IEC 61468:2000/AMD1:2003

NORME CEI
INTERNATIONALE IEC
INTERNATIONAL
STANDARD
AMENDEMENT 1
AMENDMENT 1
2003-06
Amendement 1
Centrales nucléaires de puissance –
Instrumentation en-coeur –
Caractéristiques et méthodes
d'essais des collectrons
Amendment 1
Nuclear power plants –
In-core instrumentation –
Characteristics and test methods
of self-powered neutron detectors
 IEC 2003 Droits de reproduction réservés  Copyright - all rights reserved
International Electrotechnical Commission, 3, rue de Varembé, PO Box 131, CH-1211 Geneva 20, Switzerland
Telephone: +41 22 919 02 11 Telefax: +41 22 919 03 00 E-mail: inmail@iec.ch  Web: www.iec.ch
CODE PRIX
N
Commission Electrotechnique Internationale
PRICE CODE
International Electrotechnical Commission
Международная Электротехническая Комиссия
Pour prix, voir catalogue en vigueur
For price, see current catalogue

– 2 – 61468 Amend.1  CEI:2003
AVANT-PROPOS
Le présent amendement a été établi par le sous-comité 45A: Instrumentation des réacteurs,
du comité d'études 45 de la CEI: Instrumentation nucléaire.
Le texte de cet amendement est issu des documents suivants:
FDIS Rapport de vote
45A/485/FDIS 45A/489/RVD
Le rapport de vote indiqué dans le tableau ci-dessus donne toute information sur le vote ayant
abouti à l'approbation de cet amendement.
Le comité a décidé que le contenu de la publication de base et de ses amendements ne sera
pas modifié avant 2004. A cette date, la publication sera
• reconduite;
• supprimée;
• remplacée par une édition révisée, ou
• amendée.
_____________
Page 2
SOMMAIRE
Ajouter, à la page 4, le titre de l’Annexe B comme suit:
Etat de l’art relatif aux collectrons dans les réacteurs de conception russe (VVER et RBMK)
Page 56
Ajouter, après l’Annexe A, le texte de l’Annexe B comme suit:
Annexe B
(informative)
Etat de l’art relatif aux collectrons dans les réacteurs de conception russe
(VVER et RBMK)
B.1 Champs d’application
La présente annexe s’inspire du développement, de la fabrication et de l’utilisation des
collectrons dans les réacteurs électronucléaires russes. Le collectron est étudié en tant que
dispositif électrotechnique de mesure et de surveillance. Les exigences concernant les
caractéristiques électriques des collectrons s'entendent pour un schéma de circuit type. Cette
approche justifie l’utilisation des collectrons aux températures élevées qui caractérisent
l’environnement en-coeur d’un réacteur de puissance.

61468 Amend. 1  IEC:2003 – 3 –
FOREWORD
This amendment has been prepared by subcommittee 45A: Reactor instrumentation, of IEC
technical committee 45: Nuclear instrumentation.
The text of this amendment is based on the following documents:
FDIS Report on voting
45A/485/FDIS 45A/489/RVD
Full information on the voting for the approval of this amendment can be found in the report
on voting indicated in the above table.
The committee has decided that the contents of the base publication and its amendments will
remain unchanged until 2004. At this date the publication will be
• reconfirmed;
• withdrawn;
• replaced by a revised edition, or
• amended.
_____________
Page 3
CONTENTS
Add, on page 5, the title of Annex B as follows :
State of the art of SPNDs on Russian designed reactors (VVER and RBMK)
Page 57
Add, after Annex A, the text of Annex B as follows :
Annex B
(informative)
State of the art of SPNDs on Russian designed reactors
(VVER and RBMK)
B.1 Scope
This annex is based on the development, manufacture and use of SPNDs in Russian power
reactors. The SPND is examined as an electrotechnical device intended for measurement and
monitoring purposes. Requirements of electrical characteristics are given on the basis of a
typical SPND circuit diagram. This approach substantiates the use of SPNDs at high
temperatures typical of the in-core environment in power reactors.

