelle des Detektors liegt. Ein ionisierbares Gas wird in dem Raum zwischen den Elektroden angeordnet und auf einen Druck oberhalb von 6 bar gebracht. Eine Schicht aus einer Mischung eines aktiven und eines Brutmaterials wird innerhalb der Kammer angeordnet, wobei das aktive Material U-235 und das Brutmaterial U-234 ist. Die Schicht hat eine Dicke entsprechend mindestens 0,2 mg/cm2.

Die Erfindung wird im folgenden unter Bezugsnahme auf die Zeichnung näher erläutert, in der eine Ausführungsform der Erfindung dargestellt ist. Die Zeichnung dient der beispielhaften Erläuterung der Prinzipien der vorliegenden Erfindung, wenn man sie zusammen mit der beispielhaften Konstruktion und dem Betrieb der Ausführungsform in der genaueren Beschreibung der bevorzugten Ausführungsformen weiter unten liest.

Im einzelnen zeigen:

Figur 1 eine graphische Darstellung der verschiedenen Sensor- oder Detektorsignale bei verschiedenen Stärken des Neutronenflusses, wobei der «weite Bereich» den Ansprechbereich des erfindungsgemässen Detektors wiedergibt;

Figur 2 eine schematische Darstellung eines Neutronendetektors in einem Reaktorkern;

Fig. 3 eine schematische Darstellung eines Neutronendetektors und der dazugehörigen Schaltung;

Figur 4 eine Ausführungsform des erfindungsgemässen Neutronendetektors;

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

668 504

4

Figur 5 ein Anwendungsbeispiel des Detektors nach Figur 4;

Figur 6 eine andere Ausführungsform des erfindungsgemässen Detektors mit einem Triaxialkabel und

Figur 7 einen Querschnitt des Triaxialkabels nach Figur 6.

Auf Figur 1 ist bereits oben hingewiesen worden, so dass sich ein weiteres Eingehen darauf erübrigt.

Figur 2 veranschaulicht schematisch mehrere Detektoren 20, die in einem Kernreaktor 22 angeordnet sind, um den Neutronenfluss darin zu überwachen. Wie bekannt, umfasst ein solcher Kern mehrere im Abstand voneinander angeordnete Brennelemente 24, von denen jedes mehrere Brennstäbe enthält, in denen sich spaltbares Material, wie U-235, befindet. In den Räumen zwischen den Brennelementen 24 befinden sich Schutzrohre 26. Diese Rohre 26 können abgedichtet oder, wie dargestellt, offen sein, um den Kühlmittelfluss aufzunehmen, der um die Detektoren 20 herumströmt. In der Praxis ist eine Anzahl von Leistungsbereichs-Detektoren 20 in einer vorbestimmten Anordnung im Kernreaktorkern verteilt, die verschiedene Detektoren 20 in verschiedenen Kernhöhen in den Rohren 26 ein-schliesst, um eine genaue Anzeige der Stärke und der Verteilung des Neutronenflusses im Kern zu ergeben. Ein solches System ist detailliert in der US-PS 3 665 760 gezeigt und beschrieben, wobei diese US-PS durch die Bezugnahme in die vorliegende Anmeldung aufgenommen wird. Die Neutronendetektoren mit weitem Bereich nach der vorliegenden Erfindung werden etwa 45 cm oberhalb der zentralen Kernebene angeordnet.

Figur 3 gibt eine schematische Darstellung eines Neutronendetektors 20 zur Verwendung in einem Neutronendetektorsy-stem 30 wieder. Der Detektor 20 weist zwei einen Abstand voneinander aufweisende konzentrische Elektroden auf, eine erste Elektrode 32 und eine zweite Elektrode 34. Der Raum 36 zwischen den Elektroden 32 und 34 ist abgedichtet und mit einem unter Druck stehenden ionisierbaren Gas gefüllt, z.B. einem Edelgas, wie Argon. Auf der Oberfläche einer oder beider Elektroden 32 und 34 befindet sich eine Schicht aus einer Mischung aktiven und Brutmaterials, von denen eines durch Neutronen aktivieren werden kann, z.B. spaltbares Uran.

In Gegenwart eines Neutronenflusses unterliegt diese Mischung bzw. der Überzug 38 aus spaltbarem Material Spaltungsreaktionen mit einer Geschwindigkeit proportional dem Neutronenfluss. Die dabei entstehenden Spaltprodukte verursachen eine Ionisation des Gases im Raum 36 proportional zur Zahl der Spaltungen. Eine Leistungsquelle 40 geeigneter Spannung, die zwischen den Elektroden 32 und 34 liegt, führt zu einer Sammlung von Ionenpaaren durch die Elektroden 32 und 34. Dadurch fliesst ein Strom von der ersten Elektrode 32 zur zweiten Elektrode 34 und über ein elektrisches Detektorsystem, wie das Messgerät 42. Das durch das Messgerät 42 angezeigte Signal ist proportional zum Neutronenfluss in der Kammer 44 des Detektors 20. Die Lebensdauer des Detektors 20 hängt von der Abrei-cherungsgeschwindigkeit des aktiven und des Brutmaterials ab und ist daher abhängig von den thermischen und epithermischen Komponenten des Neutronenflusses in der Kammer.

