DE2914508C2

DE2914508C2 - Selbst stromliefernder Neutronenfluß- und Gammastrahlenfluß-Detektor mit einem Emitterkern aus Metall und einer aus Platin, Osmium, Tantal, Molybdän oder Cer bestehenden äußeren Emitterschicht

Info

Publication number: DE2914508C2
Application number: DE2914508A
Authority: DE
Inventors: Colin J. Allan; Jerry M. Mississauga Ontario Cuttler; Gerard F. Deep River Ontario Lynch; Ross B. Deep River Ontario Shields
Original assignee: Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Current assignee: Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Priority date: 1978-04-20
Filing date: 1979-04-10
Publication date: 1982-11-18
Also published as: DE2914508A1; SE432025B; FR2423794B1; FR2423794A1; JPS6118995B2; US4284893A; CA1085066A; SE7902698L; GB2024496B; JPS54157679A; GB2024496A

Description

dadurch gekennzeichnet, daß

e) der Emitterkern (1) aus wenigstens einem der Materialien Nickel, Eisen, Titan oder auf diesen Metal.'» η basierenden Legierungen besteht wobei üie übrigen Bestandteile dieser Legierungen den Neutronenabsorptions-Wirkungsquerschnitt nicht nennenswert erhöhen.

2. Neutronenfiuß- und Gammastrahlenfluß-Detektor nach Anspruch 1, dessen äußere Emitterschicht aus Platin besteht, dadurch gekennzeichnet daß der Emitterkern (1) aus einer Legierung auf Nickelbasis besteht weiche 76 Gew.-% Nickel, 15,8 Gew.-% Chrom. 7,20 Gew.-°/o Eisen. 0,20 Gew.-% Silizium, O₁ ¹O Gew.-% Kupfer, 0,007 Gew.-°/o Schwefel und 0,04 Gew.-% Kohlenstoff bei weniger als 0.1 Gew.-% Kobal« und weniger als 0,2 Gew-% Mangan enthält.

3. Neutronennuß- und Ga:. .nastrahlenfluß-Detektor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Dicke der äußeren Emitterschicht (2) etwa 50 μπι beträgt.

4. Neutronenfluß- und Gammastrahlenfluß-Detektor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß sein äußerer Durchmesser in der Größenordnung von 2.9 mm liegt.

Die Erfindung betrifft einen selbst stromliefernden Neutronenfluß- und Gammastrahlenfluß-Detektor mit einem Emitterkern aus Metall, einer äußeren Emittertchicht rings um den Emitterkern, die aus Plan·' Osmium, Tantal, Molybdän oder Cer besteht, einei < Kollektor rings um die äußere Emitterschicht und einem Isolator, der die äußere Emitterschicht von dem Kollektor isoliert.

Die bisher bekannten selbst stromliefernden Detektoren können in zwei Arten unterteilt werden, nämlich Detektoren, die sowohl gegenüber Neutronenfluß als tuch gegenüber Gammastrahlenfluß empfindlich sind, und solche Detektoren, die hauptsächlich gegenüber entweder Neutronenfluß oder Gammastrahlenfluß empfindlich sind.

In der US-PS 37 87 697 wird bereits ein selbst stromliefernder Neutronen^ und Gamma*FIußdetektor beschrieben, der einen Emitter aus Platin, Cer, Osmium oder Tantal aufweist, und der gleichzeitig auf Intensitäten einer Mischung von Neutronenfluß und Gammastrahlenfluß anspricht. Der Emitter liegt in Form eines Drahtes vor, der koaxial in einem röhrenförmigen

Kollektor angeordnet ist und von diesem elektrisch

durch eine dielektrische Isolierung isoliert ist Der röhrenförmige Kollektor besteht beispielsweise aus

und einer Nickel-Chrom-Eisen-Legierung, und die dielektrisehe Isolierung kann Magnesiumoxidpulver sein.

Aus der DE-OS 27 20 015 ist ein Neutronenfluß-Detektcr bekannt, der aus einer Emitterelektrode, einer Kollektor^lektrode und einer Isolierung zwischen diesen Elektroden besteht. Zumindest der grc3te Teil der Emitterelektrode besteht aus Molybdän der Massenzahl 95.

In der US-PS 39 04 881 wird in Fig. 1 ein Neutronendetektor gezeigt, der einen gegenüber Neutronen und Gammastrahlung empfindlichen Emit-

'5 terteil aus z.B. Kobalt oder Vanadium und einen gegenüber Gammastrahlung empfindlichen Emitterteil aus z. B. einer Nickellegierung aufweist, wobei die Empfindlichkeit gegenüber Gammastrahlung dieses letzteren Emitterteils sich von der des ersten Emitterteils unterscheidet. Dadurch soll eine Kompensation der Gammastrahlung erreicht werden, d. h. die Beiträge der Emitterteile zur Gammastrahlenempfindlichkeit soller, sich aufheben. Bei den in den Fig. 2, 3 und 5 dieser US-PS 39 04 881 gezeigten unterschiedlichen Ausführungsformen sind Emitterteile vorgesehen, welche in Zusammenwirkung mit dem Kollektor Gammastrahlenempfindlichkeiten t iterschiedlicher Polarität ergeben, beispielsweise besteht eine Gruppe von Emitterteilen aus Tantal. Zirkonium oder Platin, während die andere Gruppe von Emitterteilen aus Kobalt besteht. Während die unter Bezugnahme auf d^;e Fig. 1 dieser US-Patentschrift beschriebene Ausführungsform die Nickellegierung als ein Emitterteil angibt, und die anderen unter Bezugnahme auf die F i g. 2. 3 und 5 dieser Patentschrift beschriebenen Ausführungsformen Platin als Emitterteil nennen, ist darauf hinzuweisen, daß die Aufgabe der Verwendung dieser Emitterteile zusammen darin besteht, ihre jeweiligen Beiträge zur Gammastrahlen empfindlichkeit aufzuheben, so daß die Resultante praktisch Null ist.

