Neutronenfluss

Neutronenfluss bezeichnet die Bewegung und Verteilung von Neutronen in einem Medium. Er beschreibt die Zahl der Neutronen, die eine Einheitsfläche senkrecht zur Flussrichtung pro Zeiteinheit passiert. In der Praxis wird häufig die Flussdichte φ beschrieben, gemessen in Neutronen pro Quadratzentimeter und Sekunde (n cm^-2 s^-1). Er ist eine skalare Größe, wenn Richtungen und Energien integriert werden; der Neutronenstrom J ist ein Vektor, der Richtung und Größe des Transports angibt. Die zeitlich integrierte Größe heißt Fluenz Φ und beschreibt die Gesamtzahl der Neutronen, die in einem bestimmten Zeitraum durch eine Fläche hindurchgegangen sind.

Die Neutronenflüsse hängen stark von der Energie der Neutronen ab. Man unterscheidet typischerweise zwischen thermischen Neutronen (E rund 0,025 eV) und schnellen Neutronen (MeV-Bereich). In Kernreaktoren sorgt die Moderation oft dafür, dass Neutronen thermisch werden und damit eine höhere Wahrscheinlichkeit für Fissionsreaktionen mit bestimmten Brennstoffen besitzen. Die Reaktionsrate R für eine zielabhängige Reaktion ergibt sich aus R = ∫ φ(E) Σ_r(E) dE, wobei Σ_r die mikroskopische Wirkungsquerschnittskurve der Reaktion ist.

Physikalisch lässt sich der Neutronenfluss durch die Diffusionsgleichung beschreiben. Im stationären Zustand gilt -D ∇^2 φ + Σ_a φ = S, wobei D der Diffusionskoeffizient, Σ_a die makroskopische Absorptionsquerschnittsfläche und S eine äußere Quelle ist. Diese Gleichung spiegelt wider, wie Materialeigenschaften, Geometrie und Quellen den Fluss bestimmen.

Anwendungen des Neutronenflusses finden sich in der Kerntechnik und im Strahlenschutz. Er bestimmt die Leistungsabgabe eines Kernkraftwerks, beeinflusst Brennstoffanordnung und Regelstabpositionen und dient zur Planung von Abschirmungen. Messungen erfolgen mit Detektoren wie Proportionalzählern, Fission Chambers oder He-3-Detektoren; Simulationen nutzen Monte-Carlo- oder deterministische Methoden mit umfangreichen Kerndatenbibliotheken.