DE3437104C2

DE3437104C2 -

Info

Publication number: DE3437104C2
Application number: DE3437104A
Authority: DE
Inventors: Lealon Carol Wimpee; John Prescott Sturtz; John Paul San Jose Calif. Us Neissel
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1983-10-19
Filing date: 1984-10-10
Publication date: 1989-12-07
Also published as: SE457834B; US4634568A; SE8405216L; DE3437104A1; IT1178576B; ES536752A0; IT8423210A0; ES8607622A1; JPS60121658A; SE8405216D0; CH668504A5; IT8423210A1; JPH038059B2

Description

Die Erfindung betrifft einen Neutronendetektor gemäß dem Ober begriff des Patentanspruches 1.

Ein solcher Neutronendetektor ist in der DE-OS 28 04 821 be schrieben.

Gegenstand der FR-PS 15 96 082 ist eine auf Kernspaltung beruhen de Ionisationskammer, bei der innerhalb eines abgedichteten Gehäuses zwei Elektroden angeordnet sind, von denen mindestens eine mit einem durch Neutronen spaltbaren Material, insbeson dere U-235, überzogen ist. Der Behälter ist mit Argon von 15 bar gefüllt.

In dem Buch "Ioniztion Chambers and Counters" von B. B. Rossi und H. H. Staub, N.Y. 1949, McGraw-Hill BookCompany, sind auf den Seiten 203 bis 219 auf Kernspaltung beruhende Detektoren be schrieben. Für solche mit kleiner Spaltkammer und einem Füll druck von 1 bar Argon findet sich auf Seite 208 der Hinweis auf bis zu 10 mg/cm² an U-235 auf einer Platinfolie, wobei eine Spannung von weniger als 250 Volt benutzt wurde.

In der DE-OS 25 16 977 ist eine Ionisationskammer mit Bor-Auf lage beschrieben, bei der die Neutronen Lithiumkerne und α- Teilchen erzeugen, welch letztere zur Ionisation des Füll gases führen. Das Hüllrohr der Kammer weist mit Tonerdepulver abgedichtete und isolierte Durchführungen auf, die zusätzlich eine eingelötete Tonerdebuchse aufweisen.

In der DE-OS 30 42 667 ist ein Neutronendetektor mit einer Ionisationskammer beschrieben, der keramische Koaxialisola toren sowie eine Triaxialeinheit aufweist.

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

Die zum Messen des Neutronenflusses während des Anfahrens benutzten Detektoren (d. h. die Quellenbereichsmoni toren, abgekürzt QBM, und die Zwischenbereichsmonitoren, abgekürzt ZBM) des LWR sind jedoch nicht im Kern des Reak tors fixiert gewesen. Üblicherweise schließen die Anfahr detektoren vier QBMs, die den Neutronenflußbereich von 10³ bis 10⁹ nv abdecken und 8 ZBM ein, die den Bereich von 10⁸ bis 1,5 x 10¹³ nv abdecken. Die übliche Einheit des Neutronenflusses ist als die Zahl der Neutronen definiert, die in der Zeiteinheit durch eine Einheitsfläche hindurchtreten, und dies ist ein Maß der Intensität. Für die weitere Diskussion wird der Neutronenfluß durch das Symbol "nv" angegeben, das die Zahl der Neutronen angibt, die in einer Sekunde durch eine Fläche von 1 cm² hindurchtreten. Zusammen decken die vorgenannten Sensoren und die damit zusammenhängende Elek tronik einen Neutronenfluß von mehr als zehn Zehnerpotenzen ab.

Fig. 1 gibt graphisch den Quellenbereichs-, Zwischenbe reichs- und Leistungsbereichs-Betrieb eines Leichtwasser reaktors (LWR) wieder, sowie die verschiedenen Signale der drei Sensoren bei verschiedenen Größen des Neutronenflusses.

