An der Neutronen-Flugzeit-Anlage nELBE des Helmholtz-Zentrums Dresden-Rossendorf sollen Reaktionsquerschnitte mit Relevanz für die nukleare Transmutation bestimmt werden. Die Transmutation hochradioaktiver Abfälle aus abgebrannten Brennelementen thermischer Kernreaktoren in schnellen Neutronenspektren hat das Potential die langlebige Radiotoxizität der Abfälle deutlich zu reduzieren. Zum grundlegenden Verständnis der Physik der Transmutation müssen sowohl Spalt- und Neutroneneinfang-Wahrscheinlichkeiten von Brennelementbestandteilen als auch inelastische Streuquerschnitte an Konstruktionsmaterialien im schnellen Neutronenspektrum mit möglichst kleinen Unsicherheiten bekannt sein. Diese Arbeit beschäftigt sich mit der Messung des inelastischen Neutronen-Streuquerschnittes mit Hilfe einer neu entwickelten Doppel-Flugzeit-Methode. Mit einem kombinierten Aufbau aus Plastik- und BaF2-Szintillationsdetektoren werden die beim Streuprozess emittierten Neutronen und Photonen in Koinzidenz erstmalig nachgewiesen und dadurch der bei der Streuung angeregte Zustand des Zielkerns identifiziert. An nELBE wird weltweit einzigartig der Elektronenstrahl eines supraleitenden Linearbeschleunigers, des ELBE-Beschleunigers, zur Erzeugung schneller Neutronen benutzt. Dieser wird auf einen Kreislauf flüssigen Bleis fokussiert, in dem die Elektronen Bremsstrahlung erzeugen, die wiederum Neutronen aus Bleikernen herauslöst. Durch die kurze Zeitdauer der Elektronenstrahlimpulse von ca. 5 ps kann mit einem kompakten Neutronenquellvolumen auch mit einer kurzen Flugstrecke eine gute Zeitauflösung erzielt werden. Das emittierte Neutronenspektrum hat eine einem Maxwell-Boltzmann-Spektrum ähnliche Verteilung und reicht von etwa 10 keV bis etwa 10 MeV. Bei einem verwendbaren Elektronenstrom von 15 μA beträgt die Quell-Stärke etwa 1,6 · 10^11 n/s. Die Neutronen werden kollimiert und auf eine Probe natürlichen Eisens geschossen, die bei einer Flugstrecke von etwa 6 m positioniert war. Die Probenposition ist von einem Array von bis zu 42 BaF2-Szintillationsdetektoren zur Photonendetektion umgeben. In einem Abstand von 1 m sind fünf 1 m lange Plastik-Szintillationsdetektoren zum Neutronennachweis aufgebaut. Zur Bestimmung des einfallenden Neutronenflusses wurde eine 235U-Spaltkammer verwendet, die bei einer Flugstrecke von etwa 4,3 m zwischen Neutronenquelle und Probe aufgestellt war. Die Signale aller Detektoren werden von einer speziell dafür entworfenen VME basierten Datenaufnahmeelektronik verarbeitet und die Zeit- und Ladungs-Werte bestimmt. Aus dem Detektionszeitpunkt des Photons wird die Flugzeit und damit die Energie des einfallenden Neutrons bestimmt. Aus der Zeitdifferenz zwischen der Photonen- und Neutronendetektion ergibt sich die Flugzeit bzw. Energie des gestreuten Neutrons. Mit Hilfe von Kinematik-Rechnungen können die Ereignisse herausgefiltert werden, die der inelastischen Streuung unter Anregung eines bestimmten Kernniveaus eines bestimmten Isotops entsprechen. Aus dem Verhältnis von eingefallenem Neutronenstrom und nachgewiesenen Streuereignissen jeder Kombination aus einem Plastik- und einem BaF2-Szintillationsdetektor wurde entsprechend der Raumwinkelabdeckung der Detektoren der winkel- und energiedifferentielle inelastische Streuquerschnitt bestimmt.

Präzise neutroneninduzierte Spaltquerschnitte von Actinoiden wie den Plutoniumisotopen haben für die Entwicklung zukünftiger Transmutationstechnologien eine große Bedeutung. Die Unsicherheiten des Pu(242)-Spaltquerschnitts im schnellen Bereich des Spektrums betragen derzeit etwa 21 %. Aktuelle Sensitivitätsstudien haben gezeigt, dass nur eine Reduzierung dieser Unsicherheiten auf unter 5% verlässliche neutronenphysikalische Simulationen zulässt. Diese anspruchsvolle Aufgabe konnte im Rahmen der vorliegenden Arbeit an der Neutronenfugzeitanlage nELBE durchgeführt werden. Dünne, homogene und großfächige Actinoiden-Proben wurden dem Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf innerhalb des TRAKULA-Verbundprojektes zur Verfügung gestellt. Eingesetzt in eine neu entwickelte Spaltionisationskammer ermöglichten sie eine akkurate Bestimmung des Pu(242)- Spaltquerschnitts relativ zu U(235). Die Flächendichten der Plutoniumschichten wurden anhand der spontanen Spaltrate von Pu(242) bestimmt. Aufwändige Teilchentransportsimulationen (durchgeführt mit Geant 4, MCNP 6 und FLUKA) wurden genutzt, um die auftretende Neutronenstreuung zu korrigieren. Die gewonnenen Ergebnisse sind im Rahmen ihrer Unsicherheiten in guter Übereinstimmung mit aktuellen Kerndatenevaluierungen.:1 Einleitung 1.1 Partitionierung und Transmutation 1.2 Die Bedeutung von Pu(242) für P&T 1.3 Bisherige Experimente 1.4 Evaluierungen 1.5 Gliederung dieser Arbeit 2 Spaltwahrscheinlichkeit 2.1 Statistisches Modell und Compoundkern 2.2 Kernreaktionsrechnungen 3 Die Neutronenfugzeitanlage nELBE 4 Spaltionisationskammern 4.1 Die nELBE Spaltkammern 4.1.1 Actinoidenschichten 4.1.2 Aufbau 4.1.3 Gasversorgung 4.1.4 Optimierung des elektrischen Feldes 4.1.5 Simulationen von Impulshöhenverteilungen 4.2 Die PTB U(235) Spaltkammer H19 5 Experimente zur Spaltung von Pu(242) 5.1 Experimentelle Bestimmung neutroneninduzierter Spaltquerschnitte 5.2 Messaufbau 5.3 Datenaufnahme und -verarbeitung 5.4 Datenanalyse 5.4.1 Bestimmung der Spontanspaltrate 5.4.2 Bestimmung des neutroneninduzierten Spaltquerschnitts von Pu(242) 5.5 Ergebnisse und Diskussion 5.5.1 Diskussion 5.5.2 Unsicherheiten 5.5.3 Vergleich mit Kernreaktionsrechnungen 6 Zusammenfassung und Ausblick Anhang A.1 Depositionszelle A.2 Neutronenfugzeitanlagen A.3 Spaltfragmentverteilungen mit GEF A.4 Experimenteller Aufbau A.5 Aufbau der Datenaufnahme/-verarbeitung A.5.1 Verwendete Elektronik A.6 Stabilität der Datenaufnahme A.7 Konsistenzbetrachtung der Querschnittsbestimmung Literaturverzeichnis Abbildungsverzeichnis Tabellenverzeichnis Liste der verwendeten Akronyme Publikationen / Neutron induced fssion cross sections of actinides like the Pu-isotopes are of relevance for the