Simulation der Neutronik und Überprüfung...

Simulation der Neutronik und Überprüfung sicherheitsrelevanter Daten am Siemens

Unterrichtsreaktor SUR 100

Diplomarbeit

im Studiengang

Elektronik

von

Pierre-Alexander Eidam

Betreuer:

Prof. Dr. rer. nat. Sabine Mahling

Dipl. Ing. (FH) Dietrich Lotze

Furtwangen, den 25.02.2005

FACHHOCHSCHULE FURTWANGEN

HOCHSCHULE FÜR TECHNIK UND WIRTSCHAFT

UNIVERSITY OF APPLIED SCIENCES

Eidesstattliche Erklärung

Ich erkläre hiermit an Eides statt, dass ich die vorliegende Diplomarbeit selbständig und ohne unzulässige fremde Hilfe angefertigt habe.

Die verwendeten Literaturquellen sind im Literaturverzeichnis vollständig zitiert.

Furtwangen, den 25.02.2005

Danksagungen

Danken möchte ich allen Personen, die zum Gelingen dieser Diplomarbeit beigetragen haben:


Die selbst bereits Forschungsarbeiten mit Hilfe von MCNP angefertigt hat und die Idee für das Thema der Diplomarbeit hatte. Nicht zuletzt ihres eigenen Inte-resses an der Materie wegen hat Sie mich engagiert betreut und dabei viel Zeit genommen.


Der durch seine jahrelange Erfahrung mit dem SUR 100 und seinem Fachwissen mich bei Detailfragen bestens beraten konnte, und mir Hilfestellung bei der Be-schreibung der Experimente gab.

Csaba Goller

Der im Rahmen eines Semesterprojektes Experimente und Messungen am Reak-tor von Herrn Lotze begleitet durchführte, und mir erlaubte mit den Ergebnissen zu arbeiten.

Dipl. Ing. Karim Jerbi

Der mir noch kurz vor Abgabe wichtige Tipps gegeben und sich für die Korrek-tur des Abstracts bereit erklärt hat.

Ein besonderer Dank gebührt meinen Eltern, die mir jede nur erdenkliche Unterstützung haben zukommen lassen, und meinen Schwestern Caroline und Elisa, die im Moment selbst an ihrer Diplomarbeit schreiben und mit denen ich mich bei Problemen mit der Ausarbeitung austauschen konnte.

Thema der Diplomarbeit:

Simulation der Neutronik und Überprüfung sicherheitsrelevanter Daten am Siemens Unterrichtsreaktor SUR 100

Verfasser:

Pierre-Alexander Eidam

Fachbereich:

Computer & Electrical Engineering (CEE)

Studiengang:

Elektronik

Betreuer:



Semester:

Wintersemester 2004/2005

Abstrakt:

Um das Modell eines Kernreaktors zu optimieren wurde der Monte-Carlo Teilchen-transportcode MCNP verwendet, um den realen Reaktor zu simulieren und sein Verhal-ten nachzuvollziehen. Hierfür wurden der Einfluss verschiedener Modellelemente auf das Kritikalitätsverhalten betrachtet, Reaktorexperimente zur Regelstabkalibrierung und zur Messung des thermischen Neutronenflusses im Modell nachgestellt und Angaben aus der Literatur überprüft. Das Modell des Kernreaktors bildet die Realität gut ab und ist Grundlage für weiterführende Untersuchungen.

Abstract:

In order to optimize the model of a nuclear reactor the Monte-Carlo particle transport code MCNP was used to simulate and mimic the behavior of the real reactor. In particu-lar, the influence of various model elements on the criticality behavior was considered, reactor experiments on the control rod calibration und the thermal neutron flux meas-urement were simulated and literature data was verified. The model investigated shows good correspondence with reality and is an appropriate basis for further investigations.

Keywords:

MCNP, Simulation, Nuclear reactor, Neutron flux, Criticality calculation, SUR 100

Inhalt

1 Einleitung................................................................................................................. 6

2 Simulation und MCNP ............................................................................................ 7

2.1 Simulation eines physikalischen Systems ..................................................... 7 2.1.1 Modell und Simulation ............................................................................. 7 2.1.2 Überprüfung eines Modells ...................................................................... 7

2.2 MCNP .............................................................................................................. 8 2.2.1 Einleitung.................................................................................................. 8 2.2.2 Monte-Carlo Methode............................................................................... 8 2.2.3 Modellgeometrie ....................................................................................... 9 2.2.4 Partikelquellen und „kritische“ Quellen ................................................... 9 2.2.5 Wirkungsquerschnitt und Materialdefinition............................................ 9 2.2.6 Partikeldetektoren ................................................................................... 10 2.2.7 Beurteilung des Rechenergebnisses........................................................ 11

3 Vorstudie zu Teilchendosen an der ICRU-Kugel ................................................. 13

3.1 Dosisbegriff.................................................................................................... 13 3.1.1 Einheiten ................................................................................................. 13 3.1.2 Umgebungsäquivalentdosis .................................................................... 13 3.1.3 Berechnung der γ-Dosisleistung beim Photonentransport...................... 14 3.1.4 Dosiskonversionsfaktoren....................................................................... 14

3.2 Beschreibung der Simulation....................................................................... 16 3.2.1 Geometrie................................................................................................ 16 3.2.2 Quelle...................................................................................................... 17 3.2.3 Rechenverfahren (tallies)........................................................................ 17 3.2.4 Rechendauer............................................................................................ 17 3.2.5 Ergebnisse Neutronen- und Photonentransport ...................................... 18

4 Grundlagen Kernphysik......................................................................................... 20

4.1 Grundlagen.................................................................................................... 20 4.1.1 Aufbau der Materie ................................................................................. 20 4.1.2 Kernbindungsenergie .............................................................................. 21 4.1.3 Kernspaltung........................................................................................... 21 4.1.4 Kettenreaktion......................................................................................... 22 4.1.5 Multiplikationsfaktor und Reaktivität..................................................... 22 4.1.6 Thermische Neutronen und Moderation ................................................. 23 4.1.7 Regelplatten ............................................................................................ 24

4.2 Der Aufbau des Reaktors SUR 100 ............................................................. 24 4.2.1 Beschreibung .......................................................................................... 24

Inhalt 4

4.2.2 Geometrie................................................................................................ 25

5 Reaktormodell SUR 100 ........................................................................................ 26

5.1 Das Modell PFAFF ....................................................................................... 26 5.1.1 Beschreibung und Visualisierung ........................................................... 26

5.2 Das Modell EIDAM ...................................................................................... 28 5.2.1 Einleitung................................................................................................ 28 5.2.2 Unterschiede zum Modell PFAFF .......................................................... 28 5.2.3 Grafischer Vergleich des alten und neuen Modells ................................ 30 5.2.4 Vergleich Original und Modell............................................................... 32

5.3 Verwendete Materialien und Bibliotheken................................................. 33 5.3.1 Cross Section Bibliotheken..................................................................... 33 5.3.2 Nomenklatur der Cross-section-Bibliotheken ........................................ 33 5.3.3 Thermische S(a,ß)-Bibliotheken............................................................. 34

6 Modellüberprüfung................................................................................................ 35

6.1 Simulation des Reaktivitätsverhalten ......................................................... 35 6.1.1 Beschreibung .......................................................................................... 35 6.1.2 Ergebnis Szenario 1 ................................................................................ 35 6.1.3 Ergebnis Szenario 2 ................................................................................ 36 6.1.4 Ergebnis Szenario 3 ................................................................................ 36 6.1.5 Ergebnis Szenario 4 ................................................................................ 37 6.1.6 Ergebnis Szenario 5 ................................................................................ 37 6.1.7 Ergebnis Szenario 6 ................................................................................ 38 6.1.8 Ergebnis Szenario 7 ................................................................................ 38 6.1.9 Ergebnis Szenario 8 ................................................................................ 39 6.1.10 Ergebnis Szenario 9 ................................................................................ 39 6.1.11 Ergebnis Szenario 10 .............................................................................. 40 6.1.12 Ergebnis Szenario 11 .............................................................................. 40 6.1.13 Ergebnis Szenario 12 .............................................................................. 41 6.1.14 Ergebnis Szenario 13 .............................................................................. 41 6.1.15 Interpretation der Ergebnisse .................................................................. 42

6.2 Regelplattenkalibrierung ............................................................................. 43 6.2.1 Einleitung................................................................................................ 43 6.2.2 Experiment.............................................................................................. 44 6.2.3 Vergleich Regelplattenstellung Modell EIDAM zu Modell PFAFF ...... 45 6.2.4 Ergebnis Simulation................................................................................ 46

6.3 Thermische Neutronenflussdichteverteilung im Kern und Reflektor ..... 47 6.3.1 Experiment.............................................................................................. 47 6.3.2 Simulation............................................................................................... 48

6.4 Modellverifizierung durch Daten aus dem Sicherheitsbericht................. 50

Inhalt 5

7 Simulationen des Reaktors .................................................................................... 52

7.1 Einleitung....................................................................................................... 52

7.2 Foehn-Bins..................................................................................................... 53

7.3 Simulation von Neutronenflüssen................................................................ 54

7.4 Simulation von Neutronendosisleistungen.................................................. 55

7.5 Simulation von Photonenflüssen.................................................................. 56

7.6 Simulation von Photonendosisleistungen.................................................... 57

7.7 Neutronenspektrum im Kern ...................................................................... 58

8 Zusammenfassung ................................................................................................. 59

9 Literaturverzeichnis ............................................................................................... 60

10 Anhang ............................................................................................................... 61

A Abmessungen Modell EIDAM......................................................................... 61

B Verwendete Hard- und Software..................................................................... 63

C Input-Datei Modell EIDAM............................................................................. 64

D Inhalt des Datenträgers (CD)........................................................................... 72

1 Einleitung

Mit steigender Verfügbarkeit an Rechenleistung und immer fortschrittlicheren Metho-den lassen sich heute hochkomplexe Vorgänge auf PCs simulieren, was in der Vergan-genheit Großrechnern vorbehalten war. Diese Entwicklung hat großen Einfluss auf die Simulation nuklearer Einrichtungen und den Strahlenschutz, die dadurch ein wichtiges Werkzeug gewonnen hat: MCNP. Das ist ein Computerprogramm, welches den Teil-chentransport (Neutronen, Photonen und Elektronen) durch Materie mit Hilfe von Mon-te-Carlo-Algorithmen simulieren kann.

In dieser Arbeit wurde der SUR 100 (Siemens Unterrichtsreaktor mit 100 mW Leis-tung) der Fachhochschule Furtwangen modelliert und mit MCNP simuliert. Im Mittel-punkt der Arbeit standen folgende Punkte:

Überprüfung des Reaktormodells

Verifizierung des Transportcodes MCNP

Um die Punkte der Zielsetzung bewerten zu können wurde die Diplomarbeit wurden verschiedene Teilaspekte der Problemstellung formuliert:

Im Rahmen einer Vorstudie wurde die Bestrahlung eines kugelförmigen Phan-toms mit Photonen und Neutronen simuliert

Ein bestehendes Reaktormodell des SUR 100 wurde optimiert

Verschiedene Teile des Modells wurden auf ihren Einfluss auf das Reaktivitäts-verhalten untersucht

Eine Regelplattenkalibrierung wurde simuliert und mit den Ergebnissen einer Messung verglichen

Der thermische Neutronenflussdichte im Kern und Reflektor wurde simuliert und mit den Ergebnissen einer Messung verglichen

Daten aus dem Sicherheitsbericht wurden durch Simulation überprüft und be-wertet

Am Ende der Arbeit wurden das Neutronenspektrum über den Reaktorkern wie auch der großräumige Teilchenfluss durch den Reaktor simuliert.

Diese Diplomarbeit soll Grundlage für weiterführende Untersuchungen sein.

2 Simulation und MCNP

2.1 Simulation eines physikalischen Systems

2.1.1 Modell und Simulation

Ein Modell ist eine vereinfachte Abbildung eines realen Vorbildes. Es werden nicht alle Eigenschaften des Originals erfasst, sondern nur diejenigen, die dem Modellschaffer relevant erscheinen.

Möchte man Aussagen über das zukünftige Verhalten eines dynamischen Systems er-halten, so muss ein vereinfachtes Modell des Systems erschaffen werden. An diesem lassen sich dann Experimente durchführen. Dieser Vorgang wird Simulation genannt. Das beobachtete Verhalten wird mit dem tatsächlichen Verhalten des dynamischen Sys-tems in Zusammenhang gebracht, das heißt es werden Rückschlüsse auf das reale Sys-tem gezogen.

Simulationen werden aus verschiedenen Gründen durchgeführt:

Das Experiment am realen System ist zu gefährlich, teuer oder aufwändig.

Das reale System existiert noch nicht.

Das reale System lässt sich nicht direkt beobachten.

Die Modifizierung eines realen Systems lässt sich durch eine Simulation vorab testen.

Den aufgeführten Vorteilen steht ein bedeutender Nachteil entgegen: Das Modell ist nie eine exakte Kopie des Originals und es ist nie sichergestellt, ob das simulierte Verhalten dem Verhalten des Originals entspricht.

