Zentralinstitut für Reaktorexperimente

KERNFORSCHUNGSANLAGE JOLICH

des Landes Nordrhein-Westfalen-e.V.

Die Neutronen- und Gamma-Aufheizung

in Experimentierkonälen des Reaktors FRJ 2

von

H. J.~yers

Jül - 351 - RX Juli 1965

Berichte der Kernforschungsanlage Jülich - Nr. 351

Zentralinstitut für Reaktorexperimente Jül - 351 - RX

DOK.: FRJ-2 (DIDO) - Experimental Facilities

OK.: 621.039.573 .FRJ-2 (DIDO)*: 621.039.55

Zu beziehen durch: ZENTRALBIBLIOTHEK der Kernforschungsanlage Jülich Jülich, Bundesrepublik Deutschland

Sonderdruck aus „Nukleonik", 7. Band, 6. Heft, 1965, S. 300-309

Springer- Verlag, Berlin· Heidelberg· New York

Die Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen des Reaktors FRJ2

Von Dr. H.J. LEYERS

(Zentralinstitut für Reaktorexperimente Jülich)

Mit 12 Textabbildungen

(Eingegangen am 20. Januar 1965)

Zusammen/a8sung. Die nuklearen Aufheizraten von Magnesium, Graphit und Polyäthylen wurden in Vertikalkanälen des Reaktors FRJ2 bei nicht vergiftetem Reaktorkern mit adiabatischen Kalorimetern bestimmt. Es wird gezeigt, daß auf Grund dieser Messungen für einen bestimmten Bestrahlungsort im Reaktor und bei vorgegebener Reaktorleistung die Aufheizrate eines beliebigen Stoffes mit einer Genauigkeit von etwa 10% angegeben werden kann (ein numerisches Beispiel hierzu wird in Anhang 4 gegeben). Die Messungen ergeben ferner gewisse Hinweise bezüglich der Fluß-Spektren im FRJ 2.

Einleitung

Bei jedem Experiment, das in einem Reaktor be­trieben werden soll, stellt sich die Frage nach der Wärmeentwicklung, die, hervorgerufen durch die Re­aktorstrahlung, an exponierten Teilen der Versuchs­einbauten unzulässig hohe Temperaturen zur Folge haben kann. In diesem Zusammenhang bereitet eine theoretische Behandlung der Frage nach den einzelnen Wärmequellen im Prinzip keine Schwierigkeiten. Es zeigt sich jedoch, daß quantitative Aussagen im prak­tischen Fall nur unzureichend gemacht werden können. Aus diesem Grunde werden an allen Reaktorstationen die nuklearen Aufheizraten experimentell mit Hilfe von Kalorimetern bestimmt [1] bis [11]. Darüber hinaus werden halbempirische Formeln [2] angegeben,

mit denen unbekannte Aufheizraten aus bereits ge­messenen berechnet werden können.

Die kalorimetrischen Untersuchungen am FRJ 2 bewegen sich im gleichen Rahmen.

Im 1. Teil der folgenden Ausführungen wird zu­nächst ein Überblick über den Zusammenhang zwi­schen Aufheizraten und Reaktorstrahlung gegeben, im 2. Teil wird die Versuchsanordnung mit den verwen­deten Kalorimetern beschrieben, und im 3. Teil schließlich wird über die Meßergebnisse und deren Auswertung berichtet.

1. Nukleare Aufheizraten infolge Reaktorstrahlung Betrachten wir einen bestimmten Stoff, so wird

bei jedet ausgelösten Kernreaktion ein gewisser

Band 7, Heft 6 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen 301

Energiebetrag (LJE) frei, der von der umgebenden Materie absorbiert wird, d.h. für die i-te Kernreaktion ergibt sich eine Aufheizrate (qi) von:

LJE·. ~„ <1> qi= ' • (Energie pro Gramm und Sekunde) (1) (!

J;i = makroskopischer Wirkungsquerschnitt für die i-te Kernreaktion,

<P = Neutronenfluß, (} = Dichte der umgebenden Materie.

Für die gesamte Aufheizrate aller möglichen Kern­reaktionen und bei Einführung eines energieabhängi­gen Flusses wird aus (1):

00

q• = _!_. '1 j' L1E . • J;. · 0 <I>n · dE (1.1)

n e L,..i ' i oE • i 0

Durch den Index n soll angedeutet werden, daß die Aufheizrate durch den Neutronenfluß am betrachteten Ort hervorgerufen wird.

Analog zu (1) und (1.1) ergibt sich für die Aufheiz­rate, hervorgerufen durch die Kerngammastrahlung:

00

q = _!_. j µ . E. d<I>„ • dE (1.2) _y e a dE

0

µa =Energieabsorptionskoeffizient.

Für die totale Aufheizrate eines Stoffes erhalten wir schließlich mit (1.1) und (1.2) bei Einführung der weiteren Aufheizrate <lsek:

<ltot =qn +q„ + <lsek• (2)

Der Term (qsek) soll alle Beiträge erfassen, die sich nicht direkt aus der Reaktorstrahlung ergeben, wie etwa der Beitrag von starken Absorbern in der Nähe vom betrachteten Meßpunkt.

Für das Folgende wollen wir GI. (1.1) umschreiben und die Terme nach einzelnen Kernreaktionen ordnen:

qn =q(n,y) +q(n,p) +q(n,n)el +<l(n,n)inel + · · · · (l.11)

Explizit ergeben sich folgende Ausdrücke von (l.ll), z.B.:

a) Der Term für die elastische Streuung von Neu-

tronen ergibt sich mit L1E= (A 2: l) 2 • E (isotrope

Streuung, A =Atomgewicht) zu:

00

. 2A 1 f o<l> q(n,n)el= (A+IJ2 ·-e· E.·E· oE ·dE

thermisch 00 -~__()___ · r a · E · !__<])_ • dE

(A + 1)2 • •

8 oE thermisch

};8

= makroskopischer Streuquerschnitt, <J

8 = mikroskopischer Streuquerschnitt,

N 0 = A vogadrosche Zahl.

b) Der Term für einen (n,y)-Prozeß lautet:

q.< >= -1:._ · L1E · .E · <Pth n,y (! a

(1.111)

(1.112)

La = makroskopischer Wirkungsquerschnitt für ther­mische Neutronen,

<Pth =thermischer Neutronenfluß,

LlE =absorbierte Energie pro Kernreaktion; die Be­rechnung von L1E für Aluminium ist im An­hang 1 beispielsweise durchgeführt.

