bericht forschungs· und entwicklungsarbeiten im jahre ... - Bibliothek

BERICHT
OBER
FORSCHUNGS· UND
ENTWICKLUNGSARBEITEN
IM JAHRE 1970
GESELLSCHAFT FUR KERNFORSCHUNG M.B.H. KARLSRUHE

Satz, Druck und Herstellung sowie Vorbehalt aller Rechte für diesen Bericht
GESELLSCHAFT FüR KERNFORSCHUNG MBH KARLSRUHE
Oktober 1971

BERICHT
OBER
FORSCHUNGS· UND
ENTWICKLUNGSARBEITEN
IM JAHRE 1970
GESELLSCHAFT FUR KERNFORSCHUNG M.B.H. KARLSRUHE
i I

p'
"

Vorwort
Im vorliegenden Tätigkeitsbericht sind die in den wissenschaftlichen
Instituten und Abteilungen der Gesellschaft für
Kernforschung m.b.H. im Jahre 1970 durchgeführten Forschungs-
und Entwicklungsarbeiten dargestellt. Hierin sind
auch die Projektarbeiten enthalten, die im Zusammenhang
mit der Durchführung der Projekte "Schneller Brüter" und
"Spaltstoffflußkontrolle" stehen.
Schwerpunkt der wissenschaftlichen Aktivitäten war auch
1970 wie in den Vorjahren das Projekt "Schneller Brüter".
Der in diesem Bericht erkennbare Trend, das Forschungs- und
Entwicklungspotential des Kernforschungszentrums Karlsruhe
nicht nur aufnukleare Themenbereiche zu beschränken,
wird auch in Zunkunft anhalten. Zu den nichtnuklearen
Themen gehören anwendungsorientierte Probleme der Datenverarbeitung,
die Entwicklung neuer Technologien und Fragen
der Umweltbelastung durch technische Prozesse.
Auf kerntechnischem Gebiet wird in verstärktem Umfang an
einem Verfahren der Isotopentrennung, an Verfahren zur
Herstellung und Anwendung von Actiniden sowie an Problemen
der nuklearen Sicherheit gearbeitet.
Gesellschaft für Kernforschung m.b.H.
Geschäftsführung
Karlsruhe, Oktober 1971

Inhalt
Seite
Institut für Angewandte Kernphysik (IAK)
2 Institut für Angewandte Reaktorphysik (IAR) 17
3 Institut für Experimentelle Kernphysik (IEKP) 35
4 Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (INR) 61
5 Institut für Kernverfahrenstechnik (IKVT) 75
6 Institut für Material- und Festkörperforschung (IMF) 81
7 fnstitut für Reaktorbauelemente (I RB) 109
8 Institut für Reaktorentwicklung (I RE) 119
9 Institut für Heiße Chemie (lHCh) 141
10 Institut für Radiochemie (I RCh) 153
11 Institut für Strahlenchemie (lSte) 165
12 Institut für Strahlenbiologie (IStB) 169
13 Institut für Datenverarbeitung in der Technik (lOT) 175
14 Schule für Kerntechnik (SKT) 181
15 Abteilung Reaktorbetrieb (RB) 183
18 Teilchenbeschleuniger Zyklotron (Zykl) 195
19 Datenverarbeitungszentrale (DVZ) 201
20 Abteilung Strahlenschutz und Sicherheit (ASS) 205
21 Abteilung Dekontaminationsbetriebe (ADB) 211
22 Labor für Isotopentechnik (L1T) 219
23 Labor für Elektronik und Meßtechnik (LEM) 225
24 Medizinische Abteilung (Med) 231

Das Institut für Angewandte Kernphysik (Leitung: Dr. W. Gläser, N. N.) befaßt sich
mit Arbeiten in den Grenzgebieten zwischen Kerntechnik, Kernphysik und Festkörperphysik.
Dabei sind zur Zeit folgende Hauptarbeitsrichtungen besonders betont:
im Bereich Kernphysik
Physik schne/ler Neutronen: Die Arbeiten zielen vor allem auf die Bestimmung
von Neutronenwirkungsquerschnitten als Grundlage' für die Auslegung schne/ler
Reaktoren. Sie erfolgen zum Teil im Rahmen des "Projekts Schne/ler Brüter".
Außerdem werden grundlegende Beiträge zur Physik der Kernreaktionen erarbeitet.
An größeren Meßeinrichtungen stehen ein 3 MV- Van-de-Graaff-Generator
und ein Flugzeitspektrometer am Karlsruher Isochron-Zyklotron zur Verfügung.
1
Institut für
Angewandte
Kernphysik
(lAK)
Kernspektroskopie mit langsamen Neutronen: Hier stehen im Vordergrund. Untersuchungen
über die Eigenschaften angeregter Kernzustände und über den Prozeß
der Kernspaltung. Ein Teil der experimentellen Arbeiten soll in Zukunft am
deutsch-französichen Höchstffußreaktor Grenoble fortgesetzt werden. In Zusammenarbeit
mit der Universität Heidelberg werden theoretische Arbeiten durchgeführt.
im Bereich Nukleare Festkörperphysik
Neutronenstreuung: Es werden grundlegende Untersuchungen über atomare Bewegungsvorgänge
in Festkörpern und Flüssigkeiten mittels inelastischer Neutronenstreuung
durchgeführt. Von besonderem Interesse sind z. Zt. die Gitterdynamik
von Obergangsmetallen, Hochtemperatursupraleitern und Hartstoffen sowie
die Dynamik von flüssigen Metallen. Ein Teil der Experimente so/l am deutschfranz.
Höchstffußreaktor Grenoble fortgesetzt werden.
Magnetismus: Hier steht im Mittelpunkt die Untersuchung der magnetischen
Erscheinungen in den Obergangsmetallen und Legierungen. Methodisch werden
die Neutronendiffraktion und der Mößbauereffekt benutzt.
Ioneneinpflanztechnik: Mit dieser an Bedeutung gewinnenden Technik werden
die Eigenschaften von Verbindungshalb/eitern und Supraleitern systematisch verändert
und mit kernphysikalischen Meßmethoden (elastische Rückstreuung) untersucht.
Verschiedene halbleitertechnologische Arbeiten werden in Zusammenarbeit
mit der Industrie durchgeführt.
Entwicklung neuer Meßverfahren und Technologien: Als Voraussetzung für die
zuvor erwähnten Forschungsarbeiten befaßt sich das Institut mit Entwicklungsarbeiten
auf dem Gebiet der kernphysikalischen Meßtechnik. Hierzu gehören
Arbeiten zur EntWicklung von neuartigen intensiven Neutronenquellen, von
Flugzeitmethoden, von Halbleiterzählern und von Meßdatenverarbeitungsverfahren.
Als Beitrag zum Projekt })instrumente/le Spaltstoffflußkontrolle" wird eine
neue Methode zur zerstörungsfreien Bestimmung des Gehaltes an spaltbarer Substanz
von BrennstiJben mit Hilfe der r-Spektroskopie entwickelt. Das Institut
beteiligt sich an der Entwicklung von Experimentiereinrichtungen und Experimentiermethoden
für den deutsch-französischen Höchstffußreaktor in Grenoble.
Das Institut beschäftigte Anfang 7977 53 akademische Mitarbeiter (davon 72 Gäste,
Doktoranden und Diplomanden) 9 Ingenieure und 32 Sonstige Mitarbeiter.

1/67/1 Physik schneller Neutronen
7/67/73 Grundlagenuntersuchungen über
Kernreaktionen mit schnellen Neutronen.
Im Berichtszeitraum konnte eine ganze Reihe von
grundlegenden neutronen physikalischen Problemstellungen
mit Erfolg untersucht werden (3849, 3850,
3851,3878,3879,3905,3908,3909,3910).
Bei den Fluktuationsanalysen der Gesamtquerschnitte
standen Atomkerne im Massenbereich A< 60 im Vordergrund.
Da in diesem Bereich statistisch bedeutsame
Wirkungsquerschnittsschwankungen z. T. noch
bis zu Energien von 14 MeV beobachtbar sind, ließ
sich hier außer der Massenabhängigkeit erstmals auch
die Energieabhängigkeit mittlerer Dichten und Breiten
von Zwischenkernzuständen systematisch untersuchen
(3909). Die gewonnenen Ergebnisse konnten
zum größten Teil im Rahmen statistischer Theorien
gedeutet werden.
Die Untersuchungen zur Niveaustruktur von 16 N haben
gezeigt, daß die gleichzeitige Auswertung von
Transm issions-, Streu- und Polarisationsdaten wichtige
Aussagen für die mikroskopische Theorie der
Kernreaktionen liefern kann (3849). Aus dem Vergleich
der Meßergebnisse mit Coupled-Channel-Rechnungen
geht hervor, daß die Theorie bereits in ihrer
einfachsten Form die in den Anregungsfunktionen
vorherrschenden Zustände negativer Parität (1 Teilchen
- 1 Loch-Anregungen) sowohl bezüglich ihrer
energetischen Lage als auch bezüglich ihrer Breiten
gut zu beschreiben vermag (3850).
Für 41 Ca konnte mit Hilfe des Modells der intermediären
Einteilchenkopplung aus der Niveaustruktur
dieses Kernes die Schwerpunktslage von Einteilchenniveaus
erfolgreich bestimmt werden (3908). Die
Analyse der (n, al-Messungen am 9 Be wurde im Berichtsjahr
abgeschlossen (3905). Die Ergebnisse der
Winkelverteilungen für a-übergänge zum Grundzustand
und zum ersten angeregten Niveau von 6He
deuten darauf hin, daß direkte Reaktionsmechanismen
bei diesen Prozessen vorherrschend sind (3884,
3910).
Die Methode der Berechnung der Stärkefunktion im
optischen Modell wurde weiter ausgearbeitet (3848,
3867).
Die Auswertung von Messungen der über viele Resonanzen
gemittelten Transmission von Gold bei verschiedenen
Temperaturen (3869) ergab Aufschlüsse
über den Gültigkeitsbereich gegenwärtig gebräuchlicher
niveaustatistischer Methoden.
PSB 1215
Kerndatenmessungen im Rahmen des Projektes
"Schneller Brüter".
Untersuchungen mit dem 3 M V- Van-de-Graaff-Beschleuniger.
Die 1969 zwischen 7 und 200 keV gemessenen Transmissions-
und Einfangsdaten von 47Ti, S/!,60, 61 Ni
und 56 Fe wurden weitgehend ausgewertet. Mit den
hier entwickelten Analysenprogrammen wurden für
den größten Teil der beobachteten Resonanzen die
Resonanzenergien, Spins und Partialbreiten bestimmt
(3867, 3871). Erstmals bei diesen Kernen wurde eine
große Zahl von Strahlungsbreiten sowie die niveaustatistischen
Parameter erm ittelt (3872), die zur Berechnung
der Absorption und für die Extrapolation von
Einfangsquerschnitten zu höheren Energien gebraucht
1.0
0.9
Abb.1:
Verhältnis von Einfang- zu Spaltquerschnitt
fiir 239pu und 23SU.
Die Normiert/ng der Werte ist vorläufig.
Zum Vergleich mit den
eigenen Werten sind die anderer
Laboratorien mit eingezeichnet.
61~ 0.8
~ 0.7
0.6
0.5
0.4
0.3
0.2
0.1
ß
+
+ •
I· .+ • • +
. .. +
U 0
· -.6.-•. • Ii
~
X •
10 20 50
NEUTRONEN
[
\J
239 pU
- t---
•
0
ENERGIE (keV)
- t-
100
• eigene Werte
• Gwin et 01. 1969
Schomberg et 01. 1970
o de Soussure et 01. 1966
2

werden. Außerdem wurde mit Transmissionsmessungen
an 54 Fe begonnen. Weitere Messungen an verschiedenen
Ni- und Cr-Isotopen sind in Vorbereitung.
Die Bestimmung von Spaltquerschnitten relativ zu
23SU wurde mit einer Präzisionsmessung an 241pU
fortgesetzt (Genauigkeit besser als 3 %, Energiebereich
20 - 1.200 keV) (3874). Der Spaltquerschnitt
von 235 U spielt als Referenzquerschnitt und in der
Reaktortechnologie eine Schlüsselrolle. Er wird deshalb
mit Hilfe eines neuentwickelten Rückstoßprotonen-Teleskop
(3870) relativ zum sehr gen au bekannten
H(n, p)-Querschnitt gemessen. Bei den 1970 ermittelten
Werten (3875) wurde eine Genauigkeit von
3,5 % erreicht. Sie sollen durch weitere Messungen
zwischen 0.3 und 1.2 MeV vervollständigt werden. In
diesem Energiebereich sind Diskrepanzen von 10 bis
15 % zwischen den Daten verschiedener Laboratorien
zu klären.
Mehrere Meßreihen wurden zur Bestimmung von a
(Verhältnis von Einfang- zu Spaltquerschnitt) in
235 U und 239 Pu zwischen 10 und 60 keV durchgeführt.
Die bisherige Auswertung lieferte die in Abb. 1
dargestellten, etwa auf 15 %genauen Ergebnisse.
Untersuchungen mit dem Flugzeitspektrometer am
Zyklotron.
Bei der Auswertung der hochaufgelösten Transmissionsdaten
von 23!1 U gelang erstmals für diesen Kern
der Nachweis von statistisch signifikanten Fluktuationen
im Energiebereich von 0.5 - 0.7 MeV (3876).
Die beobachteten Strukturen mit Fluktuationsbreiten
von ~ 1 keV deuten darauf hin, daß die mittleren Niveauabstände
von 23!1 U mit den heute gültigen Niveaudichteformeln
falsch wiedergegeben werden
(3909).
Auf dem Gebiet der Neutronenstreureaktionen gelang
in einem 2-Parameter Experiment die Zuordnung einer
großen Zahl von 'Y-übergängen zu individuellen
Reaktionskanälen der inelastischen Streuung (3916,
3917). Die zahlreichen, hochaufgelösten Anregungsfunktionen
für die charakteristischen 'Y-übergänge in
den Restkernen 27 AI und 56 Fe weisen z. T. über
größere Energiebereiche noch eine isolierte Compoundkernstruktur
auf. Aus den Ergebnissen der
Streumessungen soll mit Hilfe statistischer Analysen
geklärt werden, ob die auch in den Gesamtquerschnitten
beobachteten intermediären Strukturen (3909) in
den einzelnen Streu kanälen korreliert sind. Solche
Informationen gestatten eindeutige Aussagen über die
Natur derartiger Wirkungsquerschnittsschwankungen.
Die Auswertung der Gesamt- und der Streuquerschnittsdaten
von 12C und 40Ca konnten im Jahre
1970 abgeschlossen werden (3851, 3881, 3882, 3883,
3908, 3916, 3917). Die sich bei alleiniger Kenntnis
der Gesamtquerschnitte im MeV-Bereich ergebenden
Mehrdeutigkeiten bei der Spin- und Paritätszuordnung
konnten unter Zuhilfenahme zusätzlicher Informationen
aus differentiellen Messungen beseitigt werden
(3388). Mit den Ergebnissen der Resonanzparameteranalysen
der Ca-Messungen konnten statistisch
signifikante Aussagen über die Spinabhängigkeit der
Stärkefunktion von s- und p-Wellen und erstmals auch
von d-Wellen gewonnen werden (3851).
Abgeschlossen wurde ebenso die Auswertung der Na­
Gesamtquerschnittsmessungen im Bereich zwischen
0.5 und 1 MeV (3883).
Mit einem überblick über die z. Zt. an in- und ausländischen
Universitäten und Forschungseinrichtungen
existierenden Aktivitäten auf dem Gebiet schneller
Neutronen wurde ein Beitrag zur Diskussion über vordringliche
Probleme auf dem Kerndatensektor geleistet
(3880).
01~ 0.8
1.0
0.9 f--+-j--j-+------+----+----+--L--'---"---t-+-i
-f--
11 0.7 f--+-+--I-I-------+----+----1
~
0.6 r---r--i-+--+------+---+-----+----+-+--t--1--+--i
0.5 1--1,-+-j--+----------+----+---+---f----+-+--+-+-i
A
O4 ° "-----f---~.+_-~e;___f_-+___+____+__-+----j
• ~o _ 0 0 0
t:. +. . +AL.q 0 • 0 0 .,
0.3 I----I----c-l' - __O__.rt ---- -"'---+----+----f'---'----+----j
° °
0.2 -----------+-+------+----+---+-+--1
0.1 1----+----1----1-+----- 1/67/2 Kernphysik
Die Entwicklung einer verbesserten 'Flugzeitanordnung
zur Untersuchung von Spaltprozessen wurde im
Berichtsjahr mit Nachdruck vorangetrieben und steht
kurz vor dem Abschluß. Ein besonderes Problem
stellt für Absolutmessungen die Flußbestimmung dar.
Hier wurde eine neue' Methode entwickelt, bei weicher
der z. Zt. am genauesten gemessene n-p Streuquerschnitt
als Standard dient (3917).
10 20 50 100 1/67/21 Kernphysikalische Untersuchungen
NEUTRONEN ENERGIE (keVI
mit langsamen Neutronen.
° eigene Werte
o de Soussure et 01. 1966
Von Shi Di et 01.1965
+ Weston et 01. 1964
Für die geplanten kernphysikalischen Karlsruher Experimente
am Höchstflußreaktor Grenoble wurden
Vorschläge fiir die Aufstellung eines Anti-Compton-
3

Spektrometers (4045) und die Durchführung eines
Mehr-Parameter-Spaltexperimentes (4046) ausgearbeitet.
Mit den Vorbereitungen zu diesen Experimenten
wurde begonnen. Ein weiterer Vorschlag für die Installation
eines neuartigen Elektronen-Paar-Spektrometers
mit supraleitenden Magneten wurde in der
zweiten Jahreshälfte (4044) ausgearbeitet. Die ursprüngliche
Konzeption wurde mit dem Ziel auf
größtmögliche Ansprechwahrscheinlichkeit und Multipoldiskriminierung
geändert; die Apparatur dürfte
damit in einem großen Energiebereich und für Kerne
mit Z< 50 Konversionselektronenspektrometern
überlegen sein. In umfangreichen Rechnungen wurde
der Einfluß möglicher Störeffekte untersucht und der
Nachweis erbracht, daß das Experiment in dieser
Form durchführbar ist.
Die Untersuchungen der Einfang-Gamma-Spektroskopie
im Gebiet der mittelschweren und deformierten
Kerne fanden ihren Niederschlag in zahlreichen
Veröffentlichungen. Zu den experimentellen
und z. T. auch theoretischen (3907, 3852) Arbeiten
an deformierten Kernen - wie über "Bandenmischung
in 167Er" (2537) und "Zwei-Quasiteilchen­
Zustände in 16a Er" (3318) - trat eine Veröffentlichung
übet den Kern 152 Eu (3319), dessen extrem
linienreiches Spektrum mit ca. 300 übergängen im
Energiebereich zwischen 150 keV und 900 keV mit
dem Anti-Compton-Spektrometer untersucht worden
war. Während das experimentell bestimmte Zerfallsdiagramm
von 62 Ni (3317) durch Schalenmodell rechnungen
recht gut wiedergegeben wurde, traten bei
den untersuchten Kernen 96Mo (3853, 3912) und
9aMo (3912, 3854) auffallende Diskrepanzen auf
(3885). Dagegen wird die Anregungsstruktur dieser
Mo-Isotope durch Quasibanden im kollektiven Potentialmodell
nach Gneuss-Mosel-Greiner gut wiedergegeben;
hierzu werden auch mikroskopische Rechnungen
durchgefüh rt. Die Beobachtung, daß sich mit zunehmender
Entfernung von den sphärischen Kernen um
92 Mo Quasibanden ausbilden, steht in guter übereinstimmung
mit den in Spaltfragmenten festgestellten
Rotationsstrukturen für Kerne um A =100. Den Kernen
96 Mo, 98 Mo und dem ebenfalls untersuchten
68Zn (3855, 3914) sind ungewöhnlich tiefliegende
O+-Zustände gemeinsam, wie man sie auch von 70Ge
und 72 Ge kennt. Ein Vergleich dieser Kerne legt bei
Berücksichtigung der spektroskopischen Faktoren aus
(d, p}-Daten eine Deutung als Konfigurationsmischung
aus (2 Pl/2)5+ und (1 g9/2}5+ Zuständen für
dieses Niveau nahe.
Zur Auswertung der Daten wurde ein neues Rechenprogramm
(3906) entwickelt, das unter Anwendung
des Kombinationsprinzips für Gamma-Energien die
Aufstellung von Termschemata wesentlich erleichtert.
In der zweiten Hälfte des Berichtsjahres wurden verschiedene
Apparaturen am C 2-Kanal zu einer neuen
Mehrdetektoranordnung CONCA vereinigt und gleich-
,.Vl
zeitig mit besser auflösenden Ge(Li)-Detektoren bestückt.
Das 3-Parameter-Experiment zur Untersuchung der
Gammastrahlung von primären Spaltfragmenten erbrachte
eine Reihe von Ergebnissen (3887, 3888,
3889). Die Interpretation der in den einzelnen Kernen
gemessenen Gammaübergänge im Zeitbereich von
'V1O- 9 sec nach der Spaltung ergab, daß bei der Gammaabregung
vorwiegend kollektive Anregungszustände
(3913) der Spaltfragmente beteiligt sind. Messungen
der vorliegenden Art können dazu dienen, die
Primär-Spins der Spaltfragmente im Augenblick der
Spaltung direkt zu bestimmen. Diese Kenntnis ist von
Bedeutung flir die Ausarbeitung einer vollständigen
Theorie des Spaltprozesses.
Durch den Ausbau des R 4-Kanals am FR 2 wurde ein
sehr intensiver Neutronenstrahl geschaffen, der am
Targetort einen 6 mal höheren Fluß liefert als der
früher verwendete TWest-Kanal. An diesem Kanal
werden Untersuchungen über Konversions-Elektronen
aus primären Spaltfragmenten in Zusammenarbeit mit
der Universität Frankfurt durchgeführt.
Neue theoretische und experimentelle Arbeiten lassen
den Schluß zu, daß viele Kerne mit zwei Gestaltsdeformationen
vorkommen. Wegen der Bedeutung dieser
Erscheinung für das Verständnis des Spaltprozesses
soll ein Experiment durchgeführt werden, dessen
Nahziel der Nachweis der Neutroneneinfang-Gammaquanten
bei übergängen zu m Gestal tsisomer von
236 U ist. Dazu wurde im Laufe dieses Jahres eine
Apparatur entwickelt und am TWesCKanal des FR 2
installiert.
r
o 0 o 0
4

..
7/70/23 Theoretische Arbeiten auf dem Gebiet
der Kernphysik.
Die theoretischen Arbeiten zu den Kernmodellen
führten zu einem Bericht über Quasiteilchenanregungen
und kollektiven Modellen (3852, 3391), in dem
gezeigt wird, daß die Wechselwirkung zwischen Quasiteilchenanregungen
und Vibrationen auch in einem
phänomenologischen Modell erfolgreich beschrieben
werden kann. Insbesondere ermöglicht das Modell die
Berechnung der Struktur angeregter Zustände und
K-verbotener übergangswahrscheinlichkeiten in deformierten
Kernen ungerader Massenzahl (3907).
Zusätzlich wurde eine mikroskopische Methode zur
konsistenten Beschreibung der Rotation und Vibration
für Kerne im übergangsgebiet zwischen sphärischen
und deformierten Kernen entwickelt (3326).
Im Rahmen des phänomenologischen Modells formisomerer
Zustände und des Spaltprozesses wurde ­
unter Verwendung des Strutinski-Verfahrens - eine
Rechenmethode zur Bestimmung von Energieflächen
unter Einschluß von Schaleneffekten entwickelt
(3856). Sie erlaubt Potentiallandschaften von Kernen
auch für hantelförmige Deformationen zu berechnen,
also z. B. bis zum Zerreißpunkt der Spaltung. Erste
Rechnu ngen für die schweren spaltbaren Kerne
(3856), aber auch für mittelschwere Kerne wie Ca
(4047) führten zu sehr aufschlußreichen Ergebnissen.
In einer weiteren Arbeit (3857) wurde an Hand eines
schematischen Modells der Einfluß einer variablen
Trägheit auf die kollektive Dynamik studiert. Dabei
zeigt sich die Notwend igkeit der Kenntn is des Iner-
tialtensors bzw. der kinetischen Energie zum vollständigen
Verständnis kollektiver Phänomene.
Daneben galt die Aktivität der Gruppe der Untersuchung
der Schwerionenreaktionen. Im Mittelpunkt
standen dabei die Theorie der Transferreaktionen und
die übertragung des aus der Festkörperphysik bekannten
josephson-Effektes in die Kernphysik. Dazu
wurde eine schematische Theorie des Transfers von
Nukleonenpaaren unterhalb der Coulombschwelle
entwickelt, die eine beachtliche Verstärkung des Tunneleffektes
für Nukleonenpaare von aneinander gestreuten
Kernen als Folge der Supraflüssigkeit der
Kernmaterie voraussagt (4048, 4049). Darüberhinaus
wurde eine Resonanzstruktur für die Wahrscheinlichkeit
des Transfers mehrerer Nukleonenpaare festgestellt,
analog dem festkörperphysikalischen Wechselstrom-Josephson-Effekt.
1/67/3 Nukleare Festkörperphysik.
7/70/37 Hochtemperatur-Supraleiter.
Die Methoden der nuklearen Festkörperphysik werden
gezielt eingesetzt, um zu einem grundsätzlichen
Verständnis der Gitterdynamik von Hochtemperatursupraleitern
zu gelangen. Aus der Menge der bekannten
Supraleiter ragen einige intermetallische Verbindungen
von A 15-Gittertyp mit relativ hohen Sprungtemperaturen
heraus. Die Messungen mittels inelastischer
Streuung von Neutronen konzentrieren sich zunächst
auf Verbindungen vom Typ V3X, bei denen
sich infolge der überwiegend inkohärenten Streuung
die Phononenzustandsdichte direkt aus dem Einphonon
- Querschnitt bestimmen läßt. Es wurden Messungen
an V3Si und V3Ga bei Raumtemperatur begonnen.
Es ist beabsichtigt, diese Messungen auf tiefe
Temperaturen auszudehnen, die dafür erforderl ichen
experimentellen Umbauten wurden abgeschlossen.
..
•
.'"
o 0
3 l>
Neben den A 15-Verbindungen sind die sog. Hartstoffe
(Karbide, Nitride und Oxyde der übergangsmetalle)
von speziellem Interesse, da sie teilweise hohe
Sprungtemperaturen besitzen, dabei jedoch infolge
ihrer relativ einfachen Gitterstruktur (Na CI - Gitter)
experimentellen und theoretischen Untersuchungen
leichter zugänglich sind. Darüber hinaus sind diese
Materialien als neue Werkstoffe für die Technik, insbesondere
für die Nukleartechnik, interessant. In Zusammenarbeit
mit der Solid State Division des ORNL
wurden Messungen zur Bestimmung der Phononen­
Disperisonskurven entlang ein iger Symmetrierichtungen
von TaC und HfC durchgeführt (3358, 3895).
Abb.2:
r
0·5
1-0
M
r
Q.5
A
Phononen-Dispersion von DzO bei 90 0 K
Ausgezogene Linien: Least Souaresfit mit einem Modellpotential
5

1/67/32 Untersuchungen zur Dynamik und
Struktur von kondensierter Materie.
Inelastische Streuung von langsamen Neutronen
Die im Vorjahr begonnenen Messungen der Dispersionskurven
von Cs Br (3859) und festem D 2 0 wurden
fortgeführt. Die Untersuchungen an Cs Br erfolgen
in Zusammenarbeit mit dem physikalischen Institut
der Universität Frankfurt. Sie sollen eine Aussage
über die Anwendbarkeit des "breathing shell model"
zur Berechnung der Dispersisonsrelationen von Ionenkristallen
mit Cs CI-Struktur liefern. Für hexagonales
D 2 0-Eis konnten die Phononen-Dispersionskurven
bei T = 90 0 K entlang der Hauptsymmetrierichtungen
mit Ausnahme der hochenergetischen Zweige bestimmt
werden, für die eine Kopplung mit den Librationen
der D 2 O-Moleküle zu erwarten ist (Abb. 2). Es
gelang, die bisher erhaltenen Daten mit einem Valenzkraftmodell
zu beschreiben. Die Auswertung und Interpretation
der Meßergebnisse für die Phononendispersion
von Silber wurden abgeschlossen. Die Born
von Karman-Analyse lieferte die interatomaren Kraftkonstanten
bis zu vierten Nachbarn und ermöglichte
die Bestimmung der Phononenfrequenzverteilung und
anderer thermodynamischer Größen. Weiter wurde
eine umfangreiche Analyse auf der Grundlage der
Pseudopotentialtheorie der Metalle durchgeführt, um
den Einfluß der d-Elektronen zu verstehen. (W. Drexel,
Dissertation Universität Karlsruhe). Im Rahmen
der Untersuchungen zur Dynamik einfacher Flüssigkeiten
wurde mit Messungen der Streugesetze von
flüssigem Rubidium und flüssigem Gallium mittels unelastischer
Neutronenstreuung begonnen. Hierbei sollen
u. a. Änderungen des dynamischen Verhaltens
beim übergang von der festen zur flüssigen Phase studiert
werden. Dazu wurden Messungen unmittelbar
unterhalb und oberhalb des Schmelzpunkts durchgeführt.
Parallel zu den experimentellen Untersuchungen
laufen theoretische Arbeiten zum Studium der
Dynamik von Flüssigkeiten mit der molekular-dynamischen
Methode. Im Berichtszeitraum standen zunächst
Entwicklungsarbeiten wie das Erstellen und
Austesten von Rechenprogrammen im Vordergrund.
Erste Anwendungsrechnungen wurden für Rubidium
unter Verwendung von Festkörperpotentialen durchgeführt.
Der Ausbau der Experimentiereinrichtungen am FR 2
wurde weiter vorangetrieben. Am Strahlrohr R 7 wurden
wesentliche Veränderu ngen vorgenommen, um
die Flexibilität der verschiedenen Spektrometer zu
verbessern und die Neutronenintensitäten zu erhöhen:
Es wurde ein neuer Stopfen mit doppelter
Strahlführung konstruiert und gebaut; der Primärteil
des Drehkristallspektrometers wurde dahingehend umgebaut,
daß eine Wechselvorrichtung für die Monochromatoren
eine leichte Änderung der Primärenergie
gestattet; der Chopper für pseudostatistische Flugzeitexperimente
wurde durch ~ine wesentlich verbesserte
Version (s. 1/69/42) ersetzt. Diese Umbauarbeiten
konnten zum größten Teil noch im Berichtsjahr
durchgeführt werden; die endgültige Fertigstellung
wird jedoch erst Anfang 1971 erfolgen.
Mit dem Umbau des einachsigen Kristallspektrometers
zu einem Dreiachsenspektrometer wurde begonnen.
Als erste Ausbaustufe wurde der Analysatorteil
des Spektrometers montiert und in Betrieb genommen.
Magnetismus und Elektronenstruktur.
In den letzten Jahren hat die Theorie die Zusammenhänge
zwischen Elektronenstruktur und Magnetismus
für Legierungen und übergangsmetalle verständlich
gemacht. Da viele Materialeigenschaften auf die Elektronenstruktur
zurückzuführen sind, erhalten Untersuchungen
der magnetischen Eigenschaften eine
grundlegende Bedeutung. Ferner stehen solche Untersuchungen
auch im Zusammenhang mit der Supraleitung
bzw. Gitterdynamik.
Aufgrund von überlegungen für ein Forschungsprogramm
auf diesem Gebiet werden sich die experimentellen
Vorhaben auf die Messung von Spindichteverteilung
in magnetischen Metallen und Legierungen,
sowie in nichtmagnetischen Wirtsgittern mit magnetischen
Verunreinigungen und auf die Untersuchung
der Dynamik von Spinsystemen mit den Methoden
der elastischen Neutronenstreuung konzentrieren.
Außerdem wird mit Hilfe nuklearer Meßmethoden die
magnetische Hyperfeinwechselwirkung untersucht
werden.
Im Berichtsjahr wurden vorbereitende Arbeiten für
solche Experimente unternommen. Messungen der
magnetischen Hyperfeinaufspaltung der bei 97 meV
liegenden Compoundkernresonanz von 149Sm sind
im Gang. Magnetische Hyperfeinfelder an 61 Ni-Kernen
in ferromagnetischen Ni-Pd Legierungen wurden
mit der Methode der MÖßbauerspektroskopie in Zusammenarbeit
mit der Physics Division des ORNL gemessen
(3891, 1892, 3894).
Messung von Spin-Gitter-Relaxationszeiten mit polarisierten
Neutronen.
(bisher 1/67/22)
Diese Untersuchungen wurden in Zusammenarbeit
mit dem I. Physikalischen Institut der Universität Heidelberg
durchgeführt. Die Messungen an In- und Ag­
Verbindungen wurden abgeschlossen. Aus der Temperaturabhängigkeit
der Spin-Gitter-Relaxationszeit
konnte das elektrische Quadrupol-Moment von In 11 6
bestimmt werden (3897, 3898, 3899). Die ß-Asymmetrie
von Rh 104 in verschiedenen Verbindungen
wurde gemessen; es konnte jedoch kein NM R-Signal
gefunden werden. An der kalten Quelle des FR 2 wurde
ein magnetisierter Co-Fe Neutronenspiegel aufge-
6

aut. An diesem neuen polarisierten Strahl mit höherer
Intensität wurde mit Experimenten an AI-Verbindungen
begonnen.
1/71/33 Arbeiten zur nuklearen Festkörperphysik
am Höchstflußreaktor in
Grenoble.
Die Planungs- und Entwicklungsarbeiten für das Drehkristall-Flugzeitspektrometer
am HFR Grenoble wurden
in enger Zusammenarbeit mit RB weitergeHihrt.
Durch Umstellung auf eine Doppelmonochromator­
Anordnung wird das Spektrometer wesentlich flexibler
gestaltet.
Zur Untersuchung der hierdurch aufgeworfenen
neuen Probleme wurde mit ersten Testversuchen Hir
die Synchronisierung eines Drehkristall-Doppelmonochromators
begonnen. Die eingehenden Tests an He 3 ­
Zählrohren wurden fortgesetzt.
Durch ('}'-'}')-Koinzidenzmessungen erweiterte Mößbauerexperimente
nach Neutroneneinfang in Einkristallen
wurden vorbereitet: Diese sollen die relativen
Lagen von Rückstoßatomen und Fehlstellen bestimmen.
Die experimentellen Untersuchungen über Strahlenschäden
in der Nachbarschaft von 51 Fe-Rückstoßatomen
und der Einfluß dieser Strahlenschäden auf die
Hyperfeinwechselwirkung an 51 Fe-Kernen wurden
durch theoretische Berechnungen der Wahrscheinlichkeiten
für Ersetzungsstöße und für die lokale Erzeugung
von Fehlstellen ergänzt (3316).
1/68/4 Entwicklung neuer Meßgeräte und
Verfahren.
1/68/41 Einsatz von Datenverarbeitungsanlagen
im physikalischen Experiment.
Die am FR 2 installierte Datenverarbeitungsanlage
MIDAS arbeitete im Berichtszeitraum im Routinebetrieb
mit hoher Auslastung bei relativ wenigen Ausfällen.
Das System wurde so weit ausgebaut, daß nunmehr
eine hohe Betriebssicherheit und Flexibilität
erreicht ist. Bei Bedarf konnten kurzfristige Erweiterungen
der Experimentkonfiguration vorgenommen
werden. Mit den Umstellungsarbeiten der Datenerfassungs-
und Verarbeitungsprogramme auf die erweiterte
Kernspeicherkonfiguration der CDC 3100 wurde
begonnen. Die Arbeiten zur Ankopplung der CAE­
510 an das CALAS-System wurden durchgeführt. Der
endgültige Anschluß soll im Frühjahr 1971 erfolgen.
Weiterhin wurden übersetzungsprogramme für die
symbolischen Maschinensprachen OSAS (M IDAS-Anlage)
und COMPASS (CDC 3100) entwickelt. Die
Konzeption für das ASSTRO-System (Automatische
Summierung von Spektren auf einern Trommelspeicher)
konnte unter Verwendung von neuen elektronischen
Bausteinen so vervollständigt werden, daß ein
Live-Display möglich ist. Die Umstellungsarbeiten der
IBM-707 4-Programme auf die IBM-360-Anlage wurden
rechtzeitig abgeschlossen. Zur Auswertung der
neuen kernphysikalischen Experimente des Institutes
wurden neue Programmsysteme erstellt.
Rechnergesteuerte Elektronik.
In dem zurückliegenden Jahr wurde die Problemanalyse
für das rechnergesteuerte Mehrparameter-Spaltungsexperiment
(s. 1/67/21) durchgefi.ihrt und abgeschlossen
(F. Horsch, O. Hellinger, P. M. Fischer und
G. Gabel, Statusbericht I des rechnergeführten Experimentes
CORE). In der Analyse mußte dem Umstand
Rechnung getragen werden, daß wegen der kontinuierlichen
Zerstörung der Halbleitersperrschichten
ständig umfangreiche Steuer- und Regelvorgänge notwendig
sind. Ein Teil der für den Rechnerzugriff notwendigen
hard-ware wurde entworfen und wird gegenwärtig
von der Abteilung LEM gebaut. Einige bei
der Umrechnung der Daten auftauchende mathematische
Probleme wurden auf ihre Lösbarkeit im Rahmen
der für den Rechner TR 86 zu entwickelnden
soft-ware in Zusammenarbeit mit DVZ untersucht.
1/69/42 Neuartige Experimentiertechniken
für die nukleare Festkörperphysik.
Aufgrund theoretischer Berechnungen (3315, 3342)
wurde ein Chopper mit einer Durchlässigkeit 114 gebaut,
der bei Experimenten zur Bestimmung der Phononendispersion
von Festkörpern eingesetzt werden
soll. Die Arbeiten zum Aufbau einer Versuchsanlage
am FR 2 mit einem statistischen Doppelchopper wurden
vorangetrieben. Der mechanische Teil des Doppelchoppersystems
konnte fertiggestellt werden.
Es wurde mit Untersuchungen über eine neue Meßmethode
begonnen, welche es gestattet, die Phononenzustandsdichte
von kohärent streuenden Proben
durch unelastische Streuung von Neutronen direkt zu
messen. Hierzu muß der sampling-Prozeß, der von der
Dispersionsrelation zur Zustandsdichte führt, im Experiment
selbst durchgeführt werden, wobei die elastische
Vielfachstreuung in der Streuprobe ausgenutzt
wird. Zum Studium der Realisierbarkeit einer derartigen
Meßmethode wurden umfangreiche Simulationsrechnungen
durchgeführt. Für die experimentellen
Untersuchungen wurde ein Drehkristall-flugzeitspektrometer
mit Doppelmonochromator am Strahlrohr
der kalten Quelle aufgebaut und in Betrieb genommen.
Die zunächst nur provisorisch aufgebaute Lauf-
7

