DE3031107C2 - Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur Neutronenradiografie - Google Patents
Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur NeutronenradiografieInfo
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Description
60
Die Erfindung betrifft eine transportable Quelle zum
Erzeugen thermischer Neutronen, bestehend aus einem mit AUstrltlsöffnung versehenen Gehäuse, weiches die
Komponenten Moderator, Beryllium und radioaktives Antimon umschließt, Des weiteren Ist die Erfindung
gerichlet auf ein Verfahren zur neulronenradlograflschen
Prüfung von Teilen von wassergekühlten Lelslungsreakloreri
Unter Verwendung einer solchen Quelle zum
Erzeugen thermischer Neutronen.
Die vorliegende Erfindung geht von folgendem
bekannten Stand der Technik aus:
Beim Betrieb von Leislungsreaktoren, die zur Elektrizitätserzeugung
oder zur Bereitstellung von Heiz- oder Reaktionswärme dienen, müssen häufig Schäden an
Reaktortellen untersucht werden oder es muß deren
schadensfreier Zustand nachgewiesen werden. Für diese Prüfungen kommen In erster Linie zerstörungsfreie Verfahren
In Frage, zum Beispiel neben der einfachen optischen Inspektion oder Dimensionskontrolle die schon
bekannten Verfahren mittels Röntgen- und Gammastrahlen, Ultraschall oder Wirbelstrom.
Bei Leistungsreaktoren sind die zu überprüfenden
Teile meist radioaktiv Dies gilt besonders für die im
Reaktorkern eingesetzten Brennstoff- und Steuerelemente. Die Untersuchung mit Röntgen- oder Gammastrahlen
1st dann nicht geeignet, well die radioaktive Eigenstrahlung der Teile die Prüfstrahlung überdeckt
und das Aufnahmebild verschleiert. Auch die oben genannten anderen Prüfverfahren sind nur begrenzt einsetzbar,
weil sie entweder die in Frage kommenden Schäden nicht erfassen oder mechanische Eingriffe in die
Teile erfordern, die langwierig sind und zu Beschädigungen führen können (KWU-Brennelement-Service. Stand
der Entwicklung und neuere Ergebnisse, F. Garzarolll, H. Knaab, K. Knecht, Reaktortagung - Düsseldorf; 30. 3.
bis 2. 4. 1976).
Ein für radioaktive Teile geeignetes Prüfverfahren 1st
die schon bekannte Neutronenradiografle, well hier die
radioaktive Eigenstrahlung der Teile nicht stört. Bei diesem Verfahren wird das zu untersuchende Teil mit
Neutronen durchstrahlt und das Durchstrahlungsbild mit einem Bildaufnehmer, der nur auf Neutronen und nicht
auf Gammastrahlen anspricht, erfaßt (Atomic Energy Review, Vol. 15, No. 2, June 1977, IAEA, Wien).
Da eine sehr Intensive Neutronenstrahlung erforderlich ist. wurde die Neutronenradiografle bisher überwiegend
an Forschungsreaktoren als Neutronenquelle ausgeführt. Dies hat den Nachteil, daß die zu untersuchenden Teile
jeweils zu dem Forschungsreaktor gebracht werden müssen
Wenn Teile von Leistungsreaktoren untersucht werden sollen, ist es besser, die Neutronenquelle dorthin zu
transportleren, well die Teile meist sperrig und auch
radioaktiv sind oder Ihre Anzahl groß ist. Der Leistungsreaktor selbst kommt aufgrund seiner Konstruktion und
Aufgabenstellung als Neutronenquelle für die radiografische Untersuchung nicht In Frage.
Mögliche transportable Neutronenquellen sind Neutronengeneratoren
und Isotopenquellen.
In Neutronengeneratoren werden die Neutronen durch die Einwirkung hoch beschleunigter Teilchen auf ein
Target erzeugt Diese Generatoren sind für den Einsatz
als transportable Neutronenquelle zu groß und unhandlich, wenn sie eine für die Neutronenradiografle ausreichende
Strahlungsintensität haben sollen
Bei Isotopenquellen Ist ein kompakter Aufbau eher
möglich. Von den bekannten Isotopenquellen sind In der
Vergangenhell für die Neutrone:nradlografle hauptsächlich
die Californium- und die Antlmon-Berylllum-Neutronenquelle
benutzt worden.