Für einen bestimmten Stoff ergibt ein Vergleich der einzelnen Terme von (l.11), daß die Aufheizrate im wesentlichen durch 2 bis 3 Terme bestimmt wird. Im Falle der Reaktorstrahlung können wir GI. (2) daher für die meisten Stoffe umschreiben in:

<itot= q„+ q(n,n)el + <iKorrektur (2.1)

[ d. h„ wir fassen alle Terme von (2) außer den zwei angeführten in einem Korrekturterm zusammen].

In dieser Form können wir Gleichungen des Typus (2.1) heranziehen, um zu Aussagen über den Verlauf von Flußspektren zu gelangen und um unbekannte Aufheizraten aus bereits gemessenen zu ermitteln. Um dies zu zeigen, gehen wir von der GI. (2.1) aus, die wir für mindestens 3 Stoffe aufstellen:

(2.11)

(oben angeführter Index bezeichnet den Stoff i = 1, 2, 3, ... ).

Das so gebildete Gleichungssystem (2.11) schreiben wir nochmals um und erhalten explizit:

·1 ·1 ·1 •1 _ qy ·1 q(n,n)el ·1 qtot - qKor - q" f • q„ + -q,-1-- · q(n,n)el

y (n,n)el • 2 • 2

·2 ·2 _ q„ ·1 q(n,n)el ·1 2 1 qtot -qKor- -q·f 'qy + ~q"l •q(n,n)el ( • 11)

y (n,n)el •3 • 3

•3 •3 _ qy ·1 q(n,n)el •1 qtot -qKor- -q·T • qy +-q;i-- · q(n,n)el

y (n,n)el

Fassen wir zunächst in (2.111) die gebildeten Quotien­ten als reine Materialkonstanten auf, so erhalten wir ein überbestimmtes Gleichungssystem für die von den Flüssen bzw. der Reaktorleistung abhängigen Unbe­kannten q~ und q~n,n)el. Nach Wahl der Quotienten entscheidet die Konsistenz der Gleichungen darüber, wie gut die Annahmen über die Spektren bei der Fest­legung der Quotienten für den betrachteten Bestrah­lungsort im Reaktor ist. Ferner ergibt sich für einen 4. Stoff bei Kenntnis der Quotienten unmittelbar aus q~ und qfn,n)el die Aufheizrate des 4. Stoffes. Die Quotienten lauten explizit:

und

•i q(n,n)el -.-1--q(n,n)el

(2.112)

00

ra ··E·~·dE si oE (A1+1)2

• th ___ _ (Ai+ 1)2 oo

f a ·E·~<l>·dE s1 oE

th

(2.113)

Auf die Ausdrücke (2.112) und (2.113) werden wir im 3. Teil unserer Ausführungen zurückkommen.

2. Beschreibung der Versuchsanordnung Das Meßprinzip von adiabatischen Kalorimetern

besteht darin, daß eine Probe, die mit ihrer Umgebung keine Wärme austauschen kann (adiabatischer Fall),

302 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen Nukleonik

bei Zufuhr von Wärme einen Temperaturanstieg er­fährt nach der Beziehung:

LIQ =C • m -LIT

LIQ =zugeführte Wärme, c =spezifische Wärme der Probe, m = Masse der Probe, LI T = Temperaturerhöhung der Probe.

K

p

F

P =Prob<' Hp=H<'izwicklung Probe

Tp = Thermoel<'menl Probe M =Mg-Mantel HM :Heizwicklung Mantel

TpM = Thermo<'lemenl Probe -Mantel

F =Feder-Aufhängung

K =Al -Kaps<'/

Abb. 1. Schnitt durch das Kalorimeter

Abb. 2. Blockschema des Kalorlmeter-Rigs

(3)

Führen wir der Probe einen Wärmestrom Q zu, also im Zeitintervall LI t die Wärmemenge LI Q = Q ·LI t, so ergibt sich mit (3):

• L1T Q = c · m · ·:a t- , (3.1)

d.h., der Wärmestrom ist dem zeitlichen Temperatur­anstieg direkt proportional, sofern die spez. Wärme im betrachteten Temperaturbereich konstant bleibt.

Im Falle der Adiabasie ist somit der einzige Para­meter, dessen Änderung unter Reaktorbedingungen einen Einfluß auf das Meßergebnis haben kann, die spez. Wärme der Probe. Dieser Sachverhalt war be­stimmend dafür, daß wir unsere Messungen mit adiabatischen Kalorimetern durchgeführt haben.

Unsere Versuchsanordnung ist schematisch in den Abb. 1 und 2 dargestellt. Abb. 1 zeigt das Kalorime­ter. Es besteht aus einer zylindrischen Probe P von 2 cm Länge und 1 cm Durchmesser, die mit 4 feinen Drähten in einem vollkommen abgeschlossenen Man­tel M aus Magnesium aufgehängt ist. Letzterer ist nochmals von einer zylindrischen Kapsel K aus Alu­minium wärmeisoliert umschlossen. Für die Auf­hängung der Probe wurde 50 und 100 µstarker Kon­stantandraht verwendet. Der Mantel wird von 6 Stahlfedern F in der Kapsel gehalten.

Der Mantel und die Probe tragen je eine Heiz­wicklung. Die Mantelheizung H]}1 , ein Thermocoax­Heizdraht mit einem Durchmesser 0 =0,5 mm, dient zur Aufrechthaltung der Adiabasie. Die Proben­heizung Hp besteht aus 50 µ starkem Konstantandraht und dient zur elektrischen Eichung des Kalorimeters. Die Temperaturen des Mantels und der Probe werden mit 2 Kupfer/Konstantan-Thermoelementen Tp und TPM ( 0 =0,1 mm) gemessen. Für die Isolierung der Thermoelementdrähte im Mantel und in der Probe wurden Degussit-Röhrchen mit einem Außendurch­messer von 0,5 mm verwendet.

Das Kalorimeter wird durch eine Halterung aus Aluminium in der Achse des Reaktorkanals fixiert und kann mit einer Zahnstange, die mit der Halterung fest verbunden ist, verschoben werden. Der Zahn­stangenantrieb erfolgt durch eine von Hand betätigte Kurbel. Der Kalorimeterhub beträgt maximal 1600mm und ist auf 1 mm genau einstellbar.