2.1.2 Überprüfung eines Modells

Bei der Entstehung eines Modells wird das Original abstrahiert. Bei diesem Vorgang gibt es viele mögliche Fehlerquellen, mitunter werden Elemente des Originals wegge-lassen, die maßgeblich das Verhalten des Modells beeinflussen. Auch können Ungenau-igkeiten im Modell Ursache für verfälschte Ergebnisse sein. Die Zusammenhänge sind oft nicht klar erkennbar. Um solche Fehler zu erkennen muss ein Modell überprüft wer-den, bevor die geplanten Simulationen durchgeführt werden. Für eine solche Überprü-fung gibt es keine allgemeingültigen Vorschriften, aber folgenden Fragen sollte nachge-gangen werden:

2 Simulation und MCNP 8

Wie genau werden die aus dem Original gewonnenen Daten im Modell reprodu-ziert?

Verhält sich das Modell wie das Original?

Wird das Modell den Zielen des Modellschaffers gerecht?

2.2 MCNP

2.2.1 Einleitung

MCNP steht für Monte-Carlo N-Particle Transport Code System, was Monte-Carlo nuc-

lear particles Transport Code bedeutet. MCNP ist ein Programm zur Simulation des Teilchentransports (Neutronen, Photonen und Elektronen) durch Materie mit Hilfe von Monte-Carlo-Algorithmen sowie zur Simulation des Multiplikationsfaktors k bei kriti-schen Reaktorzuständen.

Entwickelt wurde das Programm in Los Alamos. Seine Ursprünge reichen in 40er Jahre des letzten Jahrhunderts zurück. Das Programm wird ständig weiter entwickelt und liegt heute in der Version 5 vor. Die MCNP Version dieser Arbeit ist 4C2.

2.2.2 Monte-Carlo Methode

Die Monte-Carlo Methode wird verwendet um statistische Vorgänge nachzubilden. Da-bei wird ein bestehendes mathematische Modell in ein stochastisches Modell umge-wandelt. Vorgänge im stochastischen Modell lassen sich nun durch die Generierung von Zufallszahlen und ihrer Verknüpfung mit Wahrscheinlichkeitsdichtefunktionen nachbil-den. Ihren Namen verdankt die Methode der Stadt Monte Carlo, die bekannt ist für ihre Casinos.

Bei der Simulation von Teilchentransportproblemen mit der Monte-Carlo-Methode macht man im Prinzip ein theoretisches Experiment. Jedes Teilchen wird dabei von sei-ner Entstehung bis zu seinem Verschwinden betrachtet. Mit Hilfe von Wahrscheinlich-keitsdichtefunktionen und erzeugten Zufallszahlen werden Ereignisse für das Teilchen erzeugt.

1. Neutronenstreuung

2. Spaltung

3. Neutroneneinfang

4. Neutronenverlust

5. Photonenstreuung

6. Photonenverlust

7. Photoneneinfang

2

3

4

5

1

6

7

2

3

4

5

1

6

7

2

3

4

5

1

6

7

Materialabhängig Bild 2.1: Ereignismöglichkeiten eines Neutrons [5]


Je mehr Teilchen betrachtet werden, desto bessere Aussagen kann man über ihre Vertei-lung machen. Proportional zur Anzahl der betrachteten Teilchenschicksale steigt jeweils die Rechenzeit.

2.2.3 Modellgeometrie

Modelle werden in MCNP aus Raumzellen zusammengesetzt. Diese Zellen enthalten Angaben zum Material, zur Dichte und eine Auflistung von einfachen geometrischen Flächen und Formen, die durch logische Operatoren (Boolesche Algebra) zu kompli-zierteren Formen zusammengesetzt werden können. Die im folgenden gezeigte Tabelle gibt einen Überblick über geometrische Grundfiguren bei MCNP. Darüber hinaus er-laubt das Programm aber auch die Verwendung von sogenannten macro boddies, das sind bereits vorgefertigte komplexere geometrische Figuren.

2.2.4 Partikelquellen und „kritische“ Quellen

Entsprechend den Einsatzmöglichkeiten von MCNP für den Strahlungstransport oder für Kritikalitätsverhalten von Kernreaktoren lassen sich zwei Grundtypen von Strah-lungsquellen definieren.

Bei Strahlungstransportrechnungen, wie sie etwas bei Abschirmungsberechnungen durchgeführt werden, können beliebige Zellen oder Flächen, auch sogar Punkte als Strahlungsquelle definiert werden. Dabei müssen Wahrscheinlichkeitsdichtefunktionen definiert werden, die Einfluss auf die Teilchengenerierung haben und Variablen wie Energie, Zeit, Position oder Richtung bzw. Raumwinkelelemente der Teilchen abde-cken.

Bei der Berechnung des Kritikalitätsverhaltens wird die Spaltzone als spezielle Neutro-nenquelle betrachtet. Hierfür werden eine geeignete Spaltquellverteilung und Kennzah-len des jeweiligen Spaltstoffes eingegeben. Der Code verfolgt dann die entstehenden Neutronen und bei jeder Kollision in der Spaltzone wird ausgewürfelt ob eine Kernspal-tung statt findet. Kernspaltungen werden zur nächsten Spaltquellverteilung hinzugefügt und die nächste Generation Neutronen entsteht. Dieser Vorgang wiederholt sich bis zum Ende der Rechnung. Mit der Anzahl von Neutronen über mehrere Generationen gemit-telt berechnet MCNP den Multiplikationsfaktor k. Es gibt noch weitere Fallunterschei-dungen zur Berechnung der k-Werte, hier sei aber auf das MCNP Handbuch verwiesen. [2]

2.2.5 Wirkungsquerschnitt und Materialdefinition

Unter Wirkungsquerschnitten versteht man ganz allgemein die Wahrscheinlichkeit für das Eintreffen eines Prozesses. Wahrscheinlichkeitsdichtefunktionen dienen zur Zuord-nung von Wahrscheinlichkeiten zu physikalischen Größen, z.B. Teilchenintensitäts-histogramme als Startparameter einer Photonen- oder Neutronenquelle. Die Wahr-scheinlichkeitsdichtefunktionen liegen für die einzelnen Materialien in Form von Bib-liotheken vor. In diesen sind die entsprechenden Wirkungsquerschnitte der Nuklide ge-


speichert. Besondere Bibliotheken sind für Teilchenstreuprozesse bei thermischen E-nergien vorhanden, was bei der Moderation von Neutronen eine wichtige Rolle spielt. Die für die jeweiligen Zellen angegebenen Materialien werden durch standardisierte Materialdefinitionen bestimmt. Dabei werden die einzelnen Nuklide entsprechend der jeweiligen Materialzusammensetzung mit ihren zugehörenden Wirkungsquerschnittbib-liotheken angegeben.

Bild 2.2: Grundformen MCNP [2]

2.2.6 Partikeldetektoren

Partikeldetektoren sind in MCNP Rechenanweisungen um Teilchenflüsse oder Energie-abgabe von Teilchen aus der Quelle in einem bestimmten Zielbereich zu erfassen. Diese


Partikeldetektoren werden in der MCNP Begriffswelt unter sog. tallies subsumiert. Für die tallies müssen die interessierenden Energiebereiche, die sogenannten bins angege-ben werden. Die folgende Tabelle zeigt welche Größen durch den Code schließlich rechnerisch ermittelt werden können.

Tabelle 2.1: MCNP Tallies

Tally Teilchen Beschreibung Einheit

F2 n, p, e Gemittelter Fluss durch eine Fläche Teilchen/cm2

F4 n, p, e Gemittelter Fluss durch eine Zelle Teilchen/cm2

F5 n, p Fluss an einem Punkt Teilchen/cm2

F6 n, p absorbierte Energie gemittelt über eine Zelle Teilchen/cm2

F7 n Absorbierte Spaltenergie gemittelt über eine Zelle Teilchen/cm2

F8 p, e Energieverteilung von Impulsen in einem Detektor Impulse

+F8 e Ladungsabgabe Ladung

Damit z.B. Neutronenflüssen auch in der richtigen physikalischen Einheit n/(cm2·s) an-gegeben werden, kann man die tallies mit entsprechenden Normierungsfaktoren verse-hen. Für den vorliegenden SUR 100 Kernreaktor wurde mittel dieses Normierungsfak-tors auch die Reaktorleistung auf 1 Watt eingestellt.

Man kann berechnen wie viele Kernspaltungen pro Sekunde benötigt werden, um P Watt Leistung zu erzeugen.

sW

Spaltungen E10467,3

MeV180

Spaltungen

J13-1,602E

MeV1

W

J/s1

⋅=

⋅

⋅

Die Neutronenquellstärke um einen Reaktor mit P Watt Leistung zu betreiben hat fol-gende Größe:

ν⋅⋅ P10E467,3

Für den SUR 100 ergibt der Normierungsfaktor:

)cm(sNeutronen/ 8.44113E102,44175110E467,3 2⋅=⋅⋅

(mündliche Mitteilung Prof. Dr. Mahling: nach Foehn ist ν =2,44175)

2.2.7 Beurteilung des Rechenergebnisses

Am Ende einer Simulation gibt MCNP für jedes Ergebnis den geschätzten relativen Fehler R aus. Im MCNP-Handbuch ist eine Richtlinie zur Beurteilung des Rechener-gebnisses in Bezug auf R angegeben.


Tabelle 2.2: Beurteilung von R

R Güte des Ergebnisses

1,0 bis 0,5 Ergebnis zu ungenau

0,5 bis 0,2 Größenordnung stimmt

0,2 bis 0,1 diskussionswürdig

kleiner als 0,1 allgemein zuverlässig

kleiner als 0,05 allgemein zuverlässig für Punktdetektoren

Des weiteren wird der Wert FOM (figure of merit) ausgegeben:

TR ⋅≡

2

1FOM

T ist die abgelaufene Zeit in Minuten. Je größer der FOM ist, desto besser wird der Feh-ler bei einer laufenden Rechnung reduziert. Der Wert selbst sollte über die ganze Rech-nung ungefähr konstant bleiben, da R2 umgekehrt proportional zu T ist.

Außerdem wird beurteilt, ob das berechnete Ergebnis im Laufe der Rechnung konver-giert hat. Der Wert, der diese Beurteilung ausdrückt wird in MCNP slope genannt. Der slope sollte größer als 3 sein und kann maximal den Wert 10 annehmen.

3 Vorstudie zu Teilchendosen an der ICRU-Kugel

3.1 Dosisbegriff

3.1.1 Einheiten

Die Wirkungsweise von Photonen und Neutronenstrahlen erfolgt über Aussagen zu Strahlendosen. Für homogene Materialien, z.B. eine Kartoffel ist die Strahlendosis die pro Masse des Materials absorbierte Strahlungsenergie, angegeben als sogenannte E-nergiedosis D mit der Einheit Gray:

1 Gray = 1 Gy = 1 J / kg

Die Einheit Gray berücksichtigt die schädigende Strahlenwirkung auf den menschlichen Körper nicht, da er ein hochkomplexes Gebilde aus unterschiedlichen Organen mit vari-ierender Strahlenempfindlichkeit darstellt. Zusätzlich kann je nach Strahlenart und E-nergie kann die schädigende Wirkung variieren. Der für den Strahlenschutz beim Men-schen verwendete Dosisbegriff heißt Äquivalentendosis H und wird aus der Energiedo-sis durch entsprechende Multiplikatoren erhalten. Einheit ist das Sievert:

1 Sievert = 1 Sv = 1 J / kg

Aus der Energiedosis lässt sich die Äquivalentendosis durch Multiplikation mit dem Strahlenwichtungsfaktor wr berechnen.

DwH r ⋅=

Tabelle 3.1: Strahlenwichtungsfaktoren für verschiedene Strahlenarten nach StrlSchV

Strahlenart Strahlungswichtungsfaktor wr

Photonen, alle Energien 1

Elektronen und Myonen, alle Energien 1

Neutronen < 10 keV 5

Neutronen 10 – 100 keV 10

Neutronen 100 – 2000 keV 20

Neutronen 2 – 20 MeV 10

Neutronen > 20 MeV 5

Protonen, außer Rückstoßprotonen > 2 MeV 5

Alphateilchen, Spaltfragmente, schwere Kerne 20

3.1.2 Umgebungsäquivalentdosis

Nach der neuen Strahlenschutzverordnung wird zwischen operativen Größen (ICRU) und Schutzgrößen (ICRP) unterschieden. Die Schutzdosen sind theoretische Werte. Die

3 Vorstudie zu Teilchendosen an der ICRU-Kugel 14

operativen Größen, die in der Praxis gemessen werden, sollen gute Schätzwerte für Schutzgrößen liefern.

Ortsdosis PersonendosisPhantommessung Körpermessung

Äquivalentdosis

Umgebungs-ÄquivalentdosisH*(10)

Richtungs-ÄquivalentdosisH‘(0,07, Ω)

Tiefen-personendosisHp(10)

Oberflächen-personendosisHp(0,07)

Bild 3.3: Einteilung Dosisgrößen [5]

In der Strahlenschutzverordnung wird die Umgebungsäquivalentdosisleitung definiert als Äquivalentdosis am interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld, die im zugehörigen ausgerichteten und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 Millimeter Tiefe auf dem der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde. Die ICRU-Kugel ist ein standardisiertes, kugelförmiges Phantom von 30 cm Durchmesser. Es soll dem menschlichen Weichteilgewebe gleichen. Es be-steht einem Material der Dichte 1 g/cm3 mit folgender Zusammensetzung: 76,2 % Sau-erstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff.

Der Kontext der jeweiligen Dosisleistungsdefinition ist beim Vergleich mit simulierten Werten zu beachten.

