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Die Erfindung betrifft das Überwachen eines thermischen
Neutronenflusses in einem Kernreaktor.
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Bei der Kernreaktion im Inneren herkömmlicher
Siedewasserreaktoren (BWR von boiling water reactor) ist es
möglich, den Zustand der Reaktion entweder durch Messen des
thermischen Neutronenflusses oder alternativ dazu des
Gamma-Strahlenflusses zu überwachen.
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Das Messen des thermischen Neutronenflusses ist die
bevorzugte Messung, da sie direkt proportional zur Leistung
ist und ein promptes, d.h. schnelles, Signal von einer
Spaltkammer liefert. Das alternative Messen einer Gamma-
Strahlung liefert nicht die erforderliche schnelle Antwort,
die aus Gründen der Reaktorsicherheit erforderlich ist.
Demzufolge wird die Gamma-Strahlung, wie sie von Gamma-
Thermometern gemessen wird, nicht benutzt, um den Zustand
einer Reaktion in Siedewasser-Kernreaktoren zu messen und
unmittelbar zu steuern.
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Der thermische Neutronenfluß in Siedewasserreaktoren wird
von lokalen Leistungsbereichsdetektoren überwacht. Diese
lokalen Leistungsbereichsdetektoren enthalten eine Kathode,
die mit einem spaltbaren Material überzogen ist. Das
spaltbare Material ist gewöhnlich eine Mischung aus U235
und U234. U235 dient dazu, ein zum Neutronenfluß
proportionales Signal zu liefern, wohingegen U234 für eine
längere Lebensdauer des Detektors sorgt. Die thermischen
Neutronen wechselwirken mit dem U235 und bewirken, daß
Spaltbruchstücke im Inneren des herkömmlichen lokalen
Leistungsbereichsdetektor eine inerte Gasumgebung,
typischerweise Argon, ionisieren. Dies führt zu einem
elektrischen Ladungsfluß zwischen der Anode und der
Kathode, und zwar zu einem resultierenden Gleichstrom. Die
Stromstärke des Gleichstroms zeigt auf einer im
wesentlichen Echt zeit-Grundlage den thermischen
Neutronenfluß in dem Reaktorkern an.
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Die lokalen Leistungsbereichsdetektoren eines
Siedewasserreaktors werden in Ketten in den Kern des
Reaktors eingesetzt. Jede Kette verläuft vertikal und
besitzt typischerweise vier im Abstand angeordnete örtliche
Leistungsbereichsdetektoren. Jeder Detektor ist elektrisch
derart verschaltet, daß er den thermischen Neutronenfluß in
Echtzeit lesen und den Zustand der Reaktion in dem Reaktor
ausgeben kann. Dabei versteht sich, daß ein großer Reaktor
etwa 30 bis 50 solcher vertikaler Ketten mit insgesamt etwa
120 bis 200 lokaler Leistungsbereichsdetektoren aufweisen
kann. Derartige lokale Leistungsbereichsdetektoren
benutzten endliche Mengen von U235 während ihrer
Betriebsdauer. Folglich ändert sich die Empfindlichkeit mit
der Aussetzung. Sie müssen periodisch kalibriert werden.
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Die Kalibrierung wird gegenwärtig unter Verwendung von im
Kern quer verlaufenden Meßfühlern oder TIPs (von traversing
in-core probes) ausgeführt. Diese im Kern quer verlaufenden
Meßfühler werden typischerweise aus dem Reaktor
herausgezogen, während die im Kern quer verlaufenden
Meßfühler den gleichen grundsätzlichen Aufbau wie die
örtlichen Leistungsbereichsdetektoren zeigen und somit ihre
Empfindlichkeit während ihrer Betriebsdauer aufgrund eines
Uran-235-Abbrandes ändern.