Ein Detektor der eingangs genannten Art wird in der DE-OS 27 10 648 beschrieben. Gemäß dieser Druckschrift soll ein Detektor geschaffen werden, in welchem der Nettobetrag des durch äußere Gammastrahlung erzeugten Stromes weitgehend Null ist. Um diese Aufgabe zu lösen, wird zwischen Emitterkern und Isolator eine Schicht angeordnet, die aus einem Material mit einer hohen Ordnungzahl und einem niedrigen Neutronen-Wirkungsquerschnitt besteht und eine Dikke von höchstens 5 μίτι hat. Als Materialien für den Emitterkern werden Kobalt und Vanadium, und als Materialien für die zwischen Emitterkern und Isolator liegende Schicht werden Platin, Blei, Wismut. Osmium. Hafmium, Erbium. Neodymium, Cer und Palladium genannt.

Demgegenüber liegt der vorliegenden Erfindung die Aufgabe zugrunde, einen Detektor der eingangs genannten Art so auszubilden, daß die relative Gammastrahlenempfindlichkeit des Detektors, bezogen auf die sich aus Neutronen- und Gammastrahlenempfindlichkeit zusammengesetzte Gesamtempfindliehkeit, wesentlich erhöht wird.

Diese Aufgabe wird durch den im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 angegebene Ausbildung gelöst

Der erfindungsgemäß ausgebildete Detektor ist besonders vorteilhaft bei der Überwachung von Neutronenflußintensitäten und Gammastrahlenflußintensitäten in Kernen von Kernreaktoren, in weichen die

Intensitäten des Neutronenflusses und des Gammastrahlenflusses weitgehend proportional sind, letztlich mit der Spaltungsrate in Beziehung stehen und als Maß der Kernreaktorleistung benutzt werden.

Bei dem Detektor nach der vorliegenden Erfindung sind die Materialien für den Emitterkern so ausgewählt, daß sie bei der Exposition gegenüber Neutronen durch Neutroneneinfang Gammastrahlen erzeugen, welche dann hochenergetische Elektronen erzeugen, wie dies bei anderen einLdien Emittern dieses Typs wie Co, Au, Cd, Gd, Tm und Re der Fall ist. Die Funktion der äußeren Emitterschicht ist doppelt, und ihr Material ist so ausgewählt, daß es als Gammastrahlen/Elektronenkonverter wirkt und dank seiner höheren Atomzahl und des höheren Rüekstreukoeffizienten als demjenigen des Kollektors die Nettoabgabe oder -emission von Elektronen erhöht. Anders ausgedrückt, der von dem Emitter ausgesandte Bruchteil von Elektronen, welche durch den Kollektor rückgestreut werden, ist geringer als der Bruchteil der von dem Kollektor ausgesandten Elektronen, welche von dem Emitter ruckgestreut werden. Die Dicke der äußeren EiTiitterschicht, welche zur Erzielung dieser Wirkung erforderlich ist. ist sehr gering. Weiterhin spricht eine solche Kombination sowohl auf äußere Reaktorgammastrahlen als auch auf durch Neutronen erzeugte Einfangg? nmastrahlen aus dem Kollektor an.

Bei Kernreaktoren mit hohen Flüssen besitzen praktisch alle prompt ansprechenden Emittermaterialien, welche bisher verwendet wurden (Co, Au. Cd. Tm. Re. usw.) einen solch hohen Neutroneneinfangquerschnitt. das sie zu rasch abbrennen bzw. verbraucht werden. Das Material für den Emitterkern von erfindungsgernäß ausgebildeten Detektoren wird dagegen derart ausgewählt, daß es einen mäßig niedrigen Querschnitt besitzt und nur sehr langsam abbrennt bzw. verbraucht wird, während eine gute Ausbeute an Einfanggammastrahlung erreicht wird.

Bei einem Detektor, dessen äußere Emitterschicht aus Platin besteht, besteht vorzugsweise der Emitterkern aus einer Legierung auf Nickelbasis, welche 76 Gew.-% Nickel. 15,8 Gew.-% Chrom. 7.20 Gew.-% Eisen. 0,20 Gew.-«/o Silizium. 0.10 Gew.% Kupfer. 0.00⁷ Gew.-% Schwefel und 0.04 Gew.-% Kohlenstoff bei weniger als 0.1 Gew.-% Kobalt und weniger als 0,2 Gew.-% Mangan enthält.

Wie bereits erwähnt, besieht ciif Funktion der äußeren Emitterschicht mit hoher Atomzahl in der Funktion eines Gammastrphlen/F.lektronenkonve-ters. und die erforderliche Dicke des Platins, welche zur Erteilung der gewünschten Gammastrahlenempfind-Iichkeit für den Detektor erforderlich ist. ist so gering, daß sei kein effektiver Betastrahlenabsorber in irgendeinem fall wäre. Weiterhin besitzen die gemäß der Weiterbildung der F.rfindung für den Emitterkern vorgeschlagenen Legierungen auf Nickelbasis oder anderen Materialien keine wesentlichen Werte von nicht erwünschten, erzogenem Exmissionen niedriger Energie, welche eine I Jnterdrückung erfordern

Die Erfindung wird nun an einem Ausführungsbeispiel anhand der Zeichnung näher erläutert; in der Zeichnung sind.

