DE3443720A1

DE3443720A1 - Neutronensensor auf der basis von durch kernspaltung erhitztem thermoelement

Info

Publication number: DE3443720A1
Application number: DE19843443720
Authority: DE
Inventors: James Howard San Jose Calif. Terhune
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1983-12-12
Filing date: 1984-11-30
Publication date: 1985-06-20
Also published as: US4614635A; IT8423827A1; SE8406289L; ES538293A0; IT8423827A0; IT1178656B; SE8406289D0; JPS60168067A; ES8802348A1

Description

Neutronensensor auf der Basis von durch Kernspaltung erhitztem Thermoelement

Das Gebiet der vorliegenden Erfindung bezieht sich allgemein auf die Messung des Energieniveaus eines Neutronenflusses und insbesondere auf die Messung des Energieniveaus eines Neutronen- und Gammstrahlenflusses innerhalb eines Kernreaktorkerns.

Neutronen-empfindliche Detektoren waren eine Zeitlang die an erster Stelle stehenden Sensoren als Neutronenerfassungssysteme im Kern herkömmlicher Leichtwasser-Kernspaltungsreaktoren (LWR). Die gasgefüllte Spaltkammer ging als gewöhnlich verwendeter Sensor für die Kern-Instrumentierung von Siedewasserreaktoren (SWR) hervor, während der Betastrom-Neutronendetektor (BSND) in Druckwasserreaktor (DWR)-Kernen

verwendet wird. Die US-PS 4 121 106 von Terhune und Neissel mit dem Titel "Abgeschirmter rückgekoppelter Neutronendetektor" offenbart einen Ionenkammer-Neutronendetektor; diese Patentschrift wird durch diese Bezugnahme in die vorliegende Anmeldung miteinbezogen. Die US-PS 3 760 183 von Neissel mit dem Titel "Neutronendetektorsystem" offenbart eine Kombination von Ionenkammern und Betastrom-Detektoren; auch diese Patentschrift wird durch diese Bezugnahme in die vorliegende Anmeldung miteinbezogen.

Alternativen für Spaltkammern gibt es auf dem Fachgebiet. Eine von diesen z.B. ist die Gamma-empfindliche Ionenkammer, derzeit zum Eichen der fest im Kern eingebauten Energiebereichsensoren während des Kernreaktor-Betriebs mit voller Leistung im Gebrauch. Diese Sensoren sind jedoch teuer, schwer herzustellen und für allgemeine Verwendung etwas delikat. Eine weitere Sensorform, der zuvor erwähnte BSND, wird in Druckwasserreaktoren hauptsächlich zur Kernbrennstoffhandhabung und für Daüerzustands-Stromverteilungsmessungen verwendet. Leider sprechen BSND¹S nicht sofort an, da die gewöhnlich in der Emitter-Elektrode des BSND verwendeten Isotopen typischerweise Halbwertzeiten in der Größenordnung von Minuten haben. Dies schließt die Verwendung von BSND's in SWR's aus, da das kollektive Sensorsignal für sofortige Sicherheitsfunktionen sowie für Brennstoffleistung und Stromverteilungsüberwachung verwendet wird. Doch sind bei den oben erwähnten nicht nur vorübergehenden Anwendungen BSND's einfach in Formgebung und Aufbau, zuverlässig, nicht teuer und langlebig.

Andere Lösungen werden viel weniger verbreitet verwendet. Thermoelement-Sensoren, bei denen das Ausgangssignal eine Funktion des örtlichen Gammastrahlenflusses und daher ein Maß für die lokale Energie im Reaktorkern ist, sind entwickelt und in europäischen DWR's eingesetzt worden. Ein

Beispiel ist der Sensor auf der Basis eines durch Gammastrahlen erhitzten Thermoelements (Gamma-Thermometer). Unglücklicherweise leiden diese Vorrichtungen unter einer niederen Signalpegel-Ausgangsleistung und den begleitenden Rauschproblemen, die ihre Genauigkeit einschränken. Ihre Reaktion ist nicht prompt, kann aber durch ihre Gestaltung schnell genug sein, so daß elektronische und Computer-Verarbeitungsmethoden angewandt werden können, um die prompte Komponente des Gammastrahlenflusses abzuleiten. Diese Methoden sind sehr rauschempfindlich und sind gewöhnlich zu ungenau zur Verwendung in LWR-Sicherheitsfunktionen. Nichtsdestoweniger ist der Gammastrahlen-erhitzte Thermoelementsensor einfach, zuverlässig, robust und billig herzustellen. Und anders als der Ionenkammersensor hat der durch Gammastrahlen erhitzte Thermoelementsensor kein mit Gas gefülltes Volumen mit Dichtungen, die im Betrieb versagen können.

Das durch Kernspaltung erhitzte Thermoelement ist ein weiterer, derzeit verwendeter Sensor von der Art eines Thermoelements. Er ist dem durch Gammastrahlen erhitzten Thermoelement ähnlich, ausgenommen, daß die Wärmequelle für das durch Kernspaltung erhitzte Thermoelement auf einem spaltbaren Isotop beruht, das in innigen wärmeübertragenden Kontakt mit dem Thermoelement gebracht wird. Mit dem Induzieren der Spaltung in den spaltbaren Kernen durch thermische Neutronen wird Energie in Form von Wärme freigesetzt, um dadurch ein lokal angeordnetes Thermoelement zu erhitzen. Dieses Erhitzen ist eine Funktion des örtlichen Neutronenflusses. Außerdem ist die Temperatur des durch Kernspaltung erhitzten Thermoelements eine Funktion des lokalen Gammastrahlenflusses ähnlich wie beim durch Gammastrahlen erhitzten Thermoelement.