____Sauerstoff
. . .., \ : .
',',.' .
....:, ....:..,'.". ... "
Arsen
I
..........:,:.\ .
'"
". lS min bei 1000°C~:.":·····,,,,,,, ....
...: ,,: : ,' ,.:........ lSmin bei 12000C~:.:~:'~: ..\ ..
'.. /Silizium im Oxid .:;',
.........................:, b
1 ..... -(",
l ' \',
\
o+- ......- ...,.,.=.:t
:.<
Sauerstoff
100
......... __. -: ..... .._.:..::.~,l\.... '............
•.. -----,.-:~:::.::--=--=.: .... ==..:
200 300
Kanalzahl (Energie, Masse, Tiefe)
.. ~~.':!:!::~.::-
.•-:..=.""-
o Abb.3a
200 300
: ; .
..:,'
. .' Zink an der
.,' ,'.: : "..; ::........ .......
Zwischenschicht
Abb.3b
100
.... SiliZ/ium im Oxid Zink im \ I~~~~ im
...... Kristall lS min bei
'..,'''::......~.....:.:.......:... x3 \ 700°C lS min
. ..... ~ .:,..:'.,'''',' ,_ / bei 1100°C
1 ......,... ~L -..-:_~;:~~(:

Gebiet der Aktivierungsanalyse, der Spaltstoffflußkontrolle,
der medizinischen Therapie und zur Erzeugung
kurzlebiger Radionuklide, entsprechend einem
Vorschlag vom Januar 1970, wurde in Angriff genommen.
Die Neutronenausbeute am Van-de-Graaff-Beschleuniger
wurde durch Einbau eines selbstentwickelten 5
MHz-Pulsers um einen Faktor 5 gesteigert. Durch
Erweiterung des Strahlführungssystems wurde ein zusätzlicher
Meßplatz für Flugzeitmessungen mit 1 nsec
Pulsbreite geschaffen.
SpFK Entwicklung indirekter Meßmethoden für
die Spaltstoffflußkontrolle.
Im Rahmen dieses Forschungsvorhabens, das die Entwicklung
einer neuartigen, besonders isotopenspezifischen
Methode zur zerstörungsfreien quantitativen
Analyse unbestrahlten Reaktorbrennstoffs zum Ziele
hat, wurden im Laufe des Jahres 1970 nach weiteren
Verbesserungen und Erweiterungen einer komplexen
Meßapparatur die wesentlichen physikalischen Voraussetzungen
für die Anwendung auf die beiden
wichtigsten spaltbaren Isotope, 235 U und 239 Pu, erarbeitet.
Es gelang, für beide Nuklide hochenergetische
'Y-Linien nachzuweisen, die eindeutig der Neutronen-Einfang-Reaktion
zuzuordnen sind und sich für
den vorgesehenen Zweck eigenen (3886).
Gleichzeitig wurden Untersuchungen über die Verbesserung
der Betrugssicherheit begonnen. Die Berechnung
der möglichen Betrugsmenge unter Annahme radialer
Inhomogenitäten bei zylindrischer Geometrie
zeigte, daß Messungen mit keV-Neutronen und 1'­
Strahlung oberhalb etwa 2 MeV an Stäben und Stabbündeln
ausreichend betrugssicher sind, während für
thermische oder Resonanzneutronen oder flir niederenergetische
'Y-Strahlung, wie sie beim radioaktiven
Zerfall von Uran und Plutonium auftritt, eine inhomogene
Spaltstoffverteilung beträchtliche Variationen
im Meßsignal ergeben kann.
Zur Beantwortung der Frage, welche Anlage für die
Erzeugung der benötigten durchdringenden Strahlung
am besten geeignet ist, wurden zur Ergänzung der bisherigen
überlegungen zusätzlich experimentelle Untersuchu
ngen begonnen.
In Zusammenarbeit mit anderen Instituten des Zentrums
wurde die Kooperation mit anderen in der Bundesrepublik
an der Entwicklung indirekter Meßverfahren
zur Spaltstoffflußkontrolle beteiligten Organisationen
weiter intensiviert. Eine Studie zu den spezifischen
Wärmefllissen des Plutoniums, die die Grundlage
der bei der ALKEM entwickelten kalorimetrischen
Verfahren darstellen, ist im Gange.
1/72/5 Implantations- und Channelingtechnik
(bisher 1/70/43)
Am 3 MV-Van-de-Graaff-Beschleuniger wurde die
Apparatur zur Analyse von ionenimplantierten
Schichten mittels elastischer Rückstreuung und Channelling
in Betrieb genommen. Diese Methode ergibt
wertvolle Aufschlüsse über Konzentrationsverteilung
und Diffusion; in einkristallinen Targets kann die für
die elektrischen Eigenschaften wichtige Position der
implantierten Ionen im Gitter mit einer Genauigkeit
von 0.2 Ä bestimmt werden. Weiterhin können Ausheilvorgänge
der bei der Implantation erzeugten Defekte
untersucht werden.
Ionenimplantation in Halbleitern
Ionenimplantierte Schichten in Silizium wurden mit
Hilfe der Rückstreuung und Channelling von leichten
Ionen untersucht. Erfolgreiche Vorexperimente dazu
wurden zusammen mit dem California Institute of
Technology (Pasadena) durchgeführt (3860, 3861,
3862, 3864). Es konnte gezeigt werden, daß unter
geeigneten Implantationsbedingungen Ionen aus derselben
Gruppe des periodischen Systems bei der Besetzung
von regulären Gitter- und Zwischengitterpositionen
ähnl iches Verhalten aufweisen (3322, 3901,
3903). Die Ergebnisse dieser Experimente lassen
Schlüsse zu auf die Art des zu erwartenden Ladungsträgertyps,
die Konzentration der Ladungsträger und
die optimalen Ausheilbedingungen der durch die Implantation
erzeugten Defekte. Direkte Messungen dieser
Größen mit einer Hall-Effekt-Apparatur bestätigten
die Ergebnisse der Channelling Messungen (3864,
3900). Soweit vergleichbare Messungen an Stoffsystemen
im thermischen Gleichgewicht vorliegen, wurde
gefunden, daß durch Ionenimplantation die Löslichkeitsgrenze
von Fremdatomen um mehrere Größenordnungen
überschritten werden kann. Weiterhin wurde
festgestellt, daß Elemente der Gruppe IIB im Temperaturbereich
zwischen 600 - 800 0 C den Gitterplatz
verlassen und sich auf nicht-reguläre Gitterpositionen
abscheiden.
In ionenimplantierten Schichten diffundieren die
implantierten Ionen wesentlich schneller als in vergleichbaren
Systemen, die im thermischen Gleichgewicht
hergestellt werden (3860). Diese verstärkte Diffusion
kann zum völligen Verschwinden der implantierten
Komponente führen (Ausdiffusion ). Die Ausdiffusion
ist abhängig von der Gitterdefektkonzentration
und deren Ausheilverhalten (3861). Auch nach
der Ausheilung von Gitterdefekten zeigt die implantierte
Si-Oberfläche eine erhöhte chemische Reaktionsfähigkeit,
speziell wurde verstärkte Oxydationsfähigkeit
beobachtet (3865).
9

Untersuchungen an amorphen Schichten wie
z. B. an Si0 2 , Si 3 N 4 und AI 2 0 3 ,
Mit Hilfe der Rückstreu- und Channellingmethode
wurde die Zusammensetzung und die Konzentrationsverteilung
der einzelnen Komponenten von amorphen
Schichten auf monokristallinem Substrat bestimmt
(3323). Solche dielektrische Schichten sind als Schutz
lonenimp/antation in Supraleitern.
Eine Apparatur zur Messung von Strom-Spannungscharakteristiken
von supraleitenden Tunneldioden
wurde aufgebaut und erste Messungen durchgeführt.
Eine Apparatur zur Erzeugung einer Isolationsschicht
für diese Dioden mittels Ionenimplantation ist im
Bau.
für die Oberfläche von Halbleiter-Bauelementen und
integrierten Schaltungen von großer Bedeutung. Zusammen
mit Fairchild (Palo Alto, California) wurden
pyrolytisch aus NH 3 und SiH 4 abgeschiedene Si 3 N 4 ­
Schichten auf ihre Zusammensetzung und Homogenität
untersucht. Es wurde gezeigt, daß nur unter ganz
bestimmten Reaktionsbedingungen stöchiometrisches
Si 3 N 4 abgeschieden wird (3324, 3862). Zusammen
mit AEG-Telefunken (Heilbronn) wurden Si 3 N 4 ­
Schichten untersucht, die in einer Glimmentladung
aus SiN 4 und N 2 abgeschieden worden waren. Im Gegensatz
zum pyrolytischen Verfahren können diese
Schichten sowohl unter- als auch überstöchiometrisch
hergestellt werden (3863). Diffusion aus dotierten
Oxyden und Untersuchungen an AI 2 0 r Schichten
wurden zusammen mit Siemens (München) durchgeführt.
10

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IAK
IM JAHRE 1970
,
Neutron Capture in 151Eu.
Physlcs, A 155(1970) S.21-32
MEYEH, 0.; JOHAN8S0N, N.G.E.; PICRAUX, S.T.;
MAVF:R, J.W.
Lattlce Location and vopant Behavlor of Group
11 and VI Elements Implanted In Silicon.
Solid State Communlcations, 8(1970) S.529-31
33?3 MEYER, 0.; GYULAI, J.; KAYER, J.W.
Analysis of Amorphous Layers on Silicon by
Backscattering and Channelling Effect
Measurements.
Surface Sclence, 22(1970) 8.263-76
KfK-1341 (Dezember 70)
3324 GVULA1, J.; HEYER, 0.; KAYER, J.W.;
RODRIGUEZ, V.
Analysis of Silicon Nitride Layers on Silicon
by ßackscattering and

Ion Impl~nted
S.387-88
'386t MEYER, 0.; MAYER, J.W.
Fnhanced Diffusion and Out-Diffusion In Ion
Imnlanted Silicon.
Journal of Applied Phvslcs, 41( 1970)
S.4166-74
KFK-1341 (Dezember 70)
3862 GYULAI, J.; MEYER, 0.; MAYER, J. W.;
RODRIGUEZ, V.
Evaluation of lcon Nitride Lavers of
Various Comp on bV Backscatterlng and
Channelling Effect ~easurements.
Journal of Applled Phvslcs (im Druck)
3871 .; KAZEROUNI,
K.-N.; R ,G.
ss Sections of .SSc, .7Tl, .9TI,
53Cr end 61NI In the keV-Reglon.
2nd Internat.Cont. on ~ucle~r Data for
Reactors. Helsinki, June 15-19, 1970.
Proceedings. Vol. I. Vienna: IAEA'1970.
S.619-32. CN-26/127
KFK-J230 (Juni 70)
3872 ERNST, A.; FROEHNER, r.H.; KOMPE, D.
High-Resolution Measurements of R~di~tive
Neutron Capture in .7TI, S6Fe, s8Ni, 60NI
61Nl Between 7 and 200 keV.
2nd Internat.Cont. on Nucle~r Data for
Reactors. Helslnkl, June 15-19, 1970.
Proceedlngs. Vol. I. Vienna: IAEA 1970.
8.633-49. CN-26/11
KFK-1231 (Juni 70)
and
12

ng and (n,x) Reaetion
e Resonanee Region.
• on Nuelear Data ror
June 15-19,1970.
• Vienna; IAEA 1970.
21
3889 HORSCH, f.
Prompt Gamma TransItions in Prlmary fragments
rrom Neutron-Indueed fission.
Conrerenee on the Properties of Nuelel rar
rrom the Region of Beta-Stability, LeYsin,
August 31 - September 4, 1970
CERN-70-30, S.917-30
3890 ANDERSEN, B.L.; DICKMANN, f.; DIETRICH, K.
Caleulation of the potential landseape in
fission.
fruehjanrstagung der Dt.Physikal.Ges.in
Eindhoven, 6.-10.April 1970. Verhandlungen
der Dt.Physikal.Ges., R.6, Bd 5(1970) S.592
13

31198 F.;RS, D.: MERTENS, J.:
CKENHAGEN, P. VON
ie nach Einfang
u ronen und Kernmomente der
10Ag (249) und 116In ( 14s).
unq der Dt.Physikal.Ges.ln
Eindhoven, 6.-10.April 1970. Verhandlungen
der ot.Physlkal.Ges., R.6, Bd 5(1970) S.551
J899 ACK RRM ANN, H.: DUBBERS, D.: MERTENS, J.:
WINNACKER, A.: BlANCKENHAGEN, P. VON
Relaxation Phenomena and NMR of the
B-Emitters 116In (14s)'and 110Ag (24s)
Produced by Capture of polarlzed Neutrons.
International Conference on Hyperfine
Interactions Detected by Nuclear Radiation,
Rehovot and Jerusalem, September 6 - 11, 1970
3900 DIlGER, H.R.; NICOLET, M.A.; MEVER, O.
Electrical Properties of Alkali Implants in
Si I icon.
European Conference on Ion Implantation,
Reading, UK, September 7-9, 1970
KOPSCH, D.
Bestimmung mittlerer Niveaudichten und
Niveaubreiten aus fluktuationsanalvsen des
totalen Neutronenwirkungsquerschnittes
einiger Kerne im Massenbereich A

Das Institut für Angewandte Reaktorphysik (Leitung: Prof. Dr. W. Häfele) befaßt
sich vornehmlich mit Problemen, die sich aus der Anwendung der Reaktorphysik
bei der Konzeption neuartiger Reaktoren und verwandter Probleme ergeben. Die
Arbeit des Instituts ist z. Zt. eng mit dem Projekt Schneller Brüter und dem Projekt
Spaltstoffflußkontrolle verknüpft. Im Vordergrund des Interesses standen dabei im
Jahre 7970:
- neutronenphysikalische Untersuchungen an der SNEAK
- Systemanalysen auf dem Gebiet der Kernenergie und der Datenverarbeitung, bei
Prioritäten in der Forschung und anderen Gebieten
- Arbeiten zum Problemkreis der Kontrollanalysen, insbesondere für die instrumentierte
Spaltstoffflußkontrolle, sowie Zuverlässigkeitsanalysen
Untersuchungen zur Störfallanalyse bei schnellen Reaktoren und zum Verhalten
von Aerosolen.
2
Institut für
Angewandte
Reaktorphysik
(lAR)
Im Jahre 7970 wurde im Bereich SNEAK vor allem die Untersuchungen für den
300 MWe SNR mit der Anordnung SNEAK-6 durchgeführt. Dem Entwurf dieser
Anordnung lag die Forderung zugrunde, möglichst gut die axiale Geometrie des
SNR zu simulieren und eine große zentrale Zone zu schaffen, in deren Zentrum
Messungen im möglichst transientenfreien Spektrum durchgeführt werden konnten.
Die Untersuchungen wurden in Zusammenarbeit mit der französischen MASURCA­
Gruppe durchgeführt.
Das Experimentierprogramm am SEFOR wird seit Frühjahr 7970 mit Beginn des
Leistungsbetriebes durchgeführt. Das IA R hat im jahre 7970 in Zusammenarbeit
mit anderen Gruppen des Zentrums die Nullenergieexperimente ausgewertet und
mit der Analyse der eigentlichen SEFOR-Experimente begonnen.
Im Bereich der Physik der Reaktorstörfälle wurde ein Rechenprogramm PARDI­
SEKO entwickelt, das die Aerosol- Teilchenkonzentration und das Aerosol-Teilchengrößenspektrum
als Funktion der Zeit für ein geschlossenes System berechnet. Im
Zusammenhang damit standen experimentelle Untersuchungen an nuklearen Aerosolen
mit dem Versuchsstand TUNA über den Einfluß der Temperatur auf die
Konzentrationsabnahme von Aerosolen in geschlossenen Systemen.
Im Bereich der Systemtechnik wurde eine umfangreiche Studie über Methoden der
vergleichenden Beurteilung von Kernkraftwerksentwicklungen abgeschlossen. Zum
Thema Analyse des Einsatzes der Datenverarbeitung in Deutschland wurde eine
Fragebogenaktion durchgeführt und mit deren Auswertung begonnen. Und schließlich
stand die Erarbeitung einer Methodologie zur Beurteilung von ziviltechnologisehen
F + E- Vorhaben unter dem Aspekt ihrer Förderung durch die öffentliche
Hand im Vordergrund.
Im Bereich der Arbeiten zum Projekt Spaltstoffflußkontrolle stand das integrale
Kontrollexperiment Mol-III an der Wiederaufarbeitungsanlage EUROCHEMIC, das
mit internationaler Beteiligung durchgeflihrt wurde, im Vordergrund. Von großer
Bedeutung für das Projekt war auch das internationale IAEA-Symposium über
"Fortschritte der Oberwachungstechniken J; das im juli 7970 in Karlsruhe abgehalten
wurde.
Am jahresende 7970 hatte das IAR 39 akademische Mitarbeiter, 72 Ingenieure und
34 sonstige Mitarbeiter, außerdem 5 EURA TOM-Delegierte und 4 sonstige Delegierte.
17

PSB1213
SNEAK
An SNEAK wurden 1970 zunächst mit der Anordnung
SNEAK-6 die Untersuchungen für den SNR
fortgesetzt.
Im letzten Quartal des )ahres wurde mit der Serie
SNEAK-7 begonnen, bei der an einfach aufgebauten
Pu-Co res mehr grundlegende Untersuchungen über
nukleare Parameter durchgeführt werden.
Bei den Arbeiten für den SNR wurde der ständige
Kontakt zu den Firmen des Industriekonsortiums aufrechterhalten.
Auch die Zusammenarbeit mit der
französischen MASURCA-Gruppe, die sowohl im
Austausch von Reaktormaterialien als auch in der gemeinsamen
Durchführung und Auswertung von Experimenten
besteht, wurde fortgesetzt. Das INR beteiligte
sich weiterhin an den Experimenten. Die Durchführung
des umfangreichen Meßprogramms wurde wie
in den vorausgegangenen )ahren durch zweischichtigen
Betrieb des Reaktors möglich gemacht.
PSB 1213.1 SNEAK-2-SNR
eine große zentrale Zone zu schaffen, in deren Zentrum
Messungen im möglichst transientenfreien Spektrum
durchgeführt werden konnten. Auf zwei Anreicherungsstufen
in radialer Richtung wurde verzichtet,
da die radialen Messungen bereits in SNEAK-2 durchgeführt
worden waren. Vielmehr wurden im gesamten
SNEAK-6-Core im wesentlichen die Kompositionen
aus der zentralen Zone von SNEAK-2 verwendet.
In SNEAK-6A war die Anordnung der Zonen von innen
nach außen: SNEAK pu-Zone (Plättchen), MA­
SURCA Pu-Zone (Stäbchen), SNEAK Uran-Zone
(Plättchen). Die MASURCA Pu-Pufferzone war nur
60 cm hoch, da Anfang 1970 keine 30 cm langen MA­
SURCA-Stäbchen zur Verfügung standen. Die wichtigsten
Pu nkte des Meßprogramms waren:
z
Axiale Traversen durch Core und Brüterblanket
Zentrale Materialwerte
Axiale Na-void Traverse sowie Untersuchungen
größerer von Na entleerter Zonen (bis zu 60 Elemente)
In enger Zusammenarbeit mit dem Konsortium wurden
die Auswertungsrechnungen zu dieser Anordnung
abgeschlossen und die wesentlichen Teile eines abschließenden
Berichts erstellt. 40
abg. U02 • Na •
Siruklurmaierial
abg. U02 .Al •
Sirukturmat.
Die Ergebnisse geben einen guten überblick über
noch bestehende Diskrepanzen zwischen Messung und
Rechnung in einem System, das wesentliche Züge des
SNR trägt. (keff ~ 1 - 2 %, Ratentraversen im Core
1 - 2 %, im Blanket mit dem NAP-Satz bis zu 50 %
mit dem MOXTOT-Satz bis zu 15 %, Na-Void Effekt
20 - 30 %, Kontrollstabwerte ~ 10%).
45
abg. U02 •
Siruklurmaierial
PSB 1213.2 SNEAK-6
Abb. 1 zeigt einen Längsschnitt durch die Anordnung
SNEAK-6 und gibt in der Tabelle die Beladungen für
die Cores 6 A, 6 Bund 6 D wieder. Dem Entwurf der
Anordnung liegt die Forderung zu Grunde, möglichst
gut die axiale Geometrie des SNR zu simulieren und
CD
...!..---I----.--.--. - I _ 1// / ./ /.
30
.__.-_.-+---.;;-
1------37.34----1
1--------49.11----..,
f---------59.2-----1
f-----------91.45 cm----------t
Materialart und Brennstoff
Anordnung ,
1
Zone
Z 2' 3
6A
SNEAK -Plättchen MAS. -Stäbchen SNEAK - Plättchen
PuOZ - UOZ Pu -U (Metall) U - Metall
Abb.1:
Längsschnitt durch die
Anordnung SNEAK - 6 A
6B
60
SNEAK-Plättchen
SNEAK- Plättchen
Pu02 - UOZ U -Metall
MAS.-Stäbchen SNEAK - Plättchen SNEAK-Plättchen
Pu -U (Metall) Pu02 -UOZ U -Metall
18

Messungen in einer zentralen Zone mit erhöhtem
Pu 40 Gehalt (Einfluß auf keff' Bor- und Natriumwert)
Messungen in einer B 4 C-vergifteten zentralen Zone
(ebenfalls keff' Bor- und Natriumwert)
Untersuchu ngen mit zentralen I(ontrollstäben
Untersuchung von Kavitäten, bei denen das Natrium
entfernt, Brennstoff und Strukturmaterial
aber an den Rand der Kavität verdrängt worden
ist.
Im Core SNEAK-6B wurde der MASURCA-Puffer
entfernt und durch Uran-Driver Komposition ersetzt,
um den Einfluß der jetzt erhöhten Transienten auf
die Ergebnisse von Materialwert- und Na-void-Messungen
festzustellen. Es ergab sich jedoch nur eine Veränderung
sämtlicher Materialwerte um etwa den gleichen
Faktor (""'O.86) was auf das veränderte ßeff und
Normalisierungsintegral zurückgeführt werden kann.
Im Core SNEAK-6D war die zentrale Zone mit MA­
SURCA-Plutonium beladen. In diesem Core lag der
Schwerpunkt des Experimentierprogramms auf Traversen
und Na-void Messungen sowie der Untersuchung
von zentralen Kontrollstäben. Da die integrale
Komposition der Zonen mit MASURCA-Pu und mit
SNEAK-Pu sehr ähnlich waren, erlauben Vergleiche
der Meßergebnisse Rückschlüsse auf den Effekt der
unterschiedlichen Heterogenitäten auf die verschiedenen
Parameter. Ein wesentlicher Einfluß konnte lediglich
bei Na-void Effekt festgestellt werden. In der
starken Heterogenität des MASURCA-Materials ist
dieser wesentlich negativer, was auch durch Rechnungen
mit heterogenitätskorrigierten Querschnitten richtig
wiedergegeben wird.
PSB 1213.3 Physikalisch einfache Cores
(SNEAK-7)
Das erste Core dieser Serie (SNEAK-7A) wurde Anfang
November des Berichtsjahres kritisch. Die Messungen
waren zum Jahresende etwa zur Hälfte abgeschlossen.
Die Einheitszelle im Core 7A bestand aus einem
PuOz UOz Brennstoffplättchen und einem Graphit­
Plättchen. Die hauptsächlichen Ziele der Untersuchungen
sind:
1. Im Zusammenhang mit dem Folge-Core SNEAK­
7B (Einheitszelle PuOz UOz, UOz; sehr ähnliches
Spektrum) Bestimmung des Einflusses der U-238­
Konzentration auf die Diskrepanz Messung ­
Rechnung. Daraus können Hinweise auf die Korrektheit
der verwendeten U 2 33-inelastischen
Streuquerschnitte gezogen werden.
2. Bestimmung des ßeff und des Normierungsintegrals
eines reinen Pu-Cores mit einer Reihe verschiedener
Methoden nämlich:
a) Messung des Reaktivitätswertes einer Cf2 5 Z
Neutronenquelle in Dollars und Ermittlung
ihres Wertes in Llk durch Vergleich der Quellstärke
mit der über den Reaktor integrierten
und Importance-gewichteten Spaltquelle des
Brennstoffes.
b) Axiale und radiale Reaktivitätswerttraversen
von Pu 2 3 9. Sie ergeben den Wert dieses Spaltmaterials,
integriert über den Reaktor, in Dollars,
während er in Llk berechnet werden kann.
c) Messungen von Spaltratentraversen und Importance-Traversen
(mit einer Cf 252 -Quelle) zur
Bestimmung des Normierungsintegrals.
d) Die oben genannten Messungen, die sich auf die
Kinetik der verzögerten Neutronen stUtzen,
werden ergänzt durch promtkinetische Messungen
(Rauschen, Rossi-a), aus denen ebenfalls
ßeff bestimmt werden kann.
PSB 7273.6 Zweite Serie von Experimenten
für den SNR
Vorüberlegungen wurden durchgeführt für weitere Experimente
für den SNR, die insbesondere folgende
Fragen klären sollen:
1. Reaktivitätswerte und gegenseitige Abschirmung
von Kontrollstäben in einer realistischen Konfiguration.
2. Genauere Bestimmung der radialen Leistungsverteilung
3. Genauere Bestimmung des Einflusses von höheren
Pu Isotopen.
4. Untersuchungen zur Gültigkeit eines Sektorsubstitutsionsexperiments.
Zu Punkt 1 soll eine Core mit einem Uranbrennstoff,
das aber in Geometrie und Stabkonfiguration dem
SNR möglichst nahe kommt, gebaut werden. Verschiedene
mögliche Anordnungen wurden durchgerechnet
und dem I(onsortium als Alternativen vorgeschlagen.
Zur Messung von radialen Traversen soll in das Uran­
Core eine Zone mit allem verfügbaren Plutoniumbrennstoff
eingebracht werden. Zu dieser und den folgenden
Anordnungen (voraussichtlich ein Einzonen­
Uran- und ein Einzonen-Plutonium-Core) wurden
erste Überlegungen vorgelegt.
PSB 7213.8 Ausbau der SNEAK-Anlage
Datenverarbeitung
Der on-line Betrieb mit dem Rechner DDP 124 wurde
in vollem Umfang aufgenommen. Zwei schnelle hochauflösende
Impulshöhen-Konverter wurden an den
19

direkten Kernspeicherkanal angeschlossen. Für Spektrumsmessungen
mit diesem Konverter dient ein Speicheroszillograph
als Sichtgerät, der über einen programmkontrollierten
Ausgabekanal mit dem Rechner
verbunden wurde. Die fiir die rechnergesteuerte Abtastung
von Spaltspurbildern erforderliche Interface­
Elektronik konnte fertiggestellt und ausgetestet werden.
Der Anschluß eines Viel kanal analysators als auch
einer Folienwechsleranlage an den Rechner wurde
weitgehend fertiggestellt, der Anschluß eines a-numerischen
Sichtgerätes geplant. Das rechnergesteuerte
Ausfahren von SNEAK-Regelstäben zum Zweck einer
vollautomatischen Eichung dieser Stäbe wurde konzipiert
und eine entsprechende Interface-Elektronik dafür
entworfen. Eine ausführliche System beschreibung
wurde im KFK 1188 gegeben.
Reaktorbetrieb
Neben einigen kleineren Verbesserungen an der An-
. lage wurden insbesondere die neuen a-Monitoren für
die Raumluft- und die Abluftüberwachung in Betrieb
genommen und die Corekühlung von einem offenen
Kreislauf zu einem quasigeschlossenen Kreislauf mit
Filterung der Kühlluft umgebaut. Damit ist einerseits
eine bessere überwachung der Luft auf a-Kontamination
erreicht, andererseits ist die Wahrscheinlichkeit,
daß aus defekten Brennstoffelementen radioaktives
Material in das Reaktorgebäude gelangen kann, außerordentlich
stark verkleinert worden.
PSB 1217.12 Meßmethoden für Nu//eistungsreaktoren
Im Berichtszeitraum wurden Ablauf und Auswertung
häufig durchzuführender Experimente an SNEAK
weitgehend automatisiert und so gestaltet, daß Störungen
der Neutronenverteilung im Reaktor durch die
Experimentiereinrichtung minimal gehalten werden.
Die Messung von Leistungstraversen durch den Reaktor
mit Spaltkammern wird nunmehr vom on-line­
Rechner DDP 124 gesteuert. Die verwendeten Kammern
wurden in Zusammenarbeit mit einer französischen
Gruppe geeicht. Bei Reaktivitätswertmessungen
kamen Materialproben mit hohem PU 240 und PU 241 _
Gehalt zum Einsatz, ein automatischer Probenwechsler
wurde in Betrieb genommen.
Die Absolutmessung von Uran- und Plutoniumspaltraten
mit Activierungssonden wurde durch Verwendung
neu konstruierter Parallelplattenspaltkammern verei n­
facht. Eine Vorrichtung zur Messung der Leistungsverteilung
im Reaktor durch ')'scan bestrahlter Brennstoffplättchen
wurde entworfen, die Methode wurde
auf erziel bare Genauigkeit untersucht. Diese Methode
kann wahrscheinlich zur Messung der Leistungsverteilung
im SNR weiterentwickelt werden. Eine Kalibrie-
rung dieses Verfahrens erscheint vorerst schwierig.
Deshalb wurde die Aktivierungsmethode zur Absolutbestimmung
von Spalt- und Einfangraten in Pu021
U0 2 -Folien weiterentwickelt. Der Einsatz eines hochauflösenden
')'-Spektrometers erwies sich als zweckmäßig.
Ein a-Labor wurde eingerichtet, in dem mit
geeigneten PU02 -Präparaten umgegangen werden
kann. Parallel dazu wurde in Zusammenarbeit mit
dem IN R die optimale Erzeugung von Spuren von
Spaltfragmenten in Kunststoff-Folien untersucht.
Eine Methode zur automatischen Zählung dieser Spuren
mit Hilfe des DDP-Rechners wurde entwickelt
und wird gegenwärtig getestet.
Zur Vervollständigung der Reaktionsratenbilanz in
schnellen Nulleistungsreaktoren wurden die Möglichkeiten
einer Leckratenmessung untersucht und ein
Meßverfahren vorgeschlagen. Eine detailierte Analyse
ergab, daß eine vollständige Serie von Reaktionsratenmessungen
und Messungen der Neutroneneinflußfunktion
auch die Ermittlung von ßeff' dem effektiven
Anteil verzögerter Neutronen im Reaktor, gestattet.
Entsprechende Experimente wurden für die Anordnungen
SNEAK-7 und MASURCA-R1 geplant.
Die Arbeiten zur experimentellen Bestimmung der
Neutroneneinflußfunktion in schnellen Anordnungen
für Neutronenenergien >SkeV wurden zum Abschluß
gebracht.
Eine verbesserte Versuchsanordnung zur Messung im
l

koeffizienten für heterogene Reaktorgitter rechnen
kann. Damit soll das in NUSYS vorhandene Doppler­
Programm ergänzt werden, insbesondere im Hinblick
auf die Auswertung von SEFOR-Experimenten.
der aufgetretenen Schwierigkeiten bei Temperaturmessungen
im Core auf Umwegen erfolgen mußte.
Die Ausarbeitung einiger Auswerteprogramme für
dynamische Leistungsexperimente in SEFOR wurde
begonnen.
PSB 1216
Analyse von SEFOR-Experimenten
Seit dem Frühjahr 1970 wird im IAR - in Kontakt
mit General Electric und GfK-Delegierten in Fayetteville
(Arkansas) und Sunnyvale (Californien) - an der
Analyse von SEFOR-Experimenten gearbeitet.
SEFOR wurde im Mai 1969 kritisch. Die Nullenergieexperimente
im ersten Core wurden im März 1970
abgeschlossen. Danach folgte die stufenweise Erhöhung
der Leistung und die Durchführung der im Experimentierprogramm
vorgesehenen Leistungsexperimente
während dieser Phase. Zum Jahresende 1970
wurde mit 17.5 WW nahezu die Auslegungsleistung
(20 MWth) von SEFOR erreicht.
In Sunnyvale wurde und wird die Vorverarbeitung der
experimentellen Rohdaten der SEFOR-Experimente
und eine Auswertung durchgeführt, an der auch
GfK-Delegierte teilnehmen.
Obwohl Mitarbeiter der GfK und von Euratom intensiv
bei der Ausarbeitung der physikalischen Modelle
für die Analyse der Experimente mitgearbeitet haben,
ist ein Teil der Analysemethoden (etwa nukleare Rechenmethode,
Wirkungsquerschnittssätze) naturgemäß
mit spezifischer GE-Tradition verknüpft.
Deshalb war es ein Ziel der SEFOR-Arbeiten in Ka,isruhe,
die Auswertung wichtiger physikalischer Experimente
mit solchen Methoden durchzuführen, die in
Karlsruhe zur Analyse und zur Auslegung schneller
Reaktoren angewandt werden.
Bei der (noch nicht abgeschlossenen) Auswertung der
Nullenergieexperimente im IAR zeigte sich, daß ein
Vergleich zwischen Rechnung und Experiment nicht
für alle gemessenen Größen die Erfahrungen widerspiegelt,
die bei der Analyse von Nullenergieanordnungen
in SNEAK mit gleichen Rechenmethoden gemacht
wurden. Das gilt insbesondere für die Leistungsverteilung
und für die Reaktivitätswerte einiger
Materialien. Eine Reihe von Studienrechnungen wurde
durchgeführt oder begonnen, um mögliche Ursachen
für unerwartete Abweichungen zwischen Rechnung
und Experiment aufzudecken.
Seit Oktober 1970 wurden auch die von Sunnyvale
übermittelten Daten der Leistungsexperimente (zunächst
der statischen Leistungsexperimente) analysiert.
Das Schwergewicht lag dabei auf der Bestimmung
der Dopplerkonstanten in SEFOR, die wegen
PSB 125
PSB 7257
Auswirkung von Reaktorstörfällen
auf die Umwelt, Aktivitätsfreisetzung
Theoretische Studien zur Aktivitätsfreisetzung
bei Störfällen
Die Untersuchungen zum Ablauf schwerer Reaktorstörfälle
wurden fortgesetzt. Insbesondere wurden die
Arbeiten zum Verhalten nuklearer Aerosole weitergeführt.
Im Vordergrund stand die Entwicklung eines
Rechenprogramms, das die Aerosol-Teilchenkonzentration
und das Aerosol-Teilchengrößenspektrum als
Funktion der Zeit für ein geschlossenes System (Gefäß,
Gebäude) berechnet. Eine erste Version dieses
Rechenprogramms (PARDISEKO), das noch keine
Temperaturabhängigkeit berücksichtigt, wurde fertiggesteIlt
und mit den experimentellen Ergebnissen aus
dem Aerosolprogramm verglichen (4473). Die gute
übereinstimmung zwischen Theorie und Experiment
für eine Gleichgewichtstemperatur und konstante
Temperaturverteilung läßt den Schluß zu, daß das im
Rechenprogramm PARDJSEKO dargestellte Aerosolmodell
die Zeitfunktion der Aerosolkonzentration
und damit die beteiligten Aerosolprozesse gut beschreibt
und damit den Quellterm der Aktivitätsfreisetzung
eines schnellen Natriumgekühlten Reaktors
im Störfall richtig wiedergibt. Der Einfluß einer Reihe
von Randbedingungen (Temperatur, Restsauerstoff,
Feuchte) muß noch geklärt werden.
PSB 7253 Experimentelle Untersuchungen
an nuklearen Aerosolen
Die experimentellen und analytischen Arbeiten im
Aerosol programm wurden fortgesetzt. Der Schwerpunkt
lag bei der Aufklärung der für die Konzentrationsabnahme
verantwortl ichen Aerosol prozesse
(4475, 4476). Neue experimentelle Ergebnisse wurden
über den Ei nfluß der Temperatur auf die Konzentrationsabnahme
von Aerosolen in geschlossenen
Systemen erzielt. In einer ersten Experiment-Reihe
mit Außenheizung des TUNA-Versuchskessels (TUNA
= Teststand für die Untersuchung von nuklearen
Aerosolen) ergab sich schon bei geringen Temperaturerhöhungen
eine starke Abnahme der Halbwertszeit,
die nicht allein der Temperaturabhängigkeit von Dif-
21

fusion und Sedimentation zugeordnet werden kann.
Das bedeutet, daß Temperaturgradienten in der Nachunfallatmosphäre
eines Reaktor-Containments erheblich
zur Abscheidung radioaktiver Schwebstoffe und
damit zur Verminderung der Aktivitäsfreisetzung beitragen.
Weitere experimentelle Ergebnisse ergaben
sich beim Einsatz des Laser-Aerosolspektrometers,
mit dem das Teilchengrößen-Spektrum und seine
Zeitabhängigkeit gemessen wurde (Abb. 2). In Übereinstimmung
mit elektronenmikroskopisch gewonnenen
Teilchengrößenspektren zeigte sich ein Anstieg
des mittleren geometrischen Durchmessers in den ersten
Stunden, der später nur noch wenig abnimmt
(4477).
Die Planung der Versuche mit Natriumoxid-Aerosolen,
die als Folge von Natriumbränden im Containment
eines Natriumgekühlten Reaktors auftreten
können, wurden fortgesetzt. Das Versuchsprogramm
wurde festgelegt und die benötigten Anlagen und Geräte
bestellt. Einige spezielle Meßeinrichtungen wurden
entwickelt und erprobt. Infolge von Lieferverzögerungen
können die eigentlichen Experimente erst
im Frühjahr 1971 beginnen.
PSB 7234
Störfa//verhalten von Brennstäben
Die Theorie des direkt elektrisch geheizten U0 2 ­
Brennstabes unter stationären Bedingungen wurde abgeschlossen
(4478). Der im Rahmen des zugehörigen
EPBF (Electrical-pin-burst-facility)-Programms benötigte
Versuchsstand wurde in seinen wesentlichen Einzelteilen
fertiggestellt, konnte jedoch wegen Liefe r­
verzögerungen 1970 nicht mehr montiert werden. Die
Montage und erste Experimente mit gekühlten Stäben
werden flir Anfang 1971 erwartet.
Es wurden zwei Modellstab-Typen mit Stahl hülle entwickelt,
die nach der Methode des direkt elektrisch
geheizten Brennstabes betrieben werden können. Der
Brennstab EPBF-001 besteht aus einer U0 2 -Tablettensäule
von etwa 100 mm Länge und 5,1 mm Durchmesser,
die mit Bornitrid umhlillt ist. Darüber ist eine
Stahlhlille geschoben. Der Brennstab EPBF-002 besitzt
lediglich an den Stabenden kurze Bornitrid-Büchsen,
so daß die radiale elektrische Isolation durch den
Gasspalt bewirkt wird. Bei Vorversuchen zum Niederschmeizen
im Vakuum oder unter Formiergas ohne
Zwangskühlung ergaben sich Versagensgrenzen bei
etwa 1150°C für die Stahlhülle. In Weiterentwicklung
der Stäbe soll auch im Detailmaß eine Angleichung an
SN R-Stäbe erzielt werden. Mit diesen Stäben sind
dann Versuche unter Zwangskühlung (Helium) vorgesehen.
Einige erste experimentelle Ergebnisse zur Anwendung
der Methode des direkt elektrisch geheizten
U0 2 -Brennstabes auf brennstoff-physikalische Probleme
wurden erzielt (4479). In Zusammenarbeit mit
dem IM F wurden Untersuchungen zur elektrischen
Leitfähigkeit von gesinterten U0 2 -Stäbchen und deren
Zusammenhang mit der Korngröße durchgeflihrt,
die 1971 abgeschlossen werden sollen.
5l--+--------t~-"--""...._--~c-+-------="'_.."..,.------J-----'::>....-------'''''"-~------J---------
·6,0 h
• 24,0 h
2t----+-------+-------~-I--~----~--+---------+---- ·2,0 h
~
'äj
GI-"
,~~ 10 1 t----+--------+---------+--~c------"'...._--+--~-----l-------_l
0;:,
m:o
a:::r
5t----+-------+--------~----~'