development of nuclear transmutation technologies. For Pu(242), current uncertainties are of around 21%. Sensitivity studies show that the total uncertainty has to be reduced to below 5% to allow for reliable neutron physics simulations. This challenging task was performed at the neutron time-of-fight facility of the new German National Center for High Power Radiation Sources at HZDR, Dresden. Within the TRAKULA project, thin, large and homogeneous deposits of U(235) and Pu(242) have been produced successfully. Using two consecutively placed fssion chambers allowed the determination of the neutron induced fssion cross section of Pu(242) relative to U(235). The areal density of the Plutonium targets was calculated using the measured spontaneous fssion rate. Experimental results of the fast neutron induced fssion of Pu(242) acquired at nELBE will be presented and compared to recent experiments and evaluated data. Corrections addressing the neutron scattering are discussed by using results of different neutron transport simulations (Geant 4, MCNP 6 and FLUKA).:1 Einleitung 1.1 Partitionierung und Transmutation 1.2 Die Bedeutung von Pu(242) für P&T 1.3 Bisherige Experimente 1.4 Evaluierungen 1.5 Gliederung dieser Arbeit 2 Spaltwahrscheinlichkeit 2.1 Statistisches Modell und Compoundkern 2.2 Kernreaktionsrechnungen 3 Die Neutronenfugzeitanlage nELBE 4 Spaltionisationskammern 4.1 Die nELBE Spaltkammern 4.1.1 Actinoidenschichten 4.1.2 Aufbau 4.1.3 Gasversorgung 4.1.4 Optimierung des elektrischen Feldes 4.1.5 Simulationen von Impulshöhenverteilungen 4.2 Die PTB U(235) Spaltkammer H19 5 Experimente zur Spaltung von Pu(242) 5.1 Experimentelle Bestimmung neutroneninduzierter Spaltquerschnitte 5.2 Messaufbau 5.3 Datenaufnahme und -verarbeitung 5.4 Datenanalyse 5.4.1 Bestimmung der Spontanspaltrate 5.4.2 Bestimmung des neutroneninduzierten Spaltquerschnitts von Pu(242) 5.5 Ergebnisse und Diskussion 5.5.1 Diskussion 5.5.2 Unsicherheiten 5.5.3 Vergleich mit Kernreaktionsrechnungen 6 Zusammenfassung und Ausblick Anhang A.1 Depositionszelle A.2 Neutronenfugzeitanlagen A.3 Spaltfragmentverteilungen mit GEF A.4 Experimenteller Aufbau A.5 Aufbau der Datenaufnahme/-verarbeitung A.5.1 Verwendete Elektronik A.6 Stabilität der Datenaufnahme A.7 Konsistenzbetrachtung der Querschnittsbestimmung Literaturverzeichnis Abbildungsverzeichnis Tabellenverzeichnis Liste der verwendeten Akronyme Publikationen

Der inelastische Streuquerschnitt von Neutronen mit 7Li weist keine scharfen Resonanzen und eine relativ niedrige Schwelle von 546 keV auf. Bis zur Aufbruchschwelle von 5291 keV findet die inelastische Streuung ausschließlich durch Emission eines 𝛾 -Quants mit 𝐸𝛾 = 477,6 keV statt. Er ist daher als Referenzquerschnitt geeignet. Lithium ist als 3H-Produzent von technischer Bedeutung für die Entwicklung zukünftiger Fusionsreaktoren oder Salzschmelzenreaktoren. Neuere Messungen des inelastischen Streuquerschnitts weichen signifikant von den bisher evaluierten Daten ab. Daher wurden an der Neutronenflugzeitanlage nELBE am HZDR in einem 170 Stunden dauernden Experiment mittels Flugzeit-Methode an einer 4 mm dicken LiF-Scheibe der Streuquerschnitt von 7Li(n,n’𝛾)7Li bestimmt. Die Flugstrecke der Neutronen beträgt 8,3 m. Es wurden 2 Zoll und 3 Zoll-LaBr3-Szintillatoren sowie HPGe- Miniball-Detektoren zum Nachweis der Gammastrahlung in zwei verschiedenen Datenacquisitionen verwendet. Es wird die Abregung von 7Li★ (477,6 keV) gemessen. Das Experiment profitiert von einem hohen Neutronenfluss (ca. 80 n/s/keV @ 1 MeV) sowie einer genauen Spaltkammer der PTB (H19) zur Neutronenflussbestimmung. Die Energie der Neutronen wird mittels Flugzeit-Methode bestimmt. Eine Geant4-Simulation dient der Korrektur der Transmission der Neutronen zum Target, sowie der Mehrfachstreuung und Selbstabsorption. Die bestimmten Wechselwirkungsquerschnitte der LaBr3- und HPGe-Detektoren sind untereinander konsistent, können die Ergebnisse aus [NBI+16] aber nicht bestätigen, die Abweichungen betragen bis zu 20 %. Die Halbwertszeit der gleichzeitig durch Bremsstrahlung in Luft erzeugten Positroniums wurde auf 116(7) ns bestimmt.:1. Einleitung und Motivation 1 2. Theoretische Vorbetrachtungen 3 2.1. Inelastische Neutronenstreuung 3 2.2. Wechselwirkungsquerschnitt 4 2.3. Bisherige Messungen 5 3. Aufbau und Beschreibung des Experimentes 9 3.1. Photoneutronenquelle 10 3.2. Detektoren und Target 11 3.3. Parallelplattenionisationskammer H19 13 3.4. Datenaufnahme 14 3.5. Triggermechanismen 15 4. Auswertung 19 4.1. Kalibrierung 19 4.1.1. Energiekalibrierung 21 4.1.2. Summing-Korrekturen 21 4.1.3. Effizienz-Kalibrierung 22 4.1.4. Effizienzsimulation 27 4.2. Stabilität der Impulshöhen 33 4.3. Totzeitkorrektur 34 4.4. Neutronenflussbestimmung 35 4.4.1. Spaltereignisbestimmung 35 4.4.2. Transmissionskorrektur 38 4.4.3. Mehrfachstreuung 41 4.5. Energieauflösungskorrektur 43 4.6. Bestimmung der Anzahl der 478 keV γ-Quanten 45 4.7. Gammaproduktionswirkungsquerschnitt 7Li (𝑛,𝑛′𝛾) 49 4.8. Anisotropie der Gamma-Emission 53 4.9. Systematische Unsicherheiten 54 5. Ergebnisse und Ausblick 57 A. Anhang 59 A.1. Dopplereffekt 59 A.2. CFD vs. LED Effizienz 63 A.3. Elektronik 64 A.4. Mehrfachstreuung im LiF 66 A.5. Wechselwirkungsquerschnitte für 7Li(n,n’𝛾) 66 A.6. Addendum zur Bestimmung der 478 keV 𝛾-Quanten 68 Literaturverzeichnis 71 / The inelastic neutron cross section of 7Li has no sharp resonances and a fairly low threshold of 546keV.Below the breakup threshold at 5291keV only one 𝛾-ray is emitted at 𝐸𝛾 =477, 6keV. It is therefore suited as a reference cross section. Lithium has technical usage as a 3H-producer in future fusion reactors as well as in molten salt reactors. But there are recent measurements [NBI+16] disagreeing with already evaluated data. To resolve this dissonance, an 170 h Experiment was carried out at the nELBE facility of the HZDR. A 4 mm thick LiF-disk was used as a target, the neutron flux was determined with a 235U parallel plate fission chamber. The flight path for the 7Li(n,n’𝛾)7Li