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7 Charakteristische Eigenschaften der Kernspaltung a)Spaltung asymmetrisch Vielzahl hochangeregter Tochterkerne Beispiele: 1000 verschiedene -instabile Kerne nach Spaltung langlebige -Strahler zusammen mit 239 Pu heißen radioaktiver Müll b)Neutronenüberschuss in Töchtern: viele -instabile Tochterkerne (oft langlebig)

8 c)Bruchstücke hochangeregt & Neutronenüberschuss prompte ( t < s ) Neutronen-Emission Beispiele: n-Energiespektrum Abdampfen von bewegter Quelle Z 90: Neutronen-Vermehrung Kettenreaktion möglich

9 d)Verzögerte Neutronen ( t 0,2 s 60 s ) ca. 1% der Neutronen sind verzögert -Zerfall t ½ Verzögerung e)Energiebilanz der -Spaltung Y Klein 100 MeV (Spaltkerne) 8 MeV Y Groß 70 MeV (Spaltkerne) 7 MeV n n 5 MeVNeutrinos ( e )12 MeV (prompt) 7 MeV gesamt: 210 MeV

10 f)Ternäre Spaltung in ca. 1% der Fälle: große Strahlenbelastung durch Tritium symmetrisch g)Spaltquerschnitte: Reaktor funktioniert f tot U: f tot 1 für E n 0 ( thermische Neutronen ) f tot 0 für E n 1 MeV ( Spalt-Neutronen ) Thermalisierung der Neutronen durch Vielfachstreuung in einem Moderator ist notwendig

11 5.2. Kernreaktoren Neutronen in Materie Abbremsung der Neutronen durch elastische Kernstöße: keine Anregung, kein Einfang, keine Spaltung Kinematik der Reaktion Beispiele: Dynamik der Reaktion: Dominant s-Wellen-Streuung des n C.M.S. im kinematisch erlaubten Bereich

12 Mittlerer Energieverlust der Neutronen pro Stoß: Beispiel: Wasser ( H 2 O ) als Moderator Streuung an Protonen, A 1 Grobabschätzung der Zahl k der Stöße bis zur Thermalisierung:

13 Zahl k der Stöße bis zur Thermalisierung für realistisches E n -Spektrum: ModeratorH 2 OD 2 O 12 C 4 HeU k Große Dichte Bremszeiten kürzer als bei 4 He Absorptionsprozesse: z.B. n p d in H 2 O allgemeine Forderung: abs el Moderator el / cm abs / cm abs el H 2 O 0,43 51,8 100 D 2 O 2, C 2, U bei

14 Kriterien zur Wahl des Moderators: abs groß geringe Neutronenverluste el klein kompakter Reaktor möglich Moderator gleichzeitig als Kühlmittel geeignet ? Sicherheit, Kosten, Beispiele: H 2 O:Moderator Kühlmittel Druckwasserreaktor ( DWR ), Siedewasserreaktor ( SWR ) 12 C:Kühlmittel 4 He Hochtemperaturreaktor ( HTR ) D 2 O:Moderator Kühlmittel Natururanreaktor

15 Weitere Neutronenverluste: 238 U-Absorption Reaktorgifte, z.B. das Spaltprodukt 135 Xe: f ( 235 U ) 500 b abs b Steuermaterialien ( Cd, B ) kontrollierte Neutronen-Absorption Reaktorbrennstoff: tot ( 235 U ) f ( 235 U )

16 Neutronenbilanz und Vierfaktorformel Ziel: Stabiler Reaktorbetrieb mit thermischen Neutronen Methode: Verfolgung einer Neutronengeneration Monte Carlo Simulation Definition: (i) Teilchenzahldichte des Materials i Ausgangspunkt: ein thermisches Neutron a) Regenerationsfaktor: mittlere Spaltneutronen ( alle schnell ) durch Absorption eines thermischen Neutrons im Spaltisotop b) Schnellspaltfaktor: ( schnelle ) Neutronen werden pro Einfang eines thermischen Neutrons insgesamt erzeugt gesamtes n-Spektrum thermische n

17 c) Verlust ( im endlichen Reaktor ): 1 P S ( 1 P S ) der erzeugten schnellen n verlassen den Reaktor P S schnelle Neutronen verbleiben im Reaktor pro Einfang eines thermischen Neutrons d) Resonanzentkommfaktor: Wahrscheinlichkeit für Abbremsung ohne Absorption im Resonanzgebiet Verlust: ( 1 P R ) der Neutronen verlassen den Reaktor beim Abbremsen p P S P R abgebremste ( thermische ) Neutronen verbleiben im Reaktor Bild 1

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19 e) Nutzungsfaktor: Verlust: ( 1 P th ) der thermischen Neutronen verlassen den Reaktor vor der Absorption p f P S P R P th thermische Neutronen werden vom Spaltisotop eingefangen absorbiert im Spaltisotop insgesamt absorbiert zurück nach e) a)

20 Effektiver Nutzungsfaktor: Unendlicher Reaktor: Vierfaktorformel Stationärer Betrieb k eff 1 Beispiel: Reaktor mit Natururan, 12 C-Moderator, He-Kühlung 1,33 1,02 p 0,89 f 0,88 k 1,06 sehr wenig Spielraum für weitere Verluste ! Erhöhung von k : Anreicherung von 235 U Natur: 0,7 % Kernreaktor: 2,3 % 3 % Atombombe: 90 %

21 Reaktordynamik Einfaches Modell mit prompten und verzögerten Neutronen: k k eff Reaktivität Lebensdauer einer n-Generation ( typisch s ) Zerfallskonstante für Erzeugung verzögerter Neutronen ( typisch ln2 / 12 s ) c Teilchendichte der verzögerten Neutronen Bruchteil der verzögert produzierten Neutronen ( ) n(t) Teilchendichte der Neutronen zur Zeit t Direkte Komponente: Zusammenspiel n c: t t nc n n n n c c ( 1 )

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