2/67/5
2/70/53
Experimentelle Untersuchungen an nuklearen Aerosolen
für Leichtwasserreaktoren wurden bisher nicht
durchgeführt, da weitergehende theoretische Studien
die Dringlichkeit dieser Fragen zunächst vor anderen
Arbeiten zurUcktreten ließen. Die laufenden überlegungen
zur Sicherheitsforschung für Leichtwasserreaktoren
lassen jedoch erkennen, daß Untersuchungen
zur Beseitigung von Spaltprodukten und Aerosolen
aus der Nachunfall-Atmosphäre eines Leichtwasser­
Reaktor-Containments als bedeutungsvoll angesehen
werden, so daß die genannten Untersuchungen zu gegebener
Zeit durchgeführt werden sollen.
Allgemeine Untersuchungen zu Reaktorsicherheitsfragen
Die Untersuchungen zur Kritikalitässicherheit beim
Transport bestrahlter Schnellbrüter-Brennelemente
wurden in einer ersten Phase abgeschlossen. Die Studie
zeigte, daß in Abhängigkeit von der Sicherheitsphilosophie
eine bestimmte Anzahl von Brennelementen
pro Behälter nicht überschritten werden sollte
(4480).
2/71/7
In Vorbereitung weitergehender Arbeiten zur Umweltanalyse
(siehe F + E 1971, 2/71/71 und 2/71/72)
wurden Modelluntersuchungen zum Vergleich des
Luftverschmutzungspotentials von Kohle- und Kernkraftwerken
durchgeführt. Die Ergebnisse dieser Studie
zeigten, daß Kernkraftwerke mindestens um den
Faktor 100 weniger zur atmosphärischen Schadstoffbelastung
beitragen, wenn man die in den Wiederaufarbeitungsanlagen
anfallenden Edelgase sorgfältig
speichert. Auf der anderen Seite wurde die Fortführung
der derzeit praktizierten Freisetzung der radioaktiven
Edelgase aus den Wiederaufarbeitungsanlagen
langfristig eine erhebliche Umweltbelastung erbringen,
so daß der Vorsprung der Kernenergie ohne Gegenmaßnahmen
weitgehend wieder verloren gehen
würde. Die durchgeführte Studie zeigte einerseits die
Bedeutung quantitativer Aussagen zum Vergleich von
Umweltbelastungen. Andererseits zeigte sie aber auch
die große Unsicherheit in der Kenntnis der Schadstoffkreisläufe
in der Atmosphäre (4474).
2/70/6
Physik der Reaktorstörfälle
Untersuchungen an nuklearen Aerosolen
für Leichtwasserreaktoren
Umweltanalyse -
Systemtechnik
Umweltschutz
1. Im Rahmen der Arbeiten zu Kernenergieanalysen
wurde im Februar 1970 die Studie zu' Methoden
der vergleichenden Beurteilung von Kern kraftwerksentwicklungen
(4481) veröffentlicht. In ihr
wird Grundsätzliches zum Vorgehen bei der Systemanalyse
von technologischen Großprojekten,
wie dem Projekt Schneller Brüter, dargelegt und
ein Normstrategien-Buch vorgelegt, das komplexe
Zusammenhänge der Brüterauslegung mit der
Kernenergieentwicklung und ihren Nebenwirkungen
ohne komplizierte Rechnungen zu analysieren
gestattet. In diesem Zusammenhang wurde eine
Plutoniumpreis-Theorie erarbeitet, die zu interessantem
Gedankenaustausch mit anderen Kernenergieanalysegruppen
in Deutschland führte und in
(4482) zusammenfassend dargestellt ist. Des weiteren
wurde ein Brüter-Optimierungskriterium erarbeitet,
mit bisherigen Vorstellungen verglichen und
zur Diskussion gestellt (4483). Die Hauptanalyse
konzentrierte sich auf die Frage der ausreichenden
Versorgung der BRD mit angereichertem Uran und
der Schwerwasserreaktor-Alternative (4484).
Die Studie (4481) diente im Verlaufe des Jahres
zur Beantwortung einer Reihe von ad hoc anfallenden
Fragen. Insbesondere lag sie der Studie (4485)
zugrunde, die eine Cost-Benefit-Analyse der Alternativen
zukUnftigel' BrUterentwicklungsrichtungen
vornahm. Sie diente teilweise auch einer weiteren
Studie, die die Entwicklungsmöglichkeiten des natriumgekühlten
Schnellen Brüters mit oxydischem
Brennstoff untersuchte und eine weitgehende Optimierung
der Brüterauslegung vornahm (3956).
Durch dieselbe Studie angeregt wurde eine Analyse
des Kernenergiebedarfs der Welt (4486). Sie bildet
die Grundlage für eine über (4481) hinausgehende
Analyse der über Kernbrennstoffbeschaffung und
Kraftwerksexport von äußeren Bedingungen abhängigen
optimalen Entwicklung der deutschen
Kraftwerkswirtschaft und die daraus ableitbaren
Förderungsmaßnahmen. Mit der Erarbeitung eines
Konzepts zu dieser Studie wurde bereits begonnen
und unter Anregung des BMBW ein Arbeitskreis
gegründet, von dem einige Mitglieder bereit sind,
an speziellen Problemen dieser Studie, wie sie im
F+E-Programm 1971 genannt sind, mitzuarbeiten.
Speziell wurde bereits die Konkurrenzsituation der
Kernenergie mit Erdgas-Kraftwerken, abhängig
vom Erdgaspreis, Kraftwerksgröße und Auslastung
als wichtige Voraussetzung für die spätere Bestimmung
der Kernenergieanteile in einzelnen Ländergruppen
von der Gruppe tur Systemanalyse in
Karlsruhe ausfUhrlich analysiert.
2. Die Ausarbeitung und der Test des Fragebogens
zur Analyse der EDV-Anwendung in Deutschland
konnte in Zusammenarbeit mit der OECD, Paris,
und dem AWV, Bonn, erfolgreich abgeschlossen
werden und im Sommer an 6500 Unternehmen
verschickt werden. Seine Bedeutung im Rahmen
der Studie, die letzenendes die derzeitigen
Schwachstellen der EDV-Anwendung aufweisen
soll und Anregungen für Förderungsmaßnahmen
23

geben soll, ist in (4487) dargestellt. Am Ende des
jahres 1970 war bereits der Hauptteil der Codierung
der erhaltenen Antworten erledigt (4488)
und bis zum Frühjahr 1971 werden die Ergebnisse
der ersten Auswertungsperiode erwartet. Sie werden,
um das Gesamtziel der Studie zu erreichen,
ergänzt werden durch Fallstudien, wie sie im F+E­
Programm 1971 und 1972 vorgesehen sind.
Um eines internationalen Vergleiches der wichtigsten
Ergebnisse der Fragebogenaktion willen, arbeitet
die Gruppe an einer entsprechenden Arbeitsgruppe
der OE CD in Paris mit, die unter anderem
die routinemäßige Wiederholung der Fragebogenaktion
in vielen Ländern plant.
Durch eine Reihe von Anfragen zeichnet sich bereits
heute ab, daß die Fragebogenaktion ein Datenmaterialliefert,
das einmalig in der BRD ist und
für viele förderungspolitische Fragestellungen und
für die Industrie selbst von großer Bedeutung ist.
Darüber hinaus zeigt sich bereits, wie nützlich die
Erfahrung mit dieser Fragebogenaktion für eventuell
notwendige ähnliche Aktionen bei anderen
Fragestellungen ist.
3. In Zusammenarbeit mit der Gruppe für Reaktorstörfälle
und Lufthygiene wurde 1970 eine Studie
zum Vergleich der Luftverschmutzung von Kohlekraftwerken
mit Kernkraftwerken samt ihrer Infrastruktur
vorgenommen. Diese Studie vermittelte
interessante Impulse für Experimente, die als
Grundlage für eine Verbesserung entsprechender
Aussagen dienen werden und zeigte, daß der
Hauptbeitrag zur Luftverschmutzung seitens der
Kernenergie von den Wiederaufarbeitungsanlagen
kommt. Sofern bei diesen keine Gegenmaßnahmen
ergriffen werden, ist die Schädlichkeit der Emissionen
seitens der Kernenergie nicht notwendig besser,
als bei Kohlekraftwerken. Der Haupterfolg dieser
Studie lag jedoch darin, daß gezeigt werden
konnte, wie ein derartiger Vergleich methodisch
überhaupt möglich wird. Diese und ähnliche Arbeiten
auf dem Gebiet der Umweltanalysen werden
1971 fortgesetzt werden und werden die Vorhaben
für das F + E-Programm 1972 vorbereiten.
4. Im Frühjahr 1970 begann die Gruppe für Systemtechnik
im Auftrag des ad hoc Ausschusses Neue
Technologien des Beratenden Ausschusses für Forschungspolitik
eine Methodologie zur Beurteilung
von ziviltechnologischen Forschungs- und Entwicklungsvorhaben
unter dem Aspekt ihrer Förderung
durch die öffentliche Hand zu erarbeiten
(4490).
Hierbei wurde zunächst der begriffliche Hintergrund
geklärt und vor allem zwischen die Forschungspolitik
ausrichtenden "äußeren" Herausforderungen
(z. B. Apolloprojekt) und )nneren"
Herausforderungen (z. B. Umweltverschmutzung),
auf die das Hauptaugenmerk zu richten ist, unterschieden.
Es konnten Bedingungen angegeben werden,
die folgende Formen öffentlich geförderter
Vorhaben unterscheiden lassen: ziviltechnologische
Projekte, Technologieprojekte und Vorhaben
der Grundlagenforschung.
Als zweites würden Beurteilungskriterien entwickelt,
die es möglich machen, die Vorhaben aufgrund
von Bedeutungssystemanalysen in gebündelter
Form zu charakterisieren. Diese Beurteilungskriterien
werden in die Kriterienklassen : Ordnungskriterien,
Auswirkungen der Vorhaben, Eigenschaften
der Vorhaben und technologische
Rückwirkungen der Vorhaben eingeteilt. Für jede
Form von Vorhaben ergeben sich Beurteilungsmatrizen.
Als drittes wurde der Prozeß der Entscheidungsfindung
formalisiert, wobei besonders darauf geachtet
wurde, daß im Entscheidungsprozeß ein pragmatisches
Abwägen subjektiver Wertsysteme möglich
wird. Die organisatorische Konsequenzen hieraus
zu durchdenken, steht auch an.
Es steht bevor, diese Methodologie an einer Reihe
praktischer Beispiele zu testen und weiterzuentwickeln.
Zur Unterstützung wurde 1970 auch begonnen,
den Hintergrund, die Leitlinien, die Entscheidungsprozesse
und die Methoden zur Verwirklichung
des 20-jahresplans japan durch Vergabe
von Studienaufträgen an das Ostasien-Institut
Bonn zu studieren. Der 20-jahresplan japan gibt
auch Hinweise für die Durchführung ziviltechnologischer
Großprojekte der Art des Projektes Schneller
Brüter.
SpFK
Die Arbeiten im Gebiet der Spaltstoffflußkontrolle
wurden sowohl im Experimentellen als auch im Theoretischen
und in internationaler Zusammenarbeit wesentlich
erweitert (4498, 4499).
SpFK 25
Spaltstoffflußkontrolle
Experimentelle Prüfungen von
überwachungsmaßnahmen
Die experimentellen Prüfungen bezogen sich auf die
Planung, Durchführung und Auswertung eines integralen
Experimentes und eines Interlaboratoriumtests.
24

SpFK 25.1
ACDA
AECB
Das integrale Experiment Mol I1I
(jEX-70)
Im Berichtszeitraum wurde das bisher größte integrale
Experiment (3805) in der Wiederaufarbeitungsanlage
EUROCHEMIC, Mol, Belgien, durchgeführt. Es bestand
ein großes internationales Interesse an diesem
Experiment und neben der GfK waren folgende weitere
sieben nationale und internationale Organisationen
an diesem Experiment beteiligt:
CEN
- United States Arms Control and
Disarmament Agency als Vertragspartner
des Batelle Memorial Institutes
in Columbus (BMC) and Richland
(PNL)
- Atomic Energy Control Board of
Canada
- Die chemische Abteilung und die
überwachungsgruppe des Centre
d'Etude de I'Energie Nucleaire
(Mol, Belgium)
EURATOM - Europäische Gemeinschaft, überwachungsabteilung,
in Luxemburg
und die Forschungszentren CCR
(Ispra), BCMN (Geei), TU (Karlsruhe)
EUROCHEMIC- European Company for Chemical
Processing of Irradiated Fuels
IAEA
USAEC
- International Atomic Energy Agency
- Uni ted States Atomic Energy Comission
Die Hauptziele dieses Experimentes waren
a) Prozeßinventarbestimmung nach der im Projekt
entwickelten Methode
b) Identifikation von bestrahlten Brennelementen
c) Isotopen korrelationen
d) Interlaboratoriumtests (unter 1.2 getrennt behandelt)
Die Planung, Koordinierung und Auswertung wurden
gemeinsam von EURATOM und vom Projekt Spaltstoffflußkontrolle
wahrgenommen, während einige
Teilaufgaben von anderen Beteiligten durchgeführt
wurden. Das Experiment erstreckte sich über vier verschiedene
Kampagnen, deren wichtigste Daten in Tabelle
1 zusammengestellt sind. In der Tabelle sind
auch die aus Abbranddaten errechneten sowie die im
Eingangsmeßtank der Wiederaufarbeitungsanlage gemessenen
entsprechenden Uran- und Plutoniu mmengen
angegeben. Diese Werte für Uran zeigen für alle
Reaktoren gute übereinstimmung, dagegen zeigen die
Werte für Plutonium nur für den CANDU-Reaktor
eine ähnliche übereinstimmung.
Brennstoff CANDU 1 ) VAK 2) TRI NO 3) CDN 4)
Anzahl der BE 719 38 4 1507
Abbrand (MWd/kg) 4-8 13 - 22 8 -14 ~ 10
Anfangsanreicherung (%) 0.71 2.33 - 2.60 2.72 - 3.9 4. -4.5
Die Prozeßinventarbestimmung für Uran und Plutonium
konnte während dieses Experimentes in hervorragender
Weise vorgenommen werden, wie es aus den
Abb. 3 und 4 ersichtlich ist. Abb. 3 zeigt die entsprechenden
Uran 235-Konzentrationen in Brennelementen
aus den vier Reaktoren. Diese stark unterschiedlichen
Konzentrationen ermöglichten die Erzeugung
gut ausgeprägter Stufensignale im Eingang der Anlage.
Aus Abb.4 ist zu entnehmen, daß diese Eingangssignale
fast ohne Verzerrung (was auf eine geringe
Rückmischung der einzelnen Kampagnen zurückzu-
Anfangsinventur
Total
kg U berechnet 9504 1961 1214 694
kg U gemessen 9416 1928 1179 687 873. 14083.
LU/U gemessen (%) + 0.93 + 1.71 + 3.0 + 1.02
kg Pu berechnet 30.35 11.37 7.11 1.37
kg Pu gemessen 29.91 9.95 6.70 1.22 12.62 60.40
LPu/U gemessen (%) + 1.49 + 14.30 + 6.18 + 12.2
1) Douglas Point Nuclear Power Station, Kanada (D20-Moderator)
2) Versuchsanlage Kahl{Main, Deutschland (LWR)
3)TRINO, Vercellese Nuclear Power Plant, Italien (LWR) TABELLE 1:
4) EL 3-Reaktor, Frankreich fEX-70: Brel1l1stoffdatel1
25

führen ist) im Produktstrom mit einer Zeitverzögerung
zu erkennen sind. Durch Integrierung der Fläche
unter den entsprechenden Kurven konnte das Uranprozeßinventar
der Anlage zu einem bestimmten Zeitpunkt
mit einer Genauigkeit von

3.0
JEX 70
2.5
2.0
U235
U tot
I
Sprungzeitpunkt 4. April 12. 00
Eingangssignal
W?&;ß
l.Jl.
Systemantwort
1.5
TRI NO - 3UP - 100
1.0
TRINO - 3UP - 2000
0.5
Abb. 4:
Eil1gal1gssigl1alul1d Systemal1twort des Ural1jlusses beim Mol III-Experimel1t il1 der Wiederalljarbeitul1gsal1lage
EUROCHEMIC
genden Fehlerkomponenten einer Messung nach den
direkten Methoden zu sammeln:
a) Systematische Fehler bei analytischen Meßmethoden
und zwischen Laboratorien
b) Fehler durch Probenahme (die auch Inhomogenitätsfehler
einschließen), Probevorbereitung und
Crosskontamination
c) Statisitsche Fehlerkomponente (auch Reproduzierbarkeit
oder Präzision genannt)
Sieben Laboratorien (BCMN/CEN, Mol; CCR, Ispra;
EUROCHEMIC, Mol; GfK, Karlsruhe; IAEA, Seibersdorf;
TU, Karlsruhe; US-Laboratorien) nahmen am
Interlaboratoriumstest teil. Es wurden mit verschiedenen
analytischen Methoden 260 Proben aus dem Mol
III-Experiment bezüglich ihrer Uran- und Plutoniumkonzentrationen
sowie der Isotopenzusammensetzung
analysiert. Die Planung dieses Experimentes sowie die
Auswertung der umfangreichen Daten aus den analytischen
Ergebnissen wurden vom Projekt SpFK wahrgenommen.
Die Auswertung war bis Ende 1970 noch
nicht abgeschlossen. Ein Teil der Auswertung der Ergebnisse
liegt jedoch vor, und zwar die verschiedenen
Fehlerkomponenten bei der Gesamt-Uran-Bestimmung
nach chemischen Verfahren in den Uran-Produkt-Proben.
Der gesamt-systematische Fehler zwischen
Meßmethoden und Laboratorien (bei dieser Bestimmung
waren 6 Laboratorien beteiligt) lag bei ±
0,2 % und die statisitsche Fehlerkomponente der ein-
zeinen Messung pro Laboratorium bei 0,3 %. Es konnte
kein signifikanter Probenahme- bzw. Inhomogenitätsfehler
festgestellt werden.
Während des Mol III-Experimentes konnten wertvolle
überwachungsrelevante Daten und Erfahrungen gesammelt
werden. Außerdem diente dieses Experiment
zur Verständigung und zum Erfahrungsaustausch zwischen
mehreren internationalen und nationalen Organisationen,
die auf dem Gebiet der Spaltstoffflußkontrolle
tätig bzw. daran interessiert sind.
Im Jahre 1970 wurde mit der Planung fUr ähnliche
integrale überwachungsexperimente in Reaktoranlagen
begonnen.
SpFK 21
SpFK 27.7
Systemanalyse,
Entwicklung von Methoden, Modellen,
Maßnahmen
Allgemeines
Wegen des allgemein anhaltenden Interesses für ein
effektives überwachungssystem, besonders in Verbindung
mit dem NV-Vertrag wurden die Zusammenhänge
zwischen Wi rtschaftlichkeit der Kernenergieerzeugung,
Informationsfluß und einem rationalen
überwachungssystem erläutert (4500). Aus ähnlichen
27

Gründen wurden auch die allgemeinen Grundzüge eines
überwachungssystems in denjenigen Anlagen, in
denen Pu offen gehandhabt wird, aufgezeichnet
(4501 ).
SpFK 27.2
Oberwachungsaufwand
Die in den vergangenen Jahren entwickelten Optimierungsverfahren
zur Feststellung des überwachungsaufwandes
für eine isolierte Kernanlage wurden für
den gesamten Zyklus erweitert (4504). Der überwachungsaufwand
nach diesem Verfahren wurde für einen
Referenzbrennstoffzyk/us, bestehend aus 12
Leichtwasserreaktoren (6 GWe installierte Leistung),
je einer Fabrikations-, Aufarbeitungs- und Isotopentrennanlage
und 3 Konversionsanlagen, im Detail ausgearbeitet.
Es wurde festgestellt, daß, relativ gesehen,
der höchste überwachungsaufwand in einer Fabrikations-
und einer Aufarbeitungsanlage (etwa in der gleichen
Höhe) zu erwarten ist, wenn man in den Reaktoren
den Spaltstofffluß durch Containment-Maßnahmen
(Dichtigkeitsmaßnahmen) und Identifikation der
Brennlemente überwacht. Die gesamten überwachungskosten
dürften unterhalb 1 %der Kosten der in
diesem Zyklus erzeugten elektrischen Energie liegen.
Der überwachungsaufwand wurde auch nach den entscheidungstheoretischen
Modellen geschätzt (4504,
4509). Es wurde allgemein erkannt, daß die entscheidungstheoretischen
Modelle eine wertvolle Möglichkeit
darstellen, die Grenze des überwachungsaufwandes
zu schätzen.
Im Rahmen der Verhandlungen des Safeguards Komitees
des Board of Governors (s. unten) wurde sowohl
vom IAEA-Sekretariat als auch von den technischen
Beratern der einzelnen Delegationen der in Ref.
(3642, 3643) erarbeitete Inspektionsaufwand als die
einzige vorhandene und zuverlässige Unterlage für die
Festlegung der Richtlinien für Inspektionsaufwand in
dem Model/vertrag erkannt.
Schließlich wurde die Mischbatch-Methode (3763) für
die Erniedrigung des Analysenaufwandes bei der Erstell
ung einer Mengenbilanz eingehend untersucht.
SpFK 27.3
Methoden und Maßnahmen
Die bisher entwickelten und erprobten Meßmethoden
für Pu-Fabrikationsanlagen wurden zusammengestellt
und verglichen (4503). Die Aussagemodelle über eine
mögliche Abzweigung wurden für eine Folge von inventuren
erweitert (4508). Es wurde ein Versuch unternommen,
die gesamten systemanalytischen Tätigkeiten
im Rahmen der Spaltstoffflußkontrolie zu kategorisieren
(4506). Die Ergebnisse der bisher durchgeführten
integralen Experimente (insgesamt 4) wurden
im Hinblick auf das MUF (material unaccounted
for) analysiert (4505). Es konnte gezeigt werden, daß
das MUF fast ausschließlich mit den systematischen
Fehlern der Messungen erklärt werden kann.
In einer ausführlichen Arbeit wurde die Frage, wie
man am besten an einer der wichtigsten Nahtstellen
im Brennstoffzyklus, nämlich am Eingang einer Aufarbeitungsanlage,
die überwachungsmethoden optimieren
kann, untersucht (4502). Es wurde gezeigt,
daß durch eine geschickte Kombination von Dichtigkeits-
und Mengenbilanzmaßnahmen sowie durch die
Verwendung von geeigneten Isotopen korrelationen
der überwachungsaufwand an dieser Stelle klein aber
effektiv gehalten werden kann. Um die verschiedenen
Dichtigkeitsmethoden in diesem Zusammenhang experimentell
zu erproben, wurde mit dem Entwurf einer
experimentellen Einrichtung, mit dem Meßtank
(Accountability-Tank), der im Eingang einer Wiederaufarbeitungsanlage
verwendet wird, begonnen.
Ausgehend von der Analyse einer bestehenden Wiederaufarbeitungsanlage
(WAK) wurden in Zusammenarbeit
mit Anlagebetreibern Entwurfskriterien für zukünftige
Wiederaufarbeitungsanlagen formuliert, bei
denen sowohl die Bedingungen für eine effektive
überwachung als auch das Anliegen der Anlagebetreiber
berücksichtigt wurden (4512). In diesem Zusammenhang
wurde versucht (4511), die bekannten Dichtigkeits-
und Beobachtungsmaßnahmen zu kategorisieren,
sowie einen systematischen überbl ick über die
verfügbaren Instrumente für diese Maßnahmen zu geben.
Die Untersuchungen zur Quantifizierung dieser
Art von Maßnahmen werden fortgesetzt.
SpFK 27
Zusammenarbeit mit der Industrie
Die Zusammenarbeit mit der Industrie sowie die Koordin
ierung ihrer Tätigkeiten für die Entwicklung verschiedener
Geräte (ALKEM, INTERATOM) wurden
plangemäß fortgesetzt. Die Hauptarbeit bei der Koordinierung
und Verfolgung lag bei dem Sachgebietsleiter
für die Indirekten Methoden. Die überlegungen
für die Entwicklung von überwachungsmaßnahmen in
Leichtwasserreaktoren (AEG) und im SNR (INTER­
ATOM) wurden weiter vertieft. In diesem Zusammenhang
ist die Zusammenarbeit mit der Fa. Dornier erwähnenswert.
Die Notwendigkeit, frühzeitig geeignete
überwachungsmaßnahmen in einer Urantrennanlage
mit Gas-Ultrazentrifugen (GUZ) zu entwickeln, wurde
erkannt, da gerade solche Anlagen sich für die Anwendung
des Prinzips der Spaltstoffflußkontrolie in
idealer Weise eignen. In einer "Projektdefinitionsphase"
konnten durch fruchtbaren Gedankenaustausch
mit der Fa. Dornier die Probleme und deren
Lösungswege für ein überwachungssystem in einer
GUZ-Anlage identifiziert und der Rahmen de; F + E­
Tätigkeiten gesteckt werden. Die Hauptarbeit wird
von der Fa. Dornier in den Jahren 1971-72 aufgenommen.
28

SpFK 28
Internationale Zusammenarbeit
SpFK 28.1 Assoziation EURA TOM-GfK
Die F + E-Arbeiten im Rahmen der Assoziation EU­
RATOM-GfK über Spaltstoffflußkontrolle konnten
weiter ausgebaut werden. Durch regelmäßige Sitzungen
des Lenkungsausschusses konnten die Arbeiten
gut koordiniert sowie durch gegenseitige Besuche der
Wissenschaftler zwischen den EURATOM-Zentren
Ispra und Karlsruhe und der GfK miteinander abgestimmt
werden. Im Laufe des Jahres 1970 wurde die
EURATOM-Assoziation im Gebiet der F + E-Arbeiten
über überwachung um CNEN, Italien, und CEN, Mol,
erweitert.
SpFK 28.2 IAEA-Symposium
Im Juli 1970 fand in Karlsruhe ein wissenschaftliches
Symposium über "Fortschritte der überwachungstechniken
" statt. Veranstalter war die Atomenergie­
Agentur in Wien in Zusammenarbeit mit der deutschen
Regierung. Etwa 200 Wissenschaftler aus 30
Staaten und mehreren internationalen Organisationen
nahmen an dem Symposium teil. Seit den Bemühungen
mehrerer nationaler und internationaler Organisationen,
ein überwachungssystem auf wissenschaftlichtechnischer
Basis zu entwickeln, ist dieses Symposium
das erste, in dem die bis dahin durchgeführten Arbeiten
auf allen Gebieten der Spaltstoffüberwachung in
internationalem Rahmen (die Ostblockstaaten waren
durch die Tschechosolowakei, Jugoslawien, Bulgarien,
die UdSSR und Ungarn vertreten) erörtert wurden.
Die Tatsache, daß die IAEA Karlsruhe als Tagungsort
für dieses Symposium gewählt hat, wurde im allgemeinen
von seiten der Mitgliedstaaten der IAEA als
eine Anerkennung der hier durchgeführten Forschungs-
und Entwicklungsarbeiten auf dem Gebiet
der Spaltstoffflußkontrolle gewertet.
Insgesamt wurden in acht Arbeitssitzungen 68 Papers
vorgetragen, davon 14 aus Deutschland. Außerdem
wurden 2 weitere Papers aus Deutschland als Abstrakts
angenommen, die in den endgültigen Proceedings
für das Symposium neben den vorgetragenen
Papers aufgenommen worden sind. Von den 14 deutschen
Beiträgen hatten die Mitglieder der Gruppe
Kontrollanalyse an 9 Beiträgen mitgearbeitet (4502,
3805, 4503, 4504, 4505, 4506, 4507, 4508, 4509,
4510, 3763). Ein zusammenfassender überblick über
das Symposium ist in Ref. (4510) gegeben.
SpFK 28.3 Zusammenarbeit mit der IAEA;
Beratungen in Wien
Im Jahre 1970 veranstaltete die IAEA in Wien im
Rahmen ihrer überwachungstätigkeiten zwei Arbeitspanels
über Anlagedaten bzw. Verifikationstätigkeiten.
Zu beiden Panels waren Mitglieder der Gruppe
Kontrollanalyse zur Teilnahme eingeladen. In den
Empfehlungen dieser Panels, die die IAEA-Vorstellungen
eines überwachungssystems weitgehend beeinflußt
hatten, konnten die Hauptlinien des in Karlsruhe
entwickelten Systems sowie das Anliegen der
deutschen Kernindustrie eingebaut werden.
Im Rahmen eines Vertrages beauftragte die IAEA
diese Gruppe, überwachungsmaßnahmen in einer Pu­
Fabrikationsanlage auszuarbeiten. Es wurden in enger
Zusammenarbeit mit den einschlägigen Fabrikationsfirmen
in Deutschland verschiedene überwachungsmaßnahmen
erarbeitet. Dazu wurde ein Simulationsprogramm
zum Studium des Prozeßablaufes entworfen
sowie ein Protokoll- und Berichterstattungssystem
entwickelt. Der Vertrag läuft im Februar 1971 aus,
wenn ein Bericht mit den vorgeschlagenen Maßnahmen
und dem dazugehörigen überwachungsaufwand
der IAEA vorgelegt wird.
Im April 1970 gründete der Gouverneursrat der IAEA
ein Safeguardskom itee, das den Gouverneursrat in
den folgenden zwei Bereichen beraten bzw. unterstützen
sollte:
a) Die Verantwortung der IAEA für die Durchführung
von überwachungsmaßnahmen in einzelnen
Staaten, die den NV-Vertrag ratifiziert und dadurch
einer überwachung durch IAEA zugestimmt
haben.
b) Entwurf des Vertragstextes, der als Grundlage für
die Aufnahme des IAEA-überwachungssystems im
Rahmen des Artikels 2 des NV-Vertrages dienen
sollte.
Jedes Mitglied der IAEA konnte auch ein Mitglied des
Safeguards-Komitees sein. Verschiedene Mitglieder
der Gruppe Kontrollanalyse nahmen als Mitglieder
der deutschen Delegation an den Verhandlungen dieses
Komitees teil. Etwa 50 Staaten waren Mitglieder
dieses Komitees. Bei den Beratungen waren auch der
Generaldirektor sowie der Generalinspektor der IAEA
ständig anwesend. Als Hauptdiskussionsbasis diente
ein Vertragsentwurf, der von dem Sekretariat der
IAEA ausgearbeitet wurde. Das Komitee tagte zwischen
Juni 1970 und Januar 1971 mit einigen Unterbrechungen
etwa 75 mal, um die Änderungsvorschläge
der Mitglieder des Komitees zu diesem Entwurf zu
erörtern sowie neue Texte des Modellvertrages zu formulieren.
Mit Ausnahme der Finanzierungsfragen konnten sowohl
der allgemeine als auch der technische Teil des
Vertrages während dieser Zeit erarbeitet werden. Bis
hierher zeichneten sich alle Diskussionen in dem Komitee
über den Vertragsentwurf durch Sachlichkeit
und Objektivität aus. In der jetzigen Form der bei den
Teile des Modellvertrages konnten die Vorstellungen
Ober überwachungsmaßnahmen, die im Rahmen des
Projektes Spaltstofflußkontrolle in Karlsruhe ent-
29

wickelt worden sind, weitgehend eingebaut werden.
Nach Beendigung der Sitzungen, die bis Ende März zu
erwarten ist, wird ein detaillierter Bericht zusammengestellt.
2/70/9 Kontrollanalysen
7. Technische Zuverlässigkeit
Die Untersuchungen über die Anfang 1970 vorliegende
Auslegung des Notstromaggregats des SN R
wurden abgeschlossen und über ein ige der Ergebnisse
berichtet (4513). Einige grundsätzliche Untersuchungen
durch analytische Methoden über die
Ausfallwahrscheinlichkeit für Systeme wurden begonnen.
Ein Teil dieser Arbeit wurde zusammen
mit der Fa. INTERATOM ausgeführt.
Einige Ergebnisse nach der neuen Methode werden
in einer Tagung über "Technische Zuverlässigkeit"
1971 vorgetragen.
2. Entwicklung von Teststrategien
Es wurde an der Entwicklung eines Verfahrens gearbeitet,
das einerseits gestattet, aus den einzelnen
Testergebnissen der in Entwicklung befindlichen
Elemente eines Systems eine Aussage über den
Kenntnisstand der Zuverlässigkeit des Systems zu
machen, um dadurch die Fortschritte der Zuverlässigkeit
während der Entwicklung kontrollieren zu
können, und andererseits bei Vorgabe einer bestimmten
Genauigkeitsforderung für das System
unter Berücksichtigung ökonom ischer Bewertungskriterien
eine kostenminimale Teststrategie für die
einzelnen Elemente liefert.
Zuerst wurden die Probleme für ein einzelnes Element
untersucht. Die Ergebnisse dieser Untersuchungen
werden in zwei Vorträgen mit den Themen
"Kostenoptimierung von Zuverlässigkeitsdemonstrationstests
bei vorgegebener Genauigkeitsanforderung"
und
"Kostenoptimale Testauslegung unter Vorgabe
einer bestimmten Genauigkeitsanforderung
an die Zuverlässigkeit"
in zwei Tagungen, die 1971 stattfinden werden,
erörtert.
30