Figur 4 zeigt eine spezifische Ausführungsform des erfindungsgemässen Detektors. Der Neutronendetektor 20 umfasst eine abgedichtete Kammer 44, die die voneinander im Abstand angeordneten Elektroden 32 und 34 enthält. Die abgedichtete Kammer 44 befindet sich innerhalb eines Rohres 48 aus korrosionsbeständigem Stahl, das durch einen ersten Stopfen 50 und einen zweiten Stopfen 52 abgedichtet ist. Der Endstopfen 50 weist einen Durchgang für einen elektrischen Leiter 54 auf. Die Elektroden 32 und 34 sind durch einen ersten Abstandshalter 58 und einen zweiten Abstandhalter 60 aus Keramik voneinander isoliert. Die innere oder zentrale Elektrode 34 dient als Anode und sie ist durch den Leiter 54 mit einer Leistungsquelle 40 und einer die Signale verarbeitenden Elektronik verbunden. In dem Raum 36 zwischen den Elektroden 32 und 34 befindet sich ein ionisierbares Gas, wie Argon oder Helium.

Damit der Detektor 20 die erwünschte Empfindlichkeit über den Bereich von zehn Zehnerpotenzen für die Messung des Neutronenflusses hat, ist es besonders wichtig, dass der Raum 36 unter einem hohen Druck oberhalb von 2 bar gehalten wird. Dieses Merkmal stellt einen wichtigen Unterschied der vorliegenden Erfindung gegenüber der US-PS 4 121 106 dar. Ein geeigneter-Bereich für den Gasdruck im Raum 36 erstreckt sich von 2 bis 20 bar und vorzugsweise wird der Druck in diesem Raum bei etwa 14,7 bar gehalten. Vorzugsweise ist die Anode 32 mit einem inneren Hohlraum 45 versehen, wie in Figur 4 gezeigt, der mit dem gleichen ionisierbaren Gas gefüllt ist wie der Raum 36 und der sich in Verbindung mit diesem Raum 36 befindet. Das im Hohlraum 45 befindliche ionisierbare Gas dient als Gaskompensationsvolumen. Der Hohlraum 45 steht unter dem gleichen Druck wie der Raum 36. Diese Anordnung ist bevorzugt, weil das Gaskompensationsvolumen zur Verbesserung der Detektorlinearität und zur Verminderung des Gamma-Er-hitzens dient, weil die Masse der Elektrode 34 vermindert ist.

Ein dünner Überzug 38 aus einer Mischung aktiven und Brutmaterials ist auf der Oberfläche der Anode 34 angeordnet. In anderen Ausführungsformen der vorliegenden Erfindung kann die innere Oberfläche der Kathode 32 den dünnen Überzug 38 tragen oder es können sowohl die Kathode 32 als auch die Anode 34 einen Film aus der Mischung aktiver und Brutmaterialien aufweisen. Im vorliegenden Falle besteht der Überzug 38 aus einer Mischung aus U-234 und U-235 im Verhältnis von 70 : 30 bis 90 : 10, wobei diese Mischung auf die äussere Oberfläche der Anode 34 aufgebracht ist. In der bevorzugten Ausführungsform wird eine Mischung von U-234 zu U-235 von 79 : 21 benutzt, die eine gut dokumentierte Beziehung von Empfindlichkeit zu Neutronenstrahlung aufweist, da die Lei-stungsbereichs-Detektoren die gleiche Mischung benutzen.

Diese Mischung führt zu einer etwa 60%igen Verminderung der Empfindlichkeit des Detektors 20 nach fünf vollen Betriebsjahren in einem Reaktorkern, der bei voller Leistung arbeitet. Wenn die Target-Empfindlichkeit des Detektors 20 am Ende der fünf vollen Leistungsjähre z.B. 1 X 10~3 Zählungen pro Sekunde pro Neutronen/cm2 ■ s entspricht (was eine sehr viel höhere Zählungsgeschwindigkeit ist, als durch die technischen Spezifikationen des Herstellers der Anlage gefordert wird),

dann gestattet eine anfängliche Empfindlichkeit von 2, 5 X 10~3 Zählungen pro Sekunde/nv das fixierte Anordnen im Kern. Auf diese Weise sind die derzeit benutzten Antriebskomponenten für den QBM und den ZBM überflüssig.

Der Leiter 54 befindet sich im Kabel 62, das eine Länge von etwa 12 m hat. Das Kabel 62 tritt durch den Haltering 64 hindurch, der am Gehäuseisolator 66 befestigt ist, der seinerseits am Endstopfen 50 montiert und am Gehäuse 20 des Detektors angeschweisst ist. Innerhalb des Detektors 20 liegt an der Innenfläche des Endstopfens 50 ein Kabeladaptor 68 an. Ein Sieb 70, eine poröse Stahlmembran, ist vorgesehen, um die Gasbewegung vom Sensor zum Kabel den ganzen Weg bis zur keramischen Abdichtung zu gestatten. Die Funktion des Gehäuseisolators 66 besteht darin, den Sensor von dem Rohr zu isolieren, in dem er installiert wird. Innerhalb des Detektors 20 befindet sich der Leiter 54 in einer isolierten abgedichteten Leitung 72, die den Abstand zwischen dem Kabeladaptor 68 und dem ersten Abstandhalter 58 überbrückt.

In der Leitung 72 ist das Kabel 62 an der Verbindungsstelle 74 mit einer ersten Einheit 76, einer zweiten Einheit 78 und einer dritten Einheit 80 verbunden. Die Einheiten 76, 78 und 80 sind Komponenten einer Keramik-zu-Metall-Dichtung, die zum Abschliessen des Kabels mit einer starren elektrischen Isolation benutzt werden.