Das elektrische Meßsystem wurde so ausgelegt, daß sowohl die Registrierung des Meßeffektes (zeit­licher Anstieg der Probentemperatur) als auch die Aufrechthaltung der Adiabasie während der Messung vollautomatisch erfolgt. Der Aufbau des Meßsystems ist aus Abb. 2 schematisch zu ersehen. Es wurden die Gleichstromverstärker Modell 149 und 150A der Firma Keithley, USA, verwendet. Diese Verstärker in Ver­bindung mit von uns entwickelten Reglern ermöglichen bei einer Temperatur des Kalorimeters von 100° 0 (mittlere 1\foßtemperatur) das Einhalten der Adiabasie mit einer Regelamplitude von weniger als LI T = 5 · 10-3 0 0.

Gleichzeitig mit den kalorimetrischen Messungen der Aufheizrate wurden mit Hilfe von Aktivierungs­sonden der thermische Neutronenfluß und teilweise auch der schnelle Neutronenfluß über 1 MeV und das Cadmium-Verhältnis bestimmt. Das Einfahren der Sonden in die gewünschte Bestrahlungsposition am Kalorimeter und das Wiederherausfahren erfolgt durch einen Nylon-Seilzug. Der Nylonfaden des Seilzuges

Baud 7, Heft 6 H.J. LEYERS: Neutronen· und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen 303

kann von einer Vorratsspule auf eine andere Spule kontinuierlich abgespult werden, so daß die im Re­aktor bestrahlten Längen des Fadens nach Bedarf durch nicht bestrahlte Längen ersetzt werden können.

3. Meßergebnisse Die Messung der Aufheizraten in den Vertikal­

kanälen 2 V 8, 4V1 und 4 V Grl des Reaktors FRJ 2 wurde entsprechend nachstehendem Schema durch­geführt:

a) Eichen des Kalorimeters, b) Hochfahren des Reaktors auf Nenn-Leistung, c) Einfahren des Kalorimeters in Meßposition, d) Aktivieren einer Gold- bzw. Cobalt-Sonde (Be­

stimmung des thermischen Neutronenflusses), e) Messen der totalen Aufheizrate von Magnesium,

Graphit oder Polyäthylen, f) Aktivieren einer Gold- bzw. Aluminium-Sonde

(Bestimmung des Cd-Verhältnisses oder des schnellen Neutronenflusses),

g) Überprüfen der Kalorimeter-Eichkurve. Die Eichkurven der von uns verwendeten Kalori­

meter sind in den Diagrammen 1 und 2 wiedergegeben. Kontrollmessungen innerhalb der gesamten Meßzeit von 6 Monaten ergaben für das Magnesium- und Graphitkalorimeter Abweichungen bis zu 2 % von den angegebenen Eichkurven, für die Polyäthylenkalori­meter betrugen die Abweichungen bis zu 4 % .

Der thermische Neutronenfluß und die nuklearen Aufheizraten von Magnesium, Graphit und Poly­äthylen in den Vertikalkanälen 2V8, 4Vl und 4VGr1 des Reaktors FRJ 2 bei der Reaktor-Nenn­leistung von 1 MW sind in Tabelle 3 (Anhang 2) dar­gestellt. Diese Aufheizraten ergeben sich aus den direkt gemessenen Aufheizraten nach Durchfülirung einer Korrektur in der Größenordnung von 1 b~s 2 % . Diese Korrektur berücksichtigt die Masse der Probenheiz­wicklung. Weitere Korrekturen der Aufheizrate, wie etwa die Berücksichtigung des ungleichen Austausches von Compton-Elektronen zwischen Mantel und Probe bei den kleinen hier vorliegenden Probendimensionen oder der Beitrag der sekundären y- Strahlung von der Kalorimeterlialterung, bzw. des Kalorimetermantels, werden nicht vorgenommen. Abschätzungen der ge­nannten Effekte ergeben, daß ihre Beiträge weniger als 2 % der gemessenen Aufheizrate ausmachen, sie liegen somit innerhalb der Meßgenauigkeit der kalori­metrischen Messung, die etwa 3 % bezogen auf die angegebene Nennleistung des Reaktors beträgt.

Um Aussagen über eine Extrapolation der ge­messenen Aufheizraten auf kleinere oder höhere Re­aktorleistungen zu erhalten, wurden die Messungen der Aufheizrate und des thermischen Neutronenflusses für jeden Meßpunkt bei 2 Reaktorleistungen durchge­führt. Wir wählten für den 2V8-Kanal die Reaktor­Nennleistungen: 0,1 und 1 MW, für den 4Vl- und 4VGr1-Kanal die Nennleistungen: 1 und 5 MW. In diesen Leistungsbereichen ergaben alle Messungen innerhalb der Fehlergrenzen Übereinstimmung der extrapolierten Aufheizraten, d.h. wir erhalten Pro­portionalität zwischen dem thermischen Neutronen­fluß und der Aufheizrate. Dieser Sachverhalt ist im Diagramm 3 für das Graphit-Kalorimeter im 2V8-Kanal näher ausgeführt. Wir folgern hieraus, daß

die Extrapolation der von uns gemessenen Aufheiz­raten auf volle Leistung des Reaktors von 10 MW mit einer Unsicherheit von 5% verbunden ist.

Betrachten wir das Verhältnis der gemessenen Auf­heizraten relativ zu der Aufheizrate im 2V8-Kanal,

J-LV/min 150

50

0/ / 0/ ~

/ ~

V 0'l o = Graphit

/, " o =Magnesium )//"/ • = Polyäthylen J ff D.= „ IT

10

0 10 50 700

~et.-750 mW

Diagramm 1. Kalorimeter-Eichung, zeitlicher Anstieg der Probentemperatur ß V/ LJ t • in Abhängigkeit von der elektrischen Aufheizrate Q01

2.----~~~~~~~~~~~~~~~----,

µV/min

o = Magnesium 0 =Graphit "' = Po!yiifhylen I und U

o -7 -5 -10 JLV L1VMp-

Diagramm 2. Zeitlicher Anstieg der Probeutemperatur ßV/ßt bei Abweichung von der Adiabasie um ßVMp••

"'= 0,1 MW Reaklor-Nennleislung o= 7 MW

Diagramm 3. Nukleare Aufheizrate von Graphit io und thermischer Neutronenfluß !l>th pro Watt Reaktorleistung im 2V8-Kanal

Position: x = 1200 mm als Funktion des Abstandes von der Vertikalachse des Reaktors, so ergibt sich für unsere Stoffe Magnesium, Graphit und Polyäthylen gleiches Verhalten. Alle Aufheizraten werden unge-

* LJV/LJt=e·LJT/Llt (Thermokraft des Thermoelementes e =40µV/°C).