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Im Betrieb werden die im Kern quer verlaufenden Meßfühler
auf typische Weise kalibriert. Eine derartige Kalibrierung
umfaßt ein getrenntes Einsetzen von etwa fünf solcher
Meßfühlern an einer gemeinsamen Stelle eines
Siedewasserreaktors. Der Siedewasserreaktor wird im
stationären Zustand betrieben und zum Gegenstand einer
Energiebilanz gemacht. Das Einsetzen von im Kern quer
verlaufenden Meßfühlern geschieht dadurch, daß man die
Fühler an einem Ende eines halbstarren Kabels anordnet und
in ein Röhrensystem einsetzt. Wenn einmal eine vollständige
Kernabtastung während eines stationären Betriebszustands
erfolgt ist, wird eine Wärmebilanz zusammen mit dem Lesen
der im Kern quer verlaufenden Meßfühler benutzt, um die
lokalen Leistungsbereichsdetektoren zu kalibrieren.
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Danach wandern die neu kalibrierten, im Kern quer
verlaufenden Meßfühler durch den Reaktor in ein speziell
entworfenes Röhrensystem. Dieses Röhrensystem erstreckt
sich durch Sicherheits-Rohrleitungen (Containment-
Rohrleitungen) in das Innere des Reaktorbehälters. In diese
Rohrleitungen werden halbstarre Kabel angeordnet, die die
TIPs an ihren entfernten Enden tragen. Die TIPs werden in
das Antriebs-Röhrensystem von einem großen
Antriebsmechanismus getrieben und das gesamte System wird
von einer elektronischen Antriebssteuereinheit gesteuert.
Die Kabel durchlaufen sogenannte "Abscherventile", die das
Kabel abscheren und die Rohrleitung abdichten können, um
Lecks oder undichte Stellen durch das Röhrensystem zu
verhindern, wobei die undichten Stellen im wesentlichen gut
vor dem Kabel liegen können und die Meßfühler
herausgenommen werden könnten. Die Kabel verlaufen weiter
durch Abstellventile, die die im Kern quer verlaufenden
Meßfühler in das Innere des Schutzbehälters einführen.
Letztlich erreichen die Kabel sogenannte Indexer und
anschließend das Innere des Reaktorbehälters. Diese Indexer
stellen ein mechanisches System zum Führen eines jeden TIP
dar, damit sie neben dem Ort eines zugeordneten Segments
der etwas mehr als 170 lokalen Leistungsbereichsdetektoren
in einem großen Siedewasser-Kernreaktor entlanglaufen.
Üblicherweise enthält jeder Indexer zehn alternative Pfade
für einen einzelnen im Kern quer verlaufenden Meßfühler, um
einer Kalibrierungsprozedur zu folgen.
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Es ist überflüssig zu sagen, daß dieses System kompliziert
und komplex ist. Die Kalibrierung einer jeden lokalen
Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtung ist eine Funktion
der Meßfühler-Messung des lokalen thermisch
Neutronenflusses als auch eine Funktion der Endposition des
einzuführenden halbstarren Kabels. Natürlich muß die
Position des Endes des halbstarren Kabels auf den richtigen
alternativen Pfad für die notwendige Kalibrierung bezogen
werden, um aufzutreten.
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Darüber hinaus enthält das notwendige Röhrensystem eine
Matrix von Rohren unterhalb des Reaktorbehälters.
Normalerweise müssen diese Rohre unterhalb des Behälters
für einen erforderlichen Dienst entfernt und danach ersetzt
werden.
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Ungeachtet der Anwesenheit sowohl von Absstellventilen als
auch von Abscherventilen bleibt das System als ein
möglicher Fluchtweg für Wasser bestehen, das radioaktive
Partikel aus dem Reaktor enthält. Außerdem kann das
zurückgezogene Kabel sowohl mechanische Komplikationen
aufweisen als auch radioaktiv sein.
