DE3590074C2 - Großbereich-Flußüberwachungsanlage - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft Kernreaktor-Regeleinrichtungen, insbesondere Regelsy­ steme für Siedewasserreaktoren.

Die Erfindung ist insbesondere anwendbar auf eine Großbereich- Flußüberwachungsanlage, die zur Überwachung des Neutronenflusses in einem breiten Reaktorleistungsbereich, einen Anlaufmonitor mit erweitertem Bereich und einen Leistungsbereich-Monitor aufweist. Der Fachmann versteht jedoch, daß die Erfindung auch in einfacher Weise anwendbar ist in anderen Gebieten, so z. B. in Fällen, in denen ähnliche Überwachungsanlagen zur Strahlungsüberwa­ chung verwendet werden.

Herkömmliche Neutronen-Überwachungsgeräte und -Erkennungssysteme besa­ ßen eine Vielfalt unterschiedlicher Neutronendetektoren, um den gesamten Be­ reich von Neutronenfluß-Pegeln in leichtwasser-gekühlten Kernkraftanlagen ab­ zudecken. Für hohe Neutronenfluß-Pegel wurden Spaltkammern mit im Gleich­ strombetrieb arbeitenden Ionisationsdetektoren verwendet, während für niedrige Neutronenfluß-Pegel ein Proportional-Zähldetektor eingesetzt wurde, der im Im­ pulsbetrieb arbeitete.

In "IEEE Transactions an Nuclear Science", Vol. NS-31, No. 1, Februar 1984 (S. 738-742), wird über eine "Incore"-Neutronenfluß-Überwachungsanordnung berichtet, bei der der Neutronenfluß über den breiten Bereich von 10^-8% bis 100% der Ge­ samtenergie gemessen werden kann. Die Sensoren sind so in den Standart- LPRM-Anordnungen angebracht, daß normal Installations- und Entfernungs­ techniken angewendet werden können. Die Sensoren besitzen lang lebende rege­ nerierende Uranschichten und arbeiten im Zähl-, MSV- und D.C.-Modus.

In "IEEE Transactions an Nuclear Science", Vol. NS-28, No. 1, Februar 1981 (S. 745-748), wird über ein Vorverstärker-Modell berichtet, dessen Detektoranordnung aus drei 48 inch langen hoch sensitiven ungeschützten Kernspaltungskammern mit inte­ gralen Aluminium ummantelten coaxialen Kabeln besteht. Die drei Detektoren sind in einer 5-1/2 Fuß langen übergeordneten Anordnung untergebracht. Die einzelnen Detektoren sind von der übergeordneten Anordnung durch hochreine Aluminiumisolatoren isoliert.

Als Reaktion auf den Unfall bei Three Mile Island wurden von der Nuclear Re­ gulatory Commission neue Richtlinien für die Meßgeräteausrüstung für leichtwasser-gekühlte Kernkraftan­ lagen in der Richtlinie 1.97(Rev.2) verkündet. Hauptziel dieser Richtlinien ist es, die Qualität und die Zuverlässig­ keit der für das Personal im Steuerraum verfügbaren Anlagen­ status-Information sowohl während als auch nach einem Un­ fall zu gewährleisten. Somit sind in den Richtlinien ge­ wisse Anlagen-Variablen und -Systeme als wesentlich für die Durchführung einer Sofortabschaltung und die Verifizierung des wirksamen Betriebs der Anlagensicherheitsysteme gekenn­ zeichnet. Es sind Vorschriften für die Meßgerätekanäle, welche diese Schlüsselparameter überwachen, gegeben, um der Bedeutung der Sicherheit der gemessen Parameter und dem Be­ darf, der erhöhten Belastung im Umfeld eines Unfalls stand­ zuhalten, Ausdruck zu verleihen. Es ist unerläßlich, daß die Meßgeräteausrüstung unter den schwersten von einem Unfall erzeugten Bedingungen in einer angemessen langen Zeitspanne nach dem Unfall arbeitet. Außerdem muß der Meßbereich breit genug sein, damit die Meßgeräte selbst unter anormalen Be­ dingungen stets im Meßbereich liegen. Die Richtlinien stellen die Messung des Neutronenflußes als einen Schlüsselparameter bei der Überwachung des Zustands der Radioaktivitätsregelung heraus. Sie wurde als Typ B, Kategorie 1 mit einem Meßbe­ reich von 10^-6% bis 100% Volleistung spezifiziert. In dem Klassifizierungsschema der Richtlinie handelt es sich bei der Variable Typ B um eine Variable, die Information liefert, welche anzeigt, ob die Anlagen-Sicherheitsfunktionen ge­ währleistet sind. Kategorie 1 bedeutet die strengsten Aus­ legungs- und Qualifikationskriterien nach Maßgabe der Richt­ linienregel 1.89 "Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Plants" und Richtlinienregel 1.100 "Seismic Qualification of Electrical Equipment for Nuclear Power Plants".