In der Callfornium-Quelle entstehen die Neutronen
durch den Zerfall des künstlichen radioaktiven Isotops CalIfornlum-252, Der Hauptnachteil dles6s Quellentyps
Ist der hohe Anschaffungspreis für das Californium-^?..
In der Antimon-Berylllüm-Qüelle entstehen die Neutronen durch die Einwirkung der von dem künstlichen
radioaktiven Isotop Antlmon-124 ausgesandten Gammastrahlen
auf das Beryllium entsprechend der Formel
9Be+ y^aBe +η
Die erzeugten Neutronen mit einer Energie von etwa
25 keV werden In einem In die Quelle eingesetzten Körper
aus Moderatormaterial auf thermische Energien Im Bereich von Null bis einigen Elektronenvolt abgebremst.
Diese Abbremsung Ist - wie auch bei anderen Quellen notwendig,
well thermische Neutronen ein kontrastrelcheres
Durchs'iahlungsbild liefern.
Das benötigte Antlmon-124 läßt sich durch Bestrahlung
von natürlichem Antimon In einem Forschungsoder Leistungsreaktor verhältnismäßig einfach erzeugen,
und Antlmon-Berylllum-Neutronenquellen sind daher
erheblich wirtschaftlicher als Callfornium-Quellen vergleichbarer
Intensität.
Transportable Neutronenquelien, die die Antlmon-Berylllum-Reaktlon
ausnutzen, werden seit längerem für physikalische Versuche oder als Startquellen In Reaktoren
verwendet (USA-Patent 28 68 990 und Atomkernenergie (AKTE) Bd. 15 (1970) S. 255-257). Diese Quellen
bestehen aus einem Aniirnonieil, der von Beryllium
umgeben Ist. Sie enthalten keinen Modeiator. Demgegenüber
Ist die hler beschriebene Neutronenquelle dadurch gekennzeichnet, daß thermische Neutronen Im
zentralen Moderator der Quelle erzeugt werden, und daß durch die konzentrische Anordnung der Bauteile um den
Moderator der zur Bestrahlung verwendbare thermische Neutronenfluß Im kleinen Volumen des Moderators
überhöht wird.
Antimon-Beryllium-Quellen zur Anwendung In der
Neutronenradlografle sind bekannt (USA-Patentschrift 32 37 009). Diese In den 60lger Jahren entwickelten Quellen
sind dadurch gekennzeichnet, daß sich ein Antimon-Präparat
In der Mitte der Quelle befindet und das Beryllium und der Moderator welter außen angeordnet
Ist. Bei dieser Anordnungswelse mußten die Quellen, um
einen ausreichenden Neutronenfluß an der Austrittsöffnung zu erreichen, so groß und unhandlich gemacht wer- ^0
den, daß sie als transportable Quellen für die Neutronenradlografle
Keine Anwendung fanden. Beispielsweise hatte eine zylinderförmige Antimon-Beryllium-Quelle,
die für die Neutronenradlografle in einer Heißen Zelle
stationär eingesetzt wurde, einen Außendurchmesser und eine Höhe von jeweils rund einem Meter (On Optimizing
an Sb-Be Source for Neutron Ridlographlc Applications,
DC. Cutforth, Mat. Evaluation, April 1968, S. 49.^
Aufgabe der Erfindung Ist die Schaffung einer Antlmon-Berylllum-Neutronenquelle
von erheblich kompakterem Aufbau, die trot? hoher Strahlungsintensität sehr
handlich und transportabel Ist und sich zur neutronenradlograflschen
Prüfung von radioaktiven Teilen von Leistungsreaktoren Im Servicebecken dieser Reaktoren
eignet.
Die vorstehende Aufgabe wird bei der eingangs genannten Neutronenquelle erfindungsgemäß gelöst
durch die Im Kennzeichnungsteil des Anspruches 1 angegebenen Merkmale.
Weitere Merkmale der Erfindung ergehen sich aus den Unteransprüchen.
Die erfindungsgemäße Neutronenquelle kann bei
Ihrem zylindrischen Aufbau mit einem·Durchmesser und
einer Höhe von etwa 20 cm hergestellt werden. Wegen
Ihrer besonders günstigen, raumlichen Anordnung von Beryllium und radioaktivem Antimon sowie der Werkstoffe
für die Moderation und die Reflexion von Neutronen
führt dazu, daß mwi an der Austrittsöffnung der
55 Quelle einen Neutronenfluß von etwa 10" Neutronen/cm^
pro k Cl Antlmon-124 erhalt.
