DE3031107A1

DE3031107A1 - Antimon-beryllium-neutronenquelle zur erzeugung thermischer neutronen und verfahren zur neutronenradiografie

Info

Publication number: DE3031107A1
Application number: DE19803031107
Authority: DE
Inventors: Ludwig Dr. Greim; Wilhelm 2058 Lauenburg Schumacher; Werner Dr. 2054 Geesthacht Spalthoff
Original assignee: GKSS Forshungszentrum Geesthacht GmbH
Current assignee: GKSS Forshungszentrum Geesthacht GmbH
Priority date: 1980-08-16
Filing date: 1980-08-16
Publication date: 1982-03-18
Also published as: DE3031107C2

Description

Beschreibung:
Die Erfindung betrifft eine Quelle zum Erzeugen thermischer Neutronen, bestehend aus einem mit Austrittsöffnung versehenen Gehäuse, welches die Komponenten Moderator, Beryllium und radioaktives Antimon umschließt. Des weiteren ist die Erfindung gerichtet auf ein Verfahren zur neutronenradiografischen Prüfung von Teilen von wassergekühlten Leistungsreaktoren unter Verwendung einer Quelle zum Erzeugern thermischer Neutronen.
Die vorliegende Erfindung geht von folgendem bekannten Stand der Technik aus: Beim Betrieb von Leistungsreaktoren, die zur Elektrizitätserzeugung oder zur Bereitstellung von Heiz- oder Reaktionswärme dienen, müssen häufig Schäden an Reaktorteilen untersucht werden oder es muß deren schadensfreier Zustand nachgewiesen werden. Für diese Prüfungen kommen in erster Linie zerstörungsfreie Verfahren in Frage, zum Beispiel neben der einfachen optischen Inspektion oder Dimensionskontrolle die schon bekannten Verfahren mittels Röntgen- und Gammastrahlen, Ultraschall oder Wirbelstrom.
Bei Leistlngsreaktoren sind die zu überprüfenden Teile meist radioaktiv. Dies gilt besonders für die im Reaktorkern eingesetzten Brennstoff- und Steuerelemente. Die Untersuchung mit Röntgen- oder Gammastrahlen ist dann nicht geeignet, weil die radioaktive Eigenstrahlung der Teile die Prüfstrahlung überdeckt und das Aufnahmebild verschleiert. Auch die oben genannten anderen Prüfverfahren sind nur begrenzt einsetzbar, weil sie entweder die in Frage kommenden Schäden nicht erfassen oder mechanische Eingriffe in die Teile erfordern, die langwierig sind und zu Beschädigungen führen können (KWU-Brennelement-Service.
Stand der Entwicklung und neuere Ergebnisse, F. Garzarolli, H. Knaab, K. Knechtt Reaktortagung - Düsseldorf; 30.3. - 2.4. 1976).
Ein für radioaktive Teile geeignetes Prüfverfahren ist die schon bekannte Neutronenradiografie, weil hier die radioaktive Eigenstrahlung der Teile nicht stört. Bei diesem Verfahren wird das zu untersuchende Teil mit Neutronen durchstrahlt und das Durchstrahlungsbild mit einem Bildaufnehmer, der nur auf Neutronen und nicht auf Gammastrahlen anspricht, erfaßt, (Atomic Energy Review, Vol. 15, No. 2, June 1977, IAEA, Wien), Da eine sehr intensive Neutronenstrahiung erforderlich ist, wurde die Neutronenradiografie bisher überwiegend an Forschungsreaktoren als Neutronenquelle ausgeführt. Dies hat den Nachteil, daß die zu untersuchenden Teile jeweils zu dem Forschungsreaktor gebracht werden müssen.
Wenn Teile von Leistungsreaktoren untersucht werden sollen, ist es besser, die Neutronenquelle dorthin zu transportieren, weil die Teile meist sperrig und auch radioaktiv sind oder ihre Anzahl groß ist. Der Leistungsreaktor selbst kommt aufgrund seiner Konstruktion und Aufgabenstellung als Neutronenquelle für die radiografische Untersuchung nicht in Frage.
Mögliche transportable Neutronenquellen sind Neutronengeneratoren und Isotopenquellen.
In Neutronengeneratoren werden die Neutronen durch die Einwirkung hoch beschleunigter Teilchen auf ein Target erzeugt. Diese Generatoren sind für den Einsatz als transportable Neutronenquelle zu groß und unhandlich, wenn sie eine für die Neutronenradiografie ausreichende Strahlungsintensität haben sollen.
Bei Isotopenquellen ist ein kompakter Aufbau eher möglich. Von den bekannten Isotopenquellen sind in der Vergangenheit für die Neutronenradiografie hauptsächlich die Californium- und die Antimon-Beryllium-Neutronenquelle benutzt worden.
In der Californium-Quelle entstehen die Neutronen durch den Zerfall des künstlichen radioaktiven Isotops Californium-252. Der Hauptnachteil dieses Quellentyps ist der hohe Anschaffungspreis für das Californium-252.
