Strahlendosimetrie

Die Ionisationskammer , auch Ionenkammer genannt , ist ein elektrisches Gerät, das verschiedene Arten von ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlendosisleistungen bevorzugt , da sie keine „Totzeit“ aufweisen, ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre bei hohen Dosisleistungen beeinträchtigt.

Die kompensierte Ionenkammer wird im Zwischenbereich verwendet, da der Stromausgang proportional zum relativ stabilen Neutronenfluss ist und Signale vom Gamma-Fluss kompensiert. Die kompensierte Ionenkammer besteht in einem Fall aus zwei Detektoren. Die äußere Kammer ist innen mit Bor-10 beschichtet , während die innere Kammer unbeschichtet ist. Die beschichtete Kammer ist sowohl für Gammastrahlen als auch für Neutronen empfindlich , während die unbeschichtete Kammer nur für Gammastrahlen empfindlich ist. Durch eine ordnungsgemäße Verbindung der beiden Kammern ist die elektrische Nettoleistung des Detektors der Strom, der nur durch Neutronen erzeugt wird.

Um die richtige Gammakompensation zu erzielen, müssen die Spannungen zwischen diesen beiden Elektrodensätzen ausgeglichen werden. Die Folgen des Betriebs mit einer überkompensierten oder unterkompensierten Kammer sind wichtig. Wenn die Spannung in der Kompensationskammer zu hoch ist, ist der Detektor überkompensiert und ein Teil des Neutronenstroms sowie der gesamte Gammastrom werden blockiert und die angezeigte Leistung ist niedriger als die tatsächliche Kernleistung. Wenn die Kompensationsspannung zu niedrig ist, tritt eine Unterkompensation auf. Bei hoher Leistung ist der Gamma-Fluss im Vergleich zum Neutronenfluss relativ klein, und die Auswirkungen einer falschen Kompensation werden möglicherweise nicht bemerkt. Es ist jedoch äußerst wichtig, dass die Kammer während des Anfahrens und Abschaltens des Reaktors richtig kompensiert wird.

Siehe auch: US-amerikanisches Ministerium für Energie, Instrumentierung und Kontrolle. DOE Fundamentals Handbook, Band 2 vom 2. Juni 1992.

Zwischenbereichsdetektoren überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) auf der Ebene des Zwischenflusses. Sie liefern auch Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösesignale . Ihre Reichweite erstreckt sich vom oberen Teil des Quellenbereichs bis zum Leistungsbereich (über einen Zeitraum von acht Jahrzehnten). Das Design dieses Instruments ist so gewählt, dass eine Überlappung zwischen den Quellbereichskanälen und der Teil- oder Gesamtspanne der Leistungsbereichskanäle entsteht . Die Mittelbereichsinstrumentierung besteht in der Regel aus zwei oder vier Kanälen, von denen jeder einen eigenen Detektor, eine eigene Kabelführung und eine eigene elektronische Schaltung aufweist. Die verwendeten Detektoren sind üblicherweise mit   Bor ausgekleidet oderborgasgefüllte kompensierte Ionisationskammern oder Spaltkammern . Ihre Genauigkeit erreicht normalerweise nicht die Genauigkeit der Leistungsbereichsinstrumente, die in einem viel engeren Bereich arbeiten.

Das Instrument für den Quellenbereich überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Rate an, mit der sich der Neutronenfluss während der gesamten Phase des Anfahrens des Reaktors und des Leistungsbetriebs ändert. Der Neutronenfluss wird in Prozent der Nennleistung angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der Faktoren von zehn definiert ist, die sich in einer Minute ändern. Daher sind die Einheiten von SUR Zehnerpotenzen pro Minute oder Jahrzehnte pro Minute ( dpm ). Eine hohe Startrate auf einem der Kanäle kann eine Schutzmaßnahme auslösen.

Zwischenbereich – Reaktorsicherheit

Wie bereits erwähnt, wird das Kerninstrumentierungssystem excore als sicherheitsrelevantes System angesehen, da es Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Die Neutronenflussauslösung im mittleren Bereich bietet den Kernschutz gegen einen unkontrollierten RCCA-Unfall beim Herausziehen von Bankstangen aus einem unterkritischen Zustand während des Startvorgangs. Diese Auslösefunktion schützt den Neutronenfluss im Leistungsbereich redundant – niedriger Sollwert. Es bietet außerdem redundanten Schutz für die Auslösefunktion des Quellenbereichs bei einem Unfall mit Borverdünnung und bei einem Auswurf des Steuerstabs.

Kompensierte Ionisationskammern

Die Ionisationskammer , auch als Ionenkammer bekannt , ist ein elektrisches Gerät, das verschiedene Arten ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlungsdosisraten bevorzugt , da sie keine „Totzeit“ aufweisen, ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre bei hohen Dosisraten beeinflusst.

Die kompensierte Ionenkammer wird im Zwischenbereich verwendet, da der Stromausgang proportional zum relativ stabilen Neutronenfluss ist und Signale vom Gammastrom kompensiert. Die kompensierte Ionenkammer besteht in einem Fall aus zwei Detektoren. Die äußere Kammer ist innen mit Bor-10 beschichtet , während die innere Kammer unbeschichtet ist. Die beschichtete Kammer ist sowohl für Gammastrahlen als auch für Neutronen empfindlich , während die unbeschichtete Kammer nur für Gammastrahlen empfindlich ist. Durch die ordnungsgemäße Verbindung der beiden Kammern ist die elektrische Nettoleistung des Detektors der Strom, der nur durch Neutronen verursacht wird.

Um die richtige Gammakompensation zu erreichen, müssen die Spannungen zwischen diesen beiden Elektrodensätzen ausgeglichen werden. Die Folgen des Betriebs mit einer überkompensierten oder unterkompensierten Kammer sind wichtig. Wenn die Spannung in der Kompensationskammer zu hoch ist, wird der Detektor überkompensiert und ein Teil des Neutronenstroms sowie der gesamte Gammastrom blockiert, und die angezeigte Leistung ist niedriger als die tatsächliche Kernleistung. Wenn die Kompensationsspannung zu niedrig ist, tritt eine Unterkompensation auf. Bei hoher Leistung ist der Gammastrom im Vergleich zum Neutronenfluss relativ gering, und die Auswirkungen einer falschen Kompensation werden möglicherweise nicht bemerkt. Es ist jedoch äußerst wichtig, dass die Kammer beim Starten und Abschalten des Reaktors ordnungsgemäß kompensiert wird.

Siehe auch: US-Ministerium für Energie, Instrumentierung und Kontrolle. DOE Fundamentals Handbook, Band 2 vom 2. Juni 1992.

Spaltkammer – Weitbereichsdetektoren

Spaltkammern sind Ionisationsdetektoren zum Nachweis von Neutronen. Spaltkammern können als Zwischenbereichsdetektoren verwendet werden, um den Neutronenfluss (Reaktorleistung) auf dem Zwischenflussniveau zu überwachen. Sie liefern auch Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösesignale. Das Design dieses Instruments wurde so gewählt, dass eine Überlappung zwischen den Quellenbereichskanälen und der vollen Spannweite der Leistungsbereichsinstrumente gewährleistet ist.

Im Allgemeinen ist die Ionisationskammer , auch als Ionenkammer bekannt , eine elektrische Vorrichtung, die verschiedene Arten von ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlungsdosisraten bevorzugt , da sie keine „Totzeit“ haben, ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre beeinflusstbei hohen Dosisraten. Darüber hinaus führt eine Erhöhung der Spannung im Ionisationsbereich nicht zu einer wesentlichen Erhöhung der Anzahl der gesammelten Ionenpaare. Die Anzahl der von den Elektroden gesammelten Ionenpaare entspricht der Anzahl der durch die einfallende Strahlung erzeugten Ionenpaare und hängt von der Art und Energie der Partikel oder Strahlen in der einfallenden Strahlung ab.

Bei Spaltkammern ist die Kammer mit einer dünnen Schicht aus hochangereichertem Uran-235 beschichtet , um Neutronen nachzuweisen. Neutronen ionisieren nicht direkt und müssen normalerweise in geladene Teilchen umgewandelt werden, bevor sie nachgewiesen werden können. Ein thermisches Neutron bewirkt die Spaltung eines Uran-235-Atoms , wobei die beiden erzeugten Spaltfragmente eine hohe kinetische Energie aufweisenund Verursachen einer Ionisierung des Argongases innerhalb des Detektors. Ein Vorteil der Verwendung einer Uran-235-Beschichtung anstelle von Bor-10 besteht darin, dass die Spaltfragmente eine viel höhere Energie aufweisen als die Alpha-Partikel aus einer Borreaktion. Darüber hinaus verursachen die Spaltfragmente, die aus der Wechselwirkung von Neutronen mit der Beschichtung resultieren, eine signifikant größere Ionisationsmenge innerhalb der Spaltkammer als die auf den Detektor einfallende Gammastrahlung. Dies führt dazu, dass die durch Neutronen erzeugten Ladungsimpulse signifikant größer sind als die Gammapulse. Eine Impulsgrößenunterscheidungsschaltung kann dann verwendet werden, um die unerwünschten Gamma-Impulse auszublenden. Daher Spaltkammern sind sehr empfindlich auf Neutronenfluss und dies ermöglicht die Spaltkammern in dem Betrieb höheren Gamma Feldern als eine nicht kompensierte Ionenkammer mit Borauskleidung.

Je nach Neutronenflussniveau werden häufig Spaltkammern als Stromanzeigegeräte und Impulsgeräte verwendet. Im Pulsmodus sind Spaltkammern aufgrund des sehr großen Pulsgrößenunterschieds zwischen Neutronen und Gammastrahlen besonders nützlich. Wenn die Leistung im Zwischenbereich oder im Leistungsbereich hoch ist (dh in einem gemischten Gamma- und Neutronenfluss auf hohem Niveau), können Spaltkammern im Campbelling-Modus (auch als „Fluktuationsmodus“ oder „mittlerer Rechteckspannungsmodus“ bezeichnet) betrieben werden. zuverlässige und präzise neutronenbezogene Messungen bereitzustellen. Die Campbelling-Technik eliminiert den Gamma-Beitrag. Aufgrund der doppelten Verwendung der Spaltkammer wird sie häufig in Kanälen mit großer Reichweite in nuklearen Instrumentierungssystemen verwendet.