– 4 – 61468 Amend.1  CEI:2003
Une équation décrivant le courant du collectron a été mise au point afin de déterminer le flux
neutronique dans les collectrons à activation, sans retard au niveau du temps de réponse.
L’utilisation de collectrons rhodium pour les mesures ou pour le contrôle automatique et la
protection permet une simplification importante du système de mesure, tout en améliorant sa
précision.
La partie traitant des caractéristiques du collectron a été enrichie. Lors du calcul de
l'épuisement, il est possible de montrer que la prise en compte de la dépression du flux
neutronique dans l’émetteur permet de réduire l'épuisement d’un facteur de 1,5 à 2. Un critère
représentant la valeur maximale d’erreur de mesure admissible a été incorporé au calcul de
durée de vie.
Figure également une partie traitant des “erreurs de mesure”. Le collectron étant un appareil
de mesure et de surveillance, il est souhaitable de réduire les erreurs de mesure au minimum.
Cette annexe comporte un ensemble de recommandations concernant la conception, les
essais, l’étalonnage et l’application, ceci afin de permettre à l’utilisateur d’optimiser les
caractéristiques métrologiques et opérationnelles du collectron. Des plans d'ensembles
collectron utilisés en Russie sont fournis pour des réacteurs de type VVER et RBMK.
B.2 Mécanismes de génération de signaux des détecteurs de collectron
R
s
i
le i
r l
R
C
l
i i
0 cl
IEC  1697/03
r   résistance d’isolement du collectron
R résistance série de l’âme du collectron et du câble de transmission du signal vers l’appareil de mesure
s
R résistance de charge (appareil de mesure)
l
С capacité totale du collectron et du câble de transmission du signal vers l’appareil de mesure
i courant primaire de l'émetteur
i courant de charge (appareil de mesure)
l
i courant du câble de transmission du signal collectron
cl
i courant de fuite
le
Figure B.1 – Représentation du circuit typique d’un détecteur collectron
Le signal utile du collectron, dont le schéma de principe est représenté par la Figure B.1, est
obtenu par l'application de l’équation suivante:
i =()i + i × r(r + R + R)
l 0 cl s l
61468 Amend. 1  IEC:2003 – 5 –
An equation of SPND current has been developed to demonstrate neutron flux monitoring for
activation type SPNDs without a delay in response time. The use of activation type rhodium
SPNDs either for measurement or for automatic control and protection can substantially
simplify the measurement system and provide improved accuracy.
The section of SPND characteristics is complemented. During determination of burn-up, it can
be shown that taking into account the depression of neutron flux in the emitter reduces the
burn-up by factors of 1,5 to 2. The criterion of maximum permissible value of measurement
error is introduced during determination of service life.
A section covering "measurement errors" is also presented as SPND detectors are used for
measurement and monitoring so that the minimization of measurement error is desirable.
Recommendations on design, tests, calibration and application are provided for the user to
optimize the metrological and operational SPND characteristics. Designs of assemblies being
used in Russia are shown for both VVER and RBMK type power reactors.
B.2 Mechanisms of signal generation by SPND detectors
R
s
i
i
le
l
r
R
C l
i i
0 cl
IEC  1697/03
r  SPND insulation resistance
R in-series resistance of SPND lead wires and signal wire from SPND to measuring device
s
R load resistance (measuring device)
l
С  total capacity of SPND detector and signal wire to measuring device
i emitter’s primary current
i  load current (measuring device)
l
i current of SPND signal wire
cl
i leak current
le
Figure B.1 – Circuit representation of a typical SPND detector
The useful signal of the SPND which diagram principle is presented in Figure B.1 is obtained
using the following equation
i = (i + i ) × r / (r + R + R )
l 0 cl s l
– 6 – 61468 Amend.1  CEI:2003
Il existe différents types de collectrons:
a) Les collectrons de type Compton
Ces collectrons exploitent la présence des électrons Compton et des photoélectrons créés
lors de l’interaction du quantum gamma de la capture radioactive avec les matériaux de
l’émetteur. Si l’on considère le processus de génération du courant, les collectrons
Compton n'entraînent pas de retard du temps de réponse par rapport à la densité du flux
neutronique.
b) Les collectrons à activation
Le processus de génération du courant dans les collectrons à activation est défini par la
capture radioactive avec formation puis désintégration d’un nucléide bêta. Le courant ainsi
généré est l’une des composantes d’activation du courant produit par un collectron à
activation (i ).
act
Les électrons Compton et les photoélectrons créent dans les collectrons à activation la
composante Compton (instantanée) du courant (i ). Typiquement, cette composante
nγ
correspond à environ 5 % à 10 % du courant bêta. L’équation définissant le courant induit
(i )créé par les neutrons dans le détecteur du collectron à rhodium est la suivante:
n
η()λ + λ η 2
 
