5.1.1. Bild 1.

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7 5.1.3. Charakteristische Eigenschaften der Kernspaltung
Spaltung asymmetrisch   Vielzahl hochangeregter Tochterkerne Neutronenüberschuss in Töchtern:  viele -instabile Tochterkerne (oft langlebig) Beispiele:  1000 verschiedene -instabile Kerne nach Spaltung langlebige -Strahler zusammen mit 239Pu heißen radioaktiver Müll

8 n-Energiespektrum  Abdampfen von bewegter Quelle
Bruchstücke hochangeregt & Neutronenüberschuss  prompte ( t < 1016s ) Neutronen-Emission Beispiele: n-Energiespektrum  Abdampfen von bewegter Quelle Z  90: Neutronen-Vermehrung  Kettenreaktion möglich

9 Verzögerte Neutronen ( t  0,2 s  60 s )
 ca. 1% der Neutronen sind verzögert -Zerfall t½  Verzögerung Energiebilanz der Spaltung YKlein 100 MeV  (Spaltkerne) 8 MeV YGroß MeV  (Spaltkerne) 7 MeV nn MeV Neutrinos (e) 12 MeV  (prompt) MeV gesamt: MeV

10 Ternäre Spaltung in ca. 1% der Fälle:
 große Strahlenbelastung durch Tritium  symmetrisch Spaltquerschnitte: Reaktor funktioniert  f  tot  1 235U: f  tot  1 für En  0 ( thermische Neutronen ) f  tot  0 für En  1 MeV ( Spalt-Neutronen ) Thermalisierung der Neutronen durch Vielfachstreuung in einem Moderator ist notwendig

11 5.2. Kernreaktoren 5.2.1. 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 ( H2O ) als Moderator  Streuung an Protonen, A  1 Grobabschätzung der Zahl k der Stöße bis zur Thermalisierung:

13 Große Dichte  Bremszeiten kürzer als bei 4He
Zahl k der Stöße bis zur Thermalisierung für realistisches En-Spektrum: Große Dichte  Bremszeiten kürzer als bei 4He Moderator H2O D2O 12C 4He U k Absorptionsprozesse: z.B. n  p  d   in H2O allgemeine Forderung: abs ≫ el Moderator el / cm abs / cm abs  el H2O 0, , D2O 2, 12C 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: H2O: Moderator  Kühlmittel Druckwasserreaktor ( DWR ), Siedewasserreaktor ( SWR ) 12C: Kühlmittel  4He Hochtemperaturreaktor ( HTR ) D2O: Moderator  Kühlmittel Natururanreaktor

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

16 a) b) 5.2.2. Neutronenbilanz und Vierfaktorformel Regenerationsfaktor:
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) d) Verlust ( im endlichen Reaktor ): 1  PS 
( 1  PS ) der erzeugten schnellen n verlassen den Reaktor PS schnelle Neutronen verbleiben im Reaktor pro Einfang eines thermischen Neutrons d) Resonanzentkommfaktor:  Wahrscheinlichkeit für Abbremsung ohne Absorption im Resonanzgebiet Verlust: ( 1  PR ) der Neutronen verlassen den Reaktor beim Abbremsen pPSPR abgebremste ( thermische ) Neutronen verbleiben im Reaktor  Bild 1

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19 e) e) a) Nutzungsfaktor: zurück nach absorbiert im Spaltisotop
Verlust: ( 1  Pth ) der thermischen Neutronen verlassen den Reaktor vor der Absorption pfPSPRPth thermische Neutronen werden vom Spaltisotop eingefangen absorbiert im Spaltisotop insgesamt absorbiert zurück nach e) a)

20 Effektiver Nutzungsfaktor:
Vierfaktorformel Unendlicher Reaktor: Stationärer Betrieb  keff  1 Beispiel: Reaktor mit Natururan, 12C-Moderator, He-Kühlung   1,   1, p  0, f  0,  k  1,06  sehr wenig Spielraum für weitere Verluste ! Erhöhung von k: Anreicherung von 235U Natur: 0,7 % Kernreaktor: 2,3 %  3 % Atombombe: 90 %

21 5.2.3. Reaktordynamik t   t n c
Einfaches Modell mit prompten und verzögerten Neutronen: k  keff Reaktivität   Lebensdauer einer n-Generation ( typisch 103104 s )   Zerfallskonstante für Erzeugung verzögerter Neutronen ( typisch ln2 /   12 s ) c  Teilchendichte der verzögerten Neutronen   Bruchteil der verzögert produzierten Neutronen (  6103 ) n(t)  Teilchendichte der Neutronen zur Zeit t Direkte Komponente: Zusammenspiel n  c: t   t n c  n n   n   n c   c ( 1    )

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