Wegen der Notwendigkeit einer hohen Empfindlichkeit im Quellen- und Zwischenbereich und um ein vorzeitiges Ab brennen der QBM und ZBM während des Betriebes des LWR bei voller Leistung zu verhindern, sind die QBM- und ZBM-Senso ren bisher in eine Position unterhalb des LWR-Kernes zurück gezogen worden, wo der Neutronenfluß vernachlässigbar ist. Das System zum Einführen und Zurückziehen des Sensoren be steht aus einer Elektronik zur Antriebssteuerung, Antriebs motoren, flexiblen Antriebsschäften, Getriebegehäusen und vertikalen Antriebsrohren, die die Detektoren enthalten und ein Mittel zu ihrer Einführung in ein hohles, zylindrisches, trockenes Rohr darstellen, das im Kern des LWR fixiert ist. Diese Komponenten erfordern ein hohes Maß an Instandhaltungsaufwand, sie sind während der Instandhaltung der Steuerstabsantriebe einer Beschädigung ausgesetzt und sie tragen zu den Störun gen unterhalb des Reaktorgefäßes bei.

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

Außerdem hat die NRC eine neue Vorschrift im Regulatory Guide 1.97 veröffentlicht, die verlangt, daß Betriebsan lagen ein Sicherheitssystem aufweisen, um die Neutronenfluß stärke nach einem Kühlmittelverlust-Unfall (LOCA) zu über wachen, der von einem Leistungsbereich von 10^-6% bis zu 100 % der vollen Leistung reicht.

Der Erfindung liegt somit die Aufgabe zugrunde, einen Neutro nendetektor der eingangs genannten Art zu schaffen, der (1) im Reaktorkern ohne rasches Abbrennen fixiert werden kann, (2) der für drei oder mehr Betriebszyklen oder etwa fünf volle Leistungsjahre im Reaktorkern eines LWR verbleiben kann und (3) über einen weiten Bereich des Neutronenflusses brauchbar ist, wobei vorzugsweise anstelle der derzeit benutzten zwei Detektoren nur noch ein Detektor erforder lich sein soll.

Diese Aufgabe wird gemäß der Erfindung durch die kennzeich nenden Merkmale des Patentanspruches 1 gelöst. Vorteilhafte Ausführungsformen des erfindungsgemäßen Neutronendetektors finden sich in den Unteransprüchen.

Die Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die Figuren näher erläutert, in der u. a. Ausführungsbeispiele des Neutronendetektors nach der Erfindung dargestellt sind. Im einzelnen zeigt

Fig. 1 eine graphische Darstellung der verschiedenen Detektorsignale bei verschiedenen Stärken des Neutronenflusses, wobei der "weite Bereich" den Ansprechbereich des erfindungsgemäßen Detektors wiedergibt;

Fig. 2 eine schematische Darstellung eines Neutronende tektors in einem Reaktorkern;

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

Fig. 4 eine Ausführungsbeispiel eines Neutronendetektors, der bis auf die Anordnung der Dichtung 110, 100 dem erfindungsgemäßen Neutronendetektor entspricht;

Fig. 5 ein Anwendungsbeispiel des Detektors nach Fig. 4 unter Benutzung der Dichtung 110

Fig. 6 ein anderes Ausführungsbeispiel des erfindungsgemäßen Detektors mit einem Triaxialkabel unter Benutzung der Dichtung 160 und

Fig. 7 einen Querschnitt des Triaxialkabels nach Fig. 6.

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

Fig. 2 veranschaulicht schematisch mehrere Detektoren 20, die in einem Kernreaktor 22 angeordnet sind, um den Neu tronenfluß darin zu überwachen. Der Reaktorkern umfaßt mehrere im Abstand voneinander angeordnete Brennelemente 24, von denen jedes mehrere Brennstäbe ent hält, in denen sich spaltbares Material, wie U-235, befin det. In den Räumen zwischen den Brennelementen 24 befinden sich Schutzrohre 26. Diese Rohre 26 können abgedichtet oder, wie dargestellt, offen sein, um den Kühlmittelfluß 2 aufzu nehmen, der um die Detektoren 20 herumströmt. In der Praxis ist eine Anzahl von Leistungsbereichs-Detektoren 20 in einer vorbestimmten Anordnung im Kernreaktorkern verteilt, die verschiedene Detektoren 20 in verschiedenen Kernhöhen in den Rohren 26 einschließt, um eine genaue Anzeige der Stärke und der Verteilung des Neutronenflusses im Kern zu ergeben. Ein solches System ist detailliert in der US-PS 36 65 760 gezeigt und beschrieben. Die Neutronendetektoren mit weitem Bereich nach der vorliegenden Erfindung werden etwa 45 cm oberhalb der zen tralen Kernebene angeordnet.