λ + λ η
di d i
1 nγ 1 2 dϕ nγ d ϕ
1 2 n n 1а
 
i + × + × = η ϕ + + + ×
n n
2 2
λ × λ dt λ × λ λ × λ λ dt λ × λ
 
1 2 1 2 dt 1 2 2 1 2 dt
 
où
–2. –1
ϕ est la densité du flux neutronique à l’emplacement du détecteur (m s );
. 2.
η est la sensibilité aux neutrons du détecteur (A m s);
n
. 2.
η est la composante instantanée de la sensibilité aux neutrons (A m s);
nγ
η est la composante d’activation de la sensibilité aux neutrons déterminée par la
1а
. 2.
génération directe de Rh (A m s);
104 –1
λ est la constante de désintégration du nucléide Rh (s );
104 m –1
λ est la constante de désintégration du nucléide Rh (s );
λ = 0,693/T ;
1/2
T est la période ou la demi-vie du nucléide;
1/2
t est le temps.
Les équations mises au point pour les collectrons à rhodium permettent de déterminer la
densité du flux neutronique quasiment sans retard du temps de réponse. Dans les faits, on
utilise à la fois des méthodes de résolution analogiques et numériques.
B.3 Principales caractéristiques du collectron
Les principales caractéristiques du collectron sont les suivantes.
a) Réponse neutronique du collectron
Elle peut être exprimée par l'équation suivante:

η e × f × N × σ
=
où
e est la charge de l’électron;
f est un coefficient permettant d’intégrer la perturbation du flux neutronique par le
détecteur, l’absorption des β, les électrons Compton et les photoélectrons dans
les matériaux de l’émetteur et de l’isolant, l’absorption des γ provoqués par la
capture radioactive dans les matériaux de l’émetteur et de l’isolant; cette valeur
correspond à une fraction des neutrons contribuant au courant du collectron
résultant de l’interaction avec le matériau de l’émetteur;

61468 Amend. 1  IEC:2003 – 7 –
The types of SPNDs are:
a) Compton-type SPNDs
These detectors make use of Compton and photo-electrons born during interaction of
gamma-quanta of radiation capture with emitter’s material. The current of Compton-type
SPND detectors has no delay in response time in respect to the neutron flux density, if we
consider the basic current generation process.
b) Activation-type SPNDs
The basic current generation process in activation-type SPNDs is defined by radiation
capture with formation and subsequent disintegration of a beta-nuclide. The current that is
generated due to this process is an activation component of the activation-type SPND
current (i ).
act
Compton and photo-electrons create in activation SPNDs the Compton (prompt)
component of the activation SPND current (i ). Usually it represents about 5 % to 10 % of
nγ
the beta-particles current. The equation of Rh-SPND detector’s neutron induced current
(i ) is as follows:
n
 η()λ + λ  η 2
λ + λ di d i η
1 nγ 1 2 dϕ nγ d ϕ
1 2 n n 1а
 
i + × + × = η ϕ + + + ×
n n
2 2
λ × λ dt λ × λ  λ × λ λ  dt λ × λ
1 2 1 2 dt 1 2 2 1 2 dt
 