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Gamma-Thermometer sind bekannt. Diese Thermometer messen
die Gamma-Strahlung, die von einer Reaktorreaktion
abgestrahlt wird. Leider liefert die abgegebene Gamma-
Strahlung, wie sie von Gamma-Thermometern gemessen wird,
keine schnelle Antwort auf Leistungsübergänge, wie dies für
einen sicheren Betrieb des Reaktors verlangt wird.
Demzufolge wurden Gamma-Thermometer bis jetzt zum
Überwachen des reaktiven Kernzustands in
Siedewasserreaktoren nicht benutzt.
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Die GB-A-1 417 938 beschreibt die Kombination eines
batteriegespeisten Neutronendetektors mit einer Spaltkammer
für die Kalibrierung der Spaltkammer.
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Die US-A-4 313 792 beschreibt die Verwendung eines Gamma-
Wanderthermometers für kalibrierende Spaltkammern.
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Die Erfindung schafft eine Kette mit mehreren
Leistungsbereichsdetektoren zum Messen des thermischen
Neutronenflusses in einem Siedewasserreaktor, wobei jeder
Detektor eine Kathode, spaltbares Material auf der Kathode,
eine Anode und eine Drahtverbindung aufweist, die jede
Anode und Kathode von einer Position auf der Kette mit
einer äußeren Position verbindet, wobei die Kette eine
entsprechend Anzahl von Gamma-Thermometern aufweist, die
jeweils entlang der Länge der Kette an einer Stelle
unmittelbar neben einem lokalen Leistungsbereichsdetektor
angeordnet sind, wobei jedes Gamma-Thermometer die
Temperatur der Gamma-Thermometer in bezug auf eine
Referenzgröße überwacht, um den Gamma-Fluß zu ermitteln.
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Gemäß einer Ausführungsform der Erfindung sind in dem Kern
eines Siedewasser-Kernreaktors lokale Leistungsbereichs-
Überwachungsketten modifiziert, die typischerweise vier
vertikale, im Abstand angeordnete Überwachungsorte
aufweisen. Jeder Überwachungsort enthält einen
herkömmlichen lokalen Leistungsbereichsdetektor, in dem
spaltbares Material, das einer thermischen
Neutronenbestrahlung ausgesetzt ist, der Spaltbruchstücke
erzeugt, ein Gas ionisiert und einen Strom zwischen der
Anode und Kathode erzeugt. In der verbesserten
Ausführungsform ist jeder herkömmliche lokale
Leistungsbereichsdetektor mit einem oder zwei benachbarten
Gamma-Thermometern versehen, die jeweils eine innere, durch
die Gamma-Bestrahlung zu erwärmende Masse, ein
Thermoelement zum Messen der erwärmten Masse sowie ein in
Reihe dazu geschaltetes Referenz-Thermoelement aufweisen.
Sowohl der herkömmliche lokale Leistungsbereichsdetektor
als auch der oder die Gamma-Thermometer sind entlang der
Länge der Kette verteilt, die jeweils mit einem Kabel und
einem Verbinder für eine externe Verbindung versehen sind.
Wenn die Kette in den Kern eingesetzt und der Reaktor im
stationären Zustand betrieben wird, können die Gamma-
Thermometer benutzt werden, um die lokalen
Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtungen in Verbindung
mit einer herkömmlichen Reaktor-Wärmebilanz zu kalibrieren.
Mit Hilfe der Bezugnahme des Gamma-Flusses auf die Abgabe
der Wärmebilanz erfolgt die Kalibrierung der lokalen
Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtungen über die
sinnvolle Betriebsdauer.
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Die lokalen Leistungsbereichsdetektoren zum Messen des
thermischen Neutronenflusses sind unmittelbar neben den
Gamma-Thermometern angeordnet. Die Gamma-Thermometer sind
mit zunehmender Betriebsdauer nicht mehr besonders
empfindlich. Während des stationären Betriebszustands des
Reaktors können daher die Gamma-Thermometer mit
zusätzlichen Wärmebilanzen für die erforderliche
Kalibrierung ihrer benachbarten lokalen Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtungen verwendet werden.
