DE2237812A1

DE2237812A1 - Einrichtung zur leistungsmessung und zur feststellung von brennstableckagen in kernreaktoren

Info

Publication number: DE2237812A1
Application number: DE2237812A
Authority: DE
Inventors: Rau Gopal; Harald H Weiss
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1971-08-12
Filing date: 1972-08-01
Publication date: 1973-02-22
Also published as: FR2148594B1; US3819936A; SE368472B; IT963914B; AT319415B; BE787439A; GB1356511A; JPS5145037B2; CH546464A; FR2148594A1; JPS4827200A; NL7210994A; CA950133A

Description

Westinghouse Electric Corp. ' Erlangen^ den

Pittsburgh, Pa. USA Werner-von-Siesens-StrO 50

YPl 71/8451

Einrichtung zur leistungsmessung und zur Feststellung von Brenne tabl eckagen in Kernreaktoren«.

Pur diese Anmeldung wird die Priorität vom 12.8.« 1971 der US-Patentanmeldung Serial-Ho. 171 10? beansprucht·

Die Erfindung betrifft eine Einrichtung zur leistungsmessung und Peststellung von Brennstableck-agen in einem Kernreaktor ₉ insbesondere einem Leichtwasser-Reaktor₉ durch Überwachung der. Radioaktivität in dessen Kühlmittel.

Ptir den Pail eines undichten Brennstabes im Reaktorkern zeigt das vom Kühlmittel ausgehende F¹ -Signal einen Anstieg auf Grund zusätzlicher Gammastrahlung, die von den Spaltprodukten im Kühlmittel herrührt, die auf den austretenden Brennstoff Zurückgehen. Da der Anstieg des Signalwertes auf Grund der- Spaltprodukte undichter Brennstäbe nicht vorhergesagt werde'n kann» ist das JI¹6-Signal kein zuverlässiger Anzeiger für die thermische Reaktorleistung.

Ein weiteres Problem beim Betrieb eines Kernreaktor® besteht darin;, ein schnelles Anzeichen für Undichtigkeiten oder J»eeks|gen an Brennstäben zu erhalten,das unabhängig vom Leistungspegel des Reaktors ist und das den Kraftwerksjbetreiber initaadeetzt ₉ weitere Schritte im Betrieb des Kernkraftwerkes zu Unternehmens» um die radioaktive Strahlung im Reaktorgebäude zu begrenzen.

Ein in der Patentanmeldung P 21 61 552.1 « YPA 71/Q421 vorgeschlagenes j Verfahren zur Messung ä&t thermischen leistung eines Kernreaktors arbeitet mit der N¹⁶-Gamma»Aktivität im Kühlmittel, der έ und 7 MeV Gammastrahlung, die von N ©mitiert wird,

dall auq| Sauerstoff O^ duroh den Beschüß mit sehr schnellen Neutronen im Reaktorkern entsteht, gibt es verschieden© Quellen

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zusätzlicher Gammastrahlung im Primärkühlmittel. Die N¹''-Neutronenemission innerhalb des Kühlmittels, die aus dem Heutronenbeachuß von Deuterium im Reaktorkühlmittel entsteht, Schafft eine Gammastrahlung von ungefähr 6 MeV von (n,V*)-Vorgängen in den Wänden der Küfclmittelleitungen. Die Spaltprodukte, die sioh durch eine Uranoberflächenverunreinigung der Breanstäbe einstellen,ergeben eine weitere Gammastrahlung und eine in Gammastrahlung übergegangene Strahlung langsamer Neutronen. Dee weiteren findet man Gammastrahlung geringer Energie aus den Verunreinigungen oder Fremdstoffen im Kühlmittel, die einen generellen Gammastrahlen-Pegel im Detektorbereich zur Folge haben. Für den Fall eines undichten Brennetabes treten zwei weitere Quellen der Gammastrahlung auf. Die erste Quelle einer Gammastrahlung beruht auf freigesetzten Spaltprodukten des fehlerhaften Brennstabes im Kühlmittel, die eine Strahlung mit Energien zwischen etwa 0,05 und 3 MeV aussenden. Die zweite Quelle einer Gammastrahlung liegt in der Form einer eingefangenen Gammastrahlung mit Energien von annähernd 6 MeV vor, die auf (η,Ό-Vorgängen zurückgehen, die in den Wänden der Kühlmittellei tungen und durch verzögerte Neutronen des undichten Brennstabes hervorgerufen werden.