** LJ1'111P = e ·(TM - Tp), e =Thermokraft des Thermo­elementes, TM und Tp = Temperaturen des Mantels und der Probe.

304 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen Nukleonik

i 0,1

~ <> x X= 650mm

t • x=800mm " x=7000mm

Kernmitte = 1101/-mm. 1 a x=T200mm ' 0 X=1f/.OOmm "' ~ §5

2V8 Wt f/.VGr.1

so 100 750 2oocm Abstand von der Vertikalochse des Reaktors-­

Diagramm 4. Radiale Abhängigkeit der relativen Aufheizrate von Graphit (q)o/(q)c, 2vs, x=l200 in verschiedenen Horizontalebenen

0,1

~ 15 x x = 6'50mm

t • x = 800mm D. X =TOOOmm

Kernmitte =170'+ mm

l a x =!ZOO mm o x=fll.OOmm

~ ~

2V8"° LIVI LIVGr.1 0,001~,---~-,------'--,------"1"---'

50 700 750 2oocm Abstand von der Verlika'/achse des Reaktors --­

Diagramm 5. Radiale Abhängigkeit der relativen Gammaaufheizrate qy/(qy)2vs,x=1200 in verschiedenen Horizontalebenen

(Cr,x = qy/(qy)2V8,x=l200)

fähr bei gleichem radialen Abstand von etwa 195 bis 200 cm um den Faktor 1000 geschwächt. Damit scheint eine örtliche Extrapolation wie im Dia­gramm 4 für Graphit durchgeführt - ebenfalls ge­rechtfertigt zu sein.

Bevor wir auf diesen Sachverhalt weiter eingehen, wollen wir die Bestimmung der Neutronen- und

Gammaaufheizraten aus den gemessenen Aufheizraten mit Hilfe des Gleichungssystems (2.111) durchführen. Wir benötigen dazu die Quotientenausdrücke (2.112) und (2.113). Die Berechnung der Quotienten führen wir zunächst mit vereinfachten Annahmen über das Neutronen- und vor allem Gammaspektrum durch, d. h. wir nehmen an:

0,7

~ -g x x= 650mm

r • x= 800mm " x=7000mm

Kemmitle =ttOf/. mm 1 ° x=12oomm + o x =14'00mm

"' ~ "' 2V8"" f/.VT f/.VGr.1

O,OOf L..J.~---'-~----'---,---'---~~--r-" so 100 150 2oocm Abstand von der Vertikal1Jchse des Reaktars­

Diagramm. 6. Radiale Abhängigkeit der relativen Neutronenaufheizrate in/(q°,.)2vs,x=l200 in verschiedenen Horizontalebenen

(Dr,x = in/(qnJ2VB,z=l200)

L/O

i 2

~ 30~ .i§_ ·~ ~ \;;:'.....

-20

2V8-l<anal 47 Reaktor-Nennleistung= 1 MW

1 1 1 1 1 0 0

800 900 1000 1100 7200 1300 71/.00 !500mm oben-Kern'mitte-unlen X -

Diagramm 7. Thermischer Neutronenfluß <lith, epithermischer Neutronen­fluß pro lnE-lntervall !Ziep!. Neutronenaufheizrate von Graphit (qn)c und

Gammaaufheizrate von Graphit (qy)c im 2V8-Kanal

1. Das Neutronenspektrum ist nicht ortsabhängig und ergibt sich aus der Moderation von Spaltneutronen in Schwerwasser (keine Berücksichtigung der Diffu­sion).

2. Das Gammaspektrum ist ebenfalls nicht orts­abhängig und kann durch eine Gammastrahlung mit einer mittleren Energie von 2 MeV approximiert wer­den.

Band 7, Heft 6 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen 305

'u 'u "'

"':X ~t 's oP ' t.J

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\ 0 .s ' \ j2 \,r/>epi

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' ~ 5l \ \ '0. -e.: b 1/-

0,05 11V1-Kana/ 3

Rt>a/dor-Nennleisfung= ! MW 2

0,03 o,o2 o-5-'o'-o--6.-'-so--B,--'o-0_9.c..00~1--'00-0-,-1-1-po--!2--'o'"'o-,.J~o-o-1-11'-oo-,5~0,-!oCl-m~ni

aben-Kernmiffe-unten X -Diagramm 8. Thermischer Neutronenfluß <Pth, epithermischer Neutronen­fluß pro lnE-Intervall <Pep!. Neutronenaufheizrate von Graphit (qn)o und

Gammaaufheizrate von Graphit (qy)o im 4Vl-Kanal

~ ?: ~

0,03

t 0,02

~ -~ -..:::..

0,01

0,002

'u ~---------------------..,~ -}!: ?: s 0,8 t 0,7 l.J

~ 0,6~

0,5

43

0,2

l/.V Gr !-Kanal Reaklor-Nerm!eislung= 1 MW

's :::t.J

~ X

5

2

0 41500 800 900 !000 !100 7200 !JOO 7'100 1500mm

o6en-Kernthil!e-untm X -Diagramm 9. Thermischer Neutronenfluß <l>th, Neutronenaufheizrate von Graphit (qn)o und Gammaaufheizrate von Graphit (q~)o im 4VGr1-Kanal

650

Tabelle 1. Relativer Fehler der halbempirisch bestimmten totalen Aitfheizrate (q„+ qn) zur gemessenen Aufheizrate (qexp) bei ver­schiedenen Gammaspektren in der M eßposition x = 1200 mm

Kanal Moderator

Gammaspektrum'

1 2V8

Schwerwasser 1-1 _r_I_I __ I _II_I_I -IV-

4Vl Schwerwasser

4V Grl Graphit ----------------- - --- -~-----~-- ---

1 II 1 III 1 IV I ! II 1 III 1 I IV

L1 q ( tlexp )Magnesium'

