DE2745708A1

DE2745708A1 - Neutronendetektor

Info

Publication number: DE2745708A1
Application number: DE19772745708
Authority: DE
Inventors: Jeffrey Roland Wyvill
Original assignee: Combustion Engineering Inc
Current assignee: Combustion Engineering Inc
Priority date: 1976-10-14
Filing date: 1977-10-11
Publication date: 1978-04-20
Also published as: JPS57205098U; JPS5349699A; US4090083A; FR2368120A1; FR2368120B1; CA1083269A

Description

der Firma Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. o6o95/USA

betreffend:

"Neutronendetektor"

Die vorliegende Erfindung betrifft einen Neutronendetektor zur Anordnung außerhalb des Reaktorkerns zur Erfassung des Anfahrvorgangs eines Kernreaktors.

Um das Anfahren eines Kernreaktors genau überwachen und steuern zu können, müssen einige Einrichtungen vorgesehen sein, um den von dem Reaktor während des Anfahrens erreichten Leistungspegel zu überwachen. Da die Reaktorleistung immer proportional zu Neutronenflußstärken ist, sind für diesen Verwendungszweck schnell ansprechende Neutronendetektoren wünschenswert. Detektoren, die außerhalb des Druckgefäßes angeordnet sind, werden bevorzugt, da sie nicht den räumlichen Begrenzungen unterworfen werden, die innerhalb des Reaktorkerns existieren, und da weniger feindliche Umgebungsbedingungen (um Größenordnungen geringere Strahlungsintensitäten und Temperaturen, die wenigstens einige 100° niedriger liegen) eine größere Lebensdauer bei ausreichender Genauigkeit und Zuverlässigkeit sicherstellen. Zu diesem Zweck wurden bisher

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B und BF₃ Detektoren verwendet, die in Detektorschächten in der biologischen Abschirmung benachbart dem Druckgefäß angeordnet werden. Diese außerhalb des Kerns befindlichen Detektoren zur Beobachtung des Anfahrens zeigten jedoch eine unerwünscht hohe Ausfallrate, primär aufgrund der hohen Gammastrahl- und Neutronenintensitäten, die um zehn bis zwölf Größenordnungen zwischen dem Anfahren des Reaktors und der Spitzenleistung variieren können. Die Leistungshöhen selbst erstrecken sich von Null zu etwa dem Zweifachen des vollen veranschlagten Bereichs.

Mit der derzeitigen Technik kann kein einzelner Instrumentenkanal eine zufriedenstellende Kontrolle über einen derartig ausgedehnten Bereich liefern. Daher wird gewöhnlich der gesamte Meßbereich in drei getrennte kleinere mit einer bestimmten Überlappung zwischen benachbarten Bereichen aufgeteilt. An der Basis der Skala liegt der "Ausgangsbereich" der Kontrolle. Wenn sich ein Reaktor vor dem Anfahren nicht in Betrieb befindet, ist die Rate an spontanen Spaltungen von Uranatomen kaum merklich, wenn kein äußerer Neutronenanreger vorhanden ist. Wenn die Anordnung der Brennstoffeinheiten und der Steuerstäbe derart ist, daß ein einzelnes eintretendes Neutron eine schnelle Kettenreaktion auslösen kann, ist eine Verhütung eines unkontrollierten Beginns der Kritikalität sehr schwierig. Um diese Möglichkeit zu verhindern, ist eine Neutronenquelle in dem Reaktor angeordnet und verbleibt dort. Sie stellt ein meßbares Zählen sicher, selbst wenn der Reaktor sich in abgeschaltetem Zustand befindet.

Im gesamten Anfangsbereich sind die Neutronenerzeugungsraten so gering, daß sie in Form von individuellen Neutronenimpulsen gemessen werden können, wobei die Anzeige in

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Zählrate pro Sekunde erfolgt. Der Bereich umfaßt fünf bis sechs Dekaden des Neutronenvorkommens oder der Reaktorleistung. Am unteren Ende erfordert die Sicherheit gemessene Zählraten von eins bis zehn Zählern pro Sekunde. Daher ist ein extrem empfindlicher Neutronendetektor wünschenswert. Zusätzlich hängt die obere Grenze des Bereichs von der Fähigkeit eines Detektors und seines angeschlossenen Stromkreises ab, diskrete Neutronenimpulse ohne Sättigung zu trennen.