Bei der neutronenradlograflschen Prüfung werden die
Prüfkörper mit den aus der Quelle austretenden Neulronen
durchstrahlt und das Durchstrahlungsblld mit einer neutronenempfindlichen Folie oder einem anderen BlIdaufnehmer,
der unmittelbar hinter dem Prüfkörper angebracht Ist, erfaßt. Da die Teile aus Kernreaktoren radioaktiv
sind und oft eine Intensive Gammastrahlung aussenden,
müssen sie hinter einer Abschirmung gehandhabt werden, die das Bedienungspersonal vor der Strahlung
schützt. Auch die erfindungsgemäße Neutronenquelle sendet Gammastrahlen aus. Wegen dieser Strahlung
wird erfindungsgemäß für ein Verfahren zur neutronenradlograflschen
Prüfung vorgeschlagen. In das Service- bzw. Kühlwasserbecken des Reaktors eine oben
geschlossene Glocke, aus der das Wasser herausgedrückt oder abgepumpt werden kann, abzusenken, die In Neutronenstrahlrlchtung
hlnterelnander'iegend die Neutronenquelle, das Untersuchungsobjekt und den Bildaufnehmer
umschließt. Hierbei bildet eine Wasserschicht von 2 bis 2,5 m eine ausreichende S' .«hlenabschirmung.
Weitere Einzelheiten und Merkmale der Erfindung
ergeben sich aus der nachfolgenden Beschreibung und der beigefügten Zeichnung, In der eine bevorzugte Ausführungsform
der Erfindung beispielsweise veranschaulicht Is-
In der Zeichnung zeigen:
Fig. 1 einen axla:en Querschnitt durch eine erfindungsgemäße
Neutronenquelle,
Flg. 2 einen Querschnitt gemäß der Schnittlinie II-II
der Flg. 1 und
FIg 3 einen horizontalen Querschnitt durch eine für die neutronenradlograflsche Prüfung von Teilen von
wassergekühlten I.elstungsreaktoren vorgesehene in das Service-Becken ues Reaktors absenkbare Glocke mit
Neutronenquelle, Untersuchungsobjekt und Bildaufnehmer.
Wie Flg. ! und 2 zeigen, besteht die erfindungsgemäße
Neutronenquelle aus einem vorzugsweise ;us Polyäthylen
bestehenden Moderator I von becherförmiger Gestalt, einem becherförmigen Beryllium-Körper 2 mit
ad.ι koaxial ausgerichteten Bohrungen, welche zur
Erzeugung der Neutronen radioaktive Antimon-Stäbe 3 aufnehmen, einem ebenfalls becherförmig ausgebildeten
Reflektor 4, der als Material hohen Streuquerschnittes vorzugsweise aus Nickel besteht, einer vorzugsweise aus
Polyäthylen bestehenden Abschirmung 5 und einem aus Cadmlumblech bestehenden Gehäuse 6 zum Abfangen
der nach außen entweichenden thermischen Neutronen
Die Mittelbohrung des Moderators 1 setzt sich fort In
einer als Kollimator ausgebildeten Einstülpung des Gehäuses 6. Dieser Kollimator 7 Ist vorzugsweise ein
konischer Trichter, de' auf das Untersuchungsobjekt perlf'iUt werden kann.
Wie die Flg. I erkennen läßt, sind die vorerwähnten
Neutronenquellen - Komponenten 2. 4 t:nd 5 Ihrer
Bodenfläche gegenüberliegend mit einer mlttlg durchbrochenen DeckenHäche versehen, die an den Kollimator 7
anschließt
Die Bohrungen im Beryllium 2 für die Aufnahme der
Antimonstdbe 3 finden Ihre Fortsetzung in entsprechenden
Bohrungen des Reflektors 4 und der Abschtemung 5,
die unmittelbar art die Bodenfläche 16 ües Gehäuses 6
angrenzen, wo entsprechende Beschickungsöffnungen vorgesehen werden können, damit man das Antimon
nach entsprechendem Verbrauch entnehmen und eine NeübeschlckUng vornehmen kann. Dieses Neubeschlk-
Mftr-Üb
ken mit Antimon kann auch unter Wasser mit einer entsprechenden
Fernbedienung vorgenommen werden.