Fig. 1 eine gebrochene Querschnittsseitenansicht längs der Schnittlinie I-I von Fig.2 eines selbst stromliefernden Neutronenfluß- und Gammaslrahlenfluß-Detektors,

Fig. 2 eine Querschnitts-Endansicht längs der Schnittlinie Π-ΙΙ von F i g. ;. und

F i g. 3 ein Diagramm von Testergebrussen der Empfindlichkeiten für Neutronenfluß, Gammastrahlenfluß und Gesamtfluß selbst stromliefernder Neutronenfluß- und Gammastrahlenfluß-Detektoren, welche feste und mit Platin plattierte bzw. in eine Platinhülle eingeschlossene Emitter besitzen, wobei die Ergebnisse als Funktion des Emitterdurchmessers angegeben sind.

In den Fig. 1 und 2 ist ein Neutronenfluß- und Gammastrahlenfluß-Detektor mit Eigenversorgung to wiedergegeben, welcher aufweist:

a) einen Emitterkern 1,

b) eine äußere Emitterschicht 2 rings um den Emitterkern I₁

c) einen Kollektor 4 rings um die äußere Emitterschicht 2, und

d) einen Isolator 6, welcher die äußere Emttterschichi 2 von dem Kollektor 4 elektrisch isoliert, wobei

e) der Emitterkern 1 aus einem Material aus der Gruppe Nicke!, Eisen, Titan und auf diesen Metallen basierenden Legierungen ausgewählt ist und die äußere F.mitterschicht 2 av^r einem Material aus der Gruppe Platin, Tantal, Osmium, Molybdän und Cer ausgewählt ist.

Bei einer Ausführungsform besteht der Emitterkern aus der zuvor genannten Legierung auf Nickelbasis und die äußere Emitterschicht 2 ist eine Platinschicht, welche auf den Emitterkern aus einem Rohr mit Übergröße gezogen wurde, so daß der Emitterkern 1 und die äußere Emitterschicht 2 längs ihrer gesamten Längen in elektrischen Kontakt stehen. Eine Einrichtung 8 zur Messung der Größe eines elektrischen Stromes zwischen dem Emitterkern 1 und dem Kollektor 4 ist mit diesen Elektroden über ein koaxiales Kabel 10 verbunden, das integral mit dem Detektor !ausgebildet ist. Der Isolator 6 gemäß dieser Ausführungsform besteht aus einem Komprimierten Metalloxidpulver, beispielsweise aus Magnesiumoxidpulver. Die dielektrisehe Isolierung wird durch ein verschlossenes Ende 20 des Kollektors 4 und eine elektrisch isolierende Epcyharzdichtung 22 am Ende des Kabels 10 verschlossen.

Im folgenden werden Berechnungen und Testergebnisse der Detektorstromabgabeempfindlicl.keit für Detektoren mit festen Platinemiitern und mit einem von einer Platinschicht umgebenen Kern aus Inconel bestehenden F.mittern gegeben.

Bei einer Stellung in der Mitte des Gitters in einem mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktor sind nur ungefähr 70% der Reaktorgammastrahlung prompir Strahlung. Daher folgt nicht der gesamte Strom, «elcher in einem Pt-Detektor erzeugt wird. dt;₍ Änderungen des Reaktorflusses prompt.

Unter der Annahme, daß der erzeugte, elektrische Gesamtstrom. It. tine lineare Überlagerung des dLrch Gammastrahlung induzierten, elektrischen Stromes. Iy, und des durch Neutronen induzierten, elektrischen Stromes. /^ ist. d. h.

t= Iy+I-gilt unter der genannten Voraussetzung

k '

Drei Empfindlichkeiten pro Einheitslänge für Pt-Emitterdetektoren können definiert werden:

(i) eine Gesamtempfindlichkeit,

SV= /τ/Φ/. (3)

(ii) eine Neutronenempfindlichkeit

S_n= U'P L (4)

und
(iii) eine Gammästfahlenempfindlichkeit

worin sind:

Φ = Neutronenfluß, und

L = die empfindliche Länge des Detektors.

10

Hierzu ist anzumerken, daß die Gammastrahlenempfindlichkeit hier in Werten des Neutronenflusses definiert ist und damit von dem Verhältnis von Neutronenfluß zu Gammastrahlenfluß in der betreffenden Umgebung abhängt.

ncncrnpiiriGiicrf-"" "^!r

20

strahlung ab, während die Gammastrahlenempfindlichkeit im wesentlichen konstant bleibt. Daher variiert der Bruchteil des prompten Ansprechens mit der Bestralilung und ebenso die Gesamtempfindlichkeit, St. wobei die Veränderung von den anfänglichen Neutronen- und Gammastrahlenempfindlichkeiten abhängt. Um daher exakt den Einfluß von Veränderungen in der Geometrie auf die Leistungsfähigkeit von Pt-Detektoren zu bestimmen, ist die Bestimmung erforderlich, wie das Verhältnis von Neutronenempfindlichkeit/Gammaempfindlichkeit und ebenso die Gesamtempfindlichkeit mit der Geometrie variieren. Beide Eigenschaften hängen von dem Reaktortyp und dem Ort des Detektors ab. d. h. dem Verhältnis von Neutronenfluß/Gammastrahlenfluß. Die in der folgenden Tabelle II angegebenen Werte gelten für eine Stellung in der Mitte des Gitters eines

Tabelle I

Mechanische Abmessungen von Platindetektoren mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktors für eine Bestrahlungszeit von ~ I Stunde, d. h. langlebige Gammastrahlcnbeiiräge sind nicht eingeschlossen.