3.1.3 Berechnung der γ-Dosisleistung beim Photonentransport

Die Dosisleistung bei punktförmigen Strahlungsquellen lässt folgendermaßen berech-nen:

2r

AH H ⋅Γ=•

ГH = γ-Dosisleistungskonstante A = Aktivität des Strahlers r = Abstand vom Strahler

3.1.4 Dosiskonversionsfaktoren

Um Dosisleistungen auf den Menschen zu bestimmen wird die Einheit mSv/h verwen-det. Um mit MCNP aus Teilchenflüssen die Dosisleistung in mSv/h zu erhalten, werden sie mit sogenannten Dosiskonversionsfaktoren multipliziert. Die in dieser Arbeit ver-wendeten Faktoren zur Umrechnung wurden von der internationalen Kommission für radiologische Einheiten und Messungen ICRU bzw. von der internationalen Strahlen-schutzkommission ICRP bestimmt. Im folgenden werden die Gammadosis- und die Neutronendosiskonversionsfaktoren grafisch dargestellt.


1,00E-05

1,00E-04

1,00E-03

1,00E-02

1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01 1,00E+02

Energie in MeV

mS

v·c

m^2

Bild 3.4: Neutronendosiskonversionsfaktoren (ICRP 74) [5]

1,00E-06

1,00E-05

1,00E-04

1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01

Energie in MeV

mS

v·c

m^2

Bild 3.5: Gammadosiskonversionsfaktoren (ICRU 47, 1992a) [5]


3.2 Beschreibung der Simulation

3.2.1 Geometrie

Es werden in verschiedenen Abständen Strahlungsquellen vor einer ICRU-Kugel plat-ziert und die Äquivalentdosis in einer Messkugel von 1 cm Durchmesser in 1 cm Tiefe der ICRU-Kugel berechnet. Die Strecke zwischen Quelle und Detektor wurde unterteilt, um den Aufbau des zentralen horizontalen Experimentierkanals des Reaktors SUR100 nachzubilden.

Bild 3.6: ICRU-Kugel, Quelle im Abstand 100 cm






3.2.2 Quelle

Im Rahmen der Vorstudie wurde als Teilchenquelle jeweils eine Metallkugel mit 1 cm Durchmesser gewählt. Die Aktivität (Quellstärke) betrug 1010 Becquerel (Teilchen/s).

Teilchenenergien für Photonen: 0,662 MeV

Teilchenenergien für thermische Neutronen: 0,3 eV.

Teilchenenergien für schnelle Neutronen: 3 MeV.

3.2.3 Rechenverfahren (tallies)

Bei den verschiedenen Rechenverfahren für den Detektor wurden folgende Möglichkei-ten getestet:

F2-tally (Fluss über eine Fläche)

F4-tally (Fluss über ein Volumen)

F5-tally (Fluss an einem Punkt)

3.2.4 Rechendauer

Die Berechnungen wurden so durchgeführt, dass für jede neue Quellenposition ungefähr eine Stunde Rechenzeit benötigt wurde, dies wurde eingestellt, indem als Abbruchkrite-rium für die Rechnung eine „Senkenstärke“ von 2E8 Teilchen im Detektor angegeben wurde. F5-tallies benötigten dafür fast die doppelte Zeit.


3.2.5 Ergebnisse Neutronen- und Photonentransport

y = 0,9003x-2,0016

0,00E+00

5,00E+00

1,00E+01

1,50E+01

2,00E+01

2,50E+01

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2

Abstand Quelle in m

mS

v/h

F5 F2 F4 Dosisleistung berechnet Kurvenanpassung F4

Bild 3.11: Photonendosisleistung

Die Auswertung der Kurvenanpassung ergab:

y = 0,9003x-2,0016

Der Faktor 0.9 entspricht in der Tat der tabellierten Gammadosisleistungskonstanten (0,88) für Cs-137 (Die gewählte Quellteilchenenergie entsprach der Photonenenergie beim Zerfall von Cs-137).

y = 144,97x-1,9828

0,0E+00

5,0E+02

1,0E+03

1,5E+03

2,0E+03

2,5E+03

3,0E+03

3,5E+03

4,0E+03

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2

Abstand in m

mS

v/h

F5 F2 F4 Kurvenanpassung F4

Bild 3.12: Dosisleistung schnelle Neutronen


y = 7,1003x-1,9508

0,00E+00

2,00E+01

4,00E+01

6,00E+01

8,00E+01

1,00E+02

1,20E+02

1,40E+02

1,60E+02

1,80E+02

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2

Abstand Quelle in m

mS

v/h

F5 F2 F4 Kurvenanpassung F4

Bild 3.13: Dosisleistung thermische Neutronen

Die Kurvenanpassung folgt beim schnellen wie beim thermischen Neutronenfluss dem quadratischen Abstandsgesetz für Strahlungsquellen, d. h. die Strahlungsintensität nimmt quadratisch zum Abstand ab.

Die tallies zeigen gut übereinstimmende Ergebnisse. Die F5-tallies benötigten fast dop-pelt viel Zeit zur Berechnung des Problems wie F4- und F2-tallies.

4 Grundlagen Kernphysik

4.1 Grundlagen

4.1.1 Aufbau der Materie

Materie besteht aus winzigen Bausteinen, den Atomen. Atome bestehen aus einem Kern und einer Hülle. Der Kern setzt sich aus den Kernteilchen zusammen, den Nukleonen. Das sind die elektrisch neutralen Neutronen und die positiv geladenen Protonen. In der Atomhülle befinden sich die negativ geladenen Elektronen, die sich um den Kern herum bewegen. Elektronen sind im Vergleich zu den Nukleonen sehr leichte Teilchen, der größte Teil der Masse eines Atoms sitzt im Kern (Verhältnis 1:2000).

φ = 10-7 - 10-10 m

Kern:

Protonen (+)

Neutronen (n)

Elektronenhülle:

Elektronen (-)

φ = 10-7 - 10-10 m

Kern:

Protonen (+)

Neutronen (n)

Elektronenhülle:

Elektronen (-)

Bild 4.1: Bohrsches Atommodell [5]

Die äußersten Elektronen eines Atoms sind maßgeblich für das chemische Verhalten verantwortlich. Atome haben um elektrisch neutral zu sein genauso viel Protonen wie Elektronen. Atomkerne variierender Protonen- und Neutronenzahl werden als Nuklide bezeichnet. Die Protonenzahl eines Nuklids weist auf das entsprechende Element hin. Die Anzahl der Protonen eines Atoms wird Ordnungszahl genannt. Die Anzahl der Neutronen bei den Atomen eines Elements kann verschieden sein. Elemente mit ver-schiedener Neutronenzahl heißen Isotope. Sie lassen sich durch die Massenzahl charak-terisieren, die der Gesamtzahl der Nukleonen im Kern entspricht. Atome können sich untereinander zu größeren Teilchen verbinden, die aus einem oder mehreren Elementen bestehen. Diese Teilchen heißen Moleküle.

Für die Stabilität eines Atoms sind vor allem zwei Kräfte verantwortlich: die elektro-magnetische Kraft und die starke Kernkraft. Die elektromagnetische Kraft bindet die Elektronen an den Kern, verursacht aber auch eine starke abstoßende Kraft zwischen den Protonen im Kern. Die starke Kernkraft bindet die Nukleonen im Kern aneinander. Diese ist stärker als die elektromagnetische Kraft und verhindert das Auseinanderbre-

4 Grundlagen Kernphysik 21

chen des Kerns, hat aber eine nur sehr geringe Reichweite (die Reichweite der elektro-magnetischen Kraft ist unendlich groß).

4.1.2 Kernbindungsenergie

Um einen Kern zu spalten ist Energie nötig, da die starke Kernkraft überwunden werden muss. Umgekehrt wird Energie frei, wenn man einen Atomkern aus zwei leichteren fu-sioniert. Die freiwerdende Energie bezeichnet man als Kernbindungsenergie. Sie ent-spricht dem sogenannten Massendefekt: Die andererseits aber bei einer Kernfusion ent-stehende Energie fehlt dem zusammengesetzten Atomkern, der Energie-Masse-Relation zufolge ist dieser leichter, als die Atomkerne, aus denen er zusammengesetzt wurde. Die Kernfusion funktioniert nicht mit beliebig großen Kernen. Je größer ein Kern ist, desto schwächer wird der Einfluss der starken Kernkraft im Vergleich zur elektromagneti-schen Kraft auf die Stabilität des Kerns. Das liegt an der geringen Reichweite der star-ken Kernkraft. Für die Stabilität eines großen Kerns spielt die Anzahl an Neutronen eine wichtige Rolle, da sie nicht der Wirkung der elektromagnetischen Kraft unterworfen sind. Je größer ein Kern desto mehr Neutronen werden benötigt um ihn stabil zu halten. Das hat zur Folge, dass die mittlere Kernbindungsenergie pro Nukleon ab einer be-stimmten Kerngröße sinkt.

Massenzahl

MeV

Bild 4.2: mittlere Kernbindungsenergie pro Nukleon [5]

Um bei großen Kernen Energie freizusetzen müssen die Kerne gespalten werden, da diese Spaltkerne eine größere Kernbindungsenergie pro Nukleon haben. Die Spaltkerne sind insgesamt leichter als der ursprüngliche Kern. Dieser Massenunterschied entspricht der freiwerdenden Energie.

4.1.3 Kernspaltung

Den Atomkern kann man sich als kugelförmige Ansammlung von Nukleonen vorstel-len. Um diesen zu verformen muss man ihm Energie zuführen. Dies kann man durch ein Projektil erreichen, das auf den Kern gefeuert wird. Beim Beschuss durch ein Neutron


erhöht sich kurzfristig die Massenzahl des anvisierten Kerns um eins und die freiwer-dende Bindungsenergie verformt den Kern und versetzt ihn in Schwingung. Dieser Zu-stand wird angeregter Zustand des Kerns genannt. Je nach Stärke und Form der Schwingung findet eine Einschnürung und anschließende Spaltung in zwei oder mehre-re Fragmente statt.

Bild 4.3: Spaltung von Uran-235 [5]

4.1.4 Kettenreaktion

Um eine Kettenreaktion der Kernspaltung zu erhalten, müssen bei jeder Spaltung auch wieder geeignete Projektile entstehen, die ihrerseits Kerne spalten können. Bei der Spal-tung von Uran-235 entstehen neben den Spaltkernen auch noch zwei bis drei Neutronen. Nicht jedes dieser Neutronen kommt dazu einen weiteren Kern zu spalten. Neutronen gehen aus verschiedenen Gründen für den Spaltprozess verloren: sie werden absorbiert oder entweichen der Spaltzone. Um eine Kettenreaktion aufrechtzuerhalten muss min-destens ein Neutron, dass bei einer Spaltung entsteht eine weitere hervorrufen.

Bild 4.4: Kettenreaktion [5]

4.1.5 Multiplikationsfaktor und Reaktivität

Die Kritikalität eines Reaktors wird durch den Multiplikationsfaktor beschrieben, dieser ist ein Maß für eine gleichmäßig ablaufende nukleare Kettenreaktion und ist das Ver-hältnis von den in einer Neutronengeneration entstehenden Neutronen zu den für die Kettenreaktion verlorenen Neutronen.


)(

)1(

ienerationVorgängergderNeutronenderAnzahl

iGenerationeinerNeutronenderAnzahlk

+=

Solange k < 1 ist der Spaltstoff unterkritisch und eine Kettenreaktion kann nicht auf-rechterhalten werden. Bei k = 1 ist der Spaltstoff kritisch und eine stabile Kettenreakti-on setzt ein, die Anzahl der Kernspaltungen bleibt konstant. Wird k > 1 ist der Spaltstoff überkritisch und die Anzahl der Reaktionen nimmt stark zu. Die Reaktivität ist ein Maß der Abweichung zum kritischen Zustand.

k

k 1−=ρ

Der Reaktor ist kritisch, wenn ρ = 0 ist, überkritisch wenn ρ > 0 ist und unterkritisch wenn ρ < 0 ist.

4.1.6 Thermische Neutronen und Moderation

Neutronen, die bei einer Kernspaltung von Uran entstehen, haben sehr hohe Geschwin-digkeiten, ihre mittlere Energie liegt bei ungefähr 2 MeV. Wie aber aus der unten ste-henden Grafik ersichtlich wird, ist die Wahrscheinlichkeit, dass ein schnelles Neutron einen Kern spaltet, wesentlich geringer.

Bild 4.5: totaler Wirkungsquerschnitt Uran-235 [9]

Mit größter Wahrscheinlichkeit spalten langsame Neutronen Kerne von U-235. Da ihre Geschwindigkeit der Brownschen Bewegung bei Zimmertemperatur entspricht bezeich-net man sie als thermische Neutronen. Damit genügend thermische Neutronen für eine derartige Spaltung zur Verfügung stehen, werden schnelle Spaltneutronen durch Stoß-prozesse mit anderen Atomen aus entsprechend eingebrachten Materialien abgebremst. Dies wird als Neutronenmoderation bezeichnet. Besonders gut geeignet als Moderator sind solche Elemente, deren Masse sich wenig von der Neutronenmasse unterscheidet,


beispielsweise Wasserstoff. Verwendet werden in der Praxis hauptsächlich Wasser und Graphit. Wasser hat den Nachteil, dass es Neutronen leicht absorbiert und deswegen muss der Anteil des leicht spaltbaren Uran-235 im Brennstoff erhöht werden. Man spricht von angereichertem Uran. Andererseits kann man den Neutroneneinfang ver-mindern, wenn man dem Wasser einen bestimmten Anteil an Deuterium zufügen würde, was bei Forschungsreaktoren beispielsweise realisiert wurde. Dafür wiederum entsteht vermehrt Tritium, was weitere Strahlenschutzmassnahmen nach sich ziehen würde.