reaction was 8,3 m. As detectors four two-inch LaBr3-detectors as well as three three-inch LaBr3-detectors and two miniball-type HPGe detectors with three 60 % crystals each were used. The measurement of the cross section is solely a measurement of the de-excitation of the first exited 7Li-State at 477,6 keV. The second exited state at 4,63 MeV already decays via particle emission and thus does not contribute any 𝛾-radiation. The experiment benefits from the high neutron flux at nELBE (80 n/s/keV @ 1 MeV) as well as from the precise fission chamber of the PTB (H19) for the neutron flux calibration. A Geant4- Simulation is used to determine correction factors as the transmission from the H19 to the target as well as the multiple scattering correction and the self absorption of the 477,6 keV 𝛾-Rays. The deduced cross section from both detector types are consistent, but they can’t reproduce the data from Nyman et al. PRC93 (2016). The deviations are up to 20 %. The half life of the by means of bremsstrahlung in air produced positroniums in the experiment is 116(7) ns.:1. Einleitung und Motivation 1 2. Theoretische Vorbetrachtungen 3 2.1. Inelastische Neutronenstreuung 3 2.2. Wechselwirkungsquerschnitt 4 2.3. Bisherige Messungen 5 3. Aufbau und Beschreibung des Experimentes 9 3.1. Photoneutronenquelle 10 3.2. Detektoren und Target 11 3.3. Parallelplattenionisationskammer H19 13 3.4. Datenaufnahme 14 3.5. Triggermechanismen 15 4. Auswertung 19 4.1. Kalibrierung 19 4.1.1. Energiekalibrierung 21 4.1.2. Summing-Korrekturen 21 4.1.3. Effizienz-Kalibrierung 22 4.1.4. Effizienzsimulation 27 4.2. Stabilität der Impulshöhen 33 4.3. Totzeitkorrektur 34 4.4. Neutronenflussbestimmung 35 4.4.1. Spaltereignisbestimmung 35 4.4.2. Transmissionskorrektur 38 4.4.3. Mehrfachstreuung 41 4.5. Energieauflösungskorrektur 43 4.6. Bestimmung der Anzahl der 478 keV γ-Quanten 45 4.7. Gammaproduktionswirkungsquerschnitt 7Li (𝑛,𝑛′𝛾) 49 4.8. Anisotropie der Gamma-Emission 53 4.9. Systematische Unsicherheiten 54 5. Ergebnisse und Ausblick 57 A. Anhang 59 A.1. Dopplereffekt 59 A.2. CFD vs. LED Effizienz 63 A.3. Elektronik 64 A.4. Mehrfachstreuung im LiF 66 A.5. Wechselwirkungsquerschnitte für 7Li(n,n’𝛾) 66 A.6. Addendum zur Bestimmung der 478 keV 𝛾-Quanten 68 Literaturverzeichnis 71

Eine mit Polyethylen abgeschirmte Americium-Beryllium-Quelle wurde bzgl. ihres schnellen und thermischen Neutronenfeldes sowie Photonenfeldes durch Messungen und Simulationen quantifiziert. Dafür wurden Strahlungsfeldgrößen wie spektrale Teilchenflussdichten, Teilchenflussdichten, UmgebungsÄquivalentdosisleistungen und Richtungs-Äquivalentdosisleistungen für die jeweiligen Felder in unterschiedlichen Abständen der Strahlungsquelle bestimmt. Die ermittelten Ergebnisse werden verwendet, um einen neuen Bestrahlungsstand als Referenzfeld für Neutronen und Photonen zu errichten.:Einleitung 1. Theoretische Grundlagen 1.1. Strahlungsfeldgrößen 1.1.1. Radiometrische Größen 1.1.2. Interaktionskoeffizienten 1.1.3. Dosimetrische Größen 1.1.4. Fluenz-zu-Dosis-Konversionskoeffizienten 1.2. Photonen 1.2.1. Wechselwirkung mit Materie 1.2.2. Nachweis durch Szintillationsdetektoren 1.3. Neutronen 1.3.1. Klassifizierung 1.3.2. Wechselwirkung mit Materie 1.3.3. Nachweis schneller Neutronen durch organische Szintillationsdetektoren 1.3.4. Nachweis thermischer Neutronen durch ³He-Zählrohre 1.4. Americium-Beryllium-Quellen 1.4.1. Neutronenerzeugung 1.4.2. Abschirmung 1.5. Detektoren 1.5.1. Szintillationsdetektoren 1.5.2. ³He-Zählrohre 1.6. Digitale Pulsverarbeitung 1.6.1. Pulsformdiskriminierung mit organischen Szintillationsdetektoren 1.7. Monte-Carlo-Strahlungstransportsimulationen 2. Geräte und Materialien 3. Methoden 3.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 3.1.1. PFD-unterstützte Flugzeitmethode 3.1.2. Einfache Entfaltungstechnik 3.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 3.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 4. Messungen 4.1. Messung 1 4.2. Messung 2 4.3. Messung 3 4.4. Messung 4 4.5. Messung 5 4.6. Messung 6 4.7. Messung 7 4.8. Messung 8 4.9. Messung 9 4.10. Messung 10 5. Simulationen mit FLUKA 5.1. Nachmodellierung der Versuchsaufbauten 5.2. Nachbildung der Strahlungsfelder 5.2.1. Bestimmung der Korrekturfaktoren 5.3. Simulierte Größen 6. Ergebnisse 6.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 6.1.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des Stilbendetektors 6.1.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der Plausibilitätsmessungen 6.1.3. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 6.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 6.2.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des ³He-Zählrohrs 6.2.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 6.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 6.3.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des CeBr₃-Detektors 6.3.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der Plausibilitätsmessungen 6.3.3. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 7. Diskussion 7.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 7.1.1. Spektrale Teilchenflussdichten 7.1.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen 7.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 7.2.1. Teilchenflussdichten 7.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 7.3.1. Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV 7.3.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen 7.3.3. Richtungs-Äquivalentdosisleistungen 8. Zusammenfassung A. Bestimmte Strahlungsfeldgrößen A.1. Schnelles Neutronenfeld A.1.1. Spektrale Teilchenflussdichten A.1.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen A.2. Thermisches Neutronenfeld A.2.1. Teilchenflussdichten A.3. Photonenfeld A.3.1. Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV A.3.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen A.3.3. Richtungs-Äquivalentdosisleistungen B. Zwischenergebnisse B.