DE3230006C2 - - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung der im Oberbegriff der Patentansprüche 1 bzw. 4 angegebenen Art.

Uran wird während des Kernbrennstoffherstellungsprozesses üblicherweise in Form von Urandioxidpulver in 18,93-Liter-Stahlbehältern gelagert. Um jede Gefahr zu vermeiden, daß die kombinierte Uranmaterialmasse an irgendeinem bestimmten Ort kritisch wird, d. h. in der Lage ist, eine sich selbst unterhaltende Kettenreaktion auszulösen, werden die Behälter einzeln und voneinander abgesondert gelagert, was mit einem beträchtlichen Verwaltungs- und Kostenaufwand verbunden ist.

Eine Schwierigkeit, die beim Gewährleisten der Kritikalitätsicherheit einer großen Anzahl von gelagerten Uranbehältern auftritt, ist die Ungewißheit des Kennens der Subkritikalität irgendeines bestimmten Behälters. Wenn die Subkritikalität jedes Behälters bequem und genau bestimmbar wäre, dann könnte einfach die Subkritikalität des Gesamtsystems von einzelnen Behältern präzise berechnet werden. Leider gibt es bislang keine derartige zweckmäßige und genaue Meßtechnik. Das hat die Entwicklung von wirksamen Lager- und Aufhaldetechniken für Uran behindert.

Einzelne Uranbehälter des Typs, wie er bei der Kernbrennstoffherstellung benutzt wird, sind unter sämtlichen Moderatorbedingungen im wesentlichen sub- oder unterkritisch. Es ist demgemäß brauchbar, von der Subkritikalität statt von der Kritikalität zu sprechen. Für die Zwecke der hier beschriebenen Erfindung braucht nicht von Grad Kritikalität gesprochen zu werden, da es das Ziel von Kritikalitätssicherheitsprogrammen ist, jeden Grad an Kritikalität in jedem Teil des für die Verwendung als Reaktorbrennstoff bestimmten Urans zu verhindern.

Zu den vielen Variablen, die in die Subkritikalitätsberechnung eingehen, gehören das Gesamtvolumen, der Aufbau, die Urandichte, die Anreicherung und, für die Erfindung am beachtlichsten, die Moderatorkonzentration, die hauptsächlich Feuchtigkeit oder den in dem Uran vorgefundenen Wassergehalt beinhaltet. Die Urandichte, die Anreicherung und das Behältervolumen oder der Behälteraufbau sind im allgemeinen relativ feste Parameter. Der wichtigste Subkritikalitätsparameter jedoch, nämlich der, der die stärkste Veränderung erfahren kann, ist die Moderatorkonzentration.

Die Konzentration von Wasser kann sich, ungeachtet von dessen Ursprung, in einer für die Kernbrennstoffherstellung gelagerten Uranmasse von null bis über 100 000 ppm (Teile pro Million) verändern. Im Zusammenhang mit dem Handhaben der Lagerung eines Systems aus mehreren Uranbehältern wird sich zeigen, daß eine Moderatorkonzentration von über 20 000 ppm für eine bestimmte Behälter- und Lagerfeldgeometrie, die beispielsweise in 18,93-l-Brennstoffhüllen enthaltenes Urandioxid beinhalten kann, unzulässig ist. Selbstverständlich kann ein einzelner Behälter, unabhängig und abgesondert von anderen gleichen Behältern genommen, mit Wasser geflutet werden und immer noch vollständig unterkritisch sein. Eine einzelne 18,93-l-Brennstoffhülle, in der beispielsweise Uran häufig gelagert wird, ist klein genug, um unterkritisch zu sein, selbst wenn sie in Wasser untergetaucht ist.

Eine zerstörende chemische Analyse von Proben zum Bestimmen der Subkritikalität jedes Uranbehälters in einer Anlage oder einem Lagerbereich ist nicht durchführbar, weil dann jeder Behälter geöffnet werden muß und bei dem Prozeß eine Uranmenge verlorengeht. Weiter kann es sein, daß die Ergebnisse eines solchen chemischen Tests erst nach Stunden oder sogar nach Tagen zur Verfügung stehen.