Da die herkömmlichen Leichtwasserreaktoren bereits mit hoch­ entwickelten und ausgeklügelten Neutronenüberwachungssystemen ausgestattet sind, ist es natürlich, die Möglichkeit zu überprüfen, ob die Systeme möglicherweise derzeit oder mit einigen begrenzten Modifizierungen die Richtlinien erfüllen. Tatsächlich überschreiten die herkömmlichen Neutronenüber­ wachungssysteme sowohl in Druckwasserreaktoren (PWR) und in Siedewasserreaktoren (BWR) den benötigten Leistungsbereich. Allerdings entspricht der Qualifikationswert für solche typischen Systeme nicht den Erfordernissen der Kategorie 1.

Im Fall der Druckwasserreaktoren geht der Trend dahin, neue, qualifizierte, außerhalb des Kerns liegende Kanäle auf der Grundlage von hochempfindlichen Spaltkammern zu installieren. Bei Siedewasserreaktoren liegt der Leck-Neutronenfluß ziemlich weit unterhalb des biologischen Schilds, wo außer­ halb des Kerns angeordnete Detektoren angeordnet werden könnten. Es ist fraglich, ob außerhalb des Kerns angeordnete Detektoren die notwendige Empfinglichkeit aufweisen könnten, um den geringeren Flußbereich abzudecken. Die bevorzugte Stelle für Nachunfall-Neutronenfluß-Überwachungsdetektoren für Siedewasserreaktoren ist das Innere des Kerns, wo die Normalfluß-Überwachungs-Meßeinrichtungen vorhanden sind.

Die Flußüberwachungs-Meßgeräte für einen typischen Siede­ wasserreaktor decken einen Bereich von 10³ nv bis 2 × 10¹⁴ nv ab, wobei drei Subsysteme verwendet werden:

• 1. ein einziehbarer Quellenbereich-Monitor (SRM),
• 2. ein einziehbarer Zwischenbereich-Monitor (IRM),
• 3. ein ortsfester Leistungsbereich-Monitor (PRM).

Die Detektoren jedes dieser Subsysteme sind Miniatur-Spalt­ kammern, die als empfindliches Material U²³⁵ enthalten. Die SRM- und die IRM-Detektoren werden im Vollastbetrieb aus dem Kern herausgezogen, um das Aufbrennen des empfindlichen Materials möglichst klein zu halten und die Lebensdauer zu verlängern. Der Zahnstangen/Ritzel-Antrieb zum Bewegen der Detektoren befindet sich unterhalb des Reaktorbehälters. Die Aufgabe, ein komplexes bewegliches Detektorsystem nach Kategorie 1 zu schaffen, wurde als extrem schwierig ange­ sehen. Außerdem könnten jegliche Modifikationen aufgrund der Beziehung dieser Meßgeräteanordnung zu dem Reaktorschutzsy­ stem umfangreiche Rück-Analysen existierender Sicherheits­ systeme mitsichbringen. Diese Erwägungen gaben Anlaß, eine andere Methode für die Großbereich-Flußmessung zu finden.

Herkömmliche PRM-Detektoren verwendeten eine regenerative U²³⁴, U²³⁵-Beschichtung als empflindliches Material, um bei Volleistungs-Fluß die Lebensdauer des Detektors zu ver­ längern. Allerdings verbietet die Menge einer solchen Be­ schichtung bei einem PRM-Detektor mit zufriedenstellender Be­ triebsweise die Verwendung eines herkömmlichen PRM-Detektors als zuverlässiger SRM- oder IRM-Detektor. Der PRM-Detektor ist einfach nicht empfindlich genug zur Quellen- und Zwischenbereichs-Überwachung.