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes B.1.1. Pulsladungshistogramme des Stilbendetektors für n₁-Neutronen B.1.2. Anzahlen der Rückstoßprotonen B.2. Quantifizierung des Photonenfeldes B.2.1. Simulierte und gemessene Größen zur Bestimmung der Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV / An americium-beryllium source shielded with polyethylene was quantified in regards to its fast and thermal neutron field, as well as its photon field via measurements and simulations. Therefore, radiation field quantities like spectral fluence rates, fluence rates, ambient dose rate equivalents and directional dose rate equivalents of the respective fields were determined in different distances from the radiation source. The produced results will be used for establishing a new irradiation workbench as reference field for neutrons and photons.:Einleitung 1. Theoretische Grundlagen 1.1. Strahlungsfeldgrößen 1.1.1. Radiometrische Größen 1.1.2. Interaktionskoeffizienten 1.1.3. Dosimetrische Größen 1.1.4. Fluenz-zu-Dosis-Konversionskoeffizienten 1.2. Photonen 1.2.1. Wechselwirkung mit Materie 1.2.2. Nachweis durch Szintillationsdetektoren 1.3. Neutronen 1.3.1. Klassifizierung 1.3.2. Wechselwirkung mit Materie 1.3.3. Nachweis schneller Neutronen durch organische Szintillationsdetektoren 1.3.4. Nachweis thermischer Neutronen durch ³He-Zählrohre 1.4. Americium-Beryllium-Quellen 1.4.1. Neutronenerzeugung 1.4.2. Abschirmung 1.5. Detektoren 1.5.1. Szintillationsdetektoren 1.5.2. ³He-Zählrohre 1.6. Digitale Pulsverarbeitung 1.6.1. Pulsformdiskriminierung mit organischen Szintillationsdetektoren 1.7. Monte-Carlo-Strahlungstransportsimulationen 2. Geräte und Materialien 3. Methoden 3.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 3.1.1. PFD-unterstützte Flugzeitmethode 3.1.2. Einfache Entfaltungstechnik 3.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 3.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 4. Messungen 4.1. Messung 1 4.2. Messung 2 4.3. Messung 3 4.4. Messung 4 4.5. Messung 5 4.6. Messung 6 4.7. Messung 7 4.8. Messung 8 4.9. Messung 9 4.10. Messung 10 5. Simulationen mit FLUKA 5.1. Nachmodellierung der Versuchsaufbauten 5.2. Nachbildung der Strahlungsfelder 5.2.1. Bestimmung der Korrekturfaktoren 5.3. Simulierte Größen 6. Ergebnisse 6.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 6.1.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des Stilbendetektors 6.1.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der Plausibilitätsmessungen 6.1.3. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 6.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 6.2.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des ³He-Zählrohrs 6.2.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 6.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 6.3.1. Strahlungsfeldgrößen mittels des CeBr₃-Detektors 6.3.2. Strahlungsfeldgrößen mittels der Plausibilitätsmessungen 6.3.3. Strahlungsfeldgrößen mittels der FLUKA-Simulationen 7. Diskussion 7.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes 7.1.1. Spektrale Teilchenflussdichten 7.1.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen 7.2. Quantifizierung des thermischen Neutronenfeldes 7.2.1. Teilchenflussdichten 7.3. Quantifizierung des Photonenfeldes 7.3.1. Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV 7.3.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen 7.3.3. Richtungs-Äquivalentdosisleistungen 8. Zusammenfassung A. Bestimmte Strahlungsfeldgrößen A.1. Schnelles Neutronenfeld A.1.1. Spektrale Teilchenflussdichten A.1.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen A.2. Thermisches Neutronenfeld A.2.1. Teilchenflussdichten A.3. Photonenfeld A.3.1. Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV A.3.2. Umgebungs-Äquivalentdosisleistungen A.3.3. Richtungs-Äquivalentdosisleistungen B. Zwischenergebnisse B.1. Quantifizierung des schnellen Neutronenfeldes B.1.1. Pulsladungshistogramme des Stilbendetektors für n₁-Neutronen B.1.2. Anzahlen der Rückstoßprotonen B.2. Quantifizierung des Photonenfeldes B.2.1. Simulierte und gemessene Größen zur Bestimmung der Teilchenflussdichten der Photonen mit den Energien 511 keV, 2,2 MeV und 4,4 MeV

Zwischen 10 und 1000 s nach dem Urknall bildeten sich während der Big Bang Nukleosynthese (BBN) die ersten leichten Elemente aus Protonen und Neutronen. Die primordialen Häufigkeiten dieser Elemente hingen von denWirkungsquerschnitten der beteiligten Kernreaktionen ab. Vergleiche zwischen den Ergebnissen nuklearer Netzwerkrechnungen mit astronomischen Beobachtungen bieten eine einzigartige Möglichkeit, etwas über das Universum zu dieser Zeit zu erfahren. Da es für die p(n,g)d-Reaktion, die eine Schlüsselreaktion der BBN ist, kaum Messungen im relevanten Energiebereich gibt, beruht deren Reaktionsrate in Netzwerkrechnungen auf theoretischen Berechnungen. Darin fließen auch experimentelle Daten der Nukleon-Nukleon-Streuung, des Einfangquerschnitts für thermische Neutronen sowie (nach Anwendung des Prinzips des detaillierten Gleichgewichts) der d(g,n)p-Reaktion mit ein. Diese Reaktion, die Photodissoziation des Deuterons, ist bei BBN-Energien (Tcm = 20–200 keV) ebenfalls kaum vermessen. Die großen experimentelle Unsicherheiten machen Vergleiche mit den präzisen theoretischen Berechnungen schwierig. In den letzten Jahren wurde die d(g,n)p-Reaktion und insbesondere der M1-Anteil des Wirkungsquerschnitts mit quasi-monoenergetischen g-Strahlen aus Laser-Compton-Streuung oder durch Elektrodesintegration untersucht. Üblicherweise verwendete man für Messungen des d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts entweder die auf wenige diskrete Energien beschränkte Strahlung des g-Zerfalls oder Bremsstrahlung, für die aber eine genaue Photonenflussbestimmung sowie der Nachweis von einem der Reaktionsprodukte und dessen Energie nötig ist. Da diese Energie im Bereich der BBN relativ gering ist, gab es bisher noch keine absoluten Messung des d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts bei Tcm < 5 MeV mit Bremsstrahlung. Das Ziel