DE2804821A1

DE2804821A1 - Abgeschirmter neutronendetektor

Info

Publication number: DE2804821A1
Application number: DE19782804821
Authority: DE
Inventors: John Paul Neissel; James Howard Terhune
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1977-02-08
Filing date: 1978-02-04
Publication date: 1978-08-10
Also published as: IT1092035B; SE7801476L; ES466585A1; SE422511B; JPS6261906B2; IT7819772A0; US4121106A; JPS54108196A

Description

Abgeschirmter Neutronendetektor

Die Erfindung betrifft einen Neutronendetektor nach Art einer Ionenkammer und insbesondere einen solchen Detektor, wie er
zum Messen des Neutronenflusses in einem Kernreaktorkern eingesetzt wird.

Ein Beispiel eines im Kern eingesetzten Neutronendetektors
der Art, wie sie in der vorliegenden Erfindung benutzt werden kann, ist in der US-PS 3 565 760 beschrieben.

Neutronendetektoren nach Art einer Ionenkammer sind bekannt
und z.B. in der US-PS 3 043 954 beschrieben. Üblicherweise
umfassen solche Kammern ein Paar im Abstand voneinander angeordneter Elektroden, die elektrisch voneinander isoliert sind und zwischen sich ein neutronenempfindliches Material und ein ionisierbares Gas aufweisen. So ist z.B. in einer Ionenkammer vom Spalttyp das neutronenempfindliche Material ein solches,

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das durch Neutronen spaltbar ist_s wie Uran. Da die Neutronen Spaltungen des Urans in der Kammer induzieren, ionisieren die dabei entstehenden Spaltprodukte das Gas anteilig zur Größe des Neutronenflusses in der Kammer. Wird eine Gleichspannung über die Elektroden gelegt, dann entsteht ein Ausgangsstrom, der proportional der Ionisation und somit proportional dem Neutronenfluß der Kammer ist.

Eine den derzeit bekannten Neutronendetektoren mit Ionenkammer vom Spalttyp innewohnende und ernste Schwierigkeit ist ihre relativ begrenzte Lebensdauer wegen der Verarmung des spaltbaren oder aktiven Materials darin. Die derzeit üblichen Neutronendetektoren, die mit einer im Kern angeordneten Spaltkammer arbeiten, haben eine Lebensdauer von etwa 1,4 bis 2 Jahren, und in den neueren Reaktorkernen mit höheren Neutronenflußdichten, wie sie derzeit geplant werden, können Bedingungen schaffen, die die Lebensdauer der Neutronendetek toren auf etwa 1 Jahr verringern« Die Erschöpfung an aktivem Material in dem Neutronendetektor erfordert teure und zeitaufwendige periodische Auswechselungen der Detektoren.

Die Lebensdauer des Detektors kann nicht einfach dadurch verlängert werden, daß man die anfängliche Menge an aktivem Material in dem Detektor erhöht. Die Menge an aktivem Material, die in dem Detektor benutzt werden kann, ist durch mehrere Faktoren begrenzt, einschließlich der Notwendigkeit, ein geringes aktives Gasvolumen zu haben, um die Empfindlichkeit gegenüber Gammastrahlung möglichst gering zu halten, und der Notwendigkeit, daß der Überzug aus aktivem Material ausreichend dünn ist, um ein Austreten der Spaltprodukte in das aktive Gas zu gestatten, damit dort die Ionisation stattfinden kann.

Es ist seit einiger Zeit erkannt worden, daß die Lebensdauer des Detektors dadurch verlängert werden kann, daß man ein anfänglich aktives spaltbares Material mit einem Brütermaterial

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kombiniert, wie U-234, U-238, Pu-238, Pu-240 und Th-232, die beim Einfang von Neutronen in ein spaltbares Isotop umgewandelt werden und so kontinuierlich das aktive Material des Detektors erneuern. Solche sich regenerierenden Detektoren sind z.B. in einer Veröffentlichung von D.E. Hegberg mit dem Titel "Feasibility Study of In-Core Neutron Flux Monitoring with Regenerating Detectors", HW-73335 Hanford Laboratories, vom Juni 1972 und in der US-PS 3 742 274 vorgeschlagen worden.