Innerhalb einer kurzen Zeit, die einer Reaktorstilllegung folgt, können Ganunastrahlintensitäten aufgrund der vorherigen Tätigkeit beträchtlich sein, obwohl das Neutronenvorkommen ganz gering ist. Daher muß zwischer Zählern, die durch wirkliche Neutronen hervorgerufen werden, und Zählern, die von dem sogenannten "gamma pile up", durch den zwei oder mehr Gammastrahlen den Detektor zur gleichen Zeit mit dem Ergebnis aktivieren, daß ein Impuls einer Größe gleich der Summe einer Anzahl von Gammastrahlen hervorgerufen wird, erzeugt wird, unterschieden werden.

Gewöhnlich werden Gammaimpulse von Neutronenimpulsen aufgrund ihrer Höhe unterschieden. Die Neutronenzählrate kann abgeblendet sein, jedoch kann auch die Größe des von einem Neutron erzeugten Impulses nicht wesentlich verschieden von einem Impuls sein, der durch "gamma pile up" erzeugt wird. Wenn "gamma pile up" zu einer merklichen Meßablesung führt, während der Reaktor innerhalb einer kurzen Zeit nach dem Abschalten wieder angefahren wird, kann dies die wirkliche Menge der erzeugten Neutronenaktivität überdecken und dazu führen, daß der Überwacher die Nähe zur Kritikalitat unterschätzt. Aus diesem Grunde müssen derartige Detektoren eine große Empfindlichkeit

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gegenüber Neutronen als auch die Fähigkeit, zwischen Neutronenimpulsen und Impulsen, die von Gammastrahlen durch Anwesenheit eines starken Untergrunds an Gammastrahlung hervorgerufen werden, zu unterscheiden, aufweisen.

Es ist bekannt, daß eine Fotoelektronenvervielfacherröhre in Kombination mit einem Szintillatormaterial, das aufNeutronen anspricht, ein extrem empfindlicher Neutronendetektor sein kann. Jedoch wurden Fotoelektronenvervielfacher bisher in der Umgebung eines Kernreaktors als Neutronendetektoren aufgrund der Probleme, die durch die hohen Temperaturen und die hohen Strahlungsintensitäten in diesem Bereich nicht verwendet. Eines der Probleme bestand in der optischen Degradation der optischen Elemente der Kombination aus Fotoelektronenvervielfacher und Szintillator, die durch den Einfluß hochenergetischer Gammastrahlen hervorgerufen wird. Gewöhnliche optische Materialien, wie gewöhnlich verwendetes optisches Glas, dunkelt durch den Gammabeschuß, wodurch die gesamte Wirksamhkeit und Empfindlichkeit der Fotoelektronenvervielfacherröhre reduziert wird. Zusätzlich wurden Fotoelektronenvervielfacher bisher nicht als geeignet zur Verwendung in der Umgebung eines Kernreaktors betrachtet, und zwar aufgrund des hohen Untergrundes, der im Inneren des Fotoelektronenvervielfacherdetektors durch die hohen Strahlungsintensitäten, die in die Röhre eindringen, erzeugt wird. Eine gewöhnliche Fotoelektronenvervielfacherröhre , die großen Gammastrahl- und Neutronenflußintensfcäten ausgesetzt ist, liefert eine starke Untergrundzählrate, teilweise aufgrund von Compton-Elektronen, die durch die Wechselwirkung von

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hochenergetischen Gammastrahlen mit innen befindlichen Elementen mit hohen Atomgewichten erzeugt werden, und teilweise aufgrund von radioaktiven Nebenprodukten, die durch die Wechselwirkung von Neutronen mit innen befindlichen Elementen mit großen Neutroneneinfangsquerschnitten erzeugt werden (elektrische Kontakte aus Silber) .

Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, einen Detektor der eingangs genannten Art zu schaffen, der eine hohe Neutronenansprechempfindlichkeit und eine geringe Gammastrahlenansprechempfindlichkeit aufweist und zusätzlich sehr hohe Gammastrahl- und Neutronenflußintensitäten ohne übermäßige Verminderung der Ansprechempfindlichkeit widersteht.

Diese Aufgabe wird durch einen Detektor entsprechend dem Hauptanspruch gelöst.