Zwei Typen von Pt-Emittcrdctcktorcn wurden untersucht, wobei einige homogene Platinemitter besaßen, bezeichnet als »fest«, und andere Emitter besaßen, welche aus einem Kern aus einer Legierung auf Nickelbasis bestanden, die von einer dünnen ( — 0,05 mm) Schicht aus Platin umgeben waren. Es wurde erwartet, daß die Empfindlichkeiten des letztgenannten Typs, welche als »Hülle« bezeichnet sind, weniger mit der Strahlung variieren würden als diejenigen des »festen« Emittertyps. Ein wesentlicher, zusätzlicher Vorteil ist die sehr viel geringere erforderliche Menge an Pt für Emitter von »Hülle«-Typ. wodurch beträchtliche Kosteneinsparungen möglich sind.

Dis inechsnischen Abmessun^n der untersuchen Pt-Detektoren sind in der folgenden Tabelle I angegeben, während die experimentellen Werte der Pt-Detekloren in der Tabelle II zusammengestellt sind. Obwohl es relativ unkompliziert ist, die Gesamtempfindlichkeiten zu bestimmen, wird die Bestimmung der Neutronenempfindlichkeit und Gammastrahlenempfindlichkeit durch die Tatsache kompliziert, daß es schwierig ist. Neutronen ohne Erzeugung von Gammastrahle . zu erzeugen. Da die Gammastrahlenempfindlichkeit in einer ^MCo-GammazelIe bestimmt wird, liefert diese häufig angegebene Empfindlichkeit kein genaues Maß der Empfindlichkeit eines P»-Detektors gegenüber Gammastrahlen eines Reaktorc als Folge der Unterschiede zwischen den beiden Energiespektren der Gammastrahlen.

	Detektor	(Emitter)	äußerer	Ummantelungs-	(g/m)	Emitter	Typ	S_n	S-OXlO"]	S₇	m~'/(n· π	±0.09	j-2 . s-1) Xl 025]	Dicke der	Dicke der	berechnet
			Durch	wand	7.81	Durchmesser		[A-m-i/(n- nr-2·	berechnet	[A-	gemessen	121 ±0.15	berechnet	Isolierung	Hülle
	Bezeichnung Typ	fest	messer		13.7		fest	gemessen					⁵Ji hi			1.85 ±0.03 1.87
		fest	(mm)	(mm)	34.7	(mm)	fest		1.05		0.83		0.82 0.85	(mm)	(mm)	3.65 ±0.04 3.58
		fest	1.56	0.22	30.4	0.59	1.02 ±0.10	238		1.17 L16	0.27
	TC-1114	fest	2.18	0.27	9.8	0.97	2.45 ±0.15		0.34	—
	TC-1001	ι Hülle	3.0	0.53	17.0	1.08		0.43	—
	TC-0804	Hülle	3.0	0.45	12.5	1.44		0.33	—
	TC-0107	Hülle	1.56	0.28	15.8	0.56	0.22	0.03
	UC-0604	Hülle	2.18	035	31.5	0.81	0.34	0.055
	TC-IOl 7	Hülle	2.20	0.24	23 2	1.01	036	0.046
	TC-1203	Hülle	2.18	0.32	302	1.06	0.24	0.045
	TC-1113	Hülle	2.96	0.48		1.09	0.46	0.059
	TC-1111		2.98	033	1.40	0.46	0.062
	TC-1202	2.98	0.45	1.44	032	0.062
Tabelle Π	TC-1204
		Zusammenfassung der experimentellen Daten für die Platindetektoren
	Empfindlichkeit pro Einheitslänge
	St
Detektor	[A - m-i/(n · m-2 - S-I)XlO"]
Bezeichnung	gemessen

TC-Il 14
TC-1001

	Fortsetzung	7	Test	S_n	S-I)X 1025]	29 14 508	•s-i)X 1025]	1.14	8	s-i)X 1025J
I			Test	(A · m-i/(n ■ ni-2 ·	berechnet		berechnet	1.67		berechnet
I	Empfindlichkeit pro Einheitslänge	Hülle	gemessen			^S"	0.63
		Hülle		2.84		1.26	0.79	St	4.13
	Detektor	Hülle	2.98+0.12	4.57	S,	1.55	1.01	[A · m-'/(n - rri-i ·	6.02
		Hülle	4.35 + 0.24	0.57	*f A m—ΐ Hn m—2**	0.60	1.31	gemessen	1.15
		Hülle	0.57 ±0 07	III	gemessen	0.85	0.97		1.98
	Bezeichnung Typ	Hülle	1.10 ±0.10	1.66		1.05	1.32	4.14+0.04	2.73
		Hülle	1 57 ±0.10	1.81	1.16 ±0.12	1.10	1.65	5.96 ±0.07"	2.94
	tC-0804	1 82 ±0.18	1.91	1.61 ±0.18	1.13		1.18	3.06
	TC-0107	2 02 ±0.09	3.01	0.61 ±0.07	I 43	1.90 ±0.03	4.41
	UC-0604	2 86 ±0.13	3.17	0.80 ±0.10	1.47	2.62 ± 0.03	4.60
	TC-1017	3.30 ±0.15	1.05 ±0.10		3 20 ±0.10
	TC-1203		1.38 ±0.18	2.97 ± 0.05
	TC-1113		0.95 ± 0.09	4.20 ±0.10
	TC-1111		1.34 ±0.13	4.85 ±0.10
	TC-1202		1.55 ±0.15
	TC-1204

Für die Mehrzahl der untersuchten Detektoren wurden die Neutronenempfindlichkeiten mittels einer Gammastrahlen/Neutronenfluß-störungsmethode bestimmt. Wenn die in zwei verschiedenen Reaktorumgebungen entsprechenden Zustände A und B mit Neutronenflüssen Φ 4 und Φ β bestimmten Gesamtempfindlichkeiten als Sja und Stb definiert werden und die durch die Neutronen induzierten und durch die Gammastrahlung induzierten Ströme I„a. /nsbzw. I_ya, IyB sind, gilt:

ΦηΒ-STB'Su

(6)

Da die Gesar.itempfindlichkeiten und die Neutronenflüsse leicht bestimmt werden können, kann die Gleichung (6) tür die Verhältnisse Sy_AIS„_A gelöst werden, vorausgesetzt, daß das Verhältnis IfJIfA bestimmt werden kann.