Fig. 3 gibt eine schematische Darstellung eines Neutronen detektors 20 zur Verwendung in einem Neutronendetektor system 30 wieder. Der Detektor 20 weist zwei einen Abstand voneinander aufwei sende konzentrische Elektroden auf, eine erste Elektrode 32 und eine zweite Elektrode 34. Der Raum 36 zwischen den Elektroden 32 und 34 ist abgedichtet und mit einem unter Druck stehenden ionisierbaren Gas gefüllt, z. B. einem Edelgas, wie Argon. Auf der Oberfläche einer oder beider Elektroden 32 und 34 befindet sich eine Schicht aus einer Mischung aktiven und Brutmaterials (U-235 und U-234).

In Gegenwart eines Neutronenflusses unterliegt diese Schicht 38 mit dem spaltbarem U-235 Spaltungs reaktionen mit einer Geschwindigkeit proportional dem Neu tronenfluß. Die dabei entstehenden Spaltprodukte verur sachen eine Ionisation des Gase im Raum 36 proportional zur Zahl der Spaltungen. Eine Spannungsquelle 40 geeigne ter Spannung, die zwischen den Elektroden 32 und 34 liegt, führt zu einer Sammlung von Ionenpaaren durch die Elektroden 32 und 34. Dadurch fließt ein Strom von der ersten Elektro de 32 zur zweiten Elektrode 34 und über ein elektrisches Detektorsystem, wie das Meßgerät 42. Das durch das Meßge rät 42 angezeigte Signal ist proportional zum Neutronen fluß in der Kammer 44 des Detektors 20. Die Lebensdauer des Detektors 20 hängt vom Verbrauch des aktiven und des Brutmaterials ab und ist daher ab hängig von den thermischen und epithermischen Komponenten des Neutronenflusses in der Kammer.

Fig. 4 zeigt ein Ausführungsbeispiel eines Neutronendetektors. Der Neutronendetektor 20 umfaßt ei ne abgedichtete Kammer 44, die die voneinander im Abstand angeordneten Elektroden 32 und 34 enthält. Die abgedichte te Kammer 44 befindet sich innerhalb eines Rohres 48 aus korrosionsbeständigem Stahl, das durch einen ersten Stopfen 50 und einen zweiten Stopfen 52 abgedichtet ist. Der Endstopfen 50 weist einen Durchgang für einen elektrischen Leiter 54 auf. Die Elektroden 32 und 34 sind durch einen ersten Abstandhalter 58 und einen zweiten Ab standhalter 60 aus Keramik voneinander isoliert. Die innere oder zentrale Elektrode 34 dient als Anode und ist durch den Leiter 54 mit einer Spannungsquelle 40 und einer die Signale verarbeitenden Elektronik verbunden. In dem Raum 36 zwischen den Elektroden 32 und 34 befindet sich ein ionisierbares Gas, wie Argon oder Helium.

Damit der Detektor 20 die erwünschte Empfindlichkeit über den Bereich von zehn Zehnerpotenzen für die Messung des Neutronenflusses hat, ist es besonders wichtig, daß der Raum 36 unter einem hohen Druck oberhalb von 2 bar gehalten wird. Dieses Merkmal stellt einen wichtigen Unterschied der vor liegenden Erfindung gegenüber der DE-OS 28 04 821 dar. Ein geeigneter Bereich für den Gasdruck im Raum 36 erstreckt sich von 2 bis zu 20 bar und vorzugsweise wird der Druck in diesem Raum bei etwa 14,7 bar gehalten. Vorzugsweise ist die Anode 34 mit einem inneren Hohlraum 45 versehen, wie in Fig. 4 gezeigt, der mit dem gleichen ionisierbaren Gas ge füllt ist wie der Raum 36 und der sich in Verbindung mit diesem Raum 36 befindet. Das im Hohlraum 45 befindliche ionisierbare Gas dient als Gaskompensationsvolumen. Der Hohlraum 45 steht unter dem gleichen Druck wie der Raum 36. Diese Anordnung ist bevorzugt, weil das Gaskompensations volumen zur Verbesserung der Detektorlinearität und zur Verminderung des Gamma-Erhitzens dient, weil die Masse der Anode 34 vermindert ist.