Weitere Ausgestaltungen der Erfindung sind den Unteransprüchen und der nachfolgenden Beschreibung zu entnehmen.

Die Erfindung wird nachfolgend anhand eines in den beigefügten Abbildungen dargestellten Ausführungsbeispiels näher erläutert.

Fig. 1 zeigt eine Druckwasserreaktoranlage mit

einem außerhalb des Reaktorkerns angeordneten Detektor 10,

Fig. 2 zeigt einen Schnitt durch einen erfindungsgemäßen Neutronendetektor,

Gemäß Fig. 1 besitzt die dargestellte Kernreaktoranlage ein Druckgefäß 48, wobei durch einen weggeschnittenen Teil der Reaktorkern 50 sichtbar ist. Elektrische Zuleitungen

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sind in das Druckgefäß 48 und zum Reaktorkern 50 geführt, wo sie mit innerhalb des Kerns angeordneten Detektoren (nicht gezeigt) verbunden sind. Als Schutz gegen Neutronenfluß außerhalb des Kerns ebenso wie gegen einen hohen Gammastrahlenfluß ist der Kernreaktor mit einer biologischen Abschirmung 43 umgeben, die gewöhnlich aus verstärktem Beton oder Zement besteht.

Da die Beobachtung dieses Neutronenflußes nicht nur eine Anzeige für die Reaktorleistung liefert, sondern auch wichtig bei der Bestimmung der Nähe zum kritischen Zustand während des Anfahrens des REaktors wichtig ist, werden außerhalb des Reaktorkerns fünfzig befindliche Neutronendetektoren 10 für den Anfahrvorgang verwendet, um sehr kleine Neutronenflüsse zu erfassen. In typischer Anordnung ist ein derartiger Detektor 10 in einem Detektorschacht 40 in der Abschirmung 42 angeordnet. Der Detektorschacht 40 ist außerhalb, jedoch parallel zum Druckgefäß 48 benachbart von dem Reaktorkern 50 angeordnet. Der Detektor 10 ist vorzugsweise an einem Ende des Detektorschachtes 40 angeordnet, während er in Längsrichtung des Detektorschachtes 40 gerichtet ist. Diese Orientierung ist wünschenswert, da die Neutronen die Tendenz besitzen, längs der Achse der Aussparung in der Abschirmung 42, die durch den Detektorschacht 40 gebildet wird, säulenförmig konzentriert zu werden. Aus diesem Grunde fließen die Neutronen längs des Detektorschachtes 40, wodurch der auf den Detektor 10, der an einem Ende des Detektorschachtes 40 angeordnet ist, auftreffende Fluß vergrößert wird.

Fig. 2 zeigt einen Neutronendetektor 10 auf der Basis einer Fotovervielfacherrohre zur Verwendung in einer Kernreaktorumgebung. Eine gewöhnliche, koemmerzeill erhältliche

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Fotovervielfacherröhre 12 ist durch Verringerung der Empfindlichkeit der Röhre gegenüber Strahlung modifiziert. Hierbei ist jede Anstrengung gemacht, un entweder darin enthaltene Elemente mit hohen Neutroneneinfangsnuerschnitten zu eliminieren, oder zu ersetzen. Kine dieser Änderungen besteht in dem Ersetzen der elektrischen Kontakte aus Silber durch Grafitkortakte. Hierdurch wird die Wechselwirkung zwischen Neutronen, die auf die Fotovervielfacherröhre auftreffen, und den inwendigen Elementen der Fotovervielfacherröhre minimalisiert, so daß radioaktive Folgeprodukte, die von dieser VJechselwirkung herrühren können, mininalisiert werden, so daß ein Untergrund, der durch radioaktive Folgeprodukte erzeugt wird, auf einem Minimum gehalten wird. Eine zusätzliche Maßnahme zur Herabsetzung der Empfindlichkeit der Fotovervielfacherröhre gegenüber intensiven Strahlungsflüssen besteht in der möglichst geringen Verwendung von Materialien mit hohen Atomgewichten, wodurch die Erzeugung von im Inneren erzeugten Compton-Elektronen minimalisiert wird, die von der Wechselwirkung zwischen hochenergetischen Gammastrahlen und den Kernen mit hohem Atomgewicht durch Comptoneffekt herrühren.