Feuchtigkeitsfühler zum Messen der Subkritikalität sind aus praktischen Gründen bei der hohen Feuchtigkeit, die in der Moderatorumgebung vorhanden ist, unbrauchbar. Herkömmliche Feuchtigkeitsfühler dienen üblicherweise zum Messen der Feuchtigkeit der umgebenden Atmosphäre, nicht aber zum Messen der Konzentration von flüssigem Wasser. Darüber hinaus sind viele der handelsüblichen Feuchtigkeitsfühler einfach unannehmbar teuer.

Die US-PS 37 76 813 beschreibt ein Verfahren und eine Vorrichtung der eingangs genannten Art. Das bekannte Verfahren und die bekannte Vorrichtung dienen zum Bestimmen der Neutronenabsorptions- und -multiplikationsparameter von Brennstoffbündeln, d. h. von fertigen Brennelementen, die von einem Moderiermaterial umgeben sind und bei denen es sich z. B. um Plutonium oder U-233 handeln kann. Dabei wird der Neutronenfluß an geeigneten radialen und axialen Stellen gemessen, um eine Flußkarte der thermischen und epithermischen Neutronenpopulation innerhalb der Moderatorsäule zu ermitteln, in welcher ein Brennstoffbündel angeordnet ist. Für das Messen der Moderatorkonzentration, die für die Lagerung von Uranmaterialmassen wichtig ist, da Moderatoren zum Verlangsamen von durch Spaltung erzeugten schnellen Neutronen dienen, die das Ausbilden einer nuklearen Kettenreaktion ermöglichen, sind das bekannte Verfahren und die bekannte Vorrichtung weder vorgesehen noch geeignet.

Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren und eine Vorrichtung der eingangs genannten Art so weiterzubilden, daß sich mit ihnen die Wirtschaftlichkeit der Lagerung von Uranmaterialmassen, die bei der Herstellung von Brennstäben für Kernreaktoren benutzt werden, wesentlich verbessern, die Handhabung der Uranmaterialmassen bei der Lagerung wesentlich vereinfachen und die Sicherheit der Lagerung wesentlich verbessern läßt.

Diese Aufgabe ist erfindungsgemäß durch die im kennzeichnenden Teil der Patentansprüche 1 und 4 angegebenen Schritte bzw. Merkmale gelöst.

Die Erfindung erlaubt schnelles, wirtschaftliches und bequemes Messen der Subkritikalität von einzelnen Uranmaterialmassen, wodurch sich die Wirtschaftlichkeit der Lagerung von solchen Uranmaterialmassen wesentlich verbessern läßt, denn stark unterkritische und mäßig unterkritische Uranmaterialmassen können leichter voneinander abgesondert und unter Berücksichtigung ihrer Subkritikalität selektiv gehandhabt werden. Die Sicherheit in Laboratorien und Kernbrennstoffverarbeitungsanlagen wird erhöht, da sich die Moderatorkonzentration einer Uranmaterialmasse zerstörungsfrei messen läßt, d. h. ohne den Verschluß der Behälter, in den sie eingeschlossen ist, öffnen zu müssen. Die Subkritikalität einer Uranmaterialmasse läßt sich durch die Erfindung auch sehr genau bestimmen, weil das Vorhandensein von thermischen Hintergrundneutronen ausgeschlossen und das Verhältnis von thermischen (langsamen) Neutronen zu epithermischen (energiereichen) Neutronen, welche aus der Uranmaterialmasse als Ergebnis der in diese eingeleiteten epithermischen Neutronen austreten, gemessen wird. Wenn die Messung zeigt, daß die Subkritikalität der Uranmaterialmasse den vorbestimmten Grenzwert übersteigt, sondert die Bedienungsperson den betreffenden Behälter von den anderen Behältern ab, wodurch die Gefahr einer kritischen Kettenreaktion verhindert wird. Ein einzelner Meßzyklus gemäß der Erfindung erfordert Minuten, was viel weniger ist als die Stunden, die für einen herkömmlichen chemischen Test erforderlich sind.

Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung bilden den Gegenstand der Unteransprüche.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die Zeichnungen näher beschrieben. Es zeigt

Fig. 1 ein Schema einer Vorrichtung zur Kritikalitätsbestimmung,

Fig. 2 ein Blockschaltbild einer Schaltung zum Bestimmen der Subkritikalität, das die Funktionen des in Fig. 1 gezeigten Prozessors veranschaulicht, und

Fig. 3 ein Diagramm, das die im folgenden erläuterte Subkritikalitätsbeziehung veranschaulicht.