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Zu Kalibrierungszwecken wird der Reaktor in einem
stationären Zustand betrieben und eine Wärmebilanz
ausgeführt, um die gesamte Reaktorabgabe zu ermitteln.
Danach wird von den Gamma-Thermometern der Gamma-Fluß
gelesen und der Gamma-Fluß zu der Reaktorleistung ins
Verhältnis gesetzt. In entsprechender Weise werden die
lokalen Leistungsbereichsdetektoren gelesen. Diese
Ablesewerte, welche während der Betriebsdauer schwanken,
werden mit den Ergebnissen der Gamma-Thermometer
kalibriert. Eine zuverlässige, periodische Kalibrierung der
lokalen Leistungsbereichsdetektoren durch ihre benachbarten
Gamma-Thermometer kann erfolgen.
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Die Notwendigkeit eines im Kern quer verlaufenden
Meßfühlers nach dem Stand der Technik wird vermieden.
Demzufolge kann man das System eines Antriebsmechanismus,
von Antriebssteuereinheiten, Rohren, Absstellventilen,
Indexern und Kabeln, die für die bekannte periodische
Kalibrierung verwendet werden, entfernen. Das
Kalibrierungssystem eines lokalen Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtungs wird vereinfacht.
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Ein leichteres Verständnis der Erfindung erhält man unter
Bezugnahme auf die folgende Beschreibung und die
Zeichnungen. Es zeigen:
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Fig. 1 eine schematische Darstellung eines Siedewasser-
Kernreaktors, der eine lokale
LeistungsbereichsÜberwachungskette gemäß der Erfindung zeigt, die in einem
im Kern befindlichen Führungsrohr zur Überwachung der
Kernreaktion in dem Reaktorkern installiert ist,
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Fig. 2A eine vergrößerte schematische Darstellung einer
lokalen Leistungsbereichs-Überwachungskette, die gemäß der
Erfindung konstruiert ist, und vier herkömmliche
Niederleistungsbereichsdetektoren und Gamma-
Thermometergruppen zeigt, wobei die Kette zur Installation
in dem Kern eines Reaktors aufgebaut ist,
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Fig. 2B eine Gruppe von einem lokalen
Leistungsbereichsdetektor und zwei Gamma-Thermometern,
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Fig. 2C eine schematische Darstellung einer Gruppe aus
einem lokalen Leistungsbereichsdetektor und einem Gamma-
Thermometer,
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Fig. 3 eine Seitenansicht eines Abschnitts einer lokalen
Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtung, und
Fig. 4 eine Seitenansicht eines Abschnitts eines Gamma-
Thermometers.
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Unter Bezugnahme auf Fig. 1 ist ein Reaktorbehälter V
gezeigt, dessen Kuppel oder Aufsatz entfernt ist, sowie
eine lokale Leistungsbereichs-Überwachungskette S, die
gerade eingesetzt wird. Typischerweise wird die Kette S in
ein Rohr 24 eingesetzt. Das Rohr 24 beginnt an einer
Kernplatte 12 und erstreckt sich durch das Bodenteil des
Reaktorbehälters V.
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Der Teil der Kette S in dem Kern erstreckt sich über das
Rohr 24. Ein oberer Teil der Kette S erstreckt sich zu der
oberen Führung 12 an. Daher steht die Kette S, die am
entferntesten zu dem Kern gehalten wird, beim Messen der
Bestrahlung mit einem Neutronenfluß im Inneren des
Reaktorkerns vertikal aufrecht.
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Unter Bezugnahme auf Fig. 1 ist ein Abschnitt eines
Siedewasser-Reaktorbehälters V dargestellt. Der Behälter V
enthält eine Kernummantelung 14, die einen Kern 15 umgibt,
der durch Steuerstangen 16 gesteuert wird. In dem hier
gezeigten Reaktorabschnitt ziehen Strahlpumpen 13 Wasser
über die Oberseite der oberen Führung 12 in das
interstitielle Volumen zwischen der Seite des Behälters V
und der Kernummantelung 14 durch die Strahlpumpen 13 in
einen ausgefüllten Raum P unterhalb des Kerns des Reaktors.