Die vorliegende Erfindung zielt ab auf eine neue und ver­ besserte Großbereich-Flußüberwachungsanlage mit einem orts­ festen, kerninternen Anlaufmonitor mit erweitertem Bereich für die Quellen- und Zwischenbereichs-Überwachung, und einem ortsfesten, kerninternen Leistungsbereichs-Monitor für die Überwachung des Leistungsbereichs. Die Erfindung überwindet sämtliche der oben angesprochenen Probleme wie weitere Pro­ bleme und schafft eine neue Neutronen-Überwachungseinrichtung, die in der Lage ist, Zwischen- und Leistungsbereich des Betriebs eines Kernreaktors zu überwachen, während sie im Vollastbetrieb innerhalb des Kerns verbleibt, die einen ein­ fachen Aufbau hat, wirtschaftlich hergestellt werden kann, eine zuverlässige Neutronenüberwachung in einem breiten Be­ reich von Neutronenstrahlung ermöglicht, ohne ein kompliziertes Einführ- und Zurückzieh-System zu benötigen, und die kompatibel ist mit bereits existierenden, herkömmlichen Neutronenübersystemen in Siedewasserreaktoranlagen.

Kurze Offenbarung der Erfindung

Erfindungsgemäß wird eine Großbereich-Flußüberwachungsan­ lage zur Überwachung des Neutronenflußes in einem Kern­ reaktorbehälter geschaffen, enthaltend einen Leistungsbe­ reich-Monitor und einen Anlaufmonitor mit erweitertem Be­ reich, die an eine Signalverarbeitungs-Schaltungsanordnung angeschlossen sind, um Signale zu erzeugen, die repräsentativ sind für den Neutronenfluß in dem Reaktorbehälter. Der An­ laufmonitor für den erweiterten Bereich enthält eine Spaltungskammer mit einer Anode, einer Katode, einem zwischen der Anode und der Katode befindlichen, neutronen­ empfindlichen Material und einer Kabelanordnung für die Übermittlung elektrischen Potentials zwischen der Anode und der Kathode zu der Signalverarbeitungs-Schaltungsanordnung. Um den Anlauf-Monitor für den erweiterten Bereich ist eine isolierende Hülle angeordnet, um die Spaltungskammer von dem Reaktorbehälter-Potentials zu isolieren. Die Hülle enthält ein Gehäuse mit einer Innenwand und einer Außenwand, und sie enthält eine Isolierschicht zwischen der Spaltungskammer und der Innenwand. Die Isolierschicht besteht vorzugsweise aus Aluminiumoxid. Das neutronenempfindliche Material enthält vorzugsweise eine Mischung von U²³⁴- und U²³⁵-Isotopen, um eine regenerative Beschichtung zu bilden. Das Isoliermaterial ist eng in die Ionenkammeranordnung eingepaßt, so daß der Wärmewiderstand zwischen der Ionenkammeranordnung und der Hülse minimiert ist, um einen guten Wärmestrom aus der Kammeranordnung heraus zu ermöglichen. Die Hülse ist elektrisch mit dem Reaktorbehälter verbunden, während die Spaltungs­ kammer von dem Reaktorbehälter elektrisch getrennt ist. Die Spaltungskammer steht in elektrischer Verbindung mit Instrumenten-Massepotential der Signalverarbeitungs-Schaltungs­ anordnung.

Nach einem weiteren Aspekt der vorliegenden Erfindung er­ faßt der Anlaufmonitor für erweiterten Bereich Neutronenfluß mindestens in dem Bereich von 10⁴ nv bis 10¹³ nv (10^-8% bis 10% Volleistung), und der Leistungsbereich-Monitor erfaßt Neutronenfluß innerhalb des Bereichs 10¹² nv bis 10¹⁴ nv (1% bis 100% Volleistung).