dieser Dissertation ist eine solche Messung mit einer Unsicherheit von 5 % im für die BBN relevanten Energiebereich und darüber hinaus bis Tcm ~ 2,5 MeV unter Verwendung gepulster Bremsstrahlung an der Strahlungsquelle ELBE. Dieser supraleitende Elektronenbeschleuniger befindet sich am Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf und stellte einen Elektronenstrahl hoher Intensität bereit. Die kinetische Elektronenenergie von 5 MeV wurde mit einem Browne-Buechner-Spektrometer präzise gemessen. Die Energieverteilung der in einer Niob-Folie erzeugten Bremsstrahlungsphotonen wurde berechnet. Die Photonenflussbestimmung nutzte die Kernresonanzstreuung an 27Al, das sich mit deuteriertem Polyethylen in einem mehrschichtigen Target befand. Die 27Al-Abregungen wurden mit abgeschirmten, hochreinen Germanium-Detektoren nachgewiesen, deren Effektivität mit GEANT4 simuliert und durch Quellmessungen normiert wurde. Die Messung der Energie der Neutronen aus der d(g,n)p-Reaktion erfolgte mittels deren Flugzeit in Plastikszintillatoren, die an zwei Seiten von Photoelektronenvervielfachern mit hoher Verstärkung ausgelesen wurden. Die Nachweiseffektivität dieser Detektoren wurde in einem eigenen Experiment in den Referenz-Neutronenfeldern der PTB Braunschweig kalibriert. Die Nachweisschwelle lag bei etwa 10 keV kinetischer Neutronenenergie.Wegen der guten Zeitauflösung der Neutronendetektoren und des ELBE-Beschleunigers genügte eine Flugstrecke von nur 1 m. Die Energieauflösung betrug im d(g,n)p-Experiment 1–2 %. Leider gingen viele Neutronen bereits durch Streuung in dem großen Target verloren oder sie wurden erst durch Teile des kompakten Experimentaufbaus in die Detektoren gestreut. Beide Effekte wurden mit Hilfe von FLUKA simuliert um einen Korrekturfaktor zu bestimmen, der aber bei niedrigen Energien relativ groß war. Der d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts wurde daher nur im Bereich 0.7 MeV < Tcm < 2.5 MeV bestimmt. Die Ergebnisse stimmen mit anderen Messungen, Daten-Evaluierungen sowie theoretischen Rechnungen überein. Die Gesamtunsicherheit beträgt circa 6.5 % und kommt zu fast gleichen Teilen von den statistischen und systematischen Unsicherheiten. Die statistische Unsicherheit könnte durch eine längere FLUKA Simulation noch von 3–5 % auf 1 % verringert werden. Die systematische Unsicherheit von 4.5 % ist vorrangig auf die Photonenflussbestimmung, die Neutronen-Nachweiseffektivität und die Target-Zusammensetzung zurückzuführen.

This work contributes to the structure investigation on the basis of small-angle neutron scattering (SANS). A new analytical scattering function for polydispers precipitates with diffusion zones is presented and used in SANS experiments. For diluted and dense packed systems structure describing parameter values were obtained. These results lead to a deeper understanding of the process of nanocristallization of amorphous alloys. The investigation of SANS on Fe73.5Si15.5B7Cu1Nb3 shows that the Fe3Si type nanocrystals created in the amorphous matrix during annealing are covered by Nb-atoms. The accumulation of Nb-atoms or Nb-B-aggregates acting as inhibitors at the surface of the nanocrystals is assumed to be the basic mechanism controlling the evolution of the precipitates. For the first time this inhibitor-model is shown to be correct without doubts. In the Zr32Ti7.5Al10Cu20Ni8 amorphous alloy the formation of ultrafine nanocystals of about 2-3 nm in diameter was observed. The nanocrystallization starts after ordered clusters achieved particular sizes and a certain packing fraction. This leads to a new model for the microscopic formation procedure of ultrafine nanocrystals in this amorphous alloy. Theoretical models of fractal systems are applied to complicated polydisperse materials. Both the theory for an exact surface fractal of Hermann (1994)and the model for coupled volume and surface fractals in the formulation of Wong (1992) are shown to be applicable. The latter approach is applied to experimental data here for the first time. With computer simulations conditions for scattering experiments were optained therewith predictions about the quality and grade of fractality in real specimens become possible. / Die vorliegende Arbeit ist ein Beitrag zur Strukturaufklärung mittels Neutronen-Kleinwinkel-Streuung (SANS). Es wird eine neu entwickelte analytische Streufunktion für polydisperse Ausscheidungen mit Diffusionszonen genutzt, um SANS Experimente auszuwerten. Sowohl für verdünnte, als auch für dicht gepackte Systeme werden auf diese Weise quantitative Strukturparameter gewonnen. Diese liefern einen Beitrag zum Verständnis des Nanokristallisationsverhaltens amorpher metallischer Gläser. Die Auswertung der Experimente an on Fe73.5Si15.5B7Cu1Nb3 zeigt, dass Fe3Si-artige Nanokristalle, die während der Temperaturbehandlung in der amorphen Matrix entstehen, von Nb-Atomen bedeckt werden. Diese Ansammlung von Nb-Atomen oder von entsprechenden Nb-B-Aggregaten auf der Oberfläche dieser Ausscheidungen hemmt das Größenwachstum der entstehenden Nanokristalle. Dieses Inhibitor-Modell wurde hier erstmals zweifelsfrei bestätigt. In Proben des amorphen metallischen Glases Zr32Ti7.5Al10Cu20Ni8 werden ultrafeine Ausscheidungen mit Durchmessern von 2-3 nm beobachtet. Diese entstehen verzögert nach der Ausprägung dicht gepackter Gebiete mit erhöhter Nahordnungsstruktur. Es wird ein Modell vorgeschlagen, das diesen Prozess erklären kann. Theoretisch diskutierte Modelle für fraktale Systeme werden auf komplizierte polydisperse Materialien angewendet. Sowohl die Formulierung von Hermann (1994) für ein exaktes Oberflächenfraktal, als auch der erstmals auf experimentelle Daten angewendete Ansatz von Wong (1992) für ein gekoppeltes Volumen- und Oberflächenfraktal erweisen sich als praktisch nutzbar. Mittels Computersimulationen wurden Bedingungen abgeleitet, die an Streuexperimente zu stellen sind, damit Aussagen über Qualität und Grad von Fraktalität in realen Proben getroffen werden können.