Ein  Proportionalzähler , auch als  Proportionaldetektor bezeichnet , ist ein elektrisches Gerät, das verschiedene Arten von ionisierender Strahlung erfasst. Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem  proportionalen Bereich entsprechen . In diesem Bereich ist die Spannung hoch genug, um die Primärelektronen mit ausreichender Beschleunigung und Energie zu versorgen, damit sie zusätzliche Atome des Mediums ionisieren können. Diese gebildeten Sekundärionen ( Gasverstärkung ) werden ebenfalls beschleunigt und verursachen einen als Townsend-Lawinen bekannten Effekt  , der einen einzigen großen elektrischen Impuls erzeugt. Gasproportionalzähler arbeiten üblicherweise in hohen elektrischen Feldern in der Größenordnung von 10 kV / cm und erzielen typische Verstärkungsfaktoren von etwa 10 ⁵ . Da der Verstärkungsfaktor stark von der angelegten Spannung abhängt, ist die gesammelte Ladung (Ausgangssignal) auch von der angelegten Spannung abhängig und Proportionalzähler benötigen eine konstante Spannung.

Dies ist ein subtiler, aber wichtiger Unterschied zwischen  Ionisationskammern  und  Proportionalzählern . Eine Ionisationskammer erzeugt einen Strom, der proportional zur Anzahl der pro Sekunde gesammelten Elektronen ist. Dieser Strom wird gemittelt und verwendet, um einen Anzeigewert in Bq oder μSv / h zu steuern. Proportionalzähler  funktionieren auf diese Weise nicht. Stattdessen verstärken sie jeden der einzelnen Ionisationsstöße, sodass jedes Ionisationsereignis separat erfasst wird. Sie messen daher die Anzahl der ionisierenden Ereignisse (weshalb sie als Zähler bezeichnet werden). In der nuklearen Instrumentierung werden Bortrifluorid-Proportionalzähler (BF3) häufig als Quellbereichsdetektoren verwendet .

BF ₃  Proportionalzähler

Da die Neutronen  elektrisch neutrale Teilchen sind, sind  sie hauptsächlich  starken Kernkräften ausgesetzt,  jedoch keinen elektrischen Kräften. Daher ionisieren Neutronen  nicht direkt  und müssen in der Regel   in geladene Teilchen umgewandelt werden, bevor sie nachgewiesen werden können. Im Allgemeinen muss jeder Neutronendetektortyp mit einem Konverter (um Neutronenstrahlung in übliche nachweisbare Strahlung umzuwandeln) und einem der herkömmlichen Strahlungsdetektoren (Szintillationsdetektor, Gasdetektor, Halbleiterdetektor usw.) ausgestattet sein.

Ionisationskammern werden häufig als Vorrichtung zum Erfassen geladener Teilchen verwendet. Wenn beispielsweise die innere Oberfläche der Ionisationskammer mit einer dünnen Schicht Bor beschichtet ist, kann die (n, alpha) -Reaktion stattfinden. Die meisten (n, alpha) -Reaktionen von thermischen Neutronen sind  10B (n, alpha) -7Li-  Reaktionen, die mit einer Gamma-Emission von 0,48 MeV einhergehen  .

Darüber hinaus weist das Isotop Bor-10 einen hohen (n, alpha) Reaktionsquerschnitt entlang des gesamten  Neutronenenergiespektrums auf . Das Alpha-Teilchen bewirkt eine Ionisierung innerhalb der Kammer, und ausgestoßene Elektronen verursachen weitere sekundäre Ionisierungen.

Ein anderes Verfahren zum Nachweis von Neutronen unter Verwendung eines Proportionalzählers besteht darin, das Gas  Bortrifluorid  (BF ₃ ) anstelle von Luft in der Kammer zu verwenden. Die einfallenden Neutronen produzieren Alpha-Partikel, wenn sie mit den Boratomen im Detektorgas reagieren. Mit beiden Methoden können Neutronen im Kernreaktor nachgewiesen werden. Es ist zu beachten, dass BF ₃  Zähler üblicherweise im Proportionalbereich betrieben werden.

Quellbereichsdetektoren

Die Quellenbereichsdetektoren überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) bei den niedrigsten Abschaltpegeln und liefern Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösungen. Das Instrumentarium für den Quellenbereich besteht normalerweise aus zwei oder vier Quellenbereichskanälen, von denen jeder über einen eigenen Detektor, eine eigene Kabelführung und eine eigene elektronische Schaltung verfügt. Als Detektoren werden üblicherweise hochempfindliche Bortrifluorid (BF ₃ ) -Proportionalzähler eingesetzt . Im Allgemeinen sind Proportionalzähler in der Lage, Partikel zu identifizieren und Energie zu messen (Spektroskopie). Die Impulshöhe reflektiert die von der einfallenden Strahlung im Detektorgas abgelagerte Energie. Somit ist es möglich, die größeren Impulse zu unterscheiden, die von Alpha-Partikeln erzeugt werden(erzeugt durch (n, alpha) -Reaktionen) aus den kleineren Pulsen, die durch Betateilchen oder Gammastrahlen erzeugt werden .

Diese BF ₃ -Detektoren erzeugen eine Impulsrate, die proportional zum thermischen Neutronenfluss am Detektor ist. Diese Kanäle werden typischerweise über einen Zählbereich von 0,1 bis 10 ⁶ Zählungen pro Sekunde verwendet , variieren jedoch je nach Reaktordesign. Diese Excore-Detektoren befinden sich normalerweise in Instrumentenschächten im Primärschild (Betonschild) neben dem Reaktorgefäß.

Das Instrument für den Quellenbereich überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Rate an, mit der sich der Neutronenfluss während einer Reaktorabschaltung und der Anfangsphase des Startvorgangs ändert . Sie sind sehr wichtig für die Überwachung der Unterkritikalität beim Nachfüllen von Kraftstoff, wenn eine unterkritische Multiplikation stattfindet. Der Neutronenfluss wird in Anzahl pro Sekunde (cps) angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der Faktoren von zehn definiert ist, die sich in einer Minute ändern. Daher sind die Einheiten von SUR Zehnerpotenzen pro Minute oder Zehnerpotenzen pro Minute ( dpm ).

Es gibt zwei Hauptprobleme bei der Instrumentierung des Quellbereichs:

• Diskriminierung . Während des Abschaltens des Reaktors und der Anfangsphase des Starts ist es erforderlich, die relativ kleine Anzahl von Impulsen, die von Neutronen erzeugt werden, von der großen Anzahl von Impulsen zu unterscheiden, die von Gammastrahlung erzeugt werden . Daher ist eine Gammadiskriminierung während des Abschaltens von besonderem Interesse, nachdem der Reaktorkern ein signifikantes Maß an Brennstoffverbrennung erreicht hat. Dieser Zustand erzeugt ein hohes Gammafeld und einen niedrigen Neutronenfluss um den Detektor. Proportionalzähler ermöglichen eine Unterscheidung, müssen jedoch kalibriert werden. Der Diskriminator schließt den Durchgang von Impulsen aus, die kleiner als ein vorbestimmtes Niveau sind. Die Funktion des Diskriminators besteht darin, Rauschen und Gamma-Impulse auszuschließen, deren Größe geringer ist als die von Neutronenimpulsen (Alpha-Impulse). Viele Kraftwerke haben es für notwendig befunden, Proportionalzähler für den Quellenbereich in der Bleiabschirmung anzubringen, um die Gammastrahlung an den Detektoren zu reduzieren. Dies erhöht die Empfindlichkeit des Detektors im unteren Bereich und kann die Lebensdauer des Detektors verlängern.
• Totzeit . Dieses Instrument kann eine maximale Neutronenzählrate von 10 ⁶ cps anzeigen . Höhere Zählraten werden durch das als Totzeit bekannte Phänomen beeinflusst. Die Totzeit ist der Zeitraum, in dem der Detektor beschäftigt ist und keine Impulse annehmen und verarbeiten kann. Dieses Phänomen kann schwerwiegende Folgen haben, da die Totzeit die Ausgabe bei hohen Aktivitäten oder hohen Dosisraten verzerrt.

Es gibt einige Kraftwerke, die Vorkehrungen getroffen haben, um die Quellbereichsdetektoren von ihren Betriebspositionen in eine Position mit reduziertem Neutronenflussniveau zu bringen, sobald der Flusspegel über den Quellenbereich steigt.

Sonderreferenz: Standardüberprüfungsplan für die Überprüfung von Sicherheitsanalyseberichten für Kernkraftwerke: LWR-Ausgabe. NUREG-0800, US NRC.

Quellbereichsdetektoren überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) bei den niedrigsten Abschaltpegeln und liefern Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösungen. Das Instrumentarium für den Quellenbereich besteht normalerweise aus zwei oder vier Quellenbereichskanälen, von denen jeder über einen eigenen Detektor, eine eigene Kabelführung und eine eigene elektronische Schaltung verfügt. Als Detektoren werden üblicherweise hochempfindliche Bortrifluorid (BF ₃ ) -Proportionalzähler eingesetzt . Im Allgemeinen sind Proportionalzähler in der Lage, Partikel zu identifizieren und Energie zu messen (Spektroskopie). Die Impulshöhe reflektiert die von der einfallenden Strahlung im Detektorgas abgelagerte Energie. Somit ist es möglich, die größeren Impulse zu unterscheiden, die von Alpha-Partikeln erzeugt werden(erzeugt durch (n, alpha) -Reaktionen) aus den kleineren Pulsen, die durch Betateilchen oder Gammastrahlen erzeugt werden .

Diese BF ₃ -Detektoren erzeugen eine Impulsrate, die proportional zum thermischen Neutronenfluss am Detektor ist. Diese Kanäle werden typischerweise über einen Zählbereich von 0,1 bis 10 ⁶ Zählungen pro Sekunde verwendet , variieren jedoch je nach Reaktordesign. Diese Excore-Detektoren befinden sich normalerweise in Instrumentenschächten im Primärschild (Betonschild) neben dem Reaktorgefäß.

Das Instrument für den Quellenbereich überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Rate an, mit der sich der Neutronenfluss während einer Reaktorabschaltung und der Anfangsphase des Startvorgangs ändert . Sie sind sehr wichtig für die Überwachung der Unterkritikalität beim Nachfüllen von Kraftstoff, wenn eine unterkritische Multiplikation stattfindet. Der Neutronenfluss wird in Anzahl pro Sekunde (cps) angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der Faktoren von zehn definiert ist, die sich in einer Minute ändern. Daher sind die Einheiten von SUR Zehnerpotenzen pro Minute oder Zehnerpotenzen pro Minute ( dpm ).