Wasser strömt anschließend nach oben durch eine Kernplatte
17 in einzelne Brennstoffbündel des Kerns bei 15. Wasser
für die Strahlpumpen wird bei 19 entnommen und bei 18
eingelassen, um die erforderliche erzwungene Zirkulation in
dem Reaktor hervorzurufen.
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Es ist ein einzelnes Instrumenten-Führungsrohr 24 zum
Einführen einer lokalen Leistungsbereichs-Überwachungskette
dargestellt. Dabei versteht sich, daß man mit dem Einsetzen
oberhalb des Kerns beginnt. Die Kette wird an der Oberseite
des Kerns zur Unterseite des im Kern befindlichen
Führungsrohr eingeführt. Eine Abdichtung erfolgt an der
Unterseite des im Kern befindlichen Führungsrohres. Die
Kette erstreckt sich von der Oberseite des Kerns 15 neben
der oberen Führung 12. Jede Kette weist typischerweise vier
überwachende Orte auf. Diese Überwachungsorte sind im
gleichen Abstand zwischen der oberen Führung 12 und der
Kernplatte 17 angeordnet. Sie sind derart positioniert, daß
sie vier aufeinanderfolgende vertikale Intervalle in dem
Reaktor abtasten können.
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Obwohl die Darstellung nach Fig. 1 lediglich ein derartiges
Führungsrohr 24 zeigt, versteht sich, daß tatsächlich viele
verwendet werden, um einen typischen Kern 15 zu überwachen.
Beispielsweise ist es nicht ungewöhnlich, daß 44 (43)
derartiger Rohrleitungen oder über 170 diskret verdrahtete
lokale Leistungsbereichsdetektoren vorgesehen sind.
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Der Leser wird verstehen, daß die lokalen
Leistungsbereichsdetektoren zu sich ändernden Gruppen
zusammengesetzt sind, um die erforderliche Messung zu
liefern. Da die Kombination derartiger Gruppen für diese
Erfindung nicht wesentlich ist und das Instrumentarium zum
Ablesen derartiger lokaler Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtungen allgemein bekannt ist, wird es
hierin nicht weiter beschrieben.
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Nachdem der Reaktorort, an dem das Überwachen erfolgt,
beschrieben worden ist, wird nunmehr eine typische
Überwachungskette S gemäß der Erfindung beschrieben.
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Wir betrachten nunmehr die Explosivdarstellung nach Fig.
2A, die eine derartige Kette zeigt. Die Kette enthält ein
Federdruckteil 44. Dieses Federdruckteil paßt in die obere
Führung 12 (siehe Fig. 1).
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Um den aktiven Teil der Kette zu umhüllen, ist eine
Umhüllung 50 vorgesehen. Die Umhüllung 50 umgibt die
Detektoren und die Koaxialkabel, die sich von den
Detektoren nach unten durch eine Dichtung an der Unterseite
des sich im Kern befindlichen Führungsrohrs erstrecken und
mit einem externen Verbinder abgeschlossen sind. Die Kette
ist halbstarr ausgebildet. Das Einsetzen in das im Kern
befindliche Führungsrohr 24 erfolgt leicht (siehe Fig. 1).
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An vier diskreten Aufrissen oder Ebenen, nachfolgend mit A,
B, C und D bezeichnet, sind Gruppen von herkömmlichen
lokalen Leistungsbereichsdetektoren und Gamma-Thermometern
in einer Beziehung angeordnet, die man als Seite-an-Seite
oder vertikal ansehen kann.
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Unter Bezugnahme auf die Fig. 2B und 2C wird zuerst ein
konventioneller lokaler Leistungsbereichsdetektor M
beschrieben. Danach werden wir das Gamma-Thermometer T
beschreiben.