The radioactivity induced by neutrons in the materials of future fusion devices represents a central topic of safety- and environmental-related investigations. For the design and operation of future fusion devices, like the International Experimental Thermonuclear Reactor ITER or power plants like DEMO, the activation performance of the materials during operation and after shut-down has to be simulated. The European Activation System (EASY), consisting of the inventory code FISPACT and the activation library EAF, is the world wide reference system for these calculations. The activation of the fusion reactor materials, as well as the EASY system have to be tested experimentally. In the present work several samples of materials from the European fusion technology program were irradiated in neutron fields of DT neutron generators at TU Dresden and at Sergiev Posad near Moscow. The radioactivity following irradiation was determined several times during decay by ?×-spectroscopy. The results are analysed with EASY and ratios of the calculated-to-experimental activation (C/E) are determined, to find limits for the experimental validation of EASY. For the future improvement of EASY integral cross sections are obtained from these C/E and discussed in connection with the EAF data, energy differential measurements from the EXFOR System of the International Atomic Energy Agency (IAEA), other energy integral measurements and evaluated data from libraries in the JANIS system of the Nuclear Energy Agency (NEA). The investigated materials of the present work are Tungsten, Yttrium, CuCrZr and Lead. Tungsten is the preferred material for the divertor plates of fusion devices an a constituent of reduced activation structural materials. Yttrium is used in the ODS steels, which are candidate materials for the first wall and blanket structure of. The characteristic feature of ODS steels is to introduce Y2O3 oxide particles into structural materials like EUROFER to improve the high-temperature strength and to maintain superior radiation resistance. CuCrZr alloys are used as a heat sink in the first wall of the blanket and in the divertor. The CuCrZr alloys contain impurities in consequence of the production technology, which can have an influence on the activation performance and thus have to be known accurately. In this work the neutron activation analysis has proved to be an appropriate instrument to measure the amount of some special impurities. Lead acts as a neutron multiplier and coolant in breeding blanket concepts such as the European Test Blanket Modules (TBM) with liquid Pb-17Li. Due to some large discrepancies between the measured activities and those calculated with EASY for tungsten, these cross sections are analysed with recent models of the nuclear reaction mechanisms. The sensitivity of the obtained cross sections with respect to different reaction models and parameters is investigated and limits for new evaluations are obtained with respect to the experimental results. / Die von Neutronen induzierten Aktivitäten in den Materialien zukünftiger Fusionsreaktoren stellen einen zentralen Punkt in der Forschung zur Sicherheit und Umweltverträglichkeit der gesteuerten Kernfusion dar. Für die Konstruktion und den Betrieb von Fusionsreaktoren, wie den Internationalen Thermonuklearen Experimental-Reaktor ITER oder Demonstrationskraftwerke wie DEMO, werden Simulationsrechnungen zum Aktivierungsverhalten der Materialien während des Betriebs und nach Abschalten des Reaktor durchgeführt. Das European Activation System EASY, bestehend aus dem Inventarcode FISPACT und der Datenbibliothek EAF, ist dabei weltweit das Referenzinstrument für derartige Rechnungen. Sowohl das Programmpaket als auch das Aktivierungsverhalten der im Fusionsreaktor verwendeten Materialien müssen experimentell getestet werden. Im Rahmen dieser Arbeit wurden zu diesem Zweck Proben von Materialien aus dem europäischen Fusionstechnologieprogramm in Neutronenfeldern der DT-Neutronengeneratoren der TU Dresden, bzw. an SNEG-13 im russischen Sergiev Posad bestrahlt. Die entstehende Radioaktivität wurde im Anschluss an die Bestrahlung zu verschiedenen Abklingzeiten mittels Gammaspektroskopie bestimmt. Die gemessenen Aktivitäten individueller Nuklide werden mit EASY analysiert und die Verhältnisse von gemessener Aktivität zu berechneter (C/E) werden für die einzelnen Aktivitäten bestimmt. Damit werden die Grenzen für die experimentelle Bestätigung der EASY-Berechungen ermittelt. Zur zukünftigen Verbesserung von EASY werden aus den C/E experimentelle Eingruppenwirkungsquerschnitte ermittelt, die im Kontext der EAF-Daten, energiedifferentieller Messungen aus dem EXFOR System der International Atomic Energy Agency (IAEA), vorangegangener energieintegraler Experimente und eingeschätzter Bibliotheksdaten aus dem JANIS System der Nuclear Energy Agency (NEA) diskutiert werden. Bei den untersuchten Materialien handelt es sich um Wolfram, Yttrium, CuCrZr und Blei. Wolfram ist ein bevorzugtes Material für den Divertor des Fusionsreaktors und zudem Bestandteil gering aktivierbarer Strukturmaterialien. Yttrium wird als Zusatz in den so genannten ODS Stählen verwendet, die in der ersten Wand und im Blanket eingesetzt werden. Diese entstehen aus Strukturmaterialien wie dem europäischen EUROFER, die bereits früher auf ihr Aktivierungsverhalten untersucht wurden, durch Hinzufügen von Y2O3-Partikeln, wodurch sie bei höheren Temperaturen und Neutronenflüssen einsetzbar werden. CuCrZr wird als Wärmeleiter in der ersten Wand des Blankets und im Divertor eingesetzt. Als Legierung ist CuCrZr mit technologisch bedingten Verunreinigungen versetzt, die sich auf das Aktivierungsverhalten auswirken können und deshalb genau bekannt sein müssen. Die Neutronenaktivierung hat sich dabei im Rahmen dieser Arbeit ebenfalls als geeignetes Mittel erwiesen. Blei agiert als Neutronenmultiplikator und Kühlmittel in Brutblanketkonzepten wie dem europäischen Test Blanket Module (TBM) das flüssiges Pb-17Li verwendet. Infolge der deutlichen Diskrepanzen zwischen der experimentellen und der mit EASY berechneten Aktivitäten bei Wolfram wird eine Analyse der Wirkungsquerschnitte mit Hilfe aktueller Modelle zum Mechanismus von Kernreaktionen vorgenommen. Dabei wird die Sensitivität der ermittelten Wirkungsquerschnitte auf verschiedene Reaktionsmodelle und Parameter getestet und ein Rahmen für Neueinschätzungen der Daten unter Berücksichtigung experimenteller Ergebnisse ermittelt.