Es gibt zwei Hauptprobleme bei der Instrumentierung des Quellbereichs:

• Diskriminierung . Während der Reaktorabschaltung und der Startphase ist es erforderlich, die relativ kleine Anzahl von Impulsen, die von Neutronen erzeugt werden, von der großen Anzahl von Impulsen, die von Gammastrahlung erzeugt werden, zu unterscheiden . Daher ist die Gammadiskriminierung während des Abschaltens von besonderem Interesse, nachdem der Reaktorkern ein signifikantes Maß an Brennstoffabbrand erreicht hat. Dieser Zustand erzeugt ein hohes Gammafeld und einen geringen Neutronenfluss um den Detektor. Proportionalzähler ermöglichen eine Diskriminierung, müssen jedoch kalibriert werden. Der Diskriminator schließt den Durchgang von Impulsen aus, die kleiner als ein vorbestimmter Pegel sind. Die Funktion des Diskriminators besteht darin, Rausch- und Gamma-Impulse auszuschließen, die betragsmäßig kleiner sind als Neutronenimpulse (Alpha-Impulse). Viele Kraftwerke haben festgestellt, dass es notwendig ist, proportionale Zähler für den Quellbereich in der Bleiabschirmung zu platzieren, um die Gammastrahlung an den Detektoren zu reduzieren. Dies erhöht die Empfindlichkeit des Detektors im unteren Bereich und kann die Lebensdauer des Detektors verlängern.
• Dead Time . Dieses Instrument kann eine maximale Neutronenzählrate von 10 ⁶ cps anzeigen . Höhere Zählraten werden durch das als Totzeit bekannte Phänomen beeinflusst. Die Totzeit ist die Zeit, in der der Melder beschäftigt ist und keine Impulse annehmen und verarbeiten kann. Dieses Phänomen kann schwerwiegende Folgen haben, da die Totzeit die Leistung bei hohen Aktivitäten oder hohen Dosisleistungen verzerrt.

Es gibt einige Kraftwerke, die Vorkehrungen getroffen haben, um die Quellenbereichsdetektoren aus ihren Betriebspositionen in eine Position mit verringertem Neutronenflussniveau zu bewegen, sobald das Flussniveau über den Quellenbereich ansteigt.

Sonderreferenz: Standardüberprüfungsplan für die Überprüfung von Sicherheitsanalyseberichten für Kernkraftwerke: LWR-Ausgabe. NUREG-0800, US NRC.

Quellenbereich – Reaktorsicherheit

Wie bereits geschrieben, wird das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem als sicherheitsrelevantes System angesehen, da es Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Die Neutronenflussauslösung im Quellbereich bietet den Kernschutz für Reaktivitätsunfälle in MODE 2 (Reaktorstart). Beispielsweise stellt die Neutronenflussauslösung im Quellbereich sicher, dass während des Startvorgangs ein Schutz gegen einen unkontrollierten RCCA-Bankstangenentzugsunfall aus einem unterkritischen Zustand gewährleistet ist. Es bietet auch Schutz für Borverdünnungsunfälle und Kontrollstangenauswurfereignisse.

Während des Betankens stellen Quellenbereichsdetektoren auch die Überwachung der Unterkritikalität des Reaktors sicher. Sie sind außerdem mit einem Alarm ausgestattet, der als Evakuierungssignal für die Eindämmung dienen kann, wenn der Neutronenfluss einen voreingestellten Wert überschreitet. Dieser Alarm warnt die Bediener und das Personal des Kontrollraums vor einer positiven Reaktivitätszugabe zum Reaktor während der Abschaltbedingungen.

Das Incore-Kerninstrumentierungssystem misst die Verteilung des Neutronenflusses und die Temperaturen im Reaktorkern. Der Zweck des Incore-Instrumentierungssystems besteht darin, detaillierte Informationen über die Verteilung des Neutronenflusses und die Auslasstemperaturen der Brennelemente an ausgewählten Kernstandorten bereitzustellen . Das Incore-Instrumentierungssystem bietet Datenerfassung und führt normalerweise keine Schutz- oder Anlagenbetriebssteuerungsfunktionen aus.

Das Incore-Instrumentierungssystem umfasst:

• Incore Neutronenfluss-Überwachungssystem
• Incore Temperaturüberwachungssystem

Westinghouse Technology Systems Manual, Abschnitt 9.2. Incore Instrumentation System. <verfügbar unter: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Incore Neutronenfluss-Überwachungssystem

Das Incore-Neutronen-Überwachungssystem besteht aus Incore-Detektoren mit einer ausreichenden Empfindlichkeit, um die Messung lokalisierter Schwankungen der Neutronenflussverteilung innerhalb des Reaktorkerns zu ermöglichen . Es ist zu beachten, dass in Leistungsreaktorkernen die Flussverteilung und auch die Leistungsverteilung maßgeblich von vielen Faktoren beeinflusst wird. Daher variiert die Temperatur in einem Betriebsreaktor von Punkt zu Punkt innerhalb des Systems. Infolgedessen gibt es immer einen Brennstab und ein lokales Volumen , die heißer sind als alle anderen. Um diese heißen Stellen zu begrenzen, müssen die Spitzenleistungsgrenzen eingeführt werden. Die Spitzenleistungsgrenzen sind mit a verknüpftkochende Krise und mit den Bedingungen, die Brennstoffpelletschmelze verursachen könnten. Das Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystem liefert detaillierte Informationen zur Verteilung des Neutronenflusses und damit zu den Grenzen dieser Spitzenleistungsgrenzen .

Das Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystem verwendet normalerweise:

• Miniaturspaltungskammern
• Neutronendetektoren mit eigener Stromversorgung

Diese beweglichen Flussdetektoren, die normalerweise im Instrumentenrohr einer Brennelementanordnung angeordnet sind , können die gesamte Länge ausgewählter Brennelementanordnungen überwachen, um eine äußerst genaue dreidimensionale Karte der Neutronenflussverteilung bereitzustellen . Mit diesen Daten kann die Neutronenflussrekonstruktion auch im Rest des Reaktorkerns durchgeführt werden. Die vom Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystem erhaltenen Daten werden normalerweise (abhängig von einem bestimmten Reaktordesign) verwendet, um:

1. Diese Daten können verwendet werden, um die Leistungsverteilung im Kern jederzeit während des Kraftstoffkreislaufs zu bestimmen. Die überwachte Stromverteilung wird verwendet, um zu überprüfen, ob die folgenden Stromverteilungs-Hot-Channel-Faktoren den technischen Spezifikationsgrenzen entsprechen:
   1. Der Wärmestrom-Heißkanalfaktor – F _Q (z) , definiert als: Das Verhältnis der maximalen lokalen linearen Leistungsdichte, bei der ein minimaler Spielraum zur Begrenzung der Kraftstofftemperatur (während AOOs) besteht, zur durchschnittlichen lokalen linearen Leistungsdichte im Kern.
   2. Der Heißkanalfaktor für den Anstieg der _{Kernenthalpie} – F _NΔH , definiert als: Das Verhältnis des Integrals der linearen Leistung entlang des Brennstabs, bei dem eine minimale Abweichung vom Siedepunkt der Keime auftritt (während AOOs), zur durchschnittlichen Brennstableistung in der Ader.
2. Diese Daten können verwendet werden, um den Kraftstoffverbrauch und die Isotopenkraftstoffbestände im Kern jederzeit während des Kraftstoffkreislaufs zu bestimmen .
3. Diese Daten können verwendet werden, um die Kerninstrumente des Excore-Leistungsbereichs für die axiale Flussdifferenz (AFD) zu kalibrieren.
4. Diese Daten können verwendet werden, um zu überprüfen, ob das Quadrant Power Tilt Ratio (QPTR) die technische Spezifikationsgrenze erfüllt.
5. Die Daten liefern auch Trends der Kernbedingungen, sodass Korrekturmaßnahmen ergriffen werden können, bevor eine Bedingung übermäßig wird.

Siehe auch: Energieverteilung in PWR

Siehe auch: Knotenmethode bei der Neutronendiffusion

Incore Temperaturüberwachungssystem

Das incore Neutronentemperaturüberwachungssystem Brennelemente Kühlmittelaustrittstemperatur zur Verwendung zur Messung des bei der Überwachung der Kern radial Leistungsteilung und Kühlmittel besteht aus incore Thermoelementen, die an vorbestimmten Stellen positioniert sind Enthalpie Verteilung. Es ist zu beachten, dass die Kühlmittelaustrittstemperaturen mehr oder weniger durch das Mischen der seitlichen Strömung beeinflusst werden. Bei einigen Reaktorkonstruktionen hat dieses System einen anderen Zweck, beispielsweise die Überwachung der Sicherheitsfunktionen. Diese Daten (Kühlmittelaustrittstemperaturen) können (abhängig von bestimmten Reaktordesigns) verwendet werden, um:

1. Stellen Sie den Bedienern Hinweise auf unzureichende Kernkühlbedingungen in Notsituationen (z. B. Kernübertemperatur ) zur Verfügung.
2. Geben Sie Informationen zum Temperaturanstieg in der Kraftstoffbaugruppe an. Dies kann auf einen schwerwiegenden Kernzustand (z. B. Kanalblockade ) hinweisen und sollte untersucht werden.
3. Stellen Sie Eingaben für die Unterkühlungsrandmonitore bereit
4. Bereitstellung von Eingaben für Computeranwendungen von Anlagencomputern, bei denen die Kernaustrittstemperaturen verwendet werden, um den Anstieg der Enthalpie der Brennelemente und begrenzte Informationen zur Stromverteilung zu bestimmen.

Westinghouse Technology Systems Manual, Abschnitt 9.2. Incore Instrumentation System. <verfügbar unter: https://www.nrc.gov/docs/ML1122/ML11223A264.pdf>.

Neutronendetektor mit eigener Stromversorgung

Selbstversorgende Neutronendetektoren ( SPND ) sind Neutronendetektoren, die aufgrund ihrer Anpassungsfähigkeit an schwere Umgebungen im Kern häufig in Reaktoren zur Überwachung des Neutronenflusses eingesetzt werden . SPNDs können Teil des Incore-Neutronenfluss-Überwachungssystems sein, das detaillierte Informationen zur Neutronenflussverteilung und damit zu den Grenzen dieser Spitzenleistungsgrenzen liefert. Diese Detektoren verwenden den grundlegenden radioaktiven Zerfallsprozess ihres Neutronenaktivierungsmaterials, um ein Ausgangssignal zu erzeugen. Wie der Name schon sagt,   benötigen SPNDs keine externe Spannungsquelle , um ein Spannungspotential im Detektor zu erzeugen. Stattdessen wird im Detektor als Ergebnis der Neutronenaktivierung ein Strom erzeugtund anschließender Beta-Zerfall des Detektors selbst. Durch die Emission dieser Beta-Teilchen (Elektronen) wird der Draht immer positiver geladen. Das positive Potential des Drahtes bewirkt, dass im Widerstand R ein Strom fließt. Der Elektronenstrom aus dem Beta-Zerfall kann direkt mit einem Amperemeter gemessen werden.