Fig. 1 zeigt eine Anordnung von Schichten von Polyäthylenblöcken 10, die eine Quelle 11 schneller Neutronen in einer Bucht oder Aussparung 12 in den Blöcken trägt. Eine Neutronenabschirmung 13 mit Seiten 14 und einem Boden 15, die vorzugsweise aus Cadmium besteht, ruht auf den Polyäthylenblöcken 10. Das obere Ende 16 ist offen dargestellt. Innerhalb der Abschirmung 13 befindet sich ein Behälter 17 mit einer Uranmaterialmasse hier beispielshalber Urandioxidpulver, das auf Subkritikalität zu untersuchen ist. Wenigstens ein einzelner Detektor 18 für epithermische Neutronen und wenigstens ein einzelner Detektor 19 zum gemeinsamen Erfassen von thermischen und epithermischen Neutronen sind in der Nähe des Urandioxidbehälters 17 und innerhalb der Abschirmung 13 befestigt. Der Einfachheit halber ist die Tragvorrichtung für die Neutronendetektoren nicht dargestellt worden. Die Neutronendetektoren 18 und 19 sind, wie im folgenden noch näher dargelegt, von demselben Typ, wobei aber der Detektor 18 für epithermische Neutronen durch ein geeignetes Material, wie beispielsweise Cadmium, abgeschirmt ist, um thermische Neutronen fernzuhalten. Epithermische Neutronen werden in den Behälter 17 eingeleitet, indem schnelle Neutronen aus der Quelle 11 in epithermische Neutronen umgewandelt werden.

Fig. 1 zeigt elektrische Koaxialkabel 20, die die Detektoren 18, 19 jeweils mit einem Vorverstärker 30, einem Verstärker 32, einem Diskriminator 33, einem Zähler 34, einem Prozessor 35 und einer Anzeigevorrichtung 36 verbinden. Eine Stromquelle 31 speist die genannten Schaltungselemente und außerdem die Detektoren 18, 19, bei denen es sich jeweils im wesentlichen um eine Anode und eine Katode handelt, die eine große Potentialdifferenz in einer Umgebung aus unter Druck gesetztem Helium erzeugen. Wenn ein einfallendes Neutron ein Heliumatom ionisiert, wird eine Stromlawine oder ein Stromimpuls erzeugt und dem Vorverstärker 30 zugeführt, welcher dem Detektor 18 oder 19 zugeordnet ist.

Die Arbeitsweise der Vorrichtung ist unten ausführlicher beschrieben. An dieser Stelle sei jedoch erwähnt, daß die Stromimpulse, die durch den Detektor gebildet werden, durch den Vorverstärker 30 und den Verstärker 32 verstärkt und von dem entsprechenden Diskriminator 33 selektiv durchgelassen werden, um von dem Zähler 34 als Zählwerte registriert zu werden. Die relative Anzahl der registrierten Zählwerte der thermischen und epithermischen Neutronen liefert dem Prozessor 35 eine Basis zum Berechnen der Subkritikalität. Die zum Berechnen der Subkritikalität verwendete Beziehung ist weiter unten dargelegt. Die von dem Prozessor 35 durchgeführte Subkritikalitätsbestimmung wird von der Anzeigevorrichtung 36 angezeigt, die beispielsweise einen Alarm ertönen lassen kann, wenn die Subkritikalität in der Größenordnung eines vorbestimmten Grenzwertes liegt, wie beispielsweise 20 000 ppm des Moderators.

Die Subkritikalität wird durch den in Fig. 2 gezeigten Prozessor 35 nach einer Beziehung bestimmt, die in Analogform gelöst werden kann, wie es in Fig. 2 gezeigt ist, oder in einem Mikroprozessor programmiert sein kann, von dem zahlreiche Arten auf dem Markt sind.

Die Beziehung wird empirisch gewonnen und kann folgendermaßen dargestellt werden:

wobei:

SIden Subkritikalitätswert,tden Meßwert der Zahl der thermischen Neutronen,eden Meßwert der Zahl der epithermischen Neutronen,bdas Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen bei der Moderatorkonzentration null, [%U-235]die Anreicherungskonzentration des Isotops U-235 in der U-235 und U-238 enthaltenden Uranmaterialmasse, ndie Steigung derjenigen Geraden, die das Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen als Funktion der Moderatorkonzentration angibt, in Abhängigkeit von der Anreicherungskonzentration [%U-235] (vgl. Fig. 3), und pdiejenige Steigung dieser Geraden bedeutet, die sich für die Anreicherungskonzentration null ergibt.