Die Strahlung von N¹ ?-(η,ίΤ)-Vorgängen ii,t proportional dem Reak-

ι ■ ι

torlolstungspegel. Deshalb braucht man gegenüber dieser Strah- \ lung keine Unterscheidungen zu treffen, wenn man Leiitungsmessungen vornimmt. Die Strahlung, die sich aus Oberfläohenverunreinigungen von Brennstäben ergibt, ist klein und annähernd der Leistung proportional, so daß keine besonderen Betrachtungen erforderlich sind. Gammastrahlen geringer Energie werden im übri gen durch die Stahlwände der Primärkühlmittelleitungiü beträchtlich verzögert, bevor sie die ΪΓ -Detektoren erreichen. Aus diesem Grunde üben aie keinen nennenswerten Einfluß *uf des N¹°- Signal jms.

Dia verbleiben ι?α zwei Gammaqtrahlungsquellen, die bei fehler· haften Braunstäben auftreten, können jedoch daa N¹ »Signal für die thermische Leistung stören. Während die relativ energiearme

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Gammastrahlung von Spaltprodukten beträchtlich durch die Wände der Kühlmittelleitungen verzögert wird, erreichen

16 Gammastrahlen hoher Energie aus (n,/")-Prozessen die N Sonde. Sie sind verantwortlich für eine Verfälschung des Leistungsmeßsignals. Es gibt keinen wirksamen Weg, zwischen Gammastrahlen von 6 und 7 MeV von N¹ⁱ> und eingefangenen Gammastrahlen zu unterscheiden.

Das Feststellen von Undichtigkeiten oder Leckagen an Brennstäben in der Primärkühlmittelschleife eines Druckwasserreaktors kann nicht allein durch die Messung der Gammastrahlung * erfolgen, weil eine hohe N -Aktivität und andere Gammastrahlung ohnehin.ii¹¹ Kühlmittel vorliegt. Eine andere Möglichkeit, die bisher benutzt wurde, besteht darin, die Aktivität verzögerter Neutronen festzustellen, die auf Spaltprodukte zurückgehen. Die N¹^-Aktivität (Halbwertzeit 4,14 see.) kann jedoch recht hoch sein und deshalb die Aktivität verzögerter Neutronen überdecken, speziell für den Fall eines nur kleinen Lecks an einem Brennstab.

Wegen der Unterscheidungsschwierigkeiten sind beide Möglichkeiten, d.h. sowohl die Peststellung der Gammastrahlung, als auch die verzögerter Neutronen, für die Anzeige von Undichtigkeiten an. Brennstäben nicht gut geeignet.

Zur Zeit werden Undichtigkeiten an Brennstäben durch eine Meßvorrichtung für verzögerte Neutronen ständig aufgespürt, die an die Primärkühlmittelschleife mit einer besonderen Verzögerungsleitung

1 fi

angeschlossen ist, damit die N ^σ^Aktivität abklingen kann. Die , Ansprechzeit des Systems beträgt ungefähr 110 see. Mithin gibt es im Augenblick kein System zur Anzeige von Brennstoffundichtigkeiten, das sehr schnell arbeitet^ !

Um die Nachteile der bekannten Einrichtungen zu ükj&rwindenundschnell Undichtigkeiten an Brennstäben feststellen zu können, werden erfindungsgemäß zwei Kanäle mit, Sonden an einer Reaktorkühlmittelschleife vorgesehen. Der erste Kanal arbeitet mit

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einer Gammastrahlen-Sonde zur Bestimmung der Gammasignale, die von der N¹"-Aktivität im Kühlmittel sowie von anderen Gammastrahlenquellen ausgehen. Der zweite Kanal verwendet eine Neutronensonde zur Bestimmung des N -Signals im Kühlmittel sowie der Neutronen, die von Spaltprodukten ausgehen, welche auf fehlerhafte Brennstäbe zurückzuführen sind.