Der autarke Neutronendetektor bietet zwei Hauptvorteile:

• Es ist nur sehr wenig Instrumentierung erforderlich, normalerweise nur ein Millivoltmeter oder ein Amperemeter
• Das Emittermaterial hat eine viel längere Lebensdauer als die in Spaltkammern verwendete Bor- oder Uran-235-Auskleidung.

Andererseits gibt es auch Nachteile, die mit der Tatsache verbunden sind, dass die Ströme selbst bei Betrieb mit voller Leistung sehr gering sind. Daher können SPNDs keine Informationen über die Flussverteilung bei Betrieb mit geringer Leistung (10% und weniger) liefern. Der Hauptnachteil des autarken Neutronendetektors besteht darin, dass das Emittermaterial mit einer charakteristischen Halbwertszeit zerfällt, die die Reaktionszeit des Detektors bestimmt. Abhängig von der Reaktionszeit werden diese Detektoren grob klassifiziert als:

• Sofortige Antwortdetektoren . Die Sofortreaktionsdetektoren wie Cobalt und Inconel werden in Reaktorschutz- und Regelungsanwendungen eingesetzt.
• Detektoren für verzögerte Reaktionen . Die Detektoren mit verzögerter Reaktion wie Vanadium und Rhodium werden häufig für das Flux Mapping System (FMS) verwendet.

Das typische SPND ist ein Koaxialkabel, bestehend aus:

• Emitter . Eine innere Elektrode, die aus einem Material besteht, das ein Neutron absorbiert und durch Emission eines Elektrons radioaktiv zerfällt (Beta-Zerfall). Der Emitter besteht normalerweise aus Rhodium und wird zur Erzeugung von Elektronen verwendet.
• Isolierung. Der Emitter ist von einer Isolierung umgeben, die üblicherweise aus Aluminiumoxid besteht.
• Sammler . Die Metallwände des Detektors umhüllen diese Teile und dienen als Sammler für die. Elektronen, die erzeugt werden. – Der Kollektor ist an das Erdpotential angeschlossen.

Selbstversorgende Neutronendetektoren werden normalerweise in das Instrumentenrohr einer Brennelementanordnung eingesetzt. Sie können die gesamte Länge ausgewählter Brennelementanordnungen überwachen, um eine äußerst genaue dreidimensionale Karte der Neutronenflussverteilung zu erhalten . Mit diesen Daten kann die Neutronenflussrekonstruktion auch im Rest des Reaktorkerns durchgeführt werden.

Typische Materialien, die für den Emitter verwendet werden, sind Kobalt, Cadmium, Rhodium und Vanadium. Diese Materialien sollten verwendet werden, da sie relativ hohe Schmelztemperaturen, relativ hohe Querschnitte zu thermischen Neutronen besitzen und mit dem SPND-Herstellungsverfahren kompatibel sind.

Besondere Referenz: William H. Todt, Sr. EIGENSCHAFTEN VON NEUTRON-DETEKTOREN MIT SELBSTBETRIEB, DIE IN STROMREAKTOREN VERWENDET WERDEN. Imaging and Sensing Technology Corporation. New York.

Rhodium Emitter – SPND auf Rhodiumbasis

Eines der möglichen Materialien ist Rhodium als Emitter. Ein SPND mit einem Rhodiumemitter hat eine relativ hohe Empfindlichkeit , eine hohe Abbrandrate, stört die lokale Leistungsdichte und hat ein ( zweifach ) verzögertes Signal . Ein Detektor auf Rhodiumbasis ist ein Beta-Strom-Detektor mit eigener Stromversorgung, der die folgende Aktivierungsreaktion verwendet, um einen messbaren Strom zu erzeugen.

¹ n + ¹⁰³ Rh → ¹⁰⁴ Rh → ¹⁰⁴ Pd + β

Wie zu sehen ist, bewirkt ein von Rhodium-103 eingefangenes Neutron, dass ein Rhodium-103-Atom zu einem radioaktiven Rhodium-104- Atom wird. Das Rhodium-104 zerfällt dann in Palladium-104 plus ein Beta-Teilchen ( Elektron ). Das Beta-Teilchen hat genug Energie, um durch den Isolator zu gelangen und den Kollektor zu erreichen. Die Halbwertszeit von aktiviertem Rhodium-104 beträgt 42,3 Sekunden, was die Emission des geladenen Teilchens verzögert. Ein Detektor auf Rhodiumbasis verwendet diese Produktion von Beta-Partikeln (Elektronen), um einen Strom zu erzeugen, der proportional zur Anzahl der vom Emitter eingefangenen Neutronen ist, der auch proportional zur lokalen Reaktorleistungsdichte ist. Ein Teil des Stromflusses des Detektors ist auf Gammastrahlen zurückzuführen. Um dieses fehlerhafte Signal zu kompensieren, wird eine Hintergrundkorrektur über einen Hintergrunddetektor durchgeführt, der aus den gleichen Komponenten wie der Detektor besteht, außer dass das Rhodium entfernt wird.

Rhodium-103 hat einen Einfangquerschnitt von 133 Scheunen für thermische Neutronen und eine Resonanz bei 1,25 eV. Diese Reaktion führt zur Produktion von ¹⁰⁴ Rh mit T _1/2 = 42 s, was beta-radioaktiv ist. Es ist zu beachten, dass etwa 11 Ställe zur Reaktion gehören, in der ein Isomer von ^{104 m} Rh erzeugt wird (mit T _1/2 = 4,4 min).

Die folgenden Eigenschaften sind typisch für die Verwendung in einem thermischen Leistungsreaktor (z. B. PWR).

• Die Rhodium-Abbrandrate beträgt 0,39% pro Monat bei einem thermischen Neutronenfluss von 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 92% des Signals haben eine Halbwertszeit von 42 Sekunden.
• 8% des Signals haben eine Halbwertszeit von 4,4 Minuten.
• Die Beta-Emission hat eine Energie von 2,44 MeV.

Vanadiumemitter – SPND auf Vanadiumbasis

Ein SPND mit einem Vanadiumemitter hat eine relativ geringe Empfindlichkeit, eine geringe Abbrandrate bei minimaler Störung der lokalen Leistungsdichte und ein sehr lang verzögertes Signal. Ein Detektor auf Vanadiumbasis ist ein Beta-Strom-Detektor mit eigener Stromversorgung, der die folgende Aktivierungsreaktion verwendet, um einen messbaren Strom zu erzeugen.

¹ n + ⁵¹ V → ⁵² V → ⁵² Cr + β

Vanadium-51 hat einen Einfangquerschnitt von 4,9 Scheunen für thermische Neutronen ohne Resonanzen. Diese Reaktion führt zur Erzeugung von ⁵² V mit T _1/2 = 3,74 min, was beta-radioaktiv ist .

Die folgenden Eigenschaften sind typisch für die Verwendung in einem thermischen Leistungsreaktor (z. B. PWR).

• Die Vanadium-Abbrandrate beträgt 0,012% pro Monat bei einem thermischen Neutronenfluss von 10 ¹³ n / cm ² / s.
• 99% des Signals haben eine Halbwertszeit von 3,8 Minuten.
• 1% des Signals ist prompt.
• Die nachfolgende Beta-Emission hat eine Energie von 2,6 MeV.

Der Neutronenfluss wird normalerweise mit Excore-Neutronendetektoren gemessen , die außerhalb des Kerns installiert sind . Diese Detektoren gehören zum sogenannten Excore Nuclear Instrumentation System (NIS) . Das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem überwacht den Leistungspegel des Reaktors, indem es Neutronenlecks aus dem Reaktorkern erkennt . Das Excore-Kerninstrumentierungssystem besteht normalerweise aus drei getrennten überlappenden Bereichen von Excore-Instrumentierungen , die den im Kern erzeugten Neutronenflusspegel von wenigen Zählungen pro Sekunde bis zu ungefähr 10 ¹⁵ Neutronen / cm ² überwachen/ sec (entspricht ca. 200 Prozent der Nennleistung). Da der Neutronenfluss einen weiten Bereich abdeckt (ungefähr 12 Jahrzehnte), werden drei Instrumentierungsbereiche verwendet, um genaue Flusspegelmessungen zu erhalten:

• Quellbereichsdetektoren
• Intermediate Range Detectors
• Leistungsbereichsdetektoren

Diese Excore-Detektoren befinden sich normalerweise in Instrumentenschächten im Primärschild (Betonschild) neben dem Reaktorgefäß . Das System liefert Anzeige-, Steuer- und Alarmsignale für den Betrieb und den Schutz des Reaktors. Daher wird das Kerninstrumentierungssystem Excore als sicherheitsrelevantes System angesehen , da es während des Startvorgangs und des Leistungsbetriebs Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Dieses System ist für das Reaktorschutzsystem von höchster Bedeutung, da Änderungen des Neutronenflusses nur über dieses System nahezu zeitnah erkannt werden können.

Die Hauptfunktion des Kerninstrumentierungssystems von excore besteht darin, den Reaktorkern vor Überlastung zu schützen, indem der Neutronenfluss überwacht und geeignete Alarme und Reaktorauslösungen generiert werden, um den Reaktor bei Bedarf herunterzufahren. Jeder Instrumentenbereich (Quelle, Zwischenstufe und Leistung) bietet den erforderlichen Überlastschutz für die Reaktorauslösung (Reaktorauslösung mit hohem Neutronenfluss), der während des Betriebs in diesem Bereich erforderlich ist.

Siehe auch: Nachweis von Neutronen

Quellbereichsdetektoren

Die Quellenbereichsdetektoren überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) bei den niedrigsten Abschaltpegeln und liefern Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösungen. Die Quellenbereichsinstrumentierung besteht normalerweise aus zwei oder vier Quellenbereichskanälen, von denen jeder über einen eigenen Detektor, eine Kabelführung und eine elektronische Schaltung verfügt. Die Detektoren verwendet werden , sind in der Regel hochempfindliche Bor-triflouride (BF ₃ ) Proportionalzähler . Im Allgemeinen können Proportionalzähler Partikel identifizieren und Energie messen (Spektroskopie). Die Impulshöhe spiegelt die Energie wider, die durch die einfallende Strahlung im Detektorgas abgelagert wird. Somit ist es möglich, die größeren Impulse zu unterscheiden, die von Alpha-Partikeln erzeugt werden(erzeugt durch (n, alpha) -Reaktionen) aus den kleineren Impulsen, die von Beta-Partikeln oder Gammastrahlen erzeugt werden .