4.1.7 Regelplatten

Um einen Reaktor regeln zu können benötigt man Regeleinrichtungen, die je nach Be-darf den Neutronenfluss im Reaktor vermindern. Dies geschieht durch Regelplatten (SUR-100) oder Regelstäbe (Leistungsreaktoren), die aus einem Material bestehen, wel-ches Neutronen absorbiert, wie beispielsweise Kadmium (SUR-100). Die Regelplatten werden dann in die Spaltzone gebracht, wenn man den Neutronenfluss eindämmen möchte.

4.2 Der Aufbau des Reaktors SUR 100

4.2.1 Beschreibung

SUR 100 steht für Siemens-Unterrichts-Reaktor mit 100 mW Leistung. Der SUR 100 wird für Schulungszwecke zur allgemeinen Ausbildung in kerntechnischen Disziplinen und für diverse Experimente, wie z.B. Neutronenaktivierung und spezielle Experimente der Strahlungsmesstechnik eingesetzt. Er ist ein thermischer Reaktor vom homogenen Typ: In einem thermischen Reaktor wird die Kettenreaktion durch thermische Neutro-nen aufrechterhalten, in einem homogenen Reaktor sind Brennstoff und Moderator ho-mogen vermischt. Der Kern (Brennelement, Spaltzone) des Reaktors ist zylinderförmig und besteht aus Hochdruckpolyäthylenplatten, in welche Uranoxyd eingewalzt ist. Das Uranoxyd ist auf einen Uran-235-Gehalt von ~ 20 % angereichert. Das Polyäthylen wirkt durch den Wasserstoff in den Molekülketten als Moderator. Um den Kern herum befindet sich Graphit, welches als sogenannter „Reflektor“ dient: Neutronen, welche die Spaltzone verlassen, werden teilweise durch den Graphit zurückgestreut (reflektiert), so dass sie in die Spaltzone zurückkehren. Geregelt wird die Reaktorleistung mit zwei ver-schiebbaren Regelplatten, die aus Kadmium bestehen. Sie sind jeweils neben dem Reak-torkern in einer Führung im Reflektor eingelassen.

Als Abschirmung gegen die, die Spaltung begleitende Gammastrahlung, sind Kern und Reflektor mit Blei umgeben. Strahlenschutz gegen entweichende Neutronen liefert ein umschließender Wassertank, der ca. 6000 l gesättigte wässrige Borsäurelösung enthält, dieser wird auch als biological shield bezeichnet. Bor zeichnet sich durch einen hohen Wirkungsquerschnitt für den Einfang thermischer Neutronen aus.


4.2.2 Geometrie

Die exakten Abmessungen des Reaktors SUR-100 wurden entweder speziellen Kon-struktionszeichnungen, wie z.B. die unten stehende Grafik, oder aber aus dem Sicher-heitsbericht entnommen. Dort findet man, dass der Reaktor eine Höhe von 2,45 Metern und einen Durchmesser von 2,10 Metern hat. Nachfolgend eine Schnittbildzeichnung des SUR 100 aus dem Sicherheitsbericht. [8]

Bild 4.6: technische Zeichnung SUR 100 [8]

5 Reaktormodell SUR 100

5.1 Das Modell PFAFF

5.1.1 Beschreibung und Visualisierung

Im Rahmen einer Studienarbeit1 hat Pfaff ein MCNP-Modell des Reaktors bereits 2002 erstellt. Dieses ist Grundlage des Modells, welches in dieser Arbeit verwendet wurde und in Kapitel 5.2 beschrieben wird. Im Modell PFAFF sind im wesentlichen folgende Vereinfachungen vorgenommen worden:

Hubwerk und Motoren für die Regelplatten sind unberücksichtigt geblieben.

Der zentrale Experimentierkanal ist nicht von einem Aluminiumrohr umgeben.

Die thermische Säule hat keine Aluminiumwanne.

Die vertikalen Experimentierkanäle sind nicht vorhanden.

Die zwei horizontal in verschiedenen Höhen am Kern vorbeigeführten Experi-mentierkanäle fehlen.

Die Aussparungen im Wassertank für die Neutronenmessstelle fehlen.

Die Regelplatten werden nicht verschoben, sondern der Einfachheit halber ver-kürzt.

Die thermische Säule schließt mit der Oberkante des Reaktors ab.

Die im folgenden gezeigten 2D-Schnittbilder wurden im wesentlichen mit den MCNP eigenen Plot-Routinen erstellt. Der Nullpunkt des Koordinatensystems befindet sich im Zentrum der Spaltzone.

1 Studienarbeit, Fachhochschule Furtwangen, Elektronik

5 Reaktormodell SUR 100 27

(1) Thermische Säule

(2) Wassertank

(3) Bleiabschirmung

(4) Graphitreflektor

(5) Reaktorkern

(6) zentraler Experimentierkanal

63

5

4

1

2

x

y

z

Bild 5.1: Reaktormodell PFAFF, Schnitt durch YZ-Ebene

Bild 5.2: Schnitt durch XZ-Ebene

Bild 5.3: Schnitt durch XY-Ebene


Bild 5.4: Schnitt durch XZ-Ebene, Detail Kern

5.2 Das Modell EIDAM

5.2.1 Einleitung

Bei Rechnungen zum Reaktivitätsverhalten wies das Modell PFAFF signifikante Ab-weichungen zu Messwerten auf. Aufgrund eingehender Analysen wurde die Entschei-dung für die Modellverbesserung getroffen.

5.2.2 Unterschiede zum Modell PFAFF

Es wurden im wesentlichen folgende Modifikationen am Modell Pfaff vorgenommen:

Abmessungen des Reaktors wurden aktualisiert. Die Daten wurden aus einer technischen Zeichnung des Sicherheitsberichts vom Maßstab 1:10 ausgemessen.

Kernabmessungen wurden aktualisiert. Die Daten wurden aus den technischen Dokumentationen des Brennstofflieferanten entnommen.

Die zwei horizontal in verschiedenen Höhen am Kern vorbeigeführten Experi-mentierkanäle wurden hinzugefügt.

Die Abmessungen der Regelplatten wurden an einem im Labor befindlichen ori-ginalgetreuen Exemplar direkt abgemessen und in das Modell übertragen.

Die Regelplatten werden bei entsprechender Simulation in voller Länge ver-schoben.

Ein Regelplattengehäuse aus Aluminium wurde hinzugefügt.

Dem zentralen horizontalen Experimentierkanal wurde das Aluminiumrohr hin-zugefügt.

Reflektor und Bleiabschirmung wurden unten abgeschrägt.


Abmessungen und Gestalt der thermischen Säule wurden den Konstruktions-zeichnungen weiter angepasst.

Quelldatei wurde neu organisiert und ausführlich auf deutsch kommentiert.

Der Nullpunkt des Koordinatensystems befindet sich nun in der Mitte des Reaktors in der Bodenebene.

(1) Thermische Säule

(2) Wassertank

(3) Bleiabschirmung

(4) Graphitreflektor

(5) Reaktorkern

(6) zentraler Experimentierkanal

63

5

4

1

2

x

y

z

Bild 5.5: Reaktormodell EIDAM, Schnitt durch die YZ-Ebene

Bild 5.6: Schnitt durch XZ-Ebene

Bild 5.7: Schnitt durch XY-Ebene


5.2.3 Grafischer Vergleich des alten und neuen Modells

Bei einem Schnitt durch die YZ-Ebene erkennt man folgende Veränderungen: Abschrä-gungen des Reflektors und der Bleiabschirmung unten, neue Experimentierkanäle rechts neben dem Reaktorkern, ausmodellierter zentraler vertikaler Experimentierkanal, ther-mische Säule ragt aus dem Reaktor heraus.

Bild 5.8: YZ-Ebene Modell PFAFF

Bild 5.9: YZ-Ebene Modell EIDAM

Bei einem Schnitt durch die XZ-Ebene erkennt man die neue Form der Aussparungen für die Regelplatten rechts und links vom Reaktorkern.

Bild 5.10: XZ-Ebene Modell PFAFF

Bild 5.11: XZ-Ebene Modell EIDAM


Hier der Schnitt durch die XZ-Ebene vergrößert dargestellt.

Bild 5.12: XZ-Ebene Modell PFAFF Detail Kern

Bild 5.13: XZ-Ebene Modell EIDAM Detail Kern

Bei Schnitten durch die XY-Ebene in verschiedenen Höhen sieht man die neu hinzuge-kommenen horizontalen Experimentierkanäle und die Art und Weise, wie sie gefüllt sind: in der Mitte mit Graphit und nach außen hin mit Polyäthylen.

Bild 5.14: XY-Ebene Modell EIDAM, 130 cm Höhe

Bild 5.15: XY-Ebene Modell EIDAM, 150 cm Höhe


Die Experimentierkanäle wurden mit Aluminiumrohren ausgestattet, wie hier bei den seitlichen horizontalen Experimentierkanälen zu sehen.

Bild 5.16: XY-Ebene Modell EIDAM, Detail Aluminiumrohre

Bemerkung: Eine Tabelle mit den genauen Abmessungen des Modells EIDAM befindet sich im Anhang.

5.2.4 Vergleich Original und Modell

Bild 5.17: Schnitt YZ-Ebene Modell Eidam

Bild 5.18: Schnittbild SUR 100 [8]

Bei Modellbildung und Simulation muss so gut wie abstrahiert wie möglich und so ge-nau wie nötig modelliert werden. Das bedeutet auch, dass die Modellausprägung vom Simulationsziel abhängt. Wesentlich für das Kritikalitätsverhalten bei MCNP-Kcode-Rechnungen (Kritikalitätsrechnungen) ist die Modellierung des Brennelements und sei-ner Umgebung. Die weiteren Bauteile sind unter anderem auch wichtig wegen auftre-tender Reaktivitätsverluste, sowie wegen ihrer Abschirmwirkung, was bei Strahlen-schutzauslegungsrechnungen von Bedeutung ist.


5.3 Verwendete Materialien und Bibliotheken

5.3.1 Cross Section Bibliotheken

Bei MCNP Simulationen müssen die geeigneten Cross Section Bibliotheken verwendet werden. Dies richtet sich im wesentlichen nach der Materialzusammensetzung (Art der Nuklide) und nach den physikalischen Eigenschaften. Die Kenntnis der Nuklidzusam-mensetzung eines Materials ist daher wichtig, ebenso wie die für das Modell wesentli-chen physikalischen Eigenschaften. So enthalten solche Bibliotheken u.a auch Angaben zu Wahrscheinlichkeiten für Teilchenstoßprozesse (elastic / inelastic scattering cross

sections). Alle Wirkungsquerschnitte, auch besonders für Spaltung und Absorption, verändern sich mit äußeren Bedingungen wie Dichte und Temperatur. Weltweit werden immer noch an diesen cross section libraries gearbeitet um für möglichst viele Nuklide diese Daten entweder theoretisch oder auch experimentell bereitzustellen. Für die Aus-wahl passender Bibliotheken für die Simulation bestimmter Szenarien sind deshalb fol-gende Gesichtspunkte zu beachten:

Bibliotheken müssen verfügbar sein (Zugriffsbeschränkungen).

Die Aktualität der Bibliotheken muss überprüft werden. (Die „Cross section“-Bibliotheken werden ständig aktualisiert, neue Messmethoden können genauere Ergebnisse liefern).

Die simulierte Teilchenart/Eigenschaft muss berücksichtigt sein.

Der in einem Szenario auftretende Energiebereich / Temperaturbereich muss von den Bibliotheken abgedeckt sein (oder extrapolierbar sein).

Die Verfügbarkeit verzögerter Neutronen muss berücksichtigt werden.

Der Umfang einer Bibliothek muss abschätzbar sein (Einfluss auf die Simulati-onsdauer).

5.3.2 Nomenklatur der Cross-section-Bibliotheken

Die Elemente in den cross-section Bibiotheken werden systematisch benannt. Das Sys-tem wird ZAID genannt. Z steht für die Ordnungszahl, A für die Massenzahl und ID ist Identifikationsnummer für die Bibliothek. Für Uran-235 in der endl92 Bibliothek lautet die Bezeichnung 92235.49c, die ersten zwei Ziffern sind die Ordnungszahl 92, die nächsten drei die Massenzahl, und nach dem Punkt die Identifikationsnummer für die endl92-Bibliothek.


Tabelle 5.2: Verwendete Materialien und Bibliotheken

material card Bezeichnung Element Atomprozent Bibliothek

1 Brennstoff U235 1,27E-03 92235.49c

U238 5,07E-03 92238.42c

O 1,69E-02 8016.42c

H 6,51E-01 1001.42c

C 3,26E-01 6000

2 Polyäthylen H 6,67E-01 1001.42c

C 3,33E-01 6000

3 Aluminium Al 1,00E+00 13027.42c

4 Graphit C 1,00E+00 6000

5 Blei Pb 1,00E+00 82000.42c

6 biologischer Schild H 6,66E-01 1001.42c

(Wasser + 5 % Borsäure) O 3,34E-01 8016.42c

B10 5,02E-05 5010.42c

B11 2,06E-04 5011.42c

7 Kadmium Cd 1,00E+00 48000.42c

8 Eisen Fe 1,00E+00 26000.42c

9 Luft N-14 7,85E-01 7014.42c

O-16 2,11E-01 8016.42c

Ar 4,67E-03 18000.42c

5.3.3 Thermische S(a,ß)-Bibliotheken

Das korrekte Abbremsen der Neutronen auf thermische Geschwindigkeit erfolgt durch zusätzlich angegebene sogenannte thermische S(a,ß)-Bibliotheken. Diese sind für Stoffe vorhanden, welche als Moderatoren verwendet werden. Sie werden für bestimmte Tem-peraturen angegeben.

