Im folgenden werden Neutronenmultiplikationsfaktoren der bereits beschriebenen thermischen Anordnung verglichen mit reinem Natururan und reinem Thorium als Neutronenmultiplikator.
Bei Verwendung der reinen Metalle wird von Neutronen aus Deuterium-Deuterium-Fusion ausgegangen, während bei der Verwendung der wässrigen Lösung von thermischen Neutronen ausgegangen wird.
Entscheidend für den Multiplikationsfaktor ist die Zahl der gespaltenen Uranatome und die Anzahl der absorbierten Neutronen. Die Anzahl der freiwerdenden Neutronen pro Spaltung hängt von der Geschwindigkeit der Neutronen ab. Für thermische Spaltungen wird hier von 2,1 Neutronen pro Spaltung ausgegangen, bei schnellen Spaltungen von 2,5 Neutronen pro Spaltung.
Mit dem bereits auf Femoral veröffentlichten Script zur Berechnung des Neutroneneinfangs können die genannten Parameter abgeschätzt werden. Die Dichte stellt hierbei die Dichte des entsprechenden Nuklides dar. Die übrigen Substanzen in der Lösung werden vernachlässigt.
Berechnungen
Th-232
1 cm Schicht
--xsection=0.15 --mass=232 --density=11.74 --neutrons=1000 --diameter=10
0.456 %
Da der Neutroneneinfang vernachlässigbar gering ist, ergibt sich eine Neutronenbilanz von
0,456%* 2,5 => + 1,14%
U-238
1 cm Schicht
--xsection=0.7 --mass=238 --density=19.16 --neutrons=1000 --diameter=10
3.3363 %
Für die Absorption (zu U-239) gibt es eine vergleichbare Reaktionsrate. Es ergibt sich eine Neutronenbilanz von
(3,3363%*2,5)-(3,3363%) = +5%
Natururan Lösung
Abschätzung: Vorausgesetzt wird die Verwendung einer gesättigten Lösung von Uranylsulfat in schwerem Wasser. Für die Abschätzung wurde hier von vollständig thermischen Neutronen ausgegangen (unrealistische Annahme).
# Parameter: U-235 Spaltung
--xsection=580 --mass=235 --density=0.001925 --neutrons=1000 --diameter=10
0.2857 %
# Parameter: U-238 Absorption
--xsection=2.7 --mass=238 --density=0.2730750 --neutrons=1000 --diameter=10
0.1864 %
# Parameter: U-235 Absorption
--xsection=100 --mass=235 --density=0.001925 --neutrons=1000 --diameter=10
0.0493 %
Die Summe der Absorptionen beträgt 0,2357% der Neutronen, während ca. 0.2857% der Neutronen zu einer Spaltung führen.
Es ergibt sich ein Neutronenüberschuss nach folgender Rechnung:
(0.2857%*2.1)-(0.2357%+0.2857%) = 0.07857%
Ergebnisse
Spannend ist, dass der Neutronenzugewinn pro Spaltstoffmenge so ähnlich ist. Hinzuzufügen ist, dass die Natururanlösung als Neutronenmultiplikator zwar voluminöser, jedoch deutlich besser skalierbar ist.
Bekannte Fehlerquellen
- Wirkungsquerschnitte nicht genau bekannt, grobe Werte stammen aus Diagrammen
- Streuung wurde konsequent ignoriert
- Es wurde jeweils ein unendlich schmalbandiges Neutronenspektrum betrachtet
- Spaltung von U-235 im “schnellen” Szenario wurde ignoriert
- Spaltung von U-238 im “thermischen” Szenario wurde ignoriert
- Begleitsubstanzen wurden völlig ignoriert