Nach einem weiteren Aspekt der Erfindung ist eine Über­ wachungsanlage für eine unangemessene Kernkühlung für einen ein Kühlmittel enthaltenden Reaktorbehälter vorgesehen. Die Anordnung enthält mehrere Spaltungsdetektoren, die mit axialem Abstand in dem Reaktorbehälterkern in Nachbarschaft des Kühlmittels angeordnet sind. Jeder der Detektoren ent­ hält eine Einrichtung zum Erzeugen von Signalen, die re­ präsentativ sind für einen Neutronenfluß. Die Signalver­ arbeitungseinrichtung dient zum Verarbeiten der von den Detektoren kommenden Signalen, um ein Fehlen von Kühlmittel in der Nachbarschaft irgendeinen der Detektoren zu erkennen.

Ein durch die Anwendung der Erfindung erzielter Vorteil ist eine Großbereich-Flußüberwachungsanlage zum überwachen von Neutronenfluß in einem breiten Bereich von Reaktorleistungs­ werten in Übereinstimmung mit der Richtlinienregel 1.97 (Rev 2) der NRC.

Ein weiterer durch die vorliegende Erfindung erzielter Vor­ teil ist eine Großbereich-Flußüberwachungsanlage, die kompatibel ist mit existierenden, herkömmlichen Neutronen­ fluß-Überwachungsanlagen.

Ein weiterer Vorteil der Erfindung ist eine Großbereich- Flußüberwachungsanlage, die einen Zwischen- und einen Quellenbereich-Monitor enthält, die während des Leistungs­ betriebs ortsfest im Inneren des Kerns verbleiben.

Ein noch weiterer Vorteil der Erfindung ist eine Überwachungsanlage, die einen Reaktorbehälter-Kern bezüglich unange­ messener Kühlung überwacht.

Weitere Besonderheiten und Vorteile der hier in Rede stehenden neuen Großbereich-Flußüberwachungsanlage ergeben sich für den Fachmann durch Lesen und Verstehen der vorliegenden Be­ schreibung.

Kurze Beschreibung der Zeichnungen

Die Erfindung kann mit bestimmten Teilen und Anordnungen von Teilen ausgeführt werden, wobei die bevorzugte Ausführungs­ form in dieser Beschreibung im einzelnen erläutert und in den beiliegenden Zeichnungen dargestellt ist. Es zeigen:

Fig. 1 eine schematische Querschnittansicht eines er­ findungsgemäßen Reaktorbehälters, wobei die im Kern ange­ ordnete Neutronenfluß-Überwachungsanlage dargestellt ist;

Fig. 2 eine teilweise im Querschnitt dargestellte Seiten­ ansicht einer erfindungsgemäßen Fluß-Überwachungsanordnung,

Fig. 3 eine teilweise geschnittene Querschnittansicht eines Anlaufmonitors mit erweitertem Bereich zum Überwachen des Quellenbereichs- und Zwischenbereichs-Neutronenflußes gemäß der Erfindung;

Fig. 4 ein Blockdiagramm der Signalverarbeitungseinrichtung zum Verarbeiten von der Fluß-Überwachungsanlage kommenden Signale, und

Fig. 5 eine durch Experimente ermittelte graphische Dar­ stellung eines Großbereich-Kanalausgangsignals einer er­ findungsgemäßen Großbereich-Flußüberwachungsanlage.

Bester Weg zur Ausführung der Erfindung

Die Zeichnung dient zum Zwecke der Veranschaulichung des be­ vorzugten Ausführungsbeispiels der Erfindung, ohne daß dadurch irgendeine Beschränkung gegeben ist.

Die Figuren zeigen eine Großbereich-Flußüberwachungsanlage 10 zur Überwachung des Neutronenflußes eines Kernreaktors, der einen Kernreaktorbehälter 12 enthält. Wie speziell in Fig. 1 gezeigt ist, enthält die Großbereich-Flußüberwachungsanlage 10 mehrere Detektoren oder Überwacher 14, 16, die in einem Gesamt-Überwachergehäuse 18 aufgenommen sind, und eine zuge­ hörige Signalverarbeitungs-Schaltungsanordnung 20.