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IAR
IM JAHRE 1970
R.(eds.]: Jahrbuch
• Duesseldorf:
1970. S.41-44
H, O.
tlnqale Markoff-Ketten •
• , Kuen ,.P., Schubert, H.(eds.]:
ions Research-Verfahren VIII. 2.
erwolfach-Taqunq ueber Operations Research.
berwolfach, 20.-25.0ktober 1969. Meisenheim
am Glan: HaIn 1970. S.77-88
WINTER, H.; SCHROEVfR, R.; GUPTA, V.;
HAEfELE, w.
Vevelopment of Safeguards Procedures for
Heavy Water Moderated, Cooled, and Reflected
Pressurlsed Water Type Reactors.
KFK-B04 (April 70)
3643 HAGEN, A.; NENTWICH, V.; KRAEMER, R.; GUPTA,
V.; HAEFELE, W.
Development of Safeguards Procedures for a
Reprocessing Plant Simllar to the WAK Type.
KfK-l102 (April 70)
3650 KELLER, K.
Natrium-Luft-Reaktionen als Reaktorstoerfall.
KfK-I034 (Januar 70)
EUR-430Bd
3694 HAEFELE, w.
Kernreaktor mit in ~er Spaltzone
aufgeschuetteten Brennelementen.
DBP 1 464 740 (30.7.1970)
3722 MURCHLAND, J.D.
Construction of a basis of elementary
circuits and coclrcuits in a directed graph.
Guy,R.[et al.eds.]: Combinatorlal Structures
and thelr Applications. Proceedings.
Calgary,Canada, June 2-14,1969. New York:
Gordon and Breach (1970) S.285-88
3736 HAEfELE, ',I.; VOGG, H.
Verfahren zum Betreiben von Kernreaktoren.
OS 1 489 919 (26.6.1969)
3831 JACOBI, ',I.; SCHIKAR
Tagungsbericht ueber
Untersuchungen und Fr
Behandlung radioaktiv
26.-30.August 1968, New Yo
Staub, 29(1969) S.123-26
6 EISEMANN, E.; GERREN
JANSEN, P.; STRUWE,
Studie zur Auslegung des Cores fue
schnellen natrlumgekuehlten Reaktor
MWe mit oxydlschem Brennstoff.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum, Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.605-08
4307 HAEFELE, ',I.; FAUDE, V.; fISCHER, E.A.; LAUE,
H.J.
Fast Breeder Reaetors.
Annual ReView of Nuclear Selence, 20(1970)
S.393-434
KFK-1167 (Dezember 70)
4382 CALDAROLA, L.; GIORDANO, P.
Verfahren und Regelanordnung zur Regelung
einer ph~slkaligehen Groesse in einer
Regelstrecke, die einer periodischen
Stoergroesse aUsgesetzt Ist.
DAS 1 588 234 (13.11.1970)
4433 FISCHER, E.A.; HELM, F.; WERLE, H.; BARLEON,
L.; BICKEL, W.; BLUHM, H.; BOEHME, R.;
BOEHNEL, K.; BUYL, R.; DAEUNERT, U.;
EDELMANN, M.; ENGELMANN, P.; FIEG, G.;
GUENTHER, G.; HABERMANN, F.W.A.; KUHN, D.;
MUFLLER, M.; OOSTERKAMP, W.J.; RABERAIN.
A.M.; SCHROEDER, R.; VELZE, P.L. VAN; WALZE,
H.; WITTFK, G.; WOITE, J.
Physics Investigatlon of Steam-Cooled Fast
Reactor Cores with a plutonlum- Fueled
Central Zone. SNEAK-Assembly 3B.
KFK-1266 (September 70)
EUR-3969 e
31

ndungen und Erfahrungen mit einem
n-line Datenverarbeitung und
Imen s euerunq bei SNEAK.
ortagung. Derlin, 20.-22.4.1970.
eu sches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum, Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.189-97.
446n KORTHAUS, E.
Messung der Fnerqle- und Ortsabhaengigkeit
der Neutroneneinflussfunktion in schnellen
kritischen Null-Energie-Anordnungen.
Dissertation, Unlv.Karlsruhe 1970
KFK-1141 (Mai 70)
44~7 VfLZE, P.L. VAN; WALZf., H.
Aufbau und Funktion des On-line-Systems zur
Datenverarbeitung und Experimentsteuerung bei
SNEAK.
KFK-l1RR (Mai 7D)
EUR-4~05 d
446R D'ORVAL, C.C.; FNGELMANN, P.; HELM, F.;
JOURDAN, G.; Mf.YFR-HEINE, A.: PILATE, S.;
SCHNITT, A.P.; TRETIAKOFF, 0.: VIDAL, H.:
\HTTEK, G.
Joint Experiments on MASURCA, ERMINE, and
SNF.AK in Support of the Fast Breeder Projects
PHENIX and SNH.
Transactions of the American Nuclear Soclety,
13(1970) S.292-93
4475 SCHIKARSKI, W.
Introductlon and Evaluation of Experimen a
Results on Hass Concentration Time Functions
of Nuclear Aerosols.
Specialist Heeting on the ßehaviour of
Nuclear Aerosols in Closed Systems,
Karlsruhe, Nov. 11-12, 1969
KFK-1206 (Juni 70)
4476 WILD, H.
Some recent results on the behavlour of
nuclear aerosols observed in TUNA.
Special1st Meeting on the Behaviour of
Nuclear Aerosols In Closed Systems.
Karlsruhe, Nov. 11-12, 1969
KFK-1206 (Juni 70) S.55-~1
4477 SCHIKARSKI, W.; WILD, H.
Zum Zusammenhang der Konzentrationsabnahme
von nuklearen Aerosolen mit Aerosolprozessen.
Staub, 30(1970) S.251-55
4478 FREUND, D.; SCHIKARSKI, W.
Der direkt elektrisch geheizte UD~-Brennstab.
KFK-I031 (Februar 70)
4479 FREUND, 11.; SAHI, C.
A new simulation method for investigation of
U0 2 -fuel in a thermal gradient corresponding
to reactor condltions.
Dalle Donne, M., Kummerer, K., Schroeter,
K.[eds.): Fast Reactor Fuel and Fuel
Elements. Proceedin!Js. Karlsruhe, Sept.
28-30, 1970. Karlsruhe: Ges. fuer
Kernforschunq 1970. S.7R-91
Atomwlrtschaft-Atomtechnik, 15(1970) S.573-74
32

en
"
chnellbrueter-Entwicklung
n In den Benelux-Laendern.
he)1970.
rgiebedarf der Welt - Eine Analyse des
tigen Marktpotentials.
7 (Februar 70)
rs.: UKAEA-Production
ormatlon Series 28
, H.; KLCEBEHG, G.; SEETZEN, J.;
; ZAJONC, H.
nq ueber den f.lnsatz der EDV In der
und republik Deutschland 1970.
Zeitschrift fuer Datenverarbeitung, 8(1970)
5.:311-13
WOIT, J.; ZAJONC, H.
Intermediate Report on the Experlences wlth
the Computer Utllisation Survey in Germany ­
1970.
Paris: OECD 1970. DAS/SPR/70.79 (17.12.1970)
4489 l~OITE, G.
Industrielle Aspekte des nuklearen
Brennstoffkreislaufs In Europa. Bericht ueber
den 4.FOHATOM-Kongress In stockholm.
Atomwlrtschaft-Atomtechnlk, 15(1970) S.592-95
4490 HAEFELE, W.: JANSEN, P.; ZAJONC, H.
Systemtechnik als Hilfsmittel der
Forschungsplanung.
DFG-Kolloquium ueber Forschungsplanung,
Bonn-Rad Godesberq, 17.-18.Nov.1970
4491 SEFTZEN, J.
Kernenergie friedlich genutzt.
Ausstellung des Deutschen Atomforums.
Ludwlgshaf~n, 17.-23.febr.1970
4496 HAEfELE, w.
The German-Benelux Fast
future Developments In
Reactors.
Brltlsh Nuclear Energy Society, London,
12.11ecember 1970
4497 GRElfELD, R.; HAEfELE, W.; fAUDE, D.
Die Entwicklung der friedlichen Nutzun
Kernenergie In Deutschland.
Sonderdruck aus: festschrift fuer Herman
Wandersleb. Bonn: Deutscher Bundes-Verl.1970
4498 GUPTA, D.
DaS Projekt Spaltstoffflusskontrolle In
Karlsruhe.
Atomwlrtschaft-Atomtechnik, 15(1970) S.35-41
4499 GUPTA, D.; AVENHAUS, R.; GMELIN, W.; HAGEN,
A.; KRAEMER, R.; WINTER, H.
Das Projekt Spaltstoffflusskontrolle In
Karlsruhe. Das Programm und einige der
erzielten Ergebnisse.
Reaktortagung. Herlln, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.lm Dt.Atomforum, Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.474-77
4500 GUPTA, D'; SEETZEN, J.
Kontrollmassnanmen in der Kerntechnik.
Aussenpolltik, 21(1970) S.338-47
4501 GUPTA, D.; SCHNEIDER, V.
Ueberwachungsmassnahmen zur Vermeidung der
missbraeuchlichen Verwendung spaltbarer
Transuranisotope.
Gmelin's Handbuch der anor~anischen Chemie.
Bd 71: Transuranelemente. Welnheim/Hergstr.:
Verl.Chemle o.J. (Im Druck)
4502 HAEfELE, W.; NENTWICH, D.
Modern Safeguards at Reprocessing Plants and
Reactors.
Safeguards Techniques. Proceedings.
Karlsruhe, 6 - 10 July 1970. Vol. 1. Vlenna:
IARA 1970. S.3-21. SM-133/103
33

Das Institut fLir Experimentelle Kernphysik (Leitung: Prof. Dr. A. Citron, Prof.
Dr. W. Heinz) Prof. Dr. H. Schopper) umfaßt im wesentlichen zwei Arbeitsrichtungen:
- Grundlagenforschung aufdem Gebiet der Kerne und Elementarteilchen
- Projektentwicklungen für kernphysikalische Instrumentierungen, insbesondere
für neue Beschleuniger.
In der Grundlagenforschung auf dem Gebiet der Kerne und Elementarteilchen werden
Untersuchungen zur Natur der Kernkrdfte und zur Kernstruktur mit Hilfe des
Beta-Zerfalls und von Kernreaktionen am Isochron-Zyklotron durchgeführt. Weitere
Aufschlüsse über die Kernstruktur werden durch Elektronenstreuversuche bei DESY
in Hamburg und mit mesonischen Atomen bei GERN in Genf erhalten. Experimente
mit hochenergetischen Elementarteilchen bei DESY, GERN und in Serpuchov
dienen dem Studium der Ladungsunabhdngigkeit der Kernkrdfte) von Anregungszustiinden
der Kernmaterie und ihrer Zerfallskandfe. Instrumentierung und
Auswertung der Experimente) sowie Entwicklung neuer Detektoren und Datenerfassungstechniken
erfolgen zum großen Teil in Karlsruhe.
3
Institut für
Experimentelle
Kernphysik
(lEKP)
Die Projektentwicklungen für neue Beschleuniger und kernphysikalische Instrumentierungen
machen von der Supraleitung in der Hochfrequenztechnik und Magnettechnologie
Gebrauch. Das fortgeschrittenste Projekt auf dem Gebiet der supraleitenden
Hochfrequenztechnik ist ein Teilchenseparator für den EInsatz am Protonensynchrotron
bei GERN in Genf. Ein supraleitender Linearbeschleuniger für kernphysikalische
Anwendungen soll in mehreren Stufen realisiert werden. Als erste
Stufe wird mit dem Bau eines Linearbeschleunigermodells fLir 60 Me V begonnen.
Die Bearbeitung dieser Stufe erfolgt in der organisatorischen Form eines Institutsprojektes.
Die Studien auf dem Gebiet der Hochstromsupraleitung konzentrieren sich aufden
Bau von Tieftemperaturmagneten für ein Hochenergieprotonensynchrotron. Diese
Untersuchungen bezwecken, in Zusammenarbeit mit anderen europdischen Laboratorien
die Grundlagen für eine Konversion des von GERN geplanten 300 Ge V Beschleunigers
in einen Beschleuniger höherer Energie mit supraleitenden Magneten
vorzubereiten. Neben den Problemen aufdem Gebiet der Physik verlustarmer gepulster
Supraleiter und hochreiner Leiter sind viele neuartige, technische Probleme
beim Bau solcher Magneten zu lösen. Eine Gruppe arbeitet aufdem Gebiet anwendungsorientierter
Grundlagenforschung In der Supraleitung. Sie soll spdtere Innovationen
aufdem Gebiet der Supraleitungstechnik vorbereiten.
Eine kleine Gruppe betreibt Studien aufdem Gebiet der kollektiven Beschleunigung
(Elektronenringbeschleuniger).
Am jahresende 7970 waren In den verschiedenen Abteilungen und Projekten des
Instituts 68 Akademiker, 18 Fachschulingenieure und 80 sonstige Mitarbeiter als
Angehörige der GFK tdtig. Außerdem arbeiteten 29 Akademiker, 1 Fachschulingenieur
und 25 sonstige Mitarbeiter als Angehörige der Universitiit Karlsruhe in den
verschiedenen Gruppen. Weiterhin zdhlten 14 Doktoranden) 9 Diplomanden und 12
Lehrlinge zum Institut.
3/64/1 Kernspektroskopie Prüfung von Kernmodellen und vermitteln spezielle
Kenntnisse über die jeweilige Kernstruktur.
Die kernspektroskopischen Untersuchungen dienen in
erster Linie der Aufklärung der Strukrur von Atomkernen.
Daneben wurden umfangreiche Messungen unter dem
Hierzu wurden eine Reihe von Kerndaten Gesichtspunkt der Aufklärung der Natur der Wechsel­
ermittelt, insbesondere Spins angeregter Kernzustände,
wirkungen vorgenommen. Besonders intensiv wurden
übergangswahrscheinlichkeiten, Multipolaritäwirkungen
ten und Richtungsverteilungen von ß- und i-Strahlung,
in einigen Fällen auch die dabei auftretenden
dabei Untersuchungen über die schwache Wechselwirkung
betrieben, aus denen sich Aussagen über die fundamentale
Frage nach der Beschaffenheit der Kräfte
Orientierungen. Diese Meßgrößen ermöglichen die zwischen zwei Nukleonen sowie über allgemeine
35

Symmetrieeigenschaften der Naturgesetze erhalten
lassen.
ß-Zerfallund schwache Wechselwirkung
Es war das Ziel der Untersuchungen, möglichst umfangreiche
Sätze von Observablen aus ß-übergängen
und ß'Y-Kaskaden zu ermitteln. Dazu gehören shape
Faktoren und Grenzenergien von ß-Spektren, Anisotropiekoeffizienten
von ß'Y-Winkelkorrelationen sowie
Asymmetriekoeffizienten aus ß'Y-Zirkularpolarisationskorrelationen.
1970 wurde unter Zuhilfenahme
der Erkenntnisse aus der Neuformulierung der Theorie
des ß-Zerfalls ein Rechenprogramm erstellt. Das
Besondere an diesem Programm ist die Verwendung
von Observablen als Eingangsdaten. Dadurch läßt sich
prüfen, inwieweit Kernstrukturen durch spezielle
Kernmodelle richtig beschrieben werden.
Im einzelnen wurden im Berichtszeitraum folgende
Arbeiten durchgeführt:
1) Ein für die Messung von shape Faktoren und ß­
Grenzenergien bis 17 MeV geeignetes Doppellinsenspektrometer
wurde fertiggestellt. Die gewählte
Konzeption läßt eine Verwendung des Gerätes am
externen Strahl des Zyklotrons zu. Mit Hilfe von
Konversionselektronen wurden Fokussierungseigenschaften,
Impulsauflösungsvermögen und
Transmission ermittelt. Die Frage nach der mathematischen
Behandlung kontinuierlicher Spektren
wurde speziell für den vorliegenden Fall geklärt
(4145).
2) Für die Messung von Anisotropiekoeffizienten an
ßr-Winkelkorrelationen wurde eine spezielle Anordnung
von vier ß-Zählern und zwei vertauschbaren
'Y-Zählern aufgebaut und in Betrieb genommen.
Die Anlage gestattet die simultane Bestimmung
von A 2 - und A4-Koeffizienten der Winkelkorrelation.
Geometrie und Auswerteverfahren
sind so ausgelegt, daß instrumentelle Unsymmetrien
eliminiert werden können. Die ersten Untersuchungen
wurden auf die gut zugänglichen einfach
verbotenen ß-übergänge von 86 Rb und
198 Au konzentriert. Dabei wurden erstmals A4­
Terme beobachtet (4144).
3) Asymmetriekoeffizienten bei ß'Y-Zirkularpolarisationskorrelationen
wurden für isospinverbotene
Fermi-übergänge in 59 Fe, 124 Sb und 44 Sc bestimmt
(4145, 4147). Solche Messungen geben
Auskunft über die wesentliche Frage nach der Ladungsabhängigkeit
der Kernkräfte. Eine umfassende
Zusammenstellung solcher Untersuchungen
wurde in (4148) gegeben.
Daneben wurden über die Messung von Asymmetriekoeffizienten
in 103 Ru, 97Nb und 72Ga
Kernspins sowie Multipolaritäten von 'Y-übergängen
bestimmt (4145, 4146, 4147).
4) Die Winkelabhängigkeit des Asymmetriekoeffizienten
der ß'Y-Zirkul arpolarisationskorrelation wurde
am einfach verbotenen übergang in 86 Rb bestimmt.
Für solche Messungen sind lange Meßzeiten
charakteristisch. Im Zusammenhang damit
wurde der Einfluß der linearen Polarisation bei der
Messung der zirkularen Polarisation von 'Y-Strahlung
diskutiert (4149).
In theoretischen Arbeiten wurde gemeinsam mit
der Universität Heidelberg der Einfluß der Kernladungsverteilung
auf die Form der ß-Spektren untersucht
(4150). Eine modifizierte Entwicklung für
die Elektronenradialwellenfunktionen führte zu
neuen Formfaktorkoeffizienten, die von der Form
der Ladungsverteilung im Kern abhängen (4151).
Polarisationsmessungen an "(-Strahlung
Der Schwerpunkt der Arbeiten über Polarisationsmessungen
an 'Y-Strahlung lag bei der Frage nach der
Paritätsreinheit von Kernzuständen. Bei den Kernen
181 Ta und 180 Hf konnten Einflüsse der schwachen
Wechselwirkung auf die Kernkräfte signifikant nachgewiesen
werden. Dagegen zeigten Messungen an
175 Lu im Rahmen der Statistik keinen Effekt (4152,
4153). In diesem Zusammenhang wurde 1969 eine
links-rechts Asymmetrie in der Compton-Streuung an
polarisierten Elektronen entdeckt. Sie entsteht durch
Interferenz von Real- und Imaginärteil der Streuamplitude
und läßt sich als Effekt höherer Ordnung
in der Quantenelektrodynamik erklären (4154). Ein
wesentlicher Aspekt dieses Effektes liegt in der Möglichkeit
einer Prüfung der Quantenelektrodynamik.
Am Reaktor FR 2 wurde zirkularpolarisierte 'Y-Strahlung
nach dem Einfang polarisierter thermischer Neutronen
beobachtet. Anfänglich wurden durch Messung
des Mittelwertes der zirkularen Polarisation von
Einfang-'Y-Strahlung Spins von Compound-Zuständen
bestimmt (4155, 3046). Anschließend konnte mit
Hilfe von hochauflösenden Ge-li-Detektoren die Polarisation
einzelner 'Y-übergänge gemessen und die
Spins spezieller Niveaus bestimmt werden. Diese Arbeiten
wurden 1970 abgeschlossen.
In einem 1969 durchgeführten Experiment wurde mit
Hilfe des Mößbauereffektes die Hyperfeinstrukturaufspaltung
von Kernniveaus zur Analyse zirkularpolarisierter
'Y-Strahlung herangezogen. Dabei konnte die
Orientierung des Restkerns nach der Reaktion
56 Fe(d,p)5 7Fe bestimmt werden (4157, 4158). Die
Interpretation des Meßergebnisses im Rahmen des
optischen Modells weist auf einen unerwartet starken
Beitrag des Spin-Bahn-Terms hin.
Während eines Gastaufenthaltes an der University of
Cilifornia, Los Angeles, wurde von einem Mitglied
der Arbeitsgruppe die Anregungsfunktion von proto-
36

neninduzierten Reaktionen in 16 0 bei mittleren
Energien bestimmt (4159). Dabei wurden intermediäre
Strukturen im Zwischensystem beobachtet.
3/64/2
Untersuchung von Kernreaktionen
mit Hilfe des Isochronzyklotrons
Die Experimente, die von der Arbeitsgruppe "Kernreaktionen"
mit Hilfe des externen Strahles des Karlsruher
Isochron-Zyklotrons durchgeführt werden, tragen
dazu bei, bisher ungeklärte Fragen aus dem Gebiet
der Kernstruktur und der Kernkräfte zu beantworten
(4165). Die Schwerpunkte der Untersuchungen
liegen einerseits beim Studium von Systemen, die
nur wenige Nukleonen enthalten und andererseits bei
Experimenten, die es zum Ziele haben, Polarisationseffekte
bei Kernreaktionen zu erforschen. Im Hinblick
auf die Untersuchung von Polarisationseffekten
wurde eine Ionenquelle entwickelt, die polarisierte
Wasserstoffionen liefert. Mit dieser Quelle soll 1971
ein hochenergetischer polarisierter Deuteronenstrahl
am Zyklotron erzeugt werden.
Untersuchung von Kernreaktionen mit drei
Teilchen im Endzustand
Durch die Untersuchung von Systemen mit wenigen
Nukleonen soll geklärt werden, wie sich die Wechselwirkungen
zwischen einzelnen Nukleonenpaaren in
Drei- und Mehrkörpersystemen auswirken. Darüber
hinaus werden auch die Reaktionsmechanismen studiert,
die zur Bildung von ungebundenen Drei- und
Viernukleonensystemen führen. Die Analyse von Koinzidenzexperimenten
führte bei der speziellen Aufbruchreaktion
p+d ""* p+p+n zu einem guten Verständnis
der Reaktionsmechanismen und der Auswirkungen
der n-p und p-p Endzustandswechselwirkungen
(4160,4161,4162,4163,4164).
Die Ergebnisse der Proton-Proton Endzustandswechselwirkung
wurden mit einer verbesserten Theorie verglichen,
die sowohl die Coulomb-Wechselwirkung als
auch die quasifreie Neutron-Proton Streuung enthält.
Die Ergebnisse lieferten außerdem einen interessanten
neuen Vorschlag für die experimentelle Untersuchung
von Cluster-Strukturen in leichten Kernen. Die Existenz
von angeregten Zuständen in den Dreinukleonensystemen
3He und 3H ist bisher experimentell
noch nicht gesichert. Die Reaktion d+d ""* d+p+n
wurde infolgedessen mit 50 MeV Deuteronen untersucht,
um über eine d-n oder d-p Endzustandswechselwirkung
Aufschluß über solche ungebundenen Anregungszustände
zu erlangen.
Untersuchung von Kernreaktionen an polarisierten
3 He-Kernen
Durch optisches Pumpen läßt sich 3He-Gas nur bei
Drucken von einigen Torr polarisieren. Da für die
Untersuchung von Polarisationseffekten bei 50 MeV
Deuteronenenergie ein höherer Targetdruck erforderlich
ist, wurde mit dem Aufbau eines Hochdrucktargets
begonnen. Geeignete Ventile und eine Kompressionskammer
wurden fertiggestellt. Zur Vertiefung
des Verständnisses des optischen Pumpvorganges
wurde die Wechselwirkung des Pumplichtes mit dem
He-Gas untersucht (4166, 4167). Aus dem Meßergebnis
für die mittlere freie Weglänge A. der Pumplichtphotonen
ließen sich Verbesserungsvorschläge für die
experimentelle Anordnung gewinnen.
Doppelstreuexperimente mit geladenen Teilchen
Die Untersuchung der Vektorpolarisation bei der
Streuung von 51 MeV Deuteronen an 12 C wurden
durch Wirkungsquerschnittsmessungen bei 41,46 und
51 MeV ergänzt (3230, 4173, 4175). Bei der Interpretation
der Ergebnisse entwickelte sich eine Zusammenarbeit
mit Theoretikern in Saclay und Hamburg.
Bei der Reaktion 12C (d,p) 13N (ground state) wurden
Protonenpolarisation und Reaktionswirkungsquerschnitt
in Abhängigkeit vom Streuwinkel gemessen
(4174, 4175). DWBA-Rechnungen (Distorted
Wave Born Approximation) in Karlsruhe konnten die
experimentellen Ergebnisse nicht erklären. Weitere
Analysen werden zur Zeit von einer Theoretikergruppe
in Manchester durchgeführt.
Der elastische Streuquerschnitt für die a_ 3 He Streuung
wurde im Energiebereich 65-104 MeV untersucht.
Eine Analyse bei 104 MeV, die in Zusammenarbeit
mit einer Tübinger Theoretikergruppe ausgeführt
wurde, ergab, daß der Anstieg des Wirkungsquerschnittes
bei großen Winkeln durch die Spin­
Bahn-Kopplung im Rahmen des optischen Modells
nicht erklärt, möglicherweise aber durch Austauscheffekte
verstanden werden kann (4176,4177). Ferner
wurden Doppelstreuexperimente eHe ""* a) zur Untersuchung
der 3He-Polarisation vorbereitet.
Eine empirische Methode zur Ermittlung des Energie­
"straggling" beim Abbremsen ionisierender Teilchen
wurde weiterhin bearbeitet und verfeinert (3231,
4178).
Untersuchungen von Kernreaktionen an leichten
Kernen
Der Schwerpunkt der Aktivität lag bei der Auswertung
der im Vorjahr durchgeführten systematischen
Messungen zur Untersuchung von angeregten Zustän-
37

den des 4He (4179,4180,4181,4182). Alle Daten
ergaben konsistente Werte für die Resonanzparameter
und zeigen, daß der Reaktionsmechanismus sequentiell
abläuft. Dieser sequentielle Reaktionsmechanismus
wird zusätzlich durch die Symmetrieeigenschaften
der gemessenen Winkelkorrelationen und den Vergleich
der Partial breiten bestätigt. Im Rahmen der
Ebenen-Wellen-Impuls-Approximation durchgeführte
Berechnungen geben die Winkel korrelation gut wieder.
Eine erstmalige Messung der quasifreien Streuung
eines Deuterons am a-Cluster im 6 Li-Kern ergab eine
Impulsverteilung, wie sie bereits bei anderen Reaktionen
gefunden wurde. Die Resultate früherer Messungen
der Reaktionen D (d,d) D und D (d,p) T wurden
veröffentlicht (3220).
Zur Untersuchung teilchen instabiler Zustände in 12 C
wurden Messungen der Reaktion 12 C (a,a') 12 C*
durchgeführt. Hierzu wurden Streifenhalbleiterdetektoren
mit digital kodierten Positionssignalen entwickelt.
Experimente zur Untersuchung von Clusterstrukturen
Bei der Analyse der knock-out Reaktion (a,2a) an
den Kernen 6 Li und 7 Li wurde das Modell der quasifreien
Streuung zugrunde gelegt. Dabei wird üblicherweise
das "off-the-energy-shell" Matrixelement der
a-a Streuung durch das Matrixelement der freien a-a
Streuung ersetzt. Zur Prüfung der Zu lässigkeit dieser
Näherung kann die Reaktion 6 Li (a,2a) D durch geeignete
Wahl der kinematischen Bedingungen herangezogen
werden.
Mit der experimentellen Durchführung dieser Untersuchung
wurde begonnen.
Die Messungen der Winkel korrelation der 9 Be (a,2a)
5 He wurden abgeschlossen, die Auswertung der Daten
wird zur Zeit durchgeführt. Erste Vorexperimente zur
Reaktion lOB (a,2a) 6 Li sind angelaufen.
Erzeugung eines polarisierten Deuteronenstrah/s
für Experimente an der 800 KV Kaskade
und für die Injektion in das Isochron­
Zyklotron.
Die Forschungs- und Entwicklungsarbeit konzentrierte
sich auf die Anwendung von atom physikalischen
Prinzipien zur Erzeugung polarisierter Wasserstoff-Ionenstrahlen.
Es wurde eine Ionenquelle
(LASKA, Lambshift Source, Karlsruhe) entwickelt
und gebaut, die die lange Lebensdauer des metastabilen
H (2 S)-Zustandes und die Lambshift ausnutzt
(4168, 4169). Die experimentellen Untersuchungen
zeigten, daß Jod als Partner für eine selektive Ionisation
der metastabilen Wasserstoffatome sehr gut geeignet
ist. Diese Reaktion liefert positiv geladene polarisierte
Ionen. Dabei wurde eine Tensorpolarisation
P 33 = -0,65 und eine hohe Ausbeute erreicht. Die
Ausbeute ist bei dieser Reaktion doppelt so groß wie
bei der Reaktion mit Argon (4170,4171).
Die hier entwickelte Quelle (Abb. 1) hat die Vorzüge,
daß man sowoh I positiv als auch negativ geladene polarisierte
Ionenstrahlen des leichten und schweren
Wasserstoffs mit hoher Intensität in kleinem Phasenraum
erzeugen kann. Die Quelle erweist sich infolge-
Abb.1:
Die Quelle C-LASKA zur
Erzeugung positiv oder negativ
geladener polarisierter
Wasserstoffionel1.
38

dessen für die Verwendung an verschiedenen Beschleunigertypen
als sehr attraktiv. Auf der Ausstellung
"Physik im Experiment" im Rahmen der Herbsttagung
der Deutschen Physikalischen Gesellschaft
wurde die Quelle in Betrieb vorgeführt, die 1971 am
Karlsruher Isochronzyklotron installiert wird.
Die ionenoptischen Eigenschaften der Strahlführung
zwischen Quelle und Beschleuniger wurden experimentell
mit einer getrennten Anordnung untersucht.
Für die erforderliche 90° -Ablenkung wurde ein elektrostatischer
Spiegel entwickelt und erprobt. In dieser
Anordnung wurde die Asymmetrie der Neutronenverteilung
der T(d, n)4 He-Reaktion bis zu einer Energie
von 480 keV mit rein tensorpolarisiertem Strahl gemessen.
3/64/3
Hochenergiephysik
Im Berichtsjahr wurden beide Hauptarbeitsrichtungen
der Hochenergie-Gruppen
- Untersuchungen zur Elementarteilchenphysik und
zur Physik des Atomkernes mittels hochenergetischer
Elementarteilchen -
fortgeführt. Die Arbeiten wurden zum Teil in Karlsruhe
ausgeführt, das Hauptgewicht lag indessen bei
den Experimenten an den Großbeschleunigern von
DESY und CERN. Der nachstehende Bericht gliedert
sich demnach in folgende Teile:
I. Arbeiten in Karlsruhe
1. Entwicklung von Nachweisgeräten
2. Auswertegruppe
3. Theoriegruppe
11. Experimente bei DESY
1. Elektron-Nukleonstreuung
2. Photonenexperimente
111. Experimente bei CERN
1. Neutrale Resonanzen
2. Neutron-Proton-Streuung
3. Exotische Atome
Ferner bestand eine Zusammenarbeit mit dem Institut
nil' Theoretische Physik der Universität Heidelberg,
die in Abschnitt 1.3 berücksichtigt ist. Als wichtigste
Ergebnisse sind zu nennen:
Die Elektron-Nukleon-Streuexperimente bei DESY
ergeben u. a. Meßwerte für den elektrischen Formfaktor
des Neutrons in einem erweiterten 1mpulsübertragungsbereich
und Aufschluüsse zur Theorie der
quasielastischen e-d-Streuung und zur Elektroproduktion
der ersten Nukleonresonanz.
Beim Karlsruhe-Pisa-Experiment über neutrale Resonanzen
bei CERN konnte die Datennahme mit etwa
600.000 Funkenkammerbildern abgeschlossen werden.
Mit der Auswertung wurde begonnen.
Das CE RN-Experiment über n-p~Streuung zeigte bei
verschiedenen Elementen ähnliches Verhalten des
Wirkungsquerschnittes wie bei Streuung am Wasserstoff.
Ferner wurden interessante Ergebnisse bei der
elastischen Rückwärtsstreuung erzielt.
Die CE RN-Experimente tiber exotische Atome brachten,
neben einer Erweiterung der Ergebnisse über n­
und Jl-Atome, die Entdeckung der Existenz von Sigma-
und Antiprotonatomen. In Anerkennung der Bedeutung
dieser Arbeiten wurde dem Leiter dieser
Gruppe der Röntgen-Preis 1970 zuerkannt.
I. Arbeiten in Karlsruhe
7) Entwicklung von Nachweisgeräten
a) Entwicklung von großflächigen Drahtfunkenkammern
Im vergangenen Jahr wurden Drahtfun kenkammern
mit 1 m 2 nutzbarer Fläche entwickelt,
die eine gute Nachweishomogenität
über die gesamte Fläche und hohe Nachweiswahrscheinlichkeit
für Vielfachereignisse aufweisen.
Die Fertigung einer Serie von ca. 20
Stück dieser Kammern für ein Hochenergie-Experiment
einer Gruppe des 1EKP am DESY wurde
vorbereitet.
b) Entwicklung von Vieldraht-Proportionalkammern
Eine Proportionalkammer mit einer nutzbaren
Fläche von ca. 700 cm 2 wurde entwickelt. Messungen
ergaben eine Nachweiswahrscheinlichkeit
von 99 %, ein zeitliches Auflösungsvermögen
von 30 - 130 ns und ein mittleres Energieauflösungsvermögen
bei 6 keV von 20 - 40 %,
je nach Füllgas und Löschzusatz. Dieser Detektortyp
ist zum experimentellen Einsatz bereit,
doch muß für die Datenauslese noch Entwicklungsarbeit
geleistet werden.
c) Funkenkammern für nuklearmedizinische Anwendungen
Zur Sichtbarmachung radioaktiv angereicherter
Körperorgane wird eine stationäre Organkamera
entwickelt, welche eine Funkenkammer als Teilchenortsdetektor
besitzt. Da konvertierte niederenergetische
'Y-Quanten (50 - 300 keV)
nachgewiesen werden sollen, muß dieser Funkenkammertyp
selbsttriggernd sein. Die Entwicklung
erreichte im vergangenen Jahr einen
Stand, der erste Abbildungsversuche verschiedener
Blendenstrukturen gestattete. Mit einer
100cm 2 großen Kammer erzielten wir Bild- .
schärfen, die 2 - 3 mal besser sind als die der
bisher in Kliniken benutzten Szintillationskameras.
Weiterhin wurde eine Kammer gebaut mit einer
Nachweisfläche von 625 cm 2 , was der endgülti-
39