Eine dritte Maßnahme zur Verringerung der Empfindlichkeit der Fotovervielfacherröhre gegenüber den zerstörenden Wirkungen von intensiven Strahlungsflüssen besteht in dem Ersetzen des optisch transparenten Fensters der Fotovervielfacherhülle 30 aus normalem optischen Glas durch ein gegen Strahlung widerstandsfähiges Fenster 32 aus zu optischer Güte gereinigtem geschmolzenem Siliciumdioxid SiO₂* Ein derartiges Fenster 32 weist nur eine geringe Verdunkelung durch Gairanastrahlenbeschädigung auf.

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Ein neutronenempfindliches Szintillatormedium 14 steht in optischer Verbindung mit dem Fenster 32 der Fotoelektronenvervielfacherröhre 12. Das Szintillatormedium 14 spricht vorzugsweise auf thermische Neutronen an und kann aus einem mit Cer gedoppten Lithiumsilikatglas-Szintillatormaterial bestehen, wie es von der Nuclear Enterprises Corporation unter der ßestell-Nr. NE 908 erhältlich ist. Ein derartiger mit Cer aktivierter Lithiumsilikatglasszintillator ist gegenüber thermischen Neutronen außerordentlich empfindlich, während er gleichzeitig gegenüber Gammastrahlen relativ unempfindlich ist. Ferner ist ein derartiger Szintillator ideal zum Erzeugen eines Ausgangs geeignet, der einer Impulshöhenauflösung unterworfen werden kann, da das Lichtaustrittsverhältnis von thermischen Neutronen zu Gammastrahlen von Co 60 etwa 114 : 1 ist. Daher werden durch Gammastrahlung hervorgerufene Impulse, die von der Szintillator-Fotoelektronenvervielfacher-Kombinaticn herrühren, ohne weiteres durch bekannte Diskriminatoreinrichtungen und elektronische Einrichtungen, wie sie im Zusammenhang mit Detektoren bekannt sind, unterschieden. Das mit Cer gedoppte Lithiumsilikat-Szintillationskristall 14 kann eine Dicke von 1 bis 2 mm aufweisen und an dem transparenten Fenster 32 der Fotoelektronenvervielfacherröhre 12 mit einem temperatur- und strahlungswiderstandsfähigen Verbindungsmittel, wie klares Polyurethanmaterial, befestigt sein, das eine geringe Verdunkelungsneigung aufgrund von Strahlung aufweist.

Benachbart von dem in Bezug auf thermische Neutronen empfindlichen Szintillatorkristall 14 ist ein Neutronenmoderator 16 angeordnet, so daß irgendwelchen hochenergetischen oder schnellen Neutronen, die auf das Eintrittsende des

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Detektors auftreffen, in thermische Neutronen durch den Neutronenmoderator 16 vor Erreichen des Szintillatorkristalls 14 moderiert werden. Ein Neutronenmoderatormaterial, das der hohen Temperatur und dem Strahlungsfluß der Umgebung ohne wesentlichen Abbau der Wirkungsweise widersteht, ist Silikonharz. Ein Neutronenmoderator 16 aufs Silikonharz kann aus einem Produkt hergestellt sein, das kommerziell von der Dow Corning Company unter der Bestell-Nr. Q 12546 erhältlich ist. Dieses Silikonharz ist ferner von der Synthane-Taylor GFS Company in Form eines mit Glasfaser gefüllten Silikonharzes erhältlich. Dieses mit Glasfaser gefüllte Silikonharz kann eine Dicke von etwa 2,54 cm aufweisen.

Der Neutronenmoderator 16, das Szintillationskristall 14 und die Fotoelektronenvervielfacherröhre 12 sind von einer Strahlungsabschirmung umgeben, um diese Teile vor intensiven Gammastrahlen- und Meutronenflüssen zu schützen, mtt denen man in der Umgebung des Kernreaktors begegnet. Die Abschirmung umfaßt eine Bleiabschirmung, die für Gammastrahlen undurchlässig ist und einen Zylinder 26 und Endscheiben 22 und 24 aus Blei umfaßt. Zusätzlich umfaßt die Abschirmung eine Neutronenabschirmung 18, die sowohl schnelle als auch langsame Neutronen absorbiert. Die Neutronenabschirmung 18 ist insbesondere vorgesehen, um die Dynode der Fotoelektronenvervielfacherröhre 12 vor der Zerstörung durch Neutronen zu schützen. Ein boriertes Silikonharz kann als Absorptionsmaterial für die Neutronenabschirmung 18 verwendet werden. Vorzugsweise ist eine Bor-Cabid-Silikonharz-Mischung (Dow Corning Q 12546) mit 13 Gew.-% Bor-Carbid geeignet. Die borierte Silikonharzmischung kann, wie bei 20 angezeigt ist, um die elektrischen