Für die Experimente entspricht der Zustand A einer normalen Stellung in der Mitte des Gitters, während der Zustand B dadurch erhalten wurde, daß die Flußdetektoranordnung im Zentrum eines Kanales mit thermischem Fluß angeordnet wurde, welcher durch Entfernen der fünf zentralen Brennstoffeinheiten im Reaktorkern und Umgeben ihrer Position mit einem Kreisring aus Bi mit einer Dicke von ~ 2,5 cm zur Unterdrückung des Gammastrahlenflusses relativ zu dem Neutronenfluß gebildet wurde.

Das Verhältnis Ιγβ/IyA wurde unter Verwendung eines spulenförmigcn Detektors bestimmt, der einen Bleiemitter und einen Mantel aus einer Legierung auf Nickelbasis besaß.

Es wurde gefunden, daß der Pb-Detektor eine beträchtliche Neutronenempfindlichkeit besaß, und daß die rohen Werte korrigiert werden mußten, um dies zu berücksichtigen. Die Neutronenempfindlichkeit wurde unabhängig davon in der thermischen Säule des NRU-Testreaktors in Chalk River Nuclear Laboratories, Canada wie folgt gemessen:

Der Detektor wurde zuerst in der thermischen Säule innerhalb eines dünnen Kreisringes von ~0,24 cm ⁶LiF bestrahlt, wobei dieser Kreisring den Neutronenfluß auf einen vernachlässigbaren Wert ohne nennenswerte Beeinflussung des Gammastrahlenfeldes reduzierte. Dies ergab ein direktes Maß für I_Y in der thermischen Säule. Eine zweite Bestrahlung ohne den Kreisring aus ⁶LiF ergab /j,+ I_n, woraus I_n und damit auch S_n erhalten wurde.

Die Neutronenempfindlichkeiten von zwei spulenförmigen Detektoren mit festen Pt-Emitteni und einem spulenförmigen Pt-Hüllenemitter wurden ebenfalls in der thermischen Säule unter Anwendung dieser Arbeitsweise bestimmt. Die Ergebnisse sind in der folgenden Tabelle III zusammengestellt.

Tabelle III

Neutronenempfindlichkeiten für spulenförmige Detektoren mit Eigenversorgung, bestimmt in

der thermischen Säule des NRU-Reaktors

Detektor	Emitter-Typ	äußerer	Ummantelungs-	Emitter	Länge	S_n	V(n · m-2 · s-')]
Bezeichnung		Durch	wand	Durch
		messer		messer	(mm)	[A- m-
		(mm)	(mm (g/m)	(mm)

UC-0703 Pb 2.67 0.48

TC-0802 homogenes 1.52 0.26

Pt

TC-0803 homogenes 2.03 051

Pt

UC-O605 Pt-Hülle 2.99 0.45

27.8 0.81 1194 0.49X10-25

8.7 0.51 3000 0.90X10-25

051 3000 1.12X10-25

1.44 997 3.75X10-2J

Wie hieraus zu ersehen ist, ist die Neutronenempnnd-Iichkeit des Pb-Emitterdetektors mit derjenigen der festen Pt-Emitterdetektoren vergleichbar. Es wird.

postuliert, daß diese große Neutronene—.pfindüchkcit das Ergebnis von durch Neutroneneinfang erzeugter Gammastrahlung in dem Mantel aus Legierung auf

Nickelbasis ist. Diese Hypothese wird durch die größere Neutronenempfindlichkeit des Pt-Emitlerdetektors TC-0803 im Vergleich mit derjenigen des Detektors TC-0802 gestützt, welche aus der größeren Manteldicke des erstgenannten Detektors zu erwarten gewesen wäre. Die Neu'roncnempfindlichkeilen der Detektoren TC-0802 und TC-0803 implizieren einen Betrag von -1.9XlO-²" A ■ m^]/(n ■ m ² · s~^x) pro g/m der Legierung auf Nickelbasis in der äußeren Emitterschicht, während die Neutronenempfindlichkeit des Pb-Emitterdetektors einen Beitrag von ~l,8x 10~²M ■ ω~Ί (η ■ m ' ■ s-') pro g/m der legierung auf Nickelbasis impliziert. Diese gute Übereinstimmung mit der theoretischen Annahme ist signifikant. Zusätzlich wurde gefunden, daß das spulenförmige Anordnen eines is Pt-Emitterdetektors seine Gesamtempfindlichkeit um -26% erhöhte, wahrscheinlich als Folge einer Zunahme des lokalen Gammastrahlenflusses aus Neutroneneinfnngvorgängen in benachbarten Spulenwindungen.

Bei ^den Störungsversuchen nach der Korrektur des Signals aus dem Pb-Detektor wegen seiner Neutronenempfindiichkeit wurde das Verhältnis Ι_γβ/1γΛ wie folgt gefunden:

IyBl IyA =0.20 ±0.10 (7)

während das Neutronenflußverhältnis, bestimmt durch Cu-Folien. wie folgt bestimmt wurde:

Φ_πβ/Φπλ= 1,18 + 0.02 (8)

Das Verhältnis der Gammastrahlenintensitäten war nur schlecht definiert, jedoch ergab die Unsicherheit von 50% nur eine Unsicherheit der Neutronenempfindlichkeit von -10%.