Am gegenüberliegenden Ende der Elektrode 34 (d.h. auf der rechten Seite in Figur 4) ist ausserhalb des zweiten Abstandhalters 60 ein scheibenförmiger Isolator 86 angeordnet, an den sich der zweite Endstopfen 52 anschliesst, der mit dem Gehäuse 48

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

5

668 504

verschweisst ist. Ausserhalb des Detektors 20 ist an der äusseren Oberfläche des Endstopfens 52 der Gehäuseisolator 88 befestigt, gefolgt von einem Haltering 90. Gehäuseisolator 88 und Haltering 90 sind hinsichtlich ihrer Funktion und Struktur dem Isolator 66 und dem Haltering 64 im wesentlichen identisch. Auf eine Verjüngung des Endstopfens 52 ist eine Hohlkappe 92 aufgesteckt.

Ein Evakuierungsrohr 56 ist, in Strömungsverbindung mit den Innenräumen des Detektors, die den Hohlraum 45 und den Raum 36 einschliessen und über den Filter 70 mit dem Innenraum des Kabels 62, befestigt. Das Evakuierungsrohr 56 wird zum Evakuieren der genannten Hohlräume benutzt und anschliessend zum erneuten Füllen des Hohlraumes 45, des Raumes 36 und des Kabels 62 mit der Gasmischung des gewünschten Druckes.

Der vom Detektor 20 als Reaktion auf einen Neutronenimpuls erzeugte elektrische Strom wird zur Analyse durch den Leiter 54 zum Messgerät geschickt. Dieses Messgerät 42 kann verschiedene Arten von elektrischen analytischen Schaltungen enthalten, von denen einige bekannt sind. Ein Beispiel ist in der US-PS 3 579 127 beschrieben, die durch diese Bezugnahme in die vorliegende Anmeldung aufgenommen ist. In dieser PS ist eine elektrische Schaltung beschrieben, die ein Ausgabesignal erzeugt, das proportional ist zum Logarithmus der durchschnittlichen Geschwindigkeit der vom Detektor gemessenen regellosen Impulse. Die Impulssignalgeschwindigkeit variiert über dem gesamten Impulsgeschwindigkeitsbereich ausreichender Grösse, so dass er mindestens zwei verschiedene Monitorentechniken erfordert.

In der US-PS 3 579 127 wird ein erstes Zwischensignal erzeugt, das proportional ist zum Logarithmus der Impulsgeschwindigkeit dem regellosen Impulse sowie einem vorbestimmten unteren Teil des gesamten Impulsgeschwindigkeitsbereiches. Das erste und das zweite Zwischensignal sind einstellbar, um die gleiche proportionale Beziehung zum Logarithmus der mittleren Impulsgeschwindigkeit zu haben. Die Amplituden und die Niveaus, bei denen die beiden Zwischensignale begrenzt und kombiniert werden können, sind auch einstellbar. Eine Kombinations- oder Summierungs-Ausgabeschaltung ist vorgesehen, um sowohl aus dem ersten als auch dem zweiten Zwischensignal ein einziges Signal zu machen, so dass das abgegebene Signal ein lineares kontinuierliches Signal ist, das über den gesamten Impulsgeschwindigkeitsbereich proportional zum Logarithmus der mittleren Impulsgeschwindigkeit ist.

Ein anderes Beispiel einer bekannten Schaltung findet sich in der US-PS 4 103 166, das durch die Bezugnahme ebenfalls in die vorliegende Beschreibung aufgenommen wird. Nach dieser US-PS wird eine Spannung proportional zum quadratischen Mittelwert des Wechselstromes in der Spaltkammer eines Detektors, die normalerweise als Wechselstromsignal bezeichnet wird, gebildet, und dieses Signal ist ein Mass für den Neutronenfluss im Zwischenbereich.

Die Figur 5 zeigt eine Anwendung des Detektors 20 der Figur 4 gemäss einer bevorzugten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung. Die Figur 5 gibt eine seitlich weggeschnittene Ansicht der Erfindung wieder, in der der erfindungsgemässe Detektor innerhalb eines Reaktorkernes angeordnet ist, der einen Neutronenfluss erzeugt. Die Detektor-Baueinheit 94 der Figur 5 weist ein zylindrisches Trockenrohr 96 (oder ein Feucht-rohr-Äquivalent) auf, das abgedichtet ist und einen Kopf 98 aufweist.

Es ist eine Rohrkammer 100 zur Aufnahme des Detektors 20 vorgesehen, wenn dieser in den Neutronenfluss des Reaktorkernes eingebracht wird. Der Detektor 20 wird mit der Kappe 92 nahe dem Kopf 98 angeordnet, gefolgt vom Haltering 90, dem Gehäuseisolator 88, dem Gehäuseisolator 66, sowie dem Rückhaltering 64 des Detektors 20. An dem Haltering 64 ist das-obere Kabel 104 des Gesamtkabels 62 befestigt. Das obere Kabel 104 ist durch Einschliessen in ringförmige Aluminiumoxid-Isolationseinheiten 102 von der Wand 106 des Trockenrohres 96 isoliert. Das Bodenende 108 des oberen Kabels 104 ist so bemessen, dass es genau "durch die keramische Dichtung 110 passt, die sich innerhalb des Trockenrohres 96 befindet. Das Gas zwischen den Elektroden 32 und 34 setzt das obere Kabel 104 unter Druck, das eine Länge von etwa 3 m hat, wobei sich der Gasdruck bis zur keramischen Dichtung 110 erstreckt. Zwischen dem oberen Kabel 104 und einem unteren Kabel 114 (das eine Länge von etwa 9 m hat) des Gesamtkabels 62 existiert ein Raum 112, wobei das untere Kabel 114 durch Isolation mit Siliziumdioxid- oder Aluminiumoxid-Isolatoren 102 von der Wandung 106 isoliert ist.