Es ist auch bekannt, daß ein starker Faktor, der die Lebensdauer eines im Kern eingesetzten Detektors beeinflußt, die Größe des Neutronenflusses in dem Bereich ist, in dem der Detektor im Kern angeordnet ist. Unter Annahme einer ausreichenden Empfindlichkeit des Detektors kann seine Lebensdauer auch dadurch verlängert werden, daß man die Größe des Neutronenflusses, dem er ausgesetzt ist, verringert. Im Stande der Technik ist dies dadurch bewerkstelligt worden, daß man die Menge an Neutronenmoderator in der Nähe des Detektors verringerte oder indem man den Detektor mit einem geeigneten neutronenabschirmenden Material oder einem Material aus brennbarem Gift umgab. Diese Verfahren nach dem Stande der Technik zur Verlängerung der Lebensdauer des Detektors haben diese Lebensdauer von im Kern eingesetzten Neutronendetektoren ,jedoch nicht ausreichend verlängert.

Der Erfindung lag daher die Aufgabe zugrunde, die bekannten Detektoren, insbesondere hinsichtlich der Lebensdauer, zu verbessern·

Diese Aufgabe wird bei dem Neutronendetektor gemäß der vorliegenden Erfindung dadurch gelöst, daß ein Brütermaterial mit dem anfänglich aktiven Material im Detektor vermischt und ein geeignetes neutronenabschirmendes Material so angeordnet wird, daß die Größe des Neutronenflusses, dem das aktive und das Brütermaterial ausgesetzt sind, verringert wird. Nach der vorliegenden Erfindung sind Brüter- und abschirmendes Material so ausgewählt, daß sie

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ähnliche oder im wesentlichen angepasste Neutroneneinfangquerschnitte aufweisen, wodurch sich ihre einzelnen Wirkungen beim Verlängern der Lebensdauer des Detektors wechselseitig ver-ε ärken.

Im folgenden wird die Erfindung unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher erläutert. Im einzelnen zeigen :

eine schematische Darstellung eines Neutronendetektors in einem Reaktorkern,

eine schematische Darstellung eines Neutronendetektors und eines damit verbundenen Stromkreises zum Messen des Neutronenflusses in einem Reaktorkern, einen Neutronendetektor gemäß einer Ausführungsform der vorliegenden Erfindung, und einen Neutronendetektor gemäß einer anderen Ausführungsform der vorliegenden Erfindung.

Die Figur 1 veranschaulicht schematisch eine Mehrzahl von Detektoren 1, die in einem Kernreaktor 2 angeordnet sind, um den Neutronenfluß darin zu überwachen. Ein solcher Kern umfaßt eine Vielzahl im Abstand voneinander angeordneter Brennstoffeinheiten 3, von denen jede eine Mehrzahl von Brennstoffelementen oder Brennstoffstäben enthält, die jeweils spaltbares Material, wie U-235 enthalten. Schutzrohre 4 sind in den Räumen zwischen den Brennstoffeinheiten 3 angeordnet, um Detektoren 1 aufzunehmen. Ein Kühlmittel, das normalerweise Wasser ist, läßt man durch die Brennstoffeinheit in der durch die Pfeile 5 angegebenen Richtung zirkulieren, um Wärme daraus abzuführen. Die Rohre 4 können abgedichtet oder, wie dargestellt, offen sein, um den Kühlmittelfluß an den Detektoren vorbei zu gestatten. In der Praxis wird eine Anzahl von Detektoren in einer vorbestimmten Anordnung in dem Kern verteilt, wobei verschiedene Detektoren in verschiedenen Kernhöhen in jedem Rohr 4 angeordnet sind, um eine genaue Anzeige der Größe und Verteilung des Neutronenflusses in dem

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Kern zu liefern. Ein solches System ist in der US-PS 3 565 760 gezeigt und detailliert beschrieben.