Tabelle 5.3: Thermische S(a,ß)-Bibliotheken

Material Beschreibung Bibliothek Temperatur in ° Kelvin

H in leichtem Wasser lwtr.01t 300

H in Polyäthylen poly.01t 300

Grafit grph.01t 300

6 Modellüberprüfung

6.1 Simulation des Reaktivitätsverhalten

6.1.1 Beschreibung

Im Folgenden soll der Einfluss von unterschiedlich detailgetreuen Geometrien auf die Kritikalität untersucht werden. Dies ermöglicht eine Abschätzung welche Details des Modells maßgeblichen Einfluss auf das Simulationsergebnis haben und welche bei einer Vereinfachung des Modells wegfallen können.

Alle Berechnungen wurden unter folgenden Bedingungen durchgeführt:

Temperatur im Modell beträgt 20° Celsius.

Regelplatten befinden sich in Grundstellung neben dem Reaktorkern

Anzahl der Quellneutronen pro Generation: 20000

Anzahl der Generationen: 2000

Neu hinzugefügte oder veränderte Elemente wurden in den Bildern rot eingefärbt.

6.1.2 Ergebnis Szenario 1

Dem Reaktormodell wurden der zentrale Experimentierkanal, die Regelplatten und die Aussparung für die Regelplatten nebst Aluminiumgehäuse entfernt. Die entstandenen Aussparungen wurden mit dem umgebenden Material aufgefüllt.

Bild 6.1: Schnitt YZ Ebene

Bild 6.2: Schnitt XZ-Ebene

Ergebnis der Rechnung: k = 1,04742

6 Modellüberprüfung 36


Das Modell aus Szenario 1 wurde mit folgender Modifikation übernommen: In Höhe des zentralen Experimentierkanals ist eine luftgefüllte zylinderförmige Aussparung mit 24 mm Durchmesser dem Reaktorkern hinzugefügt worden.

Bild 6.3: Szenario 2, Schnitt YZ-Ebene, Kern

Bild 6.4: Szenario 2, Schnitt XZ-Ebene, Kern



Die Aussparung aus Szenario 2 hat jetzt einen Durchmesser von 30 mm.






Die Aussparung aus Szenario 3 führt jetzt quer durch den ganzen Reaktor.

Bild 6.7: Szenario 4, Schnitt YZ-Ebene

Bild 6.8: Szenario 4, Schnitt XZ-Ebene



In die Aussparung aus Szenario 4 wurde ein Aluminiumrohr mit 1,5 mm Wandstärke eingeführt. Das entspricht dem zentralen horizontalen Experimentierkanal im fertigen Modell.






Das Modell aus Szenario 5 ist wurde mit einer Aussparung für eine Regelplatte verse-hen.


Bild 6.12: Szenario 6, Schnitt XY-Ebene, Kern



Das Modell aus Szenario 5 wurde mit zwei Aussparungen für beide Regelplatten verse-hen.


Bild 6.14: Szenario 7, Schnitt XY-Ebene, Kern




Dem Modell aus Szenario 7 wurde in die Aussparung für Regelplatte 1 ein Aluminium-gehäuse eingefügt.


Bild 6.16: Szenario 8, Schnitt XY-Ebene



Dem Modell aus Szenario 8 wurde in die Aussparung für Regelplatte 2 ein Aluminium-gehäuse eingefügt.






Dem Modell aus Szenario 9 wurde Regelplatte 1 hinzugefügt, diese befindet sich in der Grundstellung neben dem Kern.





Dem Modell aus Szenario 10 wurde Regplatte 2 hinzufügt, dieses Modell entspricht dem Grundmodell für das Modell Eidam.






Das Modell für Szenario 11 wurde mit folgender Modifikation verwendet: Im zentralen horizontalen Experimentierkanal wurde ein 65 cm langer Plexiglasstab (PMMA) mittig platziert. Plexiglas wirkt als Moderator. MCNP verwendet spezielle Bibliotheken für den Thermalisierungsprozess. Da für Plexiglas keine solche Bibliothek existiert wurde aufgrund der Ähnlichkeit bezüglich des Verhaltens als Moderator jene für Polyäthylen verwendet.

Bild 6.23: Szenario 12, Schnitt YZ-Ebene, Plexiglasstab

Ergebnis der Rechnung: k=1,02134


Das Modell aus Szenario 11 wurde folgendermaßen modifiziert: Das Graphit wurde aus dem zentralen vertikalen Experimentierkanal entfernt und durch Luft ersetzt.

Bild 6.24: Szenario 13, Schnitt YZ-Ebene



Ergebnis der Rechnung: k=1,01435

Tabelle 6.4: Ergebnisse in Tabellenform

Szenarioabgeleitet von

SzenarioUnterschied k rho in % rho in pcm

1 - - 1,0474 4,53 4527

2 1 Aussparung Kern hinzugefügt 1,0401 3,85 3855

3 2Durchmesser Aussparung Kern vergrößert

1,0363 3,50 3504

4 3Aussparung Kern quer durch gesamten Reaktor

1,0351 3,39 3388

5 4Aussparung Kern mit Aluminiumrohr

1,0350 3,38 3377

6 5Aussparung Regelplatte 1 hinzugefügt

1,0337 3,26 3259

7 6Aussparung Regelplatte 2 hinzugefügt

1,0323 3,13 3133

8 7Aussparung Regelplatte 1 mit Aluminiumgehäuse

1,0322 3,12 3118

9 8Aussparung Regelplatte 2 mit Aluminiumgehäuse

1,0325 3,14 3144

10 9 Regelplatte 1 hinzugefügt 1,0249 2,43 2426

11 10Regelplatte 2 hinzugefügt, entspricht Grundmodell EIDAM

1,0176 1,72 1725

12 11Plexiglasstab im zentralen horizontalen Experimentierkanal

1,0213 2,09 2089

13 11Grafit aus zentralen vertikalen Experimentierkanal entfernt

1,0144 1,41 1415

6.1.15 Interpretation der Ergebnisse

Starker Einfluss auf die Reaktivität:

- Aussparung im Kern, Volumenänderung des Kerns (Szenario 1 und 2)

- Regelplatten (Szenario 10 und 11)

- Plexiglasstab im zentralen horizontalen Experimentierkanal (Szena-rio 12)

Schwacher Einfluss auf die Reaktivität

- Aussparungen im Reflektor (Szenario 4, 6 und 7)

- Graphit im zentralen vertikalen Experimentierkanal (Szenario 13)


Keine Einfluss auf die Reaktivität

- Hinzufügen von Aluminiumrohren im zentralen horizontalen Experimen-tierkanal (Szenario 5)

- Hinzufügen von Aluminiumgehäusen in die Aussparung der Regelplatten (Szenario 8 und 9)

Hinweis: Werden Probleme des Strahlenschutzes betrachtet sind eventuell Komponen-ten wichtig, die sich in Betracht auf die Reaktivität als unwichtig erwiesen haben.

6.2 Regelplattenkalibrierung

6.2.1 Einleitung

Bei der Regelplattenkalibrierung bestimmt man den Einfluss der Regelplatten auf das Reaktivitätsverhalten. Mit kalibrierten Regelplatten lässt sich die Überschussreaktivität bestimmen. Die Überschussreaktivität ist die Reaktivität, die vorliegt, wenn beide Re-gelplatten vollständig ausgefahren sind. Aus Sicherheitsgründen darf die Überschussre-aktivität beim Reaktor SUR 100 den Wert 0,8 $ nicht überschreiten.

Die Einheit Dollar ($) wird für Reaktivitätsangaben verwendet. Der einheitenlose Reak-tivitätswert wird dabei in Bezug zu den verzögerten Neutronen gestellt. Verzögerte Neutronen sind Neutronen, die nicht sofort bei einer Spaltung entstehen (im Gegensatz zu den prompten Neutronen), sondern erst später durch den Zerfall von Spaltprodukten. Ein Reaktor wird über die verzögerten Neutronen geregelt. Prompte Neutronen eignen sich nicht für die Regelung, da ihr Entstehen fast augenblicklich nach einer Spaltung statt findet, die erforderliche Reaktionszeit um einen Leistungsanstieg abzuregeln ist nur ein Bruchteil einer Sekunde lang. Die Angabe von Reaktivitätswerten in Dollar ist sinn-voll, da mit ihr einfach der Einfluss der verzögerten Neutronen auf das Verhalten des Reaktors bestimmt werden kann. Ist ρ > 1 $ überwiegt der Einfluss der prompten Neut-ronen, ist ρ < 1 $ überwiegt der Einfluss der verzögerten Neutronen.

Die Reaktivität lässt folgender maßen in Dollar umrechnen:

β

ρ=$

β steht für das Verhältnis verzögerter Neutronen zu der Gesamtzahl von Neutronen. Der Anteil der verzögerten Neutronen ist vom Spaltmaterial abhängig. Für Uran-235 ist der Anteil ~ 0,65 %. Diese Angabe lässt den Einfluss des Reaktors außer acht. Je nach Re-aktor ist der effektive Anteil der verzögerten Neutronen höher. Um den korrekten effek-tiven Wert zu erhalten muss er mit einem reaktorspezifischen Korrekturwert multipli-ziert werden. Beim SUR 100 beträgt der Wert des Faktors 1,28.

%832,000832,028,1 ==⋅≈ ∞ββ eff


Die Reaktivität für den SUR 100 lässt sich folgendermaßen in Dollar umrechnen:

00832,0$

ρ=

6.2.2 Experiment

Die Regelplattenkalibrierung wurde von C. Goller und D. Lotze durchgeführt. Dabei wurden die Reaktivitäten der Regelplatten 1 und 2 jeweils abschnittsweise mit Hilfe der Inhourgleichung bestimmt. Dabei wurde bei exakt kritischem Reaktor die Zeitdauer für die Verdopplung der Reaktorleistung nach stückweisem Ausfahren einer Regelplatte ermittelt. Aus der Verdopplungszeit T2 lässt sich die Zeitkonstante des exponentiellen Anstiegs T berechen:

)2ln(2T

T =

Der Zusammenhang zwischen ρ / β und T wird in der Inhourgleichung beschrieben:

∑= ⋅+

+=6

1 1

/

i i

i

T

a

T

l

λ

β

β

ρ

Die auf β bezogene Lebensdauer der prompten Neutronen l beträgt für den SUR 100 mit 6,6*10-3 s.[4]

Der Anteil ai und die Zerfallskonstante λi einzelnen Gruppen von verzögerten Neutro-nen für die thermische Spaltung von Uran-235 sind in folgender Tabelle angegeben:

Tabelle 6.5: verzögerte Neutronengruppen

Gruppe Nummer

Halbwertszeit ZerfallskonstanteAnteil der Gruppe an

verzögerten Neutronen

T1/2 λ = ln(2) / T1/2 ai = β / βi

sec 1/sec

1 54,20 0,013 0,038

2 21,84 0,032 0,213

3 6,00 0,116 0,188

4 2,23 0,311 0,407

5 0,50 1,386 0,128

6 0,18 3,851 0,026


6.2.3 Vergleich Regelplattenstellung Modell EIDAM zu Modell PFAFF

Beim Modell PFAFF wurden die Aussparungen für die Regelplatten im Reflektor nur bis zur Unterkante des Reaktorkerns modelliert, in der Realität reichen sie aber bis zu der den Kern tragenden Stahlplatte. Das hat zur Folge, dass das Ausfahren einer Regel-platte zu ihrer Verkürzung führt. In den folgenden Grafiken werden die Modelle bei verschiedenen Positionen der Regeplatte 1 verglichen:

Bild 6.26: Modell EIDAM, Position 0 mm

Bild 6.27: Modell PFAFF, Position 0 mm






6.2.4 Ergebnis Simulation

Das aufwendige experimentelle Verfahren muss bei der MCNP-Simulation nicht nach-gestellt werden. Es genügt eine Regelplatte auf die interessierende Position zu bringen und den nach der Simulation ausgegebenen Multiplikationsfaktor k zu notieren. Aus k lässt sich die Reaktivität in Dollar berechnen. Aufgrund des symmetrischen Aufbaus des Reaktormodells reicht es aus nur eine Regelplatte zu simulieren. In der folgenden Grafik wird das Ergebnis der Simulation der Modelle PFAFF und EIDAM mit den ex-perimentell ermittelten verglichen.

0,0

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0,7

0,8

0 50 100 150 200 250

Ausfahrstrecke in cm

inte

gra

le R

ea

kti

vit

ät

in $

Regelplatte 1 experimentell

Regelplatte 2 experimentell

Modell PFAFF

Modell EIDAM

Bild 6.32: integrale Reaktivitätsänderung


Die integrale Reaktivität bei dem Modell EIDAM gleicht dem des realen Reaktors, während beim Modell PFAFF die Kurve nach einem Meter Ausfahrstrecke eine zu star-ke Steigung hat, d. h. das die Änderung der Reaktivität bei weiterem Ausfahren der Re-gelplatte zu groß wird.

