Bindungsenergie pro Nukleon

Transkript

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2 Q 2 = konst

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4 Bindungsenergie pro Nukleon a a 1 Volumen a2 a Oberfläche a3 a Coulomb a4 a Symm a5 a Paar

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6 Qualitativer Energieverlauf bei Variation des Abstandes

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8 1/v 1/ E

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10 Zahl n der Stöße bis zur Thermalisierung für realistisches E n -Spektrum: Moderator H 2 O D 2 O 12 C 4 He U 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 E n 1eV

11 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

12 Daten von verzögerten Neutronen

13 Vierfaktorenformel Reaktor startet mit 100 thermischen Neutronen 235 f 100 werden vom Brennstoff 92 U absorbiert f 0.8 Manipulation von f mit Absorber (B,Cd) f 100 Die Neutronenausbeute je Spaltung beträgt Leichtwasserreaktor: 1.7 spalt d.h. nach Absorption im Brennstoff sowie erfolgter Spaltung sind schnelle Neutronen verfügbar U durch (n,2n) Reaktionen in werden daraus f 100 schnelle Neutronen ( Schnellspaltfaktor: 1.06 < < 1.2 ) spalt abs 2.43 Diese Neutronen werden abgebremst und durchlaufen den Resonanzbereich von 92 U ( 92U( n, ) Resonanzen ) p~ 0.7 Leichtwasserreaktor, p~0.94 TRIGA p f 100 sind nach der Abbremsung als thermische Neutronen vorhanden Bedingung für Kritikalität: 100 = p f = k

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15 neutron flux [ n/ cm 2 /s ] gamma heating [W/g] ILL-Hochflussreaktor 1E15 thermal flux edge of D 2 O reflector 10 1E14 1E13 - heating 1 0,1 1E12 1E11 edge of fuel element distance from reactor axis [ cm ] 0,01 1E-3

16 Strahlrohre im ILL Reaktor Heiße Quelle Thermische Neutronen Kalte Quelle

17 TRIGA-Mainz ( K. Eberhardt, J.V. Kratz, N. Trautmann, N. Wiehl ) Chemie A B Reflekt or Neutronen - Spin - Filter DC-operation: 100 kw UCN Kern Reaktortank D Wass er Thermische Säule C Ultrakalte Neutronen Fuel elements: Zirconium hydride ( Zr / H ~ 1 ) moderator with 8% by weight U Uranium: ( 20% 235 U ) (n,f) T 300 K 580 barn Pulse mode: Control rod ( B ) is shot out of the reactor core n T 600 K (n,f) T 600 K < (n,f) T 300 K Reactor power excursion is limited by the prompt negative temperatur coefficient of the reactivity Pulse : 40 ms ( FWHM ) Pulse peak-power : 250 MW ( n/cm 2 /s ) Repetition rate: 1 Pulse / 5 min

18 Pulse characteristics Steady state mode of operation Pulse mode pulses from 1$ to 2$ possible max. 12 pulses/hour usually 10 min. between pulses

19 37,3 mm 37,3 mm TRIGA Fuel Moderator Elements Abstandshalter Abstandshalter Aluminium Halterung Aluminium Halterung Graphit Graphit Abbrennbarer Abbrennbarer Neutronenabsorber Neutronenabsorber TRIGA Fuel: 91 % Zr 1 % H 8 % U (20% U-235) 355 mm 355 mm 722 mm 722 mm Zirkoniumhydrid Zirkoniumhydrid 8 Gew.% Uran 8 Gew.% Uran (20% U-235) (20% U-235) Atomic Ratio: Zr/H 1/1 Graphit Graphit Protons in U-Zr-Matrix act as Moderator Aluminium Halterung Aluminium Halterung

20 TRIGA Fuel Moderator Elements Prompt negative temperature coefficient Decrease of reactivity: per C = -1,2 x 10-4 k eff /k eff. at T = 100 C = -1.2 x 10-2 k eff /k eff = $ For comparision: 1 per kw increase of the power level

21 10-22 s s

22 Neutronenausbeute und Energiespektrum der Spallationsneutronen Neutronen aus angeregtem Restkern Neutronen der Teilchenkaskade

23 Targetstation: SNS, Oak Ridge, USA, 2006 Moderator Hg-Target

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25 Gesamtansicht der Anlage