Das Trockenrohr 96 ist von einer integralen Grenzdichtung 118 umgeben, die durch die Reaktorwand 116 hindurchtritt und an dieser befestigt ist. Die Grenzdichtung 118 ist eine übliche ASME-Druckgrenzdichtung, wie sie üblicherweise in Kernreaktoren benutzt wird. Die Dichtung 118 ist mit einem Kopf 122 versehen, der sich über den Nacken 124 zu einem Hals 126 geringerem Aussendurchmesser als dem des Kopfes 122 verengt. Das Trockenrohr 96, das sich von seinem Kopf 98 bis zum Beginn des Nackens 124 der Grenzdichtung erstreckt, umfasst ein Rohr, für das der Standard ASMe-Druckcode gilt.

Von besonderer Bedeutung für die vorliegende Erfindung ist der Ort dieser keramischen Dichtung 110 mit Bezug auf den Reaktorkern 120. Die Dichtung 110 wird erfindungsgemäss aus einem Keramikmaterial hergestellt, das ausgewählt ist aus Aluminiumoxid, Forsterit, Berylliumoxid und Glas und die vorzugsweise aus Aluminiumoxid zusammengesetzt ist. Eine der bedeutsamen Weisen, auf die die vorliegende Erfindung Probleme des Standes der Technik löst und Verbesserungen diesem gegenüber mit sich bringt, erfolgt durch Anordnen der keramischen Dichtung 110 an einem Ort, der einen Neutronenfluss erfährt, der mindestens zwei Zehnerpotenzen unterhalb des Neutronenflusses im Reaktor 128 liegt, dem der Detektor 20 ausgesetzt ist. Obwohl Detektoren, wie der Detektor 20, eine vorhergesagte Lebensdauer von etwa 7 Jahren haben, wurde festgestellt, dass diese Detektoren eine signifikante unerwartete Empfindlichkeitsveränderung nach etwa zweijährigem Gebrauch durchmachten.

Nach ausgedehnten Untersuchungen, die zur vorliegenden Erfindung führten, wurde festgestellt, dass eine der Ursachen für die Empfindlichkeitsveränderungen des Detektors die Beschädigung der keramischen Dichtung 110 durch rasche Neutronen war, die in hoher Dichte im Reaktor 128 vorhanden, zu einer Gasverbindung zwischen dem Sensorkörper und dem Kabel führten, was eine Empfindlichkeitsverschiebung zur Folge hatte. Die Untersuchungen führten zum erfindungsgemässen Konzept der Neuanordnung der keramischen Dichtung 110 von ihrer vorherigen Stelle im Detektor selbst zu einer in Figur 5 gezeigten Position, die sich etwa 30 cm unterhalb der Bodenkante 130 des Reaktorkernes 128 befindet und damit sicher unterhalb der Schwelle für eine Neutronenbeschädigung. In dieser Anordnung ist der Neutronenfluss am Ende der erwarteten Lebensdauer des Detektors etwa zwei Zehnerpotenzen unterhalb der Schwelle für eine Beschädigung durch schnelle Neutronen, die typischerweise bei etwa 2 bis 5 x 1021 Neutronen/cm2 • s liegt.

Schliesslich tritt das Trockenrohr 96 durch die Grenzdichtung 118 und ist an seinem äusseren Ende 132 mit der Aussen-dichtung 134 abgedichtet, die für die Situationen nach einem Kühlmittelverlust-Unfall qualifiziert sein soll. Das untere Ende 120 des unteren Kabels 114 ist hermetisch durch den unteren Verbinder 136 aus Keramik abgedichtet, und steht in stromleitender Beziehung mit dem Aussenkabel 138, das durch die Dichtungsöffnung 140 zur üblichen elektrischen Verbindung mit der Energiequelle 49 und dem Messgerät 42 hindurchtritt.

Wie sich aus der Figur 5 ergibt, beseitigt die vorliegende Erfindung durch permanentes Anordnen des Detektors 20 im Re5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

668 504

6

aktor 128 für seine vorhergesehene Lebensdauer von 4 bis 6 Jahren die Notwendigkeit, eine Ausrüstung zum Einführen und Zurückziehen der Sensoren zu verwenden. Daher beseitigt die vorliegende Erfindung auch die Notwendigkeit für eine Vorrichtung, wie die Antriebssteuerelektronik, einen Antriebsmotor, einen flexiblen Antriebsschaft, ein Getriebegehäuse und ein vertikales Antriebsrohr, das den Sensor 20 enthält und eine Einrichtung zum Einführen des Detektors in das festgelegte Trockenrohr 96 bildet. Ausserdem kann der erfindungsgemässe Sensor 20 sowohl für die Bedingungen bei Erdbeben und nach Kühlmittelverlust-Unfällen qualifiziert sein.

Die Kabelisolation besteht aus Siliziumdioxid in Form mikroskopischer Kügelchen, die zu 35 Volumen-% zusammenge-presst sind. Dieses Zusammenpressen sorgt für eine sehr rasche Gaswanderung durch die Isolation und fördert so die Detektorherstellung und beseitigt langsame Signalverschiebungen, die sich aus einem normalen, mit Mineral isolierten, Kabel ergeben würden, wie dem üblicherweise benutzten Aluminiumoxid oder Magnesiumoxid.

