DE2202321A1 - Neutronendetektor - Google Patents

Description

WBSTIHaHOUSB BLBCTRIC Erlangen, 1 8. JAN. 1972.

CÖRPOBATION Pittsburgh Werner-von-Siemens-Str.

VPA 72/8431 Sm/Hgr

Neutronendetektor

Es wird die Priorität aus der entsprechenden US-Patentanmeldung Serial-Nr. 112 658 vom 4.2.1971 beansprucht»

Die Erfindung bezieht sich auf Neutronendetektoren, inebes. auf solche mit einem regenerierbaren Überzug·

Gegenwärtig arbeiten Neutronendetektoren in der Art kleiner Spaltungskammern mit hochangereichertem Uran (mehr als 90 Anteile Uran 235) als neutronenempfindlichem Material· Uran 235 erschöpft sich jedoch so schnell, daß die Betriebedauer dieser Detektoren einschneidend begrenzt ist, wenn sie im Kern eines Kernreaktors zur Messung des Neutronenflusses fest eingebaut sind.

Die Verwendung einer Kombination von regenerierbaren strahlungsfähigen Isotopen anstelle von Uran 235 würde die Betriebedauer beträchtlich vergrößern· Experimentielle Arbeiten in diesem Bereich beziehen sich auf eine Isotopenkombination, die entweder Uran 234 oder Uran 238 als anregbare» Isotop benutzen. Ein Überzug aus Uran 234 und Uran 235 hat jedoch Nachteile in bezug auf die Kosten und die Verfügbarkeit. Genauer gesagt kostet ein Gramm Uran 234 ungefähr 23 000$ (jeder Detektor braucht ungefähr 5 mg). Außerdem läßt sich gegenwärtig noch nicht übersehen, ob ausreichende Mengen von Uran 234 überhaupt zur Verfügung stehen, um den projektierten Bedarf zu befriedigen.

Ein regenerierbarer Überzug aus Uran 235 und Uran 238 ist ebenfalls möglich* Dies ist zwar wirtschaftlich interessant, es hat aber viele andere Nachteile. Bei der. Bildung von Plutonium 239 ergibt sich eine Verzögerung, die das Ansprechverhalten beeinträchtigt. Außerdem ist der Signal-

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pegel für annehmbare Mischungen aus uran 235 und Uran 238 so niedrig, daß der Detektor einen WechselStromausgang erfordert, der seinerseits die Verwendung von speziell entwickelten Quarzkabeln und sehr kurzen Kabellängen (weniger als 15 Metern) zur Voraussetzung hat, sowie komplizierte Verarbeitungstechniken für die Signale nach Campbell.

Um eine brauchbare Lebensdauer von mehr als 7 χ 10²¹ nvt von Neutronen thermischer Energie bei einer Temperatur von 34O⁰O (65O⁰P) für Spaltungskammern zu erhalten, die fest im Kern eingebaut sind, muß ein Detektor mit einem regenerierbaren Überzug benutzt werden. Das regenerierbare Material muß ohne weiteres zur Verfügung stehen und zwar sowohl jetzt wie in Zukunft. Es muß in bezug auf die Kosten des Detektors wirtschaftlich sein und die gewünschten Meßeigenechaften aufweisen. Die vorstehend behandelten Materialien entsprechen nicht diesen Anforderungen.

Gemäß der Erfindung wird Plutonium 238, gegebenenfalls in Verbindung mit anderen anregbaren, spaltfähigen Isotopen als Mittel für einen hochwirksamen und wirtschaftlich annehmbaren regenerierbaren Überzug für einen Neutronendetektor verwendet.

Ein spezielles Ausführungsbeispiel dieser Erfindung ist ein Detektor nach Art einer Spaltungskammer mit einem regenerierbaren überzug von Plutonium 238 oder seinem Targetmaterial Neptunium 237 in Verbindung mit Plutonium 238 als anregbares Isotop gegebenenfalls zusammen mit anderen Isotopen. Insbes. handelt es sich um eine kleine, im Kern eines Beaktors einsetzbare Spaltungskammer.

Zum besseren Verständnis der Erfindung wird auf das bevorzugte Aueführungsbeispiel verwiesen, das für die Erfindung kennzeichnend ist und den in dtn beiliegenden Zeichnungen dargestellt ist. Dabei zeigt

TIg. 1 einen Längsschnitt durch eine Spaltungskammeranord-

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nung, aus dem die Arbeltsweise einer solchen Anordnung ersichtlich wird}

fig. 2 eine lineare graphische Darstellung der Detektorempfindlichkeit in Abhängigkeit vom Neutronenfluß für verschiedene Überzugskombinationen|

Pig· 3 eine halblogarithmische graphische Darstellung der

Detektorempfindlichkeit in Abhängigkeit vom Neutronen« fluß für verschiedene Mischungen als Überzug)

fig. 4 eine halblogarithmische graphische Darstellung der Detektorempfindlichkeit in Abhängigkeit vom Neutronenfluß für andere Mischungen als Überzug.