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Unter Bezugnahme auf Fig. 3 enthält der lokale
Leistungsbereichsdetektor M eine zylindrische Außenkathode
60 und eine innere konzentrische und zylindrische Anode 62.
Die benachbart zu der Anode 62 angeordnete Kathode 60 ist
mit einer dünnen Schicht eines spaltbaren Material 64
überzogen. Das Material 64 ist typischerweise eine
Kombination aus U234 und U235. Wie allgemein bekannt ist,
wird U235 mit der Lebensdauer der Überwachungseinrichtung M
verbraucht, wohingegen das U234 zu einem Ersatz von U235
führt und damit die Betriebsdauer des Detektors M
verlängert.
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Typischerweise ist die Anode 62 über Isolationsblöcke 66 an
jeder Seite befestigt, um so mit der umgebenden Kathode 60
konzentrisch zu sein. Vorzugsweise ist eine Argon-
Atmosphäre 68 vorhanden.
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Typischerweise führt ein Koaxialkabel von dem Detektor zur
Anode und Kathode, wobei der Innenleiter mit der Anode und
der Außenleiter mit der Kathode verbunden ist. Der
Gleichstrom durch das Kabel sorgt für die Echtzeitmessung
des thermischen Neutronenflusses.
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Während des Betriebs treffen thermische Neutronen auf das
U235 in der Schicht 64. Spaltkomponenten breiten sich in
dem Argongas 68 aus und bewirken, daß Elektronen zur Anode
und Ionen mit entgegengesetzter Polarität zu der Kathode
fließen. Ein Gesamtgleichstrom wird durch das Kabel 69
geleitet, der auf herkömmliche Art und Weise abgelesen
wird.
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Da die U235-Komponente der Schicht 64 mit der Betriebsdauer
schwankt, ist eine Kalibrierung erforderlich.
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Unter Bezugnahme auf Fig. 4 ist ein typisches Gamma-
Thermometer in einer vereinfachten Form dargestellt.
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Typischerweise weist das Gamma-Thermometer eine umgebende
Kammer 72 mit einer Metallmasse 74 auf, die einseitig
eingespannt an einer Seite der Kammer 72 aufgehängt ist.
Die Metallmasse 74 erreicht eine Temperatur, die
unmittelbar von dem Gamma-Strahlenfluß abhängig ist.
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Ein Ablese-Thermoelement 78 und ein Bezugs-Thermoelement 80
werden in einer Serienschaltung benutzt. Insbesondere
erzeugt die Temperaturdifferenz zwischen dem Bezugs-
Thermoelement 80 (das typischerweise auf eine stabile
Temperatur im inneren Abschnitt des Kerns bezogen wird) und
dem Ablese-Thermoelement 78 eine Spannung auf
paarverseilten Leitungen 82, 84, deren Spannungen den
augenblicklichen Gammafluß anzeigen, der proportional zu
der Reaktorleistung ist.
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Es sei darauf hingewiesen, daß die Gamma-Thermometer T
nicht auf sich schnell ändernde Reaktionen in dem Reaktor
ansprechen. Demgemäß ist es nicht möglich, daß Gamma-
Thermometer T zum Überwachen von Strömungsübergängen kurzer
Dauer oder sich schnell ändernden Fluß-Pegel zu benutzen.
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Nachdem wir die Konstruktion der Gamma-Thermometer und der
lokalen Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtungen
beschrieben haben, widmen wir uns jetzt der Beschreibung
der Gruppen von Instrumenten, die in verschiedenen Gruppen-
Ebenen A, B, C und D benutzt werden. Unter Bezugnahme auf
Fig. 2B ist eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung
beschrieben. Die bevorzugte Ausführungsform enthält ein
Umhüllungsrohr 70 mit einem nach oben gerichteten
Wasserfluß. Im Inneren des Rohrs bei 72 sind jeweils
einzeln ein Gamma-Thermometer T1 und ein zweites Gamma-
Thermometer T2 gezeigt. Diese jeweiligen Gamma-Thermometer
T1 und T2 kommunizieren mit dem Kabel 74 bzw. 76. Zwischen
den jeweiligen Gamma-Thermometern ist eine lokale
Leistungsbereichs-Überwachungseinrichtung M angeordnet.