where
–2. –1
ϕ is the neutron flux density in the detector’s location place (m s );
. 2.
η is the detector’s neutron sensitivity (A m s);
n
. 2.
η is the prompt component of neutron sensitivity (A m s);
nγ
η is the activation component of neutron sensitivity determined by Rh direct
1а 104
. 2.
generation (A m s);
104 –1
λ is the Rh nuclide disintegration constant (s );
104 m –1)
λ is the Rh nuclide disintegration constant (s ;
λ = 0,693/T ;
1/2
T is the nuclide’s half-life;
1/2
t is the time
Equations developed for Rh-SPND make possible determination of neutron flux density
virtually without delay in response time. In practice, both analog and digital methods of
solving the equations are used.
B.3 SPND main characteristics
The main SPND characteristics are the following.
a) SPND neutron response
It can be represented by the following equation:
η e × f × N × σ
=
where
е is the electron charge;
f is a coefficient which takes into account perturbation of the neutron flux by the
detector, absorption of β-particles, Compton and photoelectrons in emitter’s and
insulator’s material, absorption of γ which is the quanta of radiation captured in the
emitter’s and insulator’s material; it is equal to a fraction of the neutrons contributing to
the SPND current as a result of interaction with the emitter’s material;

– 8 – 61468 Amend.1  CEI:2003
N est le nombre d’atomes de l’élément sensible aux neutrons par unité de volume
de l’émetteur;
σ est la section de capture radioactive.
b) Modification de la réponse du collectron (épuisement)
On peut exprimer le taux de réduction du nombre de noyaux de l’émetteur à la suite d’une
réaction nucléaire de la manière suivante:

dN/dt = f × N × σ × φ
n
où f est le coefficient traduisant la perturbation du flux neutronique par le détecteur.
n
La variation de réponse est fonction de la charge électrique (q) générée par le collectron:

dη/dq = f ×σ. Il est pratique d’utiliser le taux de variation de la réponse comme valeur
n
initiale de la réponse: В = dη / (η dq).
c) La reproductibilité de la réponse initiale (δ )
Elle correspond à l'écart de la réponse (∆η ) par rapport à la valeur nominale sur la valeur
nominale de réponse:
δ = ∆η / η
0 0 0
d) Réponse-gamma (η )
γ
C’est le courant généré par le collectron dans un champ gamma à un débit de dose
unitaire:
η i / P
=
γ γ
où P est le débit de dose.
e) Courant du câble de transmission
C’est le courant généré suite à l’interaction du rayonnement ionisant du réacteur avec le
câble de transmission. Les courants produits dans le câble comprennent les composantes
liées aux neutrons, aux électrons et rayonnements gamma.
f) Retard du temps de réponse
Des techniques de mesure ont été mises au point avec des collectrons à activation afin de
mesurer la densité du flux neutronique sans retard du temps de réponse.
g) Résistance d’isolement
• Il n’existe aucun lien direct entre la résistance d’isolement du collectron dans des
conditions climatiques normales (20 °С) et dans les conditions d’exploitation. Il
convient que la valeur de la résistance d’isolement soit fournie par le fabricant, et sa
vérification sert de preuve que le collectron a passé avec succès toutes les étapes du
procédé de fabrication. Il convient que la valeur recommandée à 20 °С (y compris
dans les assemblages ) ne soit pas inférieure à 10 Ω.
• La résistance d’isolement du collectron dans les conditions d’exploitation est
déterminée en fonction de la valeur admissible du courant de fuite, par l’équation:

i = i × (R + R ) / r
le l s l
Il convient que la résistance d’isolement recommandée ne soit pas être inférieure à 10 Ω,
soit i /i ≤ 0,1 %. La valeur limite est susceptible de changer en cas d’une modification de
le l
la valeur admissible du courant de fuite.
h) Durée de vie du collectron
Elle est déterminée essentiellement par deux facteurs prépondérants:
• la dégradation des composants du collectron;
• une augmentation de l'erreur de mesure au-delà de la marge d’erreur admissible.
Il convient que l’erreur fractionnée maximale recommandée (voir Article B.4) soit
inférieure à δi = ±6 % (l’erreur quadratique moyenne la plus importante, σ = ±2 %).
n
61468 Amend. 1  IEC:2003 – 9 –
N is the number of atoms of neutron sensitive element in a unit of emitter’s volume,
σ is the radiation capture cross-section.
b) Change of SPND response (burn-up)
The rate of reduction of a number of emitter’s nuclei as a result of nuclear reaction can be
shown as
dN/dt = f × N × σ × φ
n
where f is the coefficient which takes into account perturbation of the neutron flux by the
n
detector.
The variation of response is a function of the electrical charge (q) produced by the SPND:

dη/dq = f × σ. It is convenient to use the rate of response variation referred to as the
n
original response value В = dη/(η dq).
c) Reproducibility of initial response (δ )
This is the deviation of response (∆η ) from the nominal value referred to the nominal
value of response :
δ = ∆η / η
0 0 0
d) Gamma-response (η )
γ
This is the current generated by the SPND in the gamma field at unit dose rate
η i / P
=
γ γ
where P is the dose rate.
e) Current of the signal wire
This is the current generated as a result of the interaction of reactor ionizing radiation with
the SPND signal wire. Signal wire currents include neutron, electron and gamma
constituents.
f) Delay in response time
Measurement techniques have been developed using activation type SPNDs that ensure
measurement of neutron flux density without a delay in response time.
g) Insulation resistance
• There is no unequivocal link between SPND insulation resistance in normal climatic
conditions (20 °С) and in operating conditions. The value of insulation resistance
should be given by the manufacturer, and its fulfillment serves as an evidence that the
detector has successfully passed all process procedures during manufacture. The
recommended value at 20 °С (including that within assemblies) should be no less
10 Ω.
• SPND insulation resistance in operation conditions is determined on the basis of the
admissible value of leakage current in equation

i = i × (R + R ) / r
le l s l
The recommended insulation resistance should be no less than 10 Ω, which means i /i ≤
le l
0,1 %. The limit value can be changed in case of change of the permissible value of
leakage current.
h) SPND service life
It is determined mainly by two factors:
• degradation of SPND components;
• increase of the measurement error above the permissible level. The recommended
maximum fractional error (see Clause B.4) should be below δi = ±6 % (RMS, the
n
highest probable error, σ = ±2 %).