Wie speziell aus den Fig. 1 und 2 hervorgeht, enthält das Überwachergehäuse 18 mehrere Überwacher 14, 16 zum Über­ wachen des Neutronenflußes während des Reaktorbetriebs. Das Gehäuse ist derart in den Reaktorbehälter eingesetzt, daß sich die Überwacher 14, 16 in dem Reaktorkern angrenzend an den radioaktiven Brennstoff befinden. Es ist ein besonderes Merkmal der Erfindung, daß das Gehäuse 18 und die Überwacher 14, 16 ortsfest innerhalb des Kerns bleiben können, während der Reaktor im Leistungsbetrieb arbeitet. Es besteht nicht das Erfordernis, irgendeinen der Überwacher 14, 16 während des Leistungsbetriebs des Reaktors herauszuziehen, so wie es bei den herkömmlichen Quellenbereich- und Zwischenbereich- Monitoren notwendig ist. Das Gehäuse besteht vorzugsweise aus rostfreiem Stahl 304. Die Überwacher 14, 16 sind inner­ halb des Gehäuses 18 in herkömmlicher Weise axial beab­ standet, wie es in der US-PS 3 043 954 (Boyd) dargestellt ist. Jeder der Überwacher 14, 16 ist für die einzelne Verarbeitung der von ihnen erzeugten Signale elektrisch getrennt. Co­ axialkabel 26, 28, die zu jedem der Überwacher gehören, stehen mit den Überwachern 14 und 16 in Verbindung und sind aus dem Gehäuse 18 herausgeführt, um die Verbindung mit der Signal­ verarbeitungs-Anlage aufrechtzuerhalten.

Das gesamte Überwachergehäuse 18 enthält vorzugsweise 4 Neutronen-Überwacher oder -Detektoren. Zwei der Überwacher 14 enthalten Anlaufmonitoren mit erweitertem Bereich zur Über­ wachung des Neutronenflußes während der Inbetriebnahme des Reaktors und im Zwischen-Leistungsbereich während des Be­ triebs. Die verbleibenden zwei Überwacher 16 sind Leistungs­ bereich-Überwacher, die den Neutronenfluß während des Leistungs­ betriebs des Reaktors überwachen. Vorzugsweise befinden sich die Anlauf-Monitoren 14 mit erweitertem Bereich ERSM ober­ halb der Kern-Mittelebene, während die Leistungsbereich- Überwacher 16 (PRM) unterhalb der Kernmittelebene angeordnet sind. Speziell in Fig. 3 ist eine ERSM-Anordnung darge­ stellt. Der Überwacher 14 enthält grundsätzlich eine Ionen- oder Spaltungskammer, deren Betriebsweise im Stand der Technik bekannt ist. Grundsätzlich besteht die Kammer im wesentlichen aus einem Paar Elektroden, umfassend eine Anode 30 und eine Kathode 32, die von einer Gaskammer, die vorzug­ weise Argon enthält, getrennt sind. Die Kathode enthält eine Oberflächenbeschichtung aus einem neutronenempflindlichen Manterial, welches beim Fühlen eines Neutronenflußes einen Stromimpuls zwischen Anode und Kathode verursacht. Das neutronenempfindliche Material enthält vorzugsweise U²³⁵ oder, wenn eine regenerative Beschichtung vorteilhaft ist, eine Mischung der Isotopen U²³⁴ und U²³⁵. Zwischen der Anode und der Kathode wird ein Potential aufrechterhalten, so daß dann, wenn die auftreffenden. Neutronen Spaltreaktionen in der Beschichtung hervorrufen, die sich ergebenden Spaltprodukte das Gas zwischen den Elektroden ionisieren und die Elektronen von dem elektrischen Feld aus dem Spalt gelenkt werden. Die Elektronenbewegung hat einen Stromimpuls in der Signalver­ arbeitungsschaltung zur Folge, der anschließend erfaßt und gezählt wird. Aufbauarten einer solchen neutronenempfindlichen Ionenkammer sowie die entsprechenden neutronenempfindlichen Materialüberzüge sind im Stand der Technik bekannt.

Der Überwacher 14 mit einer ERSM und die Überwacher 16 mit einem PRM besitzen vorzugsweise jeweils eine neutronenempfind­ liche Materialbeschichtung der gleichen chemischen Zusammen­ setzung. Die Zusammensetzung ist eine regenerative Beschichtung aus etwa 20% U²³⁵ und 80% U²³⁴. Da jedoch der ERSM viel empfindlicher zum Fühlen von Neutronenfluß-Pegeln beim Anlaufen und im Zwischenleistungsbereich sein muß, enthält er etwa siebenmal soviel Beschichtungsmaterial wie der PRM.