Die Neutronen-, Gammastrahlen- und Gesamtempfindlichkeiten S₅ bzw. Sc pro Einheitslänge, welche für die Pt-Detektoren mit »festen« Emittern bzw. die Pt-Hüllen-Emitterdetektoren erhalten wurden, sind in der Tabelle II angegeben, und in der F i g. 3 als Funktion des Emitterdurchmessers Din mrn aufgeführt.

In der Fig. 3 stellen die stark gezeichneten drei oberen Kurven die Ergebnisse für einen »festen« Pt-Emitter und die punktierten Kurven die Ergebnisse für einen Pt-Hüllen-Emitterdar.

Jede Reihe von gemessenen Empfindlichkeiten S_n, Sy₁ und Sr wurden in eine einfache Exponentialgleichung eingesetzt Für Detektoren mit festen Pt-Emittern ergab dies:

Bei der zunächst durchgeführten Betrachtung der in der Tabelle I (-!gegebenen Gammastrahlenempfindlichkeiten liegen die gemessenen Gamrnastrahlenempfindlichkeiten für die Pt-Hüllen-Emilierdetektoren nahe bei denjenigen der »festen« Pt-Emitterdetektoren für vergleichbare Geometrien. Dies stützt die Annahme, daß die Gammaempfindlichkeit im wesentlichen ein Oberflächeneffekt ist. Die Tatsache, daß die zuvorgenannten theoretischen Gleichungen Exponenten kleiner als eins ergaben, wird als Ergebnis aus einer abnehmenden Gammastrahlenempfindlichkeit mit zunehmender Isolierdicke angenommen. Der Effekt der Isolatorstärke auf die Gammastrahlenempfindlichkeit ist aus dem Vergleich der Ergebnisse für die Detektoren TC-1203. TC-1113 und TC-IlU ersichtlich. Da die Isolatorstärke in signifikanter Weise die Gammastrahlenempfindlichkeit der Pt-Hüllen-Emitterdetektoren beeinflußt, wurden diese Gammastrahlenempfindlichkeiten in eine Funktion der folgenden Form überführt:

S,, = A:Z>/7? (15)

worin Γ die Isolatorstärke in mm ist. Die beste Anpassung wurde durch folgende Gleichung gegeben:

S_n = 2.50 X ΙΟ""/)¹⁶- [A-m~^l/(n·

S_n = 1.20X 1O"²⁵ Z)⁰⁷¹ [A- /π-'/(η

tn

-2

s'^x)] (9)

(10) S_r! = 0,59X10 ²⁵D¹ ²²ZT⁰^[A -

(n-m ² s~¹)] (16)

Die Qualität der theoretischen Anpassung unter Verwendung der Gleichung (16) ist signifikant besser als jo sie unter Verwendung der Gleichung (13) erzielt wurde, wie dies aus Tabelle I ersichtlich ist

Die Werte für die festen-Pt-Emitterdetektoren wurden in die Gleichung (15). jedoch mit 0 = 0,5. eingesetzt, d.h. nur λ wurde variiert wegen der begrenzten Anzahl von Datenpunkten. Das Ergebnis war

■m^M/(n-m"²· j"¹)] (17)

S_y, =

S_r = 3.73 XlO"²⁵ D^U1 [A · m~^l/(n ■ m'¹ ■ s~¹)]

(H) und für die Pt-Hüllen-Emitterdetektoren:

S_n = 1.63 X ΙΟ"²⁵ Ζ)¹⁸² [A ■ m'^x/(n ■ m~² ■ j"¹)]

(12)

S_n = 1.04XlO"²⁵ Ζ)⁰⁹⁵ [A ■ /n"7(/i - τη"² · s"¹)]

(13)

S_T = 2.70 X HT²⁵ D^lA1 [A ■ m"V(ft - m"² · i"¹)]

(14)

Diese Anpassung ist nur unbedeutend besser als sie unter Verwendung der Gleichung (10) erreicht wurde.

Bei Betrachtung der Neutronenempfindlichkeiten, wie sie aus Tabelle II ersichtlich sind, sind die gemessenen Empfindlichkeiten für die festen-Pt-Emitterdetektoren signifikant größer als diejenigen der Pt-Hüllen-Emitterdetektoren bei vergleichbaren Geometrien. Dies ist wegen des geringeren Neutronenabsorptionsquerschnittes der Legierung auf Nickelbasis im Vergleich zu Pt nicht unerwartet Der Parameter, welcher die Empfindlichkeit überwiegend beeinflußt, ist der Emitterdurchmesser, obwohl die Isolatorstärke einen Sekundäreffekt zu haben schien.

Es wurden die Neutronen- und Gammastrahlenempfindlichkeiten für Detektoren mit Eigenversorgung mit festen-Pt-Emiitern und mit Pt-Hüllen-Emittern, wobei der Kern aus einer Legierung auf Nickelbasis bestand, untersucht Bei beiden Typen scheint das Ansprechen auf äußere Gammastrahlung hauptsächlich ein Oberflächeneffekt zu sein, und die Empfindlichkeit variiert annähernd linear mit dem Emitterdurchmesser und annähernd umgekehrt zu der Quadratwurzel der Stärke der Isolierung.