Durch Schaffung des richtigen Ausgleichs zwischen Gasvolumen und Temperatur innerhalb des Detektors 20 und Gasvolumen und Temperatur innerhalb des etwa 3,60 m langen oberen Kabels 104 werden Gasbewegungen zwischen dem Detektor und dem oberen Kabel, die nach Änderungen in der Reaktorleistung auftreten würden, minimal gehalten und ein lineares Sensorsignal wird aufrecht erhalten. Durch Füllen des Trockenrohres 96 in dem Bereich vom Teil 140 bis zum Teil 98 mit Helium anstelle von Luft kann die Temperatur der Anode im Detektor 20 von einer Temperatur von etwa 640°C auf etwa 525°C merklich reduziert werden.

Die Tabellen I und II am Schluss dieser Beschreibung zeigen Detektorparameter. Die Tabelle I gibt eine Beschreibung des ersten Entwicklungsmodells des vorgeschlagenen Detektors 20, das unter den Testbedingungen erfolgreich betrieben wurde. In Tabelle II ist der verbesserte Detektor gezeigt, der entwickelt und getestet wurde.

Auf dem Gebiete der Neutronenüberwachung hat man sich mit den Hintergrundsignalen befasst, die von Alpha-Teilchen erzeugt werden, die aus dem natürlichen Zerfall von U-234 resultieren. Diese Befassung hat zur Herstellung von Spaltzählern mit ausserordentlich geringen Mengen von U-234 geführt, wobei ein Maximum von 0,5% U-234 für einige QBM-Spaltzähler benutzt wurde. Es ist daher in hohem Masse unwahrscheinlich, dass die Entwickler eines solchen Spaltzählers von sich aus U-234 in den Mengen hinzugeben würden, wie sie nach der vorliegenden Erfindung für einen regenerativen Detektor erforderlich sind. Mit dem richtigen Detektordesign und der richtigen Auswahl der Elektronik ist es jedoch relativ einfach, zwischen dem spontanen U-234 Alpha-Signal, das aus dem spontanen Zerfall resultiert und dem Signal zu unterscheiden, dass aus dem Bombardement des Detektors mit dem Neutronenfluss im Reaktorkern resultiert. Dies gestattet die Verwendung von regenerativen Detektoren in den unteren Bereichen des Neutronenflusses (d.h. dem Quellenbereich), in Neutronenflussbereichen von 103 bis etwa 109 Neutronen/cm2 • s. Tests des Detektors nach der vorliegenden Erfindung demonstrieren, dass die Al-pha-Diskriminierung einfach ist.

Der erfindungsgemässe Detektor mit weitem Bereich hat mehr als genug Empfindlichkeit bei etwa 0,64 x 1028 A2/Hz/ (Neutronen/cm2 • s) für einen Betrieb beim quadratischen Mittelwert der Spannung (abgekürzt MSV). Mit der üblicherweise erhältlichen Elektronik ist es einfach, den vollen Bereich über zehn Zehnerpotenzen des Neutronenflusses abzudecken, der erforderlich ist für einen Monitor für den Neutronenfluss beim Anfahren. Durch Daten ist der Neutronenflussbereich von 1,68 x 103 Neutronen/cm2 • s bis 4 x 1012 Neutronen/cm2 • s gesichert. Die Möglichkeit, bis zu höheren Neutronenflüsses in der MSV-Weise zu gelangen, ist eine Funktion des dynamischen Bereiches der Elektronik, die nach konventionellen Techniken entworfen ist. Die derzeitige Technologie gestattet leicht die Möglichkeit, bis zu einem Neutronenfluss von mindestens 1,5 X 1013 Neutronen/cm2 • s zu gehen.

Die Elektronik, die in Figur 5 durch das Messgerät 42 schematisch dargestellt ist, empfängt das analoge Abgabesignal des Detektors 20, das durch das äussere Kabel 138 wandert. Dieses analoge Abgabesignal wird durch einen nicht dargestellten Vorverstärker verstärkt und dann durch eine ebenfalls nicht gezeigte geeignete elektronische Trennvorrichtung in einen Zählkanal und einen Kanal des quadratischen Mittelwertes der Spannung getrennt. Dies sorgt für ein Mass des prompten Neutronenflusses, der vom Detektor 20 über einen Bereich von zehn Zehnerpotenzen geliefert wird.

Die elektronische Signalverarbeitungsvorrichtung kann z.B. eine Vielfalt üblicher Formen haben. Eine erste Form könnte für ein separates Signalverarbeiten sorgen, wobei das Zählsignal und das MSV-Signal als separate Signale aufrechterhalten und separaten Kernreaktorsteuerraumindikatoren, Aufzeichnungsgeräten und Alarmgeräten, (die alle nicht gezeigt sind), zugeführt werden und sich daher leicht mit der ebenfalls nicht gezeigten existierenden LWR-Steuerraumausrüstung berühren. Eine zweite Form könnte für eine logarithmische Signalverarbeitung sorgen, bei der das Zählsignal und das MSV-Signal in logarithmische Signale umgewandelt und z.B. in eine Selektor-schaltung geleitet werden, die das vorherrschende Signal auswählt und auf einem prozentualen Leistungsmessgerät anzeigt. In einem solchen System würde eine periodische Auslöseschaltung als primärer Sicherheitsauslöser benutzt werden. Eine dritte Form könnte für eine Kombinationssignalverarbeitung sorgen, bei der verschiedene Kombinationen von Signalverarbeitungstechniken manuelle oder automatische Bereichsschalter im MSV-Modus erfordern, mit Optionen für die Rückanpassungs-anwendung an existierende LWR-Spaltanlagen und zur Installation in neuen LWR-Anlagen.