Eine dünne Schicht 38 aus einer Mischung aktiven und Brut materials ist auf der Oberfläche der Anode 34 angeordnet. In anderen Ausführungsformen der vorliegenden Erfindung kann die innere Oberfläche der Kathode 32 die dünne Schicht 30 tragen, oder es können sowohl die Kathode 32 als auch die Anode 34 eine Schicht aus der Mischung aktiver und Brutmaterialien aufweisen. Im vorliegenden Falle besteht die Schicht 38 aus einer Mischung aus U-234 und U-235 im Verhältnis von 70 : 30 bis 90 : 10, wobei diese Mischung auf die äußere Oberfläche der Anode 34 aufgebracht ist. In der bevorzugten Ausführungsform wird eine Mischung von U-234 zu U-235 von 79 : 21 benutzt, die eine gut dokumen tierte Beziehung von Empfindlichkeit zu Neutronenstrahlung aufweist, da die Leistungsbereichs-Detektoren die gleiche Mischung benutzen.

Diese Mischung führt zu einer etwa 60%igen Verminderung der Empfindlichkeit des Detektors 20 nach fünf vollen Betriebs jahren in einem Reaktorkern, der bei voller Leistung ar beitet. Wenn die Target-Empfindlichkeit des Detektors 20 am Ende der fünf vollen Leistungsjahre z. B. 1×10^-3 Zählungen pro Sekunde/nv entspricht (was eine sehr viel höhere Zählungsgeschwindigkeit ist, als durch die tech nischen Spezifikationen des Herstellers der Anlage ge fordert wird), dann gestattet eine anfängliche Empfindlich keit von 2,5×10^-3 Zählungen pro Sekunde/nv das fixierte Anordnen im Kern. Auf diese Weise sind die derzeit benutz ten Antriebskomponenten für den QBM und den ZBM überflüssig.

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

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

Am gegenüberliegenden Ende der Elektrode 34 (d. h. auf der rechten Seite in Fig. 4) ist außerhalb des zweiten Abstand halters 60 ein scheibenförmiger Isolator 86 angeordnet, an den sich der zweite Endstopfen 52 anschließt, der mit dem Rohr 48 verschweißt ist. Außerhalb des Detektors 20 ist an der äußeren Oberfläche des Endstopfens 52 der Gehäuse isolator 88 befestigt, gefolgt von einem Haltering 90. Ge häuseisolator 88 und Haltering 90 sind hinsichtlich ihrer Funktion und Struktur mit dem Isolator 66 und dem Haltering 64 im wesentlichen identisch. Auf eine Verjüngung des End stopfens 52 ist eine Hohlkappe 92 aufgesteckt.

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

Der vom Detektor 20 als Reaktion auf einen Neutronenimpuls erzeugte elektrische Strom wird zur Analyse durch den Lei ter 54 zum Meßgerät geschickt. Dieses Meßgerät 42 kann ver schiedene Arten von bekannten elektrischen analytischen Schaltungen enthalten. Ein Beispiel ist in der US-PS 35 79 127 beschrieben.

Ein anderes Beispiel einer bekannten Schaltung findet sich in der US-PS 41 03 166.

Die Fig. 5 zeigt eine Anwendung des Detektors 20 der Fig. 4. Die Fig. 5 gibt eine seitlich weggeschnittene An sicht wieder, in der der Detektor innerhalb eines Reaktorkernes angeordnet ist, der einen Neutronenfluß erzeugt. Die Detektor-Baueinheit 94 der Fig. 5 weist ein zylindrisches Trockenrohr 96 auf, das abgedichtet ist und ei nen Kopf 98 aufweist.