Vorteile dieser Vorrichtungen sind, daß sie robust sind,

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keine Abdichtung erfordern und relativ billig und einfach herzustellen sind. Sie benötigen auch keine Spannungsquelle, da sie in dem Sinne energieunabhängig sind, daß ein Thermoelement seine eigene Energie hat. Außerdem kann Elektronik mit niedriger Impedanz verwendet werden. Leider erscheint die Komponente des Signals des durch Kernspaltung erhitzten Thermoelements, das eine Funktion des Gammastrahlenflusses ist, selbst als nicht-linear im Ausgangssignal, selbst wenn das Signal typischerweise sehr viel größer ist als bei einem vergleichbar dimensionierten, durch Gammastrahlen erhitzten Thermoelement. Auch begrenzt die Empfindlichkeit des durch Kernspaltung erhitzten Thermoelements gegenüber Gammastrahlen die Lebensdauer dieses Thermoelements aufgrund des 5:1-Kriteriums des prompt-zuverzögert-Signalverhältnisses, anwendbar auf SWR-Sicherheitssystemsensoren. Die Lebensdauer eines durch Kernspaltung erhitzten Thermoelements wird auch durch die geringe Größe des spaltbaren Elements verkürzt, das klein sein muß, um eine vernünftig schnelle Reaktion seitens des Sensors zu erhalten. Die Lebensdauer wird noch weiter verkürzt durch das Abbrennen des im Absorber-Element enthaltenen Isotops U-235.

Weitere Probleme existieren bei der derzeitigen Technologie. Frühere Versuche, praktische und brauchbare durch Kernspaltung erhitzte Thermoelemente zu entwickeln, haben begrenzten Erfolg gehabt, in erster Linie, weil die bisher entwikkelten Sensoren eine langsame Ansprechzeit und kurze Lebensdauer hatten und ein Signal mit mäßiger Linearität hervorbrachten. Die Empfindlichkeit war kein Problem, wenngleich sie bekanntlich zur Ansprech-Empfindlichkeit komplementär ist.

Daher sind neue oder verbesserte Sensoren zur Messung des Energieniveaus (Gamma- und Neutronenfluß) innerhalb eines

Kernreaktors nötig.

Die Erfindung schafft eine Vorrichtung und ein Verfahren zum Messen des Energieniveaus in einem Neutronenflußbereich. Die Erfindung wirkt in Zusammenarbeit mit einem elektrischen System, angepaßt zum Empfang und Analysieren von Signalen, die von Detektorinstrumenten erzeugt werden, welche in einem Neutronenflußbereich angeordnet sind, der sowohl Gammastrahlen als auch Neutronen aufweist. Ein erster Detektor, versehen mit wenigstens einem ersten Sensor, ist in einem Neutronen- und Gammastrahlenflußberexch angeordnet und mit dem elektrischen System elektrisch gekoppelt. Ein zweiter Detektor enthält wenigstens einen zweiten Sensor, mit dem ersten Sensor elektrisch gekoppelt; er ist in einer Neutronen- und Gammastrahlenumgebung angeordnet und mit dem elektrischen System elektrisch gekoppelt. Ein spaltbares iMaterial ist in dem ersten Detektor wärmeleitend zum ersten Sensor enthalten. Das Spaltmaterial ist durch Gammastrahlen- und Neutroneneinfang zu erhitzen und vermag wiederum den ersten Sensor zu erhitzen, um als Ausgang ein erstes Signal zu erzeugen, das dem elektrischen System zugeleitet wird. Ein nicht-spaltbares Material ist in dem zweiten Detektor wärmeleitend zum zweiten Sensor enthalten. Das nicht-spaltbare Material ist durch Gammastrahleneinfang zu erhitzen und vermag seinerseits den zweiten Sensor zu erhitzen, der als Ausgang ein zweites Signal erzeugt. Dieses zweite Signal kann mit dem ersten Signal in dem elektrischen System analysiert werden, um das Energieniveau, den Neutronenfluß und den Gammastrahlenfluß innerhalb des Flußbereichs zu bestimmen.

Weitere Merkmale dieser ersten Ausführungsform umfassen die Verwendung von Thermoelementen als Sensoren, das Anordnen der Sensoren in metallischen Kugeln, die Anwendung eines Verhältnisses von Uranisotopen von 79 % U-234:

21 % U-235 zur Bildung der Schicht des Gemischs spaltbaren Materials; das Anpassen der Gammastrahlen-Absorptionscharakteristiken des ersten und zweiten Sensors und das Vorsehen praktisch identischer Volumina für die Detektoren.

Eine zweite Ausführungsform zusammenfassend wird eine mikroelektronische Vorrichtung und ein Verfahren zur Messung des Energieniveaus in einem Neutrönenflußbereich, der wenigstens Gammastrahlen und Neutronen aufweist, geschaffen. Die Vorrichtung umfaßt wenigstens ein erstes Thermoelement, gebildet auf einem ersten Substrat, zumindest teilweise von einem Spaltmaterial abgedeckt, das durch Gammastrahlen- und Neutroneneinfang erhitzbar ist. Das erhitzte Spaltmaterial wiederum erhitzt das erste Thermoelement, um dieses ein erstes Signal erzeugen zu lassen, wobei das erste Thermoelement als eine Meßstelle wirkt. Zumindest ein zweites Thermoelement ist auf einem zweiten Substrat gebildet und zumindest teilweise von einem nicht-spaltbaren Material bedeckt, das durch Gammastrahleneinfang erhitzbar ist. Das erhitzte nicht-spaltbare Material wiederum erhitzt das zweite Thermoelement, um dieses ein zweites Signal erzeugen zu lassen; dieses zweite Thermoelement wirkt dadurch als eine Vergleichsstelle relativ zu der Meßstelle. Auch ist eine Einrichtung zum elektrischen Verbinden des ersten und zweiten Thermoelements miteinander und mit einem elektrischen System vorgesehen, das den Leistungsfluß im Strombereich zu bestimmen vermag.