Detektoren, die als Spaltungskammer gebaut sind, werden im allgemeinen zur überwachung des Neutronenflußes in einem mit Kettenreaktion arbeitenden Kernreaktor verwendet. Solch eine Spaltungskammer 40 ist in fig. 1 dargestellt. Sie umfaßt ein dichtes Gefäß 41, das mindestens zwei mit Abstand angeordnete Elektroden 42, 44 enthält. Die Elektroden 42 und 44 sind durch einen Isolator 50 in isolierendem Abstand voneinander gehalten. Beim Beispiel ist die innere Elektrode elektrisch mit einem Leiter 48 verbunden, der axial durch die Kammer 40 zu einer äußeren, nicht dargestellten Spannungsquelle führt. Ein ioniaierbares Gas 46, z.B. Wasserstoff, ist im Raum zwischen den Elektroden 42 und 44 vorhanden. Ein dünner film 43 eines spaltbaren Materials ist üblicherweise auf der einen Elektrode aufgebracht. In diesem falle ist der film 43 auf dem Außendurchmesser der Elektrode 44 vorgesehen, für diesen Zweck ist bisher prinzipiell koch angereichertes Uran (mehr als 90 Anteile Uran 235) verwendet worden. Das spaltbare Material kann auf eine der beiden Elektroden 42 oder 44 durch Elektroplattieren, durch Aufsprühen im Hochvakuum od.dgl. aufgebracht werden. Setzt man dieses spaltbare Material einem Neutronenfluß aus, so entsteht eine Kernspaltung des Urans entsprechend dem Neutronenfluß. Die dabei entstehenden Neutronen hoher Energie und die Spaltprodukte dringen in das io»iel«r"bar· Gas in der Nachbarschaft der Elektroden 42 und 44 ein. Sie bilden

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Gasionen und ermöglichen dadurch einen Stromfluß durch die

Spaltungskammer 40, der dem Neutronenfluß proportional ist. Sie Spaltungskammer 40 arbeitet dabei in Verbindung mit einer Spannungsquelle,die eine Potentialdifferenz an die Elektroden 42 und 44 legt, und mit einer Meßeinrichtung für den Stromfluß durch die Spaltungskammer 40, z.B. ein Amperemeter. Die mit der Intensität der Strahlung veränderliche Anzeige des Amperemeters ist im Prinzip die Grundlage zur überwachung des Neutronenflusses in einem Kernreaktor«

Vorliegende Spaltungskammern kleiner Ausführung arbeiten mit hoch angereichertem Uran als neutronenempfindlichem Material· Sies hat aber nur eine sehr begrenzte Betriebsdauer. Sas Uran 235 zerfällt sehr schnell, so daß die Lebensdauer der Sonden für den Pail, daß sie zur Messung des Plusses fest eingebaut sind, stark zurückgeht.

Um eine brauchbare Betriebsdauer von mehr als 7 χ 10 nvt (Zeitintegral des Neutronenflusses bei einem thermischen Energiepegel von 34O⁰C (650⁰P))zu erreichen, muß ein anderer überzug anstelle von angereichertem Uran verwendet werden. Sas neue Material muß sowohl für den Augenblick als auch für spätere Bedürfnisse zur Verfügung stehen. Es muß wirtschaftlich im Hinblick auf die Kosten des Setektors sein und es muß die gewünschten Arbeitskennlinien aufweisen.

Nach der Erfindung wird Plutonium 238 in Verbindung mit anderen anregbaren spaltbaren Isotopen verwendet, um einen solchen hochwirksamen und wirtschaftlichen Überzug 43 zu bilden.

Anstelle von Plutonium 238 allein kann auch ein Targetmaterial Neptunium 237 im Zusammenhang mit Plutonium 238 als strahlendes Isotop, gegebenenfalls in Verbindung mit anderen Isotopen dazu dienen, den Überzug 43 für einen Neutronendetektor zu bilden.