Wenn kein fehlerhafter Brennstati vorliegt, ist das Signal

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aus dem Gammastrahlen-Kanal ebenso wie das N -Signal im Neutronenkanal proportional dem Leistungspegel. Mithin kann ein Teil des Signals im Gammastrahlen-Kanal dazu dienen, das

N -Signal im Neutronenkanal so zu kompensieren, daß der Ausgang des Neutronenkanals Null wird und Null bleibt für alle Leistungspegel, solange kein fehlerhafter Brennstab vorhanden ist. Bei austretendem Brennstoff steigt der Ausgangswert des Neutronenkanals proportional zum Betrag der Spaltprodukte im Kühlmittel und zeigt dadurch an, daß fehlerhafte Brennstäbe im Reaktorkern vorliegen. Ein Teil dieses Signals wird dann zur Kompensation des Signalwertanstieges benutzt, der im Gammastrahlen-Kanal bei fehlerhaften Brennstäben stattfindet. Mithin bleibt der Ausgangswert des Gammastrahlen-Kanals proportional zur N -Aktivität, unabhängig von Spaltprodukten im Kühlmittel, die auf undichte Brennstäbe zurückgehen. Andererseits ist ein von Null verschiedener Ausgangswert des Neutronenkanals ein schnelles und sicheres Anzeichen für die Tatsache, daß Brennstäbe undicht sind.

Zum besseren Verständnis der Erfindung wird auf bevorzugte Ausführungsformen hingewiesen, die in der beiliegenden Zeichnung dargestellt sind. Es zeigen:

Fig. 1 eine Seitenansicht, zum Teil im Schnitt, von einem nuklearen Dampferzeugungssystem gemäß der Erfindung,

Fig. 2 eine schematische Darstellung der Meßeinrichtung nach der Erfindung und

Fig. 3 ein Schema des Kompensation^systems, das in Fig. 2 angedeutet ist.

Die Fig. 1 zeigt ein nukleares Dampf er seupungssyo tem der rruck-

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_BAD

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wasserbauart, das die erfindungsgemäße Einrichtung zur Leistungsmessung und Dichtigkeitsanzeige einschließt. Ein Druckbehälter 50 bildet einen unter Druck setzbaren Kessel, wenn er oben mit einem Deckel 52 verschlossen ist. Der Druckbehälter 50 besitzt Kühlmitteleinlässe 54 und Kühlmittelauslässe 56, die mit ihm einstückig hergestellt sind und durch den zylindrischen Wandbereich führen. Er enthält in bekannter Weise einen nicht dargestellten Kern, der wesentliche Wärmemengen- erzeugt. Die Erzeugung hängt in erster Linie von der Stellung von Steuerstäben ab, deren Gehäuse mit 58 bezeichnet ist. Die im Reaktorkern erzeugte Wärme wird durch eine Kühlmittelströmung abgeführt, die durch den Einlaß 54 in den Druckbehälter eintritt und aus dem Auslaß 56 austritt.

Der aus dem Auslaß 56 austretende Kühlmittelstrom führt durch den "heißen" Strang 60 zu einem Wärmetauscher 62. Der Wärmetauscher 62 dient als Dampferzeuger, in dem das heiße Kühlmittel durch nicht dargestellte Rohre geführt wird, die in wärmetauschender Anordnung zu Wasser stehen, das zur Dampferzeugung benutzt wird. Der Dampf dient üblicherweise zum Antrieb für eine nicht dargestellte Turbine zur Erzeugung von Elektrizität. Vom Dampferzeuger 62 gelangt das Kühlmittel durch die Leitung zu einer Pumpe 66. Diese drückt es durch den "kalten" Strang zum Einlaß 54. Mithin besteht ein geschlossener Kreis für das Kühlmittel, der als Ganzes mit 12 bezeichnet ist und den Druckbehälter 50, den Dampferzeuger 62 und die Pumpe 66 umfaßt.

Das in Fig. 1 .dargestellte System besitzt drei Kühlmittelkreise 12. Die Zahl der Kreise kann jedoch wechseln. Heute verwendet man üblicherweise zwei, drei oder vier Kühlmittelkreise. Die Kernreaktionen finden im Kern innerhalb des Druckbehälters 50 statt. Sie erzeugen beträchtliche Mengen radioaktiver Nebenprodukte, wie vorstehend beschrieben wurde. Diese werden durch die Kühlmittelströmung durch die Kühlmittelkreise 12 geführt. Dabei entsteht, wie ebenfalls beschrieben, eine Anzahl von Isotopen in Abhängigkeit von der Leistung. Dies schafft eine Möglichkeit zur Messung der Leistung innerhalb des Reak-

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tors. Zusätzlich ergeben im Kühlmittel vorhandene Spaltprodukte, die durch undichte Brennelemente hervorgerufen werden, ein Anzeichen für das Vorliegen von Undichtigkeiten an Brennstäben.