Die Konstanten b, n und p in der oben angegebenen Beziehung geben zusammengefaßte arithmetische Werte wieder, welche die verwendete besondere Geometrie darstellen. Die gemessene Neutronenzahl enthält keine Spaltungsneutronen, die sich in einem höheren Energiebereich befinden.

Gemäß Fig. 2 empfängt das Analogschaltungsäquivalent eines Programms eines Mikroprozessors die Werte der Zahlen in den Zählern 34 über elektrische Zuleitungen. Die oben erwähnten numerischen Konstanten werden eingegeben, indem feste Spannungen gemäß der folgenden Tabelle angelegt werden. Diese Werte stellen die besondere Geometrie eines einzelnen 18,93-l-Behälters 17 dar.
Eingang Nr.Konstantwert

40[%U-235] 410,062 420,303 431,53 442,0

Verschiedene Komponenten sind durch elektrische Leitungen 50 miteinander verbunden. Zu diesen Komponenten gehören ein erster Dividierer 60, ein erster Addierer 61, ein zweiter Dividierer 62, ein Vergleicher (C) 63, ein Multiplizierer 64 und ein zweiter Addierer 65. Der Vergleicher 63 kann entweder digital in Software auf dem Mikroprozessor oder in Analogtechnik durch eine im Handel erhältliche diskrete Schaltungskomponente dargestellt werden. Gemäß Fig. 2 berechnet der Dividierer 60 den Ausdruck [(t + e)/e] in der Beziehung (1); der Addierer 61 vervollständigt den Zähler der Beziehung; der Multiplizierer 64 bildet den Wert des Produkts: -0,062 [%U-235]; der Addierer 65 vervollständigt den Nenner; und der Dividierer 62 berechnet das Ergebnis des aus dem Zähler und dem Nenner bestehenden gesamten Bruches. Der Vergleicher 63 vergleicht dann das Ergebnis der Subkritikalitätsgleichung mit einem vorbestimmten Grenzwert, welcher in diesem Fall 2 Gew.-% oder das Äquivalent von 20 000 ppm Moderatorkonzentration beträgt. Wenn der berechnete Subkritikalitätsindex SI den Grenzwert übersteigt, bewirkt ein über die Leitung 20 an die Anzeigevorrichtung 36 abgegebenes Triggersignal, daß ein Alarm ertönt. Wenn das erfolgt, kann eine Bedienungsperson den Behälter 17, der Anstoß erregt hat (zu stark moderiert ist), manuell entfernen, wobei dieser Behälter dann von den übrigen Behältern mit Urandioxid niedrigerer Moderatorkonzentration abgesondert wird, was ein differenziertes und infolgedessen effizienteres sicheres Lagern und Aufbewahren der Behälter gestattet.

Die Neutronenquelle 11 der bevorzugten Ausführungsform ist beispielsweise eine 1-Curie-Americium/Beryllium-Quelle, in der das Americium Alphateilchen durch natürlichen Zerfall freisetzt. In dem Fall von Americium 241 werden etwa 10⁶ Neutronen pro Sekunde als Ergebnis der Kollision von Alphateilchen mit Berylliumatomen in der Quelle abgestrahlt. Weitere geeignete Quellenmaterialien sind Californium 252 und Plutonium/Beryllium. Als Alternative kann eine gepulste Neutronenquelle benutzt werden, wie beispielsweise ein im Handel erhältlicher Neutronengenerator.