Ein Detektor 1 zur Verwendung in einem Neutronennachweissystem gemäß der vorliegenden Erfindung ist schematisch in Figur 2 dargestellt. Der Detektor 1 schließt zwei im Abstand voneinander angeordnete leitende Elektroden 11 und 12 ein. Der Raum zwischen den Elektroden 11 und 12 ist abgedichtet und mit einem ionisierbaren Gas gefüllt, z.B. einem Edelgas wie Argon. Auf der Oberfläche einer oder beider Elektroden 11 und 12 befindet sich ein Film, eine Schicht oder ein Überzug 14 aus einem neutronenaktivierbaren Material, z.B. spaltbarem Uran. Bei Anwesenheit eines Neutronenflusses finden in dem Überzug 14 aus spaltbarem Material Spaltreaktionen mit einer Rate statt, die proportional dem Neutronenfluß ist. Die dabei entstehenden Spaltprodukte verursachen die Ionisation des Gases in dem Raum 13 proportional zur Zahl der Spaltungen. Eine Energiequelle 15 geeigneter Spannung, die zwischen die Elektroden 11 und 12 gelegt ist, führt zur Sammlung von Ionenpaaren durch die Elektroden. Dies führt zu einem Stromfluß durch den Detektor, der auf dem Meßgerät 16 angezeigt wird. Dieser Strom ist proportional zum Neutronenfluß in der Kammer.

Ob nun die Schicht 14 aus einem einzelnen aktiven Material oder einer Mischung aus aktivem und Brütermaterial zusammengesetzt ist, die Lebensdauer des Detektors hängt von der Rate der Verarmung der aktiven und Brütermaterialien ab und ist daher abhängig von den thermischen und epithermischen Komponenten des Neutronenflusses in der Kammer. Neutronen mit Energien von weniger als 0,625 eV werden üblicherweise als thermische Neutronen bezeichnet, und solche Neutronen mit Energien größer als 0,625 eV werden üblicherweise als epithermische Neutronen bezeichnet. Die vorliegende Erfindung beruht auf der Erkenntnis, daß durch Verminderung des Flusses sowohl thermischer als auch epithermischer Neutronen als auch die Anwendung einer Mischung

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aus aktivem und Brütermaterial in dem Detektor die Lebensdauer des Detektors mehr verlängert werden kann, als mit einer der Maßnahmen nach dem Stand der Technik, die Brütermischungen oder abschirmende Materialien allein verwendeten.

Gemäß der vorliegenden Erfindung werden Brüter- und abschirmende Materialien so ausgewählt, daß sie ähnliche oder im wesentlichen ähnliche Neutroneneinfangquerschnitte aufweisen, so daß ihre einzelnen Wirkungen bei der Verlängerung der Lebensdauer des Detektors sich gegenseitig unterstützen. Praktische Aus führungen der vorliegenden Erfindung verwenden ein abschirmendes Material mit einem großen Neutroneneinfangquerschnitt für thermische Neutronen und einem oder mehreren Neutroneneinfangquerschnitts-Resonanzpeaks nahe dem Neutroneneinfangquerschnitts-Resonanzpeak geringster Energie für das Brütermaterial. Das abschirmende Material wird, wie in Figur 2 gezeigt, zu dem Neutronendetektor 1 normalerweise in Form einer Hülse 17 hinzugegeben, die sich über die Schicht 14 erstreckt. Die Schicht 14 ist aus einer Mischung aktiven und Brütermaterials zusammengesetzt, und der Neutroneneinfangquerschnitt des abschirmenden Materials der Hülse 17 ist ähnlich oder im wesentlichen ähnlich dem Neutroneneinfangquerschnitt des Brütermaterials in der Schicht 14. Es wurde festgestellt, daß durch Anpassen der Neutroneneinfangquerschnitte des Brüter- und des abschirmenden Materials eine synergistische Wirkung auftritt, die die Lebensdauer des Detektors beträchtlich verlängert. Ein Detektor mit einer solchen Kombination aus aktivem, Brüter- und abschirmendem Material sollte eine Lebensdauer von bis zu 10 Jahren im Kern eines Kernreaktors haben.