Sie Eignung von Plutonium 238 als anregbar strahlendes Material in überzügen 43 für Spaltungskammern 40 innerhalb Reaktor-

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kernen wird anhand der Fig. 2 gezeigt, die in linearer Darstellung die "berechnete Detektorempfindlichkeit über dem Neutronenflußzeitintegral nvt für eine Mischung mit 90 Anteilen Plutonium 238 und 10 Anteilen Plutonium 239 darstellt. Diese Kurve ist mit dem Bezugszeichen 12 versehen» Zum Vergleich ist die Detektorempfindlichkeit für einen Überzug gezeichnet, der aus 100£ Uran 235 besteht. Dies ist die Kurve 14· Mithin kann aus der Pig. 2 entnommen werden, daß die Detektoreapfindlichkeit der Plutonium-238/239 Kombination, obwohl sie anfänglich nicht so groß ist wie die eines Uran-235-Überzuges, noch gut über dem gegenwärtig geforderten Mindestwert der Empfindlichkeit liegt, der das Ende der Betriebsfähigkeit eines Detektors bestimmt und in der Pig. 2 durch die gestrichelte Abszisse 10 angedeutet ist. Ferner hat die Plutonium-238/239 Kombination eine stark vergrößerte Betriebsdauer.

Ss gibt außerordentlich viele Kombinationen von Plutonium 238 und anderen Isotopen, die dazu dienen können, optimale Betriebseigenschaften zu erreichen. Die Fig. 3 und 4 zeigen in einer halblogarithmisehen Darstellung die Betriebseigenschaften von verschiedenen Kombinationen von Uran 235 und Plutonium 238 sowie von Mischungen aus Plutonium 239 und 238· Die fig. 3 zeigt die Detektorempfindlichkeit über dem Neutronenflußzeitintegral nvt für Mischungen von Plutonium 238 und Uran 235. Die Kurve 16 ist dabei die Darstellung für 100 Anteile Uran und mal Anteile Plutonium 238. Die Kurve 18 zeigt 75 Anteile Plutonium 238 und 25 Anteile Uran 238. Die Kurve 20 zeigt eine Mischung mit je 50 Anteilen. Die Kurve 22 zeigt ein Verhältnis von 25 Anteilen Plutonium und 75 Anteilen Uran 235. Die Kurve 24 zeigt 10 Anteile Uran 235 und 90 Anteile von Plutonium 238, Die Kurve 26 zeigt Null Anteile Uran 235 und 100 Anteile Plutonium 238. Aus der Pig. 3 geht hervor, daß, je größer der Anteil von Plutonium 238 im Überzug ist, um so länger die Lebensdauer dee Detektors wird.

Pig. 4 zeigt die Detektorempfindlichkeit über dem Neutronenflußzeitintegral nvt für Mischungen von Plutonium 238 und PIu-

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tonlum 239· Zum Vergleich 1st die mit 28 bezeichnete Kurve für eine Anordnung mit 100 Anteilen Uran 235 dargestellt. Aus der Pig. 4 ergibt sich, daß, je größer der Anteil Plutonium 238 in den überzügen ist, um so langer die Lebensdauer der Sonde wird. Im einzelnen ist: Kurve 30 für 60 Anteile Plutonium 238 und 40 Anteile Plutonium 239? Kurve 32 für 70 Anteile Plutonium 238 und 30 Anteile Plutonium 239? Kurve 34 für 80 Anteile Plutonium 238 und 20 Anteile Plutonium 239} Kurve 35 für 90 Anteile Plutonium 238 und 10 Anteile Plutonium 239 und Kurve 38 für 100 Anteile Plutonium 238 und Hull Anteile Plutonium 239·

Es ist nicht wesentlich, wie das gewünschte Überzugsmaterial aufgebracht wird, da übliche Überzugstechniken, die an sich bekannt sind, wie z.B. Elektroplattieren, Aufsprühen im Hochvakuum oder ähnliches dazu dienen können, ferner können andere Isotope mit eingemischt werden, wie die TIg. 3 und 4 zeigen· Mithin stehen viele Alternative zur Mischung der neuen, angeregt strahlenden Isotope und ihre Verwendung in einer Spaltungskammer zur Verfügung.

4 Patentansprüche 4 Figuren

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Claims (2)

1. - 7 - VPA 72/8431 Patentansprüche t

   ( l.Jlfeutronendetektor mit einem verschlossenen Gefäß, das zwei mit Abstand angeordnete Elektroden und ein ionisierbare« Gas zwischen den Elektroden enthält, wobei mindestens ein Seil der einen Elektrode einen überzug aus spaltbarem Material aufweist, dadurch gekennzeichnet, da6 das spaltbare Material (43) Plutonium 238 umfaßt.
2. 2. Keutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material (43) eine Mischung von Plutonium 238 Heptunium 237 umfaßt.

   3· Heutronendet ekt or nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material (43) eine Mischung von Plutonium 238 und Plutonium 239 umfaßt·

   4· Heutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material (43) eine Mischung von Plutonium 238 und Uran 235 umfaßt.

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