Die Neutronenempfindlichkeit S_n, von Platin-Emitterdetektoren variiert ebenfalls mit dem Emitterdurchmesser nach einer Exponentialgleichung. Jedoch bestehen starke Anzeichen, daß ein signifikanter Bruchteil der Neutronenempfindlichkeit Neutronenein-

rangvorgängen in dem Detektormantel wie auch dem Emitter zugeschrieben werden kann.

Die erhaltenen Neutronen- und Gammastrahlenemp-■fndlichkeiten sind für die Reaktorunigebung, in welcher sie bestimmt wurden, gültig. Da der Testreaktor einen mit schwerem Wasser moderierten Natururan-CAN-DU-Leistungsreaktorkern simuliert, sind die Werte für S_n für einen solchen Reaktor gültig. Jedoch sind die Werte für 5,, nicht exakt auf eine solche Leistungsreaktorumgebung anwendbar, da sie nach einer Bestrahlung Von nur etwa 1 Stunde bestimmt wurden. Es wird geschätzt, daß ein Gleichgewicht der Gammastrahlcnempfindlichkeiten ungefähr 10% höher liegen würde.

Wie bereits gezeigt wurde, ergab sich aus den Tests, daß die Reduzierung der Empfindlichkeit der Platin-Hüllen-Emitter sehr viel geringer war als proportional zu der Reduzierung der Platinmenge. Dieser Effekt wird am besten durch das Ansprechen des untersuchten Emitters mit den größten Abmessungen gezeigt, der einen Äußendurchmesser von i,44mm und eine Platinhüllendicke von nur 0,062 mm besaß. Im Vergleich zu einem Detektor mit einem festen Platinemitter des gleichen Durchmessers enthielt dieser Detektor nur 16% (etwa '/β) der Platinmenge, jedoch behielt er überraschenderweise 76% der Neutronenempfindlich· keit und 96% der Gammastrahlenempfindlichkeit bei.

Als allgemeine Regel kann angegeben werden, daß die Gesamtempfindlichkeit eines Platin-Hüllen-Emitterdetektors zu Beginn -25% niedriger als diejenige eines festen-Pt-Emitterdetektors von ve-gleichbarer Geometrieist. Diese geringere Gesamtempfindlichkeit ist hauptsächlich das Ergebnis einer niedrigen Neutronen-Tabelle IV

empfindlichkeit als Folge der geringeren Neutronenabsorption in der Legierung auf Nickelbasis. Da der Neutroneneinfangquerschnitt der Legierung auf Nickelbasis gering (4,2 χ 10-²⁸ m²) im Vergleich zu demjenigen des zu der Reaktionsrate am stärksten beitragenden Platinisotops, ^|q5Pt, (27 χ 10-²⁸ m²) ist, wifd di<> Neufonenempfindlichkeit hur mit etwa '/6 der Rate, wie diese die Folge der Neutronenabsorption in Pt ist, aufgebraucht.

Als direktes Ergebnis des niedrigen Aufbrauchens bzw. Abbrennens ist es möglich, ein höheres praktisches Verhältnis von Neutronenempfindlichkeit zu Gammastrahlenempfindlichkeit als zuvor (durch Erhöhung des Emitterdurchmessers) zu erreichen, und damit einen gtSßeren Anteil an promptem Ansprechen. Neuere Tests zeigen einen Gleichgewichtswert von 90% prompt für den Emitterdurchmesser von 1,44 mm.

Der Effekt der niedrigeren Abbrenngeschv/indigkeit bzw. Verbrauchsgeschwindigkeit der Anordnung mit

Pi-Hüiic gcgcfiüucr dem icSicii ι ΐ-ΕϊΤϋίΐ£Γ Wüi\j !Π uCH

folgenden Tabellen IV und V illustriert, welche die relativen Empfindlichkeiten bzw. die prompten Fraktionen, vorausgesagt für den Detektor TC-1204 (Hülle) und UC-107 (fest) als Funktion der Zeit bei einem Neutronenfluß von 2 χ 10^l8n · m-² ■ s™¹ in einem CAN-DU-Leistungsreaktor zeigen. Dieser Fluß ist typisch für den Fluß in mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktoren.

Die prompten Fraktionen wurden unter Anwendung der Gleichung (2) vorausgesagt. T bedeutet jeweils die Einsatzdauer (in Jahren).

Detektor Typ Relative Empfindlichkeit

Bezeich- Emitter P^r0 Einheitslänge

nung T=Oa T=5a T=IOa T=ISa

UC-107 TC-1204 Tabelle V	fest Hülle	1,23 1,0	0,73 0,84	0,51 0,75	0,85 0,88	0,79 0,86	0,42 0,68
Detektor Bezeichnung	Typ Emitter	Prompte Fraktion T=Oa T=5a T=IOa	T= 15 a
UC-107 TC-1204	fest Hülle	0,91 0,90	0,75 0,85

Während alle der zuvorgenannten Vorteile auf alle Größen der untersuchten Emitter mit Platinhülle zutreffen, sind die Verbesserungen bzw. Vorteile bei den größeren Durchmessern am stärksten.

Allgemein ist aus der zuvor gegebenen Beschreibung ersichtlich, daß die Ansprechcharakteristika von Detektoren mit gemischtem Ansprechen komplexer, und infolgedessen die Interpretation der Signale schwieriger IyD _

ist, als bei Detektoren mit nur einfachem Ansprechen, ω I_T

Jedoch kann bei Annahme solcher Detektoren zur Anwendung in Leistungskernreaktoren jetzt eine worin sind: gewisse Betrachtung den Signalmischungen gegeben werden, welche im Hinblick auf die Steuerung und die Sicherung in Leistungskernreaktoren relevant sind.