In dem Fall von Americium/Beryllium ist die Quelle 11 beispielsweise als eine dünne Platte oder Folie mit einem Durchmesser von ungefähr 6,4 mm ausgebildet und zweckmäßig in einem Bleifaß angeordnet, um das Betriebspersonal vor unzulässiger Strahlung abzuschirmen. Die oben erwähnten Polyäthylenblöcke 10 umgeben das Bleifaß seitlich, stützen es ab und bilden die Bucht 12, die an der Oberseite offen ist. Schnelle Neutronen werden deshalb von der Quelle 11 aufwärts direkt in den Urandioxidbehälter 17 abgestrahlt. Weitere schnelle Neutronen bewegen sich zu den Polyäthylenblöcken 10 und werden auf das thermische oder epithermische Niveau abgebremst (moderiert). Einige dieser Neutronen entweichen aus der Vorrichtung; andere kehren nach oben zu dem Behälter 17 zurück. Die sich nach oben bewegenden thermischen Neutronen werden durch die Abschirmung 13 absorbiert. Die sich mitbewegenden epithermischen Neutronen gehen in die Uranmaterialmasse.

Die Abschirmung 13 hat hier eine zylindrische Form. Eine Tür, die an den Seiten der Abschirmung 13 anscharniert oder anderweitig befestigt ist, kann vorgesehen sein, da die Urandioxidbehälter 17 schwer sind und ihr Einbringen über das obere Ende schwierig sein kann. Der Einfachheit halber ist die Tür in der Zeichnung weggelassen worden. Die Abschirmung 13 verhindert, daß äußere thermische Neutronen (einschließlich thermischer Quellen- und Hintergrundneutronen) den Urandioxidbehälter 17 und die Detektoren 18, 19 erreichen. Die Abschirmung 13 ist vorzugsweise aus 0,76 bis 1,01 mm dickem Cadmiumblech aufgebaut. Ein Überzug oder eine Schicht aus Kunststoff oder rostfreiem Stahl bedeckt vorzugsweise das Cadmium, um eine Verunreinigung der Uranmaterialmasse, die untersucht wird, zu verhindern.

Handelsübliche zylindrische 18,93-l-Stahlbehälter 17 enthalten hier die Uranmaterialmasse. Andere Behältergrößen können benutzt werden, beispielsweise ein großer Silo, der ein Volumen bis zu 100³ haben kann.

Als Detektoren 18, 19 werden Proportionalitätszähler benutzt, wie beispielsweise Helium-3-Detektoren. Diese Detektoren enthalten einen verschlossenen, gasgefüllten Zylinder (nicht dargestellt) und einen isolierten zentralen Leiter, die die Elektroden bilden, mittels welchen dem Gas eine hohe Spannung aufgeprägt wird. Ein einfallendes Neutron ionisiert einen Teil des Gases, und die sich ergebenden Elektronen, die durch die Elektroden aufgefangen werden, bilden oder erzeugen einen Stromimpuls, der über das Koaxialkabel 20 zu dem Vorverstärker 30 übertragen wird. In dieser Ausführungsform kann das Gas Helium mit einem Druck von 9,8 bar sein.

Jeder epithermische Detektor 18 ist an seinen Enden und an den Seiten durch eine Cadmiumabschirmung abgeschirmt, die thermische Neutronen absorbiert und verhindert, daß diese innerhalb des Detektors 18 eine Reaktion hervorrufen. Die Detektoren 18 und 19 sind innerhalb der Abschirmung 13, die dem Behälter 17 mit dem zu untersuchenden Urandioxid umgibt, befestigt, wodurch verhindert wird, daß äußere thermische Neutronen zu ihnen gelangen. Wenn mehrere epithermische und kombinierte thermische/epithermische Detektoren 18 bzw. 19 vorhanden sind, ist jeder mit einem entsprechenden Vorverstärker 30 elektrisch verbunden.

Im Mittel haben die epithermischen Detektoren 18 und die kombinierten thermischen/epithermischen Detektoren 19 die gleiche Anpassung in dem Sinn, daß sie nahe dem Behälter 17 geeignet positioniert sind, um Neutronen zu empfangen, die durch das untersuchte Urandioxid hindurchgehen. Wenn jedoch keine gleiche Anpassung vorhanden ist, dann erfolgt eine geeignete Korrektur. Je nach Bedarf können viele oder wenige Detektoren 18, 19 jeder Art verwendet werden.

Die Stromversorgung 31 speist die Detektoren 18, 19, und die elektrische Schaltungsanordnung, die die Subkritikalitätsbeziehung berechnet, kann beispielsweise ein Potential bis zu 3000 V für die Detektoren liefern. Die Vorverstärker 30, von denen einer mit jedem Detektor 18, 19 verbunden ist, wandeln die Eingangsstromimpulse aus den Detektoren 18, 19 in einen Niederspannungsimpuls um, der zu dem entsprechenden Verstärker 32, dessen Verstärkung einstellbar ist, übertragen wird.