Es gibt viele mögliche Kombinationen von aktivem, Brüter- und abschirmendem Material, die im Rahmen der vorliegenden Erfindung benutzt werden können. So wird zum Beispiel bei Verwendung von U-234 als Brütermaterial eine Schicht aus U-234 vermischt mit U-235 im Neutronendetektor vorgesehen. Das U-235 dient als

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anfänglich spaltbares oder aktives Material für den Detektor. Beim Einfangen eines Neutrons ergibt das U-234 weiteres spaltbares U-235. Die Rate, mit der das anfänglich aktive Material und das Brütermaterial in dem Detektor erschöpft werden, hängt von der Zahl der von den U-234 und U-235-Atomen eingefangenen Zahl von Neutronen ab. Es ist bekannt, daß der Einfangquer schnitt von U-234 für Neutronen thermischer Energie von weniger als 0,625 eV groß ist und daß es einen großen Resonanzpeak bei 5»19 eV gibt. U-235 hat auch einen großen Einfangquerschnitt für thermische Neutronen. Das Verbrauchen oder Erschöpfen des U-234 und U-235 wird daher zum größten Teil durch Neutronen in diesem Energiebereich verursacht.

Gemäß der vorliegenden Erfindung wird ein geeignetes abschirmendes Material, eine Mischung oder Legierung abschirmender Materialien vorgesehen, welches die Neutronen entweder irn thermischen Bereich, im ep!thermischen Bereich oder Resonanzbereich oder beiden einfängt. Abschirmende Materialien, die zur Verwendung in einem regenerativen Neutronendetektor der Art, die eine Mischung von U-234 und U-235 verwendet, für geeignet betrachtet werden, sind in der folgenden Tabelle zusammengefaßt, in der für die verschiedenen abschirmenden Materialien die Einfangquerschnitte für Neutronen von 0,0253 eV und die Lage der Resonanzpeaks nahe 5,19 eV angegeben sind. In einigen Fällen kann eine Mischung oder Legierung zweier oder mehrerer diese Materialien eingesetzt werden. Der Neutroneneinfangquerschnitt der abschirmenden Materialien bei 0,0253 eV ist als Maß der Fähigkeit des Materials aufgeführt, thermische Neutronen einzufangen. Da der Resonanzpeak für U-234 und die anderen in der Tabelle aufgeführten Peaks eine endliche Weite aufweisen, ist die perfekte Ausrichtung der Peaks nicht notwendig, um eine wirksame Abschirmung vor dem Resonanzeinfang von Neutronen zu liefern.

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Tabelle

Ab s chirmende s
Material

Einfangquerschnitt (barn) bei 0,0253 eV Resonanzstelle (eV)

Iridium

Dysprosium

Erbium

Thulium

Hafnium

Silber

Lutetium

Uran-234

440

930

16O

127

105

759

64

99

108

95 5,36 5,45

5,48, 5,98 3,92

5,89, 5,68 *

5,19 4,91

4,8, 5,22 5,19

*Kein Resonanzpeak, doch beträgt der Einfang- oder Wirkungsquerschnitt bei 5,19 eV 53 barn.

Die in der vorstehenden Tabelle aufgeführten Daten sind aus den folgenden Veröffentlichungen entnommen :

Donald J. Hughes & Robert B. Schwartz, "Neutron Cross Sections", Associated Universities Inc *, Brookhaven National Labory, 1. Juli 1958.
(BNL 325, 2. Auflage).

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D.J. Hughes, B.A. Magurno, & M.K. Brüssel, "Neutron Cross Sections", Associated
Universities Inc., Brookhaven National Laboratory, 1. Januar 1960,
(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 1).

J.R. Stehn, et al., "Neutron Cross Sections, Band I, Z = 1 to 20", Associated Universities Inc., Brookhaven National Laboratory,

Mai 1964,

(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 2).

M.D. Goldberg et. al., "Neutron Cross Sections, Band HA, Z = 21 to 40", Associated
Universities Inc., Brookhaven National Laboratory, Februar 1966,
(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 2).

M.D. Goldberg et al., "Neutron Cross Sections, Band HB, Z = 41 to 60", Associated
Universities Inc., Brookhaven National Laboratory, Mai 1966,
(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 2).

M.D. Goldberg et al., "Neutron Cross Sections, Band HC, Z = 61 to 87", Associated
Universities Inc., Brookhaven National Laboratory, August 1966,
(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 2).