gen Organkammergröße entsprechen soll. Zu
dieser Kammer wurde ein Blei-Viellochkollimator
entsprechender Größe gebaut, der ein geometrisches
Auflösungsvermögen von etwa 3 mm
besitzt. Zu Organfunktionsuntersuchungen muß
die Funkenkammer als Organ kamera in der Lage
sein, (2 - 5) x 10 3 Teilchen/sec. nachzuweisen.
Die externe Totzeit dieser Kammer liegt bei
einigen 10- 2 sec; es wurde daher ein Nachladepulser
entwickelt, der diese externe Totzeit so
verringert, daß die oben geforderten Zählraten
erreicht werden können. Die Entwicklung von
Funkenkammern für nuklearmedizinische Anwendungen
wird voraussichtlich 1971 erfolgreich
abgeschlossen werden.
2) Auswertegruppe
Die Auswertegruppe hat die Funkenkammerbilder
der CE RN-Experimente über neutrale Resonanzen
und über Neutron-Proton-Streuung durchgemustert
und vermessen.
Allgemeine Untersuchungen zur Scan-Statistik
wurden fortgeführt, sind aber noch nicht abgeschlossen.
Mit Vorarbeiten zum übergang auf Rekonstruktion
der Ereignisse aus digitalisierten Funkenkammerbildern
wurde begonnen.
3) Theoriegruppe
In der Theoriegruppe hat man sich im Jahre 1970
hauptsächlich mit Problemen aus dem Gebiet der
elektromagnetischen Wechselwirkungen und der
Berechnung von Teilchenspektren bei Kernreaktionen
befaßt. Bei den elektromagnetischen Wechselwirkungen
wurde die Analogie des Photons mit
dem p-Meson für einen praktisch sehr wichtigen
Fall behandelt: der Erzeugung von Pionen durch
Photonen bei hohen Energien. Derartige Experimente
werden gegenwärtig bei DESY ausgeführt.
In zwei Arbeiten (4198, 4199) wurde dieser Prozeß
mit Hilfe der p-Photon Analogie berechnet.
Allgemeine Gesichtspunkte dieser Analogie sind
außerdem in einem Beitrag diskutiert worden. Eine
weitere Arbeit (4196) betraf die phänomenologische
Analyse der Pion-Erzeugung, wobei wiederum
den speziellen Eigenschaften des Photons (isoskalarer
vs. isovektorieller Anteil) bei dieser Reaktion
das Hauptinteresse galt.
Die Technik zur Messung mit polarisierten Strahlen
und Targets wird gegenwärtig sehr stark entwickelt.
In einem Beitrag (4197) wurden die physikalischen
Aussagen von Polarisationsmessungen
diskutiert unter Voraussetzungen, die bei CERN
und DESY verwirklicht werden können.
Im Rahmen eines Kernkaskadenmodells wurden
ein leitende überlegungen mit Rechnungen abgeschlossen,
um Pion- und Protonspektren bei Kern-
reaktionen mit Primärenergien oberhalb von
2 GeV zu berechnen.
In gemeinsamen Seminaren des IEKP und der Universitäten
Heidelberg und Karlsruhe, die im IEKP
stattfanden, wurden spezielle Themen der starken
Wechselwirkung von Elementarteilchen behandelt.
Das in den letzten Jahren die Theorie der starken
Wechselwirkungen sehr stark beherrschende Veneziano-Modell
wurde in einer Reihe von Vorträgen
behandelt und ausgiebig diskutiert. Aus der kritischen
Diskussion mit den Wissenschaftlern des
IEKP ergaben sich zusätzliche Gesichtspunkte für
diese in den Arbeiten (4183, 4184, 4185, 4186,
4187) untersuchten Probleme. Ein weiteres Thema
der gemeinsamen Seminare waren die Ergebnisse
der Algebra der schwachen Hadronenströme rur
Probleme der starken, elektromagnetischen und
schwachen Wechselwirkungen. Die Stromalgebra
wie auch die weitergehenden Hypothesen über die
Singularitäten von Vertauschungsregeln auf dem
Lichtkegel machen eine sorgfältige Diskussion der
Näherungen für Vertauschungsregeln unter Berücksichtigung
der Forderung der Kausalität erforderlich.
Dieses Problem wurde in den Arbeiten (4188,
4189, 4190,
4191) für Einteilchennäherungen geklärt.
11. Experimente bei DESY
7) Elektron-Nukleon-Streuung
Die Auswertung von zwei Experimenten der Karlsruher
Gruppe bei DESY, in denen die elastische
und inelastische Elektron-Nukleon-Streuung untersucht
wurde, ist abgeschlossen (4200,4201,4202,
4203, 4204, 4205). Die wesentlichen Resultate
sind:
a) Der elektrische Neutronformfaktor GEN des
Neutrons ist im Bereich 5 r 2

der Universität Freiburg und DESY abgeschlossen.
Mit der Auswertung dieser Experimente wurde begonnen.
Aus diesen Experimenten können Informationen
Uber kurzreichweitige Nukleon-Nukleon­
Korrelationen, die magnetischen Momente von gebundenen
Nukleonen und die Wechselwirkung von
Nukleonenresonanzen mit Kernmaterie gewonnen
werden.
Die Auswertung von zwei Experimenten wurde
fortgesetzt, aus denen der Realteil und der Imaginärteil
der Comptonamplitude fUr raumartige Photonen
bestimmt werden kann (4206).
Ein Experiment, in dem die Elektroproduktion
von Resonanzen am Neutron untersucht wird,
wurde vom Forschungskollegium des DESY genehmigt.
Mit den Messungen wurde begonnen.
2) Photonenexperimente
Ein experimenteller Vorschlag wurde ausgearbeitet,
hochenergetische '}'P-Reaktionen mit einem
Weitwinkel Spektrometer zu untersuchen, das aus
einem großen Analysiermagneten mit Drahtfunkenkammern
besteht. Ferner sollen hochenergetische
Photonen verwendet werden, deren Energie in
einem Bereich zwischen 4 und 7 GeV elektronisch
registriert wird (tagging) . Im Oktober 1970 wurde
der bei DESY eingereichte Vorschlag, die Reaktionen
und
'}'P ~ Pet> ~ PK +K
'}'P ~ PPP
experimentell zu untersuchen, nach einem Forschungsseminar
vom Direktorium DESYgenehmigt.
Die Vorbereitung dieses Experiments erfordert
u. a. den Bau von 18 großen Funkenkammern mit
digitaler Auslese. Digitale Funkenkammern dieser
Art sind im IEKP entwickelt worden und wurden
bereits in frUheren Experimenten erfolgreich verwendet.
Erste Kammern zusammen mit der Hochspannungsversorgung
und digitalen Auslese-Einheiten
wurden fertiggestellt. Die weiteren Vorbereitungsarbeiten
befaßten sich mit Szintillationszählern,
dem Interface zu einem PDP-8 on-line Rechner
und den Analysierprogrammen.
111. Experimente bei CERN
1) Neutrale Resonanzen
In der 1969 begonnenen Pisa-Karlsruhe Kollaboration
zur Untersuchung der Reaktion
7T-p ~ n + MO
I~ Neutral.e ~ '}"s
wurden zunächst die einzelnen Teile der Apparatur
endgliltig ausgetestet (4208). Sie besteht im Wesent­
Iichen aus folgenden Teilen:
1) Einem Cerenkov-Wasserstofftarget, das die Ortung
des 7T-p-Wechselwirkungspunktes durch
die Menge des ausgesandten Cerenkov-Lichtes
erlaubt.
2) Einem in Antikoinzidenz geschaltetem System
von Zählern, welches das Target umgibt und
Ereignisse mit geladenen Reaktionsprodukten
ausschaltet.
3) Einem in Neutronen-Missing-Mass-Spektrometer,
dessen wichtigster Bestandteil eine Batterie
von 8 Neutronenzählern (je 16 x 16 x 240
cm 3 ) ist. Die kinetische Energie des Neutrons
wird durch Messung seiner Flugzeit bestimmt,
seine Flugrichtung aus der Messung der Lichtlaufzeiten
zu den beiden Enden des getroffenen
Neutronenzählers.
4) Einem System von optischen Funkenkammern,
das die von '}"s ausgelösten Schauer registriert
und eine grobe Schätzung der '}'-Energien liefert.
5) Einem Telefunken TR 86 Rechner in on-line
Betrieb.
Bei Impulsen der einfallenden 7T--Mesonen von 3,8
bis 12 GeVjc wurden die Messungen Ostern 1970
begonnen und im November 1970 abgeschlossen.
Insgesamt wurden etwa 600.000 Ereignisse auf
Film und Magnetband registriert.
Die noch während des Experiments ausgewerteten
elektronischen Daten zeigen bereits ein Missing­
Mass-Spektrum mit den bekannten Mesonen 7T o , 77,
W, XO ,'P, ,f.. f , zusätzlich ist sichere Information Uber
das 7T07TO-System bis zu Massen von 1.700 MeV in
den Daten enthalten.
Etwa die Hälfte aller Funkenkammerbilder ist an
der automatischen Meßanlage PROTEO in Bologna
bereits ausgemessen worden. Alle Funkenkoordinaten
eines Ereignisses werden dort auf Magnetband
registriert. Die Erkennung und Zusammensetzung
der Gammaschauer aus den Funkenkoordinaten
wurde in Pisa bereits parallel zu den Messungen
in Angriff genommen. Das an der IBM 1800
von Pisa angeschlossene Displaysystem stellt die
Funken gemäß ihren gemessenen Koordinaten wieder
dar. Neben der Kontrolle des Rechenablaufs
kann man dem Rechner dann durch verschiebbare
Lichtmarken Korrekturen eingeben; z. B. kann
man die registrierten Schaueranfangspunkte, die
dem menschlichen Auge oft besser erkennbar sind,
berichtigen. In Karlsruhe wurde gegen Jahresende
begonnen, entsprechende Programme fUr das IBM
2250 Displaysystem des DVZ zu erstellen.
Über den Fortschritt des Experiments und der
Auswertung wurde in Venedig auf einer Tagung
41

l------~-----~I---------·y_------..,.....------....,
2. +..
1.
,8
,6
np
pn
.4
r;;-'~
I ~I
C.20~\
L
.8 t
c.S .10
.08
.....
-=2 .06
\0
l:J .04
+
H t
8 GeV/c
-~+-_, 19,2
t f '------'-i----,
GeV/c
Abb.2:
.02
0.1
0,2 ] 0.3
- t [(GeV/c)1.
24 GeV/c
0.4
Wirkul1gsquerschl1itte
für
Neutrol1-Protrol1-Streuul1g
il1 Rückwärtsrichtul1g
il1 Abhäl1gigkeit
vom Impulsübertrag t
bei verschiedel1el1
Primärel1ergiel1
berichtet (4209). Aus den Daten des 1967 abgeschlossenen
CERN-Karlsruhe Experiments wurde
mit einer gegen systematische Fehler unempfindlichen
Methode eine neue Grenze (4210, 4211) für
den Zerfall?'} --7no"l"t bestimmt.
Bei der Mitarbeit an einem CERN-Experiment
(4212) über n-Produktion in der Reaktion n-p --7
n-n+n wurden Wirkungsquerschnitte für n-Produktion
an der Schwelle und Aussagen über die
nn-Streulängen erhalten.
2) Neutron-Proton-Streuung
Im März wurden die Messungen am Neutronenstrahl
des CE RN-PS, der von der Gruppe installiert
worden war, beendet. Es wurden totale Wirkungsquerschnitte
und die elastische Rückwärtsstreuung
(Ladungsaustausch) von Neutronen an Protonen
gemessen.
Die Messungen der totalen Wirkungsquerschnitte
an verschiedenen Elementen zeigten mit steigender
Energie den gleichen Abfall wie bei Wasserstoff.
Dieses Verhalten zeigt, daß auch flir schwere Kerne
die Approximation einer total absorbierenden
Kugel nur bedingt gilt (4213, 4214).
Die Auswertung der Ladungsaustauschstreuung
wurde vorwiegend an dem Rechner CDC 1700 der
Gruppe durchgeführt (Aufarbeitung von Rohdaten
auf 250 Magnetbändern). Sie ist Ende 1970 abgeschlossen
worden. Es zeigt sich, daß der steile Anstieg
des Wirkungsquerschnitts für kleinere Streuwinkelfast
unverändert auch bei den hohen Energien
von 19.2 und 24 GeVJc existiert. In Abbildung
2 sind die Wirkungsquerschnitte in Abhängigkeit
vom Impulsübertrag t = (p • 0)2 dargestellt,
wobei p der Primärimpuls und 0 der Streuwinkel
ist. Die Messung bei 8 GeVJc diente dem Vergleich
mit bisher vorliegenden Daten. Die absolute Eichung
der Wirkungsquerschnitte ergab, daß diese
konstant sind, wenn sie über s(s - 4 m 2 ) aufgetragen
werden. Dabei ist s das Quadrat der Schwerpunktsenergie
und m die Nukleonenmasse (4215,
4216).
Des weiteren wurden Versuchsmessungen unternommen,
Neutronen mit digitalisierten Funkenkammern
nachzuweisen. Es ergab sich, daß dies bei
Verwendung einer Funkenkammer hinter einer
Konverterplatte recht gut möglich ist. Die Ortsauflösung
betrug 0,5 cm bei etwa 10% Ansprech-
42

wahrscheinlichkeit. Eine höhere Ansprechwahrscheinlichkeit
kann nur zu Ungunsten der Ortsauflösung
erreicht werden (4217).
3) Exotische Atome
Die Untersuchungen auf dem bisher bekannten Gebiet
der /1-, 1f- und K- Atome wurden fortgesetzt.
Zum ersten Mal konnten auch die bisher unbekannten
2:-hyperonischen und Antiprotonatome
beobachtet werden. Dabei wurde eine Vielzahl
physikalischer Probleme behandelt. Da diese Experimente
an zwei Beschleunigern (CE RN-SC und
CE RN-PS) durchgeflihrt wurden, sollen die entsprechenden
Experimente unter a) und b) getrennt
aufgeflihrt werden. In c) wird der Stand der apparativen
Entwicklung gegeben.
a) PS K, 2:- und p-Atome
Ein teilweise separierter niederenergetischer
K--Strahl wurde am externen Target des PS konstruiert,
mit dem 800 K-/burst gestoppt werden
konnten.
1) Untersuchungen an K-mesonischen Atomen
flihrten erstmalig zur Messung einer natlirlichen
Linienbreite und einer Energieverschiebung
infolge der starken K-Kern-Wechselwirkung
(4219). Diese dUrfte ebenso ~ie die
Ergebnisse bezUglich der Struktur der Kernoberfläche
von großem Interesse sein
(Abb. 3).
Abb.3:
K-('2:,-j-Spektrum,
gemessel1 mit eil1em
(Li)-Cl-Target.
Deutlich sichtbar
sil1d der verbreiterte
4 - 3 kaol1isclle
Übergal1g
sowie die
7 - 61md 6 - 5
sigma-hyperol1ischel1
Übergänge.
co>
8
7
0
';..4
11
c::l
0 u
..... 3
0
Q;
.Q
E::l
2 z
W
I
lD
6 .:>::
~
5
xl.
2) Erstmalig konnten die Röntgenspektren
2:-hyperonischer Atome gleichzeitig mit den
K-mesonischen Spektren gemessen werden
(4221). Diese werden von den bei der K-Absorption
entstehenden 2:-Hyperonen gebildet.
Das Ende der Serie infolge der 2:-Absorption
konnte beobachtet werden.
3) Der oben genannte K-Strahl konnte auch auf
Antiprotonen eingestellt werden. Mit 300 gestoppten
p/burst gelang es zum ersten Mal,
die Röntgenspektren an Antiproton-Atomen
zu beobachten und zu untersuchen. Das Ende
der Serien und in einigen Fällen eine stark
reduzierte Intensität der übergänge infolge
der Absorption des p durch den Kern konnte
gemessen werden. Die bisher genaueste Messung
der Masse des Antiprotons ergab m p =
m p ± 0,5 MeV (4220).
b) SC /1- und 1f-Atome
;:n
I
lD
1) Energiemessungen des pionischen 5 g - 4 f
übergangs in J und des 6 h - 5 g übergangs
in TI flihrten zur bisher genauesten Bestimmung
der 1f--Masse von (139.553 ± 0.008)
MeV.
2) An pionischen Atomen wurden Niveauverschiebungen,
natUrliche Linienbreiten und
übergangsintensitäten an vielen Kernen gemessen,
die RUckschlUsse auf die starke 1f-
k- (l:-l 17C1
~ 85Xl0 G k- stops
o'-IJr----=l..;:--------1-::'-oO:--------1~570----------::-207-:0::-k;-'eV-~
I
"0
(Yl
~
~
]
43

Kern-Wechselwirkung sowie auf die Kernstruktur
gestatten (3293, 3299, 4218).
3) Die nach dem p-Einfang in Kernen entstehende
Kerngammastrahlung wurde untersucht.
Daraus konnte die Verteilung der Häufigkeit
der emittierten Neutronen erhalten werden
(4222). Die Messung der zeitlichen Verteilung
der r-Strahlung gestattet bei Verwendung
eines natürlichen Targets die p-Einfangsrate
in einzelnen Isotopen zu messen
(4223).
c) Stand der apparativen Entwicklung
3/69/4
Das im letzten Bericht genannte Wasserstoff­
Hochdruck-Target und der kryogenische Druckerzeuger
wurden im wesentlichen fertiggestellt.
Das Target dient zur Messung mesonischer
Röntgenstrahlung von seltenen Isotopen, die
dem Wasserstoff gasförmig beigemischt werden.
Nachdem Druckversuche mit Flüssigkeit erfolgreich
verliefen, wurde das ganze System zuerst
mit Stickstoff und dann mit Wasserstoff bis zu
1.000 at betrieben und auf seine Dichtigkeit geprUft.
Vorexperimente werden demnächst beginnen
können.
Linearbeschleuniger
Projektziel ist die Errichtung eines supraleitenden Modellbeschleunigers
fUr Protonen mit einer Endenergie
von etwa 60 MeV. Er soll die technische Anwendbarkeit
der Hochfrequenzsupraleitung demonstrieren.
Die gewonnenen Erfahrungen sollen die Grundlage
bieten fUr die Ausarbeitung eines Vorschlages fUr
einen großen supraleitenden Linearbeschleuniger
(n-Mesonenfabrik) mit einer Endenergie von etwa
600 MeV. Der Modellbeschleuniger soll wie der große
Beschleuniger in zwei Stufen errichtet werden. Die 1.
Stufe, ein supraleitender Wendel beschleuniger, bringt
die Teilchen von einer Injektionsenergie von 0,8 MeV
bis zu etwa 20 MeV. Der darauf folgende Teil des
Beschleunigers besteht aus supraleitenden ResonatorzeIlen,
die bei einer höheren Frequenz betrieben werden.
Der Bau des Wendelbeschleunigers wurde 1970 in Angriff
genommen (4224, 4225).
Grundlegende Untersuchungen und Niobtechnologie
Neben dem Abschluß von Untersuchungen an Bleiresonatoren
(3174, 4226, 4227, 4228) wurden seit
Ende 1969 verstärkt Untersuchungen mit Niobresonatoren
durchgeführt, da nach Erfahrungen in Stanford,
USA, Niob bei hohen Feldstärken geringere Verl uste
zeigt als Blei. Durch Kombination von Messungen an
Topfkreisen und an Wendel resonatoren konnte ein
Frequenzbereich von 4 GHz bis herunter zu 30 MHz
untersucht werden. Im ganzen Bereich ist die Abhängigkeit
des supraleitenden Anteils des Oberflächenwiderstandes
von der Frequenz wo:w a mit a = 1,7 ±
0,2 in Übereinstimmung mit der BeS-Theorie. Auch
der Hochfrequenzrestwiderstand hat etwa dieselbe
Frequenzabhängigkeit. Bei 90 MHz, der Betriebsfrequenz
des Wendelbeschleunigers, wurde ein Verbesserungsfaktor
von 3 x 105 erreicht (4237). Beim Einfrieren
eines äußeren Magnetfeldes wird der HF-Restwiderstand
vergrößert. Die Frequenzabhängigkeit dieses
Anteils ist die des anomalen Skineffektes (w 2 / 3 ).
Die hohen GUtewerte erlaubten es, extrem kleine Verlustwinkel
von dielektrischen Materialien bei tiefen
Temperaturen zu messen. Besonders Saphireinkristalle
(tan {) = 5 X 10- 8 bei 1.9°K und 90 MHz) sind
nach diesen Untersuchungen für Abstützungen, Hochfrequenzfenster
und Verstimmelemente geeignet
(4238).
Theoretische Arbeiten zur Oberflächenimpedanz im
Rahmen der BCS-Theorie wurden vorerst mit einem
Vergleich der Theorie mit dem Experiment abgeschlossen
(4229, 4230, 4231). Für die HF-Restabsorption
wurde der Verlustmechanismus "Kopplung
der HF direkt an Phononen durch Oberflächeninhomogenitäten"
vorgeschlagen (4232). Außerdem wurden
Probleme bei hohen HF-Feldstärken theoretisch
bearbeitet (4234), z. B. magnetfeldinduzierte Oberflächenzustände
in Niob (4233).
Feldstärkeabhängige Effekte wurden experimentell
untersucht. Es ist bekannt, daß diese stark von der
Oberflächenbeschaffenheit abhängen. Es wurden deshalb
verschiedene Fragen der mechanischen und chemischen
Behandlung der Oberfläche bearbeitet. Daneben
ist gemäß Erfahrungen aus Stanford eine thermische
Behandlung im Ultrahochvakuum (ca. 10- 9 Torr)
und bei mindestens 1.850°C nötig. Systematische
Untersuchungen über diese thermische Behandlung
waren im Berichtszeitraum leider noch nicht möglich,
da die Lieferung des hierfür vorgesehenen Ofens sich
um etwa ein Jahr verzögert hat. So konnten nur Vorversuche
bei verschiedenen Firmen durchgeflihrt werden.
Die höchsten magnetischen Feldstärken, die
ohne thermische Behandlung erreicht wurden, lagen
im Topfkreis bei 220 Gauß, in einem Wendelresonator
bei 110 Gauß.
Im Laufe der Untersuchungen an Wendelbeschleunigern,
die bei hohen Feldern betrieben wurden, wurde
ein zusätzlich feldbegrenzender Effekt, der sogenannte
Strahlungsdruck, beobachtet (4233, 4234, 4239).
Die geringe Steifigkeit der Wendel führt dazu, daß
feldstärkeabhängige Formveränderungen auftreten.
Diese führen zu Verschiebungen der Resonanzfrequenz,
die bis zu 1 % für eine beschleunigende Feld-
44

stärke von 1 MeV/m betragen können. Unter gewissen
Umständen kann ab einer gewissen Feldstärke Energie
vom elektrischen Feld in mechanische Schwingungen
der Wendel übertragen werden. Auf diesen Fragenkomplex
wird in Zusammenhang mit dem Regelsystem
noch näher eingegangen.
Wendelbeschleuniger
Im Berichtszeitraum waren alle Anstrengungen auf
diesen Teil des Beschleunigers konzentriert. Parameterstudien
und Messungen an Modellen bei Zimmertemperatur,
die in enger Zusammenarbeit mit dem
Institut für Angewandte Physik der Universität Frankfurt
durchgeführt wurden, führten zur Festlegung der
Geometrie und der Betriebswerte des Wendelteils. Als
Betriebsfrequenz wurden 90 MHz festgelegt. Der
Wendelteil soll aus Resonatoren bestehen, in denen
jeweils mehrere 'A/2 lange Wendeln enthalten sind
(Abb.4). Zwischen den Resonatoren sind supraleitende
Quadrupole angebracht. Es wurde sichergestellt,
daß auf diese Weise eine ausreichende Akzeptanz
des Systems erreicht wird.
Abb.4: Wendel a!lS 0,6 CI11 Niobrohr. Der Wendeldurchmesser
beträgt 8 CI11
HF-System und HF-Regelung
1970 wurden die Voraussetzungen für den Hochfrequenzbetrieb
des Wendelbeschleunigers untersucht.
Die Anforderungen, die sich aus der großen mechanischen
Schwingneigung der Wendel und aus dem oben
erwähnten Strahlungsdruckeffekt ergeben, standen im
Mittelpunkt der Bemühungen. Als erstes Resultat
wurde gezeigt, daß es möglich ist, ein Frequenzregelsystem
so auszulegen, daß die Kopplung zwischen mechanischen
und elektrischen Schwingungen zu einer
Dämpfung der mechanischen Schwingung führen.
Hierbei wird die Senderfrequenz auf die Wendelfrequenz
nachgeregelt. Ein solches Frequenzregelsystem
erlaubt den Betrieb des ersten Abschnittes des Wendel
beschleun igers.
Ein zweiter Teil des Problems besteht im Hochfrequenzbetrieb
von elektrisch unabhängigen Wendel abschnitten.
Hierbei muß die Eigenfrequenz der Resonatoren
schnell genug nachgeregelt werden können,
wozu ein schnelles Frequenzstellglied notwendig ist.
Voruntersuchungen dazu haben 1970 begonnen und
müssen 1971 weitergeführt werden.
Der für den Betrieb des ersten Wendelabschnittes notwend
ige HF-Leistungssender wurde 1970 bestellt.
45

Kryostaten
Im Berichtszeitraum wurde ein neuartiger Kryostat
zur Kühlung mit superfluidem Helium entwickelt, der
inzwischen in der Fertigung ist. Er wird die ersten
drei Wendelabschnitte sowie industriell gefertigte
supraleitende Quadrupole zur Strahlfokussierung aufnehmen.
Das Ultrahochvakuum, in dem sich die empfindl
ichen supraleitenden Oberflächen befinden, ist
von einem Isoliervakuum umgeben, wodurch kälteund
vakuumtechnische Probleme reduziert worden
sind. Jede Wendel ist mit einem Helium-Reservoir verbunden.
Die bei der superfluiden Kühlung auftretenden
technischen Probleme sind lösbar, wie 1970
durchgeführte Kälteversuche mit mehreren Kupferwendeln
gezeigt haben. Der Einsatz von Ionenpumpen
bei Heliumtemperatur ist vorgesehen, nachdem
solche "kalte Pumpen" experimentell untersucht worden
sind.
Injektionssystem
Der Injektor wurde gegen Ende des Jahres im Herstellerwerk
montiert und getestet. Er wird Anfang
nächsten Jahres in Karlsruhe aufgestellt sein.
1970 wurde ein neuartiges Pulserzeugungssystem entwickelt.
Der durch den 2-stufigen Aufbau des Linearbeschleunigers
bedingte Frequenzsprung beim übergang
erfordert Teilchen pakete, die bei der Injektion
in den Wendelbeschleuniger nur den zentralen Teil
des longitudinalen Phasenraums ausfüllen. Zwischen
den Teilchenpaketen dürfen sich nur wenige Teilchen
befinden, da diese im Beschleuniger unter erhöhten
Kühlverlusten verloren gehen. Das vorgesehene Pulserzeugungssystem
besteht aus zwei Hochfrequenzbunchern,
die durch einen 270 0
Ablenkmagneten getrennt
sind. 50 %des Strahles wird durch eine Schneide
in der Magnetmitte abgetrennt. Es wurde eine spezielle
Struktur für 90 MHz gewählt, die sich durch
besonders kleine Dimensionen auszeichnet. Sie kombiniert
beide Buncher und wird vom Strahl zweimal
durchlaufen. Mit dieser Anordnung werden Teilchenpakete
erzeugt, die bei 90 MHz ± 11 0
in der Phase
einnehmen. Dieser Hochfrequenzbuncher wurde gebaut
(Abb. 5), der Magnet und die zur Strahlführung
notwendigen Quadrupoldubletts wurden bestellt.
Der Stand der Arbeiten zur Erstellung des linearbeschleunigers
am Ende des Berichtsjahres läßt erwarten,
daß es möglich sein wird, 1971 in den ersten
Wendelbeschleunigerabschnitt, der mit reduzierten
Feldern betrieben wird, zu injizieren und alle beim
Betrieb auftretenden Probleme zu studieren. Die Entwicklungsarbeiten
an Nioboberflächen werden parallel
dazu weiter geführt, um den erreichbaren Energiegewinn
pro Meter im supraleitenden linearbeschleuniger
zu erhöhen.
IT1rn
100
rn rn
•••
Abb.5:
Hoch!requenzresonator zur Erzeugung von kurzen Protonenpaketen.
Der R.esonator hat einen Durchmesser von 12 cm.
46

3/67/5 Supraleitender Teilchenseparator Fragen der Parameterwahl und Probleme der HF-Supraleitung
zu diskutieren.
Im Jahre 1970 wurden an einer von der Firma Siemens
im Rahmen des bestehenden Entwicklungsver­
Auf der Ausstellung "Physik im Experiment" anläßlich
der Physikertagung in Hannover wurqen GUtemessungen
an Kavitäten vorgefUhrt und die Funktrages
hergestellten Teststruktur zum ersten Mal die
für den Bau des Separators notwendigen Verbesserungsfaktoren
von lOs gemessen, während die bis
tionsweise eines Separators demonstriert.
jetzt erreichten Magnetfeldstärken nur noch um etwa
20 % unter den angestrebten Mindestwerten liegen.
Damit ist gezeigt, daß der Bau des Separators prinzipiell
3/68/6 Kryotechnik
möglich ist. Die Arbeiten in den nächsten zwei
Jahren konzentrieren sich nun darauf, die erreichten
Werte sicher und reproduzierbar auch in Resonatoren
der vollen Größe zu wiederholen.
Dazu wurden in Zusammenarbeit mit der Firma Siemens
parallel zwei Herstellungsverfahren untersucht:
1. Tiefziehen von Blechmaterial und anschließendes
Elektronenstrahlschweißen und
2. Drehen aus Vollmaterial.
Sowohl im Elektronenstrahlschweißen von Niob als
auch in der Verbesserung der Oberflächen durch spezielle
Drehverfahren wurden wesentliche Fortschritte
erzielt. Die in Kürze zu erwartende Verfügbarkeit
eines UHV-Ofens läßt weitere Verbesserungen erhoffen.
Da die erwähnten Messungen bei uns und auch in
anderen Labors darauf hindeuten, daß in realistischen
Ablenkresonatoren die bei einfachen Geometrien gefundenen
Feldstärkewerte nicht ohne weiteres reproduziert
werden können, wurde das Konzept des supraleitenden
Separators neu durchdacht und so abgeändert,
daß schon bei Feldstärken in der Größenordnung
der jetzt erreichten eine brauchbare Teilchenseparation
erzielt werden kann (4240). Dieses - mit
CERN abgesprochene - Konzept sieht eine Verringerung
der Ablenkfeldstärke bei gleichzeitiger Erhöhung
der optischen Vergrößerung des Strahltransportsystems
vor.
Eine weitere Reduktion der benötigten Magnetfeldstärken
kann durch die Anwendung der "biperiodischen
Struktur" erreicht werden. Eine theoretische
Behandlung und Modellmessungen bei Zimmertemperatur
zur Festlegung der Parameter wurden begonnen.
Die Arbeiten am HF-System (Einkopplung, Regelung,
Abstimmung) wurden so weit gefuhrt, daß ein Konzept
für das HF-System des Separators ausgearbeitet
werden konnte. Regelschaltungen für Labormessungen
wurden für mehrere Meßstände entwickelt und
arbeiten zufriedenstellend.
Im Rahmen der Zusammenarbeit mit CERN wurden
Störungsmessungen an Modellstrukturen durchgeführt
und die Entwicklung der geometrischen Parameter
einer bi periodischen Struktur vereinbart. Ein zweites
im IEKP abgehaltenes Symposium gab Gelegenheit,
Die wichtigsten Arbeiten im Berichtsjahr galten der
Vorbereitung fUr die KUhlung der ersten Prototyp­
Kryostaten fUr Separator und Linac mit der 300
W-Kälteanlage im Jahre 1971.
Von den beiden neuartigen Helium-Tieftemperaturanlagen,
die Ende 1968 bestellt wurden, ist die erste von
der Lieferfirma Linde in' Betrieb genommen worden
(Abb.6). Sie erreicht bei 1,8°K eine Kälteleistung
von Uber 300 W bei einer Temperaturstabilität Von
< ± 0,025°K. Im Temperaturbereich von 4,5°K liegt
die Kälteleistung bei etwa 375 W und die Verflüssigungsleistung
Uber 100 Q/h. Der größte Teil des mehrwöchigen
Abnahmebetriebs, bei dem alle Spezifikationen
und die Zuverläs~igkeit der Anlage geprUft
werden, wurde durchgefUhrt und verlief im wesentlichen
erfolgreich. Nach Ende der Abnahme und einigen
kleineren Verbesserungen wird die Kälteanlage ab
Frühjahr 1971 zur KUhlung der Prototyp-Kryostaten
fUr Separator und Linac und erste größere Magnetexperimente
zur Verfügung stehen.
Die Kälteanlage von Messer-Griesheim wird infolge
versch iedener Li eferverzögeru ngen gegen Ende 1971
erstmals angefahren werden können. Die von der gleichen
Firma fUr beide Kälteanlagen und unabhängige
Helium-Versuche in der Experimentierhalle gelieferte
Reinigungs- und Speicheranlage wurde so weit fertiggesteilt,
daß sie Anfang 1971 abgenommen werden
kann.
Ein 4 m langer Prototyp-Kryostat fUr den ersten Deflektor
des Separators wurde bei Firma Linde in enger
Zusammenarbeit mit IEKP konstruiert und wird in
der ersten Hälfte 1971 fertiggestellt und mit der 300
W-Kälteanlage in Betrieb genommen. Dabei sollen vor
allem Fragen der KUhlung und Temperaturstabilität
studiert werden (4240). Ein entsprechender Kryostat
für den ersten Abschnitt des Wendelteils des Linac
wird im IEKP entwickelt und in der Hauptwerkstatt
gebaut. Er soll ab Mitte 1971 für erste KUhlungs- und
Strahlexperimente an der Kälteanlage betrieben werden
(4224).
Zur Verbindung der Kryostaten fUr wechselweisen Betrieb
mit der Linde-Anlage wurden im Berichtsjahr
spezielle schwenkbare vakuumisolierte Leitungen und
regeltechnische Zusatzeinrichtungen bestellt. Für
einen gleichzeitigen Betrieb des Wendelabschnitts des
47