Die oben angegebene Subkritikalitätsgleichung (1) ist empirisch ermittelt worden, und zwar durch Testen von Proben von Uran von bekannter Moderatorkonzentration und Anreicherung in der Vorrichtung in Fig. 1. Der thermische/epithermische Zähler lieferte eine kombinierte Zahl "t + e", und der epithermische Zähler lieferte eine Zahl "e". Diese wurden dividiert, und die Zahl eins wurde subtrahiert, um das Verhältnis von thermischen zu epithermischen Neutronen zu bilden, wie es in den folgenden Gleichungen angegeben ist:

Das Subtrahieren von "eins" von (t + e)/e ergibt:

Demgemäß kann das Verhältnis (t/e) mit der bekannten Moderatorkonzentration in Fig. 1 verglichen werden. Das ergibt das Verhältnis in Fig. 3 zwischen den thermischen und epithermischen Neutronen, das für mehrere Moderatorkonzentrationen bei unterschiedlichen Anreicherungen, einschließlich 0,71% U-235 und 3,80% U-235, ermittelt worden ist.

Zwei Annahmen sind gemacht worden, um die Information in Fig. 3 zu erhalten, nämlich, daß das Verhältnis von thermischen zu epithermischen Neutronen (t/e) in bezug auf die Moderatorkonzentration [M] linear ist und daß das Verhältnis zwischen der Steigung des Verhältnisses (t/e) und [M] eine lineare Funktion der Anreicherung [%U-235] ist.

Entsprechend diesen Annahmen ist in Fig. 3 das Verhältnis (t/e) eine lineare Funktion von [M] und m eine lineare Funktion von [%U-235]:

(t/e) = m [M] + b (4)

und

m = n [%U-235] + p (5)

wobei:

tden Meßwert der Zahl der thermischen Neutronen,eden Meßwert der Zahl der epithermischen Neutronen,mdie Steigung der Geraden, die das Verhältnis von thermischen zu epithermischen Neutronen als Funktion der Moderatorkonzentration angibt, [M]die Moderatorkonzentration in Gewichtsprozent ist, bdas Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen bei der Moderatorkonzentration null, [%U-235]die Anreicherungskonzentration des Isotops U-235 in der U-235 und U-238 enthaltenden Uranmaterialmasse, ndie gleiche Steigung n der Geraden wie in der Gleichung (1) und Pdiejenige Steigung dieser Geraden bedeutet, die sich für die Anreicherungskonzentration null ergibt.

Das Eliminieren von "m" als Variable und das Einsetzen der Gleichung (5) in die Gleichung (4) ergibt:

Definitionsgemäß ist SI die Moderatorkonzentration [M]:

SI = [M] (7)

Demgemäß gilt:

Fig. 3 ergibt zwei Gleichungen, die die Form der Gleichung (3) haben, und gestattet, die folgenden Konstanten zu bestimmen:

b = 0,53 (9)

p = 0,303 (10)

n = -0,062 (11)

Das Einsetzen der Gleichungen (9), (10) und (11) in die Gleichung (8) ergibt:

Da es die kombinierte thermische und epithermische Zahl ist, die tatsächlich gezählt wird, kann die Gleichung (12) folgendermaßen geschrieben werden:

Diese Beziehung ergibt den Wert 1,53 an dem Eingang Nr. 43 und bildet die Basis für den Prozessor 35 in Fig. 2.

Claims (4)