Figur 6 zeigt, dass es alternativ möglich ist, eine Triaxialka-beleinheit zu konstruieren, bei der sich die äussere Hülle im Kontakt mit der nicht dargestellten Reaktorerdung befindet und die innere Hülle durch die äussere Kabelisolation und eine Isolationshülse ausserhalb des Detektors 20 isoliert ist. Nach dieser Konstruktion ist der Sensor 20 innerhalb einer äusseren metallischen Schutzumhüllung 144 angeordnet. Diese Schutzumhüllung 144 ist an der Stelle 148 mit dem Triaxialkabel 146 verschweisst.

In Fig. 6 ist der Innendraht 150 elektrisch mit der Elektrode 34 an einem Ende verbunden und überbrückt den Abstand vom Sensor 20 zum Inneren des nicht dargestellten Reaktorgefässes, um die Verbindung mit einem Signalmessgerät 152 und der positiven Anode der Leistungsquelle 154 herzustellen. Die innere Hülle 156 umgibt den Innendraht 150, von dem sie elektrisch isoliert ist, wobei die innere Hülle 156 auch mit dem Sensorgehäuse 32 verbunden ist. Ausserhalb des Reaktorgefässes ist das gegenüberliegende Ende der inneren Hülle 156 elektrisch mit der Kathode der Leistungsquelle 154 verbunden . In gleicher Weise ist die Aussenhülle 158 von der Innenhülle 156 elektrisch isoliert und umgibt diese sowie den Sensor 20 und sie ist elektrisch mit der Reaktorerdung verbunden. Eine Triaxialdichtung 160 ist unterhalb des Reaktorkernes in gleicher Weise angeordnet, wie die Keramikdichtung 110 der Figur 5. Am Boden des Reaktorgefässes sorgt eine zweite Triaxialdichtung 162 für einen Durchgang, durch den das Triaxialkabel aus dem Reak-torgefäss austreten kann. An diesem Punkt tritt das Triaxialkabel 146 in ein Koaxialkabel 164 über, das aus dem Innendraht 150 und einem Aussengehäuse zusammengesetzt ist, das elektrisch mit der Innenhülle 156 des Triaxialkabels verbunden ist.

Die Trockenrohreinheit, wie sie als Trockenrohr 96 der Figur 5 gezeigt ist, kann leicht an ein entfernbares System zum Eintritt in den Reaktorkernboden angepasst werden, so dass der

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

7

668 504

Detektor 20 und sein integrales Kabel 62 zum Ersatz entfernt werden, während das Trockenrohr 96 an Ort und Stelle verbleibt. Dies resultiert in deutlichen Kostenverbesserungen im Vergleich zu bereits vorhandenen Betriebsanlagen sowie für in der Zukunft konstruierte neue Anlagen. Um die elektromagnetische Interferenz möglichst klein zu halten, hat das Integralkabel 62, das zusammen mit dem Sensor 20 benutzt wird, eine feste Kupferhülle, die innerhalb einer Aussenhülle aus korrosionsbeständigem Stahl angeordnet ist.

Die Kalibrierung des Detektors 20 ist nicht erforderlich für die Anfahrbereichssensoren in gleicher Weise wie sie erforderlich ist für die Kalibrierung der Leistungsbereichssensoren. Es gibt jedoch eine Notwendigkeit, das Ende der Lebensdauer des Detektors 20 periodisch abzuschätzen, um für eine Ersetzung auf einer geplanten Grundlage zu sorgen. Diese Kalibrierung kann erfolgen durch in Beziehung setzen eines DC-Signals vom erfindungsgemässen Sensor mit weitem Bereich zu einer TIP (querlaufende, im Kern befindliche Sonde)-Kalibrierungsinfor-mation von benachbarten lokalen Leistungsbereichsmonitoren.

TABELLE I:

DETEKTOR (erstes Entwicklungsmodell)

Alphaempfindlichkeit :

Elektrodenabstand: Fülldruck Füllgas Uranüberzug Uranmischung Empfindlichkeitsvolumen

INTEGRALKABEL Isolation Siliziumdioxid

Aussenhülle 4,3 mm (0,17 Zoll) Aussendurchmesser x 0,38 mm (0,015 Zoll)

Wandstärke korrosionsbeständiger Stahl TP 304 Abschirmung 3,55 mm (0,14 Zoll) Aussendurchmesser

X 0,38 mm (0,015 Zoll)

Wandstärke festes Kupfer zentraler Draht 0,53 mm, (0,021 Zoll) Aussendurchmesser,

Korn- stabilisiertes Kupfer Impedanz 75 Ohm

SENSOR EIGENSCHAFTEN

Neutronenempfindlichkeit:

Zählungen

DC

MSV

mittlere Ladung pro Impuls

Sammelzeiten: Elekltronen-Sam-10 melzeit Ionen-Sammelzeit

0,367 x 106 Zählungen/s 2,81 X 10~9Amps 1,86 X 10~23 A2/Hz

7,65 x 10~15 Coulomb

6,0 x 10"8 s bei 350 V 2,25 x IO"5 s bei 350 V

wobei A für Ampere, R für Röntgen und DC für Gleichstrom stehen

TABELLE II DETEKTORPROTOTYP

Elektrodenabstand 20 Fülldruck Füllgas Uranüberzug Uranmischung Empfindlichkeits-25 volumen