Eine Keramik/Metall-Dichtung 38 dichtet die Ionenkammer hermetisch ab. Ein mineralisoliertes Coaxialkabel 26, welches typischerweise einen Außenmantel aus Siliziumdioxid (SiO₂) besitzt, liefert das Signal von dem Ionenkammer-Anschluß an die Signalverarbeitungseinrichtung. Ein Kanal 42 dient zum Auffüllen der Ionenkammer mit Argon. An die Anode 30 wird über eine elektrische Verbindung und Lötstelle 44 eine Vor­ spannung angelegt.

Ein erstes Überwachergehäuse 50 enthält die Ionenkammer und steht elektrisch mit der Kathode 32 in Verbindung. Das erste Überwachergehäuse 50 besitzt einen allgemein zylindrischen Aufbau und ist umgeben von einer Isolierschicht 52 und einem ähnlichen zylindrischen Hülsengehäuse 54. Das Gehäuse 54 besitzt eine der Isolierschicht 52 benachbarten Innenwand 53 und eine Außenwand 55, die elektrisch über das Gesamt- Überwachergehäuse 18 mit Reaktorbehälter-Masse verbunden (Fig. 2). Die Isolierschicht 52 besteht vorzugsweise aus Aluminiumoxid (Al₂O₃) und isoliert das erste Überwacherge­ häuse elektrisch gegenüber dem Hülsengehäuse 54. Das Hülsen­ gehäuse 54 steht elektrisch mit Reaktor-Masse und Umgebungs­ erde in Verbindung. Eine Endkappe 56 ist zur Abdichtung der Anordnung an das Hülsengehäuse 54 angeschweißt. Die Isolier­ schicht 52 und die Hülse 54 gewährleisten eine verbesserte Empfindlichkeit der Ionenkammer dadurch, daß die Kammer gegen die Reaktorbehälter-Masse isoliert ist und dadurch während der Überwachung bei der Inbetriebnahme und im Zwischenleistungs­ bereich eine verbesserte Empfindlichkeit schaffen.

Die Isolierschicht 52 ist typischerweise auf das Überwachergehäuse 50 flammgespritzt. Anschließend wird sie geerdet und poliert, so daß sie eng an der Innenwand 53 der Hülse anliegt. Obschon es notwendig ist, die Hülse 54 von dem Gehäuse 50 elektrisch zu trennen, ist es aber auch vorteilhaft, den Wärmewiderstand zwischen der Ionenkammer und der Hülse zu minimieren, um einen guten Wärmestrom aus der Anordnung heraus und schließlich aus dem Reaktor-Kühlmittel heraus zu erreichen. Dementsprechend sind Gehäuse 50 und Isolierschicht 52 eng in der Hülse 54 aufgenommen.

Um weiterhin die Hülse 54 und den Reaktorbehälterboden von der Signalverarbeitungsschaltung elektrisch zu isolieren, ist die Hülse zum Kabelende 57 hin unterbrochen. Insbesondere endet die Hülse 54 an einem Endabschnitt 58, der(z. B. durch Schweißen) gegenüber einem ersten Ring 59 abgedichtet ist. Der erste Ring 59 ist somit dem Reaktorbehälter-Masse­ potential ausgesetzt. Ein aus Aluminiumoxid (Al₂O₃) be­ stehender Isolierring 60 trennt den ersten Ring 59 elektrisch von einem zweiten Ring 62. Der zweite Ring 62 und die rest­ lichen Außenwandabschnitte des Überwachers 14, die elektrisch mit dem Ring 52 in Verbindung stehen, sind der Reaktorbe­ hältermasse nicht ausgesetzt. Vielmehr steht der zweite Ring 62 in elektrischer Verbindung mit Instrumentenmasse der Signalverarbeitungsschaltung. Mithin ist die Hülse 54 beim Isolierring 60 unterbrochen, so daß die Reaktorbehälter- Masse von Instrumenten-Masse getrennt ist.