Für den sicheren und wirksamen Betrieb eines Kernkraftwerkes ist es wesentlich, daß eine dauernd wirksame Einrichtung zur Darstellung der Leistung vorhanden ist und daß außerdem Undichtigkeiten an Brennelementen angezeigt werden, um sich gegen überhöhte Strahlungswerte schützen zu können, die sonst in die Schutzhülle 72 des Reaktors gelangen. Zum Schutz gegen unzulässiges Freisetzen von Radioaktivität durch undichte Brennstäbe und zur zuverlässigen Leistungsmessung wird erfindungsgemäß eine Einrichtung verwendet, die im einzelnen unter Bezug auf Fig. 2 beschrieben wird.

Nach der Erfindung sind zwei Sonden 10 und 14 innerhalb der Schutzhülle 72 in der Nähe eines Kühlmittelkreises 12 angeordnet, vorzugsweise außerhalb des biologischen Schildes 74· Die Sonden 10 und 14 sprechen auf Gamma- und Neutronenstrahlung an, die vom Kühlmittel ausgeht. Sie sind vorzugsweise am heißen Strang 60 stromaufwärts vom Dampferzeuger 62 angeordnet, so daß die Reaktivität im Kühlmittel erfaßt wird, bevor sie auf einen vernachlässigbaren Wert abklingt.

Fig. 2 zeigt in schematischer Darstellung einen vergrößert gezeichneten Abschnitt des Kühlmittelkreises 12 aus Fig. 1 und daran eine beispielhafte Ausführungsform, die zur Verwirklichung der Erfindung dienen kann. Im weitesten Sinne schlägt die Erfindung die Verwendung von zwei Meßkanälen vor. Einmal einen Gammastrahlen-Kanal und zweitens einen Neutronenkanal. Der richtige Leistungswert und eine Anzeige für undichte Brennelemente wird aus den Informationen dieser beiden Kanäle gewonnen. Die Auswertung kann mit einem Analogrechner ausgeführt werden, wie in Fig. 2 gezeigt ist oder mit digitalen Elementen und Techniken, die an sich bekannt sind.

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Als Sonde 10 des Gammastrahlen-Kanals 16 können übliche Detektoren eingesetzt werden, die auf Gammastrahlen hoher Energie ansprechen, z.B. Gamma-Ionenkammern, Kristalldetektoren usw. Im Neutronenkanal 18 können alle neutronenempfindlichen Detektoren, z.B. Spaltkammern, BF,-Zäh.ler usw. eingesetzt werden, die geeignet sind, in einem Strahlenfeld von Gammastrahlen hoher Energie zu arbeiten. Die Neutronensonde 14 ist vorzugsweise dicht neben der Gammastrahlen-Sonde 10 am heißen Strang des Kühlmittelkreises 60 angeordnet. Alternativ kann aber auch mit einer einzelnen Sonde gearbeitet werden, die einen Bereich für Gammastrahlen und einen weiteren Bereich für Neutronen aufweist, ähnlich wie eine kompensierte Ionenkammer.

Für den FaIl, daß an den Brennelementen des Reaktorkerns keine Undichtigkeit vorliegt, ist das Signal der Gammastrahlen-Sonde im Kanal 16 entsprechend der U' -Gammastrahlung im Kühlmittel proportional zum Leistungswert des Reaktors, ebenso wie das Signal der Sonde 14 im Kanal 18 der N¹^-Aktivität im Kühlmittel entspricht. Mithin kann ein Teil des Signals des Kanals 16 dazu dienen, das N -Signal im Kanal 18 zu kompensieren, so daß der Ausgangswert des Kanals 18 Null wird und auch Null bleibt bei allen Leistungswerten, solange keine Undichtigkeit an Brennelementen vorliegt. Stellt sich jedoch eine Undichtigkeit oder Leckage ein, so ergibt sich ein Ausgangswert des Kanals 18 proportional der Menge der Spaltprodukte im Kühlmittel, die auf die Undichtigkeit zurückgehen. Ein Teil des Signals aus dem Kanal 18 kann dazu dienen, die Erhöhung des Signalwertes im Kanal 16 zu kompensieren, die auf ein undichtes Brennelement zurückgeht. Mithin bleibt der Ausgangswert des Kanals 16 proportional der N -Aktivität, die der Reaktorleistung entspricht, unabhängig von Spaltprodukten, die sich als Ergebnis eines undichten Brennelementes einstellen.