6.3 Thermische Neutronenflussdichteverteilung im Kern und Reflektor

6.3.1 Experiment

Man kann die thermische Neutronenflussdichte über den Kern und den Reflektor mit Hilfe von Aktivierungssonden messen. Aktivierungssonden bestehen aus einem Ele-ment, das thermische Neutronen einfängt und dadurch radioaktiv wird. Die Massenzahl des aktivierten Atoms steigt dabei um eins. Diese Sonden sollen klein sein, um den thermischen Fluss nicht zu beeinflussen und werden an verschiedenen Stellen im zentra-len horizontalen Experimentierkanal platziert.

Die Messung am SUR 100 wurde von C. Goller und D. Lotze mit Manganpulverkugeln als Sondenmaterial durchgeführt. Mangan-55 ist besonders geeignet um den thermi-schen Neutronenfluss zu messen. Es lässt sich gut durch thermische Neutronen zu Man-gan-56 aktivieren und zerfällt in 2,58 Stunden unter Ausstrahlung von γ und β-Strahlung zu Eisen:

55Mn (n,γγγγ) 56Mn 56Fe + ββββ + γγγγ2,58 h

55Mn (n,γγγγ) 56Mn 56Fe + ββββ + γγγγ2,58 h

Bild 6.33: Wirkungsquerschnitt Neutronenabsorption Mangan-55 [9]

Die Aktivierungssonden wurden in einem stabförmigen Probenhalter von 64 cm Länge gesteckt. Der Kernbereich des Stabes besteht aus PMMA (Plexiglas) der Reflektorbe-reich des Stabes aus Graphit. Somit ähnelt der Stab in seinen Streu- und Moderatorei-


genschaften seiner Umgebung. Im Kernbereich stecken 24 Sonden mit 1 cm Abstand voneinander, im Reflektorbereich jeweils 10 Sonden mit 2 cm Abstand.

Der Probenhalter wurde im zentralen horizontalen Experimentierkanal positioniert der Reaktor 60 min bei einer Leistung von einem Watt betrieben. Danach wurden die Pro-ben γ-spektrometrisch über den Photopeak der 846 keV Linie ausgewertet und daraus, über die berechnete Aktivität die thermischen Neutronenflussdichteverteilung bestimmt.

6.3.2 Simulation

Für die Simulation wurde der Probenstab nachgebildet und in Zylinder unterteilt. Die Anzahl der Zylinder entspricht der Anzahl der Aktivierungssonden. Da PMMA nicht als S(a,ß)-Bibliothek für MCNP nicht verfügbar ist, wurde stattdessen, aufgrund der schon erwähnten Ähnlichkeiten zischen den Materialien, jene von Polyäthylen verwendet. Es wurde der über die Zylinder gemittelte Neutronenfluss berechnet.

Bild 6.34: Probenhalter für Aktivierungssonden, Schnitt durch YZ-Ebene

Da der Wirkungsquerschnitt für die Neutronenabsorption nicht abrupt abfällt ist die Wahl des zu berechneten Energiebereichs in den Messzylindern nicht offensichtlich. Es wurde deshalb zunächst das Neutronenspektrum zwischen 0 und 0,2 eV berechnet.


-31,0

-21,0

-11,5

-6,5

-1,5

3,5

8,5

15,0

25,0

1,00

E-08

2,00

E-08

3,00

E-08

4,00

E-08

5,00

E-08

6,00

E-08

7,00

E-08

8,00

E-08

9,00

E-08

1,00

E-07

1,10

E-07

1,20

E-07

1,30

E-07

1,40

E-07

1,50

E-07

1,60

E-07

1,70

E-07

1,80E

-07

1,90

E-07

0,00E+00

2,00E+06

4,00E+06

6,00E+06

8,00E+06

1,00E+07

1,20E+07

n/(cm^2·s)

cm

MeV

Bild 6.35: thermisches Neutronenspektrum in Kern und Reflektor

Zu Erkennen ist, dass der größte thermische Neutronenfluss im Bereich bis 0,04 eV zu finden ist. Wird dieser Energiebereich gewählt erhält man folgendes Ergebnis.

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,50E+07

2,00E+07

2,50E+07

3,00E+07

3,50E+07

4,00E+07

4,50E+07

-35 -30 -25 -20 -15 -10 -5 0 5 10 15 20 25 30 35

Abstand Kernmitte in cm

n/(

cm

^2

·s)

experimentell simuliert 4E-08 MeV

Bild 6.36: Vergleich thermische Neutronenflussdichte experimentell, simuliert

Trägt man alle Energiebereiche des Spektrums auf, ist gut zu erkennen, dass der Fluss in den niedrigen Energiebereichen stark ansteigt, mit zunehmender Energie werden die Flussunterschiede aber immer kleiner.


-31

,0

-27

,0

-23,0

-19

,0

-15

,0

-11

,5

-9,5

-7,5

-5,5

-3,5

-1,5

0,5

2,5

4,5

6,5

8,5

10

,5

13

,0

17

,0

21

,0

25,0

29

,0

1,00E-08

6,00E-08

1,10E-07

1,60E-070,00E+00

1,00E+07

2,00E+07

3,00E+07

4,00E+07

5,00E+07

6,00E+07

7,00E+07

8,00E+07

9,00E+07

n/(cm^2·s)


MeV

Bild 6.37: thermischer Neutronenfluss über verschieden Energiebereiche

6.4 Modellverifizierung durch Daten aus dem Sicherheitsbericht

Im Sicherheitsbericht des Reaktors SUR 100 [8] (Seite 47) zur radialen Neutronenfluss-dichterverteilung an konkreten Punkten Angaben gemacht. Diese Punkte wurden im Reaktormodell nachgestellt und als Kugeln im zentralen horizontalen Experimentierka-nal einfügt.

Bild 6.38: Messkugeln im zentralen horizontalen Kanal


Die Energiebereiche der Neutronen wurden folgendermaßen angegeben und die Tallies entsprechend formuliert:

thermische Neutronen: <1 eV

mittelschnelle Neutronen: 1 eV – 100 keV

schnelle Neutronen: >100 keV

Da bei 1 W Leistung simuliert wurde, die Angaben des Sicherheitsberichts jedoch für 100 mW angegeben sind, wurden diese entsprechend mit 10 multipliziert.

Tabelle 6.6: Vergleich Simulation Sicherheitsbericht

Position thermische SB therm. simuliert schnelle SB schnelle simuliert

n/(cm2·s) n/(cm2·s) n/(cm2·s) n/(cm2·s)Kernmitte 7,14E+07 6,954E+07 1,58E+08 7,809E+07

Kern-Graphit 2,61E+07 3,458E+07 7,35E+07 3,642E+07

Grafit-Blei 3,20E+06 8,710E+06 5,50E+07 3,028E+06

Blei-Wasser 1,60E+06 3,047E+06 1,60E+06 8,288E+05

Der thermische Fluss in der Kernmitte hat eine gute Übereinstimmung mit den Daten aus dem Sicherheitsbereicht. Nach außen hin wird dies immer schlechter, an der Grenze von Blei zu Wasser ist das simulierte Ergebnis fast doppelt so groß. Betrachtet man die schnellen Neutronen ist das simulierte Ergebnis an jedem Punkt etwa halb so groß wie jenes aus dem Sicherheitsbericht. Die Summe des thermischen und schnellen Neutro-nenflusses zeigt eine bessere Übereinstimmung zwischen Simulation und Sicherheitsbe-reicht.

Tabelle 6.7: Summe aus thermischen und schnellen Neutronen

Position Summe SB Summe Simulation

n/(cm2·s) n/(cm2·s)Kernmitte 2,29E+08 1,476E+08

Kern-Graphit 9,96E+07 7,100E+07

Grafit-Blei 8,70E+06 1,174E+07

Blei-Wasser 3,20E+06 3,876E+06

Dies stellt möglicherweise ein Thermalisierungsproblem bei MCNP da: Der Transport-code bremst die schnellen Neutronen zu rasch ab. Angesichts des Ergebnisses aus dem vorigen Kapitel könnten aber auch die Angaben aus dem Sicherheitsbericht in Zweifel ziehen.

7 Simulationen des Reaktors

7.1 Einleitung

Es werden die Neutronenflüsse und Neuronendosisleistungen durch den zentralen hori-zontalen Experimentierkanal und zentralen vertikalen Experimentierkanal bei einer Re-aktorleistung von einem Watt simuliert. Alle Simulationen wurden mit 20000 Startneut-ronen und 5000 Zyklen berechnet. Beim Messen im zentralen horizontalen Experimen-tierkanal wird dieser im Modell in 22 Zylinder unterteilt, über welche der Fluss bzw. die Dosisleistung gemittelt wird. Dabei ist der Experimentierkanal mit Luft gefüllt. Als Kernmitte wird der Mittelpunkt des zentralen horizontalen Experimentierkanals be-zeichnet.

Bild 7.1: horizontaler Experimentierkanal, Schnitt

YZ-Ebene

Bild 7.2: horizontaler Experimentierkanal, Schnitt

XY-Ebene

Für Simulationen im vertikalen Experimentierkanal wird dieser nicht in Zylinder unter-teilt, da der Kanal zu breit ist um mit einer einfachen Unterteilung annähernd punktför-mige Messstellen zu ermöglichen. Stattdessen wurden 12 kugelförmige Messstellen im Experimentierkanal platziert. Außerdem ist der Experimentierkanal nicht mehr mit Gra-phit sondern mit Luft gefüllt. Dies soll einer Messanordnung entsprechen, bei der mit-tels eines Kranes ein Messgerät in den Experimentierkanal herabgesenkt wird.

7 Simulationen des Reaktors 53

Bild 7.3: Messkugeln vertikaler Experimentierkanal, Schnitt YZ-Ebene

7.2 Foehn-Bins

Die Einteilung der berechneten Neutronenenergien sind nach Foehn (mündliche Mittei-lung Prof. Dr. Mahling) vorgenommen worden:

Thermische Neutronen: 0 - 0,625E-06 MeV

Epithermische Neutronen: 0,625E-06 - 5,5E-03 MeV

Mittelschnelle Neutronen: 5,5E-03 - 8.21E-01 MeV

Schnelle Neutronen: 8.21E-01 - 10 MeV


7.3 Simulation von Neutronenflüssen

1,00E+03

1,00E+04

1,00E+05

1,00E+06

1,00E+07

1,00E+08

1,00E+09

-110 -100 -90 -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110


n/(

cm

^2·s

)

6,25E-07 MeV 5,50E-03 MeV 8,21E-01 MeV 1,00E+01 MeV gesamt

Bild 7.4: Neutronenfluss zentraler horizontaler Experimentierkanal

Der horizontale Neutronenfluss ist erwartungsgemäß über alle Energiebereiche hinweg in der Kernmitte am höchsten.

1,00E+04

1,00E+05

1,00E+06

1,00E+07

1,00E+08

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130

Höhe über Kernmitte in cm

n/(

cm

^2·s

)


Bild 7.5: Neutronenfluss zentraler vertikaler Experimentierkanal

Beim vertikalen Kanal fällt auf, dass die Kurve des thermischen Neutronenflusses in der thermischen Säule langsamer fällt als die der anderen Energiebereiche. Der Einfluss des Graphits als Moderator wird hier sichtbar. Bereits kurz vor dem Ende der thermischen Säule nimmt der thermische Neutronenfluss jedoch stark ab.


7.4 Simulation von Neutronendosisleistungen

1,00E-02

1,00E-01

1,00E+00

1,00E+01

1,00E+02

1,00E+03

1,00E+04

1,00E+05

-110 -100 -90 -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110


mS

v/h


Bild 7.6: Neutronendosisleistung zentraler horizontaler Experimentierkanal mit Foehnbins

Bei der Simulation der Neutronendosisleistung erkennt man den Einfluss der Neutro-nendosiskonversionsfaktoren. Der Anteil der mittelschnellen und vor allem der schnel-len Neutronen sind maßgeblich für den Gesamtwert der Neutronendosisleistung.

1,00E+00

1,00E+01

1,00E+02

1,00E+03

1,00E+04

1,00E+05

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130


mS

v/h


Bild 7.7: Neutronendosisleistung zentraler vertikaler Experimentierkanal mit Foehnbins

Die Neutronendosisleistung auf dem Reaktor ist ungefähr 5 mal so hoch, wie am Rand.


7.5 Simulation von Photonenflüssen

1,00E+04

1,00E+05

1,00E+06

1,00E+07

1,00E+08

1,00E+09

-110 -100 -90 -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110


p/(

cm

^2·s

)

0,1 MeV 0,5 MeV 1,45 MeV 8 MeV gesamt

Bild 7.8: Photonenfluss zentraler horizontaler Experimentierkanal

1,00E+04

1,00E+05

1,00E+06

1,00E+07

1,00E+08

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130


p/(

cm

^2·s

)


Bild 7.9: Photonenfluss zentraler vertikaler Experimentierkanal

Bei der Simulation von Photonenflüssen wird die Abschirmwirkung des Bleis sichtbar. Besonders bei den Energiebereich bis 0,5 MeV ist ein scharfer Knick der Kurven an der Grenze vom Blei zum Wasser erkennbar.


7.6 Simulation von Photonendosisleistungen

1,00E-02

1,00E-01

1,00E+00

1,00E+01

1,00E+02

1,00E+03

1,00E+04

-110 -100 -90 -80 -70 -60 -50 -40 -30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110


mS

v/h


Bild 7.10: Photonendosisleistung zentraler horizontaler Experimentierkanal aufgeteilt nach

Energiebereichen

1,00E-02

1,00E-01

1,00E+00

1,00E+01

1,00E+02

1,00E+03

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130


mS

v/h


Bild 7.11: Photonendosisleistung zentraler vertikaler Experimentierkanal aufgeteilt nach

Energiebereichen

Die Photonendosisleistung auf dem Reaktor ist ungefähr 5 mal so hoch, wie am Rand


7.7 Neutronenspektrum im Kern

Es wurde das Neutronenspektrum über den gesamten Brennstoffkern simuliert.