Li nac und der beiden Separator-Deflektoren in getrennten
Kreisläufen wurde die erste Stufe eines umfangreichen
He II-Verteilungssystems konzipiert und
ausgeschrieben. Daran können beide Kälteanlagen
angeschlossen und gleichzeitig zur Kühlung der Kryostaten
je eines der Projekte benutzt werden.
Für die Kryostatenentwicklung wurden Möglichkeiten
fester und lösbarer übergänge verschiedener Materialien
wie VA-Stähle, Kupfer, Niob und Keramik untersucht
und bei tiefen Temperaturen auf Dichtheit getestet.
Als Grundlage zur Herstellung von Plastikkryostaten
für gepulste Tieftemperaturmagnete wurde begonnen,
die Eigenschaften entsprechender Materialien
bei Flüssig-Helium-Temperaturen zu prüfen. Zur automatischen
Abfrage der Widerstände mehrerer Temperatur-Meßfühler
mit einer Genauigkeit von etwa
1/100 0 K wurde ein entsprechender Meßplatz aufgebaut.
Untersuchungen zum Wärmetransport mit superfluidem
He zur Anwendung in Wendelstrukturen
für den Linac wurden weitergeführt (4241).
An der 30 W-Kälteanlage wurden mehrwöchige Versuchsreihen
zum Abschluß gebracht, bei denen eine
Separatorstruktur für Ablenkexperimente in einem
1m-Kryostaten in geschlossenem Kreislauf bei l,8°K
gekühlt wurde (4242). Die Anlage wurde außerdem
mit einer Automatik für unbemannten 4°K-Betrieb
ausgerüstet. Um in verschiedenen Experimenten temperaturstabilisierte
Versuche unterhalb 1,5° K mit
ein igen Watt Verl ustleistung durchführen zu können,
wurden entsprechende He-Absaug- und Regeleinrichtungen
für die Kryolabors im Institutsgebäude ausgelegt
und die Vergabe an die Industrie vorbereitet.
3/71/7 Elektronenringbeschleun iger
Das Prinzip des Elektronenringbeschleunigers bietet
die Möglichkeit, Ionen - von Proton bis zu schwersten
Ionen - in einer relativ kleinen Apparatur zu
beschleunigen. Es beruht auf der Tatsache, daß Elektronen
über wesentlich kürzeren Beschleunigungsstrecken
auf beinahe Lichtgeschwindigkeit gebracht
werden können, als die wesentlich schwereren Ionen.
Gelingt es nun, in ein Ladungspaket von Elektronen
Ionen einzulagern, so werden diese mit den Elektronen
auf dieselbe Geschwindigkeit - entsprechend
ihrer großen Masse aber auf weit höhere Energie gebracht.
Entscheidend ist, daß das elektrische Coulombfeld
der Elektronen so stark ist, daß die Ionen
während der Beschleunigung nicht aus dem Elektronenverband
herausfallen. Die Fähigkeit des Elektronenbunches
Ionen zu halten, die sogenannte ,holding
power', ist das entscheidende Kriterium für den Energiegewinn
pro Meter und die Ionenstrahlintensität für
einen möglichen Schwerionenbeschleuniger nach diesem
Prinzip. Bislang ist nur eine Elektronenkonfiguration
bekannt, die für längere Zeit stabil ist und von
der man hofft, daß ihre ,holding power' auf technisch
interessante Werte gebracht werden kann. Es handelt
sich um einen toroidalen Ring aus relativistisch umlaufenden
Elektronen. Der Ring bildet sich und bleibt
stabil, wenn ein hochintensiver Elektronenstrahl in
ein speziell geformtes Magnetfeld - den Kompressor
- eingeschossen wird. Durch ein zusätzlich angelegtes
Abb. 6:
Blick in die Maschinenhalle: rechts Kompressor,
links achtstllfiges Vakllllmpllmpenaggregrat der
300 W-Kälteanlage bei 1,8 Kelvin.
48

kurzes magnetisches Störfeld, die Inflektion, muß dabei
Hilfestellung geleistet werden. Nach dem Einfangen
des Ringes kann das Magnetfeld erhöht werden,
wobei sich der Ringrad ius verkleinert. Der daraus resultierende
Energiegewinn der Elektronen und ihre
Verdichtung erhöhen die ,holding power' des Ringes.
Durch Restgasionisation oder direkten Beschuß mit
Gasmolekülen der gewünschten Ionensorte, belädt
sich der Elektronenring selbständig mit Ionen. Der
beladene Ring kann nun entlang eines magnetischen
Führungsfeldes auf zwei verschiedene Weisen beschleunigt
werden. Entweder gewinnt er beim Durchfliegen
von elektrisch angeregten Resonatoren Energie,
wie etwa ein Teilchenpaket im linearbeschleuniger,
oder - und das ist die interessante Version für
einen Schwerionenbeschleuniger - die Rotationsenergie
der Elektronen im Ring wird entlang eines speziell
geformten magnetischen Führungsfeldes in Bewegungsenergie
in Richtung der Ringachse umgewandelt.
Die eingeschlossenen Ionen werden dabei mitgenommen
und auf höhere Energie gebracht.
Mit Beginn des Berichtsjahres konnten in dieser Arbeitsgruppe
die eigentlichen Untersuchungen zur
Kompression von Elektronenringen begonnen werden.
Umfangreiche Messungen beschäftigten sich vorzugsweise
mit dem Problem der Inflektion, d. h. dem
Einfangen der Elektronen in das quasistationäre Magnetfeld
des Kompressors. Verschiedene Methoden der
Pulserzeugung und Inflektorgeometrien wurden auf
ihre Wirksamkeit mit dem Elektronenstrahl überprüft.
Die Experimente lieferten die Grundlage für die Entwicklung
einer Inflektion nach Art der Kickermagnete,
deren Herzstück eine 30 kV Druckfunkenstrecke
ist, mit dem extrem niedrigen Jitter (± 0,15
nsec) und niedrigem Innenwiderstand (3 .Q in 1 nsec).
Die Azimutalsymmetrie des magnetischen Kompressionsfeldes
einerseits und die notwendige Feldfreiheit
der Strahlführungsteile im Kompressor andererseits
sind eine besonders kritische Forderung. Die Feldfreiheit
im Innern konnte sehr gut erfüllt werden durch
Ausnützung der relativ großen endlichen Eindringzeit
von gepulsten Magnetfeldern in gut leitende ferromagnetische
Stoffe nach Art einer Schockwelle. Die dadurch
im Außenraum erzeugte Feldstörung wird
durch den diamagnetischen Einfluß einer dünnen Cu­
Schicht kompensiert. In diesem Zusammenhang erwies
sich die von uns bereits früher aus ähnlichen
Überlegungen (Wirbelstromverluste und die damit verbundenen
Feldverfälschungen) gewählte Kompressionszeit
als sehr gut. Ohne größeren Aufwand konnte
mit dieser Methode im Innern eine Abschirmung auf
weniger als 1 0 /00 des Außenfeldes erreicht werden,
während das Außenfeld selbst auf dem Einschußradius
nur einen Symmetriefehler von weniger als 1 %
aufweist.
Parallel zu diesen Messungen lief ein Zuverlässigkeitstest
der großen, hochspannungsgepulsten Feldspulen.
Durch extrem schädliche Betriebsbedingungen, sogenannte
Schwingschüsse, konnten schwache Stellen im
Spulensystem aufgedeckt und beseitigt werden. Seit
fast einem halben Jahr ist die letzte Version ohne
Ausfall im täglichen Betrieb.
Eine theoretische Arbeit beschäftigte sich mit den
Rundheitsfehlern des Feldes, verursacht durch die
Steigung der Spulenwindungen. Sie erlaubte die Berechnung
eines Drehwinkels der Spulen gegeneinander,
wodurch die Feldfehler um eine Größenordnung
gesenkt wurden (4243).
Projektierende Arbeit wurde auf den Gebieten der
lonenbeladung des komprimierten Ringes und seiner
Expansionsbeschleunigung geleistet. Die dazu notwendigen
Apparaturen befinden sich in der Fertigung.
Der Konstruktion der Beladungseinrichtung sind experimentelle
Untersuchungen an einem Prototyp vorausgegangen
(4243).
Vakuumtechnische Probleme nahmen auch im Berichtsjahr
einen erheblichen Zeitaufwand in Anspruch.
Insbesondere muß die Entwicklung einer wirbelstromarmen
Kompressionskammer fOr Ultrahochvakuum
im kommenden Jahr weiter verfolgt werden.
Bis jetzt ist es gelungen, in der Werkstoffkombination
Glas und Epoxydharz eine Lösung zu finden, die das
für das Studium der Ringkompression ausreichende
Vakuum im Bereich 10- 6 erlaubt. In Zusammenarbeit
mit der Industrie wurde außerdem an einer Kammer
aus AI 2 0 3 gearbeitet. Eine weitere Kammer aus Stahl
und Glas, bei der durch besondere Formgebung der
Metallwände die Wirbelstromverluste klein gehalten
werden, hat sich bereits im magnetischen Testversuch
bewährt.
Der Erfahrungaustausch mit anderen ERA-Gruppen
wurde durch Gastvorträge und Arbeitsbesuche, insbesondere
mit dem JPP in Garching gepflegt.
An der diesjährigen Physikertagung in Hannover hat
sich die Karlsruher ERA-Gruppe mit Ausstellungsstücken
und Modellen beteiligt.
Seit Spätherbst steht der Gruppe eine weitere Elektronenkanone
zur Verfügung. An ihr wird das Studium
der Feldemission betrieben. Ziel der Untersuchung
ist, die hellen Feldemissionsquellen für ERA
Anforderungen weiter zu entwickeln, da eine spätere
Ionenbeschleunigung eng mit der Strahlqualität des
Ringes verkoppelt ist.
Die momentane Meßreihe am Hauptexperiment, die
bis Februar geplant ist, konzentriert sich auf Abstreifsignale
des Elektronenringes an mechanischen Sonden
in seiner Inflektionsphase. Sie soll Aufschlüsse über
die Qualität des Strahls und des Kompressors bringen.
Insbesondere erwarten wir die experimentelle Überprüfung
der Auswahlkriterien für den berechneten
Feldindexverlauf.
49

3/68/8 Studien zu einem Hochenergie-Protonensynchrotron
Im Rahmen der Studien zu einem Hochenergieprotonensynchrotron
wurden im )ahre 1970 schwerpunktsmäßig
Arbeiten zur Entwicklung von Tieftemperaturmagneten
durchgeführt. Diese Untersuchungen bezogen
sich auf Material- und Model/untersuchungen für
Magnete mit Spulen aus Supraleitern und hochgereinigtem
Aluminium und für dazugehörige kryotechnische
Anlagen. Eine automatisierte Magnetfeld-Meßeinrichtung
wurde in Betrieb genommen. Theoretische
Untersuchungen von Synchrotronkomponenten
wurden im Zusammenhang mit der Planung der europäischen
300 GeV-Masch ine durchgeführt.
Zusammenarbeit mit CERN und theoretische
Untersuchungen
Obwohl sich die Beschleunigerstudiengruppe Karlsruhe
weiterhin als federführend für das Projekt eines
Hochenergie-Protonensynchrotrons (z. B. 60 GeV)
betrachtet, wurden die Arbeiten daran zunächst eingestellt,
bis eine endgliltige Klärung der Möglichkeiten
zum Bau gegeben ist. Die während der abgeschlossenen
Studien gewonnenen Erkenntnisse wurden in
zwei Richtungen eingesetzt:
1. bei der Mitarbeit am Entwurf eines großen europäischen
Synchrotrons (CERN 11) und
2. bei überlegungen zur Auslegung eines kleinen Beschleunigers,
mit dem die Zuverlässigkeit von Tieftemperaturmagneten
untersucht werden kann.
Beim Entwurf des europäischen Beschleunigers trat
eine neue Situation ein, wei I ein neuer Standort neben
dem bereits existierenden CERN-Protonensynchrotron
ins Auge gefaßt wurde. Um einen für diesen
Standort geeigneten und möglichst optimalen Vorschlag
vorzulegen, wurden in CERN insgesamt 14 Arbeitsgruppen
gebildet, in denen Einzelaspekte untersucht
wurden. Die Arbeitsgruppen setzten sich aus
Mitarbeitern des CERN und anderer westeuropäischer
Beschleunigerzentren zusammen.
Die Arbeiten dieser Gruppen wurden im sogenannten
Maschinen-Komitee koordiniert, das schließlich eine
Gesamtkonzeption für den Beschleuniger erarbeitet
und den entscheidenden Gremien einen detail/ierten
baureifen Vorschlag vorgelegt hat. Die Beschleunigergruppe
Karlsruhe ist im Maschinen-Komitee und vier
Arbeitsgruppen vertreten (Struktur des Magnetsystems,
Magnete, Ejektion, Auslegung der Experimentierflächen).
Die Aufgabenstel/ungen werden im folgenden
erwähnt und die Karlsruher Beiträge beschrieben.
In der CERN-Arbeitsgruppe Struktur wurden mehrere
alternative Strukturen miteinander verglichen. Als we-
sentliche Entscheidungskriterien dienten die Gesamtkosten
sowie eine Abwägung der konkurrierenden
Erfordernisse von Ejektion und Injektion (bzw. Hochfrequenz).
In der optimalen Struktur ist im Gegensatz
zu den bisherigen Vorschlägen die horizontale Ausdehnung
der Magnetapertur nicht durch die Strahleigenschaften
bei der Injektion, sondern bei der Transitions-Energie
gegeben. Das beruht im Grunde auf
der Verwendung des existierenden CERN-PS als Injektor,
dessen Hochfrequenzsystem nicht optimal an
die Erfordernisse der größeren Maschine angepaßt ist.
Um die Aperturanforderungen bei der Transitions­
Energie möglichst zu reduzieren, wurden Rechnungen
zur Verkleinerung der Amplitude der Dispersionsbahn
der Teilchen durchgeflihrt (4244).
Für die Arbeiten in der Arbeitsgruppe Magnete wurden
Beiträge flir den Entwurf der Magnete geliefert,
deren Länge, Feldstärke, Feldform und Apertur von
der Struktur des Beschleunigers vorgegeben sind. Um
einen Vergleich zwischen Biegemagnettypen mit und
ohne Leiter in der Mittelebene zu ermöglichen, wurde
der Einfluß von Lagefehlern der Spule auf die Feldgüte
im Magneten berechnet. Außerdem wurden mit
Computerprogrammen, die die magnetischen Eigenschaften
von Eisen berlicksichtigen, insgesamt 7 verschiedene
Quadrupole berechnet (4245); dadurch
wird die Auswahl eines optimalen Typs ermöglicht,
wobei ebenso wie bei den Biegemagneten Spulen
innerhalb oder außerhalb der Mittelebene betrachtet
werden.
In der Arbeitsgruppe Ejektion wurde für das vorgeschlagene
Schema der langsamen Ejektion der Einfluß
von Nichtlinearitäten in Biegemagneten und Quadrupolen
auf den Extraktionsprozeß mit Hilfe eines
Strahl-Verfolgungsprogramms untersucht. Die Toleranzgrenzen
flir die Fehler (Abb.7) (etwa 10- 3 am
Rande der Apertur) konnten damit bestimmt werden
(4246, 4247). Neben diesen anwendungsorientierten
Berechnungen wUrden die Studien der Eigenschaften
einfacher nichtlinearer periodischer Transformationen
fortgesetzt. Dabei wurde ausgiebig von der Möglichkeit
Gebrauch gemacht, von den Rechnern IBM
360/65 und 360/91 mittels des FORMAC-Systems
auch algebraische Manipulationen ausführen zu lassen.
In der CERN-Arbeitsgruppe zur Auslegung der Experimentierflächen
wurden vor al/em die Möglichkeiten
untersucht, eine bereits existierende Halle flir die
Experimente der ersten Ausbaustufe von CE RN 11 zu
benutzen. Es ergab sich, daß Strahlführungen für Pr i­
märimpulse bis zu 200 GeV/c aufgebaut werden
können. Die von Karlsruhe gelieferten Beiträge bezogen
sich auf die Auslegung des Strahlführungskanals
vom Beschleuniger zu dieser Hal/e und auf den Aufbau
eines Sekundärstrahls von 75 GeV/c (4249).
Außerdem wurden die wesentlichen Strahlflihrungsmagnete
standardisiert und kostenmäßig optimiert
50

-4
mrad
schaften der Meßeinrichtungen verbessert. Nach der
verspäteten Lieferung eines jeweils 1 m langen Prototypen
der Biegemagnete und Quadrupole für die
60 GeV Maschine, wurden daran erste Feldmessungen
vorgenommen. Es zeigte sich, daß die zur Versorgung
der Magnete gelieferten Netzgeräte hinsichtlich der
Stabilität und Restwelligkeit die gestellten Anforderungen
nicht erfiillen.
-4
-3
-1
-2
mrad
-1
4 cm
Zur Messung dynamischer Magnetfelder wurde ein
Analog-Digital-Wandler (ADe) entwickelt und erfolgreich
getestet. Mit diesem ADC werden die von einem
zeitlich veränderlichen Magnetfeld induzierten Spannungen
in digitale Zeitmarken umgewandelt. Mit verschiedenen
Meßspulen wurden Versuchsmessungen in
einem Eichmagneten durchgeführt. Diese Meßspulen
sind so gewickelt, daß bestimmte Multipolkomponenten
des Feldes bei der Messung unterdriickt werden
können. Die bisher erreichte Reproduzierbarkeit beträgt
ca. 10- 4 im Eichmagneten iiber eine Zeitdauer
von etwa 10 Minuten. Weitere Verbesserungen der
elektronischen und mechanischen Komponenten werden
bearbeitet.
-2
Tieftemperaturmagnete
Abb.7:
Berechnete Abhängigkeit der langsamen Extraktion aus
einem Synchrotron von der Sextupolkomponente S des Mag­
Hetfeldes in den Biegemagnete'1. Bei S = 1.5 x 10- 3 verlassen
die Teilchen die Admittanzellipse, d. h. die Extraktion ist
möglich.
(4248). Mit Hilfe des im IEKP entwickelten Kostenprogramms
fiir Magnete wurden die Kosten fiir alle
Strah Ifiihru ngen abgeschätzt.
Außer den Arbeiten bei CERN wurden mehrere
mögliche Strukturen fiir einen Versuchsbeschleuniger
mit supraleitenden Magneten diskutiert (4247). Die
Arbeiten konzentrierten sich zunächst auf Maschinen
von etwa 2 GeV Endenergie. Dafiir wurden einige detaillierte
Studien durchgefiihrt, die sich vor allem auf
Struktur, Extraktion und Hochfrequenz bezogen. Die
Arbeiten zu diesem Thema sind noch nicht abgeschlossen.
Magnetmeßmaschine
Die Apparatur fiir die Messung statischer Magnetfelder
wurde fertiggestellt. Insbesondere wurden in Zusammenarbeit
mit dem LEM und dem DVZ die Vorortelektronik,
ein Teil der Steuerprogramme und einige
Auswerteprogramme auf dem Rechner TR 86 getestet
und in Betrieb genommen (4250). Daneben
wurden die mechanischen und thermischen Eigen-
Wie im F + E-Programm 1969.ausgefiihrt wurde, gewinnen
supraleitende Spulen im Beschleunigerbau an
Bedeutung. Die neuen Entwicklungen in der Technologie
von Multicore-Leitern erlauben, mit dem Bau
von gepulsten Magneten fiir einen Hochenergiebeschleuniger
zu beginnen. Bevor mit einem kostspieligen
Projekt begonnen wird, das teilweise oder ganz
aus supraleitenden Ablenk-, Fokussierungs- und Korrekturmagneten
besteht, sind umfangreiche Voruntersuchungen
und die Herstellung von Prototypen unerläßlich.
Zu diesem Zweck wurden 1970 iiberwiegend
Grundlagenstudien zur Materialforschung durchgefiihrt.
Die bisherigen Arbeiten im IEKP miissen mit
Riicksicht auf das Entwicklungsprogramm CERN II
intensiviert werden. Dazu wurde in einem ersten
Schritt eine Zusammenarbeit und Absprache mit den
Arbeitsgruppen Saclay, Frankreich und RHEL, Chilton/England
vereinbart.
Modelldipol
Als Vorstudie fiir den Bau eines gepulsten supraleitenden
Dipols wurde ein Modelldipol mit Kupferleitern
gebaut. Dabei wurden Konstruktionsprinzipien studiert,
Wickeltechniken erprobt und die Verwendbarkeit
verschiedener Harze untersucht. Eine Spulenkonfiguration
von sich schneidenden Ellipsen erzeugt ein
homogenes Dipolfeld. Da die Herstellung derartiger
Spulen außerordentlich schwer ist, wird die ideale
Spulenform durch rechteckige Spulenpakete stufenförmig
angenähert. Die einzelnen Abteilungen befin-
51

Abb.8:
Kupfermodell
eines
gepulsten
supraleitenden
Dipols.
den sich auf einem Glasfaserkunststoff (GFK)-Wickelkörper
mit elliptischer Apertur (7 x 9 cm 2 ). Die
Spule hat eine effektive Länge von 1 m. KUhlkanäle
und Kühlrippen dienen zur AbfUhrung der Joule'schen
Energie durch das Kühlmedium. Die mechanische
Genauigkeit der gesamten Spulenanordnung
(Abb.8) beträgt 0,1 - 0,7 mm, was einer Feldgenauigkeit
in der Spulenmittelebene von etwa 10- 2
entspricht.
Das Abbiegen der Spulenenden geschah durch eine
spezielle Wickelvorrichtung. Entstehung mechanischer
Spannungen, bzw. Stauchung des Drahtmaterials wird
durch diese Methode vermieden. Die Abbiegevorrichtung
wurde zum Patent angemeldet (P. 2047780.9).
Zur Aufnahme magnetomechanischer Kraft sind die
Spulen durch genau geformte Kunststoffträger gehalten.
An den verwendeten Materialien (Harze, I

Zur Entwicklung geeigneter Glasfaser-Kunststoffe
wurden in Zusammenarbeit mit der Firma CIBA verschiedene
Rohrtypen gebaut und getestet. Zusätzl ich
wurde ein GFK-Kryostat mit einem 15 cm großen
Innendurchmesser von den Glastechnischen Werken
Karlsruhe gebaut. Bei bisherigen Messungen an
GFK-Materialien zeigte sich eine Heliumdurchlässigkeit
von < 10- 9 Torr Liter/s an einer Fläche von
1.000 cm 2 bei 4,2 K. Die Oberflächenabgasung von
GFK-Materialien konnte durch Verwendung von Adsorbern
und Kaptonfolien so weit reduziert werden,
daß ein Standvakuum von 3-10- 4 Torr bei 18 K erreicht
wurde. Diese Werte ermutigen zu einer Fortsetzung
der begonnenen Arbeiten. Von verschiedenen
Konstruktionsentwürfen wurde einer zum Patent (P.
2050333.7) angemeldet.
Supra/eitender G/eichstromquadrupo/
Ein von der Firma Siemens Erlangen gebauter supraleitender
Quadrupol (4253) mit warmer Bohrung
(12 cm Durchmesser, 1 m effektive Länge) wurde Anfang
1970 geliefert. Nach einem 'ersten Durchlauf
machten sich verschiedene Fehler, hauptsächlich im
Kryostaten, bemerkbar. Nach Beseitigung der Fehler
befindet sich nun der Quadrupol im Dauertest im
IEKP, wobei bisher folgende Messungen durchgeführt
wurden:
Ermittlung der statischen und dynamischen Heliumabdampfraten
(6 Liter/h bei I = 0 A und 8 Liter/h bei
I = 1045 A). Der Betriebsstrom von 1045 A entspricht
einem Feldgradienten von 40 T/m. Zusätzlich
wurden die Strom-, Spannungs- und Stromfeld-Cha-
RWVb= 4
14400
A~
von Al
T
t 3 RWVb= 11700
2
Magnetowiderstand
20.4 K
4.2 K
3
2
----
Zentrales
Spulenfeld
;::: 2 3 T
:1:' 4
Widerstandsverhältnis
4,2 K
2100 >
3:
3 bei 2,5 T zentralem
t
Magnetowiderstand 10 3
von Al bei 20.4 K
_
diese Arbeit
-- Fickett
2
Spulenfeld
20,4 K
2 3 T
---8
Abb.9:
Magnetowiderstand von Aluminium verschiedener Reinheitsgrade.
Abb.10:
Magnetowiderstand von Aluminium bei verschiedenen Temperaturen
und Reinheitsgraden.
53

akteristiken sowie die radiale und axiale Feldverteilung
gemessen.
Normalleitende Tieftemperaturmagnete
Die Materialuntersuchungen an Reinstaluminium für
Magnetspulen wurden zunächst an kleinen Eisenjochmagneten
durchgeführt. Dabei wurden kurzzeitig
Magnetfelder bis zu 4 T erzeugt. Die Beobachtung des
Magnetowiderstandes der Aluminiumspulen in Abhängigkeit
vom Magnetfeld bei den Temperaturen des
flüssigen Heliums und des flüssigen Wasserstoffs ergaben
bei 20 K einen unerwartet hohen Magnetowiderstand
(Abb. 9 und 10), der im Widerspruch zu theoretischen
Vorstellungen steht (4254). Die systematische
Untersuchung des Magnetowiderstandes in Abhängigkeit
von der Materialreinheit und Temperatur
wurde in Angriff genommen.
Für einen 40 cm langen Testmagneten mit einem maximalen
Feld von 4 T wurde ein "Windowframe"
Eisenjoch entworfen und gebaut. Die technischen
Probleme, die beim Wickeln und Abkröpfen der Enden
von Aluminiumspulen auftreten, wurden gelöst.
Die Untersuchungen zur Kühlleistung bei Konvektionskühlung
in vertikalen Kühlkanälen von 5 mm
Breite ergaben 0,13 Watt/cm 2 bei flüssigem Hel ium
und 0,61 Watt/cm 2 bei flüssigem Wasserstoff.
Aufgrund des Entwicklungsvertrages mit den Vereinigten
Aluminium-Werken (VAW) Bonn, wurden für
diesen Testmagneten 8 x 0,3 mm 2 eloxierte Aluminiumbänder
mit einem Restwiderstandsverhältnis von
ca. 10 4 im Band geliefert. Die Eloxalschicht ist bis
100 V durchschlagsfest. In einer Testreihe konnte
nachgewiesen werden, daß die Widerstandserhöhung,
die durch die Verformung beim Abkröpfen entsteht,
durch eine Temperierung bei 500 0
C ausgeheilt werden
kann.
54

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE
IEKP
1970
Restenergieverteilung bei
on ~-Teilchen durch
Gasabsorber und Bestimmung der relativen
eichweitestreuung euer 1-9 MeV
plomarbeit, Univ.Karlsruhe 1970
~-Teilchen.
3232 EICHELBERGER, W.; PLIENINGER, D.; VELTEN, E.
The 12C(d,6Li)Bße ~-cluster pickup reactlon
with 52 MeV deuterons. ,
Nuclear Physics, A 149( 1970) S.441-48
3293 BACKENSTOSS, G.
Recent Exnerimental Work on Pionlc X-Rays.
Devons,S.(ed.]: High Energy Physics and
Nuclear Structure. Proceedings. New York,
September R-12, 1969. New York(usw.]: Plenum
Pr.1970. 8.469-R7
3~98 8ACKENSTOSS, G.; CHARALAMBUS, So; DANIEL, H.;
MALS~IRG, CH. VON DER; POELZ, G.; POVEL,
H.P.; SCHMITT, H.; TAUSCHER, L.
Measurement of the vacuum polarizat lon in
muonic atoms.
Physics Letters, 31B(1970) S.233-36
3299 BACKENSTOSS, G.
Kernphysikal ische Untersuchungen mit Mesonen.
34.Physikertagung, Salzburq, 29.September ­
4.0ktober 1969
Plenarvortraege. 8tuttgart: Teubner (1969).
8.171-203
4143 REBSTOCK, K.
Aufbau und Inbetriebnahme eines 17 MeV
Doppellinsenspektrometers.
Diplomarheit, Univ.Karlsruhe 1970
4151
4152 JENSCHKE, B.; BOCK, P.
Observation of parity mixing in the 501 keV
Gamma-transition in IBOHr.
Physlcs Letters, 31B(1970) S.65-67
4153 BOCK, P.; JENSCHKE, B.
Investigation or parity mlxlng in 181Ta and
17~Lu by measurement of the circular
polarization of r-rays.
Nuclear Physics, AI60(1971) S.550-68
4154 BOCK, P.
Search for a left-right asymmetrie photon
polarization in Compton scattering by
polarized electrons.
Lettere al Nuovo Cimento, 1(1971) Serie 2,
S.157-61
4155 EICHLER, J.; DJADALI, F.
Beitrag zur Kernspektroskopie an 36Cl, goy
und ~oK durch Messung der Polarisation von
r-Str8hlung nach Neutroneneinfang.
Zeitschrift fuer Physik, 233(1970) S.164-159
4156 DJADALI, P.; EICHLER, J.
Measurement of the circular r-polarization
after n-capture in l~lCe, 1~~Nd and l~oLa
using Ge(Li)-Detectors.
Nuclear Physics (im Druck)
KFK-1296 (September 70)
55

telle Untersuchung im Zusammenhang
tischen Pumpen von Heliumgas.
marbelt, Univ.Karlsruhe 1970
ECK, W.; BCHMIDT, F.K.
the absorption of the
he degree of polarization
. umped He target.
Third Internati al S~mposium on polarlzation
phenomena In Nuciear Reactlons, Madlson,Wis.,
AUgUst 31 - September 5, 1970
4175 fETSCHER, W.;
R.; WEDDIGEN, CH.
Dlff tlal Cross Seetlon and Polarizatlon
in t 2C(d,p)1 3 C g.s. Reactlon at 51 MeV.
Third International Symposium on Polarization
Phenomena In Nuelear Reaetlons, Madlson,Wis.,
August 31 - September 5, 1970
4176 FETSCHER, W.; SATTLEH, K.; SCHMEING, N.C.;
SEIBT, E.; WEDDIGEN, CH.; KANNELLOPOULOS,
E.J.
Differential Cross Seetion for 3He+~He
Elastic Seattering at 44.5 MeV Center-of-Mass
Energy.
Physlcs Letters (im Druck)
4177 fETSCHER, W.; SATTLER, K.; SCHMEING, N.C.;
SEIDT, E.; WEDDIGEN, CH.
Untersuchung der elastischen streuung von 104
MeV ~-Teiichen an 3He.
KfK-1204 (Juli 70)
56

4199
92-212
" N N bar
237(1970) S.107-20
I.; DOSCH, H.G.; MUELLER, V.F.;
.J.
oduction of " ,,-Resonances in a Dual Model
r the " " " N N bar Five-Point Function.
tere al Nuovo Cimento, 4(1970) S.385-90
H.D.; ROTHE, K.D.
riant formulation of the Saturation
r Equal-Time Commutators.
mento (im Druck)
4189 DAHMEN, H.D.; ROTHE, K.D.
On Shell, Substracted Dispersion Relations
and Low Ener~y Theorems from Current Algebra.
Zeitschrift fuer Physik, 239(1970) S.409-22
4190 STECH, B.
Local Current Commutators.
Zeitschrift fuer Physik, 239(1970) S.387-94
4191 DAHMEN, H.D.; ROTHE, K.D.; STECH, B.
Local Approximation to Field and Current
Commutators •
Physics Letters (im Druck)
4200 MORITZ, J.
Elektron-Proton-Koinzi
-0,35 und -1,0 (GeV/c)Z zur Bestimmung des
Wirkungsquerschnittes der "(0) und der
,,+-El e ktroproduktion Im Bereich der ersten
Nukleonresonanz h(123r,).
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
4201 SCHMIDT, K.H.
Elastische Elektron-Deuleron-Streuung fuer
Vlererimpulsuebertrae~e im Bereich 5 Ferml- z
< qZ < 14 Fermi-z.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
4202 GALSTER, S.; KLEIN, H.; MORITZ, J.; SCHMIDT,
K.H.; WEGENER, D.; BLECKWENN, J.
Elastic Flectron-Deuteron Scattering at Four
Momentum Transfers in the Range 5(-2

4210 SCHM
DEIN
F.xper
"(0)77
15.Inter
P yslcs,
Kiew, AUA.26 - Sept.4, 1970
Physics Letters, 328(1970) S.638-40
4211 sCHMITT, D.
Experimentelle Untersuchung der neutralen
Zerfaelle des Eta-Mesons.
Dissertation, Unlv.Karlsruhe 1970
4212 SLAIR, I.M.; MUELLER, H.; TORELLI, G.;
ZAVATINl, F..; MANDRIOLI, G.
Production of a Positive Plan in a Coillsion
of a 247 MeV Neqative Pion with a Proton.
15.Internat.Conf.on High-rnergy PhYsics,
Klew, Aug.26 - Sept.4, 1970
Physics Letters, 328(1970) S.528-32
4213 ENGLER, J.; HORN, K.; MOENNIG, p.;
SCHLUDECKER, P.; SCHMIDT-PARZEFALL, W.;
SCHOPPER, H.: RIEVERS, P.: ULLRICH, H.;
HARTUNG, H.; RUNGE, K.: GALAKTINOV, YU.
Neutron-Proton Total Cross-Rectlon between 8
GeV/c and 21 GeV/c.
Physlcs Letters, 318(1970) S.669-72
4214 ENGLER, J.; HORN, K.; MOENNIG, P.;
SCHLUDECKER, P.; SCHMIDT-PARZEFALL, W.;
SCHOPPER, H.; SIEVERS, P.; ULLRICH, H.;
HARTUNG, R.; RUNGE, K.; GALAKTINOV, YU.
Neutron-Nucleus Total Cross-Seclions between
8 GeV/c and 21 GeV/c.
Physlcs Letters, 32B(1970) S.716-19
BACKENSTOSS, G.: BUNACIU, T.: CHARALAMBUS,
9.; EGGER, J.; KOCH, H.; BAMBERGER, A.;
LYNEN, U.: RITTER, H.G.: SCHMITT, H.
Observation of r hyperonic atoms.
Physlcs Letters, 33B(1970) 8.230-32
4222 BACKENSTOSS, G.: CHARALAMBUS, S.; DANIEL, H.:
HAMILTON, W.D.: LYNEN, U.: MALSBURG, CH. VON
DER: POELZ, G.; POVEL, H.P.
Nuclear gamma-rays following mUon capture.
Nuclear Physlcs (im Druck)
4223 POVEL, H.P.; KOCH, H.; HAMILTON, W.D.;
CHARALAMBUS, s.; BACKENSTOSS, G.
Muon Capture Probability in Isotopes of
Brom!ne.
Physlcs Letters, 338(1970) S.620-22
4224 CITRON, A.
status Report on the Karlsruhe
Superconducting Proton Accelerator.
Proton Linear Accelerator conf.,
Batavla,Ill., Sept.28 - Oct.2, 1970
4225 HIRSCHMANN, H.
Numerische Untersuchung einer formreduzierten
Struktur (Reentrant Cavlty) fuer
supraleitende Protonen-Linearbeschleuniger im
Energiebereich von 1-60 MeV.
KFK-Ext.3/70-2
4226 GUENZEL, D.; LIST, L.
Ueber die elektrolytische Abscheidung von
Bleischichten aus einem
Bleltetrafluoroborat-Bad fuer supraleitende
Hohlraumresonatoren.
KFK-Ext.3/70-4
58

, J.; MERL ,
Influenee of Hiqher
Bending Magnets and
Extraetion.
KFK-Ext.3/70-12 (im Druck)
TEH, J.
Uep,endence of surface resistance on fleld
le~el in pure superconductors.
KfK,Ext .3/70-14
4236 KLEI~, H.; SIART, o.
Acceieration of llqht and heavy Ions wlth
helix structure. -
Proton Linear Accelerator Conf., Batavia,
Sept. 28 - Oct.2, 1970
4237 VETTER, J.; PIOSZCYK, B.; MITTAG, K.;
Hlf,TSCHOLU, R.
Measurements on a superconducting helix.
Proton Linear Aecelerator Conf., Batavia,
Sept.28 - Qct.2, 1970
4238 MITTAG, K.; HIETSCHOLD, R.; VETTER, J.;
PlOSZCYK, B.
Measurements of loss tangent of dielectric
materials at low temperatures.
Proton Linear Aecelerator Conf., Batavia,
Sept.28 - Oct.2, 1970
42:'19 SCHULZE, D.
Mechanical instabilities of a superconduciing
helieal strueture due to radiation pressure.
Proton Linear Accelerator Conf., Batavia,
Sept.28 - Oct.2, 1970
4247 ARENDT, F.; BRECHNA, H.; FRB, J.; fESSLER,
N.; HARTWIG, G.; HEINZ, W.; JUENGST, K.P.;
MAURER, W.; MERLE, G.; RIES, G.; SCHAUER, W.;
SCHAEWEN, J. VON; scHMIDT, C.; TUROWSKI, P.;
ULBRICHT, A.
Developments In Cryogenie and Supereondueting
Magnets.
Seeond National Aceelerator Conf., Moseow,
USSR, Nov. 10-17, 1970
KFK-1316 (November 70)
4248 HARTWIG, G.
Estimation and Optlmization of Costs Cor Beam
Handling Elements.
KFK-Ext.3/70-20
4249 HARTlHG, G.
Layout of Medium Energy Seeondary Beams from
a 200 GeV/e Proton Beam.
KFK-Ext.3/70-21
4250 BRANDES, J.; fRIESINGER, G.; ULBRICHT, A.
An Arrangement for Automatie Magnetie Field
Measurements.
3.Internat.ConC.on Magnet Teehnology,
Hamburg, May 19-22, 1970
KFK-1220 (Mai 70)
4251 JUENGST, K.P.; KRAFFT, G.; RIES, G.
Measurements on Pulsed Supereondueting
Magnets.
3.Internat.Conf.on Magnet Teehnology,
Hamburg, May 19-22, 1970 .
KfK-1217 (Mai 70)
59

Das Institut für Neutronenphysik und Reaktortechnik (Leitung: Prof. Dr. K. Wirtz)
befaßt sich hauptsächlich mit Fragen} die mit der Entwicklung schneller Brutreaktoren
zusammenhängen. Hierzu werden Programme und Methoden entwickelt und
reaktorphysikalische theoretische Arbeiten durchgeführt. Experimentelle Untersuchungen
werden an den Anlagen STA RK} SUAK und SNEAK ausgeführt. Auch
zum Projekt Spaltstoffflußkontro/le trägt das Institut mit Experimenten und theoretischen
Arbeiten bei. In beiden Aufgabenbereichen besteht eine enge Zusammenarbeit
mit anderen Instituten und mit der Industrie. Probleme, die die Sicherheit
von Kernreaktoren betreffen} gewinnen für das Institut an Bedeutung. Weiterhin
befaßt sich das Institut mit bestimmten Fragestellungen aus dem Bereich neuer
Technologien und aus dem Bereich der Thermodynamik und der Hydrodynamik.
4
Institut für
Neutronenphvsik
und
Reaktortechnik
(lNR)
Am 37. Dezember 7970 hatte das Institut 724 Mitarbeiter, und zwar 66 Akademiker}
76 Ingenieure und 42 sonstige Mitarbeiter. Dazu kamen 70 ausländische Gaste
und Delegierte der Universität Karlsruhe und 7 Doktoranden und Diplomanden.
PSB 1211.11
Integrale Experimente zur Physik
Schneller Reaktoren
An SNEAK wurden die Neutronenspektren verschiedener
Modifikationen der SNR-Einzonen-Pu-Anordnung
SNEAK 6 bestimmt. Daneben wurde weiterhin
an der Verbesserung der Meßtechniken gearbeitet. Die
Auswertung der Messungen an SNEAK 5, einer k oo =
1 Anordnung mit weichem Spektrum, konnte abgeschlossen
werden (4438).
Durch Messungen mit monoenergetischen Neutronen
und radioaktiven Neutronenquellen wurde die Zuverlässigkeit
des He 3 -Halbleiter-Spektrometers mit
'Y-n-Diskrim ination nachgewiesen und die Genauigkeit
verbessert. Bei der Messung von Neutronenspektren
mit Rückstoßprotonen-Zählern konnte durch den
Einsatz des Digitalrechners HP-2115 A die Genauigkeit
im Bereich unterhalb etwa 50 keV verbessert und
die Verarbeitung der Meßdaten erheblich erleichtert
und beschleunigt werden. Die Untersuchungen über
die Energieabhängigkeit der spezifischen Ionisation
für Wasserstoff-Methan-Gemische am Bremszeitspektrometer
werden erheblich zur Reduzierung der systematischen
Fehler bei der Rückstoßprotonen-Methode
im keV-Bereich beitragen.
Im Energiebereich zwischen etwa 100 keV und
5 MeV kann nun das Neutronenspektrum mit zwei
unabhängigen Methoden, dem He 3 -Spektrometer und
Rückstoßprotonenzählern bestimmt werden und die
gute übereinstimmung der bisher an SUAK und
SNEAK erhaltenen Ergebnisse läßt erwarten, daß nun
auch Spektrumsmessungen mit Erfolg zur Prüfung
von Gruppensätzen herangezogen werden können.
An SNEAK 6 wurden erstmals Radiophotolumineszens-Gläser
zur Bestimmung der Strahlungsheizung
von Strukturmaterialien in schnellen Reaktoren eingesetzt.
Die Ergebnisse sind erfolgversprechend. Bei
der Bestimmung der Strahlungsheizung aus der mit
den Gläsern gemessenen Dosis geht als Korrekturglied
die durch die schnellen Neutronen induzierte Dosis
ein. Ein wichtiger Punkt dieser Arbeiten sind daher,
am Bremszeitspektrometer und mit 14 MeV-Neutronen
durchgeführte Messungen, deren Ziel eine genaue
Bestimmung der Neutronenempfindlichkeit der Gläser
ist.
Die Arbeiten an der Entwicklung der Spaltspur-Detektoren
zur Messung von Spaltraten zu schnellen
Reaktoren wurden fortgesetzt. Neben ausführlichen
Versuchen zur Ermittlung optimaler Ätzparameter
wurden erste Testmessungen mit dem automatischen,
digitalen Zählgerät INTEGRAMAT durchgeführt, die
zeigen, daß das Gerät für die routinemäßige Auswertung
zumindest von Folien mit kleinen und mittleren
Spurendichten geeignet ist.
PSB 1211.2 Bleipile- und Uranblock-Experiment
Mit dem am FR 2 aufgebauten Uranblockexperiment
soll insbesondere der inelastische Streuquerschnitt
und der Einfangsquerschnitt von U-238 überprüft
werden. Da eine Verstärkung der Abschirmung notwendig
war, konnte erst im November mit den Messungen
angefangen werden.
61