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

Das Trockenrohr 96 ist von einer integralen Grenzdichtung 118 umgeben, die durch die Reaktorwand 116 hindurchtritt und an dieser befestigt ist. Die Grenzdichtung 118 ist ei ne übliche ASME-Druckgrenzdichtung (American Society of Mechanical Engineers: Boiler and Pressure Vessel Code), wie sie üblicherweise in Kernreaktoren benutzt wird. Die Dichtung 118 ist mit einem Kopf 122 versehen, der sich über den Nacken 124 zu einem Hals 126 mit geringerem Außendurchmesser als dem des Kopfes 122 verengt. Das Trockenrohr 96, das sich von sei nem Kopf 98 bis zum Beginn des Nackens 124 der Grenzdich tung erstreckt, umfaßt ein Rohr, für das der Standard ASME-Druckcode gilt.

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

Nach ausgedehnten Untersuchungen, die zur vorliegenden Er findung führten, wurde festgestellt, daß eine der Ursach en für die Empfindlichkeitsveränderungen des Detektors die Beschädigung der keramischen Dichtung 110 durch schnelle Neutronen war, die in hoher Dichte im Reaktorkern 128 vorhanden sind, was zu einer Gasverbindung zwischen dem Sensor körper und dem Kabel führte und eine Empfindlichkeits verschiebung zur Folge hatte. Die Untersuchungen führten zum erfindungsgemäßen Konzept der Neuanordnung der keramischen Dichtung 110 von ihrer vorherigen Stelle im De tektor selbst zu einer in Fig. 5 gezeigten Position, die sich etwa 30 cm unterhalb der Bodenkante 130 des Reaktor kernes 128 befindet und damit sicher unterhalb der Schwelle für eine Neutronenbeschädigung. In dieser Anordnung ist der Neutronenfluß am Ende der erwarteten Lebensdauer des De tektors etwa zwei Zehnerpotenzen unterhalb der Schwelle für eine Beschädigung durch schnelle Neutronen, die typischer weise bei etwa 2 bis 5×10²¹ Neutronen/cm² liegt.

Schließlich tritt das Trockenrohr 96 durch die Grenzdichtung 118 und ist an seinem äußeren Ende 132 mit der Außendich tung 134 abgedichtet, die für die Situation nach einem Kühlmittelverlust-Unfall ausgelegt sein soll. Das untere Ende 120 des unteren Kabels 114 ist hermetisch durch den un teren Verbinder 136 aus Keramik abgedichtet und steht in leitender Verbindung mit dem Außenkabel 138, das durch die Dichtungsöffnung 140 zur üblichen elektrischen Verbin dung mit der Spannungsquelle 40 und dem Meßgerät 42 hindurch tritt.

Wie sich aus der Fig. 5 ergibt, beseitigt die vorliegende Erfindung durch permanentes Anordnen des Detektors 20 im Reaktorkern 128 für seine vorhergesehene Lebensdauer von 4 bis 6 Jahren die Notwendigkeit, eine Ausrüstung zum Einführen und Zurückziehen der Sensoren zu verwenden. Daher beseitigt die vorliegende Erfindung auch die Notwendigkeit für eine Antriebssteuerelektronik, einen An triebsmotor, einen flexiblen Antriebsschaft, ein Getriebe gehäuse und ein vertikales Antriebsrohr, das den Sensor 20 enthält und eine Einrichtung zum Einführen des Detektors in das festgelegte Trockenrohr 96 bildet. Außerdem kann der erfindungsgemäße Sensor 20 sowohl für die Bedingungen bei Erdbeben und nach Kühlmittelverlust-Unfällen ausgelegt sein.

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

Durch Schaffung des richtigen Ausgleichs zwischen Gasvolu men und Temperatur innerhalb des Detektors 20 und Gasvolu men und Temperatur innerhalb des oberen Kabels 104 werden Gasbewegungen zwischen dem Detektor und dem oberen Kabel, die nach Änderungen in der Reaktorleistung auftreten würden, minimal gehalten und ein lineares Sensor signal wird aufrechterhalten. Durch Füllen des Trocken rohres 96 in dem Bereich vom Teil 140 bis zum Teil 98 mit Helium anstelle von Luft kann die Temperatur der Anode im Detektor 20 von einer Temperatur von etwa 640 °C auf etwa 525 °C merklich reduziert werden.