Zwischen 10 und 1000 s nach dem Urknall bildeten sich während der Big Bang Nukleosynthese (BBN) die ersten leichten Elemente aus Protonen und Neutronen. Die primordialen Häufigkeiten dieser Elemente hingen von denWirkungsquerschnitten der beteiligten Kernreaktionen ab. Vergleiche zwischen den Ergebnissen nuklearer Netzwerkrechnungen mit astronomischen Beobachtungen bieten eine einzigartige Möglichkeit, etwas über das Universum zu dieser Zeit zu erfahren. Da es für die p(n,g)d-Reaktion, die eine Schlüsselreaktion der BBN ist, kaum Messungen im relevanten Energiebereich gibt, beruht deren Reaktionsrate in Netzwerkrechnungen auf theoretischen Berechnungen. Darin fließen auch experimentelle Daten der Nukleon-Nukleon-Streuung, des Einfangquerschnitts für thermische Neutronen sowie (nach Anwendung des Prinzips des detaillierten Gleichgewichts) der d(g,n)p-Reaktion mit ein. Diese Reaktion, die Photodissoziation des Deuterons, ist bei BBN-Energien (Tcm = 20–200 keV) ebenfalls kaum vermessen. Die großen experimentelle Unsicherheiten machen Vergleiche mit den präzisen theoretischen Berechnungen schwierig. In den letzten Jahren wurde die d(g,n)p-Reaktion und insbesondere der M1-Anteil des Wirkungsquerschnitts mit quasi-monoenergetischen g-Strahlen aus Laser-Compton-Streuung oder durch Elektrodesintegration untersucht. Üblicherweise verwendete man für Messungen des d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts entweder die auf wenige diskrete Energien beschränkte Strahlung des g-Zerfalls oder Bremsstrahlung, für die aber eine genaue Photonenflussbestimmung sowie der Nachweis von einem der Reaktionsprodukte und dessen Energie nötig ist. Da diese Energie im Bereich der BBN relativ gering ist, gab es bisher noch keine absoluten Messung des d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts bei Tcm < 5 MeV mit Bremsstrahlung. Das Ziel dieser Dissertation ist eine solche Messung mit einer Unsicherheit von 5 % im für die BBN relevanten Energiebereich und darüber hinaus bis Tcm ~ 2,5 MeV unter Verwendung gepulster Bremsstrahlung an der Strahlungsquelle ELBE. Dieser supraleitende Elektronenbeschleuniger befindet sich am Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf und stellte einen Elektronenstrahl hoher Intensität bereit. Die kinetische Elektronenenergie von 5 MeV wurde mit einem Browne-Buechner-Spektrometer präzise gemessen. Die Energieverteilung der in einer Niob-Folie erzeugten Bremsstrahlungsphotonen wurde berechnet. Die Photonenflussbestimmung nutzte die Kernresonanzstreuung an 27Al, das sich mit deuteriertem Polyethylen in einem mehrschichtigen Target befand. Die 27Al-Abregungen wurden mit abgeschirmten, hochreinen Germanium-Detektoren nachgewiesen, deren Effektivität mit GEANT4 simuliert und durch Quellmessungen normiert wurde. Die Messung der Energie der Neutronen aus der d(g,n)p-Reaktion erfolgte mittels deren Flugzeit in Plastikszintillatoren, die an zwei Seiten von Photoelektronenvervielfachern mit hoher Verstärkung ausgelesen wurden. Die Nachweiseffektivität dieser Detektoren wurde in einem eigenen Experiment in den Referenz-Neutronenfeldern der PTB Braunschweig kalibriert. Die Nachweisschwelle lag bei etwa 10 keV kinetischer Neutronenenergie.Wegen der guten Zeitauflösung der Neutronendetektoren und des ELBE-Beschleunigers genügte eine Flugstrecke von nur 1 m. Die Energieauflösung betrug im d(g,n)p-Experiment 1–2 %. Leider gingen viele Neutronen bereits durch Streuung in dem großen Target verloren oder sie wurden erst durch Teile des kompakten Experimentaufbaus in die Detektoren gestreut. Beide Effekte wurden mit Hilfe von FLUKA simuliert um einen Korrekturfaktor zu bestimmen, der aber bei niedrigen Energien relativ groß war. Der d(g,n)p-Wirkungsquerschnitts wurde daher nur im Bereich 0.7 MeV < Tcm < 2.5 MeV bestimmt. Die Ergebnisse stimmen mit anderen Messungen, Daten-Evaluierungen sowie theoretischen Rechnungen überein. Die Gesamtunsicherheit beträgt circa 6.5 % und kommt zu fast gleichen Teilen von den statistischen und systematischen Unsicherheiten. Die statistische Unsicherheit könnte durch eine längere FLUKA Simulation noch von 3–5 % auf 1 % verringert werden. Die systematische Unsicherheit von 4.5 % ist vorrangig auf die Photonenflussbestimmung, die Neutronen-Nachweiseffektivität und die Target-Zusammensetzung zurückzuführen.

The radioactivity induced by neutrons in the materials of future fusion devices represents a central topic of safety- and environmental-related investigations. For the design and operation of future fusion devices, like the International Experimental Thermonuclear Reactor ITER or power plants like DEMO, the activation performance of the materials during operation and after shut-down has to be simulated. The European Activation System (EASY), consisting of the inventory code FISPACT and the activation library EAF, is the world wide reference system for these calculations. The activation of the fusion reactor materials, as well as the EASY system have to be tested experimentally. In the present work several samples of materials from the European fusion technology program were irradiated in neutron fields of DT neutron generators at TU Dresden and at Sergiev Posad near Moscow. The radioactivity following irradiation was determined several times during decay by ?×-spectroscopy. The results are analysed with EASY and ratios of the calculated-to-experimental activation (C/E) are determined, to find limits for the experimental validation of EASY. For the future improvement of EASY integral cross sections are obtained from these C/E and discussed in connection with the EAF data, energy differential measurements from the EXFOR System of the International Atomic Energy Agency (IAEA), other energy integral measurements and evaluated data from libraries in the JANIS system of the Nuclear Energy Agency (NEA). The investigated materials of the present work are Tungsten, Yttrium, CuCrZr and Lead. Tungsten is the preferred material for the divertor plates of fusion devices an a constituent of reduced activation structural materials. Yttrium is used in the ODS steels, which are candidate materials for the first wall and blanket structure of. The characteristic feature of ODS steels is to introduce Y2O3 oxide particles into structural materials like EUROFER to improve the high-temperature strength and to maintain superior radiation resistance. CuCrZr alloys are used as a heat sink in the first wall of the blanket and in the divertor. The CuCrZr alloys contain