In der Antimon-Beryllium-Quelle entstehen die Neutronen durch die Einwirkung der von dem künstlichen radioaktiven Isotop Antimon-124 ausgesandten Gammastrahlen auf das Beryllium entsprechend der Formel Die erzeugten Neutronen mit einer Energie von etwa 25 keV werden in einem in die Quelle eingesetzten Körper aus Noderatormaterial auf thermische Energien im Bereich von Null bis einigen Elektronenvolt abgebremst. Diese Abbremsung ist -wie auch bei anderen Quellen - notwendig, weil thermische Neutronen ein kontrastreicheres Durchstrahlungsbild liefern.
Das benötigte Antimon-124 läßt sich durch Bestrahlung von natürlichem Antimon in einem Forschungs-oder Leistungsreaktor verhältnismäßig einfach erzeugen, und Antimon-Beryllium-Neutronenquellen sind daher erheblich wirtschaftlicher als Californium-Quellen vergleichbarer Intensität.
Antimon-Beryllium-Quellen zur Anwendung in der Neutronenradiografie sind bekannt (USA- Patentschrift 3 237 009). Diese in den 60iger Jahren entwickelten Quellen sind dadurch gekennzeichnet, daß sich ein Antimon-Präparat in der Mitte der Quelle befindet und das Beryllium und der Moderator weiter außen angeordnet ist. Bei dieser Anordnungsweise mußten die Quellen, um einen ausreichenden Neutronenfluß an der Austrittsöffnung zu erreichen, so groß und unhandlich gemacht werden, daß sie als transportable Quellen für die Neutronenradiografie keine Anwendung fanden.
Beispielsweise hatte eine zylinderförmige Antimon-Beryllium-Quelle, die für die Neutronenradiografie in einer Heißen Zelle stationär eingesetzt wurde, einen Außendurchmesser und eine Höhe von jeweils rund einem Meter. (On Optimizing an Sb-Be Source for Neutron Radiographic Applications, D.C.
Cutforth, Mat. Evaluation, April 1968, S. 49).
Aufgabe der Erfindung ist die Schaffung einer Antimon-Beryllium-Neutronenquelle von erheblich kompakterem Aufbau, die trotz hoher Strahlungsintensität sehr handlich und transportabel ist und sich zur neutronenradiografischen Prüfung von radioaktiven Teilen von Leistungsreaktoren im Servicebecken dieser Reaktoren eignet.
Die vorstehende Aufgabe wird erfindungsgemäß gelöst durch eine Neutronenquelle, die im Kennzeichnungsteil des Anspruches 1 angegeben ist.
Weitere Merkmale der Erfindung ergeben sich aus den Unteransprüchen.
Die erfindungsgemäße Neutronenquelle kann bei ihrem zylindrischen Aufbau mit einem Durchmesser und einer Höhe von etwa 20 cm hergestellt werden. Wegen ihrer besonders günstigen, räumlichen Anordnung von Beryllium und radioaktivem Antimon, sowie der Werkstoffe für die Moderation und die Reflexion von Neutronen führt dazu, daß man an der Austrittsöffnung der Quelle einen Neutronenfluß von etwa 108 Neutronen/ cm2s pro k Ci Antimon-124 erhält.
Bei der neutronenradiografischen Prüfung werden die Prüfkörper mit den aus der Quelle austretenden Neutronen durchstrahlt und das Durchstrahlungsbild mit einer neutronenempfindlichen Folie oder einem anderen Bildaufnehmer, der unmittelbar hinter dem Prüfkörper angebracht ist, erfaßt. Da die Teile aus Kernreaktoren radioaktiv sind und oft eine intensive Gammastrahlung aussenden, müssen sie hinter einer Abschirmung gehandhabt werden, die das Bedienungspersonal vor der Strahlung schützt. Auch die erfindungsgemäße Neutronenquelle sendet Gammastrahlen aus. Wegen dieser Strahlung wird erfindungsgemäß für ein Verfahren zur neutronenradiografischen Prüfung vorgeschlagen, in das Service- bzw. Kühlwasserbecken des Reaktors eine oben geschlossene Glocke, aus der das Wasser herausgedrückt oder abgepumpt werden kann, abzusenken, die in Neutronenstrahlrichtung hintereinanderliegend die Neutronenquelle, das Untersuchungsobjekt und den Bildaufnehmer umschließt. Hierbei bildet eine Wasserschicht von 2 bis 2,5 m eine ausreichende Strahlenabschirmung.
Weitere Einzelheiten und Merkmale der Erfindung ergeben sich aus der nachfolgenden Beschreibung und der beigefügten Zeichnung, in der eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung beispielsweise veranschaulicht ist.
In der Zeichnung zeigen: Fig. 1 einen axialen Querschnitt durch eine erfindungsgemäße Neutronenquelle, Fig. 2 einen Querschnitt gemäß der Schnittlinie I I der Fig. 1 und Fig. 3 einen horizontalen Querschnitt durch eine für die neutronenradiografische Prüfung von Teilen von wassergekühlten Leistungsreaktoren vorgesehene in das Service-Becken des Reaktors absenkbare Glocke mit Neutronenquelle, Untersuchungsobäekt und Bildaufnehmer.