– 10 – 61468 Amend.1  CEI:2003
B.4 Erreurs de mesure
L’erreur maximale partielle relative à la détermination du courant induit par le flux neutronique
(δi ) dans le collectron est la suivante:
n
δi = δ + δη + δi + δi + δ + δ
n 0 t γ cl le d
où
δ est l’erreur de l’instrument de mesure;
d
δ est l’erreur déterminée par la dispersion de la réponse initiale du collectron.
Il convient que la technologie spécifique employée pour la fabrication et la conception du
collectron garantisse la reproductibilité de la réponse initiale aux limites de précision
prédéterminées pour l’application concernée. Dans les cas où les procédés de fabrication ne
permettent pas de garantir la reproductibilité de la réponse initiale, il peut s’avérer nécessaire
de fournir une mesure d’étalonnage pour un lot de fabrication de collectrons. Il est
recommandé de trier les détecteurs, en retenant uniquement ceux qui sont conformes aux
exigences de la spécification technique applicable, selon les résultats de l’étalonnage du lot
de fabrication de détecteurs, tout en tenant compte de la déviation autorisée de la réponse
par rapport à la valeur standard choisie. La variation maximale recommandée de la réponse
pour les détecteurs d’un lot donné est de: δ = ±1 % (σ = ±0,33 %).
Il existe plusieurs erreurs de mesure:
a) Erreur de détermination de la réponse réelle du collectron (δη )
t
Elle est déterminée par la précision des corrections intégrées relatives à l'épuisement ou
aux erreurs de calibration du collectron en cours d’exploitation.
L’erreur de détermination de la réponse réelle du collectron (δη ) est déterminée comme
t
suit:
()δ + δ × B × Q
B Q
δη =
t
100 − B × Q
où
t
Q = ∫ i d t est la somme des charges électriques générées par le collectron;
n
B est la variation de réponse suite à l'épuisement par rapport à une charge
électrique unitaire générée par un collectron lors de l’interaction des neutrons
avec le matériau de l’émetteur;
δ et δ sont les erreurs partielles liées à la détermination de В et Q.
В Q
La valeur maximale recommandée est de δη = ±1 % par année de fonctionnement du
t
collectron (σ = ±0,33 %).
La valeur de δ a tendance à augmenter en même temps que l’accroissement de l’erreur
Q
de définition du courant induit par les neutrons du collectron. La valeur de δ dépend de la
В
reproductibilité des paramètres déterminant la dispersion des caractéristiques de la
réponse initiale (diamètre et longueur de l’émetteur, épaisseur et densité de l’isolant).
Lorsque la technologie de fabrication utilisée ne garantit pas la reproductibilité des
dimensions géométriques du collectron, l'étalonnage neutronique post-fabrication permet
de déterminer la réponse neutronique initiale d’un lot de collectrons.
Lorsque des méthodes de calibration du collectron en service sont appliquées, la valeur
maximale recommandée est la suivante: δη = ±6 % (σ = ±2 %).
t
61468 Amend. 1  IEC:2003 – 11 –
B.4 Measurement errors
Maximum fractional error of determining neutron induced current (δi ) by SPND is as follows:
n
δi = δ + δη + δi + δi + δ + δ
n 0 t γ cl le d
where
δ is the error of measuring instrument;
d
δ is the error determined by scattering of SPND initial response.
The specific SPND design and fabrication technology should ensure reproducibility of the
initial response within preset accuracy limits set for the particular application. In cases where
it is not possible to ensure the reproducibility of the response required due to the
manufacturing process, it may be necessary to provide a calibration measurement of a
production lot of SPNDs. Based on the results of the calibration of the production lot of
SPNDs, a selection process should be carried out for detectors which correspond to the
requirements of the applicable technical specification with respect to the allowed deviation of
response from the value accepted as a standard. The recommended maximum variation of
response for detectors in a specific lot is δ = ±1 % (σ = ±0,33 %).
Different types of errors can occur:
a) Error for determination of SPND actual response (δη )
t
It is determined by the accuracy of entering corrections on the burn-up or error of the
SPND in-service calibration.
Error of determination of SPND actual response (δη ) is determined as follows:
t
()δ + δ × B × Q
B Q
δη =
t
100 − B × Q
where
t
Q = ∫ i d t is the sum of the electrical charges generated by an SPND;
n
B is the change of response due to burn-up in respect to a unit of electrical
charge generated by an SPND due to interaction of the emitter’s material with
neutrons;
δ and δ are the fractional errors of determining В and Q.
В Q
The recommended maximum value is δη = ±1 % per year of SPND operation
t
(σ = ±0,33 %).
The value of δ tends to grow with the increase of error of definition of SPND current
Q
induced by neutrons. The value of δ depends on the reproducibility of the SPND
В
parameters determining the scattering of the initial response characteristics (emitter’s
diameter and length, thickness and density of insulation). When manufacturing technology
is used which does not ensure reproducibility of SPND geometrical dimensions, neutron
calibration may be used following fabrication to determine the initial neutron response of a
lot of SPNDs.
When in-service methods of SPND calibration are used, the following is the recommended
maximum value: δη = ±6 % (σ = ±2 %).
t
– 12 – 61468 Amend.1  CEI:2003
b) Erreur déterminée par la composante gamma du courant du collectron (δi )
γ
Elle dépend du rapport des valeurs des réponses neutron et gamma des détecteurs de
collectron. Lorsque le détecteur est en service, il est pratiquement impossible de mesurer
la contribution du courant induit par le rayonnement gamma au courant total du collectron.
Quand le réacteur fonctionne en régime stable, le courant généré dû aux gamma est
proportionnel au courant du collectron déterminé par sa réponse neutronique.
c) L’erreur partielle due aux courants de fuite (δ )
le
Le courant de fuite des collectrons s'exprime par l’équation suivante
i = (i + i ) [1 – r / (r + R + R )]
le 0 cl S l
et peut être pris en compte en intégrant la correction correspondante.
d) L’erreur partielle due au câble de transmission du signal (δi )
cl
La correction du courant induit dans le câble est effectuée en définissant le courant du
signal de transmission soit en utilisant un détecteur de bruit de fond spécial, soit en
intégrant une âme supplémentaire lors de la conception du collectron.
L’erreur de mesure prise en compte pour corriger le courant induit dans le câble est égale à:
δi = i (δi + δi) / (i – i )
cl cl cl cl
Dans le cas d’un câble à base de fils torsadés, l’erreur est déterminée uniquement à partir
du matériau isolant du câble et de la reproductibilité des diamètres de l’âme et du fil de
compensation.
En cas d'utilisation d’un détecteur de bruit de fond, les éléments pris en compte
comprennent le matériau isolant l’âme du câble, la reproductibilité des diamètres de l’âme
signal et du fil de compensation, les gradients de densité de flux neutronique, les gamma
et les électrons aux emplacements de l'âme et du fil de compensation, ainsi que l’erreur
de conversion résultant des longueurs différentes des âmes et fils de compensation.
B.5 Applications recommandées pour collectrons
Les collectrons peuvent être utilisés pour effectuer les types de contrôle suivants:
– cartographie de la densité du flux neutronique (densité de puissance) selon les dimen-
sions axiale et radiale du coeur du réacteur;
– contrôle automatique de la puissance du réacteur et de sa distribution dans le volume du
cœur;
– protection automatique du réacteur par mesure de la puissance globale et de la puissance
locale;
– applications concernant le bruit neutronique.
B.6 Recommandations relatives à la conception des collectrons
Il est recommandé d'intégrer les principes suivants lors de la conception d'un collectron:
– assurer une fiabilité maximale et une durée de vie satisfaisante;
– réduire au minimum les erreurs de mesure;
– réduire au minimum les interventions nécessaires pour la maintenance des détecteurs par
l’exploitant (à l’exception de la calibration en service);
– contrôler la manutention en toute sécurité par le personnel lors du transport et du
fonctionnement du collectron (minimisation de la radioactivité induite des collectrons).