PSB 1221
Wegen der erhöhten Genauigkeit, die von Spektrumsmessungen
gefordert werden, konzentrierten sich auf
diesem Gebiet im Berichtszeitraum die Arbeiten auf
Verbesserungen der Meßtechnik und Vergleichsmessungen
zur Beurteilung der Genauigkeit und Zuverlässigkeit.
Es wurden umfangreiche Detektoreichungen
für Flugzeitexperimente nach verschiedenen Methoden
durchgefUhrt, wobei über einen sehr großen Energiebereich
eine Genauigkeit von 7 % bis 10 %erreicht
wurde.
FUr Messungen im MeV-Bereich wurde ein RUckstoßprotonen-Detektor
und ein neues Eichverfahren entwickelt,
welches auf Neutronenstreuung und einer Nanosekunden-Mehrfachkoinzidenztechnik
beruht. Außerdem
wurde der Beschleuniger modifiziert, so daß
er die erforderlichen Nanosekunden-Pulse erzeugt.
Auf diese Weise hofft man, die Diskrepanzen zu klären,
die noch bei Spektrumsmessungen im oberen
Energiebereich bestehen.
PSB 1212
Experimente an der Schnellen Unterkritischen
Anordnung SUAK
Arbeiten an der Schnell-Thermischen
Anordnung STARK
Ein großer Teil der Arbeiten am schnell-thermischen
Argonaut Reaktor STARK befaßte sich mit der Weiterentwicklung
von Meßmethoden fUr schnelle Reaktorsysteme.
Die im Vorjahr begonnenen Untersuchungen zur Methodik
des Pileoszillators wurden zum Abschluß gebracht;
dabei ergab sich eine sehr gute übereinstimmung
zwischen den verschiedenen Auswerteverfahren
(4425). Oszillatormessungen an STARK 3, einer Anordnung
mit hartem Neutronenspektrum, dienten der
Bestimmung des Reaktivitätswertes von Material proben
im Hinblick auf einen Vergleich mit Rechnungen
nach versch iedenen 26-Gru ppen-Querschn ittsätzen. In
einer weiteren Arbeit wurde das übergangsverhalten
bei der Oszillation eines mit Spaltstoff gefüllten Elementes
experimentell und theoretisch untersucht.
Eine Analyse der durch die Bewegung der Mutterkerne
verzögerter Neutronen verursachten Transienten
in Kombination mit Spaltraten- und Quellmessungen
ermöglicht es im Prinzip, Aussagen über die effektiven
Parameter der verzögerten Neutronen zu erhalten.
Im Zentrum der schnellen Zone von STARK 3 wurde
ein Spaltraten-Transmissionsexperiment durchgeführt,
das Aufschluß über integrale Querschnitte von U-235
und Pu-239 geben soll. Hierbei wurden zwei mit verschiedenen
Isotopen belegte Parallelplatten-Spaltkammern
beidseitig mit Plättchen aus spaltbarem Material
abgedeckt und die Detektorzählraten als Funktion
der aufgelegten Materialschicht gemessen. Die Analyse
der erhaltenen Transmissionskurven erfolgte mit
Hilfe eines Rechenprogramms nach der Erststoss-Methode.
Die im Vorjahr begonnenen Arbeiten zur Entwicklung
einer Streu-Abschälmethode zur Spektrumsmessung
im eV-Bereich wurden mit Messungen an
STARK 3 und der thermischen Zweigruppenladung
weitergeflihrt und zu einem ersten Abschluß gebracht.
Wie die Ergebnisse an der Zweigruppenladung zeigen,
ist die Methode zur Untersuchung des unteren eV-Bereich
bei nicht zu harten Spektren anwendbar.
Schließlich wurden auch bei den kinetischen Untersuchungen
an der Zweigruppenladung mit Hilfe der
pseudostochastischen Reaktivitätsanregung wesentliche
Fortschritte erzielt, insofern als die durch die
endliche Stellzeit des Modulators bedingten Nebeneffekte
ausgeschaltet werden konnten.
Die Arbeiten in der zweiten Hälfte des Jahres waren
wieder mehr der Untersuchung spezieller schnell-thermischer
Systeme zugewandt. Zu erwähnen sind hier
vor allem die vorbereiteten Rechnungen fUr STARK 6
und die eventuell später aufzubauenden Ladungen
mit Plutonium als Spaltstoff in der schnellen Zone
sowie die Gesamtauswertung der Ergebnisse von
STARK 5 die jetzt vor dem Abschluß stehen.
Mit STARK 6 wurde inzwischen eine schnell-therm i­
sche Anordnung aufgebaut, deren schnelle Zone in
ihrer Zusammensetzung mit dem Dampfcore SNE­
AK 3 A 2 identisch ist. Die gegenwärtig durchgeführten
Messungen am STARK 6 sollen darUber Aufschluß
geben, welche SNEAK-Arbeiten zukUnftig an
STARK delegiert werden können.
PSB-1221
Kerndatenauswertung
Kerndaten und Gruppenkonstanten
Wie die IAEA-Konferenz Uber "Kerndaten fUr Reaktoren"
gezeigt hat, gibt es selbst bei den fUr die Reaktorauslegung
besonders wichtigen Kerndaten noch
immer erhebliche Diskrepanzen zwischen verschiedenen
Meßreihen. In diesem Lichte ist die Arbeit der
Kerndatengruppe nicht nur weiterhin von großem
Nutzen für die verschiedensten Untersuchungen des
Instituts und des Zentrums, sondern sie erfreut sich
darUber hinaus auch besonderer internationaler Anerkennung.
Die Entwicklung der Kerndaten und die Ergebnisse
neuerer Messungen wurden fortlaufend verfolgt. Die
im Jahre 1969 durchgefUhrte Auswertung fUr die Aktin
iden wurde auf der Helsinki Konferenz vorgetragen
(4421, 4440). Ferner erfolgte eine überarbeitung der
Kerndaten fUr Pu 239.
62

Eine neue Auswertung von Kerndaten im MeV-Bereich
wurde durchgeführt, um vor allem die für gepulste
Experimente wichtigen, bisher nicht in unserer
Datenbibliothek vorhandenen, Querschnitte von 10
bis 14 MeV verfügbar zu machen.
Die Grundprinzipien der Kerndatenauswertung und
die Grenzen eines am Experiment nicht unmittelbar
beteiligten "evaluators" wurden wiederholt diskutiert.
Die Ergebnisse sind in dem auf der Helsinki
Konferenz vorgetragenen Bericht (4446) zusammengefaßt.
Abgesehen von den generellen Schwierigkeiten
einer Auswertung macht die ständig wachsende Anzahl
der Experimentaldaten die Auswertung immer
zeitraubender, so daß der Einsatz neuer Methoden
notwendig wird.
Erstellung von Gruppenkonstanten
Im engen Zusammenhang mit den vorhergehenden
Themen stehen die Arbeiten an dem Vorhaben, die
Neutronenverteilung in null- und eindimensionalen
Geometrien mit etwa 200 Gruppen zu beschreiben.
Die breiten Resonanzen der Strukturmaterialien und
des Sauerstoffs bei oxidischem Brennstoff erlauben
nicht mehr die vereinfachende Beschreibung im Rahmen
der üblichen 26-Gruppensätze, sondern müssen
mit einem feineren Energienetz überzogen werden.
Abgesehen davon, daß derartige Möglichkeiten endlich
die experimentellen Messungen des Neutronenspektrums
in äquivalenter Auflösung zu beschreiben
gestatten und die Effekte der Streuresonanzen auf
integrale Größen erfassen läßt, ist vor allem die nun
mögliche systemgerechte Bestimmung eines von 200
Gruppen auf wenig Gruppen (;S 26) kondensierten
Gruppensatzes das nächste Ziel. Das Vorhaben des
200 Gruppensatzes und der zugehörigen Rechenprogramme
wurden im Sommer 1970 zu einem ersten
Abschluß gebracht.
Verbesserung der Gruppenkonstantensätze und der
mikroskopischen Wirkungsquerschnitte zu finden.
Der bereits oben erwähnte Beitrag zur Helsiniki Konferenz,
der in Zusammenarbeit mit dem Institut für
Angewandte Reaktorphysik entstand, faßt noch einmal
die in Karlsruhe verwendeten theoretischen und
experimentellen Methoden und deren Genauigkeit zur
Bestimmung integraler Reaktorkenngrößen zusammen.
Der Schluß, der hieraus gezogen wird, ist in
übereinstimmung mit entsprechenden Arbeiten aller
Schnellreaktorgruppen, daß die Hauptursache der Diskrepanz
zwischen der Theorie und dem Experiment
auf ungenaue Daten zurückzuführen ist.
In einer weiteren Arbeit, "Check of Nuclear Data und
Methods of Calculation by Integral Experiments",
wurde die Karlsruher Haltung zu den angesprochenen
Themen auf dem Sommer-Meeting der ANS in Los
Angeles vorgetragen.
PSB 7237.7
Untersuchungen zur ortsabhängigen
Dynamik des Brutreaktors
über die Bedeutung der Entwicklung von Verfahren
zur Bestimmung der orts- und zeitabhängigen Neutronenverteilung
ist in den letzten Jahren bereits das Wesentlichste
gesagt worden. Auf dem Treffen von Spezialisten
der Reaktordynamik in Ispra im Oktober
1970 wurde speziell auch vom Institut für Neutronenphysik
und Reaktortechnik immer darauf hingewiesen,
daß die Behandlung des neutronenkinetischen
und des Rückkopplungsteiles gleichgewichtig zu erfolgen
habe. Es wurde über die Aufstellung des Code-Systems
KINTIC berichtet, in dem die quasistatische
Näherung in zwei Dimensionen enthalten ist. KINTIC
befindet sich in der abschließenden Testphase.
Uberprüfung von Kerndaten und Methoden
Die Unsicherheit der besten, gegenwärtig verfügbaren
mikroskopischen Neutronenwirkungsquerschnitte beeinflußt
stark die Genauigkeit und Zuverlässigkeit der
Voraussage der nuklearen Eigenschaften schneller
Reaktoren. Deshalb ist eine experimentelle überprüfung
notwendig. Die aus den sehr umfangreichen mikroskopischen
Ausgangsdaten gewonnenen Gruppenkonstantensätze
enthalten eine leichter überschaubare
Datenmenge und eignen sich deshalb besser zum Vergleich
der unter Benutzung angemessener Rechenmethoden
erzielten theoretischen Ergebnisse mit den
entsprechenden experimentellen Resultaten von integralen
Messungen in schnellen unterkritischen und
kritischen Anlagen (z. B. SUAK, STARK). Bei derartigen
Vergleichen gelingt es, Anhaltspunkte für die
PSB 1236
Untersuchungen zu "Brennstoff­
Natrium-Reaktionen"
In unmittelbarer Nachbarschaft hierzu stehen die
physikalischen Untersuchungen bestimmter Ereignisse,
die als Folge einer Kühlkanal-Blockade auftreten
könnten; der therm ischen Reaktion zwischen heißem
Brennstoff und relativ kühlem Natrium. Neben
parametrischen Untersuchungen lag das Schwergewicht
auf einer Erfassung der Kurzzeit-Vorgänge (Mikrophase),
die in einfacher Geometrie die Energieübertragung
auf das Kühlmittel als Randbedingung für
eine Makrophase liefern, welche den interessierenden
Druck-Zeit-Verlauf und weitere relevante Größen beschreibt.
Weiterhin werden die benötigten Stoffwerte
für Na und Brennstoff (z. B. Zustandsgleichung) untersucht.
63

PSB 1246
Untersuchungen zur Signalverarbeitung
für das Reaktor-Schutzsystem
PSB 7246.2 Entwicklung und Erprobung spezieller
Auswerteverfahren
Die im Programm der Core-überwachung 1969 begonnenen
Untersuchungen über die Detektion ram·
penförmiger Exkursionen der Kühlmitteltemperatur
an einem Subassembly-Austritt wurden fortgesetzt
und wesentlich erweitert. Behandelt wurde die Tem·
peratur-überwachung sowohl mit analogen Schaltungen
als auch mit digitaler Technik, die direkt auf eine
Prozeßrechner orientierte Instrumentierung übertragbar
ist. Aus dem gleichen Grund wurde auch eine
digitale Temperatur-überwachung mit dynamischer
(dem Betriebszustand sich anpassender) maximaler
Grenztemperatur untersucht.
Wesentliche Erkenntnisse, die jedoch mit früheren
Abschätzungen verträglich sind, ergaben sich für den
Einfluß des Temperaturrauschens auf die Abschaltverzögerung
aus durchgerechneten Abschlatvorgängen
mit simulierten Temperaturrauschsignalen.
4/71/5 Rechenverfahren und Berechnung
der Eigenschaften von Reaktoren
4/65/57 Thermische Reaktoren
Die Arbeiten am WIMS-Code-System wurden zu einem
gewissen Abschluß gebracht.
Für Bestrahlungseinsätze im MZFR wurden neutronenphysikalische
Berechnu ngen durchgeführt.
PSB 1222
Rechenverfahren und Berechnung
der Eigenschaften von Reaktoren
Entwicklung von Methoden zur Berechnung von
Reaktoreigenschaften
Um die Resonanzstruktur der Neutronenflußdichte in
der Nähe einer Grenzfläche zu bestimmen, muß man
von dem üblicherweise benutzten Multigruppenkonzept
abgehen. Dieser Effekt ist wichtig vor allem bei
Reaktoren, die eine Zone eines reinen Material mit
Resonanzcharakter der Wirkungsquerschnitte enthalten.
Normalerweise sind diese Zonen Reflektoren, wie
z. B.. bei SEFOR oder dem Reaktor KNK 11. Es wurde
ein Verfahren entwickelt, nach dem man die Ortsabhängigkeit
der energetischen Resonanzselbstabschirmung
in sehr guter Näherung auf einen ortsabhängi-
gen Untergrundquerschnitt abwälzen kann und das
sich damit leicht in die in Karlsruhe benutzten Verfahren
einbauen läßt (4411).
Die Temperaturabhängigkeit der Resonanzselbstabschirmung
wurde aufgrund entsprechender Entwicklungen
der J-Funktion für den gesamten interessierenden
Temperaturbereich durch eine drei-parametrige
Interpolationsformel beschrieben. Diese Beschreibung
hat sich als völlig zufriedenstellend erwiesen und ist
bei Exkursionsrechnungen zur Bestimmung der Dopplerrückwirkung
nicht entbehrlich.
Eine grundsätzliche Analyse der Lösung der inhomogenen
Boltzmannschen Transportgleichung in ebener
Geometrie wurde mit Hilfe von Syntheseverfahren im
Ort, der Energie und im Winkel vorgenommen. Der
Erfolg dieser Bemühungen zeigt, daß es in der Tat
sinnvoll und möglich erscheint, dreidimensionale
Systeme, die transporttheoretisch behandelt werden
müssen (z. B. KNK 11, FR 3, Pulsreaktor), mit Hilfe
von Syntheseverfahren anzugehen (4443,4428).
Die beiden großen Monte Carlo Codes eigener Entwicklung
wurden für eine Reihe von Problemen erfolgreich
eingesetzt. Der Code M4CG dient mit einem
Generationsfolge-Schema zur Berechnung von Criticals
und ist fljr Systeme mit harten Neutronenspektren
intensiv mit anderen Verfahren und dem Experiment
verglichen worden. Der verwandte M5C Code
soll mit einem Census-Zeit-Schema hauptsächlich zur
Analyse spezieller Experimente verwendet werden.
Weiterhin werden durch das Schätzprogramm ESTI­
MA, welches an beide Monte Carlo Programme angeschlossen
ist, verbesserte und zusätzliche Schätzungen
integraler und differentieller Größen geliefert und damit
die Effektivität der Monte Carlo Programme erhöht.
Die genannten Codes bilden zusammen mit den
zugehörigen Querschnittsprogrammen ein modulares
und flexibles Programmsystem.
Die verfügbaren Methoden zur Berechnung der stationären
nuklearen Eigenschaften wurden vom Institut
vielfältig eingesetzt, von denen vor allem die Arbeiten
zum FR 3, zum gasgekühlten schnellen Brüter und
zum KNK II zu nennen sind.
Zusammen mit dem Institut für Reaktorentwicklung
und der AEG wurde 1970 die Durchführbarkeitsstudie
für den FR 3 erstellt. Es wurden umfangreiche
nukleare Rechnungen für verschiedene Varianten und
insbesondere zum Problem der Regelung und Abschaltung
durchgeführt. Weiter wurden für den FR 3
einige spezifische Untersuchungen zum Verhalten des
Systems bei einem Bruch des zentralen Loops (Gas­
Variante) durchgeführt. Es ergibt sich, daß die durch
Materialverschiebungen und Na-Verdrängung in den
Corebereichen entstehenden Reaktivitätseffekte unter
einem Dollar bleiben (s. PSB-1311).
Es wurden die nuklearen Eigenschaften ein iger Varianten
gasgekühlter schneller Reaktoren durchge-
64

führt, deren Ergebnisse im Deutschen Gas-Brüter-Memorandum
festgehalten sind(s. PSB-1281).
Ein weiteres Gutachten zur Core-Physik des KNK 11­
Reaktors wurde erstellt.
PSB 1223
Sicherheitskoeffizienten
Die Berücksichtigung der aufgelösten Resonanzen im
Karlsruher Dopplerprogramm wurde vorgenommen.
Die Untersuchung des Einflusses weiterer Näherungen
auf die Größe der Resonanzselbstabschirmfaktoren
und der Dopplerkoeffizienten wird für den ganzen
Energiebereich durchgeführt.
PSB 1224
Abbrand- und Langzeitverhalten
Die Arbeiten an dem von der Fa. INTERATOM im
Jahre 1969 übernommenen zweidimensionalen Abbrandcode,
der nur noch geringfügig zu erweitern ist,
können im wesentlichen als abgeschlossen betrachtet
werden (Bericht in Vorbereitung).
PSB 1281
Gasgekühlter Schneller Brüter
Rechnungen über die nukleare und thermische Coreauslegung
mit Vanadium umhüllten Brennelementen
wurden durchgeführt (4442). Auch Rechnungen über
die mechanische Stabilität von coated particles für
GCFR's wurden durchgeführt (4444). Die endgültigen
Programme, für die IBM 360/65, für die Rechnung
des Gasturb inenkreislaufes und der Komponenten des
Kreislaufes (Turbine, Verdichter, Wärmeaustauscher
und Kühler) wurden geschrieben und getestet. Es
wurde eine Parameterstudie durchgeführt:
a) um den Einfluß unterschiedlicher Auslegungsgrößen
auf den Prozeßwirkungsgrad für einen
1.000 MWe gasgekühlten schnellen Brutreaktor,
der in direktem Kreislauf mit einer Gasturbine gekoppelt
ist, zu untersuchen.
b) um die Auslegung aller Komponenten des Kreislaufes
zu ermitteln.
Zur Dynamik des 1.000 MW-GsFR mit Gasturbinl
wurden zunächst Voruntersuchungen am Analogrech
ner HYDAC 2000 gemacht. Nach Aufstellen eine
Programmes an der HYDAC 2000 mit Hilfe einfach
ster Energiebilanzgleichungen wurden Studien an
CSMP-Programm, einem IBM-Programm auf der Basi
von FORTRAN IV für digitale Simulation von Ana
logrechnern begonnen. Es wurden nun die einzelner
Kreislaufsegmente für die IBM 360 programmiert um
anhand der Auslegungsdaten im stationären Zustan(
numerisch getestet und ausschließlich zum Kreislauf
zusammengefügt. Das· numerische Antesten des gesamten
Heliumkreislaufes dauert zur Zeit noch an.
Das deutsche Memorandum über gasgekühlte schnelle
Brutreaktoren wurde im Auftrag des BMBW von Vertretern
der Forschungszentren Karlsruhe, Jülich und
der Firmen AEG, BBC, BBK, GHH, Krupps und Siemens
fertiggestellt. Dieses Memorandum besteht aus
einer Einleitung, Bewertung und Empfehlung und Berichten
von fünf Arbeitskreisen :
Brennelemente (Vorsitzender: Dr. Dalle Donne,
GfK)
Physik (Vorsitzender: Dip!. Phys. Eisemann,
GfK)
Komponenten (Vorsitzender: Dr. Förster, KFA
Jülich)
Sicherheit (Vorsitzender: Dr. Vollmer,
BBK)
Wirtschaftlichkeit (Vorsitzender: Dr. Wagemann,
KFA Jülich).
Ein Enwicklungsprogramm mit einer Schätzung der
erforderlichen Mittel steht noch an.
Im Rahmen der "Lugano Group" (oder auch Zürich
Club genannt), eine internationale Arbeitsgruppe, die
von den auf dem Gebiet gasgeklihlter Schnellbrüter
tätigen Länder zum Austausch von Informationen gegründet
wurde, wurden vier Treffen veranstaltet:
a) Im April 1970 in Petten wurde über Physik gesprochen.
b) Im Mai 1970 in Bonn wurden die Hauptergebnisse
vom deutschen Memorandum vorgetragen.
c) Im Juni 1970 in Karlsruhe wurde über Brennelemente
gesprochen. Von seiten des INR wurden
drei Probleme vorgetragen: Korrosionsprobleme
von Vanadin-Legierungen durch Helium-Verunreinigungen,
Druckaufbau im Innern von Coated Particles
in einem schnellen Fluß durch CO-C0 2 und
Gasspaltprodukte.
d) Im Spetember 1970 in Würenlingen wurde über
Wärmeübertragung gesprochen. Von seiten des
IN R wurden folgende Vorträge gehalten: Wärmeübergang
an rauhen Rohren; Reibungsbeiwerte bei
künstlichen Rauhigkeiten; Stoffwerte von Helium;
Druckverlust von Abstandshaltern.
SpFK 22 Arbeiten zur Spaltstoffflußkontrolle
Die Möglichkeit der Verwendung des Bremszeitspektrometers
zur Spaltstoffflußkontrolle wurde weiter
untersucht. Die Messungen zeigten, daß die getrennte
Bestimmung von Pu-239 und U-235 in Brennstäben
unterschiedlicher Anreicherung auf 2 % genau möglich
ist. Ganze Brennelemente können aher nur ge-
65

messen werden, wenn man zu Neutronenenergien
oberhalb 10 keV übergeht. Erste Messungen dazu wa·
ren seh r erfolgversprechend.
Ein weiteres Verfahren zur Bestimmung von U-235 in
Leichtwasserreaktor- Bren nelementen besteht darin,
die mit einer Sb-Be-Quelle induzierten Spaltungen
mittels der Spaltneutronen nachzuweisen. Dazu die·
nen Rückstoßprotonen-Zählrohre. Zur Untersuchung
dieser Methode wurde eine Versuchsanordnung mit
einem Teilstiick eines Leichtwasserreaktor-Brennele·
mentes aufgebaut. Erste Messungen zeigten die prin·
zipielle Anwendbarkeit der Methode, doch hat sie
noch einige Schwierigkeiten durch Störungen aus der
Umgebung.
Außerdem wurde die Bestimmung von Plutonium mit
Hilfe der Spontanspaltung des Pu-240 untersucht. Dabei
wurden verschiedene Möglichkeiten von Koinzidenzschaltungen
verglichen.
Eine weitere Arbeit betraf die Spaltstoffbestimmung
mit Hilfe der 'Y-Spektroskopie. Dabei ergibt sich eine
sehr einfache und genaue Methode aus der Zählung
der 413 keV-'Y-Strahlung des Plutoniums, jedoch muß
der Spaltstoff homogen verteilt sein. Es zeigte sich,
daß das Verhältnis der Röntgenstrahlung zur 'Y-Strahlung
empfindlich von der Spaltstoffverteilung abhängt
und möglicherweise zur Homogenitätsprüfung verwendet
werden kann (4415).
Die Möglichkeiten der Spaltstoffbestimmung in Waste
wurden mit Hilfe der Methode der verzögerten Neutronen
untersucht (Abb. 1).
Abb.1:
A1essung von
Spaltstoff
in Abfall
mittels
verzögerten
Neutronen
66

4/689/6 Experimentelle Neutronen- und Reaktorphysik
4/68/67 Spezielle reaktorphysikalische Forschungsaufgaben
Eine Aktivität, die im Jahre 1970 konkretere Formen
annahm, waren die Entwurfs- und Entwicklungs-Arbeiten
zum Beschleuniger-Booster für das Forschungszentrum
Bariloche in Argentinien. Es handelt sich dabei
um einen schnellen reaktivitätsmodulierten Reaktor
von 100 kW Leistung, der zur Verstärkung von
Neutronenimpulsen eines Linearbeschleunigers verwendet
werden soll. Es wurden dazu die nuklearen
Rechnungen durchgeführt, welche wegen der komplizierten
Energie- und Ortsabhängigkeit hohe Anforderungen
an die Rechenmethoden stellen. Außerdem
beteiligte sich das Institut an den thermodynamischen
und konstruktiven Arbeiten. Besonders zu erwähnen
sind jedoch die Moderatoruntersuchungen, da sie einen
originellen und interessanten Beitrag zur Moderatoroptimal
isierung für gepulste Reaktoren darstellen.
Aus der Messung zeitabhängiger Neutronenspektren
in Parawasserstoff und den daraus gewonnenen Zeitmomenten
läßt sich erkennen, daß Parawasserstoff
ein besonders guter Moderator in diesem Zusammenhang
ist.
Am unterkritischen Versuchsstand konzentrierte sich
die experimentelle Arbeit auf das Studium nichtmultiplizierender,
stark heterogener Systeme. Nach der
Methode der Modulation mit gepulster thermischer
Quelle wurden Thoriumstabanordnungen verschiedener
Geometrie in einem D 2 0-Moderator untersucht.
Zur Interpretation der Messungen an periodischen
Gittern wurde eine modale Analyse auf der Basis eines
monoenergetischen Diffusionsmodells durchgeführt,
während für Einzelstabmessungen eine modifizierte
Galan in-Theorie entwickelt wurde.
Auf dem Gebiet des Nulleistungsrauschens wurde die
Arbeit über die Messung kinetischer Reaktorparameter
an einem symmetrischen Zwei-Zonen-Reaktor abgeschlossen.
Entsprechende Untersuchungen an unsymmetrischen
Zwei-Zonen-Cores im Argonaut- Reaktor
wurden durchgeführt. Diese Arbeiten sind wichtig
für das Verständnis von Kopplungseffekten in größeren
Cores, für die das Punktreaktormodell nicht zutrifft.
Die Untersuchungen über den Einfluß externer
Rückkopplungen auf das Rauschspektrum eines Reaktors
wurden auf Zwei-Zonen-Cores ausgedehnt. Diese
Arbeiten sollen später die Interpretation des Leistungsrauschens
erleichtern.
Mit Versuchen zur Simulation von Reaktivitätseffekten,
wie sie durch Sieden des Natriums in schnellen
Reaktoren hervorgerufen werden, wurde begonnen.
Durch Simulation des Na-Siedens am FR 2 sollen danach
Meßmethoden zum schnellen Nachweis des Na­
Siedens in Reaktoren untersucht werden.
Zur Analyse des Leistungsrauschens wurde mit dem
Aufbau eines digitalen Frequenzanalysators begonnen.
Mit diesem, aus einem digitalen Korrelator und
einem kleinen Prozeßrechner mit den zugehörigen Geräten
für Daten-Ein- und -Ausgabe bestehenden System,
sollen später vollautomatische Rauschmessungen
vorgenommen und ausgewertet werden. Um den
Rechner dieser Anlage voll auszunutzen, wurde er
durch eigens entwickelte Zusatzelektronik und Programme
außerdem zu einem vollautomatischen Varianzanalysator
ausgebaut. Diese Arbeiten auf dem Sektor
der Datenverarbeitung wurden ergänzt durch den
direkten Anschluß eines Experiments an die zentrale
Datenerfassungsanlage und den seit längerer Zeit vorbereiteten
Einsatz einer Lochstreifenorientierten Datenstation
zur Fernverarbeitung der Meßdaten.
4/68/62 Spezielle neutronenphysikalische
Forschungsaufgaben.
Die Einfangquerschnittsmessungen wichtiger Spaltprodukte
am Bremszeitspektrometer wurden abgeschlossen
(4451). Aus den gemessenen Einfangquerschnitten
im keV-Bereich werden die p-Wellen-Stärkefunktionen
erm ittelt, die mit, nach dem optischen
Kernmodell berechneten Werten, verglichen wurden.
Im besonderen liefert der experimentelle Wert der
p-Wellen-Stärkefunktion von Tc-99, dessen Einfangquerschnitt
in dieser Arbeit erstmals bestimmt wurde,
einen Beitrag zum Verständnis der interessanten
Struktur im Verlauf der p-Wellen-Stärkefunktion in
Abhänigkeit von der Massenzahl im Gebiet der Massenzahl
100.
Die Untersuchungen über die Zeitabhängigkeit der
Spektren verzögerter Neutronen für U-35, U-38 und
Pu-39 bei Spaltung mit thermischen und/oder
14 MeV Neutronen, für die bisher keine vollständigen
und zum Teil diskrepante Daten vorliegen, wurden
weitgehend abgeschlossen. Daraus lassen sich die zum
Teil doch recht unterschiedlichen Spektren der einzelnen
Gruppen verzögerter Neutronen ermitteln, die sowohl
für die Reaktorphysik als auch für das Verständnis
des Spaltprozesses von Bedeutung sind.
Als eine Ergänzung des Uranblockexperiments sind
die ebenfalls am FR 2 durchgeführten Spektrumsmessungen
der prompten Spaltneutronen von U-235 und
Pu-239 zu betrachten. Sie sollen dazu beitragen, die
Diskrepanz zwischen differentiellen Spaltspektrumsmessungen
und integralen Ratenmessungen in schnellen
Spektren aufzuklären. Die Zuverlässigkeit der benutzten
Meßtechniken, nämlich Protonenrückstoßzähler
und ein He 3 -Halbleiterspektrometer, im Energiebereich
100 keV bis 10 MeV wurde durch eine Reihe
von Messungen mit monoenergetischen Neutronen
67

und radioaktiven Neutronenquellen sowie durch Messungen
an SUAK sichergestellt.
Die Betriebssicherheit der im IN R vorhandenen Neutronengeneratoren
wurde wesentlich verbessert.
Der für Span ien vorgesehene Neutronengenerator
wurde so weit entwickelt, daß er insgesamt erprobt
werden kann.
4/71/7 Grundlagenuntersuchungen zu Re·
chenverfahren und Kernphysik
4/71/71 Grundlagenuntersuchungen zu Rechenverfahren
und zu modularen
Daten verarbeitungssystemen
Es wurden Untersuchungen über notwendige und hinreichende
Bedingungen für die Konvergenz des Quellliterationsverfahrens
sowie über Theorie und Praxis
der Spline-Interpolation durchgeführt (4429, 4430).
PSB 1222.1 Mathematische, numerische und
Datenverarbeitungsprobleme der
Reaktorphysik
Das Schwergewicht der Arbeiten lag bei der Entwicklung
von Rechenprogrammen, die es gestatten, zweiund
dreidimensionale energieabhängige Neutronenverteilungen
in Transport und Diffusionsnäherung zu berechnen.
Zu nennen sind die Arbeiten an den Rechenprogrammen
KASY
DIXY-
KADI
SNOW
(3-d Diffusionssynthese)
Nachfolger (d-d Diffusion mit SLOR)
(3-d Diffusion mit ADI)
(2-d Transport)
Trotz gestiegener Rechenleistung (I BM 360/85 ab
Nov. 1970) ist es häufig nicht möglich, echt dreidimensionale
Neutronenverteilungen mit erträglichem
Rechenzeitaufwand zu bestimmen. Auf die Entwicklung
und Implementierung konvergenzbeschleunigender
Methoden wurde deshalb großes Gewicht gelegt.
PSB 1222.3 Modulare Datenverarbeitungssysteme
zur Berechnung schneller
und thermischer Reaktoren
Die modularen Programmsysteme
NUSYS
WHI MS
MIGROS
KARCOS
(Berechnung schneller Reaktoren)
(Berechnung thermischer Reaktoren)
(Berechnung von Gruppenkonstanten)
(Berechnung von ortsabhängigen
Spektren)
wurden weiterentwickelt und verbessert, ebenso die
dazugehörigen Datenbibliotheken
KEDAK
GROUCO
GRUBA
(Kerndaten)
(Gruppenkonstanten)
und ihre Verwaltungsprogramme.
Aufbauend auf NUSYS - das bereits 5 Jahre in Betrieb
ist - wurde ein neues modulares System KA­
PROS entworfen, in das alle bestehenden Systeme
und Einzelmoduln eingebracht werden können.
4/71/72 Grundlagenuntersuchungen zur
Kernphysik
Bei den Untersuchungen über Symmetriekriterien für
Näherungsansätze von quantenmechanischen Vielteilchensystemen
der Kernphysik wurde die für ein mathematisches
Modell gefundene Diskriminierungsmög­
Iichkeit zwischen zwei Ansätzen noch auf ihre Konsequenzen
hinsichtlich der Berechnung von Energiespektren
und Matrixelementen untersucht. Ein Konvergenzbeweis
für den nichtausgeschiedenen Ansatz
wird noch weiterbearbeitet.
Streutheoretsiche Untersuchungen für das vorstehend
genannte Modell im Einkanalfall sind soweit gediehen,
daß mit dem Einbau der vorstehend genannten
Näherung zu einem Modell für Kernreaktionen mit
Kernstrukturnäherung begonnen werden kann, sobald
die vorstehend genannten Untersuchungen zu dieser
Näherung zu einem günstigen Ergebnis geführt haben.
4/71/8 Neue Nukleartechnologien
4/63/81 Thermionische Konversion und
Heat Pipes
Der Aufbau des thermischen Konverters ist planmäßig
weitergeführt worden. Daneben wurde eine theoretische
Studie über die Größe des Thermodiffusionsstroms
im thermionischen Konverter fertiggestellt.
Die Bestätigung der hierbei erhaltenen Ergebnisse gehört
mit zu den Zielen der Experimente.
An offenen Rillenkapillarverdampfern wurden umfangreiche
Versuche über die maximale Wärmebelastbarkeit
von Verdampfern und über die Vorgänge, die
bei überlastung unmittelbar vor dem Aussetzen der
stationären Verdampfung auftreten, durchgeführt
(4427). Es bestätigte sich die frühere Beobachtung,
daß an Rillenverdampfern eine deutlich größere
Wärmeabfuhr durch Verdampfen möglich ist, als an
glatten Oberflächen.
Im Rahmen der Bearbeitung von speziellen technologischen
Problemen wurde eine theoretische Unter-
68

suchung liber die Eignung von Vanadin legierungen als
Hiillwerkstoffe flir oxidische (U, Pul-Kernbrennstoffe
durchgeflihrt (4419). Sie ergab, daß dabei Schwierigkeiten
durch den beim Abbrand freiwerdenden Sauerstoff
zu erwarten sind.
In Zusammenhang mit den Vorstudien zu einem gasgeklihlten
schnellen Brüter standen überlegungen liber
die Verwendbarkeit von coated particles, die mit
überzligen aus SiC versehen sind (4444). Sie betrafen
vor allem den Druckaufbau in den coated particles
und die Festigkeit der SiC-überzlige. Für natriumgeklihlte
Reaktoren wurde die Möglichkeit einer unabhängigen
Notabschaltung durch Vergiften des Natriums
mit einem mit Natrium mischbaren Metall diskutiert
(4436).
4/64/82 Schwerwasserarbeiten
Die zur Reindarstellung der Sauerstoffisotope betriebene
Destillationsanlage wurde durch eine vierteilige
Zusatzstufe erweitert, in welcher abgereichertes
Schwerwasser aufkonzentriert sowie zusätzliches Vorprodukt
für die 018-Hauptstufe gewonnen werden
konnte. Aufgrund des Liefervertrages mit der Norsk
Hydro standen 400 I D 2 0 mit 1,1 Atom % 0 18 als
Ausgangsmaterial zur Verfligung. Im Laufe des Jahres
wurde der größte Teil dieses Wassers bis zu einem
018-Gehalt von 0,3 Atom %extrahiert. Eine Analyse
der Isotopenprofile in der gesamten Anlage ergab
Ende August Spitzenkonzentrationen von 99,1
Atom % 0 18 und 5 Atom %0 1 7. Aus Messungen der
Tritium-Aktivität konnte der elementare Trennfaktor
der TID-Trennung ermittelt werden (4431). Im
Schwerwasserlabor begannen Vorarbeiten für die geplante
0 17 -Endstufe, wobei funktionelle Teile von
Kleinstkolonnen entwickelt und geprlift wurden.
PSB 1121.12b Arbeiten an Kernbrennstoffen
Die Entmischung von Plutonium und Uran in (UO'85
+ PUO!l 5)-0 2 -Mischoxiden wurde bei Temperaturen
bis zu 2.500°C und in einem Temperaturgradienten
von etwa 2.000°C/cm in Laborexperi menten untersucht.
Konzentrationsmessungen durch AI pha-Zählung
zeigen eine Abreicherung von Plutonium im Bereich
der Säulenkristalle und eine Anreicherung am
heißen Proben ende (4450, 4432). Es konnte gezeigt
werden, daß die Entmischung durch drei Prozesse ­
bevorzugte Verdampfung an der Probenoberfläche,
Verdampfung und Kondensation im Inneren von
Hohlräumen und Thermodiffusion wurde zu 35 kcall
mol ermittelt.
Weiterhin wurden Untersuchungen durchgeflihrt, die
zeigen, wie die Entmischung von Uran und Plutonium
durch Verdampfungsvorgänge im Temperaturgradienten
vom Sauerstoffgehalt abhängt. Eine Veröffentlichung
ist vorbereitet.
PSB 1121.12c Verzögerte Spa/tgasab/eitung
Es wurde ein Mehrkammer-Druckausgleichsverschluß
flir entlüftete Brennelemente angegeben, der die gasförmigen
Spaltprodukte nur nach einer längeren Verzögerungszeit
(Tage bis Wochen) aus dem Brennelement
enwickeln läßt (4418). An Modellen derartiger
Verschlüsse konnten die Funktionsfähigkeit und die
berechneten Angaben liber die Reichhaltezeit bestätigt
werden. Verbesserungen konnten durch Einfügen
von porösen Trennwänden erzielt werden (4437).
Im Zusammenhang mit Arbeiten zur Präparation von
Bestrahlungskapseln wurde ein Verfahren zum Einflil­
Ien von Alkalimetallen in Bestrahlungskapseln entwikkelt.
4/63/9 Wärmetechnische Versuchsstände
4/63/91 Grund/agenuntersuchungen zum
Wärm eübergang
über den Druckverlust und die Geschwindigkeitsverteilung
bei Laminarströmung in Stabblindein konnte
eine theoretische Arbeit abgeschlossen werden. Mit
dem zweidimensionalen Diffusionsprogramm DIXY
wurden Lösungen der Poisson 'schen Gleichung ermittelt.
Mit den errechneten Werten kann der Druckverlust
bei laminarer Strömung in Stabblindein flir alle
praktisch vorkommenden Stabblindel-Geometrien auf
eine einfache Weise mit geniigender Genauigkeit ermittelt
werden (4426).
Die experimentellen Arbeiten an Stabbiindeln und die
Berechnungen der Laminarströmungen bilden die
Grundlage fiir eine derzeit entwickelte Berechnungsmethode
fiir den Druckverlust in Stabbiindeln bei turbulenter
Strömung.
über den bei unsymmetrischen turbulenten Geschwindigkeitsprofilen
auftretenden Effekt der Nichtkoinzidenz
von Maximalgeschwindigkeit und Nullschubspannung
wurde eine Literaturstudie angefertigt,
die erweitert wurde durch die kritische Interpretation
von Meßergebnissen verschiedener Autoren
und als Ergebnis eine Abschätzung der Größe dieses
Effektes erlaubt (3528). Zu diesem Problem wurden
experimentelle Untersuchungen der Verteilung der
zeitlichen Mittelwerte der Geschwindigkeit, der turbulenten
Schwankungsgeschwindigkeiten und der
Schubspannung in sichtkreisförmigen Kanälen vorbe-
69