(%) 1,74 2,05 2,38 3,61 -1,72 -1,20 -1,05 0,20 -0,16 0,601 0,51 I 1,77

( L1 q qexp ) Graphit 1

( % ) - 1,69 - 1,98 - 2,36 - 3,67 1,82 1,28 1,14 -0,22 0,15 - 0,64 - 0,54 -1,90

L1 q ( qexp )Polyäthylen'

(%) 0,06 0,07 0,09 0,14 - 0,06 - 0,06 - 0,05 0,01 -0,01 0,03 0,03 0,09

( L1 • 2

L: -;--9---). i qexp i

Stoff

( L1 • 2

2: L: ---.--L) j i qexp j,i

Kanal Stoff

5,89 8,13 11,24 26,52

12,21 11,98 14,19 33,36

6,27 3,08 2,40 0,09 0,05 0,77 0,55 6,75

1 L1 q = tly + <Zn - <fexp • 2 Spektrum I: Gammaquanten mit einer Energie von 1 MeV.

Spektrum III: Gammaquanten mit einer Energie von 2 MeV. Spektrum IV: Gammaquanten mit einer Energie von 3 MeV.

Spektrum II: Energiegruppe

Kanal lMeV 2MeV

1 3MeV

2V8 13163,0 2735,0 1

629,0 4Vl 293,0 105,0 39,0 4VGrl 10,8 7,8

1

3,5

( Gammafluß in relativen Einheiten, berechnet für die Position x = 1200 mm aus den Gammaquellen des Kerns nach ROCKWELL [15].)

In Anhang 3 sind die Quotienten für diesen Fall berechnet. Die Korrekturterme (<ikor) in (2.111) sind für unsere Stoffe Magnesium, Graphit und Polyäthylen gleich Null. Damit ist das Gleichungssystem (2.111) bestimmt und lösbar nach der Methode der kleinsten Fehlerquadrate. Die sich ergebenden Neutronen- und Gammaaufheizraten in den einzelnen Meßpositionen der Kanäle sind in den Diagrammen 5-9 dargestellt. Die Übereinstimmung der Werte ist derart, daß die Aufheizrate eines unbekannten Stoffes hieraus mit einer Genauigkeit von etwa 10 % angegeben werden kann. Ein diesbezügliches Beispiel ist in Anhang 4 durchgerechnet.

Im folgenden wollen wir den Einfluß auf die halb­empirisch bestimmten Neutronen- und Gammaauf­heizraten der Stoffe Magnesium, Graphit und Poly­äthylen bei geänderten Annahmen über die Neu­tronen- und Gammaspektren erörtern. Da die Neu­tronenaufheizrate klein gegenüber der Gammaaufheiz­rate ist und das um so mehr, je weiter wir uns vom Kern entfernen, wird das Gammaspektrum die Kon­sistenz des Gleichungssystems (2.111) in erster Linie bestimmen. Die Überprüfung der Konsistenz von (2.111) haben wir für 4 verschiedene Gammaspektren mit nicht geänderten Annahmen über das Neutronen­spektrum durchgeführt. Die Ergebnisse sind in Ta-

306 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen Nukleonik

belle 1 für den Meßpunkt x = 1200 mm zusammen­gestellt. Aus der Tabelle 1 ist zu entnehmen, daß im Schwerwasser-Reflektor sich das Gammaspektrum, wie man erwartet, vom Reaktorkern weg verhärtet. Wir erhalten im 2 V 8-Kanal eine effektive Gamma­strahlung von 1 MeV und im 4 VI-Kanal eine effektive Gammastrahlung von 3 MeV. Im Graphit-Reflektor hingegen deutet das Konsistenzverhalten auf eine weiche Gammastrahlung mit einer mittleren Energie von 1 MeV hin. (Diese Aussage bleibt selbst bei Variation der gemessenen Aufheizraten um 5 % er­halten. Es folgt daraus, daß die niedere Energie der Gammastrahlung im Graphit-Reflektor sich nicht als Fehler der Messung oder des Auswerte-Verfahrens deuten läßt.)

Ein Vergleich der halbempirisch bestimmten Neu­tronenaufheizraten mit theoretischen Werten, die sich auf Grund des angenommenen Neutronenspektrums ergeben - s. Anhang 5 und die Diagramme 7-9 -, zeigt, daß eine Ortsabhängigkeit des Neutronenspek­trums vorliegt. Wir haben Betrachtungen mit orts­abhängigen Neutronenspektren jedoch nicht mehr durchgeführt, da die Aussagen auf Grund der vor­liegenden Messungen zu unsicher werden. Es ist zu erwarten, daß sich die Aufheizraten nicht wesentlich ändern.

Die bisherigen Messungen sind am Anfang eines Reaktorzyklus mit sauberem Reaktorkern durch­geführt. Wir beabsichtigen, einen Teil der Messungen am Ende eines Reaktorzyklus zu wiederholen, da bei zunehmendem Grad der Vergiftung des Kernes mit einem Anwachsen der Aufheizraten von 10 bis 20 % zu rechnen sein wird.

Die Arbeiten wurden im Auftrag des Zentralinstituts für Reaktorexperimente in Zusammenarbeit mit der Zentral­abteilung Forschungsreaktoren der Kernforschungsanlage Jülich durchgeführt. Den Herren Professor M. PoLLERMANN und Dr. J. FASSBENDER danke ich herzlich für ihr förderndes Interesse an dieser Arbeit, den Herren Dipl.-Physiker BINKELE und Ingenieur FRENTZEN für ihre Mitarbeit bei der Vorberei­tung und Durchführung der Untersuchungen, sowie Herrn Dr. SCHNEIDER für die Sondenaktivierung und deren Aus­wertung.