Weitere Merkmale dieser zweiten Ausführungsform umfassen das Kombinieren einer Vielzahl von ersten und zweiten Thermoelementen, zur Bidlung einer Thermosäule in Reihe geschaltet; das Vorsehen eines isolierenden Substrats aus einem qualitativ hochwertigen Keramikmaterial; das Ver-

wenden zweier Legierungsmaterialien mit den Warenzeichen Chromel und Alumel als ersten und zweiten Draht zur Bildung sowohl des einzelnen als auch der Vielzahl von Thermoelementen; die Verwendung eines Gemischs aus U-234 und U-23 5 als Spaltmaterial und das Einschließen der Detektoren in einem hermetisch verschlossenen Gehäuse, das in ein mineralisches Isoliermaterial gepackt ist.

Die Figuren veranschaulichen bevorzugte Ausführungsformen der Erfindung. Sie dienen zur Erläuterung der Erfindungsprinzipien in Verbindung mit der beispielhaften Konstruktion und Betriebsweise der Erfindung gemäß den nachfolgend erörterten bevorzugten Ausführungsformen der Erfindung; von diesen ist

Fig. 1 eine schematische Querschnittsansicht einer beispielhaften Struktur eines verallgemeinerten Detektors gemäß einer ersten Ausführungsform der Erfindung;

Fig. 2 ist eine Querschnittsansicht erster und zweiter Detektoren im einzelnen, hergestellt gemäß dem Detektor der Fig. 1, angeordnet in einem Gehäuse und an ein Kabel angeschlossen, gemäß einer ersten Ausführungsform der Erfindung;

Fig. 3 eine Querschnittsansicht des Kabels der Fig. 2 entlang der Schnittlinie 3-3;

Fig. 4 eine Ansicht des Detektors gemäß einer zweiten Ausführungsform der Erfindung mit weggeschnittenem Oberteil und

Fig. 5 eine Querschnittsansicht der zweiten Ausführungsform der Erfindung der Fig. 4 entlang Schnittlinie 5-5.

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Breit dargestellt, bietet der erfindungsgemäß gebotene neue Sensor und seine damit verbundene Elektronik einen Gammastrahlen- und Temperatur-kompensierten Brut-Spaltung-Thermoelement-Sensor. Der Sensor erzeugt ein Analog-Ausgangssignal, das gefiltert, digitalisiert und von einem digitalen Mikroprozessor verarbeitet werden kann, um einen Echtzeitmeßwert des "prompten" Neutronen- und Gammastrahlenflusses zu liefern, wie er im Kern eines herkömmlichen Kerspaltungsreaktors zu finden ist. Der Sensor ist selbstgespeist, verwendet herkömmliche Gleichstrom-Elektronik niedriger Impedanz und weist erwünschtermaßen keine Dichtungen und Gas wie vorhandene Sensoren auf. Der Sensor ist erwünschtermaßen auf lange Lebensdauer und Robustheit sowie auf die Erzeugung eines Ausgangssignals mit niedrigen Rauschpegeln und hoher Meßgenauigkeit ausgelegt. Der Seisor kann so ausgelegt sein, daß er eine rasche Ansprechzeit in der Größenordnung von 25 ms hat, was für eine Verwendung in vorhandenen Sicherheitssystemen von Leichtwasser¹-reaktoren angemessen ist.

Fig. 1 ist eine schematische Ansicht, teilweise weggeschnitten, eines verallgemeinerten aktiven betektorelements 20 gemäß der ersten Ausführungsform der Erfindung. Ein Thermoelement 22 ist an der Verbindung 24 durch Verbinden eines ersten Drahts 26 und eines zweiten Drahts 28 in bekannter Weise gebildet, typischerweise aus gewöhnlich verwendeten Thermoelement-Legierungen Chromel und Alumel bestehend, um die bevorzugte Ausführungsform zu bilden. Beide Drähte haben einen sehr kleinen Durchmesser, in der Größenordnung von 25 bis 50 um (1 bis 2 mils). Die Thermoelement-Verbindung 24 ist in der Nennmitte einer ersten Kugel 30 gegossen, die ein Füllstoffmaterial 32 enthält, vorzugsweise aus einer später erörterten Metallegierung bestehend.

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Eine dünne Schale 34 umgibt das Füllmaterial 32 und besteht vorzugsweise aus einer dünnen Goldschicht von einigen 10 um (einigen wenigen mils) Dicke. Die Schale 34 ist unter Materialien ausgewählt, die eine thermische Verbindung zu liefern vermögen, Materialien, die Gold, Platin und Palladium einschließen; dieses Material ist Gold gemäß der bevorzugten Ausführungsform aufgrund der überlegenen Wärmequalität und weil es sehr dünn gefertigt werden kann, im Bereich von 2,5 bis 7,5 um (0,1 bis 0,3 mils), vorzugsweise 5 um (0,2 mils). Die Kugel 30 hat typischerweise einen Durchmesser im Bereich von 0,890 bis 1,016 mm (35 bis 40 mils) und ist entweder (1) die Quelle für Kernspaltungserhitzung und Gammastrahlenerhitzung der Verbindung 24, wenn das Füllmaterial 32 einen spaltbaren Bestandteil hat, oder (2) die Quelle nur für Gammastrahlen-Erhitzung der Verbindung 24, wenn das Füllmaterial 32 aus einem nicht-spaltbaren Material besteht. Mit dem Erhitzen des Füllmaterials 32 arbeitet das Thermoelement 22 in herkömmlicher Weise unter Entstehung einer Spannung über die Ausgangsdrähte 26 und 28, was eine funktioneile Abhängigkeit auf die Temperatur an der Thermoelement-Verbindung hat.