J.R. Stehn et al., "Neutron Cross Sections, Band III, Z = 88 to 98", Associated
Universities Inc., Brookhaven National Laboratory, Februar 1965,
(BNL 325, 2. Auflage, Nachtrag Nr. 2).

In Figur 3 ist eine spezifische Ausführungsform eines erfindungsgemäßen Neutronendetektors dargestellt. Dieser Neutronendetektor umfaßt eine abgedichtete Kammer 30, die zwei im Abstand voneinander angeordnete Elektroden 31 und 32 enthält. Die Kammer 30 wird durch ein Rohr 33 aus rostfreiem Stahl gebildet, das durch Endstopfen 34 und 35 abgedichtet ist. Der Endstopfen 34 weist einen Durchgang für einen elektrischen

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Leiter 36 auf, und der Endstopfen 35 schließt ein Rohr 37 zum Auspumpen ein. Im Falle der Ausführungsform nach Figur 3 dienen die Wandungen der Kammer 30 als Elektrode 31. Die Elektroden 31 und 32 sind mittels keramischer isolierender Abstandshalter 38 und 39, die durch die Endstopfen 34 und 35 gestützt sind, in isolierter Beziehung voneinander gehalten. Bei der Ausführungsform der Figur 3 dient die zentrale Elektrode 32 als Anode und ist elektrisch mit dem Leiter 36 verbunden, der axial durch die Kammer 30 zu irgendeiner geeigneten außerhalb befindliehen Potentialquelle verläuft. Ein ionisierbares Gas, wie Wasserstoff, Argon oder Helium, befindet sich in dem Raum 40 zwischen den Elektroden 31 und 32. Bei bevorzugten Ausführungsformen ist die Anode 32, wie in Figur 3 gezeigt, hohl, und der hohle Raum 41 wird mit dem ionisierbaren Gas gefüllt, um als gaskompensierendes Volumen zu dienen. Ein dünner Film 42 aus einer Mischung aktiven und Brutmaterials wird auf der Oberfläche der Anode 32 angeordnet. In anderen Ausführungsformen der Erfindung kann der innere Durchmesser der Kathode 31 den Film tragen, oder die Kathode sowie die Anode 32 können beide einen Film aus der Mischung aus aktivem und Brutmaterial einschließen. Im vorliegenden Falle besteht die Schicht 42 aus einer Mischung von U-234 und U-235 im Verhältnis von 70:30 bis 90:10, und sie ist auf den äußeren Umfang der Anode 32 aufgebracht. In bevorzugten Ausführungsformen wird eine 80:20-Mischung von U-234 und U-235 angewandt. Das spaltbare Material kann auf jede der

durch

Elektroden 31 oder 32YElektroplattieren, Zerstäuben in einem hohen Vakuum oder in ähnlicher Weise aufgebracht werden. Durch Aussetzen des spaltbaren Materials gegenüber einem Neutronenfluß wird die Kernspaltung des U-235 proportional zur Fluß stärke induziert. Die dabei entstehenden energiereichen Neutronen und Spaltprodukte treten in das ionisierbare Gas benachbart den Elektroden 31 und 32 ein und erzeugen dort Gasionen, und dies gestattet einen proportionalen Stromfluß durch den Detektor.

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Gemäß der vorliegenden Erfindung ist ein Teil des Neutronendetektors aus einem abschirmenden Material zusammengesetzt, das einen Neutroneneinfang-bzw.-wirkungsquerschnitt ähnlich oder im wesentlichen angepaßt dem Neutroneneinfangquerschnitt des U-234 hat. Beispiele solcher abschirmender Materialien sind in der obigen Tabelle aufgeführt. In der Ausführungsform der Figur 3 ist das abschirmende Material in den Detektor in Form einer Hülse 45 eingebracht, die sich über die aktive Länge L des Detektors hinaus erstreckt. In anderen Ausführungsformen der Erfindung können die Wandungen der Kammer und/oder die Elektroden 31 und 32 einfach aus einem der in der Tabelle aufgeführten abschirmenden Materialien hergestellt sein. Von den in der obigen Tabelle aufgeführten abschirmenden Materialien haben Iridium und Hafnium Neutronenwirkungsquerschnitte, die zum Abschirmen der Mischung aus aktivem U-235 und Brutmaterial U-234 am geeignetsten sind. In der bevorzugten Ausführungsform wird von diesen beiden jedoch Hafnium verwendet, da es nur 3 % der Kosten des Iridiums erfordert und sehr viel leichter zu bearbeiten ist.