Wie Fig. 1 und 2 zeigen, besteht die erfindungsgemäße Neutronenquelle aus einem vorzugsweise aus Polyäthylen bestehenden Moderator 1 von becherförmiger Gestalt, einem becherförmigen Beryllium-Körper 2 mit acht koaxial ausgerichteten Bohrungen, welche zur Erzeugung der Neutronen radioaktive Antimon-Stäbe 3 aufnehmen, einem ebenfalls becherförmig ausgebildeten Reflektor 4, der als Material hohen Streuquerschnittes vorzugsweise aus Nickel besteht, einer vorzugsweise aus Polyäthylen bestehenden Abschirmung 5 und einem aus Cadmiumblech bestehenden Gehäuse 6 zum Abfangen der nach außen entweichenden thermischen Neutronen.
Die Mittelbohrung des Moderators 1 setzt sich fort in einer als Kollimator ausgebildeten Einstulpung des Gehäuses 6.
Dieser Kollimator 7 ist vorzugsweise ein konischer Trichter, der auf das Untersuchungsobjekt gerichtet werden kann.
Wie die Fig. 1 erkennen läßt, sind die vorerwähnten Neutronenquellen - Komponenten 2,4 und 5 ihrer Bodenfläche gegenüberliegend mit einer mittig durchbrochenen Deckelfläche versehen, die an den Kollimator 7 anschließt.
Die Bohrungen im Beryllium 2 für die Aufnahme der Antimonstäbe 3 finden ihre Fortsetzung in entsprechenden Bohrungen des Reflektors 4 und der Abschirmung 5, die unmittelbar an die Bodenfläche16 des Gehäuses 6 angrenzen, wo entsprechende Beschickungsöffnungen vorgesehen werden können, damit man das Antimon nach entsprechendem Verbrauch entnehmen und eine Neubeschickung vornehmen kann. Dieses Neubeschicken mit Antimon kann auch unter Wasser mit einer entsprechenden Fernbedienung vorgenommen werden.
Verglichen mit der vorgenannten Antimon-Beryllium-Quelle nach D.C. Cutf orth hat die erfindungsgemäße Quelle bei einer Höhe und einem Durchmesser von etwa 21 cm ein um den Faktor 100 kleineres Volumen. Der Neutronenfluß an der Austrittsöffnung der Quelle ist mit 1,2 x 10 2 Neutronen/cm2s bei 1,5 k Ci Antimon-124, etwa gleich dem der vorbekannten Quelle.
Die Kompaktheit und der hohe Neutronenfluß der erfindungsgemäßen Quelle wird dadurch erreicht, daß die Neutronenabbremsung in einem kleinen Volumen im Zentrum stattfindet, daß durch den schalenartigen Aufbau eine größere Menge Antimon untergebracht werden kann, daß das Antimon weniger Neutronen absorbiert, weil das Material sich in einem Gebiet niedrigen Neutronenflusses befindet,und daß der Reflektor das Austreten der Neutronen verringert.
Die Möglichkeit zur NeubeBdung mit dem Antimon wurde vorgesehen, weil das Antimon-124 nur eine Halbwertszeit von etwa 60 Tagen hat und daher von Zeit zu Zeit erneuert werden muß. Außerdem ist es beim Transport der Neutronenquelle aus Abschirmungsgründen einfacher, wenn das Antimon herausgenommen und getrennt transportiert wird.
Fig. 3 zeigt schematisch einen Querschnitt durch die Prüfeinrichtung. Sie befindet sich unter Wasser und ist nach oben von einer zwei bis zweieinhalb Meter dicken Wasserschicht bedeckt zur Abschirmung der aus der Neutronenquelle und dem UntersuchungsobJekt austretenden Strahlung. Im wesentlichen besteht die Einrichtung aus einer nach oben geschlossenen Glocke 8, die das Untersuchungsobjekt 9, die Neutronenquelle 10 und den Bildaufnehmer 11 umschließt. Die drei letzteren sind in einer Linie angeordnet, wobei sich in einer bevorzugten Anordnung die Quelle etwa 40 cm vor und der Bildaufnehmer 11 unmittelbar hinter dem Untersuchungsobjekt 9 befindet. Eine mögliche Anbringung der Bildaufnehmer ist gegeben durch einen Schacht 12, der nach unten geschlossen ist und nach oben durch die Glocke 8 hindurch bis über die Wasseroberfläche reicht.
Zur neutronenradiografischen Prüfung eines Teiles aus einem Leistungsreaktor, beispielsweise eines Steuer-oder Brennelementes, werden das Untersuchungsobjekt 9 und die Quelle 10 im Service-Becken in geeigneter Weise aufgestellt und die Glocke 8 darüber geschoben. Dann wird das Wasser aus der Glocke 8 - beispielsweise durch Pressluft - verdrängt, und als letztes der Bildaufnehmer 11 in dem Schacht 12 in die Aufnahmeposition abgelassen.
Das Schachtinnere bleibt immer frei von Wasser.
In einer anderen Ausführungsform der Prüfeinrichtung werden das Untersuchungsobjekt und die Quelle im Service-Becken auf einem Unterteil aufgestellt, das eine Dichtung besitzt, die beim Aufsetzen der Glocke wasserdicht schließt. Das Wasser kann dann durch Abpumpen aus der Einrichtung entfernt werden.
Zur Bildaufnahme stehen mehrere bekannte Methoden zur Verfügung. Als preiswerte Bildaufnehmer werden bevorzugt neutronenempfindliche Folien verwendet, die das Durchstrahlungsbild des Untersuchungsobjektes festhalten und nach dem Durchstrahlungsvorgang außerhalb der Prüfeinrichtung zu einem optisch sichtbaren Durchstrahlungsbild umgewandelt werden.