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Es sei angemerkt, daß die lokale Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtung um einen kleinen Abstand D getrennt
von den beiden Gamma-Thermometern angeordnet ist. Der
Abstand ist derart gewählt, daß der Neutronenfluß im
wesentlichen gleichförmig ist. Beispielsweise kann ein
Abstand von 2,54 cm (1 Zoll) benutzt werden.
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Unter Bezugnahme auf Fig. 2C ist eine Ausführungsform mit
einer einzigen lokalen Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtung M und einem Gamma-Thermometer T
dargestellt. Das Einsetzen erfolgt wiederum im Inneren
einer Hülle 70, die im Zwischenraum 72 einen Wasserfluß
aufweist. Wiederum ist jede Sensoreinheit mit ihrem eigenen
Kabel verbunden. In diesem Fall sind dies die Kabel 75 und
76.
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Wir kehren nunmehr zu Fig. 2A zurück. Die diskreten Teile
der lokalen Leistungsbereichs-Überwachungskette können
weiter verstanden werden. Einfach ausgedrückt, weist die
lokale Leistungsbereichs-Überwachungskette ein
Federdruckteil 80 auf (siehe Federelement 44). Eine
beträchtliche Länge des gesamten Stabes 82 verläuft in dem
aktiven Brennbereich. Eine zweite Länge der
Überwachungskette 84 sitzt unterhalb des Kerns und in dem
Reaktorbehälter.
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Letztendlich befindet sich ein Teil der Kette 86 außerhalb
des Behälters.
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Wenn die Einheit durch den Behälter hindurchgeht, ist eine
Druckdichtung 88 erforderlich. Diese Druckdichtung
verhindert eine Leckage von dem unter Druck stehenden
Inneren des Reaktors in den Außenbereich. Eine
Meßgerätausrüstung ist mit den Drahtenden 90 von der
jeweiligen lokalen Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtung M oder dem jeweiligen Gamma-
Thermometer T verbunden. In Abhängigkeit von der Anzahl der
Gamma-Thermometer, die für jede Ebene benutzt wird, ist
wenigstens eine lokale Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtung M mit paarverseilten Verbindungen
und zwei oder vier Verbindungen von dem jeweiligen Gamma-
Thermometer T vorgesehen.
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Die erforderliche Energiebilanz, die die Ausgangsleistung
eines im stationären Zustand betriebenen Kernreaktors mißt,
ist allgemein bekannt.
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Wenn dies erst einmal bekannt ist, kann das Messen der
Gamma-Thermometer insgesamt mit der Intensität der Reaktion
zu jedem gegebenen Punkt korreliert werden. Da ein oder
zwei Gamma-Thermometer T und jede lokale Leistungsbereichs-
Überwachungseinrichtung M nebeneinander angeordnet sind,
ist es danach möglich, jeden lokalen
Leistungsbereichsdetektor M zu kalibrieren, indem sein
benachbartes Gamma-Thermometer T abgelesen wird.
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Es sei angemerkt, daß Gamma-Thermometer Elemente enthalten,
deren Wirksamkeit mit zunehmender Betriebsdauer abnimmt.
Wenn dies der Fall ist, versteht sich, daß mit Bezug auf
jede Wärmebilanz die Erwartung besteht, daß das
Ausgangssignal der Gamma-Thermometer T im wesentlichen
unverändert bleibt. Deshalb gibt es eine zusätzliche
Prüfung hinsichtlich der Gesamt-Funktionsfähigkeit der
Kalibrierung.