Literatur: [1] GuNN, S.: Nuclear Instr. and Meth. 29, Sept. (1964). - [2] ANDERSON, A.R., and R.I. WAITE: Energy absorption from reactor radiation in the heavy water moderated reactors DIDO and PLUTO. AERE-C/R 2713. -[3] CONSTANTINE, G., and I. NEEDHAM: Nuclear-Heating Me­asurements in Reactors. AERE-R 4368. - [4] RrcHARD­SON, D.M.: Calorimetric measurements of energy absorption in X 10. ORNL 129. - [5] LEWIS, B.: Nuclear Sei. and Eng. 18 (1964). - [6] PRAVDYNK, N.: Reactor Sei. and Technol.l'i(1963).-[7]MILLIES,P., I. BERGER et G.NAUDET: Energie calorifique d'orgine nucleaire degagee dans !es ma­teriaux non fissiles. CEA 2172. - [8] GoER, J., P. MAs, P. ScrnRs et Y. DROULERS: Dosimetrie du rayonnement com­plexe de pile par une technique calorimetrique. CEA-R 2443 und CEA 2217. - [9] WERZ, R.: Nukleonik 6, H. 1 (1964). -[10] SCHILLING, W.: Kerntechnik 4, H. 1 (1962). - [11] SALANDER, C.: Atomkernenergie 12 (1963). - [12] WEIN­BERG, A., and E. WmNER: The Physical Theory of Neutron Chain Reactors, 2. Aufl., S. 444--447. Chicago: Chicago Univ. Press 1959. - [13] ETHERINGTON, H.: Nuclear Engineering Handbook. New York: McGraw Hili 1958. - [14] HuGHES, D.J.: Neutron Cross-Sections. BNL 325. - [15] RocKWELL III, TH.: Reactor Shielding Design Manual, 1. Aufl., S. 360 u. 412-413. New York: van Nostrand 1956. - [16] BLIZARD, E.: Reactor Handbook, 2nd edit., vol. III, part B, Shie!ding. New York: Interscience Publishers 1962. - [17] RICHARDS, P.I., and B.A. RUBIN: Nucleonics 6, 42 (1950). - [18] GLEN­DENIN, L.E.: Nucleonics 2, 12 (1948).

Anhang 1 Tabelle 2

Energiegruppe (MeV) 1

0-1 1-2 2-3 3-5

1 Massen-Absorptionskoeffizientµ (cm-1). . 1

0,227 0,135 0,106 0,084 1 Energie-Absorptionskoeffizient µa (cm-1). 0,077 0,067 0,058 0,052 1 (x · E)y-Einfnng (MeV). 1,18 1,15 1,72 2,48 2 (x · E)y-Zerfall (MeV). 1,78 2• 3 (X • E)ß-Zcrfnll (MeV). 0,95 4 py-Einfang 0,038 0,033 0,029 0,026 4 Pv-Zcrfall . 0,033 5 Pß-Zerfnll . 0,896

(x · p · E)y-Einfang 0,045 0,038 0,050 0,064 (x • p · E)y-Zcrfall 0,059 (x • p · E)ß-Zerfall 0,851

1 Werte aus Referenz [16]. 2 Xß-Zerfall = Xy-Zerfall = 1, sobald sich das Gleichgewicht des Radioisotops ausgebildet hat. 3 Angegeben ist die mittlere ß-Energie: Ep = 0,33 · Ep max (Ep max= 2,85 MeV).

5-7 7-9

0,071 0,065 0,049 0,048 1,14 1,52

0,024 0,024

0,027 0,036

4 Wir setzen an: p = _µa_ ·Aprobe = µa ·AKugel, die Absorptionswahrscheinlichkeit der Probe (Ap) wird gleich der Absorp-µ µ

tionswahrscheinli~hkeit einer Ku~el mit gleichem Voll!-me": (Ax) gesetzt. Bei der Annahme, daß die Schwächung der Gamma­Strahlung nach emem Exponentialgesetz erfolgt, erg1bt s10h für AKugel:

A 1 15 !1

2d 11 -µR(xy+f1-y•(1-x•)) d

Kugel = - , · y y · e • x. 0 -1

Diese Funktion kann für kleine Werte von µR~ 1 entwickelt werden, es wird: AKugei=0,691iR, (R=0,72 cm für unsere Probe). 5 Wir setzen an:

erzeugte ß's - austretende ß's Kugelvolumen - F · d · Kugeloberfläche 3. d · F p = ------- ----------- = -1 erzeugteß's Kugelvolumen - - -R--

(d =Reichweite der ß-Strahlung, R =Kugelradius, F = Entkommwahrscheinlichkeit der ß-Strahlung). Wir rechnen mit: F = 1/6 nach Referenz [17]; d = 0,15 cm nach Referenz [18].

Banc1 7, Heft 6 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen 307

Berechnung der in Aluminium absorbierten Energie (LIE)

von der Reaktion Al27 (n,y) Al2S' ~ Si2s

(Dimensionen der Al-Probe entsprechen einer Kalo­rimeterpro be, 0 =l cm, l=2 cm)

Die pro Reaktion absorbierte Energie (LIE) setzt sich aus 3 Beiträgen zusammen. Den ersten Beitrag liefert die Einfang-Gammastrahlung, den zweiten und dritten die Gamma- bzw. Betastrahlung des zerfallen­den Radioisotops. Wir erhalten somit bei Aufspaltung in einzelne Energieintervalle:

LIE= E(x · p · E)y-Einfang+ E (x · p · E}y-Zerfan+ } (I) + E (x · P · E)ß-Zerfall •

E = mittlere Teilchen-Energie im betrachteten Ener­gieintervall,

x = Häufigkeitswahrscheinlichkeit eines Teilchens pro Reaktion im betrachteten Energieintervall,

p =Energie-Absorptionswahrscheinlichkeit eines Teil­chens bezogen auf die Probe im betrachteten Energieintervall.

Mit den Zahlenwerten aus Tabelle 2 erhalten wir nach (I) für unsereAluminium-Probe eine absorbierte Energie von :

EA1 =1,171 MeV pro Reaktion.

Hiermit ergibt sich bei einer Reaktor-Nennleistung von 1 MW im 2 V 8-Kanal, Position x = 1200 nach GI. (1.112) eine Aufheizrate von:

hor = 13,6 m W/ gr

(<Pth = 1,55 · 1013 cm-2 sek-1 , O"AI = 0,21 barn).