Auf dem Gebiete der Neutronenüberwachung hat man sich mit den Hintergrundsignalen befaßt, die von Alpha-Teilchen er zeugt werden, die aus dem natürlichen Zerfall von U-234 re sultieren. Dies hat zur Herstellung von Spalt zählern mit außerordentlich geringen Mengen von U-234 ge führt, wobei ein Maximum von 0,5% U-234 für einige QBM- Spaltzähler benutzt wurde. Es ist daher in hohem Maße un wahrscheinlich, daß die Entwickler eines solchen Spaltzählers von sich aus U-234 in den Mengen hinzugeben würden, wie sie nach der vorliegenden Erfindung für einen regenerativen De tektor erforderlich sind. Mit dem richtigen Detektordesign und der richtigen Auswahl der Elektronik ist es jedoch re lativ einfach, zwischen dem spontanen Alpha-Signal des U-234, das aus dem spontanen Zerfall resultiert und dem Signal zu unterscheiden, das aus dem Bombardement des Detektors mit dem Neutronenfluß im Reaktorkern resultiert. Dies gestattet die Verwendung von regenerativen Detektoren in den unteren Bereichen des Neutronenflusses (d. h. dem Quellenbereich), in Neutronenflußbereichen von 10³ bis etwa 10⁹ nv. Tests des Detektors nach der vorliegenden Erfindung demonstrieren, daß die Alpha-Diskriminierung einfach ist.

Der erfindungsgemäße Detektor mit weitem Bereich hat mit etwa 0,64×10²⁸ A²/Hz/nv mehr als genug Empfindlichkeit für einen Betrieb beim quadratischen Mittelwert der Spannung (abge kürzt MSV). Mit der üblicherweise erhältlichen Elektronik ist es einfach, den vollen Bereich über zehn Zehnerpotenzen des Neutronenflusses abzudecken, der erforderlich ist für einen Monitor für den Neutronenfluß beim Anfahren. Durch Experimente ist der Neutronenflußbereich von 1,68×10³ bis 4×10 nv gesichert. Die Möglichkeit, bis zu höheren Neu tronenflüssen in der MSV-Weise zu gelangen, hängt ab vom dynamischen Bereich der Elektronik, die nach konventionellen Techniken entworfen ist. Die derzeitige Technologie gestattet es leicht, bis zu einem Neutronenfluß von mindestens 1,5×10¹³ nv zu gehen.

Die Elektronik, die in Fig. 5 durch das Meßgerät 42 sche matisch dargestellt ist, empfängt das analoge Abgabesignal des Detektors 20, das durch das äußere Kabel 138 geleitet wird. Dieses analoge Abgabesignal wird durch einen nicht darge stellten Vorverstärker verstärkt und dann durch eine eben falls nicht gezeigte geeignete elektronische Trennvorrich tung in einen Zählkanal und einen Kanal für den quadratischen Mittelwert der Spannung getrennt. Dies ergibt ein Maß für den Neutronenfluß, der vom Detektor 20 über einen Bereich von zehn Zehnerpotenzen geliefert wird.

Fig. 6 zeigt, daß es alternativ möglich ist, eine Triaxial kabeleinheit zu konstruieren, bei der sich die äußere Hülle im Kontakt mit der nicht dargestellten Reaktorerdung befin det und die innere Hülle durch die äußere Kabelisolation und eine Isolationshülse außerhalb des Detektors 20 iso liert ist. Nach dieser Konstruktion ist der Sensor 20 inner halb einer äußeren metallischen Schutzumhüllung 144 ange ordnet. Diese Schutzumhüllung 144 ist an der Stelle 148 mit dem Triaxialkabel 146 verschweißt.