Die über die Drähte 26 und 28 durch das Erhitzen des Füllmaterials 32 erzeugte Spannung setzt sich entweder aus einer oder zwei Signalkomponenten plus Rauschen zusammen, was nicht direkt mit der Energie im Gammastrahlen- und Neutronenflußbereich zusammenhängt. Wenn das Füllmaterial 32 aus einem nicht-spaltbaren Metall besteht, ist das über die Drähte 26 und 28 abgeleitete Spannungssignal (1) Rauschen plus (2) ein Spannungssignal aufgrund Gamma-Absorption in (a) der Kugel, (b) der Thermoelement-Verbindung und (c) Drähten 26 und 28, wo sie im Flußbereich liegen. Wie auf dem Fachgebiet bekannt, erfolgt das Gamma-

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strahlen-Erhitzen durch Absorption von Gammastrahlen durch ein Material, wie das Füllmaterial 32. Das Ausmaß des thermischen Erhitzens, das das Füllmaterial 32 erfährt, ist proportional dem Fluß der Gammastrahlen, die das Füllmaterial 32 bombardieren.

Wenn andererseits das Füllmaterial 32 aus einem spaltbaren Material, wie aus verschiedenen Uranisotopen, in dieser bevorzugten Ausführungsform U-234- und U-235-Isotope in den jeweiligen Anteilen von 79 % U-234:21 % U-235 umfassend, besteht, dann verkörpert das über die Drähte 26 und 28 austretende Spannungssignal die Signalbeiträge von (1) Gammaabsorption, (2) U-23 5-Spaltung und (3) Rauschen und (4) auch wieder Erhitzung aufgrund (a) Neutronen- und (b) Gammastrahlenabsorption durch die Thermoelement-Verbindung 24 und (c) die im Flußbereich liegenden Teile der Drähte 26 und 28. Wie in der bereits erwähnten US-PS 4 121 106 beschrieben, ist Zweck des U-234 die Erhöhung der verwertbaren Lebensdauer des Detektorelements 20 durch Regenerieren von U-235 durch den Prozeß epithermalen Neutroneneinfangs in U-234, ein Prozeß, der einen vernachlässigbaren Einfluß auf die Temperatur im Detektorelement 20 hat und daher nur vernachlässigbare unerwünschte Signalspannung über die Drähte 26 und 28 beisteuert.

Die vorstehende Diskussion führt zu der Schlußfolgerung, daß, wenn (1) die Gammastrahlen-Masseabsorptionseigenschaften einer Kugel 30 gemäß Fig. 1, nicht-spaltbares Füllmaterial 32 enthaltend, so gewählt werden, daß sie etwa gleich den (2) Gammastrahlen-Masseabsorptionseigenschaften einer Kugel 30 gemäß Fig. 1, ein spaltbares Füllmaterial 32 enthaltend, sind, dann (3) das Spannungssignal über die Drähte 26 und 28 Gammastrahlenabsorptionssignale haben wird, die im wesentlichen identisch für eine Kugel 30 mit nicht-spaltbarem Material und eine Kugel 30 mit spaltbarem Material

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als Füllmaterial 32 sind.

Wenn ferner zwei'Kugeln 30 gemäß Fig. 1, eine mit einem nicht-spaltbaren Füllmaterial 32 und die andere mit einem spaltbaren Füllmaterial 32, über die Verbindung 24, jeweils in jeder der beiden Kugeln 30 liegend, elektrisch verbunden sind, dann ist das Ausgangs-Spannungssignal des Paares von Thermoelementen 22 gemäß Fig. 1 im wesentlichen Null in Abwesenheit eines Neutronenflusses, selbst wenn Gammastrahlenfluß vorliegt. Außerdem wird das Gleichtaktrauschen aufgrund von TemperatürSchwankungen unterdrückt, weil die Ausgangssignale der beiden Kugeln 30 sich aufgrund von Überlagerung aufheben, wobei die Gleichtaktrauschunterdrückung den Vorteil hat, ein rauscharmes Ausgangssignal hervorzurufen. Geeignet gewählte Gammastrahlen-Masseabsorptionseigenschaften von nicht-spaltbarer gegen spaltbare Kugel umfassen die Berücksichtigung solcher Eigenschaften, wie Dichte und Atomzahl, die in den Bereich von 74 bis 92, vorzugsweise aber etwa 92, fallen.

Fig. 2 ist eine weggeschnittene Seitenansicht gemäß einer Ausführungsform der Erfindung, bei der zwei Detektorelemente 20 gemäß Fig. 1 verwendet werden, eine ein spaltbares Füllmaterial 32 und die andere ein nicht-spaltbares Füllmaterial 32 enthaltend; die Detektoren sind zusammenwirkend angeordnet, um die erfindungsgemäße Vorrichtung des Fig. 2-Sensors 36 zu bilden. Der erste Detektor 38, in seiner Struktur im wesentlichen identisch mit dem Detektorelement 20 der Fig. 1, ist mit einem ersten Material 40 gefüllt, das in diesem Falle ein spaltbares Material ist. Der zweite Detektor 42, auch im wesentlichen identisch in seiner Struktur mit dem Detektorelement 20 der Fig. 1, ist mit einem zweiten Material gefüllt, das in diesem Falle ein geeignet ausgewähltes nicht-spaltbares Material ist, ausgewählt wegen seiner Gaitima-Absorptionseigenschaften.

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Die Detektoren 38 und 42 haben vorzugsweise Kugelform. Nahe der Mitte des ersten Detektors 38 angeordnet ist ein erstes Thermoelement 46, in im wesentlichen der gleichen Weise ausgebildet, wie das Thermoelement 22 der Pig. 1. Ähnlich ist ein zweites Thermoelement 48 ebenso nahe der Mitte des zweiten Detektors 42 angeordnet. Erste und zweite Schalen 50 und 52 sind auf der Oberfläche der Detektoren 38 und 42 in im wesentlichen identischer Weise wie die Bildung der Schale 34 der Fig. 1 um das Detektorelement 20 herum gebildet. Die Thermoelemente 46 und 48 sind über einen ersten Draht 54 elektrisch miteinander verbunden. Das erste Thermoelement 46 ist über einen zweiten Draht 56 mit der Verbindung 58 an der Basis der ersten Zuleitung 60 verbunden. Ebenso ist das zweite Thermoelement 48 über einen dritten Draht 62 mit der Verbindung 64 an der Basis der zweiten Zuleitung 66 verbunden.