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,50E+07

2,00E+07

2,50E+07

1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01

Energie in MeV

n/c

m^2

Bild 7.12: Neutronenspektrum im Kern

Das Neutronenspektrum im Kern erkennt man ein Maximum im thermischen Bereich und im schnellen Bereich. Das Maximum im schnellen Bereich resultiert aus den Spalt-neutronen, das im thermischen Bereich sind die moderierten Neutronen. Die Form des Spektrums ist typisch für thermische Reaktoren.

8 Zusammenfassung

Zusammenfassend lässt sich sagen:

Die Voruntersuchung hat gezeigt, dass mit den verschiedenen tallies bei geomet-risch einfachen Problemen verlässliche Aussagen gemacht werden können.

Das Modell PFAFF wurde komplett überarbeitet

Der Einfluss verschiedener Reaktorelemente auf das Reaktivitätsverhalten konn-te bewertet werden.

Die Regelplattenkalibrierung ließ sich in der Simulation nachvollziehen und der Einfluss der einfachen Modellierung der Regelplatten im Modell PFAFF wurde deutlich.

Bei der Simulation des thermischen Neutronenflusses hat sich gezeigt, dass die Wahl geeigneter bins einen großen Einfluss auf das Ergebnis hat. Durch einge-hende Betrachtung des Versuchsaufbaus und entsprechender Anpassung der bins, konnte eine gute Übereinstimmung mit dem Experiment erzielt werden.

Bei Vergleich mit Daten aus dem Sicherheitsbericht bleibt festzustellen, dass die Diskrepanz zur Simulation mehrere Ursachen haben kann und weiter untersucht werden muss.

Weiterführende Fragestellungen für Folgeprojekte könnten sein:

Abstimmung von Neutronenflussmessgeräten mit tallies von MCNP. Dies stellt eine besondere Untersuchung zur Wahl der bins dar, da solche Messgeräte eine nach Energiebereich schwankende Empfindlichkeit aufweisen.

Untersuchung zum Einfluss der Cross section Bibliotheken auf die Simulation. Besonders interessant sind der Temperatureinfluss oder die Berücksichtigung verzögerter Neutronen.

Simulation von Extremfällen am Reaktor, die im Sicherheitsbericht beschrieben sind bzw. dort nicht berücksichtigt sind.

Die Ergebnisse der Arbeit lassen positive Bewertungen der Zielsetzung zu: Das Modell des Reaktors weist deutliche Verbesserungen gegenüber dem Vorgängermodell auf und liefert bei Simulationen mit MCNP weitgehend nachvollziehbare Ergebnisse. Das ent-standene Modell bietet eine gute Grundlage für weiterführende Untersuchungen.

In Zukunft werden die Möglichkeiten Simulationen auf PCs durchzuführen weiter ver-bessert. MCNP Simulationen lassen sich im Parallelbetrieb durchführen, wobei man auf kostengünstige Linuxcluster zurückgreifen kann.

9 Literaturverzeichnis

[1] Bossel, Hartmut: Modellbildung und Simulation. Braunschweig; Wiesbaden : Vieweg, 1994

[2] Briesmeister, Judith F.: MCNPTM

-A General Monte Carlo N-Particle Transport

Code. Oak Ridge : Radiation Safety Information Computational Center (RSICC), 2000

[3] Fassbender, Josef: Einführung in die Reaktorphysik. München : Karl Thiemig, 1967

[4] Höhne, Peter: Kernreaktor-Praktikum. München : Karl Thiemig, 1967

[5] Mahling, Sabine: Strahlenschutzkurs der Fachhochschulen Mannheim und

Furtwangen Grundkurs SS2004

[6] Michaelis, Hans: Handbuch der Kernenergie. Düsseldorf : ECON, 1986

[7] Pfennig, G. ; Klewe-Nebenius, H. ; Seelmann-Eggebert W.: Karlsruher

Nuklidkarte. Karlsruhe : Forschungszentrum Karlsruhe, 1998

[8] Siemens AG: Sicherheitsbericht für den Siemens – Unterricht – Reaktor SUR

100 der Staatlichen Ingenieurschule ( Fachhochschule ) Furtwangen. Erlangen : Siemens AG, 1974

[9] Table of Nuclids [online]. Copyright: Nuclear Data Evaluation Lab. Korea Atomic Energy Research Institute, [1.9.2004], erhältlich im Internet unter http://atom.kaeri.re.kr/

[10] Volmer, Martin: Radioaktivität und Strahlenschutz. Bonn : Informationskreis, 1994

10 Anhang

A Abmessungen Modell EIDAM

Element cm

Horiz. Experimentierkanal, äußere Weite 3,00

Horiz. Experimentierkanal, Durchdringung Kern, Höhe Kernmitte 13,00

Horiz. Experimentierkanal, Wandstärke 0,15

Kern Durchmesser 24,00

Kern Höhe 25,67

Reaktorkessel Bodenstärke 1,50

Reaktorkessel Deckelstärke 3,00

Reaktorkessel Höhe (mit Boden u. Deckel) 83,00

Reaktorkessel Innendurchmesser 35,00

Reaktorkessel Wandstärke 0,30

Reflektor Aussparung für den Kern 28,00

Reflektor Durchmesser 33,00

Regelplatten Breite 24,00

Regelplatten Höhe 24,00

Regelplatten Stärke 0,10

Regelplattengehäuse Breite 24,50

Regelplattengehäuse Höhe 59,00

Regelplattengehäuse Tiefe 1,00

Regelplattengehäuse Wandstärke 0,10

seitlicher Kanal, oben, äußere Weite 5,80

seitlicher Kanal, oben, Graphitstopfendurchmesser 5,40

seitlicher Kanal, oben, Graphitstopfenlänge 41,00

seitlicher Kanal, oben, horiz. Abstand z. Kernmitte 25,00

seitlicher Kanal, oben, vert. Abstand z. Kernmitte 10,00

seitlicher Kanal, oben, Wandstärke 0,20

seitlicher Kanal, unten, äußere Weite 10,00

seitlicher Kanal, unten, Graphitstopfendurchmesser 9,60

seitlicher Kanal, unten, Graphitstopfenlänge 41,00

seitlicher Kanal, unten, horiz. Abstand z. Kernmitte 25,00

seitlicher Kanal, unten, vert. Abstand z. Kernmitte 10,00

seitlicher Kanal, unten, Wandstärke 0,20

10 Anhang 62

Element cm

seitlicher Kanal, oben, vert. Abstand z. Kernmitte 10,00

seitlicher Kanal, oben, Wandstärke 0,20

seitlicher Kanal, unten, äußere Weite 10,00

seitlicher Kanal, unten, Graphitstopfendurchmesser 9,60

seitlicher Kanal, unten, Graphitstopfenlänge 41,00

seitlicher Kanal, unten, horiz. Abstand z. Kernmitte 25,00

seitlicher Kanal, unten, vert. Abstand z. Kernmitte 10,00

seitlicher Kanal, unten, Wandstärke 0,20

Stahlplatte Durchmesser 86,00

Stahlplatte, Abstand zum Boden 93,50

Stahlplatte, Dicke 2,50

thermische Säule Bodenstärke 1,40

thermische Säule Höhe (mit Boden) 65,50

thermische Säule Innendurchmesser 85,00

thermische Säule Oberkante vom Boden aus 244,50

thermische Säule Wandstärke 0,50

vertikaler Experimentierkanal, Alurohr, Wandstärke 0,25

vertikaler Experimentierkanal, Höhe Aufweitung vom Boden aus 200,00

vertikaler Experimentierkanal, mit Alurohr, äußere Weite 9,00

vertikaler Experimentierkanal, oberer Abschnitt, Durchmesser 10,50

vertikaler Experimentierkanal, unterer Abschnitt, Durchmesser 9,10

Wassertank Außendurchmesser 210,00

Wassertank Bodenstärke 1,50

Wassertank Deckelstärke 2,50

Wassertank Höhe 238,00

Wassertank Innendurchmesser 86,00

Wassertank Wandstärke 0,80

10 Anhang 63

B Verwendete Hard- und Software

Rechnerkonfiguration:

Intel Pentium 4 CPU mit 2.40 GHz mit 512 MB Speicher:

Betriebssystem: Fedora Core 2

Kernelversion: 2.6.5-1.358

gcc-Version: 3.3.3

AMD Athlon XP 2500+ CPU (1,833 GHz) mit 512 MB Speicher:

Betriebssystem: Debian Sarge

Kernelversion: 2.6.8-1-386

gcc-Version: 3.3.4

Software:

MCNP4C2

Virtual Pc 2004

Cygwin

Textpad

Paint

SSH Secure Shell Client

Bemerkungen:

Berechnungen wurden auf dem AMD Rechner unter einem in Virtual Pc eingerichtetem Debian-System durchgeführt. Das Host-Betriebssystem war Windows 2000.

Tests und Geometrievisualisierungen wurden mit einem unter Cygwin compilierten MCNP gemacht. Cygwin lief unter Windows 2000.

Inputdateien wurden mit Textpad bearbeitet.

C Input-Datei Modell EIDAM

******************MCNP Berechnungen des SUR100 bei einem Watt***************

c ****************************************************************************

c - Unterrichtsreaktor SUR100: thermischer Reaktor, homogener Typ

c - feste kreisfoermige Brennstoffmoderatorplatten:

c - Uranoxyd/Polyaethylengemisch

c - Urangehalt auf 20% angereichert

c ****************************************************************************

c Bemerkungen:

c - Regelplatte 2 um <Dateiname> mm ausgefahren

c - 5% Borsaeure im Wasser

c - Graphit im vertikalen Experimentierkanal

c - Kernhoehe: 25,67 cm

c - Kernvolumen: pi*12^2*25,67-2*1,5^2*24 = 1,1505E+4 cm^3

c - Verwendung der endl-Bibliotheken

c ****************************************************************************

c Zellen

c ****************************************************************************

10 0 319:612:-302 tmp=2.53-8 imp:n=0 $ leer

20 9 5.06315E-05 -319 -612 302 (601: 301)

(602: 321)(209: 507:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Raum (Luft)

30 8 8.4864E-02 -301 -601 303 602 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wassertank oben

40 8 8.4864E-02 -303 -601 304 603 506 401 403 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wassertank Aussenwand

50 8 8.4864E-02 -303 -604 304 602 506

401 403 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wassertank Innenwand

60 8 8.4864E-02 -304 -601 302 602 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wassertank unten

70 6 3.3428E-02 -303 -603 304 604 401 403

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wasser

80 9 5.06315E-05 -306 -602 302 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Luft unter Stahlplatte

90 9 5.06315E-05 700 305 -602 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Luft unter Bleischraege

100 9 5.06315E-05 -322 -613 311 614 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Luft unter innerem Reflektor

110 8 8.4864E-02 -305 -602 306 609 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Stahlplatte

120 5 3.2959E-02 -307 -602 308 617 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Bleiabschirmung oben

130 5 3.2959E-02 -308 -602 323 605 401 403

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Bleiabschirmung Mitte

140 5 3.2959E-02 -323 -602 305 608 -700

(701: 323:-608:-309)

(-305:-101: 102:-202: 201)

(-305:-106: 105: 201:-202) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Bleiabschirmung unten

150 4 8.2728E-02 -321 -615 320 607 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit thermische Saeule

160 4 8.2728E-02 -320 -615 324 606 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit thermische Saeule unten

170 4 8.2728E-02 -308 -605 312 608 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit oben aussen

180 4 8.2728E-02 -310 -610 312 617 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit oben im Kessel

190 4 8.2728E-02 -312 -610 313 611

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit im Kessel Mitte

200 4 8.2728E-02 -313 -610 309 609 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit im Kessel unten

210 4 8.2728E-02 -312 -605 309 608 401 403 -701

(-309:-101: 102:-202: 201)

(-309:-106: 105: 201:-202)

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Graphit, Rest

220 4 8.2728E-02 -324 -616 325 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ vertikaler Kanal, Alumiumrohrteilstueck

230 3 6.0262E-02 -308 -608 310 617 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Kesseldeckel oben

240 3 6.0262E-02 -311 -608 305 614 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Kesselboden unten

250 3 6.0262E-02 -310 -608 311 610 401 403

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Kesselwand

260 3 6.0262E-02 609 -614 305 -322 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Hubstange

270 9 5.06315E-05 -313 -609 306 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Hubstange innen

280 3 6.0262E-02 -309 -613 322 609 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Aluminiumplatte auf Hubstange

290 4 8.2728E-02 -320 324 -606 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ vertikaler Kanal, Graphit thermische Saeule, Teilstueck unten

300 4 8.2728E-02 320 -321 -607 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ vertikaler Kanal, Graphit thermische Saeule, Teilstueck oben

310 3 6.0262E-02 -506 507 -601 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ zentraler Experimentierkanal Aluminiumrohr

320 3 6.0262E-02 -401 402 -601 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ oberer seitlicher horizontaler Kanal, Aluminiumrohr

330 3 6.0262E-02 -403 404 -601 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ unterer seitlicher horizontaler Kanal, Aluminiumrohr

340 4 8.2728E-02 -402 -113 114 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ oberer seitlicher horizontaler Kanal, Graphitstopfen