Diese BF ₃ -Detektoren erzeugen eine Pulsfrequenzausgabe proportional zum thermischen Neutronenfluss am Detektor. Diese Kanäle werden typischerweise über einen Zählbereich von 0,1 bis 10 ⁶ Zählungen pro Sekunde verwendet , variieren jedoch je nach Reaktordesign. Diese Excore-Detektoren befinden sich normalerweise in Instrumentenbohrungen im Primärschild (Betonschild) neben dem Reaktorbehälter.

Die Instrumentierung des Quellenbereichs überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Geschwindigkeit an, mit der sich der Neutronenfluss während eines Reaktorstillstands und der Anfangsphase des Starts ändert . Sie sind sehr wichtig für die Überwachung der Unterkritikalität beim Nachfüllen von Kraftstoff, wenn eine unterkritische Multiplikation stattfindet. Der Neutronenfluss wird in Zählungen pro Sekunde (cps) angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der zehn Faktoren definiert ist, bei denen sich die Leistung in einer Minute ändert. Daher sind die Einheiten von SUR Potenzen von zehn pro Minute oder Deka pro Minute ( dpm ).

Es gibt zwei Hauptprobleme bei der Instrumentierung des Quellbereichs:

• Diskriminierung . Während des Abschaltens des Reaktors und der Anfangsphase des Starts ist es erforderlich, die relativ kleine Anzahl von Impulsen, die von Neutronen erzeugt werden, von der großen Anzahl von Impulsen zu unterscheiden, die von Gammastrahlung erzeugt werden . Daher ist eine Gammadiskriminierung während des Abschaltens von besonderem Interesse, nachdem der Reaktorkern ein signifikantes Maß an Brennstoffverbrennung erreicht hat. Dieser Zustand erzeugt ein hohes Gammafeld und einen niedrigen Neutronenfluss um den Detektor. Proportionalzähler ermöglichen eine Unterscheidung, müssen jedoch kalibriert werden. Der Diskriminator schließt den Durchgang von Impulsen aus, die kleiner als ein vorbestimmtes Niveau sind. Die Funktion des Diskriminators besteht darin, Rauschen und Gamma-Impulse auszuschließen, deren Größe geringer ist als die von Neutronenimpulsen (Alpha-Impulse). Viele Kraftwerke haben es für notwendig befunden, Proportionalzähler für den Quellenbereich in der Bleiabschirmung anzubringen, um die Gammastrahlung an den Detektoren zu reduzieren. Dies erhöht die Empfindlichkeit des Detektors im unteren Bereich und kann die Lebensdauer des Detektors verlängern.
• Totzeit . Dieses Instrument kann eine maximale Neutronenzählrate von 10 ⁶ cps anzeigen . Höhere Zählraten werden durch das als Totzeit bekannte Phänomen beeinflusst. Die Totzeit ist der Zeitraum, in dem der Detektor beschäftigt ist und keine Impulse annehmen und verarbeiten kann. Dieses Phänomen kann schwerwiegende Folgen haben, da die Totzeit die Ausgabe bei hohen Aktivitäten oder hohen Dosisraten verzerrt.

Es gibt einige Kraftwerke, die Vorkehrungen getroffen haben, um die Quellbereichsdetektoren von ihren Betriebspositionen in eine Position mit reduziertem Neutronenflussniveau zu bringen, sobald der Flusspegel über den Quellenbereich steigt.

Sonderreferenz: Standardüberprüfungsplan für die Überprüfung von Sicherheitsanalyseberichten für Kernkraftwerke: LWR-Ausgabe. NUREG-0800, US NRC.

Quellenbereich – Reaktorsicherheit

Wie bereits geschrieben, wird das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem als sicherheitsrelevantes System angesehen, da es Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Die Neutronenflussauslösung im Quellbereich bietet den Kernschutz für Reaktivitätsunfälle in MODE 2 (Reaktorstart). Beispielsweise stellt die Neutronenflussauslösung im Quellbereich sicher, dass während des Startvorgangs ein Schutz gegen einen unkontrollierten RCCA-Bankstangenentzugsunfall aus einem unterkritischen Zustand gewährleistet ist. Es bietet auch Schutz für Borverdünnungsunfälle und Kontrollstangenauswurfereignisse.

Während des Betankens stellen Quellenbereichsdetektoren auch die Überwachung der Unterkritikalität des Reaktors sicher. Sie sind außerdem mit einem Alarm ausgestattet, der als Evakuierungssignal für die Eindämmung dienen kann, wenn der Neutronenfluss einen voreingestellten Wert überschreitet. Dieser Alarm warnt die Bediener und das Personal des Kontrollraums vor einer positiven Reaktivitätszugabe zum Reaktor während der Abschaltbedingungen.

Zwischenbereichsdetektoren

Die Zwischenbereichsdetektoren überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) auf dem Zwischenflussniveau. Sie liefern auch Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösesignale . Ihre Reichweite reicht vom oberen Teil des Quellenbereichs bis zum Leistungsbereich (über einen Zeitraum von acht Jahrzehnten). Das Design dieses Instruments wurde so gewählt, dass eine Überlappung zwischen den Quellenbereichskanälen und der teilweisen oder vollständigen Spanne der Leistungsbereichsinstrumente erzielt wird. Die Instrumentierung mit mittlerer Reichweite besteht normalerweise aus zwei oder vier Kanälen mit jeweils einem eigenen Detektor, einer Kabelführung und einer elektronischen Schaltung. Die verwendeten Detektoren sind üblicherweise mit   Bor ausgekleidet oderMit Borgas gefüllte kompensierte Ionisationskammern oder Spaltkammern . Ihre Genauigkeit erreicht normalerweise nicht die Genauigkeit der Leistungsbereichsinstrumente, die in einem viel engeren Bereich arbeiten.

Die Instrumentierung des Quellenbereichs überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Geschwindigkeit an, mit der sich der Neutronenfluss während der gesamten Phase des Reaktorstarts und des Leistungsbetriebs ändert. Der Neutronenfluss wird in Prozent der Nennleistung angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der zehn Faktoren definiert ist, bei denen sich die Leistung in einer Minute ändert. Daher sind die Einheiten von SUR Potenzen von zehn pro Minute oder Jahrzehnten pro Minute ( dpm ). Eine hohe Startrate auf beiden Kanälen kann eine Schutzmaßnahme auslösen.

Zwischenbereich – Reaktorsicherheit

Wie bereits geschrieben, wird das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem als sicherheitsrelevantes System angesehen, da es Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Die Neutronenflussauslösung im mittleren Bereich bietet den Kernschutz gegen einen unkontrollierten RCCA-Bankstangenentzugsunfall aus einem unterkritischen Zustand während des Startvorgangs. Diese Auslösefunktion bietet redundanten Schutz für den Neutronenfluss im Leistungsbereich – niedriger Sollwert. Es bietet auch einen redundanten Schutz für die Auslösefunktion des Quellenbereichs bei Unfällen mit Borverdünnung und beim Auswerfen von Steuerstäben.

Kompensierte Ionisationskammern

Die Ionisationskammer , auch als Ionenkammer bekannt , ist ein elektrisches Gerät, das verschiedene Arten ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlungsdosisraten bevorzugt , da sie keine „Totzeit“ aufweisen, ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre bei hohen Dosisraten beeinflusst.

Die kompensierte Ionenkammer wird im Zwischenbereich verwendet, da der Stromausgang proportional zum relativ stabilen Neutronenfluss ist und Signale vom Gammastrom kompensiert. Die kompensierte Ionenkammer besteht in einem Fall aus zwei Detektoren. Die äußere Kammer ist innen mit Bor-10 beschichtet , während die innere Kammer unbeschichtet ist. Die beschichtete Kammer ist sowohl für Gammastrahlen als auch für Neutronen empfindlich , während die unbeschichtete Kammer nur für Gammastrahlen empfindlich ist. Durch die ordnungsgemäße Verbindung der beiden Kammern ist die elektrische Nettoleistung des Detektors der Strom, der nur durch Neutronen verursacht wird.

Um die richtige Gammakompensation zu erreichen, müssen die Spannungen zwischen diesen beiden Elektrodensätzen ausgeglichen werden. Die Folgen des Betriebs mit einer überkompensierten oder unterkompensierten Kammer sind wichtig. Wenn die Spannung in der Kompensationskammer zu hoch ist, wird der Detektor überkompensiert und ein Teil des Neutronenstroms sowie der gesamte Gammastrom blockiert, und die angezeigte Leistung ist niedriger als die tatsächliche Kernleistung. Wenn die Kompensationsspannung zu niedrig ist, tritt eine Unterkompensation auf. Bei hoher Leistung ist der Gammastrom im Vergleich zum Neutronenfluss relativ gering, und die Auswirkungen einer falschen Kompensation werden möglicherweise nicht bemerkt. Es ist jedoch äußerst wichtig, dass die Kammer beim Starten und Abschalten des Reaktors ordnungsgemäß kompensiert wird.

Siehe auch: US-Ministerium für Energie, Instrumentierung und Kontrolle. DOE Fundamentals Handbook, Band 2 vom 2. Juni 1992.

Spaltkammer – Weitbereichsdetektoren

Spaltkammern sind Ionisationsdetektoren zum Nachweis von Neutronen. Spaltkammern können als Zwischenbereichsdetektoren verwendet werden, um den Neutronenfluss (Reaktorleistung) auf dem Zwischenflussniveau zu überwachen. Sie liefern auch Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösesignale. Das Design dieses Instruments wurde so gewählt, dass eine Überlappung zwischen den Quellenbereichskanälen und der vollen Spannweite der Leistungsbereichsinstrumente gewährleistet ist.

Im Allgemeinen ist die Ionisationskammer , auch als Ionenkammer bekannt , eine elektrische Vorrichtung, die verschiedene Arten von ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlungsdosisraten bevorzugt , da sie keine „Totzeit“ haben, ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre beeinflusstbei hohen Dosisraten. Darüber hinaus führt eine Erhöhung der Spannung im Ionisationsbereich nicht zu einer wesentlichen Erhöhung der Anzahl der gesammelten Ionenpaare. Die Anzahl der von den Elektroden gesammelten Ionenpaare entspricht der Anzahl der durch die einfallende Strahlung erzeugten Ionenpaare und hängt von der Art und Energie der Partikel oder Strahlen in der einfallenden Strahlung ab.