Unter spezieller Bezugnahme auf die Fig. 4 und 5 sollen die Arbeitsweise und die Signalausgabe der Verarbeitungs­ schaltung erläutert werden. Das Ausgangssignal des ERSM- Detektors 14 gelangt an einen Filter 64, welches mit einer Hochspannungsquelle 66 in Verbindung steht. Die Spannungs­ quelle 66 spannt den Detektor 14 vor. Das Filter 64 entfernt jegliche Arten von Signalrauschen die aus der Hochspannungs­ quelle 66 hereinkommen. Das Filter 64 besteht im wesentlichen aus mindestens einem Lastwiderstand für den Detektor 14 und einem Kondensator zur Entkopplung von Signalen von der Quelle 66. Dem Filter 64 ist ein Vorverstärker 68 nachgeschaltet, dessen Eingangsimpedant das Signalkabel wirksam von dem Detektor 14 abschließt. Ein Verstärker 70 stellt allgemein mehrere Verstärkungsstufen und Bandpaßfilterkomponenten dar, die bewirken, daß das Detektorsignal zum Lesen des Signals in einen besseren Zustand gelangt. Das Ausgangssignal des Verstärkers 70 gelangt parallel zu zwei Signalverarbeituns-Schaltungsein­ richtungen. Die erste Einrichtung enthält einen Diskriminator 72 und eine Zählwertmesser 74. Die zweite Einrichtung ent­ hält einen Effektivspannungs-Prozessor 76. Beide Ein­ richtungen speisen eine Signal-Summierschaltung, die das jeweils für die Anzeige geeignete Ausgangssignal auswählt.

Anhand der Fig. 5, die ein durch Experimente bestimmtes Bereichskanal-Ausgangssignal, welches in erfindungsgemäßer Weise erhalten wird, darstellt, kann man ersehen, daß der ERSM eine lineare Anzeige des Neutronenflußes von 10^-8% bis zu 10% der Volleistung des Reaktors liefert. Dies repräsentiert einen Neutronenfluß von 10⁴ nv bis 10¹³ nv. Die niedrigsten Pegel des Neutronenflußes, d. h. 10⁴ nv bis 10⁹ nv können durch Impulszählung mit dem Diskriminator 72 und dem Zählwertmesser 74 erfaßt werden. Bei diesen niedrigen Pegeln von Neutronenfluß kann die Signalver­ arbeitungsschaltung die durch auftreffende Neutronen in der Überwacher-Ionenkammer erzeugten Impulse zählen. Wie in der Graphik in Fig. 5 angedeutet ist, wird ein Zähl-Ausgangs­ signal von der Signal-Summierschaltung 78 bis zu einem Punkt 80 bei etwa 10⁹ nv oder 10^-3% Volleistung angezeigt. Nach diesem Punkt wird das Zählsignal nicht-linear, da der Diskriminator 72 schließlich gesättigt wird, wenn der Reaktor höhere Leistungswerte erreicht. Das Ausgangssignal des Effektivspannungs-Prozessors 76 unterhalb des Punkts 82 der Kurve nach Fig. 5 liefert ein Ausgangssignal, welches nicht-linear ist, so daß die Signal-Summierschaltung 78 das Ausgangsignal von dem Effektivspannungs-Prozessor 76 ignoriert und das Zähl-Ausgangssingal anzeigt. Oberhalb des Punkts 82 jedoch d. h. bei etwa 10⁸ nv oder 10^-4% Volleistung, wird das Ausgangssignal des Effektivspannungs-Prozessors 76 von der Signal-Summierschaltung 78 dargestellt. Der Effektivspannungs- Prozessor liefert ein Gleichstrom-Ausgangssignal, welches zu dem Effektivspannungsanteil des von dem Detektor 14 kommenden Signals proportional ist. Das Ausgangssignal des Prozessors 76 ist bis zu 10% der Reaktorleistung linear, wie bei 84 angedeutet, und wird dann nicht-linear.

Das Ausgangssignal des Leistungsbereichs-Monitors 16 wird von einer Hochspannungsquelle 86 erzeugt, die den Detektor 16 vorspannt, und das Ausgangssignal wird von einem Ver­ stärker 88 verstärkt, bevor es auf die Signal-Summier­ schaltung 78 gelangt. Der Leistungsbereichs-Monitor 16 überwacht einen Neutronenfluß im Leistungsbereich des Reaktors, der etwa 1 bis 100% der Leistung ausmacht, wie in Fig. 5 dargestellt. ist.