Für einen Detektor, welcher die Brennstoffleistung wiedergibt, muß das verzögerte Ansprechen des Detektors das gleiche sein wie die verzögerte Energie-Abgaberate in dem Brennstoff, Pd, weiche durch den Zerfall der Spaltprodukte hervorgerufen wird. Der Zerfall der Spaltprodukte gibt zu einem verzögerten Gammastrahlenfluß Φ_γα Anlaß, welcher seinerseits einen verzögerten Strom in dem Detektor IyD erzeugt Falls die folgende Gleichung gilt:

It der von dem Detektor erzeugte Gesamtsf rom, und Pt die Gesamtbrennstoffleistung,

variiert das Signal aus dem Detektor in starker Annäherung zu der Brennstoffleistung.

Da der Detektor sowohl auf die verzögerten als auch

auf die prompten Gammastrahlen anspricht, kann die Gleichung (18) in geeigneter Weise umgeschrieben werden:

worin Φ_γτάεΐ Gesamtgammastrahlenfluß ist

Auf diese Weise kann durch Auswahl der Detektorabmessungen und/oder der Materialien, so daß die Gleichung (19) erfüllt ist, ein Brermstoffleistungsdetektor erhalten werden.

Im folgenden wird der spezifische Fall eines mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktors betrachtet. In der folgenden Tabelle VI sind die typischen Werte für die in den Brennstoffelementen abgelagerte Energie aus den verschiedenen Quellen im Gleichgewichtszustand in einem mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktor angegeben. Die Energiequellen wurden in promte Gruppen und verzögerte Gruppen unterteilt, und der Prozentsatz der diesen Gruppen zuzuschreibenden Gesamtenergie ist in der letzten Spalte aufgeführt.

Tabelle VI

In dem Brennstoff eines mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktors abgegebene

Energie

Quelle der Energie

Klassifizierung Energie/ Kompo- Gruppe
Spaltung nente
(MeV) (%) (%)

Kinetische Energie

aus Spaltfragmenten

Kinetische Energie der Neutronen

aus der Spaltung

Gammstrahlen aus Spaltung

Gammastrahlen

aus Neutroneneinfang

Gammastrahlen aus Spaltprodukten

Spaltprodukt-jS-Zerfall

Durch Neutronen induzierter

/J-Zerfall in Reaktorbauteilen

prompte Neutronen

prompte Neutronen
prompte Gammastrahlen

prompte Gammastrahlen
verzögerte Gammastrahlen
verzögerter jS-Zerfall

verzögerter/-Zeriall

166,0 86.8

1,4	0.7
5,8	3,0
5,1	2,7
4,9	2,6
7,4	3,9

0,6

0,3

93,2

6,8

Aus der Tabelle VI ist ersichtlich, daß die verzögerten oder Gammastrahlen 31% der Gesamtgammastrahlenener- 35 gin ausmachen, und daß die Speicherrate der verzögert D= 2,94 mm.

abgegebenen Energie in dem Brennstoff 6,8% der Gesamtenergie beträgt, d. h.

■ΪΒ- = 0,068
^S. = 0.31

(20)

(21)

Um daher einen Brennstoffleistungsdetektor herzustellen, ist gemäß Gleichung (19) erforderlich, daß der durch Gammastrahlen induzierte Strom 22% des Gesamtstroms ausmacht. Da gilt

S_T

ist ersichtlich, daß durch Kombination der Gleichungen (13) und (14) die gewünschte, relative Gamma· strahlenempfindlichkeit mit einem Pt-Hüllen-Detektor mit einem Kern aus Legierung auf Nickelbasis erreicht werden kann, falls die folgende Beziehung gilt:

2,70
1,40

l.47 O<)5| _

0.22

Daher würde ein Pt-Hüllen-Detektor mit einem Emitterdurchmesser von 2.9 mm ein Signal proportional zur Brennstoffleistung in einem mit schwerem Wasser moderierten. Natururanreaktor ergeben.

Aus der zuvor gegebenen Beschreibung ist ersichtlich, daß es im Rahmen der Erfindung möglich ist, einen Detektor des zuvor beschriebenen Typs zur Verwendung als Brennstoffleistungsdetektor in einem mit schwerem Wasser moderierten Natururanreaktor vorzusehen, wobei der Emitterkern aus einer Legierung auf Nickelbasis mit einem Gehalt von 76 Gew.-% Nickel. 15.8 Gew.-% Chrom. 7.20 Gew.-% Eisen. 0.20 Gew.-% Silizium, 0.10 Gew.-% Kupfer. 0.007 Gew.-% Schwefel und 0.04 Gew.-% Kohlenstoff mit weniger als 0.1 Gew.-% Kobalt und weniger als 0.2 Gew.-% Mangan und die Emitleraußenschicht aus Platin bestehen, wobei der Emitter einen Außendurchmesser in der Größen-Ordnung von 2.9 mm besitzt.

Durch Auswahl unterschiedlicher Materialien für den Emitterkern und den Mantel unter den aufgeführten Materialien können die gleichen Ergebnisse bei unterschiedlichen Deleklorabmessungen erreicht wer· (23) ₆₀ den.

(22)

Hierzu 2 Blatt Zeichnungen:

Claims

Patentansprüche:

1. Selbst strumliefernder Neutronenfluß-Gammastrahlenfluß-Detektor mit

a) einem Emitterkern aus Metall,

b) einer äußeren Emilterschicht rings um den Emitterkern, die aus Platin, Osmium, Tantal, Molybdän oder Cer besteht,

c) einem Kollektor rings um die äußere Emitterschicht und

d) einem Isolator, der die äußere Emitterschicht von dem Kollektor isoliert