Schließlich verbindet ein gegebenenfalls vorhandener vierter Draht 68 den ersten Draht 54 über die Verbindung 70 mit der Verbindung 72 elektrisch, vorgesehen an der Basis der dritten Zuleitung 74, angegeben durch gestrichelte Linien, wie gezeigt. Der vierte Draht 68 und die dritte Zuleitung 74 sind gegebenenfalls vorhanden, sind aber vorzugsweise enthalten, um eine Einrichtung zum Temperaturabtasten für direkte Überwachung der Temperatur des Kernreaktorkerns (nicht dargestellt) zu schaffen, wenn der Kernreaktor in abgeschaltetem Zustand ist. Während der Abschaltung erzeugt der nicht-spaltbare Detektor 42 eine meßbare Spannung, die mit der Temperatur im Kern in Zusammenhang steht.

Ein Kabel 76 besteht aus einem Mantel 78, der die zuvor erwähnte erste Zuleitung 60, zweite Zuleitung 66 und dritte Zuleitung 74 umgibt. Das Kabel 76 hat vorzugsweise kreisförmigen Querschnitt. Innerhalb des Mantels 78 angeordnet ist eine erste Isolierung 80, die die Zuleitungen 60, 66

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und 74 im wesentlichen umgibt und gleichzeitig diese drei Zuleitungen vom Mantel 78 elektrisch isoliert. Die erste Isolierung 80 ,ist"aus einer Gruppe im Handel erhältlicher Isoliermaterialien, wie Siliciumdioxid, Aluminiumoxid oder Magnesiumoxid oder Kombinationen hiervon,ausgewählt.

Eine Hülse 82, vorzugsweise unter Materialien wie rostfreiem Stahl Typ 304 oder 316 ausgewählt, ist zu einem Rohr mit rundem Querschnitt geformt. Die Hülse 82 ist an einem Ende (an ihrem rechten Ende in Fig. 2) mit einer Schnauze 84 versehen, die eine Öffnung mit größerem Durchmesser als die Hülse 82 bildet und das Kabelende 86 aufzunehmen vermag. Das Kabelende 86 ist fest an der Hülse 82 durch solche Mittel, wie eine Schweißung 88, befestigt, die in dieser bevorzugten Ausführungsform, eine Einzelschweißung 88 wäre, welche sowohl die Hülse 82 an ihrer Schnauze 84 als auch das Kabelende 86 umgibt. Beim Vorgang des Anpassens der Hülse 82 um das Kabelende 86 wird die Hülse 82 auch so angepaßt, daß sie den ersten Detektor 38 und den zweiten Detektor 4 2 umgibt. In die durch das Verbinden von Hülse 82 mit dem Kabelende 86 gebildete Kammer 90 wird eine zweite Isolierung 92 gebracht, die Wärmekontakt und elektrische Isolierung zu bieten vermag. Vorzugsweise ist diese zweite Isolierung 92 ein feines Pulver aus Berylliumoxid (BeO), das Wärmekontakt zwischen den Detektoren und den Innenwandungen der Hülse und ferner elektrische Isolierung zwischen den Detektoren und der Hülse 82 schafft. Die Isolierung 92, vorzugsweise in Form eines feinen Pulvers, wird unter Anwendung bekannter Methoden, wie Ultraschallverdichtung, verdichtet. Die zweite Isolierung 92 ist die erste, in die Kammer 90 gebrachte Isolierschicht.

Sodann wird die gepulverte dritte Isolierung 94 über die zweite Isolierung 92 geschüttet, um sie praktisch zu

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bedecken. Die dritte Isolierung 94 wird unter Materialien wie Magnesiumoxid und Siliciumoxid ausgewählt; sie bietet eine Wärmesperre zwischen dem ersten Detektor 38 und dem zweiten Detektor 42. Die dritte Isolierung 94 ist in dem Raum zwischen den Detektoren 38 und 42 angeordnet und berührt keinen von beiden Detektoren. Schließlich wird eine vierte Isolierung 96 in der Kammer 90 an ihren Platz gebracht, um praktisch die dritte Isolierung 94 sowie den zweiten Detektor 42 zu bedecken. Diese vierte Isolierung 96 liefert die dritte Schicht Isoliermaterial in der Kammer 90. Die vierte Isolierung 96 ist, wie die zweite Isolierung 92, vorgesehen, um guten Wärmekontakt zwischen dem Detektor 42 und der Innenwand der Hülse 82 zu schaffen, während gleichzeitig eine elektrische Isolierung zwischen dem Detektor 42 und der Hülse 82 geschaffen wird. Ein geeignetes Material für die vierte Isolierung 96 ist Berylliumoxid, das bei dieser bevorzugten Ausführungsform die gleiche Isolierung ist, wie sie für die zweite Isolierung 92 verwendet wird. Alle drei Schichten, vorzugsweise feine Pulver, werden unter Anwendung bekannter Methoden, wie Ultraschallverdichtung, verdichtet.

Schließlich wird eine Endkappe 98 am Außenende 100 der Hülse 82 durch eine Befestigung, wie Schweißung 102, befestigt, die für eine kreisförmige Hülse 82 eine den Umfang der Hülse 82 und der Endkappe 98 kontinuierlich umgebende Schweißung wäre. Die Kammer 90 ist so eingeschlossen, um eine wasserdichte elektrische Spannungsquelle zu bilden, deren Spannung eine Funktion des örtlichen thermischen Neutronenflusses ist.