Bei Spaltkammern ist die Kammer mit einer dünnen Schicht aus hochangereichertem Uran-235 beschichtet , um Neutronen nachzuweisen. Neutronen ionisieren nicht direkt und müssen normalerweise in geladene Teilchen umgewandelt werden, bevor sie nachgewiesen werden können. Ein thermisches Neutron bewirkt die Spaltung eines Uran-235-Atoms , wobei die beiden erzeugten Spaltfragmente eine hohe kinetische Energie aufweisenund Verursachen einer Ionisierung des Argongases innerhalb des Detektors. Ein Vorteil der Verwendung einer Uran-235-Beschichtung anstelle von Bor-10 besteht darin, dass die Spaltfragmente eine viel höhere Energie aufweisen als die Alpha-Partikel aus einer Borreaktion. Darüber hinaus verursachen die Spaltfragmente, die aus der Wechselwirkung von Neutronen mit der Beschichtung resultieren, eine signifikant größere Ionisationsmenge innerhalb der Spaltkammer als die auf den Detektor einfallende Gammastrahlung. Dies führt dazu, dass die durch Neutronen erzeugten Ladungsimpulse signifikant größer sind als die Gammapulse. Eine Impulsgrößenunterscheidungsschaltung kann dann verwendet werden, um die unerwünschten Gamma-Impulse auszublenden. Daher Spaltkammern sind sehr empfindlich auf Neutronenfluss und dies ermöglicht die Spaltkammern in dem Betrieb höheren Gamma Feldern als eine nicht kompensierte Ionenkammer mit Borauskleidung.

Je nach Neutronenflussniveau werden häufig Spaltkammern als Stromanzeigegeräte und Impulsgeräte verwendet. Im Pulsmodus sind Spaltkammern aufgrund des sehr großen Pulsgrößenunterschieds zwischen Neutronen und Gammastrahlen besonders nützlich. Wenn die Leistung im Zwischenbereich oder im Leistungsbereich hoch ist (dh in einem gemischten Gamma- und Neutronenfluss auf hohem Niveau), können Spaltkammern im Campbelling-Modus (auch als „Fluktuationsmodus“ oder „mittlerer Rechteckspannungsmodus“ bezeichnet) betrieben werden. zuverlässige und präzise neutronenbezogene Messungen bereitzustellen. Die Campbelling-Technik eliminiert den Gamma-Beitrag. Aufgrund der doppelten Verwendung der Spaltkammer wird sie häufig in Kanälen mit großer Reichweite in nuklearen Instrumentierungssystemen verwendet.

Leistungsbereichsdetektoren

Leistungsbereichsdetektoren sind wichtige nukleare Instrumentierungssysteme für den Energiebetrieb. Sie überwachen den Neutronenfluss (Reaktorleistung) von Null bis etwa 120% der vollen Nennleistung und geben die axiale und radiale Verteilung dieser Leistung an. Sie liefern auch Anzeigen, Alarme und Reaktorauslösesignale. Wenn der Neutronenflusspegel in den Leistungsbereich steigt, ist die Gammakompensation kein großes Problem, da Gammastrahlen nicht viel zur Gesamtionisation beitragen (etwa 0,1% bei 100% Leistung). Daher besteht die Leistungsbereichsinstrumentierung normalerweise aus vier nicht kompensierten Ionisationskammern , von denen jede über einen eigenen Detektor, eine Kabelführung und eine elektronische Schaltung verfügt. Die Ionisationskammer , auch als Ionenkammer bekanntist ein elektrisches Gerät, das verschiedene Arten ionisierender Strahlung erfasst . Die Spannung des Detektors wird so eingestellt, dass die Bedingungen dem Ionisationsbereich entsprechen . Die Spannung ist nicht hoch genug, um eine Gasverstärkung (Sekundärionisation) zu erzeugen. Ionisationskammern werden für hohe Strahlungsdosisraten bevorzugt , da sie keine „ Totzeit “ haben”, Ein Phänomen, das die Genauigkeit der Geiger-Müller-Röhre bei hohen Dosisraten beeinflusst. Der Detektor besteht aus einer einzelnen zylindrischen Kammer, deren Betrieb mit der der mit Bor ausgekleideten Kammer der kompensierten Ionenkammer identisch ist. Diese nicht kompensierte Kammer ist sowohl für Gammastrahlen als auch für Neutronen empfindlich. Im Leistungsbereich des Betriebs ist der Neutronenflusspegel jedoch um ein Vielfaches größer als der Gammastrom, und daher ist keine Gammakompensation erforderlich.

Alle vier Kanäle sind physikalisch und funktional identisch. Jeder Leistungsbereichskanal verwendet einen oberen und einen unteren nicht kompensierten Ionenkammerdetektor (Tandemdetektor), mit denen die axiale Flussdifferenz gemessen werden kann . Jeder Kanal überwacht auch einen „Quadranten“ des Kerns. Ein oberer Detektor und ein unterer Detektor sind in derselben Instrumentenvertiefung montiert. Die Ausgänge beider Detektoren (oben und unten) werden kombiniert, um ein Kanalgesamtleistungssignal zu erzeugen. Die acht Detektorausgänge (vier obere Detektoren und vier untere Detektoren) werden miteinander verglichen, um dem Reaktorbetreiber Informationen zur Stromverteilung (AFD und QPTR ) bereitzustellen .

Die axiale Flussdifferenz ist definiert als die Differenz der normalisierten Flusssignale (AFD) zwischen der oberen und unteren Hälfte eines zweiteiligen Excore-Neutronendetektors.

AFD ist definiert als:

AFD oder ΔI = I _oben – I _unten

wobei I _oben und I _unten als Bruchteil der Nennwärmeleistung ausgedrückt werden.

QPTR ist definiert als:

Das Verhältnis der maximalen kalibrierten Ausgabe des oberen Exzore-Detektors zum Durchschnitt der kalibrierten Ausgaben des oberen Exzore-Detektors oder das Verhältnis der kalibrierten maximalen Ausgabe des unteren Exzore-Detektors zum Durchschnitt der kalibrierten Ausgaben des unteren Exzore-Detektors, je nachdem, welcher Wert größer ist.

Die Leistungsbereichsinstrumentierung überwacht und zeigt den Neutronenflusspegel des Reaktorkerns und die Geschwindigkeit an, mit der sich der Neutronenfluss während eines Leistungsbetriebs ändert und die Standardlast dem Betrieb folgt. Der Neutronenfluss wird als Prozentsatz der Nennleistung angegeben. Die Änderungsrate der Neutronenpopulation wird als Startrate (SUR) angegeben, die als die Anzahl der zehn Faktoren definiert ist, bei denen sich die Leistung in einer Minute ändert. Daher sind die Einheiten von SUR Potenzen von zehn pro Minute oder Jahrzehnten pro Minute ( dpm ).

Obwohl das nukleare Instrumentierungssystem eine schnelle Reaktion auf Änderungen des Neutronenflusses bietet und ein unersetzbares System ist, muss es kalibriert werden . Leistungsbereichskanälen Prozent bewertet , um anzuzeigen , sind kalibrierte Wärmeleistung durch einen sekundären Wärmebilanz (kalorimetrischer). Die genaue Wärmeleistung des Reaktors kann nur mit Methoden gemessen werden, die auf der Energiebilanz des Primärkreises oder der Energiebilanz des Sekundärkreises basieren .

Sonderreferenz: Standardüberprüfungsplan für die Überprüfung von Sicherheitsanalyseberichten für Kernkraftwerke: LWR-Ausgabe. NUREG-0800, US NRC.

Neutronenfluss und Kraftstoffverbrennung

In einem Leistungsreaktor bleibt die Atomzahldichte der Brennstoffatome über einen relativ kurzen Zeitraum (Tage oder Wochen) relativ konstant. Daher bleibt in dieser kurzen Zeit auch der durchschnittliche Neutronenfluss konstant , wenn der Reaktor mit einem konstanten Leistungsniveau betrieben wird. Andererseits nehmen die Atomzahldichten spaltbarer Isotope über einen Zeitraum von Monaten aufgrund des Brennstoffverbrennens ab, und daher nehmen auch die makroskopischen Querschnitte ab. Dies führt zu einem langsamen Anstieg des Neutronenflusses , um das gewünschte Leistungsniveau beizubehalten. Daher muss das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem regelmäßig kalibriert werden.

Leistungsbereich – Reaktorsicherheit

Wie bereits geschrieben, wird das Excore-Nuklearinstrumentierungssystem als sicherheitsrelevantes System angesehen, da es Eingaben in das Reaktorschutzsystem liefert . Die Neutronenflussauslösung im Leistungsbereich bietet den Kernschutz für viele Leistungsausfallunfälle in MODE 1 (Leistungsbetrieb). Beispiele für Schutzaktionssignale, die vom Leistungsbereich bereitgestellt werden, umfassen:

• Der Neutronenfluss im Leistungsbereich (niedriger Sollwert). Eine Reaktorauslösung tritt auf, wenn der Leistungspegel auf zwei von vier Kanälen den voreingestellten Wert (z. B. 25%) überschreitet und die Auslösung nicht blockiert ist.
• Der Neutronenfluss im Leistungsbereich (Hochsollwert). Eine Reaktorauslösung tritt auf, wenn der Leistungspegel auf zwei von vier Kanälen den voreingestellten Wert (z. B. 109%) überschreitet, um den Kern vor einem Überlastungszustand und vor einem positiven Reaktivitätsausschlag zu schützen, der während des Leistungsbetriebs zu DNB führt. Diese Reise kann nicht blockiert werden.
• Ratenreisen . Wenn die Änderungsrate der Reaktorleistung einen voreingestellten Wert entweder in positiver oder negativer Richtung überschreitet, tritt eine Reaktorauslösung auf.
  • Die Auslösung mit hoher positiver Rate stellt sicher, dass ein Schutz gegen schnelle Anstiege des Neutronenflusses gewährleistet ist, die für einen Bruch des RCCA-Antriebsstangengehäuses und das damit einhergehende Auswerfen des RCCA charakteristisch sind.
  • Die Auslösung mit hoher negativer Rate stellt sicher, dass ein Schutz für Unfälle mit mehreren Stangenstürzen bereitgestellt wird. Bei hohen Leistungspegeln kann ein Unfall mit mehreren Stäben zu einem lokalen Flusspeak führen, der zu einem nicht konservativen lokalen DNBR führen würde.