Anhang 2 Tabelle 3. N ukloore Aufheizrate q und thermischer N eutronenfluß <Pth in Vertikalkanälen des Reaktors F RJ 2 (Meßwerte)

Reaktor-Nennleistung: 1 MW, Stellung der Grobkontrollarme: 10,6 bis 13,5°

Kalorimeter Magnesium Graphit

1

Kanal 2V8 4Vl 4VGrl 2V8 4Vl 1

Polyäthylen 1

1 1 1 4VGrl --2V8--l-~v~--i-;VGr-l ---~v~-1 ---~~l_l _4_VG-;~-

1 ---·---------~- - -Nukl A fheizrate q ( W/gr) - 1 Th.;;:;;;ischer N~~t;~;~~fluß ~U: Ortskoordinate

x(mm)' eare u m x 1011 (cm-• sek-1 )

500 8,21 2,63 0,463 7,98 2,65 0,498 10,5 3,58 0,703 22,0 10,0 2,85 650 14,3 3,73 0,616 14,6 3,68 0,646 19,9 5,06 0,896 53,6 14,4 3,55 800 27,3 4,90 0,747 28,5 4,81 0,779 43,7 6,65 1,08 85,6 19,3 4,30 900 38,5 5,68 0,815 39,6 5,51 0,833 63,4 7,74 1,15 109 26,2 4,55

1000 46,5 6,23 0,861 48,9 6,16 0,870 81,3 8,66 1,20 131 31,0 5,06 1100 51,8 6,54 0,889 55,9 6,42 0,902 93,5 9,10 1,23 149 33,5 5,26 1200 52,1 6,55 0,904 56,7 6,52 0,926 94,4 9,29 1,24 155 35,3 5,39 1300 48,3 6,30 0,911 51,2 6,24 0,927 85,9 8,88 1,23 148 32,6 5,36 1400 38,3 5,91 0,897 41,1 5,86

1

0,912 64,5 8,23 1,21 133 29,7 1

5,18 1500 26,2 - 0,833 27,9 - 0,857 40,9 - 1,15 112 -

1

4,92 1 Der Nullpunkt der Ortskoordinate liegt im Abstand von 1104 mm oberhalb der horizontalen Mittelebene des Reaktors. Der Meßfehler der Aufheizrate beträgt 3% bezogen auf die Nennleistung des Reaktors. Der Absolutfehler des thermischen

Neutronenflusses beträgt 5%.

Anhang 3

Berechnung der Quotienten des Gleichungssystems (2.111)

A. Quotient der Gammaaufheizraten (2.112)

Wir ersetzen die Kerngammastrahlung durch eine effektive Gammastrahlung von 2 MeV. Damit ver­einfacht sich Gl. (2.112) zu:

(qy)i (µa/e)~MeV -(q~)~ = (µaMiMeV .

Tabelle 4. Quotienten des Gleichungssystems (2.111) Bezugsstoff: Graphit

_JixL (q(n, n)eJ)

Stoff (qy )Graphit (q(n, n)el)Graphit

(G) (N)

H 1,970 68,56 D 0,985 20,06 Be 0,886 2,02 c 1,000 1,00 N 1,004 0,66 0 1,004 0,67 Mg 1,000 0,36 Al 0,979 0,28 Fe 0,975 0,08 Cn 0,96<; 0,07 Pb 1,236 0,01

Dieser Quotient ist für einzelne Stoffe in Tabelle 4 angegeben. (Der Energieabsorptionskoeffizient µa ist

'u N~ 'i= u

' > "' 'o :L

707 "' V>

t N

706 - 'i= Mi= Ü M

701 i= ~ la5 - ~ % ~

-:0:: -!::: ~ !Oij - ~ ~ ~

~ tj

703 700 ~ 2

dr/; 2 "'-- 2 "'--'&ll<.J 70 - at ~I~ "\::! "\::!

707 - i...i 70-I

700 -

70-7 -

70-7 70-6 10-5 70-q 70-3 70-Z 70- 1 70° 70 1MeV E-

magramm 10. Die Funktionen d<l>/dE und E · d<l>/dE in Abhängigkeit von der Neutronenenergie E

308 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen Nukleonik

aus ETHERINGTON [13] entnommen; für Deuterium wurde angenommen, daß der Wirkungsquerschnitt gleich dem von Wasserstoff ist.}

B. Quotient der Neutronenaufheizraten (2.ll3)

Für den Fall der Moderation von Spaltneutronen in Schwerwasser ist von WEINBERG und WIGNER [12] die Stoßzahldichte F (collision density) angegeben. Hieraus wurde das Neutronenspektrum nach der

Gleichung :: = E~ E berechnet. Mit Verwendung

der Neutronenwirkungsquerschnitte von HuGHES [14] ergeben sich die in Diagramm 10 dargestellten Funk-

• d<I> dl[J t10nen -dE und E · dE. Die mit diesem Spektrum

ermittelten Quotienten der Neutronenaufheizrate sind für einzelne Stoffe in Tabelle 4 angeführt.

Anhang 4

Berechnung der Aufheizrate eines unbekannten Stoffes

Wir führen die Berechnung der Aufheizrate für folgenden Fall durch:

1. Stoff: Wasser 2. Bestrahlungsort: Horizontalkanal H 10, Pro­

benabstand von der Kernstirnfläche des Ka­nals: 10 cm (entspricht einem Abstand von der vertikalen Reaktorachse von r = 66,8 cm und von x = ll04 mm).

3. Reaktor-Nennleistung: L =10 MW (entspricht einem thermischen Neutronenfluß im 2V8-Kanal, Position x = 1200 mm von <l>th = 1,55. 1014 cm-2 sek-1).

Wir setzen an:

l · _ 2 · AH · tlH . Ao · fo ) . qH,o- 2·~H+Ao _+-2~A.H+Ao

=XHqH+Xofö· (IV.l)

Die Indizes H, 0 beziehen sich auf die Elemente Was­serstoff und Sauerstoff.

(A)H,O =Atomgewicht von Wasserstoff bzw. Sauer­stoff,

(X)H,o =Gewichtsanteil von H bzw. 0 der Verbin­dung H20.

2. Nach GI. (2.l}:

q=qy+qn+tiKor· 3. Proportionalität:

?J.2 L2 l[Jth 2 q; = I,-;_ = (])th ;- •

4.

(IV.2)

(IV.3)

(IV.4a)

(IV.4b}

Der Index j bezieht sich auf den Stoff, z.B.: Wasser­stoff. Der Index C bezieht sich auf den Stoff Graphit.

Die Quotienten G und N sind aus Tabelle 4 zu entnehmen.

5 (' ) _ (qy)r,x • ) · qy r,x- (qy);Vs~x=i2~ · (qy)2vs, x=1200 (IV.5a)

= C · (qy)2v s, x=1200,

(q• ) _ (iznlr,x (. ) ) n r,x- (tinhVs,x=1200 . qn 2VS, x=1200 (IV.5b)

=D · (</n)2vs, x=1200 ·

Die Indizes r und x beziehen sich auf den Bestrah­lungsort. Die Konstanten C und D sind den Dia­grammen 5 und 6 zu entnehmen.