350 2 3.9498E-02 -402 -601 113 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ oberer seitlicher horiz. Kanal, Polyaethylenstopfen 1

360 2 3.9498E-02 -402 -601 -114 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ oberer seitlicher horiz. Kanal, Polyaethylenstopfen 2

370 4 8.2728E-02 -404 -113 114 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ unterer seitlicher horizontaler Kanal, Graphitstopfen

380 2 3.9498E-02 -404 -601 113 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ unterer seitlicher horiz. Kanal, Polyaethylenstopfen 1

390 2 3.9498E-02 -404 -601 -114 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ unterer seitlicher horiz. Kanal, Polyaethylenstopfen 2

400 4 8.2728E-02 613 311 -309 -610 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ konische Reflektorteile (unter Kernaluminiumplatte)

410 3 6.0262E-02 -602 615 -321 324 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wanne thermische Saeule, Wand

420 3 6.0262E-02 -602 617 -324 307 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Wanne thermische Saeule, Boden

430 3 6.0262E-02 616 -617 325 -324 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ vertikaler Experimentierkanal, Aluminiumrohr

440 3 6.0262E-02 312 -617 -325 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ vertikaler Experimentierkanal, Aluminiumrohrverschluss

450 3 6.0262E-02 305 -312 101 -102 -201 202

(-103: 104: 203:-204) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Regelplattengehaeuse 1

460 9 5.06315E-05 103 -104 -203 204 -312 305

(315:-206: 205: 109:-110:-317) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Luft in Regelplattengehaeuse 1

470 3 6.0262E-02 305 -312 106 -105 -201 202

(-108: 107: 203:-204) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Regelplattengehaeuse 2

480 9 5.06315E-05 108 -107 -203 204 -312 305

(316:-206: 205: 111:-112:-318) tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Luft in Regelplattengehaeuse 2

490 7 4.6286E-02 -315 206 -205 317 -109 110 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Regelplatte 1 (Kadmium)

500 7 4.6286E-02 318 -316 206 -205 -111 112 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Regelplatte 2 (Kadmium)

510 2 3.9498E-02 -312 -611 314 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ Polyaethylen ueber dem Kern

900 1 1.2131E-01 -314 -611 313

(209: 506:-231) tmp=2.53-8 VOL=1.1505E+4 imp:n=1 $ Kern

c

601 9 5.06315E-05 -507 231 -230 tmp=2.53-8 imp:n=1 $ horizontaler Experimentierkanal Messzelle






















c ****************************************************************************

c Oberflaecheninformationen

c ****************************************************************************

c

c ---------------------------------------------------------------------------

c Flaechen senkrecht zur x-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

101 px 18.3 $ Regelplattengehaeuse 1, Wand innen innen

102 px 19.3 $ Regelplattengehaeuse 1, Wand aussen aussen

103 px 18.4 $ Regelplattengehaeuse 1, Wand innen aussen

104 px 19.2 $ Regelplattengehaeuse 1, Wand aussen innen

105 px -18.3 $ Regelplattengehaeuse 2, Wand innen innen

106 px -19.3 $ Regelplattengehaeuse 2, Wand aussen aussen

107 px -18.4 $ Regelplattengehaeuse 2, Wand innen aussen

108 px -19.2 $ Regelplattengehaeuse 2, Wand aussen innen

109 px 18.85 $ Regelplatte 1 aussen

110 px 18.75 $ Regelplatte 1 innen

111 px -18.75 $ Regelplatte 2 innen

112 px -18.85 $ Regelplatte 2 aussen

113 px 20.5 $ Graphitstopfen seitlicher horizontaler Kanal

114 px -20.5 $ Graphitstopfen seitlicher horizontaler Kanal

c ---------------------------------------------------------------------------

c Flaechen senkrecht zur y-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

201 py 12.25 $ Regelplattengehaeuse 1 und 2, Breite aussen

202 py -12.25 $ Regelplattengehaeuse 1 und 2, Breite aussen

203 py 12.15 $ Regelplattengehaeuse 1 und 2, Breite innen

204 py -12.15 $ Regelplattengehaeuse 1 und 2, Breite innen

205 py 12 $ Regelplatte 1 und 2, Breite

206 py -12 $ Regelplatte 1 und 2, Breite

209 py 110 $ horizontaler Experimentierkanal (ganz aussen)

210 py 100 $ horizontaler Experimentierkanal, Messzelle











221 py -10 $ horizontaler Experimentierkanal, Messzelle










231 py -110 $ horizontaler Experimentierkanal (ganz aussen)

c ---------------------------------------------------------------------------

c Flaechen senkrecht zur z-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

301 pz 238 $ Wassertank, oben aussen

302 pz 0 $ Wassertank, unten aussen (Raum unten)

303 pz 235.5 $ Wassertank, oben innen

304 pz 1.5 $ Wassertank, unten innen

305 pz 96 $ Stahlplatte oben

306 pz 93.5 $ Stahlplatte unten

307 pz 189 $ thermische Saeule unten (Aluplatte unten)

308 pz 179 $ Reaktorkessel, Deckel, oben

309 pz 106.5 $ Reflektor, unten

310 pz 176 $ Reaktorkessel, Deckel, unten

311 pz 97.5 $ Reaktorkessel, untere Aluminiumplatte, oben

312 pz 155 $ Kern, oben

313 pz 127 $ Kern, unten

314 pz 152.67 $ Kernbrennstoff oben, Polyaethylenplatte unten

315 pz 151.835 $ Regelplatte 1 oben

316 pz 151.835 $ Regelplatte 2 oben

317 pz 127.835 $ Regelplatte 1 unten (mit RP1 oben verschieben, Laenge RP1: 24 cm)

318 pz 127.835 $ Regelplatte 2 unten (mit RP2 oben verschieben, Laenge RP2: 24 cm)

319 pz 300 $ Raum oben

320 pz 200 $ Graphitunterteilung oben (Kanalaufweitung)

321 pz 244.5 $ thermische Saeule oben

322 pz 105.5 $ Kernaluminiumplatte unten

323 pz 110 $ Oberkante Bleiabschirmungschraege

324 pz 190.4 $ Wanne thermische Saeule, Boden oben

325 pz 155.25 $ Aluminiumrohr, vertikaler Experimentierkanal, Verschluss, oben

c ---------------------------------------------------------------------------

c Zylinder parallel zur x-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

401 c/x 25 150 2.9 $ oberer seitlicher horizontaler Kanal, Alurohr aussen

402 c/x 25 150 2.7 $ oberer seitlicher horizontaler Kanal, Alurohr innen

403 c/x 25 130 5 $ unterer seitlicher horizontaler Kanal, Alurohr aussen

404 c/x 25 130 4.8 $ unterer seitlicher horizontaler Kanal, Alurohr innen

c ---------------------------------------------------------------------------

c Zylinder parallel zur y-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

506 c/y 0 140 1.5 $ Aluminiumrohr zentraler Kanal, aussen, Radius

507 c/y 0 140 1.35 $ Aluminiumrohr zentraler Kanal, innen, Radius

c ---------------------------------------------------------------------------

c Zylinder parallel zur z-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

601 cz 105 $ Wassertank, Radius, Aussenwand aussen

602 cz 43 $ Wassertank, Radius, Innenwand innen

603 cz 104.2 $ Wassertank, Radius, Aussenwand innen

604 cz 43.8 $ Wassertank, Radius, Innenwand aussen

605 cz 33 $ Graphit Blei

606 cz 4.55 $ vertikaler Experimentierkanal, Radius, unten

607 cz 5.25 $ vertikaler Experimentierkanal, Radius, oben

608 cz 17.8 $ Aluminiumkessel, Radius, aussen

609 cz 0.7 $ Loch fuer Hubvorrichtung

610 cz 17.5 $ Aluminiumkessel, Radius, innen

611 cz 12 $ Kern, Radius

612 cz 160 $ Raum Radius

613 cz 15.3 $ konische Reflektorteile, Radius, innen, unten

614 cz 1.7 $ Radius Hubstange

615 cz 42.5 $ Wanne thermische Saeule, Radius, innen

616 cz 4.25 $ Aluminiumrohr, vertikaler Experimentierkanal, Radius ,innen

617 cz 4.5 $ Aluminiumrohr, vertikaler Experimentierkanal, Radius ,aussen

c ---------------------------------------------------------------------------

c Konus parallel zur z-Achse

c ---------------------------------------------------------------------------

700 kz 63.5 1 $ Abschraegung Bleiabschirmung

701 kz 77 1 $ Abschraegung Graphit

c ****************************************************************************

c Materialdefinitionen

c ****************************************************************************

c Bemerkungen zu den verwendeten Bibliotheken:

c - S(alpha, beta)-Bibliothek fuer korrekte Thermalisierung der Neutronen

c ****************************************************************************

c

c Material 1, Brennstoff, Beschreibung Sicherheitsbericht S. 5

c Uranoxyd (U3O8), Polyaethylen ((CH2)N)als Moderator, homogenes Gemisch

c U235 auf 20% angereichert

c Dichte: 1,2 g/cm^3

c atomic density calculated: 1.213100E-01

c ---------------------------------------------------------------------------

m1 92235.49c 1.26722E-03 $ U235

92238.42c 5.06882E-03 $ U238

8016.42c 1.68961E-02 $ O

1001.42c 6.51179E-01 $ H

6000 3.25589E-01 $ C

mt1 poly.01t $ S(alpha, beta)-Bibliothek

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 2, Auffuellplatten in freiem Raum ueber dem Kern

c Polyaethylen ((CH2)N)



c normalized atomic density: 9.767680E-01

m2 1001.42c 0.666667 $ H

6000 0.333333 $ C

mt2 poly.01t $ S(alpha, beta)-Bibliothek

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 3, Reaktorkessel, Regelplattengehaeuse

c Aluminium (Al)



m3 13027.42c 1

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 4, Reflektor

c Graphit (C)



m4 6000 1

mt4 grph.01t $ S(alpha, beta)-Bibliothek

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 5, biologischer Schild, innere Abschirmung

c Blei (Pb)



m5 82000.42c 1

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 6,biologischer Schild, aeussere Abschirmung

c leichtes Wasser (H2O), 5% Borsaeure (B)

c Dichte: 1 g/cm^3


m6 1001.42c 6.662408E-01 $ H

8016.42c 3.335026E-01 $ O

5010.42c 5.019388E-05 $ B10

5011.42c 2.063809E-04 $ B11

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 7, Regelplatte

c Kadmium (Cd)



m7 48000.42c 1

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 8, Stahlplatte

c Stahl, hier: Eisen



m8 26000.42c 1

c ---------------------------------------------------------------------------

c Material 9, Luft (NP, 300 K)

c Dichte: 0,001184 g/cm^3 (NP, 300 K)

c calculated atomic density: 5.06315E-05

m9 7014.42c 7.84785E-01 $ N-14

8016.42c 2.10542E-01 $ O-16

18000.42c 4.67313E-03 $ Ar

c ---------------------------------------------------------------------------

c

c ****************************************************************************

c kritische Quelle

c ****************************************************************************

c nur Neutronen werden transportiert mode n

c verzoegerte Neutronen werden beruecksichtigt totnu

c kritische Quelle

c kcode (S. 3-71):

c number of source histories per cycle 10 000 particles

c initial guess of k eff 1.02

c number of cycles to be skipped

c before tally accumulation: 10

c number of cycles to be done 1000

c sdef (S. 3-53 Mitte, S. 3-64):

c pos: Bezugspunkt

c axs: Vektor fuer Achse des Zylinders durch pos

c rad: innerer und aeusserer Radius der Quellpartikel um axs (si1)

c ext: obere und untere Grenze des "Quellzylinders"

c erg:

c critical source under the center 0 0 0 ksrc

c

c ******************************************************************************

c

kcode 20000 1.02 10 2000

sdef pos 0 0 127 rad=d1 ext=d2 axs 0 0 1 erg d3

si1 0 12

si2 0 25.67

si3 1E-10 10.0

sp3 -3 0.988 2.249

c

mode n

totnu

c

c *****************************************************************************

c

c tally specification:

c

c tally type 4: neutron flux averaged over core, reflector

c tally dimension: 1/(cm**2)

c tally scaling factor fm: fission neutrons/s

c fission neutrons/s (from power = 1 W) ->

c fm = 3.457E10 * P * nu

c = 3.457E10 * 1 * 2.44175 = 8.44113E10 fission neutrons/(s*cm**2)

c (MCNP manual method 2, nu from Foehn)

c

c energy bins according to Foehn:

c thermal neutrons 0 - 0.625E-06 MeV

c epithermal neutrons 0.625E-06 - 5.5E-03 MeV

c intermediate neutrons 5.5E-03 - 821E-01 MeV

c fast neutrons 821E-01 - 10 MeV

c

c tally print option fq: u(user) e(energy) m(multiplier) f(cell,surface...)

c

fq4 e m

f4:n 900

fm4 8.44113E10

e4 1E-09 6.25E-07 5.5E-03 8.21E-01 10.0

c

prdmp 500 500 20000

D Inhalt des Datenträgers (CD)

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MCNP Input-Dateien

MCNP Output-Dateien

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Die Verzeichnisstruktur des Datenträgers richtet sich nach dem Aufbau der Diplomarbeit, d. h. die Verzeichnisse sind nach Kapiteln benannt und die alle zugehörenden Dateien wie Input- und Output-Dateien sind dort gespeichert.

Simulation der Neutronik und Überprüfung...

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