Die Signale in den Kanäle 16 und 18 können wie folgt dargestellt werden:

■ ' Im Kanal 16 (N¹⁶ Gamma-Kanal)

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- 8 - YPA 71/8451 Im Kanal 18 (Neutronenkanal für Brennelementleckagen)

Dabei ist:

Ijj-g gleich dem Gamma-Signal, das auf die N Aktivität im Kühlmittel zurückgeht. Ijj-ic enthält ferner ein Signal auf Grund von Ν"!' eingefangenen Gammastrahlen, das wie das N -Signal ebenfalls der Leistung proportional ist.

IjJ₁Y gleich dem Neutronensignal, das auf die N¹7-Aktivität im Kühlmittel zurückgeht. Es kann

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angenommen werden, daß IjJ₁ γ auch die verzögerten Neutronensignale umfaßt, die auf eine Uranoberflächenkontamination zurückgehen und die ebenfalls proportional der Reaktorleistung sind.

Ijrp gleich dem Signalwert verzögerter Neutronen auf Grund von Spaltprodukten im Kühlmittel, die bei undichten Brennelementen entstehen.

Ijjj, y. gleich der Gammastrahlung auf Grund von Spaltprodukten im Kühlmittel, die sich bei undichten Brennelementen ergeben.

Die Konstanten K und K^py-werden, wie in Fig. 2 angedeutet ist, zur Einstellung der richtigen Signalhöhe zur Subtraktion benötigt, durch die der leistungsproportionale Signalbeitrag von N¹^ und der von Uranoberflächenkontamination im Kanal 18 sowie jeder Signalkomponente kompensiert werden, die von undichten Brennelementen ausgeht und im Kanal 16 erscheint. Die Konstanten sind definiert als

^{K = 1}NIT^¹NIG⁵
^KNFr^{= 1}NF /¹NF.

K kann aus Messungen von I₁ und I₀ bei beliebigen Leistun^swerten erhalten werden, solange koine undichten Brennelemente

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vorhanden sind. Dabei ist I- das Signal der Gamma-Sonde 10 und I₂ das Signal für die Neutronenstrahlung, das von der Sonde 14 geliefert wird. Unter diesen Yoraussetzungen werden I₁ und I₂:

I₁ = I₁₁₁₆; und

Setzt man diese Werte in die vorstehend genannte Gleichung, so ergibt sich

^{K =} '¹NnZ¹NIe ^{= I}2^//Ir

Bevor undichte Brennelemente vorhanden sind, kann KjTj₁-^nUr aus Rechnungen abgeschätzt werden. Dieser geschätzte Wert kann jedoch für die anfängliche Einstellung beim Beginn des Kraftwerkbetriebes verwendet werden. Ein unrichtiger Wert für Krr-ay beeinträchtigt das N' -Signal deshalb nicht, weil der Ausgangs wert des Kanals 18 Null ist. Mithin wird kein Signalwert von dem Signal des Kanals 16 abgezogen. Die endgültige Einstellung für Kjr-p^wird dann so vorgenommen, daß die gemessenen Werte von I₁ und I₂ nach dem Auftreten eines undichten Brennelementes benutzt werden. Kp^^*kann dann bestimmt werden aus:

wenn IjT₁ g für den gegebenen Leistungswert bekannt ist, für den I₁ und I₂ anfänglich gemessen worden sind.

Mit den richtigen Werten von K und Kjr-pywerden die Ausgangswerte der beiden Kanäle:

Der Ausgang von Kanal 16 ist gleich IjTTg· Dies wiederum ist;

Der Ausgang des Leckagenkanals 18 ist

T — T TfT

■NF " ■^L2 ^¹

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IjT₁ β ist das benötigte N -Signal, das dem Reaktorleistungswert proportional ist. I^j, ist ein Maß für die Spaltprpduktaktivität im Kühlmittel, die auf undichte Brennelemente zurückgeht. Es ist dabei festzuhalten, daß der Wert der Konstanten K und K>T-p.yvon Verstärkern 20 und 22 geliefert werden kann, deren Verstärkungsfaktoren den genannten Konstanten gleich sind, während die Subtration durch die Verwendung eines Summierungßverstärkers 24 mit negativem Eingang erhalten werden kann, wie in Fig. 3 gezeichnet ist.