Mit den Ausdrücken (IV.1-5) wird die Aufheizrate von Wasser in (mW/gr) explizit:

qH.o=52,l·L·C,,x·(XHGH+XoGo)+ l +XH · (</Kor)H+3,28 ·L· D,,xX (IV.6)

X (XnNH+XoNo)+Xo · (qKor)o·

Hierbei ist die Reaktor-Nennleistung L in MW einzu­setzen (der Nennleistung l MW entspricht in Position x = 1200 mm des 2V8-Kanals ein thermischer Neu­tronenfluß von <l>th = 1,55 . 1013 cm -2 sek-1).

Die Terme (</Kor )n und (qKor )0 sind analog dem Rechenbeispiel von Anhang (l) zu bestimmen.

In unserem betrachteten Fall erhalten wir nume­risch nach (IV.6) für die Aufheizrate von Wasser:

qH,O = 52,l X 10 X0,325X(0,ll2X1,97 +0,888 X

X l,004)+0,ll2 x0+3,28 XlO x0,214 X

X (O,ll2 X68,6 +0,888 x0,67) +0,888 xO

=246mW/gr.

Anhang 5 Theoretische Neutronenaufheizraten

Die Neutronenaufheizrate von Graphit [GI. (1.111)] wurde berechnet zu:

(qn)a, <Pt= 0,93 · 10-11 • <1>1 (m W/gr), (V.l)

<1>1 =schneller Neutronenfluß oberhalb l MeV in (cm-2 sek-1)

und (qn}O,<Pepi= 1,06 · 10-11 • <I>epi (mW/gr), (V.2)

<l>epi = epithermischer Neutronenfluß pro lnE-Inter­vall in (cm-2 sek-1).

Die Gln. (V.l) und (V.2) ergeben sich bei Verwen­dung des angenommenen Neutronenspektrums (Dia­gramm 10) mit den Zahlenwerten:

Spaltenergie: E sp = 193 MeV pro Spaltung, Anzahl erzeugter Neutronen: 'JI =2,46 Neutronen

pro Spaltung, Reaktorvolumen: V = 3,54 . 10s cma. Der gemessene epithermische Neutronenfluß wird

in GI. (V.2) dem Lethargie-Intervall von 2,65 bis 7,21 eV zugeordnet (Mittelwert der Energie E = 4,9 e V = Haupt-Resonanzenergie der verwendeten Gold-Sonden).

In Tabelle 5 sind die nach Gln. (V.l) und (V.2) berechneten Neutronenaufheizraten von Graphit und die halbempirisch bestimmten Neutronenaufheizraten von Graphit zusammengestellt. Ein Vergleich dieser Aufheizraten zeigt (s. Tabelle 5, die zwei letzten Spalten):

1. Die Neutronenaufheizrate ist in Kernnähe (2V8-Kanal) proportional dem epithermischen Fluß. Di~se Proportionalität wird um so schlechter, je weiter der Bestrahlungsort vom Kern entfernt liegt.

Band 7, Heft 6 H.J. LEYERS: Neutronen- und Gamma-Aufheizung in Experimentierkanälen 309

2. Die Berechnung der Neutronenaufheizrate auf Grund des schnellen Flusses ergibt eine bessere quan­titative Übereinstimmung mit den halbempirisch be-

stimmten Neutronenaufheizraten. Die Abweichungen der Werte müssen zum Teil durch die Ortsabhängigkeit des Neutronenspektrums erklärt werden.

Tabelle 5. Theoretische und halbemrJ'irisch bestimmte Neutronenaufheizraten von Graphit in den Vertikalkanälen 2V8 und 4V1 Reaktor-Nennleistung: 1 MW

1

Position x

1

<Pt l

1

ll>epi 2 (q„)q,,• ' (q„)!Pepl 4 i (q„)h.emp'

1

(qnl<I>t (qn)<I>epi Kanal 1 (mm) x 10" (cm·• sek-1 ) x 1010 (cm-• sek-1) (mW/gr) i (mW/gr)

1

(mW/gr) (qn)h.emp (qn)h.emp 1

1

1

2VS 650 0,55 1

5,6 0,51 1

0,59 0,35 1,46 1,69 800 1,74

1

17,8 '

1,62 1,89 1,20 1,35 1,58 900 2,08 29,8 1,93 3,16 1,90 1,02 1,66

1000 3,36 42,7 3,12 4,53 2,72 1,15 1

1,66 1100 3,74 53,3 3,48 5,65 3,25 1,07 1,74 1200 4,70 55,5 4,37 5,88 3,28 1,33 1,79 1300 2,89 49,5 ! 2,69 5,25 2,94 0,91 1,79

4Vl 800 - 0,31 - 0,033 0,11 - 0,30 900 - 0,57 1 - 0,060 0,14 1 - 0,43

1000 0,26 0,76 1

0,24 0,081 0,16 1,50 0,51 1100

1 - ' 0,93 !

- 0,099 0,17 - 0,58 1200 J

1

0,86 - 0,091 0,18 ! 0,51 -'

-1300 i - 0,65 1 - 0,069 0,17 ! - 0,41 1400 ! - 0,41

1

- i 0,043 0,15 i - 0,29 1 Der relative Fehler des schnellen Neutronenflusses oberhalb 1 MeV (<1>1) beträgt 10% (<1>1 gemessen mit AI-Sonden) .. 2 Der relative Fehler des epithermischenNeutronenflusses pro lnE-Intervall ( <l>epi) beträgt 10% ( <Pepi gemessen mit Au-Sonden) 3 Neutronenaufheizrate von Graphit (q11)<1>1 berechnet nach GI. (V.l). 4 Neutronenaufheizrate von Graphit (q11)<tlepl berechnet nach GI. (V.2). 5 Neutronenaufheizrate von Graphit (q11)h.emp, halbempirische Werte aus den Diagrammen 7 und 8 entnommen.

Anschrift: Dr. H.J. LEYERS Keruforschungsanlage Jülich Zentralinstitut für Reaktorexperimente 517 Jülich

Druck der Universität.sdruckerei H. Stürtz AG., Würzburg