Verglichen mit der vorgenannten Antlmon-Berylllum-Quelle
nach D. C. Cütforth hat die erfindungsgemäße
Quelle bei einer Höhe und einem Durchmesser von etwa 21 cm ein um den Faktor 100 kleineres Volumen, Der
Neutronenfluß an der'Austrittsöffnung der Quelle Ist mit
1,2XlO8 Neutronen/cm2s bei 1,5 k Cl Antlmon-124,
etwa gleich dem der vorbekannlen Quelle.
Die Kompaktheit und der hohe Neutronenfluß der lö
erfindungsgemäßen Quelle wird dadurch erreicht, daß die Neutronenabbremsung In einem kleinen Volumen Im
Zentrum stattfindet, daß durch den schalenartigen Aufbau eine größere Menge Antimon untergebracht werden
kann, daß das Antimon weniger Neutronen absorbiert, well das Material sich In einem Gebiet niedrigen Neutronenflusses
befindet, und daß der Reflektor das Austreten der Neutronen verringert.
Die Möglichkeit zur Neubeladung mit dem Antimon ',vurde vorgesehen, w?!' das Antlmon-124 nur eine Halbwertszeit
von etwa 60 Tagen hat und daher von Zelt zu Zelt erneuert werden muß. Außerdem Ist es beim Transport
der Neutronenquelle aus Abschlrmungsgrunden einfacher, wenn das Antimon herausgenommen und
getrennt transportiert wird.
Flg. 3 zeigt schematisch einen Querschnitt durch die
Prüfeinrichtung. Sie befindet sich unter Wasser und Ist
nach oben von einer zwei bis zweieinhalb Meter dicken Wasserschicht bedeckt zur Abschirmung der aus der
Neutronenquelle und dem Untersuchungsobjekt austretenden Strahlung. Im wesentlichen besteht die Einrichtung
aus einer nach oben geschlossenen Glocke 8, die
20
25 das Untersuchungsobjekt 9, die Neutronenquelle 10 und
den Blldaufnehmer 11 umschließt. Die drei letzleren sind
In einer Linie angeordnet, wobei sich In einer bevorzugten
Anordnung die Quelle etwa 40 cm vor und der Blldaufnehmer
11 unmittelbar hinter dem Urilersuchungsobjekt
9 befindet. Eine mögliehe Anbringung der Blldaufnehmer
ist gegeben durch einen Schacht 12, der nach unten geschlossen Ist und nach oben durch die Glocke 8
hindurch bis Über die Wasseroberfläche reicht.
Zur neütronenradlograflschen Prüfung eines Teiles aus
einem Leistungsreaktor, beispielsweise eines Steuer·1 oder
Brennelementes, werden das Untersuchungsobjekt 9 und die Quelle 10 Im Scrvlce-Becken In geeigneter Welse aufgestellt
und die Glocke 8 darüber geschoben. Dann v/lrd das Wasser aus der Glocke 8 - beispielsweise durch Preßluft
- verdrängt, und als letztes der Blldaufnehmer 11 In dem Schacht 12 In die Aufnahmeposltlon abgelassen.
Das Schachtinnere bleibt Immer frei von Wasser.
In einer anderen Ausführungsform der Prüfeinrichtung
werden das Untersuchungsobjekt und die Ouelle Im Service-Becken
auf einem Unterteil aufgestellt, das eine Dichtung besitzt, die beim Aufsetzen der Glocke wasserdicht
schließt. Das Wasser kann dann durch Abpumpen aus der Einrichtung entfernt werden.
Zur Bildaufnahme stehen mehrere bekannte Methoden zur Verfügung. Als preiswerte Blldaufnehmer werden
bevorzugt neutronenempflndllche Folien verwendet, die
das D'urchstrahlungsblld des Untersüchungsobjektes festhalten "Jnd nach dem Durchstrahlungsvorgang außerhalb
der Prüfeinrichtung zu einem optisch sichtbaren Durchstrahlungsblld
umgewandelt werden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Claims (9)
1. Transportable Quelle zum Erzeugen thermischer Neutronen, bestehend aus einem mit Austrittsöffnung
versehenen Gehäuse, welches die Komponenten Moderator, Beryllium und radioaktives Antimon
umschließt, dadurch gekennzeichnet, daß konzentrisch um eine als Neutronenaustrittsöffnung dienende
Gehäusebohrung (7) in becherförmiger Gestalt Innen der Moderator (1), diesen umgebend das
Beryllium (2) und das letztere umgebend ein Neutronenreflektor (4) angeordnet sind, und daß zwischen
Neutronenreflektor (4) und Moderator (1) in rlng- oder schalenförmlger Anordnung radioaktive Antimonpräparate
(3) liegen.
2. Neutronenquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Antimonpräparate (3) Im
Beryllium (2) eingebettet sind.
3. Neutronenquelle nach Anspruch 1 und 2, dadurch ^kennzeichnet, daß die Antimonpräparate
(3) auf einer Zylinderfläche angeordnete Stäbe sind.
4. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 3 dadurch gekennzeichnet, daß Beschickungsöffnungen durch
Gehäuseboden (16), Abschirmschicht (5) und Neutronenreflektor (4) für das Einbringen der Antimonpräparate
(3) vorgesehen sind.
5. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Gehäusebohrung (7) als nach
außen divergierender Kollimator ausgebildet Ist.
6 Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 5, dadurch
gekennzeichnet, daß das Gehäuse (6) aus Cadmlum-Blech bestem und an der Innenseite mit einer vorzugsweise
aus Polyethylen jestehenden Abschirmschicht (5) versehen Ist.
7. Neutronenquelle nach An pruch 1 bis 6. dadurch
gekennzeichnet, daß die becherförmig gestalteten Komponenten (2, 4) mit einer dem Becherboden
gegenüberliegenden durchbrochenen Deckelfläche an die Neutronenaustrittsöffnung (7) anschließen.
8. Verfahren zur neutronenradlograflschen Prüfung von Teilen wassergekühlter Leistungsreaktoren mit
Service- bzw Kühlwasserberken, mit Hilfe einer Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 7, dadurch
gekennzeichnet, daß In das Service- bzw. Kühlwasserbecken
des Reaktors eine oben geschlossene Glocke (8). aus der das Wasser herausgedrückt oder abgepumpt
werden kann, abgesenkt wird, die In Neutronen-Strahlrlchtung
hlntereinanderllegend die Neutronenquelle (10). das Untersuchungsobjekt (9) und den
Blldaufnehmer (U) umschließt
9 Verfahren nach Anspruch 8 dadurch gekennzeichnet,
daß der Bildaufnehmer (11) In die Glocke 1(8) über einen die Glockenoberseite durchdringenden,
nach unten geschlossenen und bis zur Wasseroberfläche ragenden Schacht (12) eingebracht wird
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19803031107 DE3031107C2 (de) | 1980-08-16 | 1980-08-16 | Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur Neutronenradiografie |
Applications Claiming Priority (1)
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DE19803031107 DE3031107C2 (de) | 1980-08-16 | 1980-08-16 | Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur Neutronenradiografie |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3031107A1 DE3031107A1 (de) | 1982-03-18 |
DE3031107C2 true DE3031107C2 (de) | 1982-09-09 |
Family
ID=6109826
Family Applications (1)
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DE19803031107 Expired DE3031107C2 (de) | 1980-08-16 | 1980-08-16 | Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur Neutronenradiografie |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE3031107C2 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3534760C1 (de) * | 1985-09-28 | 1987-05-07 | Bbc Reaktor Gmbh | Einrichtung zum Erzeugen thermischer Neutronen |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3534686C1 (de) * | 1985-09-28 | 1987-05-07 | Bbc Reaktor Gmbh | Einrichtung zum Durchstrahlen eines Objektes mit einer transportablen,thermische Neutronen erzeugenden Quelle |
HUE054421T2 (hu) | 2016-05-19 | 2021-09-28 | European Spallation Source Eric | Eljárás neutronforrás létrehozására |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2868990A (en) * | 1955-12-12 | 1959-01-13 | William A Reardon | Neutron source |
-
1980
- 1980-08-16 DE DE19803031107 patent/DE3031107C2/de not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3534760C1 (de) * | 1985-09-28 | 1987-05-07 | Bbc Reaktor Gmbh | Einrichtung zum Erzeugen thermischer Neutronen |
Also Published As
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---|---|
DE3031107A1 (de) | 1982-03-18 |
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