0,25 mm (0,01 Zoll)

14,63 bar (absolut)

Argon 1,0 mg/cm2

21% U-235, 79% U-234 überzogen sind 3,22 cm2 (0,49 Zoll2)

Länge 2,5 cm (1 Zoll) Kathodendurchmesser —4 mm (0,157 Zoll)

0,25 mm (0,01 Zoll)

14,63 bar (absolut)

Argon 0,6 mg/cm2

21% U-235, 79% U-234 überzogene Fläche 23,8 cm2 (3,69 Zoll2) Länge 7,6 cm (3 Zoll) Kathodendurchmesser -1 cm (0,392 Zoll)

INTEGRALKABEL

Isolation 30 Aussenhülle

Abschirmung

35

zentraler Draht 40 Impedanz

Siliziumdioxid

4,3 mm (0,17 Zoll) Aussendurchmesser X 0,38 mm (0,015 Zoll)

Wandstärke korrosionsbeständiger Stahl TP 304 3,55 mm (0,14 Zoll) Aussendurchmesser X 0,38 mm (0,015 Zoll)

Wandstärke festes Kupfer

0,53 mm (0,021 Zoll) Aussendurchmesser, Korn-stabilisiertes Kupfer 75 Ohm

SENSOR EIGENSCHAFTEN

Neutronenempfindlichkeit:

45 Zählen 2,72 x 10"~3 Zählungen/s/nv

0,672 X 10"28 A2/Hz/nv 5,5 X 10-16 A/nv

MSV DC

mittlere Ladung pro Impuls

1,88 x 10~13 Coulomb

Gammaempfindlichkeit:

MSV 4,4 X 10"28 A2/Hz/R/h

DC 1,3 X 10"12 A/R/h

Alphaempfindlichkeit:

Zählen

0,55

X

10~3 Zählungen/s/nv

55 Zählungen

1,4 x 106 Zählungen/s

MSV

1,28

X

10-2S A2

DC

1,04 x 10~8 Amps

DC

1,14

X

10"16 A/nv

MSV

0,71 X 10"22A2/Hz mittlere Ladung pro

Mittl. Ladung

Impuls

OO 00

X

10~13 Coulomb pro Impuls

7,65 X 10-15 Coulomb

60

Gammaempfindlichkeit :

MSV DC

1,86 x IO"29 A2/Hz/R/h 1,19 x 10-13 A/R/h

Sammelzeiten: Elektronen-Sammelzeit

Ionen-Sammelzeit

6,0 x IO"8 s bei 350 Volt 2,25 x IO"5 s bei 350 Volt v

3 Blätter Zeichnungen

Claims

668 504

2

PATENTANSPRÜCHE

1. Neutronensensor mit einem Detektor (20) mit weitem Bereich, gekennzeichnet durch a) eine abgedichtete Kammer (44) mit zwei darin mit Abstand zueinander angeordneten Elektroden (32, 34), wobei die Kammer mit einer Dichtung (110) hermetisch abgedichtet ist, die in einem Kernreaktor (22) in Nähe des Reaktorkerns desselben in einer Umgebung angeordnet ist, deren Neutronenfluss im wesentlichen mindestens zwei Zehnerpotenzen unterhalb des Neutronenflusses am Orte des Detektors (20) ist,

b) ein ionisierbares Gas, das innerhalb des Raumes (36) zwischen den Elektroden angeordnet ist und das einen Druck oberhalb von 6 bar aufweist, und c) eine Schicht (38) aus einer Mischung von aktivem Material und Brutmaterial, die innerhalb der Kammer (44) angeordnet ist, wobei das aktive Material U-235 und das Brutmaterial U-234 ist und die Schicht eine Dicke von mindestens 0,2 mg/cm2 aufweist.
2. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Dichtung (110) zusammengesetzt ist aus einem keramischen Material, das an ein metallischen Material gelötet ist.
3. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das ionisierbare Gas sich unter einem Druck im Bereich von 6 bis 20 bar befindet.
4. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das ionisierbare Gas sich unter einem Druck von 14,7 bar befindet.
5. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das ionisierbare Gas ausgewählt ist aus Argon und Helium.
6. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Schicht (38) eine Dicke im Bereich von 0,2 bis 0,8 mg/cm2 aufweist.
7. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Schicht (38) eine Dicke im Bereich von 0,4 bis 0,8 mg/cm2 aufweist.
8. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Mischung von aktivem Material und Brutmaterial ein Verhältnis U-234 : U-235 im Bereich von 70:30 bis 90:10 aufweist.
9. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Mischung von aktivem Material und Brutmaterial aus 21 % U-235 und 79% U-234 zusammengesetzt ist.
10. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Raum (36) zwischen den Elektroden (32, 34) eine Breite im Bereich von 0,2 bis 0,5 mm aufweist.
11. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Raum (36) zwischen den Elektroden (32, 34) eine Breite von mindestens 0,25 mm aufweist.
12. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass eine der Elektroden (32, 34) eine Schicht (38) aus einer Mischung von aktivem Material und Brutmaterial aufweist.
13. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass jede der Elektroden (32, 34) eine Schicht (38) aus einer Mischung von aktivem Material und Brutmaterial aufweist.
14. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Raum (36) zwischen den Elektroden (32, 34) mit ionisierbarem Gas gefüllt ist, dessen Druck hoch genug ist, um zusammen mit dem ausgewählten Uranüberzug (38) eine dem Zählbereich entsprechende Empfindlichkeit zu ergeben.
15. Sensor nach den Ansprüchen 4 und 14, dadurch gekennzeichnet, dass seine Empfindlichkeit im Bereich von 0,5 X 10~3 bis 4,0 x 10~3 Zählungen/Sekunde pro Neutronen/cm2 • s und vorzugsweise bei 2,5 x 10-3 Zählungen/Sekunde pro Neutronen/cm2 • s liegt.
16. Sensor nach Ansprûch 1, dadurch gekennzeichnet, dass mindestens ein Kabel (104) innerhalb des Detektors (20) zwischen den Elektroden (32, 34) und der Dichtung (110) angeordnet ist.
17. Sensor nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet,