Fig. 3 ist ein Querschnitt des Kabels 76 der Fig. 2 entlang der Linie 3-3. Um die Perspektive zu verbessern, ist der Querschnitt des Kabels 76 der Fig. 3 um 90° im Uhrzeigersinn relativ zum Kabel 76 der Fig. 2 gedreht. Wie

zuvor festgestellt, hat das Kabel 76 der Fig. 3 vorzugsweise kreisförmigen Querschnitt und umfaßt die zuvor erwähnten Zuleitungen 60,^-66 und 74, eingekapselt in die erste Isolierung 80, alles Vorhergehende innerhalb des Mantels 78 des Kabels 76.

Beim Betrieb wird die Sensoreinheit in einen Flußbereich gebracht, der Gammastrahlen und Neutronen umfaßt. Der erste (Spalt-)Detektor 38, worin das erste (Spalt-)Material 40 enthalten ist, wird durch Neutronen- und Gammastrahleneinfang thermisch erhitzt, um in der ersten Thermoelementverbindung 46 ein Spannungssignal über die Drähte 56 und 5 4 zu erzeugen. Ähnlich nimmt der zweite (nicht spaltbare) Detektor 42 das zweite (nicht spaltbare) Material 44 auf, das durch Gammastrahleneinfang (nicht aber durch Neutroneneinfang) erhitzt wird, um thermisch aufgeheizt zu werden. Das erhitzte Material 44 wiederum erhitzt thermisch die zweite Thermoelement-Verbindung 48, um dadurch eine Spannung über die Drähte 54 und 94 zu erzeugen. Da Gammastrahlenerhitzung in beiden Detektoren 38 und 42 auftritt und die Thermoelemente 46 und 48 über den Draht 54 elektrisch verbunden sind, hebt die Gammastrahlenerhitzung, die in jedem Detektor 38 und 42 auftritt, das elektrische Signal als Reaktion der Gammastrahlenerhitzung auf. Diese aufhebende Wirkung erzeugt ein Folgesignal in den Drähten 62 und 68, das im wesentlichen nur den Neutronenfluß angibt, wobei das Gammastrahlenflußsignal im wesentlichen eliminiert worden .ist. Da der Neutronenfluß direkt mit der von den Detektoren 38 und 42 erzeugten Spannung im Zusammenhang steht, bietet das über die Zuleitungen 60 und 66 ausgehende Signal ein direktes Maß für den Neutronenfluß im Reaktorkern. Die Erfindung des Sensors 36 liefert so eine robuste Einrichtung der Überwachung des Energiebereichs der Neutronen unter Verwendung regenerativer Neutronensensoren und zuführbar der digitalen Signalverarbeitung.

Typische Abmessungen des Sensors 36 sind etwa 2,54 mm (100 mils) Außendurchmesser, ein Bereich von 5 bis 7,5 mm (200 bis 300 mils) aktiver Länge 90, gemessen von der Endkappe bis zum Kabelende 86, und eine Länge des Kabels 76, die ausreicht, aus dem Reaktorkern und -behälter herauszugelangen. Vorzugsweise werden wenigstens vier der Sensoren 3 6 in mechanischen Einheiten (nicht dargestellt) kombiniert, um sowohl die axiale als auch die radiale Gammastrahlen- und Neutronenflußverteilung im Reaktorkern abzutasten, wie in der oben erwähnten US-PS 4 121 106 beschrieben. Das über die Zuleitungen 60 und 66 herauskommende Ausgangssignal ist eine Gleichspannung im Bereich von etwa 10 bis zu etwa 1000 μν bei normalem Betrieb eines Kernreaktors im Dauerbetrieb. Unter Neutronen- und Gammastrahlen-Übergangsbedingungen eilt das Gleichspannungsausgangsübergangssignal zeitlich hinter dem Augenblick des tatsächlichen Flußübergangs nach und erfordert daher eine Signalverarbeitung, um ein genaues Maß des momentanen Flusses im Augenblick des Übergangs zu liefern.

Ein zusätzlicher Vorteil der Anordnung des ersten Detektors 38 und des zweiten Detektors 42 gemäß Fig. 2 ist der, daß die von den Thermoelementen 46 und 4 8 erzeugten Ausgangssignale, die jeweils durch die Drähte 56 und 62 und weiter durch die Zuleitungen 60 und 66 gehen, im wesentlichen unabhängig von der thermischen Temperatur der Umgebung sind. Gemäß dieser bevorzugten Ausführungsform ist die thermische Temperatur der Umgebung die Temperatur des Kernreaktor-Kühlmittels, in dem der Sensor 36 eingetaucht ist, mit der erwünschten Folge, daß der Sensor 36 temperaturkompensiert ist. Im Zusammenhang der vorliegenden Erfindung bedeutet der Ausdruck "temperaturkompensiert", daß die Wechselwirkung der Signale des ersten (Spalt-)Detektors 38 und des zweiten (Nichtspalt-)Detektors 42 durch den elektrisch anschließenden Draht 54 im wesentlichen die für die Temperatur der Um-

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gebung, in der der Sensor 36 ruht, repräsentative Signalkomponente aufheben. Daher umfaßt das Ausgangssignal über die Zuleitungen '60 und 66 nicht eine wesentliche thermische Temperaturkomponente aufgrund dieser Verweilumgebung. Dieses wünschenswerte Merkmal der Temperaturkompensation besteht zusätzlich zu der zuvor erwähnten Gammastrahlenkompensation der elektrisch miteinander verbundenen Detektoren 38 und 42.

Fig. 4 ist eine Ansicht gemäß der zweiten Ausführungsform der Erfindung mit weggeschnittenem Oberteil. In Fig. 4 besteht der Sensor 130 aus einer nach herkömmlichen Halbleiterherstellungstechniken hergestellten Vorrichtung. Diese zweite Ausführungsform wendet Mikrotechnologie an, um die vom Sensor 130 erzeugte Gesamtsignalausgabe zu verstärken.