1. Verfahren zur Kritikalitätsbestimmung einer mit einem Moderatormaterial versehenen Uranmaterialmasse durch Richten von Neutronen aus einer Neutronenquelle auf die Uranmaterialmasse und Erfassen von aus der Uranmaterialmasse austretenden thermischen und epithermischen Neutronen mittels nahe der Uranmaterialmasse angeordneter Neutronendetektoren, von denen wenigstens ein erster im wesentlichen nur auf epithermische Neutronen anspricht, gekennzeichnet durch durch folgende Schritte zum Bestimmen eines Subkritikalitätswertes SI als Funktion der Moderatorkonzentration und der Anreicherungskonzentration der die Isotope U-235 und U-238 enthaltenden Uranmaterialmasse: Richten nur von epithermischen Neutronen aus der Neutronenquelle auf die Uranmaterialmasse; Erfassen von thermischen plus epithermischen Neutronen, die aus der Uranmaterialmasse ausgetreten sind, mittels eines zweiten Neutronendetektors, der sowohl auf thermische als auch auf epithermische Neutronen anspricht; Bestimmen des die Konzentration des Moderatormaterials in der Uranmaterialmasse angebenden Verhältnisses von thermischen plus epithermischen Neutronen (t + e) zu epithermischen Neutronen (e), die durch die Detektoren erfaßt worden sind; Berechnen des Subkritikalitätswertes SI nach der Formel in dert + eden Meßwert der Zahl der thermischen plus epithermischen Neutronen, eden Meßwert der Zahl der epithermischen Neutronen, bdas Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen bei der Moderatorkonzentration null, [%U-235]die Anreicherungskonzentration des Isotops U-235 in der U-235 und U-238 enthaltenden Uranmaterialmasse, ndie Steigung derjenigen Geraden, die das Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen als Funktion der Moderatorkonzentration angibt, in Abhängigkeit von der Anreicherungskonzentration [%U-235] (vgl. Fig. 3), und pdiejenige Steigung dieser Geraden bedeutet, die sich für die Anreicherungskonzentration null ergibt; undVergleichen dieses Subkritikalitätswertes SI mit einem vorbestimmten Grenzwert.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Subkritikalitätswert nach folgender Beziehung ermittelt wird:

3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch Aktivieren eines Alarms, wenn der Subkritikalitätswert den vorbestimmten Grenzwert übersteigt, der größenordnungsmäßig 2 Gew.-% an in der Uranmaterialmasse enthaltenem Moderatormaterial beträgt.

4. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, mit einer Neutronenquelle (11) zum Einleiten von Neutronen in die Uranmaterialmasse, mit wenigstens einem ersten Neutronendetektor (18), der neben der Uranmaterialmasse angeordnet ist und im wesentlichen nur auf epithermische Neutronen anspricht, um ein erstes Detektorsignal (e) zu liefern, das die Menge an epithermischen Neutronen angibt, die die Uranmaterialmasse ohne wesentliche Moderation durchquert haben, und mit wenigstens einem zweiten Neutronendetektor (19), der ebenfalls neben der Uranmaterialmasse angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß der zweite Neutronendetektor (19) sowohl auf thermische als auch auf epithermische Neutronen anspricht, um ein zweites Detektorsignal (t + e) zu liefern, das die Summe der Menge an epithermischen Neutronen (e), die die Uranmaterialmasse ohne wesentliche Moderation durchquert haben, und der Menge an epithermischen Neutronen (t), die die Uranmaterialmasse durchquert und auf thermische Energie moderiert worden sind, angibt, daß eine Dividiereinrichtung (60) vorgesehen ist zum Bestimmen des Verhältnisses des zweiten Detektorsignals (t + e) zu dem ersten Detektorsignal (e), daß eine Einrichtung (61) vorgesehen ist, zum Subtrahieren eines Terms 1 + b von dem Verhältnis der Detektorsignale, wobei n das Verhältnis von thermischen Neutronen zu epithermischen Neutronen bei der Moderatorkonzentration null ist, um einen ersten Wert zu bilden, daß eine Einrichtung (64) vorgesehen ist, die einen Faktor n, der die Steigung derjenigen Geraden darstellt, die das Verhältnis (t/e) von thermischen zu epithermischen Neutronen als Funktion der Moderatorkonzentration in Abhängigkeit von der Anreicherungskonzentration [%U-235] der Uranmaterialmasse angibt, multipliziert mit dieser Anreicherungskonzentration, um einen weiteren Term zu bilden, daß eine Einrichtung (65) vorgesehen ist, die diesen weiteren Term addiert zu einer Größe p, die die sich für die Anreicherungskonzentration null [%U-235] ergebende Steigung der genannten Geraden darstellt, um einen zweiten Wert zu bilden, und daß eine Einrichtung (62) vorgesehen ist zum Dividieren des ersten Wertes durch den zweiten Wert, um den Subkritikalitätswert SI zu bilden, den eine weitere Einrichtung (63) mit einem vorgegebenen Grenzwert vergleicht.