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Anschlußenden 38 der Fotoelektronenvervielfacherröhre 12 herum gegossen und gehörtet werden, wobei man die elektrischen Zuleitungen 36 geschützt aus dem Detektor 10 austreten läßt. Die elektrischen Zuleitungen 36 können aus einem einteiligen koaxialen Kabel, das gegen Strahlung widerstandsfähig ist, bestehen.

Schließlich ist der Neutronendetektor 10 in einem Aluminiumgehäuse 28 eingeschlossen, das eine Stirnplatte 34 aus Aluminium mit einer Austrittsöffnung für den Durchgang des elektrischen Kabels 36 aufweist. Das Aluminiumgehäuse ist zur Abdichtung des Neutronendetektors 10 gegenüber der Umgebung, die einen hohen Feuchtigkeitsgehalt besitzen kann, vorgesehen. Dementsprechend kann die Stirnplatte 34 mit einer hermetischen (nicht dargestellten) Dichtung versehen sein, die das elektrische Kabel 36 in der öffnung abdichtet und das Innere des Gehäuses 28 von dessen Äußerem isoliert.

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Claims

DIPL.-IIVG. II. MARSCH iooo nfssKi.nonF ι. DIPL.-IXG. K. SPARIXG ί^™^™"" " PATENTANWÄLTE Telefon (oa U) «7 aa ie 46/166 Combustion Engineering, Inc. Windsor, Conn. o6o95/USA Patentansprüche

1) J Außerhalb des Reaktorkerns anzuordnender Neutronendetektor für den Anfahrvorgang eines Kernreaktors, gekennzeichnet durch:

a) eine Fotoelektronenvervielfacherröhre (12) mit einem gegen Verdunekelung durch Strahlunqäeinwirkung widerstandsfähigen Fenster (32) am Eintrittsende und einer elektrischen Verbindung (38) am Austrittsende,

b) ein auf thermische Neutronen ansprechendes Szintillationsmedium (14) in optischer Verbindung mit der Fotoelektronenvervielfacherröhre (12) am Eintrittsende,

c) einen Neutronenmoderator (16) benachbart dem Szintillatormedium (14) zur Umwandlung von schnellen Neutronen in thermische Neutronen vor dem Erreichen des Szintillatormediums (14), und

d) eine Strahlungsabschirmung (18) , die wenigstens teilweise die Fotoelektronenvervielfacherröhre (12) umgibt.

2) Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Abschirmung (18) einen Neutronenabsorber umfaßt, der benachbart von wenigstens einem Teil der Fotoelektronenvervielfacherröhre (12) an dessen dem Eintrittsende abgewandten Teil angeordnet ist.

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3) Neutronendetektor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Abschirmung (18) ein Gehäuse (22, 24, 26) aufweist, das die Fotoelektronenvervielfacherrohre (12) umgibt und gegenüber Gairmastrahlen undurchsichtig ist.

4) Neutronendetektor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Gehäuse (22, 24, 26) aus Blei besteht.

5) Neutronenoetektor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Keutronenmoderator (16) ein Silikonharz umfaßt.

6) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß das Szintillatorrnedium (14) ein mit Cer gedopptes Lithium-Silikat-Szintillations-Kristall umfaßt.

7) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 2 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Neutronenabsorber (18) boriertes Silikonharz umfaßt.

8) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Fotoelektronenvervielfacherröhre (12) strahlungsunempfindlich ist.

9) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Fenster (32) eine Platte aus in optischer Güte gereinigtem geschmolzenem Siliziumdioxid umfaßt.

10) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 7 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß das borierte Silikonharz eine Bor-Carbid-Silikonharzirischung ist.

11) Neutronendetektor nach einem der Ansprüche 5 bis Io, dadurch gekennzeichnet, daß der Neutronenmoderator (16) eine Glasfaser-Silikonharzmischung umfaßt.

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