Breit ausgedrückt zeigen die Figuren 4 und 5 eine zweite erfindungsgemäße Ausführungsform. Fig. 5 ist eine Querschnittsansicht entlang der Schnittlinie 5-5 der Fig. 4. In einem Isolatorsubstrat 132 sind eine Anzahl Meßstellen 134 und Vergleichsstellen 136 ausgebildet, die alle Thermoelemente sind. Eine Anzahl erster Drähte 138 und zweiter Drähte 140 sind verbunden, wie dargestellt, um Verbindungen 134 und 136 zu bilden. Die Drähte 138 bestehen aus dem gleichen (ersten) metallischen Material, und die Drähte bestehen aus dem gleichen (zweiten) metallischen Material, wobei aber das (zweite) metallische Material sich von dem (ersten) Material, für die Drähte 138 verwendet, unterscheidet.

Die Drähte 138 und 140 sind zu Verbindungen 134 und 136 in einer anderen Weise, als gezeigt, verbunden, so daß die Verbindungen Thermoelemente bilden. Eine solche Anordnung wird typischerweise als Thermosäule bezeichnet. An entgegengesetzten Enden der Anordnung von Verbindung 134 und 136 sind Verbindungen 142 und 144 jeweils elektrisch ver-

bunden mit Zuleitungen 146 und 148, die wiederum mit geeigneter Elektronik verbunden sind. Bei Gebrauch werden die Meßstellen 134 und die Vergleichsstellen 136 in eine Neutronenflußquelle gebracht. Die Thermoelemente werden erhitzt, um eine Gleichspannung zu erzeugen, die über die Zuleitungen 146 und 148 zu einem Differentialverstärker 108 geht.

Im einzelnen wird unter Bezugnahme auf Fig. 4 und Fig. 5 Standard-Mikrotechnologie zur Bildung eines Isolatorsubstrats 132 als erste Stufe bei der Herstellung des Sensors 130 angewandt. Sodann wird die Leiterschicht 150 (bestehend aus Meßstellen 134, Drähten 138 und 140 und der Vergleichsstelle 136) auf dem Isolatorsubstrat 132 gebildet. Ein Deckschicht-Isolator 152 wird dann über dem Substrat 132 und der Leiter schicht 134 gebildet, um so die Bestandteile der Leiterschicht abzuschließen und elektrisch zu isolieren. Herkömmliche Photomaskierungstechniken werden zum Ätzen einer Meßstellenebene 154 und einer Vergleichsstellenebene 156 in der Deckschicht 152 angewandt, wobei die Ebenen 154 und 156 auf einem Niveau unter der oberen Oberfläche 158 der Deckschicht 152 liegen.

Die Ebenen 154 und 156 werden dann metallisiert, um die metallisierte Meßstellenschicht 160 und die metallisierte Vergleichsstellenschicht 162 zu bilden. Auf die metallisierte MeßStellenschicht 160 wird ein Gemisch aus ü-234 und U-235 in den oben angegebenen Verhältnissen aufgedampft. Auf die metallisierte Vergleichsstellenschicht 162 wird ein inertes (d.h. nicht spaltbares) Metall aufgedampft. Die spaltbare Schicht 164 wird aus einem spaltbaren Material, die inerte Schicht 166 aus einem inerten Metall gebildet. Typische Abmessungen für ein aktives Element, definiert in den Figuren 4 und 5, sind 5 mm (0,2") Länge, 1,78 mm (0,070") Breite und 1,0 mm

(0,040") Dicke. Wie in Fig. 4 gezeigt, sind die Zuleitungen 146 und 148 in ein mineralisch isoliertes Kabel gepackt, um elektrische Isolierung zu bieten. Ein Hauptvorteil der Konstruktion des Sensors 130 gemäß Fig. 4 und Fig. 5 ist der, daß so viele Meßstellen 134 und Vergleichsstellen 136 gebildet werden können, wie gewünscht, um die Stärke des Ausgangssignals durch die Zuleitungen 146 und 148 zu erhöhen.

Eine offensichtlich andere Ausführungsform für die planare Projektion der Fig. 4 ist die Ausbildung des Sensors 130 der Fig. 4 auf der Oberfläche eines Zylinders, worauf die verschiedenen Schichten des Sensors 130 der Fig. 5 abgeschieden werden, um ein ähnliches Ergebnis zu erzielen.

Diese Erfindung, veranschaulicht in den beiden obigen beispielhaften bevorzugten Ausführungsformen, bietet zahlreiche Verbesserungen und Vorteile gegenüber dem Stand der Technik. Weder Hochspannungsdichtungen noch Gasdichtungen sind erforderlich, im Gegensatz zu solchen, die bei den derzeit verwendeten Ionenkammer-Sensoren erforderlich sind. Dies bietet eine einfache, kompakte, robuste Gestaltuna, die billiger als bestehende Sensoren gefertigt werden kann. Die Zuverlässigkeit der Leistung wird erhöht, weil es keine Dichtungen gibt, die beim Betrieb Risse bekommen können, wodurch unerwünschtes Sensor-Einpendelverhalten aufgrund von z.B. Gaswanderung in einem Ionenkammer-Sensor zwischen Senäor und Kabel eliminiert werden kann. Der Sensor 3 6 der Fig. 2 ist Gamma-kornpensiert, wodurch seine Neutronen-Lebensdauer über die bestehender Ausführungsformen erhöht wird. Die Sensor-Langlebigkeit wird durch die elektronischen Grenzen und das endgültige Abtrennen des Urangehalts des im Detektor 38 der Fig. 2 und in der spaltbaren Schicht 164 der Fig. 6 enthaltenen Spaltmaterials während des Betriebs diktiert. Ferner ist der Sensor eine von

Haus aus rauscharme Vorrichtung, da die Gleichtaktunterdrückung implizit in ihrer Gestaltung ist.