Die Signal-Summierschaltung 78 ist ein herkömmliches Steuer­ system, welches zulässige Signale von den Detektoren identifiziert und das geeignete Ausgangssignal an eine Anzeige 90 für eine Bedienungsperson liefert. Zusätzlich ist die Summierschaltung 78 in der Lage, ein Alarmsignal auszulösen, wenn irgendeine Sicherheitsbarriere in dem Re­ aktorbehälter gefährdet ist. Wenn z. B. die Änderungsge­ schwindigkeit der Neutronenstrahlung zu schnell oder der Pegel der Neutronenstrahlung zu groß ist, sollte das Reaktor-Schutzsystem ausgelöst werden.

Ein weiteres Merkmal der Erfindung ist das, daß die Anlage als Monitor für eine unangemessene Kernkühlung verwendet werden kann, wobei die ERSM-Überwacher 14, die in dem Gesamt- Überwachergehäuse 18 axial beanstandet angeordnet sind, Änderungen der Flußwerte erfassen können, die kennzeichnend sind für eine unangemessene Kühlung im Reaktorbehälter- Kern. Eine Signalverarbeitungseinrichtung erkennt das Fehlen von Kühlmittel in der Nachbarschaft des Überwachers. Die Erfindung ist unter Bezugnahme auf das bevorzugte Ausführungs­ beispiel beschrieben worden. Es ist offensichtlich, daß Modifikationen und Änderungen ersichtlich werden, wenn die Beschreibung gelesen und verstanden wird. Es ist unsere Ab­ sicht, sämtliche solche Modifizierungen und ähnliche Änderungen einzuschließen, soweit sie im Rahmen der beige­ fügten Ansprüche und deren Äquivalente liegen.

Claims (6)

1. Großbereich-Neutronenfluß-Überwachungseinrichtung für die ständige, kerninterne Neutronenüberwachung in einem Kernreaktorbehälter, welche
einen ortsfesten, kerninternen Leistungsbereichüberwacher,
einen ortsfesten, kerninternen Anlaufüberwacher für einen erweiterten Be­ reich, mit einer Spaltungskammer und einer Isolierhülse zum Isolieren der Spaltungskammer gegenüber dem Reaktorbehälterpotential,
eine Signalverarbeitungs-Schaltungsanordnung zum Erzeugen von Signa­ len, die repräsentativ für den Neutronenfluß im Reaktorbehälter sind,
umfaßt, wobei die Spaltungskammer von einer Isolierhülse (54), welche mit dem Reaktorbehälter in elektrischen Kontakt steht, umgeben und durch Zwischenlage einer Isolierschicht (52) gegenüber der Isolierhülse (54) und damit dem Rekatorbehälter elektrisch isoliert ist und die Isolier­ hülse (54) an einem Endabschnitt (58) einen Isolierring (60) aufweist, der die Isolierhülse (54) elektrisch von der Signalverarbeitungsschaltung iso­ liert und wobei die Spaltungskammer in elektrischer Verbindung mit ei­ nem Instrumenten-Massepotential der Signalverarbeitungs-Schaltungsan­ ordnung steht.

2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet, daß die Hülse (54) ein Gehäuse mit einer Innenwand (53) und einer Außenwand (55) aufweist und eine Isolierschicht (52) zwischen der Spaltungskammer und der Innenwand (53) besitzt.

3. Einrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekenn­ zeichnet, daß die Isolierschicht (53) Aluminiumoxid enthält.

4. Einrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekenn­ zeichnet, daß die Spaltungskammer elektrisch von dem Reaktorbehälter getrennt ist, und daß die Spaltungs­ kammer elektrisch mit einem Meßgeräte-Massepotential der Signalverarbeitungs-Schaltungsanordnung verbunden ist.

5. Einrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekenn­ zeichnet, daß die Spaltungskammer neutronen­ empfindliches Material aus einem Gemisch U²³⁴- und U²³⁵-Isotopen enthält.

6. Einrichtung nach einem der vohergehenden Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Außenwand (55) der Isolierhülse (54) elektrisch über das gesamte Überwachungsgehäuse (18) mit Reaktorbehälter-Masse verbunden ist.