In Fig. 6 ist der Innendraht 150 elektrisch mit der Elektro de 34 an einem Ende verbunden und überbrückt den Abstand vom Sensor 20 zum Inneren des nicht dargestellten Reaktorgefäßes, um die Verbindung mit einem Signalmeßgerät 152 und dem Pluspol der Spannungsquelle 154 herzustellen. Die innere Hülle 156 umgibt den Innendraht 150, von dem sie elektrisch isoliert ist, wobei die innere Hülle 156 auch mit dem Sensor gehäuse 32 verbunden ist. Außerhalb des Reaktorgefäßes ist das gegenüberliegender Ende der inneren Hülle 156 elektrisch mit dem Minuspol der Spannungsquelle 154 verbunden. In gleicher Weise ist die Außenhülle 158 von der Innenhülle 156 elektrisch isoliert und umgibt diese sowie den Sensor 20 und sie ist elektrisch mit der Reaktorerdung verbunden. Eine Triaxialdichtung 160 ist unterhalb des Reaktorkernes 128 in gleicher Weise angeordnet, wie die Keramikdichtung 110 der Fig. 5. Am Boden des Reaktorgefäßes sorgt eine zweite Tri axialdichtung 162 für einen Durchgang, durch den das Triax ialkabel aus dem Reaktorgefäß austreten kann. An diesem Punkt tritt das Triaxialkabel 146 in ein Koaxialkabel 164 über, das aus dem Innendraht 150 und einem Außengehäuse zu sammengesetzt ist, das elektrisch mit der Innenhülle 156 des Triaxialkabels verbunden ist.

Claims

1. Neutronendetektor (20) mit einem weiten Bereich mit

(a) einer abgedichteten Kammer (44) mit zwei darin im Abstand zueinander angeordneten Elektroden (32, 34), wobei die Kammer mit einer Dichtung (110, 160) her metisch abgedichtet ist,
(b) einem ionisierbaren Gas, das sich innerhalb des Raumes (36) zwischen den Elektroden (32, 34) befindet, und
(c) einer Schicht (38) innerhalb der Kammer (44), die aus einer Mischung aus dem aktiven Material U-235 und dem Brutmaterial U-234 besteht und auf mindestens einer der Elektroden (32, 34) aufgebracht ist,

dadurch gekennzeichnet,

(d) der Neutronendetektor (20) innerhalb eines Kernreak torkerns (128) mit einer Neutronenflußdichte im weiten Bereich von 10³ bis 10¹⁴ Neutronen/(cm²s) angeordnet ist, wobei sich die Dichtung (110, 160) außerhalb des Reaktorkerns (128) befindet und einem Neutronenfluß ausge setzt ist, der mindestens zwei Zehnerpotenzen kleiner ist als der Neutronenfluß im Reaktorkern (128)
(e) der Druck des ionisierbaren Gases mindestens 2 bar be trägt,
(f) die Schicht (38) mindestens eine Massenbelegung von 0,2 mg/cm² hat, so daß die Empfindlichkeit des Detektors nach fünf vollen Be triebsjahren im Reaktorkern (128) um nicht mehr als 60 % vermindert ist.

2. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Dichtung (110) zusammengesetzt ist aus einem kera mischen Material, das an ein metallisches Material gelö tet ist.

3. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Dichtung (110, 160) mindestens 60 cm außerhalb des Reak torkernes (128) angeordnet ist.

4. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß sich das ionisierbare Gas unter einem Druck im Bereich von 2 bis 20 bar befindet.

5. Neutronendetektor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß sich das ionisierbare Gas unter einem Druck von 14,7 bar be findet.

6. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Schicht (38) eine Massenbelegung hat, die im Bereich von 0,2 bis 0,8 mg/cm² liegt.

7. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Schicht (38) aus aktivem und Brutmaterial aus einer Mischung aus U-234 und U-235 im Gewichtsverhältnis von 70 : 30 bis 90 : 10 zusammengesetzt ist

8. Neutronendetektor nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß das Gewichtsverhältnis 79 : 21 beträgt.

9. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand zwischen den Elektroden (32, 34) im Bereich von 0,2 bis 0,5 mm liegt.

10. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Abstand zwischen den Elektroden (32, 34) mindestens 0,25 mm beträgt.

11. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das ionisierbare Gas Argon oder Helium ist.