Claims

Antimon-Beryllium-Neutronenquelle zur Erzeugung thermischer Neutronen und Verfahren zur Neutronenradiografie Patentansprüche: 1. Transportable Quelle zum Erzeugen thermischer Neutronen, bestehend aus einem mit Austrittsöffnung versehenen Gehäuse, welches die Komponenten Moderator, Beryllium und radioaktives Antimon umschließt, dadurch gekennzeichnet, daß konzentrisch um eine als Neutronenaustrittsöffnung dienende Gehäusebohrung (7) in becherförmiger Gestalt innen der Moderator (1), diesen umgebend das Beryllium (2) und das letztere umgebend ein Neutronenreflektor (4) angeordnet sind und daß zwischen Neutronenreflektor (4) und Moderator (1) in ring- oder schalenförmiger Anordnung radioaktive Antimonpräparate (3) liegen.
2. Neutronenquelle nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Antimonpräparate (3) im Beryllium (2) eingebettet sind.
3. Neutronenquelle nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Antimonpräparate (3) auf einer Zylinderfläche angeordnete Stäbe sind.
4. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 3 dadurch gekennzeichnet, daß Beschickungsöffnungen durch Gehäuseboden (16) Absch (16 )/ irmschicht (5) und Neutronenreflektor (4) für das Anbringen der Antmanpräparate (3) vorgesehen sind.
5. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Gehäusebohrung (7) als nach außen divergierender Kollimator ausgebildet ist.
6. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 5,dadurch gekennzeichnet, daß das Gehäuse (6) aus Cadmium-Blech besteht und an der Innenseite mit vorzugsweise aus Polyäthylen bestehender Abschirmschicht (5) versehen ist.
7. Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die becherförmig gestalteten Komponenten (2, 4) mit einer dem Becherboden gegenüberliegenden durchbrochenen Deckelfläche an die Neutronenaustrittsöffnung (7) anschließen.
8. Verfahren zur neutronenradiografischen Prüfung von Teilen wassergekühlter Leistungsreaktoren mit einer Neutronenquelle nach Anspruch 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß in das Service- bzw. Kühlwasserbecken des Reaktors eine oben geschlossene Glocke (8), aus der das Wasser herausgedrückt oder abgepumpt werden kann, abgesenkt wird, die in Neutronen-Strahlrichtung hintereinanderwliegend die Neutronenquelle (10), das Untersuchungsobjekt (9) und den Bildaufnehmer (11) umschließt.
9. Verfahren nach Anspruch 8 dadurch gekennzeichnet, daß der Bildaufnehmer (11) in die Glocke (8) über einen die Glockenoberseite durchdringenden, nach unter geschlossenen und bis zur Wasseroberfläche ragenden Schacht (12) eingebracht wird.