Wenn die Umlaufzeit des Kühlmittels durch eine Kühlmittelschleife zu kurz ist, um den vollständigen Zerfall der gemessenen Radioaktivität zu gestatten, kann darüber hinaus noch ein Kompensationssystem in jedem Kanal vorgesehen werden, mit dem die Ausgangswerte der Kanäle nach der Erfindung korrigiert werden, damit die Wirkung der Restaktivität im Kühlmittel ausgeschaltet wird. Ein derartiges Kompensationssystem ist z.B. in der Anmeldung P 21 61 552.1 = VPA 71/8421 beschrieben.

Die Ansprechzeit für die Anzeige eines undichten Brennstabes ist durch die Transportzeit des Kühlmittels aus dem Kern zu den Sonden (annähernd 2 see. beim Druckwasserreaktor) und durch die Zeitkonstante der zugehörigen Elektronik (größenordnungsmäßig 5 see.) bestimmt. Es sollte festgehalten werden, daß zwei verschiedene Zeitkonstanten für das Signal für undichte Brennstäbe und das Kompensationssignal verwendet werden können. V/ährend die Zeitkonstante für klein gewählt werden kann (3 bis 5 see), um ein schnell ansprechendes System zu erhalten, kann die Zeitkonstante für größer sein (10 bis 20 see), um eine zusätzliche elek-

e Filterung zu ermöglichen, ι nal vor weiteren Störgrößen schützt.

tronische Filterung zu ermöglichen, die das N -Lei3tungssig-

Mithin schafft die Erfindung eine Einrichtung, die das N¹⁶-Leistungssignal gegenüber Einflüssen von Spaltprodukten kompensiert, die auf undichte Brennstäbe zurückgehen. Man erhält daher ein genaues Leistungssignal. Darüber hinaus er-

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gibt die neue Einrichtung eine schnell wirkende Anzeige für Undichtigkeiten an Brennelementen.

5 Patentansprüche
3 Figuren

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Claims

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Patentansprüche

1.!Einrichtung zur Leistungsmessung und Feststellung von Brenn-

stableckagen in einem Kernreaktor, insbesondere einem leichtwasser-Reaktor durch Überwachung der Radioaktivität in dessen Kühlmittel, dadurch gekennzeichnet, daß eine Gammastrahlen-Sonde (10) und eine Neutronen-Sonde (H) vorgesehen sind, deren Ausgänge über zwei Verstärker (20, 22) zur Kompensation der gegenseitigen Beeinflussung von Leistungsmessung und Brennstableckagen wechselweise verbunden sind.

2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die zwei Verstärker (20, 22) Verstärkungsfaktoren (K, Kjjj.^*) aufweisen, von denen der eine (K) dem umgekehrten Verhältnis der Ausgangssignale der beiden Sonden (10, 14) entspricht (K = Ip/l-t) und der andere (L·™*) dem Verhältnis des Korrekturwertes für das Gammastrahlen-Signal zum Korrekturwert für das Neutronensignal

Einrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Ausgänge der beiden Verstärker (20, 22) mit den Eingängen von zwei Summierungsver stärkern (24) derart· verbunden sind, daß die Ausgangsgröße der Verstärker (20, 22) einen negativen Wert gegenüber den Ausgangswerten der Sonden (10, 14) hat, die ebenfalls mit den Eingängen der Summierungsverstärker (24) verbunden sind.

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4. Verfahren zum Betrieb der Einrichtung nach, einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Verstärkungsfaktor (Z) des einen Verstärkers (20) durch Mes- - sung der Gammastrahlen- und der Heutronenwerte bei verschiedenen Reaktorleistungen für den Pail bestimmt wird, daß· keine Brennstableckage vorliegt, während der Verstärkungsfaktor (EC™ y) des anderen Verstärkers (22) zunächst geschätzt wird. '

5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Schätzwert des Verstärkungsfaktors (Km-py) nach dem Auftreten einer Brennstableckage durch einen Vergleich der nunmehr, vorhandenen Gammastrahle'n- und Neutronenwerte der Sonden (10, 14) mit denen ohne Brennstableckage bei gleicher Leistung korrigiert wird.

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