neutronenfluxen

Neutronenfluxen bezeichnet die Stärke des Neutronenstroms durch eine bestimmte Flächeneinheit pro Zeiteinheit. Formal lässt sich der Flux als phi = dN/(dA dt) ausdrücken und wird typischerweise in Neutronen pro Quadratzentimeter und Sekunde angegeben (n cm^-2 s^-1). Der Flux ist energiespektral: thermische Neutronen, epithermale und schnelle Neutronen unterscheiden sich durch ihre mittlere Energie, und der Gesamtflux ist das energiedependente Integral phi(E) dE.

Er bestimmt die Rate kernphysikalischer Reaktionen in Materialien. Die lokale Reaktionsrate R ist etwa R = phi * sigma * N, wobei sigma der Reaktionsquerschnitt ist und N die Anzahl Kerne. Die räumliche Verteilung des Flusses wird durch Transport- oder Diffusionstheorie beschrieben; in Kernreaktoren ergibt sich durch das Eigenwertproblem k_eff eine stationäre Flussverteilung im Reaktorkern. Hochleistungssysteme weisen komplexe Flussfelder auf, die durch Brennstoffgeometrie, Moderation und Steuerungselemente geprägt sind.

Messung und Anwendungen: Neutronenfluxe werden mit Detektoren wie Fission Chambers, Aktivierungsfolien, He-3- oder BF3-Zählern, Self-Powered Neutron Detectors und Bonner-Sphären gemessen. Spektral zerlegt, liefert phi(E) Informationen über thermische, epithermale und schnelle Anteile. Anwendungen umfassen Brennstoffprüfung, Neutronenaktivierungsanalyse, Materialforschung sowie Dosimetrie und Strahlenschutz.

Schutz und Materialeffekte: Im Schutz- und Abschirmungsdesign nimmt der Flux mit der Tiefe ab und wird zur Begrenzung von Dosis, Aktivierung und Materialschäden berücksichtigt. Neutronenflux führt zu Materialreaktionen wie Displacements per atom sowie Transmutationen und beeinflusst Langzeitstabilität und Lebensdauer von Bauteilen.