Diese Erfindung bietet eine Gelegenheit zu mannigfaltigen Methoden der Messung der Kernleistungsverteilung. Die Anwendung dieser Erfindung in Kombination mit den derzeit verwendeten Ionenkammern verringert die Chancen eines Gleichtakt-Ausfalls der Neutronensensoren und erhöht dadurch die Reaktorsicherheit. Die Erfindung bietet größere Genauigkeit, bessere Linearität und einen Betrieb näher an den tatsächlichen Leistungsgrenzen in Kernenergieanlagen.

Die vorstehende nähere Beschreibung der bevorzugten Ausführungsbeispiele der Erfindung dient lediglich der Veranschaulichung und Beschreibung. Diese nähere Beschreibung soll nicht erschöpfend sein oder die Erfindung auf die genaue offenbarte Form beschränken. Offensichtlich sind zahlreiche Abwandlungen im Lichte der obigen Lehre möglich. Die bevorzugten Ausführungsbeispiele wurden ausgewählt und beschrieben, um die erfindungsgemäßen Prinzipien und die praktische Anwendung der Erfindung am besten zu erläutern, um so andere Fachleute in die Lage zu versetzen, die Erfindung in verschiedenen anderen, oben nicht beschriebenen Ausführungsformen und mit verschiedenen Abwandlungen, wie sie sich für die speziell betrachtete Anwendung eignen, bestens zu nutzen. Der Umfang der Erfindung soll daher ausschließlich durch die Ansprüche festgelegt sein.

Claims

Patentansprüche

Vorrichtung zur Messung des Energieniveaus in einem Flußbereich im Zusammenwirken mit einem elektrischen System zum Empfang und Analysieren von durch in dem Flußbereich sowohl mit Gamma-Strahlen als auch Neutronen angeordnete Detektorinstrumente erzeugten Signalen, gekennzeichnet durch

a) einen ersten Detektor (38), ausgestattet mit wenigstens einem ersten Sensor, angeordnet in einer Umgebung von Neutronen und Gammastrahlen und elektrisch gekoppelt mit dem elektrischen System;

b) einen zweiten Detektor (42), der wenigstens einen zweiten Sensor enthält, elektrisch gekoppelt mit dem ersten Sensor, angeordnet in einer Umgebung von Neutronen und Gammastrahlen und elektrisch gekoppelt mit dem elektrischen System;

c) ein spaltbares Material (40), enthalten in dem ersten Detektor in wärmeleitender Beziehung mit

dem ersten Sensor, erhitzbar durch Gammastrahlen- und Neutroneneinfang und seinerseits in der Lage, den ersten Sensor zu erhitzen, der ein erstes Signal als Ausgang erzeugt, das dem elektrischen System zugeleitet wird, und

d) ein nicht-spaltbares Material (44), enthalten in dem zweiten Detektor in wärmeleitender Beziehung mit dem zweiten Sensor, erhitzbar durch Gammastrahleneinfang und seinerseits in der Lage, den zweiten Sensor zu erhitzen, der als Ausgabe ein zweites Signal erzeugt, das mit dem ersten Signal in dem elektrischen System zur Bestimmung des Energieniveaus, des Neutronenflusses und des Gammastrahlenflusses in dem Flußbereich analysierbar ist.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Sensor ein Thermoelement ist.
3. Vorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Thermoelement wenigstens zwei Zuleitungen hat, die aus einem Chromel-Alumel enthaltenden Legierungsmaterial
4. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Detektor aus einer Kugel besteht.
5. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Detektor aus einem metallischen Material besteht.
6. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der erste Detektor eine Metallkugel ist.
7. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Sensor etwa in der Mitte wenigstens eines kugeligen Detektors angeordnet ist.
8. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Detektor aus einem metallischen Material in Kugelgestalt besteht und mit einer dünnen Goldschicht überzogen ist.
9. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Detektoren in einem Gehäuse eingeschlossen sind.
10. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material U-234 und U-235 einschließt.
11. Vorrichtung nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß das Verhältnis von U-234 zu U-235 79 % zu 21 % ist.
12. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das nicht-spaltbare Material so ausgewählt ist, daß es Gammastrahlenabsorptionseigenschäften hat, die praktisch identisch mit den Gammastrahlenabsorptionseigenschaften des spaltbaren Materials sind, so daß sowohl das spaltbare als auch das nicht-spaltbare Material durch die Gammastrahlenabsorption auf praktisch die gleichen Temperaturen erhitzt werden.
13. Vorrichtung nach Anspruch 1 , dadurch gekennzeichnet, daß die zum elektrischen Kuppeln des ersten und zweiten Sensors verwendete Kupplung auch mit dem elektrischen System verbunden ist.
14. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der erste Detektor und der zweite Detektor von

praktisch identischen Volumina sind.
15. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß erster und zweiter Detektor Kugelform haben, jede von praktisch identischen Durchmessern.
16. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare und das nicht-spaltbare Material so ausgewählt sind, daß sie thermische Eigenschaften haben, die im wesentlichen identisch mit denen von Uran in Form von U-235 sind.
17. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß erster und zweiter Detektor so arbeiten, daß Gamma-Kompensierung erreicht wird, wodurch das endgültige Ausgang s signal von den Detektoren getrennte Information über thermisches Erhitzen aufgrund Neutronenabsorption alleine umfaßt.
18. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das nicht-spaltbare Material aus einer Wolfram-Legierung besteht.
19. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das nicht-spaltbare Material aus praktisch reinem Wolfram besteht.
20. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß erster und zweiter Detektor thermisch voneinander isoliert sind.
21. Vorrichtung nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß die thermische Isolierung der Detektoren durch Einkapseln der Detektoren in Siliciumdioxid erfolgt.

3A43720
22. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß jeder Detektor in Berylliumoxid eingebettet ist, worauf die eingebetteten Detektoren dann voneinander durch eine Schicht aus Siliciumdioxid isoliert sind.
23. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Vorrichtung in einem wasserdichten Gehäuse aus rostfreiem Stahl mit für Gammastrahlen und Neutronen durchdringbaren Wänden enthalten ist.