dass die Kabelisolation in Form von mikroskopischen Kügel-chen aus Siliciumdioxid vorliegt, die zu einem Volumenanteil von etwa 35% zusammengepresst sind, wobei dieser Zusam-menpressungsgrad eine sehr schnelle Gaswanderung durch das Kabel gewährleistet, um somit eine langsame Abdrift des Detektorsignals zu beseitigen, die sich aus der Verwendung von normalen, mit Mineralstoffen wie Aluminiumoxid und Magnesiumoxid isolierten Kabeln ergeben würde.
18. Sensor nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet,

dass der Detektor (20) und die integral daran befestigten Kabel (104, 114) in Isolatoren (102) in Form von Aluminiumoxid-Zy-lindern eingeschlossen sind.
19. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Detektor (20) in einem Trockenrohr (96) angeordnet ist.
20. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Detektor (20) in einem Feuchtrohr angeordnet ist.
21. Sensor nach Anspruch 17 und 19, dadurch gekennzeichnet, dass das Trockenrohr (96) mit Heliumgas wiedergefüllt ist, um eine Verminderung der Temperatur der Anode des Detektors (20) von etwa 640°C auf etwa 530°C zu gestatten.
22. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Detektor (20) derart ausgebildet ist, dass er jedes Alpha-Si-gnal unterdrückt, das vom Detektor beim Zählen im Quellenbereich emittiert wird.
23. Sensor nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch die Fähigkeit, einen Neutronenfluss über einen Bereich von zehn Zehnerpotenzen zu messen.
24. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Detektor (20) innerhalb des Reaktorkerns (128) des Kernreaktors angeordnet ist, in dem ein Neutronenfluss im Bereich von IO3 bis 1014 Neutronen/cm2 • s herrscht, wobei sich die Dichtung (110) ausserhalb des Reaktorkerns (128) befindet und einem Neutronenfluss ausgesetzt ist, der mindestens zwei Zehnerpotenzen unterhalb des Neutronenflusses im Reaktorkern (128) liegt.
25. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Dichtung (110) mindestens 60 cm ausserhalb des Reaktorkerns (128) angeordnet ist, um dadurch das Altern der Dichtung aufgrund des Neutronenbeschusses zu vermindern, so dass die Lebensdauer der Dichtung sehr viel grösser ist als die Lebensdauer des Sensors.
26. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der verwendete Detektor (20) eine Empfindlichkeit gegenüber Neutronenflüssen im Bereich von 10~9 % bis zu 100% des bei Betrieb der den Neutronenfluss erzeugenden Quelle mit voller Leistung erhaltenen Neutronenflusses aufweist.
27. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass das Verhältnis von U-235 zu U-234 so ausgewählt ist, dass sich eine Empfindlichkeit gegenüber der Neutronenbestrahlung ergibt, die innerhalb von 5 Jahren bei Betrieb der den Neutronenfluss erzeugenden Quelle mit voller Leistung zu einer etwa 60%igen Verminderung der Empfindlichkeit führt.
28. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Empfindlichkeit der Uranschicht (38) innerhalb der Kammer (44) des Detektors (20) nach fünf Jahren bei Betrieb der den Neutronenfluss erzeugenden Quelle mit voller Leistung 1 x 10~3 Zählungen/Sekunde pro Neutronen/cm2 • s beträgt, so dass die anfängliche Empfindlichkeit des Detektors (20) bei 2,5 x 10~3 Zählungen/Sekunde pro Neutronen/cm2 • s liegt.
29. Sensor nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet,

dass der Detektor (20) und das Kabel (62) mittels keramischen Koaxialisolatoren elektrisch von der Reaktorerdung isoliert sind.
30. Sensor nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet,

dass das Kabel (146) eine Kupferabschirmung (156) innerhalb einer äusseren Hülle (158) aus korrosionsbeständigem Stahl um-fasst, um elektromagnetische Interferenzen möglichst gering zu halten.

5

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

60

65

3

668 504
31. Sensor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass er mit einer Triaxialeinheit (146) versehen ist, von der eine äussere Hülle (158) in Kontakt mit der Reaktorerdung steht und eine innere Hülle (156) durch die äussere Kabelisolation und durch eine Isolationshülle ausserhalb des Detektors (20) elektrisch isoliert ist.
32. Sensor nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch die Erzeugung eines Abgabesignals, das elektrisch getrennt wird, um durch einen Zählkanal und einen Kanal für den quadratischen Mittelwert der Spannung zu fliessen.