impurities in consequence of the production technology, which can have an influence on the activation performance and thus have to be known accurately. In this work the neutron activation analysis has proved to be an appropriate instrument to measure the amount of some special impurities. Lead acts as a neutron multiplier and coolant in breeding blanket concepts such as the European Test Blanket Modules (TBM) with liquid Pb-17Li. Due to some large discrepancies between the measured activities and those calculated with EASY for tungsten, these cross sections are analysed with recent models of the nuclear reaction mechanisms. The sensitivity of the obtained cross sections with respect to different reaction models and parameters is investigated and limits for new evaluations are obtained with respect to the experimental results. / Die von Neutronen induzierten Aktivitäten in den Materialien zukünftiger Fusionsreaktoren stellen einen zentralen Punkt in der Forschung zur Sicherheit und Umweltverträglichkeit der gesteuerten Kernfusion dar. Für die Konstruktion und den Betrieb von Fusionsreaktoren, wie den Internationalen Thermonuklearen Experimental-Reaktor ITER oder Demonstrationskraftwerke wie DEMO, werden Simulationsrechnungen zum Aktivierungsverhalten der Materialien während des Betriebs und nach Abschalten des Reaktor durchgeführt. Das European Activation System EASY, bestehend aus dem Inventarcode FISPACT und der Datenbibliothek EAF, ist dabei weltweit das Referenzinstrument für derartige Rechnungen. Sowohl das Programmpaket als auch das Aktivierungsverhalten der im Fusionsreaktor verwendeten Materialien müssen experimentell getestet werden. Im Rahmen dieser Arbeit wurden zu diesem Zweck Proben von Materialien aus dem europäischen Fusionstechnologieprogramm in Neutronenfeldern der DT-Neutronengeneratoren der TU Dresden, bzw. an SNEG-13 im russischen Sergiev Posad bestrahlt. Die entstehende Radioaktivität wurde im Anschluss an die Bestrahlung zu verschiedenen Abklingzeiten mittels Gammaspektroskopie bestimmt. Die gemessenen Aktivitäten individueller Nuklide werden mit EASY analysiert und die Verhältnisse von gemessener Aktivität zu berechneter (C/E) werden für die einzelnen Aktivitäten bestimmt. Damit werden die Grenzen für die experimentelle Bestätigung der EASY-Berechungen ermittelt. Zur zukünftigen Verbesserung von EASY werden aus den C/E experimentelle Eingruppenwirkungsquerschnitte ermittelt, die im Kontext der EAF-Daten, energiedifferentieller Messungen aus dem EXFOR System der International Atomic Energy Agency (IAEA), vorangegangener energieintegraler Experimente und eingeschätzter Bibliotheksdaten aus dem JANIS System der Nuclear Energy Agency (NEA) diskutiert werden. Bei den untersuchten Materialien handelt es sich um Wolfram, Yttrium, CuCrZr und Blei. Wolfram ist ein bevorzugtes Material für den Divertor des Fusionsreaktors und zudem Bestandteil gering aktivierbarer Strukturmaterialien. Yttrium wird als Zusatz in den so genannten ODS Stählen verwendet, die in der ersten Wand und im Blanket eingesetzt werden. Diese entstehen aus Strukturmaterialien wie dem europäischen EUROFER, die bereits früher auf ihr Aktivierungsverhalten untersucht wurden, durch Hinzufügen von Y2O3-Partikeln, wodurch sie bei höheren Temperaturen und Neutronenflüssen einsetzbar werden. CuCrZr wird als Wärmeleiter in der ersten Wand des Blankets und im Divertor eingesetzt. Als Legierung ist CuCrZr mit technologisch bedingten Verunreinigungen versetzt, die sich auf das Aktivierungsverhalten auswirken können und deshalb genau bekannt sein müssen. Die Neutronenaktivierung hat sich dabei im Rahmen dieser Arbeit ebenfalls als geeignetes Mittel erwiesen. Blei agiert als Neutronenmultiplikator und Kühlmittel in Brutblanketkonzepten wie dem europäischen Test Blanket Module (TBM) das flüssiges Pb-17Li verwendet. Infolge der deutlichen Diskrepanzen zwischen der experimentellen und der mit EASY berechneten Aktivitäten bei Wolfram wird eine Analyse der Wirkungsquerschnitte mit Hilfe aktueller Modelle zum Mechanismus von Kernreaktionen vorgenommen. Dabei wird die Sensitivität der ermittelten Wirkungsquerschnitte auf verschiedene Reaktionsmodelle und Parameter getestet und ein Rahmen für Neueinschätzungen der Daten unter Berücksichtigung experimenteller Ergebnisse ermittelt.

Das Felsenkellerlabor ist ein neues Untertagelabor im Bereich der nuklearen Astrophysik. Es befindet sich unter 47 m Hornblende-Monzonit Felsgestein im Stollensystem der ehemaligen Dresdner Felsenkellerbrauerei. Im Rahmen dieser Arbeit wird der Neutronenuntergrund in Stollen IV und VIII untersucht. Gewonnene Erkenntnisse aus Stollen IV hatten direkten Einfluss auf die geplanten Abschirmbedingungen für Stollen VIII. Die Messung wurde mit dem HENSA-Neutronenspektrometer durchgeführt, welches aus polyethylenmoderierten ³He-Zählrohren besteht. Mit Hilfe des Monte-Carlo Programmes FLUKA zur Simulation von Teilchentransport werden für das Spektrometer die Neutronen-Ansprechvermögen bestimmt. Für jeden Messort wird außerdem eine Vorhersage des Neutronenflusses erstellt und die Labore hinsichtlich der beiden Hauptkomponenten aus myoneninduzierten Neutronen und Gesteinsneutronen aus (α,n)-Reaktionen und Spaltprozessen kartografiert. Die verwendeten Mess- und Analysemethoden finden in einer neuen Messung am tiefen Untertagelabor LSC Canfranc Anwendung. Erstmalig werden im Rahmen dieser Arbeit vorläufige Ergebnisse vorgestellt. Des Weiteren werden Strahlenschutzsimulationen für das Felsenkellerlabor präsentiert, welche den strahlenschutztechnischen Rahmen für die wissenschaftliche Nutzung definieren. Dabei werden die für den Sicherheitsbericht des Felsenkellers verwendeten Werte auf die Strahlenschutzverordnung 2018 aktualisiert. Letztlich werden Experimente an der Radiofrequenz-Ionenquelle am Felsenkeller vorgestellt, die im Rahmen dieser Arbeit technisch betreut wurde. Dabei werden Langzeitmessungen am übertägigen Teststand am Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf präsentiert.:1 Einführung und Motivation 2 Grundlagen 3 Der Dresdner Felsenkeller 4 Neutronenflussmessungen am Felsenkeller 5 Auswertung der Neutronenraten 6 Messung am LSC Canfranc 7 Strahlenschutz am Felsenkeller 8 Die Radiofrequenz-Ionenquelle am Felsenkeller 9 Zusammenfassung A Technische Angaben zu den verwendeten Zählern B Aufbauskizzen der Detektoren C WinBUGS Pulshöhenspektren D Savitzky-Golay-Filter Fits E Entfaltung mit Gravel F Omega-Variation mit Gravel G Aktivierungssimulationen