Detektoren mit einer Hohlanode 32, wie in Figur 3 dargestellt, sind bevorzugt, da die Hohlanode ein gaskompensierendes Volumen bereitstellt, das die Detektorlinearität merklich verbessert. Die Erfindung kann jedoch auch bei solchen Neutronendetektoren angewendet werden, die eine kompakte Anode 50 aufweisen, wie sie in der Ausführungsform der Figur 4 gezeigt ist. Der Detektor 51 der Figur 4 ist mit der Ausnahme der kompakten Anode 50 anstelle der Hohlanode 32 der Ausführungsform der Figur 3 in jeder Hinsicht der Ausführungsform des Detektors der Figur 3 identisch. Es wurden daher zur Bezeichnung der gleichen Komponenten in den Ausführungsformen der Figuren 3 und 4 die gleichen Bezugszahlen verwendet.

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Leerse ite

Claims

4565-21INX-OMO51 General Electric Company Patentansprüche

1. Neutronendetektor mit einer abgedichteten Kammer und zwei im Abstand voneinander darin angeordneten Elektroden,

einem in dem Raum zwischen den Elektroden vorhandenen ionisierbaren Gas,
dadurch gekennzeichnet,

daß ein Teil des Detektors von einer Mischung eines aktiven und eines Brütermaterials gebildet ist und ein anderer Teil des Detektors von einem abschirmenden Material gebildet ist, das man so angeordnet hat, daß der Neutronenfluß, dem das aktive und das Brütermaterial ausgesetzt sind, verringert wird, wobei das Brüter-und das abschirmende Material im wesentlichen angepaßte Neutroneneinfangquerschnittskurven aufweisen, wodurch ihre Wirkungen auf die Lebensdauer des Detektors wechselseitig gefördert sind.

2. Neutronendetektor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,

daß das abschirmende Material einen großen Neutroneneinfangquer schnitt für thermische Neutronen und einen Neutroneneinfangquerschnitt-Resonanzpeak nahe dem Neutroneneinfangquerschnittr-Hesonanzpeak des Brütermaterials für energiearme Neutronen hat.

3. Neutronendetektor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,

daß das aktive Material U-235 und das Brütermaterial U-234 ist.

4. Neutronendetektor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet,

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daß die Mischung aus einem aktiven und einem Brütermaterial aus U-234 und U-235 in einem Verhältnis im Bereich von 70 : 30 bis 90 : 10 zusammengesetzt ist.

5. Neutronendetektor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet,

daß die Mischung aus aktivem und Brütermaterial aus einer 80 : 20 Mischung von U-234 und U-235 zusammengesetzt ist.

6. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 3 bis 5, dadurch gekennzeichnet,

daß das abschirmende Material einen großen Neutroneneinfangquer schnitt bei 0,0253 eV und einen Resonanzpeak bei 5_f19 eV hat.

7. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet,

daß das abschirmende Material Iridium, Dysprosium, Erbium, Thulium, Hafnium, Bor, Silber, Gold, Lutetium, Uran-234 oder eine Mischung zweier oder mehrerer der vorgenannten Materialien ist.

8. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet,

daß das abschirmende Material Hafnium ist.

9. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet,

daß die Kammer aus abschirmendem Material besteht.

10. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet,

daß die Kammer weiter eine aktive Länge und eine Hülse

aus abschirmendem Material einschließt, die sich über

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die aktive Länge der Kammer hinaus erstreckt.

11. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß eine der Elektroden aus einem abschirmenden Material hergestellt ist.

12. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß beide Elektroden aus einem abschirmenden Material hergestellt sind.

13. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß eine der Elektroden eine Schicht aus der genannten Mischung aus einem aktiven Material und einem Brütermaterial einschließt.

14. Neutronendetektor nach den Ansprüchen 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß jede der Elektroden eine Schicht aus der genannten Mischung aus einem aktiven Material und einem Brütermaterial einschließt.

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