61468 Amend. 1  IEC:2003 – 13 –
b) Error determined by gamma-component of SPND current (δi )
γ
It depends on the ratio of the neutron and gamma response values of SPND detectors.
During operation of the detector, it is all but impossible to measure the contribution of the
current induced by gamma radiation in the SPND current. In the steady-state mode of
reactor operation, the current generated due to gamma-quanta is proportionate to the
SPND current determined by its neutron response.
c) Fractional error determined by leakage currents (δ )
le
The leakage current of SPND detectors is determined by the following equation
i = (i + i )[1 – r / (r + R + R )]
le 0 cl S l
and can be accounted for by entering the respective correction.
d) Fractional error determined by signal wire current (δi )
cl
The correction on the current of the signal wire is entered by defining the current of the
signal wire with the help of either a special background detector or by using background
wires incorporated in the design of SPND detectors.
The measurement error in case of corrective action on signal wire current will be
δi = i (δi + δi) / (i – i )
cl cl cl cl
For a case of using signal cable with twisted wires the error is determined only by
insulation material of the signal wire and reproducibility of diameters of background and
signal wires.
For the case of using a background detector it depends on the signal wire insulation
material, reproducibility of diameters of background and signal wires, gradients of neutron
flux density, gamma-quanta and electrons in places of location of background and signal
wires and the conversion error which is determined by different lengths of background
SPND and signal wire.
B.5 Recommended applications for SPNDs
SPNDs may be applied to perform the following types of monitoring:
– neutron flux density (power density) along the reactor core height and radius;
– automatic control of reactor power and their distribution along the core volume;
– automatic general and local reactor power protection;
– neutron noise applications.
B.6 Recommendations for designing SPNDs
SPND designs should ensure:
–
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