In Kernreaktoren ist die durch Kernspaltungen erzeugte Wärmeleistung proportional zum Neutronenflussniveau. Aus Gründen der Reaktorsicherheit ist es daher von größter Bedeutung, den Neutronenfluss und die räumliche Verteilung des Neutronenflusses im Reaktor korrekt und mit geeigneten Instrumenten zu messen und zu steuern . Zu diesem Zweck werden verschiedene Nuklearinstrumente installiert. Diese Messungen werden normalerweise außerhalb des Reaktorkerns durchgeführt, es werden jedoch auch Messungen innerhalb des Reaktorkerns durchgeführt. Daher werden nukleare Instrumente normalerweise in folgende Kategorien eingeteilt:

• • Excore Nuclear Instrumentation . Der Neutronenfluss wird normalerweise mit Excore-Neutronendetektoren gemessen , die außerhalb des Kerns installiert sind. Diese Detektoren gehören zum sogenannten Excore Nuclear Instrumentation System (NIS) . Da der Neutronenfluss einen weiten Bereich abdeckt (ungefähr 12 Jahrzehnte), werden drei Instrumentierungsbereiche verwendet, um genaue Flusspegelmessungen zu erhalten:
    • Quellbereichsdetektoren
    • Intermediate Range Detectors
    • Leistungsbereichsdetektoren
  • Incore Nuclear Instrumentation . Das Incore-Kerninstrumentierungssystem misst die Verteilung des Neutronenflusses und die Temperaturen im Reaktorkern. Der Zweck des Incore-Instrumentierungssystems besteht darin, detaillierte Informationen über die Verteilung des Neutronenflusses und die Auslasstemperaturen der Brennelemente an ausgewählten Kernstandorten bereitzustellen. Das Incore-Instrumentierungssystem umfasst:
    • Incore Neutronenfluss-Überwachungssystem
    • Incore Temperaturüberwachungssystem

Beide Systeme basieren auf dem Nachweis von Neutronen. Der Neutronenfluss wird normalerweise mit Excore-Neutronendetektoren gemessen , die außerhalb des Kerns installiert sind. Diese Detektoren gehören zum sogenannten Excore Nuclear Instrumentation System (NIS) . Der Neutronenfluss und seine Verteilung innerhalb des Kerns wird üblicherweise durch ein Incore-System gemessen , das innerhalb des Reaktors installiert ist. Obwohl das nukleare Instrumentensystem eine schnelle Reaktion auf Änderungen des Neutronenflusses bietet und ein unersetzbares System ist, muss es kalibriert werden . Die genaue Wärmeleistung des Reaktors kann nur mit Methoden gemessen werden, die auf der Energiebilanz beruhendes Primärkreises oder Energiebilanz des Sekundärkreises. Diese Methoden liefern eine genaue Reaktorleistung, sind jedoch für Sicherheitssysteme unzureichend. Signaleingaben für diese Berechnungen sind beispielsweise die Temperatur des heißen Beins oder die Durchflussrate durch das Speisewassersystem, und diese Signale ändern sich sehr langsam mit Änderungen der Neutronenleistung. Mit anderen Worten, die durch kalorimetrische Methoden gemessene Wärmeleistung ist genau, während die durch Excore-Neutronendetektoren gemessene Kernleistung das einzige System ist, das eine schnelle Erkennung von Reaktivitätsausschlägen ermöglicht.

Reaktionsgeschwindigkeit – Proportionalität zwischen Neutronenfluss und Wärmeleistung

Siehe auch: Reaktionsgeschwindigkeit

Die Kenntnis des  Neutronenflusses (der  Gesamtweglänge  aller Neutronen in einem Kubikzentimeter pro Sekunde) und der  makroskopischen Querschnitte  (der Wahrscheinlichkeit einer Wechselwirkung  pro Zentimeter Weglänge ) ermöglicht die Berechnung der Wechselwirkungsrate (z. B. Rate) von Spaltreaktionen). Diese Reaktionsrate  (die Anzahl der Wechselwirkungen, die in diesem Kubikzentimeter in einer Sekunde stattfinden) wird dann durch Multiplikation dieser beiden Werte angegeben:

wo:

Ф –  Neutronenfluss  (Neutronen.cm ^-2 .s ^-1 )

σ –  mikroskopischer Querschnitt  (cm ² )

N –  Atomzahldichte  (Atome.cm ^-3 )

Die Reaktionsgeschwindigkeit für verschiedene Arten von Wechselwirkungen ergibt sich aus dem geeigneten Querschnittstyp:

• • • Σ _t  . Ф – Gesamtreaktionsrate
    • Σ _a  . Ф –   Absorptionsreaktionsgeschwindigkeit
    • Σ _c . Ф –  Strahlungseinfang  Reaktionsgeschwindigkeit
    • Σ _f . Ф –  Spaltungsreaktion  Rate

Um die  Wärmeleistung zu bestimmen , müssen wir uns auf die  Spaltungsreaktionsrate konzentrieren . Nehmen wir der Einfachheit halber an, dass das  spaltbare Material  gleichmäßig im Reaktor verteilt ist. In diesem Fall sind die  makroskopischen Querschnitte  positionsunabhängig. Multipliziert man die  Spaltreaktionsrate  pro Volumeneinheit ( RR = Ф. Σ ) mit dem  Gesamtvolumen  des Kerns (V), so ergibt sich die  Gesamtzahl der  im Reaktorkern  pro Zeiteinheit ablaufenden  Reaktionen . Wir wissen aber auch, dass die  pro einer Spaltungsreaktion freigesetzte Energiemenge  etwa  200 MeV / Spaltung beträgt. Nun ist es möglich, die Geschwindigkeit der Energiefreisetzung  (Leistung) aufgrund der Spaltreaktion zu bestimmen  . Es ist gegeben durch folgende Gleichung:

P = RR. E _r  . V = Ф. Σ _f  . E _r  . V = Ф. N _U235  . σ _f ²³⁵  . E _r  . V.

wo:

P – Reaktorleistung (MeV.s ^-1 )

Ф – Neutronenfluss (Neutronen.cm ^-2 .s ^-1 )

σ – mikroskopischer Querschnitt (cm ² )

N – Atomzahldichte (Atome.cm ^-3 )

Er – die durchschnittliche rückgewinnbare Energie pro Spaltung (MeV / Spaltung)

V – Gesamtvolumen des Kerns (m ³ )

Blasenkammern sind Teilchendetektoren, die auf einem ähnlichen Prinzip beruhen wie Nebelkammern. In der Blasenkammer zeigen sich die Spuren subatomarer Partikel als Spuren von Blasen in einer Flüssigkeit, die bis knapp unter ihren Siedepunkt erhitzt wird, normalerweise flüssiger Wasserstoff. Blasenkammern können physikalisch größer als Nebelkammern gemacht werden, und da sie mit viel dichterem flüssigem Material gefüllt sind, zeigen sie die Spuren von viel energetischeren Partikeln. Ein energetisch geladenes Teilchen (zum Beispiel ein Alpha- oder Betateilchen) interagiert mit der Flüssigkeit und die Flüssigkeit tritt in eine überhitzte, metastabile Phase ein. Um die Ionisationsstrecke herum verdampft die Flüssigkeit und bildet mikroskopisch kleine Blasen. Die Blasendichte um eine Spur ist proportional zum Energieverlust eines Teilchens.

Es muss betont werden, dass Blasen, die in diesen Vorrichtungen Spuren bilden, auf Ionen wachsen, die durch den Durchgang ionisierender Partikel erzeugt werden. Daher muss dieser Ionisationsprozess analysiert werden. Jeder Partikeltyp wechselwirkt auf unterschiedliche Weise . Daher ist die Kenntnis dieser Wechselwirkung, wie unterschiedliche Partikel Energie in der Materie speichern und wie viel Energie Partikel speichern, für unser Verständnis des Problems von grundlegender Bedeutung. Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Alpha-TeilchenSie sind ziemlich massiv und doppelt positiv geladen, so dass sie in der Regel nur eine kurze Strecke zurücklegen und wenn überhaupt nicht sehr weit in das Gewebe eindringen. Alphateilchen lagern ihre Energie jedoch über ein kleineres Volumen ab (möglicherweise nur wenige Zellen, wenn sie in einen Körper eindringen) und richten diesen wenigen Zellen mehr Schaden an. Infolgedessen hinterlassen Alphateilchen kurze, aber signifikante Spuren in der Kammer.

Beta-Teilchen (Elektronen) sind viel kleiner als Alpha-Teilchen. Sie tragen eine einzelne negative Ladung. Sie sind durchdringender als Alphateilchen. Sie können mehrere Meter zurücklegen, aber an jedem Punkt auf ihrem Weg weniger Energie abgeben als Alphateilchen. Daher hinterlassen Betateilchen längere, aber weniger sichtbare Spuren in der Kammer.

Wenn ein Magnetfeld über die Nebelkammer angelegt wird, krümmen sich positiv und negativ geladene Partikel nach dem Lorentz-Kraftgesetz in entgegengesetzte Richtungen.

Ionisations- und Spurinformationen

Es muss betont werden, dass Tropfen, die in diesen Vorrichtungen Spuren bilden, auf Ionen wachsen, die durch den Durchgang ionisierender Partikel erzeugt werden. Daher muss dieser Ionisationsprozess analysiert werden. Jeder Partikeltyp wechselwirkt auf unterschiedliche Weise . Daher ist die Kenntnis dieser Wechselwirkung, wie unterschiedliche Partikel Energie in der Materie speichern und wie viel Energie Partikel speichern, für unser Verständnis des Problems von grundlegender Bedeutung. Beispielsweise können geladene Teilchen mit hohen Energien Atome direkt ionisieren. Alpha-TeilchenSie sind ziemlich massiv und doppelt positiv geladen, so dass sie in der Regel nur eine kurze Strecke zurücklegen und wenn überhaupt nicht sehr weit in das Gewebe eindringen. Alphateilchen lagern ihre Energie jedoch über ein kleineres Volumen ab (möglicherweise nur wenige Zellen, wenn sie in einen Körper eindringen) und richten diesen wenigen Zellen mehr Schaden an. Infolgedessen hinterlassen Alphateilchen kurze, aber signifikante Spuren in der Kammer.

Beta-Teilchen (Elektronen) sind viel kleiner als Alpha-Teilchen. Sie tragen eine einzelne negative Ladung. Sie sind durchdringender als Alphateilchen. Sie können mehrere Meter zurücklegen, aber an jedem Punkt auf ihrem Weg weniger Energie abgeben als Alphateilchen. Daher hinterlassen Betateilchen längere, aber weniger sichtbare Spuren in der Kammer.

Wenn ein Magnetfeld über die Nebelkammer angelegt wird, krümmen sich positiv und negativ geladene Partikel nach dem Lorentz-Kraftgesetz in entgegengesetzte Richtungen.

Experimentellen Daten zufolge ist die spezifische Ionisation dN / dx in Nebelkammern, definiert als die mittlere Anzahl von Ionen, die pro Längeneinheit durch ein passierendes Teilchen erzeugt werden, durch die Bethe-Gleichung in erster Näherung sowohl für Elektronen als auch für massereichere Teilchen gut beschrieben .

Bremskraft – die Formel

Eine bequeme Variable, die die Ionisationseigenschaften des umgebenden Mediums beschreibt, ist die Stoppkraft . Die lineare Stoppkraft des Materials ist definiert als das Verhältnis des differentiellen Energieverlusts für das Partikel innerhalb des Materials zur entsprechenden differentiellen Weglänge :

Dabei ist T die kinetische Energie des geladenen Teilchens, nion die Anzahl der pro Pfadlängeneinheit gebildeten Elektronen-Ionen-Paare und I die durchschnittliche Energie, die zur Ionisierung eines Atoms im Medium benötigt wird. Bei geladenen Teilchen nimmt S mit abnehmender Teilchengeschwindigkeit zu . Der klassische Ausdruck, der den spezifischen Energieverlust beschreibt, ist als Bethe-Formel bekannt. Die nicht-relativistische Formel wurde 1930 von Hans Bethe gefunden. Die relativistische Version (siehe unten) wurde 1932 auch von Hans Bethe gefunden.

In diesem Ausdruck ist m die Restmasse des Elektrons, β ist gleich v / c, was die Geschwindigkeit des Teilchens relativ zur Lichtgeschwindigkeit ausdrückt, γ ist der Lorentz-Faktor des Teilchens, Q ist gleich seiner Ladung, Z ist der Ordnungszahl des Mediums und n ist die Atomdichte im Volumen. Für nichtrelativistische Teilchen (stark geladene Teilchen sind meist nichtrelativistisch) ist dT / dx abhängig von 1 / v ² . Dies kann durch die größere Zeit erklärt werden, die das geladene Teilchen im negativen Feld des Elektrons verbringt, wenn die Geschwindigkeit niedrig ist.

Die Art der Wechselwirkung einer Betastrahlung mit Materie unterscheidet sich von der Alphastrahlung , obwohl Betateilchen auch geladene Teilchen sind. Beta-Partikel haben im Vergleich zu Alpha-Partikeln eine viel geringere Masse und erreichen meist relativistische Energien . Ihre Masse entspricht der Masse der Orbitalelektronen, mit denen sie interagieren, und im Gegensatz zum Alpha-Teilchen kann ein viel größerer Teil seiner kinetischen Energie in einer einzigen Wechselwirkung verloren gehen. Da die Beta-Teilchen meist relativistische Energien erreichen, kann die nichtrelativistische Bethe-Formel  nicht verwendet werden. Für hochenergetische Elektronen wurde von Bethe auch ein ähnlicher Ausdruck abgeleitetBeschreibung des spezifischen Energieverlusts durch Anregung und Ionisation (die „Kollisionsverluste“).

Darüber hinaus können Beta-Partikel über eine Elektron-Kern-Wechselwirkung (elastische Streuung von Kernen) interagieren , wodurch sich die Richtung der Beta-Partikel erheblich ändern kann . Daher ist ihr Weg nicht so einfach. Die Beta-Partikel folgen einem sehr Zick-Zack-Pfad durch das absorbierende Material. Dieser resultierende Partikelpfad ist länger als das lineare Eindringen (Bereich) in das Material.

Beta-Partikel unterscheiden sich von anderen stark geladenen Partikeln auch in dem Anteil an Energie, der durch den als Bremsstrahlung bekannten Strahlungsprozess verloren geht . Nach der klassischen Theorie muss ein geladenes Teilchen beim Beschleunigen oder Abbremsen Energie ausstrahlen, und die Verzögerungsstrahlung wird als Bremsstrahlung („Bremsstrahlung“) bezeichnet .

Tritium ist das einzige natürlich vorkommende Radioisotop von Wasserstoff. Seine Ordnungszahl ist natürlich 1, was bedeutet, dass sich 1 Proton und 1 Elektron in der Atomstruktur befinden. Im Gegensatz zum Wasserstoffkern und Deuteriumkern hat Tritium 2 Neutronen im Kern. Tritium ist natürlich vorkommend, aber äußerst selten .

Tritium entsteht in der Atmosphäre, wenn kosmische Strahlen mit Luftmolekülen kollidieren. In der wichtigsten Reaktion für die natürliche Produktion interagiert ein schnelles Neutron (das eine Energie von mehr als 4,0 MeV haben muss) mit dem Luftstickstoff:

Weltweit werden aus natürlichen Quellen 148 Petabecquerel pro Jahr hergestellt. Infolgedessen nimmt das erzeugte tritiierte Wasser am Wasserkreislauf teil.

• ca. 400 Bq / m ³ in kontinentalem Wasser
• etwa 100 Bq / m ³ in Ozeanen

Tritium ist ein radioaktives Isotop, sendet jedoch eine sehr schwache Form von Strahlung aus, ein energiearmes Beta-Teilchen , das einem Elektron ähnlich ist. Es ist ein reiner Beta-Emitter (dh Beta-Emitter ohne begleitende Gammastrahlung ). Die kinetische Energie des Elektrons variiert mit durchschnittlich 5,7 keV, während die verbleibende Energie vom nahezu nicht nachweisbaren Elektronen- Antineutrino abgeleitet wird . Eine so geringe Elektronenenergie führt dazu, dass das Elektron nicht in die Haut eindringen kann oder gar nicht weit in der Luft wandert. Beta-Partikel aus Tritium können nur ca. 6,0 mm Luft durchdringen. Tritium zerfällt durch negativen Beta-Zerfall in Helium-3 mit einer Halbwertszeit von 12,3 Jahren .

Tritium stellt daher ein Gesundheitsrisiko dar, da es nur nach Verschlucken in Trinkwasser oder Nahrungsmitteln oder nach Einatmen oder Absorption durch die Haut einer inneren Exposition ausgesetzt ist. Das in den Körper aufgenommene Tritium verteilt sich gleichmäßig auf alle Weichteile. Eine durchschnittliche jährliche Dosis aus der natürlichen Tritiumaufnahme beträgt 0,01 μSv .

Bei künstlicher Einnahme oder Inhalation von Tritium beträgt die biologische Halbwertszeit von Tritium 10 Tage für HTO und 40 Tage für OBT (organisch gebundenes Tritium), das im Körper von Erwachsenen aus HTO gebildet wird. Es wurde auch gezeigt, dass die biologische Halbwertszeit von HTO stark von vielen Variablen abhängt und zwischen etwa 4 und 18 Tagen variiert. In den wärmeren Monaten ist die durchschnittliche Halbwertszeit geringer, was auf eine erhöhte Wasseraufnahme zurückzuführen ist. Darüber hinaus wird durch das Trinken größerer Mengen Alkohol die biologische Halbwertszeit von Wasser im Körper verkürzt.

Kohlenstoff-14

Das einzige kosmogene Radionuklid, das einen signifikanten Beitrag zur inneren Exposition des Menschen leistet, ist Kohlenstoff-14. Radioaktiver Kohlenstoff-14 hat eine Halbwertszeit von 5730 Jahren und unterliegt einem β− -Zerfall , bei dem das Neutron in ein Proton , ein Elektron und ein Elektron-Antineutrino umgewandelt wird :

Trotz dieser im Vergleich zum Alter der Erde kurzen Halbwertszeit ist Kohlenstoff-14 ein natürlich vorkommendes Isotop. Ihre Anwesenheit kann durch die folgende einfache Beobachtung erklärt werden. Unsere Atmosphäre enthält viele Gase, einschließlich Stickstoff-14. Außerdem wird die Atmosphäre ständig mit energiereichen kosmischen Strahlen bombardiert , die aus Protonen, schwereren Kernen oder Gammastrahlen bestehen. Diese kosmischen Strahlen interagieren mit Kernen in der Atmosphäre und produzieren auch energiereiche Neutronen . Diese Neutronen, die bei diesen Kollisionen entstehen, können von Stickstoff-14 absorbiert werden, um ein Isotop von Kohlenstoff-14 zu erzeugen:

Kohlenstoff-14 kann auch durch andere Neutronenreaktionen in der Atmosphäre erzeugt werden, einschließlich insbesondere 13C (n, γ) 14C und 17O (n, α) 14C. Infolgedessen wird Kohlenstoff-14 in der oberen Atmosphäre kontinuierlich durch Wechselwirkung kosmischer Strahlen mit atmosphärischem Stickstoff gebildet. Durchschnittlich ist nur eines von 1,3 × 10 ¹² Kohlenstoffatomen in der Atmosphäre ein radioaktives Kohlenstoff-14-Atom. Infolgedessen enthalten alle lebenden biologischen Substanzen die gleiche Menge an C-14 pro Gramm Kohlenstoff, dh 0,3 Bq Kohlenstoff-14-Aktivität pro Gramm Kohlenstoff. Kohlenstoff-14 ist im menschlichen Körper in einer Menge von etwa 3700 Bq (0,1 μCi) mit einer biologischen Halbwertszeit von 40 Tagen vorhanden (13 kg Kohlenstoff bei 70 kg Menschen). Beachten Sie, dass die biologische Halbwertszeitist die Zeit, die benötigt wird, um die Menge eines bestimmten Elements im Körper auf die Hälfte seines ursprünglichen Werts zu senken, und zwar allein aufgrund der Beseitigung durch biologische Prozesse. Ein Kohlenstoffatom ist jedoch in der genetischen Information von etwa der Hälfte der Zellen enthalten, während Kalium kein Bestandteil der DNA ist. Der Zerfall eines Kohlenstoff-14-Atoms in der DNA bei einer Person geschieht ungefähr 50 Mal pro Sekunde, wobei ein Kohlenstoffatom in Stickstoff umgewandelt wird.

Die jährliche Dosis von Kohlenstoff-14 wird auf etwa 12 μSv / Jahr geschätzt .

Solange das biologische System lebt, ist der Spiegel aufgrund der konstanten Aufnahme aller Kohlenstoffisotope konstant. Wenn das biologische System stirbt, hört es auf, Kohlenstoff mit seiner Umgebung auszutauschen, und von diesem Zeitpunkt an beginnt die Menge an Kohlenstoff-14, die es enthält, abzunehmen, wenn der Kohlenstoff-14 einem radioaktiven Zerfall unterliegt.

Siehe auch: Kohlenstoff-14-Datierung