Abb.2:
Helium- Versuchsstalld
reitet. Als erster Schritt sind zur Erprobung der Meßtechnik
des Hitzdraht-Anemometers Messungen an einem
Kreisrohr begonnen worden.
PSB 1271
Experimentelle Arbeiten an den
Wärmetechnischen Versuchsständen
zum Projekt Schneller Brüter
Am Luftversuchsstand werden die Messungen von
Druckverlusten und Wärmeübergangszahlen an
künstlich rauhen Rohren bei Wandtemperaturen bis
1.200°C ausgedehnt auf Teststrecken mit P/h =10 (P
= Abstand, h = Höhe der Rauhigkeitselemente). Neben
den experimentellen Untersuchungen galt das Interesse
einer Auswertung aller Literaturarbeiten über
künstliche Rauhigkeiten (4417). Der Heliumhochtemperaturversuchsstand
wurde weiter ausgebaut. Die
Druckmeßtechnik wurde auf einen Druckbereich bis
zu 25 atU umgestellt sowie der Einbau längerer Mo­
Iybdänrohre (240 mm) vorgenommen. Die Funktionsfähigkeit
der Apparatur wurde nachgewiesen. Bei einer
Wandtemperatur von 2.200°C betrug die Reyn-
olds-Zahl 2.5 . 10 4 . Für Versuche am Heliumversuchsstand
(Abb. 2) wurde eine Teststrecke mit neunzehn
rauhen Rohren in hexagonaler Anordnung fertiggestelit.
Die Teststrecke, deren geometrische Parameter
wie Abstandsverhältnis, Form Und Anordnung
der Rauhigkeitselemente vom gasgekühlten schnellen
Reaktor bestimmt sind, ist in den Versuchsstand eingebaut
worden.
Die Messungen von Druckverlust und Wärmeübergang
mit Helium an Rohrbündeln mit neun und sechszehn
glatten Rohren in quadratischer Anordnung sind ausgewertet
worden. Im Anschluß an eine frühere Arbeit
konnte das Gesetz über den Druckverlust von Gitterabstandshaltern
für hexagonal angeordnete Stabbündel
auch für quadratische Anordnungen bestätigt
werden (3530). Die experimentellen Untersuchungen
am Wasserversuchsstand über den Druckverlust und
die Strömungsverteilung in Stabbündeln wurden weitergeführt.
Dazu wurden Druckverlustbeiwerte für die
turbulente Strömung in hexagonal angeordnete Stabbündeln
mit verschiedener Geometrie bestimmt;
außerdem wurden Meßergebnisse zur Geschwindigkeitsverteilung
an einem Einzelkanal (Stababstandsverhältnis
1) gewonnen.
70

VERÖFFENTLICHUNGEN DES INR
IM JAHRE 1970
tion of inverse kineti s
nts.
and Engineering, 40(1970)
of Antimony-Beryllium
Energv, 24( 1970) S.123-32
AUBACH, K.
Reibungsgesetze turbulenter 8troemungen.
Chemie-Ingenieur-Technik, 42(1970) 8.995-1004
MERKWITZ, J.
Z"klische Graphen.
In: Henn, R., Kuenzi, H.P., Schubert,
H.[eds.]: Operations Research-Verfahren
VI.Methods of Operations Research.
1.0berwolfach Tagung ueber Operations
Research, Oberwoifach, 18.-24.8.1968.
Meisenheim: Hain o.J. 8.170-80
3530 REHME, K.
Widerstands beiwerte von Gitterabstandshaltern
fuer Reaktorbrennelemente.
Atomkernenergie, t5( 1970) 8.127-30
KFK-1205 (April 70)
3534 8CHMIDT, J.J.
Present status of the ohysical knowledge of
the most Important reactor nuclear data.
Atomkernenergie, 15(1970) S.26-34
3535 SEIFRITZ, W.
The polarity correlatlon of reactor noise in
the frequency domain.
Nuclear Applications, 7(1969) S.513-22
4294 DORNER, 5.; KATHEDER, H.
Einfuellverfahren fuer Alkalimetalle in
llestrahl ungskapsel n.
Kerntechnik, 12( 1970) S.273-79
4317 STtGEMANN, D.; SEUFERT, H.
VorrIchtung ZUm Bestimmen In unbestrahlten
Kernbrennstoffen enthaltenen spaltbaren
Materials.
OS 1 913 909 (17.9.1970)
4320 EYRICH, W.
Neutronengenerator.
DBP 1 816 459 (19.10.1970)
4335 EYRICH, W.: KELLER, W.
Oelarme kompakte Hochspannungsanlage mit
austauschbaren Bauelementen.
OS 1 905 862 (20.8.1970)
4356 DORNER, 5.: SCHRETZMANN. K.; REISS, F.
Verfahren und Vorrichtung zum Auftrennen von
Reaktorbrennelementhuellen,
Bestrahlungskapseln und dergi.
OS 1 589 850 (17.9.1970)
71

Vienna:
ppler F,ffect Measurements and
retation in Fast Reactor Spectra.
ence and Engineering (im Druck)
WALD, E.
rface Roughened by
i~h temperatures.
T.(Ed.]: Proceedings of the 1970
Heat Transfer and Fluid Mechanics Institute.
Monterey, Calif.,June 10-12,1970.
Stanford,Calif.: Stanford Univ.Pr.(1970).
S.354-70
4418 DORNER, S.; REISS, F.E.; SCHRETZMANN, K.
Druckausgleichsverschluss fuer Brennelemente,
insbesondere fuer qasgekuehlte Brutreaktoren.
Dalle Donne,M., Kummerer,K., Schroeter,
K.(Eds.]: fast Reactor Fuel and Fuel
Elements. Proceedings. Karlsruhe, Sept.
28-30,1970. Karlsruhe: Ges.fuer Kernforschung
1970. S.902-22
4419 DORNER, S.; SCHUMACHER, G.
Theoretische Betrachtungen ueber die Eignung
von Vanadiumlegierungen als Huellwerkstoff
fuer oxid ische (U, Pul-Kernbrennstoffe.
Journal of Nuclear Materials (im Druck)
4420 GROSS, B.
Compton Diodes.
Radiation Research (im Druck)
4428 SCHWETJE, W.
SYnthesis Solutlons of t
Boltzmann Equation for S
Nuclear Science and Engineer
4429 SPAETH, H.
The numerical calculation of quintic splines
by blockunderrelaxation.
Computing (im Druck)
4430 SPAETH, H.
The numerical calculation of high degree
LIDSTONE splines wlth equldistant knots by
blockunderrelaxation.
Computing (Im Druck)
4431 STASCHEWSKI, D.
Hochanreicherung der stabilen
Sauerstoffisotope durch
Gegenstromdestillation Von Schwerwasser In
gekoppelten fuellkoerperkolonnen.
Chemie-Ingenieur-Technik (im Druck)
4432 BOBER, M.; SARI, C.; SCHUMACHER, G.
Redistribution of Plutonium and Uranium in
Mixed (U, Pu) Oxide fuel Materials In a
Thermal Gradient.
Journal of Nuclear Energy (im Druck)
72

Proqramm ZUr Berechnunq der
wa scheinlichkeit eines
-Zaehlers.
2 (De?ember 70)
MANN, B.
icroscoplc Neutron Nuclear Data end fi-Group
.ross Sections for the Actiuides 231Pa, 232U,
23_U, 236U, 231U, 231Np, 238Np, 236pU, 238pU,
l,. J Am , 242 Cm •
Kf'K-1186 (.Juli 70)
EANDe( E )-128 'u I
44 / fl WIESE, H.W.
Kritische und sichere Abmessungen von
Behaeltern zur Laqeruug und Mischung
plutoniumhaltiqer Kernbrennstoffe.
Kf'K-1192 (Mai 70)
4448 WERLF, H.
Spektrumsmessungen radioaktiver
Neutronenquellen im Energiebereich von 10keV
bis 10MeV mit Protonenrueckstoss
Proportional-Zaeh1rohren.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-Ext.4/7(l-25
4449 BURKART, K.
Indlum-Sandwichmessunqen mit dicken Sonden
und neuen Zaehl- und Auswertungsmethoden.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-Ext .4170-26
4450 SCHUMACHER, G.
Entmischunq vOn Uran und Plutonium In
oxidischen Kernbrennstoffen unter EInwirkunq
eines Temperaturgradienten.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-Ext. 4/70-27
4451 CHOU, J.CII.
Messung von (n,r)-Wirkungsquerschnitten fuer
Tc 99 , Eu, Sm und Fe im Energiebereich 1 eV
bis 50 keV mit einem Bremszeitspektrometer.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-Ext.4/70-28
73

Das Institut für Kernverfahrenstechnik (Leitung: Prof. Dr. E. W. Becker) befaßt sich
hauptsächlich mit der Anreicherung von Uran 235 nach dem Trenndüsenverfahren,
mit der Kernbrennstoffinjektion bei Fusionsmaschinen und mit Grundlagenuntersuchungen
auf dem Gebiet der Dynamik verdünnter Gase. Für das Projekt Schneller
Brüter führt das Institut massenspektrometrische Analysen am Uran durch.
Anfang 7977 hatte das Institut 44 akademische Mitarbeiter (davon 72 Diplomanden
und Universitätsangehörige) sowie 52 sonstige Mitarbeiter (davon 4 Universitätsangehörige).
5
Institut für
Kernverfahrens­
Technik
(IKVT)
5/69/1
Anreicherung von Uran 235
(Institutsprojekt, Leitung: Prof. Dr. E. W.Becker)
Zum 1.3.1970 wurde zwischen der GfK und der
STEAG (Essen) ein Vertrag über eine Zusammenarbeit
auf dem Gebiet des Trenndüsenverfahrens abgeschlossen.
Danach wird die GfK das Trenndüsenverfahren
mit eigenen Mitteln weiterentwickeln und die
STEAG bei der Projektierung sowie gegebenenfalls
beim Bau und der Inbetriebnahme einer Demonstrationsanlage
beraten, während die STEAG mit eigenen
Mitteln die Industrialisierung des Verfahrens und die
Vorbereitung desAnlagenbaus betreibt. Unmittelbares
Ziel der gemeinsamen Tätigkeit ist die Bereitstellung
aller Unterlagen zur verbindlichen Beurteilung der
Wirtschaftlichkeit des Trenndüsenverfahrens bis Ende
1972. Die Unterlagen sollen in der Form einer möglichst
weitgehenden Planung und Ausschreibung einer
Demonstrationsanlage mit einer Trennarbeitsleistung
zwischen 500 und 1.000 t/Jahr vorgelegt werden.
Die Arbeiten Uber das TrenndUsenverfahren werden
im IKVT seit 1970 in der organisatorischen Form
eines Institutsprojektes mit den Schwerpunkten Komponentenentwicklung,
Trennelemententwicklung,
Anlagenentwicklung und physikalische Entwicklung
durchgeführt.
a) Komponentenentwicklung
(Leitung: Dr. G. Frey/Dr. D. Seidel)
In der ersten Hälfte des Jahres 1970 konnte der
Aufbau der technischen Trennstufe programmgemäß
abgeschlossen werden (Abb. 1).
Vom 21. Juli bis 18. August fand der vierwöchige
Abnahmeversuch mit UF 6 /He-Gemisch statt, bei
dem das Kennlinienfeld des Verdichters im Bereich
von 3 bis 7 Mol % UF 6 und 50 - 80 % Last aufgenommen
wurde. Die Versuche verliefen ohne nennenswerte
Schwierigkeiten. Der Verdichter er-
reichte die Auslegungswerte bis auf wenige Prozent.
Die Stufe wurde anschließend zur Erprobung
der ersten aus der industriellen Fertigung stammenden
Trennelementrohre verwendet (s. unten).
Mitte Dezember wurde die Stufe zur DurchfUhrung
verschiedener Garantiearbeiten vorübergehend stillgelegt.
Der erneute Betriebsbeginn ist für Ende
Februar 1971 vorgesehen.
b) Trennelemententwicklung
(Leitung: Dr. W. Bier)
Für die Auswahl der Trennelement-Herstellungsverfahren
ist entscheidend, daß die Weiten der
Düsen- und Abschälerschlitze in den flir die technische
Anlage vorgesehenen Trennelementen nur
etwa 0,02 mm betragen. Zusammen mit der Industrie
wurden 3 Verfahren fUr die wirtschaftliche
Massenfertigung von Trenndüsenelementen entwickelt,
für die folgende Merkmale charakteristisch
sind:
1) Galvanoplastik (Fa. Weber, Pforzheim). Dlisenund
Abschälerblech werden gemeinsam durch
galvanische Abscheidung von Kupfer auf einer
Aluminiummatrize hergestellt und mit rotierenden
Diamantscheiben nachbearbeitet.
2) Spanabhebende Verformung (Fa. Messerschmitt-Bölkow-Blohm).
Die Düsen- und Abschälerbleche
bestehen aus kantenartigen Fortsätzen
an 2 mm starken Aluminiumleisten, die
in eine Schwalbenschwanznut gelegt und mit
dazwischengepreßten Stahl kugeln fixiert werden.
3) Foto-Ätzung (Fa. Siemens). Die Trennelemente
werden durch Stapeln von Metallfolien hergestellt,
in die die Querschnitte der TrenndUsensysteme
samt Gaszuleitungen nach einem Fotoätzverfahren
eingebracht sind.
75

Abb.1:
Techl1ische Trel1nstllfe
fiirdie
Entmischllng der
Ural1isotope
l1ach dem
Trel1ndiisenverfahrel1
beim Einball des
zweistllfigen
Zentrifllgalverdich te rs.
Die ersten nach den Verfahren 1 und 2 hergestellten
Trennelementrohre lieferten beim Test mit
Verfahrensgas in der technischen Trennstufe 73
bzw. 78 % des mit Laborelementen erzielten
Trenneffektes. Die noch vorhandene Minderleistung
beruht im wesentlichen auf geringfügigen
Schwankungen der kritischen Parameter, die sich
durch den Einsatz von inzwischen beschafften Spezialmaschinen
und durch die Verwendung verbesserter
Werkzeuge weitgehend beseitigen lassen
dürften.
Die ersten nach den Verfahren 1 und 2 hergestellten
Trennelementrohre lieferten beim Test mit
Verfahrensgas in der technischen Trennstufe 73
bzw. 78 % des mit Laborelementen erzielten
Trenneffektes. Die noch vorhandene Minderleistung
beruht im wesentlichen auf geringfügigen
Schwankungen der kritischen Parameter, die sich
durch den Einsatz von inzwischen beschafften Spezialmaschinen
und durch die Verwendung verbesserter
Werkzeuge weitgehend beseitigen lassen
dürften.
Nach dem Verfahren 3 wurden 2 Versuchselemente
hergestellt, die unter Verfahrensbedingungen nahezu
100 % der vorgesehenen Leistung erbrachten
(Abb.2).
Aufgrund einer systematischen experimentellen
Untersuchung des Einflusses der geometrischen Parameter
auf die Leistung von Trenndüsenelemente
konnten Regeln für die Festlegung wirtschaftlich
optimaler Fertigungstoleranzen aufgestellt werden.
In umfangreichen experimentellen Versuchsreihen
bestätigte sich die vermutete wirtschaftliche überlegenheit
von Wasserstoff im Vergleich zu Helium
als Zusatzgas. Daher wurden systematische Untersuchungen
über das Verhalten von H 2 /U F6 -Gemischen
in Gegenwart der in technischen Trenndü-
. senanlagen vorkommenden Materialien und Verunreinigungen
durchgeführt. Es bestätigte sich erneut
die überraschend hohe chemische Beständigkeit
dieses Gemisches. Da bei einer technischen Anlage
ein Lufteinbruch und damit Knallgasbildung nicht
völlig ausgeschlossen werden kann, wurde das
76

Zlindverhalten von H 2 /U F6/Luft-Gemischen untersucht.
Es zeigte sich, daß die UF6-Beimischung
die Zündgrenzen des H 2 /Luft-Gemisches erheblich
einengt und die Reaktionsgeschwindigkeit sowie
den maximalen Reaktionsdruck beträchtlich vermindert.
c) Anlagenentwicklung
(Leitung: Dr. R. Schütte)
Die zehnstufige Pilot-Anlage wurde 1970 vor allem
zur experimentellen Untersuchung des Antwortverhaltens
von Trenndüsenkaskaden bei periodischen
Störungen benutzt, wie sie z. B. von der
UF6-Abscheidungsanlage verursacht werden
können. Es waren in keinem Fall Resonanzüberhöhungen
der Betriebsgrößenänderungen festzustellen.
Damit wurde erneut bestätigt, daß sich
Trenndüsenanlagen mit relativ geringem Regelaufwand
stabil betrei ben lassen.
Das Rechnerprogramm zur Simulation des stationären
Verhaltens von Trenndüsenkaskaden (4060)
wurde Hir die Untersuchung von Kaskadenabschnitten
mit großer Stufenzahl erweitert und für
die Auswahl geeigneter Anschlußbedingungen und
Regelungsverfahren der UF6-Abscheidungsanlagen
am Kopf der Trenndüsenkaskade eingesetzt. Ein
Programm zur Beschreibung des instationären Verhaltens
von Trenndüsenkaskaden (4061) konnte
soweit entwickelt werden, daß es das Verhalten
der Pilot-Anlage bei den oben beschriebenen Versuchen
weitgehend richtig wiedergibt.
Für die UF6-Abscheidung am Kopf der Kaskade
wurde eine Kombination aus einer Trenndüsenvorabscheidungsstufe
mit einer Tieftemperaturfeinabscheidung
ausgearbeitet und rechnerisch optimalisiert,
bei der keine Spezialverdichter für das vorgereinigte
Gas bzw. für das Reingas benötigt werden.
Der Entwurf wird im Rahmen eines Projektierungsauftrages
von der Industrie weiter verfolgt.
1
2
V
r..
d) Physikalische Entwicklung
(Leitung: Dr. W. Ehrfeld)
Die Untersuchungen an Trennelementmodellen
"" mit Hilfe molekular angeströmter Druck- und
~
Temperatursonden wurden unter Verwendung von
He/SF6-Gemischen fortgesetzt (4062). Die Ergebnisse
werden zur Festlegung der Eingangsdaten von
Modellrechnungen benutzt, die eine physikalisch
anschauliche Erklärung des Trennefekts zum Ziel
haben.
J- u
0,4
o
Die Modellrechnungen haben gezeigt, daß die positive
Wirkung des leichten Zusatzgases nur zum Teil
auf der Erhöhung der Machzahl des UF6 beruht.
Vor allem bei UF6-Gehalten unter 5 Mol % spielt
die Verzögerung der Einstellung der hypsometrischen
Dichteverteilung der Isotope durch das Zusatzgas
für die Entmischung eine wesentliche Rolle.
0,2
1
o o
200
~~ ~
----.1.... Po
400 Torr
600
Abb.2:
Elementareffekt €A ,md Uranabschälverhältnis Ou bei der
Entmischllng der Uranisotope in einem nach dem Fotoätzverfahren
hergestellten Trenndiisenelement. (PO = Einlaßdrrtck
des Gemisches alls 5 Mol % UF6 lind 95 Mol % Helillm. Expansionsverhältnis
4).
Da die im Institut vorhandenen UF6-festen Trennapparaturen
weitgehend für die Weiterentwicklung
und Kontrolle der technischen Trennelementfertigung
eingesetzt werden müssen, wurde für die
überprüfung der praktischen Konsequenzen der
Theorie eine neue UF6-feste Trennapparatur gebaut.
Bei dieser Apparatur wird versucht, die Isotopenzusammensetzungen
und die Gemischkonzentration
in den einzelnen Fraktionen kontinuierlich
zu bestimmen. Wenn sich dabei ausreichende
Meßgenauigkeiten erreichen lassen, kann mit einer
erheblichen Verkürzung der Versuchszeiten gerechnet
werden.
Am Niederdruck-Windkanal des Institutes wurden
systematische Untersuchungen über die Rückstau-
77

Ein Experiment, in dem Cluster-Ionen mit einer Spannung
von 1 MV beschleunigt werden sollen, ist in
Vorbereitung. Es wird an einem Kaskadengenerator
der Frauenhofer-Gesellschaft in Grafschaft durchgefüh
rt werden. Hierzu war die Entwicklung einer neuartigen
Cluster-Strahlquelle erforderlich, die innerhalb
der Hochspannungselektrode des Beschleunigers unfähigkeit
des Mantelgases von parallelgeschalteten
Trenndüsenelementen durchgeführt. Es zeigte sich,
daß mit einem merklichen Druckrückgewinn und
einer entsprechenden Energieeinsparung vor allem
bei rotationssymmetrischen Zusammenschaltungen
von Trenndüsenelementen zu rechnen ist. Es muß
noch geprüft werden, ob sich entsprechende
Trenndüsenanordnungen ohne unzulässig hohen
Mehraufwand herstellen lassen.
C;===ilj:lw§$~~~W=:?--Strah/gasfi/ter
l~il~1~~ffilß~f1@~~Strah,gasf/uß
'{,w~rr--~Druckmeß/eitung
I ~~m----+rt--ftBjt--/nnenküh/ung
.~)l:=w.Wl:=~ Gasvorratsvo/umen
I~::>.::'$I----Küh/mitte/bad
5/70/2
Kernbrennstoffinjektor für Fusionsmaschinen
(Leitung: Dr. W.
Henkes, Dr. R. Klingelhöfer)
Bei den Konzepten für stationär bzw. quasi-stationär
arbeitenden Kernfusionsreaktoren stellt die Einführung
des Kernbrennstoffs (DjT-Gemisch) ein wichtiges
Teilproblem dar. Bei bestimmten Konzepten muß
mit dem Kernbrennstoff ein erheblicher Teil der zum
Anheizen und zum stationären Betrieb des Reaktors
erforderlichen elektrischen Leistung zugeführt werden
("Hochenergieinjektion"). Andere Konzepte sehen
daneben, oder ausschließlich, eine "Kalte Nachftlllung"
von Brennstoff vor. Im ersten Fall besteht das
Problem hauptsächlich in der Raumladungsbegrenzung
der Stromdichte bei der elektrischen Beschleunigung
der Kernbrennstoffionen; im zweiten in der zu
geringen Eindringtiefe der kalten Materie an der Plasmaoberfläche.
Die plasmaphysikalische Gruppe des Instituts befaßt
sich mit der Frage, ob sich die Aussichten für eine
effektive Brennstoffinjektion bei Fusionsmaschinen
durch Verwendung sogenannter kondensierter Molekularstrahlen
("Cluster-Strahlen") verbessern lassen.
Diese Strahlen werden durch Expansion der gasförmigen
Wasserstoffisotope aus vorgekühlten Düsen und
überführung des Strahlkerns ins Hochvakuum erzeugt.
Nachdem gezeigt werden konnte, daß die Mehrfachionisierung
von Clustern ein wirksames Mittel ist, Cluster-Ionen
mit dem für die Beschleunigung gewünschten
Verhältnis von Atom- zu Ladungszahl zu erzeugen
(4063), wurde ein neuer Ionenquellentyp zur Ionisierung
von Clustern konstruiert, der eine homogenere
und wesentlich höhere Stromdichte der ionisierenden
Elektronen herzustellen gestattet. Die Ionenquelle ist
im Stadium der Erprobung.
Abb.3:
Kry-ostatuntertei/
==~~~rn--/ndiumdichtung
~~~=---Ringstrah/düse
!:--_~~__Wasserstoff­
C/usterstrah/
Injektionssystem zur Erzeugung hohlzylinderfänniger Wasserstoff-Cluster-Strahlen
für Plasmaexperimente.
tergebracht werden kann. Der bei der Industrie in
Auftrag gegebene Kryostat der Cluster-Strahl quelle
soll im Frühjahr 1971 geliefert werden.
Der Aufbau ei ner Apparatur zur Untersuchung der
Wechselwirkung von Clustern mit massenselektierten
Wasserstoffionen steht vor dem Abschluß. Die Versuchsergebnisse
sollen Aufschluß über den Einfang beschleunigter
Cluster in Hochtemperaturplasmen geben.
Die Arbeiten zur Erzeugung räumlich scharf begrenzter
Wasserstoffplasmen durch elektrische Entladung
längs kondensierter, im Hochvakuum laufender Molekularstrahlen
wurden fortgesetzt (4064,4065). Durch
Streuung von Laser-Licht konnte nachgewiesen werden,
daß die Wasserstoff-Cluster auch bei Stromdichten
in der Größenordnung von 10.000 Ajcm 2 die
etwa 2'10- 6 sec. betragende Entladungszeit zu einem
erheblichen Teil überleben. Damit ergibt sich die
Möglichkeit, das Schicksal der zur Kernbrennstoffinjektion
vorgesehenen Wasserstoff-Cluster unter
ähnlichen Bedingungen zu untersuchen, wie sie für
einen Kernfusionsreaktor anzunehmen sind.
Flir diese Untersuchungen geeignete Plasmen sollen
durch magnetischen Kollaps einer hohlzylinderförmigen
Plasmakonfiguration gewonnen werden, die bei
der elektrischen Entladung längs eines hohlzylinder"
förmigen Wasserstoff-Clusterstrahls entsteht. In der
Zwischenzeit ist es gelungen, solche Strahlen mit einem
Durchmesser von ca. 5 cm bei ausreichender
Dichte reproduzierbar zu erzeugen (Abb. 3).
78

;:;-
~ /0-1
ll?
~--
"
Ill?
1
5
Die Arbeiten zur Kernbrennstoffinjektion bei Fusionsmaschinen
wurden mit den plasmaphysikalischen
Instituten in ]lilich und Garching abgestimmt. Die in
Karlsruhe entwickelten Injektionsmethoden werden
von mehreren ausländischen Fusionsforschungszentren
angewendet (Culham, Oak Ridge, Fontenay-aux­
Roses u. a.).
5/70/3
Die Experimente zur Reflexion kondensierter Molekularstrahlen
in Abhängigkeit von der Reflektortemperatur
wurden mit einer eingehenden Untersuchung
der Reflexion von Wasserstoffagglomeraten vorläufig
abgeschlossen. Das zur theoretischen Behandlung des
Die fUr die praktische Anwendung von kondensierten
Molekularstrahlen notwendigen experimentellen und
2
theoretischen Untersuchungen Uber den Kondensationseinsatz
sowie die Betriebsbedingungen, mit denen
sich Cluster bestimmter mittlerer Größe bei verschiedenen
Gasen erzeugen lassen, wurden fortgesetzt
(4066, 4067, 4068). Dabei konnten die theoretischen
•Ar-Kr
Vorhersagen des Modells korrespondierenden Strömungen
bestätigt werden (Abb. 4). Die Messungen er­
5
X,-,. /
i
lauben eine Vorhersage der mittleren Cluster-Größe,
wenn nur der Anfangszustand und die Abmessungen
,./
der DUse bekannt sind.
2
Im Berichtsjahr wurde die Optimalisierung fUr die
/ Nd500 Atome/Ctust" nach dem Ammoniak-Wasserstoff-Austauschprinzip
im Heiß-Kalt-Betrieb arbeitenden Schwerwasseranreicherungsanlage
vervollständigt. Insbesondere wurden
...
die optimale Anlagenkonzeption und die optimalen
5
Betriebsbedingungen fUr Anlagen in Kombination mit
kleinen Ammoniakfabriken ermittelt. Als wichtigstes
3
0.3
Ergebnis folgt, daß auch Anlagen mit einer Produktionskapazität
von 25 to D 2 0/Jahr mit den großen
0.5 1.0 2.0 5.0 10.0
---- io=To/rElk)
amerikanischen Austauschanlagen (nach dem Schwefelwasserstoffverfahren)
konkurrenzfähig sind (4071).
10-2
Abb.4:
Sonstige Arbeiten
(Leitung: Dr. j. Gspann, Dr. O. F. Hagena,
Prof. Dr. U. Schindewolf)
/
+-N.
/
7-
Nachweis der Gültigkeit des Theorems korrespondierender
StrömlIngeIl bei der Erzellgllng VOll kOlldellsierten Moleklllarstrahle'1
(Clllster-Strahlell).
T o , Po Allsgallgstemperatllr lind Allsgallgsdruck,
E, a Konstalltell des Lemwrd-]olles-Potelltials,
N= mittlere Clllster-Größe.
Reflexionsvorganges entwickelte RUckstoßmodell
steht in befriedigender übereinstimmung mit den
experimentellen Daten. Im Hinblick auf mögliche
Anwendungen wichtigstes Ergebnis dUrfte die fUr
H 2 -Agglomerate nachgewiesene Existenz einer optimalen
Reflektortemperatur sein, bei der die Reflektion
nahezu verlustlos zu maximaler Intensitätserhöhung
fUhrt und außerdem geringe Strahldivergenz sowie
ausgeprägte Massentrennung der reflektierten
Agglomerate vorliegt (4069, 4070).
FUr die an einem Bandstrahlsystem mit Strahlumlenkung
in der Dlise gewonnenen Ergebnisse wurde eine
Deutung, basierend auf dem molekularen Strömungswiderstand
der Agglomerate entwickelt, die sowohl
die Agglomeratumlenkung in der DUse als auch die
Trennung der Agglomeratmassen am Ende des Strahlerzeugungssystems
zu erklären gestattet. Das Auftreten
zweier deutlich getrennter Fraktionen von Agglomeraten
mit verschiedenen Massen, am Bandstrahlsystem
zuerst beobachtet, ist nicht an die Strahlumlenkung
in der DUse gebunden, wie die Untersuchung
von mit KegeldUsen ohne Strahlumlenkung erzeugten
Wasserstoff- und Stickstoffagglomeratstrahlen gezeigt
hat. Dabei wurden mit Hilfe des Ziehfeld-Laufzeit­
Verfahrens außerdem erstmals negative, also durch
Elektroneneinfang gebildete Agglomerationen nachgewiesen.
Arbeiten Uber die Temperaturabhängigkeit des Thermodiffusionsfaktors
von ortho- und para-Deuterium
im Bereich von 23 °K bis 165 °K sowie der Druckabhängigkeit
einer zur Konzentrationsmessung in
UF 6 /He-Gemischen entwickelten Wärmeleitmeßzelle
wurden veröffentlicht (4072, 4073).
79

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IKVT
IM JAHRE 1970
40
.; RGEHL, H.
mung der Ionendichte aUs der
Verbreiterung der H(ß)- Linie bei
chen Entladungen In Hz-clusterrl
t fUer Naturforschung, 25a(1970)
-62
19 (Aug./Sept.70)
GEHL, H.
estimmung der Ionendichte aus der
tark-Verbreiterung der H(ß)- Linie bel
elektrischen Entladungen in Hz-cluster­
Strahlen.
Dissertation, Univ. Karlsruhe 1970
4066 UAOENA, O.F.; OBERT, W.
Condensation in Supersonlc Free Jets:
~xperlments with different Gases.
Seventh International Symposium on Rarefied
Gasdynamics, Pisa, June 29 - July 3, 1970
Advances in Applied Mechanics (im Druck)
4072 SCHUETTE, R.; KOERTING, K.
Oie Temperaturabhaenglgkeit des
Thermodiffusionsfaktors von ortho- und
para-Deuterium im Bereich von 23K bis 165K.
Zeitschrift fuer physikalische Chemie, N.F.,
71(1970) S.329-31
4073 BAECKER, H.
Messung der Druckabhaengigkelt einer zur
Konzentrationsmessung in UF6/He-Gemischen
entwickelten Waermeleit-Messzelle.
Diplomarbeit, Univ. Karlsruhe 1970
4327 BECKER, E.W.; KLINGELHOEFER, R.
Verfahren ZUm raeumlichen Konzentrieren von
Im Vakuum laUfenden Strahlen aus
kondensierter Materie.
DBP 1 639 248 (7.9.1970)
4366 SCHINDEWOLF, U.
Verfahren zum Anreichern von Deuterium durch
Isotopenaustausch.
DAS 1 567 540 (1.10.1970)
80

Das Institut für Material- und Festkörperforschung (Leitung: Prof. Dr. Böhm, Prof.
Dr. Thümmler) beschäftigt sich mit Werkstoffproblemen für fortgeschrittene Reaktoren,
vorzugsweise mit Fragen der Hüllwerkstoffe und Kernbrennstoffe, sowie der
Brennstabentwicklung im Rahmen des Projektes Schneller Brüter.
Die Arbeiten umfassen Untersuchungen an technisch wichtigen Werkstoffen, die für
die Erstellung eines Prototyp-Brüters vorgesehen sind, sowie langfristige Entwicklungen
auf dem Kernbrennstoff- und Hüllwerkstoffgebiet. Im einzelnen werden
folgende Hauptthemen behandelt:
Keramische Kernbrennstoffe (U0 2 , (UPu) 02' UN und UC), In Zusammenarbeit
und Abstimmung mit Nukem, Alkem, Institut rur Transurane und KFA jWlch;
Cermet- bzw. Dispersionsbrennstoffe (mit hohem sowie mit niederem Metalianteil
und idealisiertem Gefüge);
- Mechanische und physikalische Eigenschaften von Hüll- und Strukturwerkstoffen;
- Entwicklung hochwarm fester Vanadinlegierungen in Zusammenarbeit mit der
Metallgesellschaft;
- Strahlenschädigung in Hüllwerkstoffen, in Zusammenarbeit mit Siemens und
AEG;
Korrosion von Werkstoffen In Natrium und Dampf;
- Brennstabentwicklung (In Zusammenarbeit mit Nukem und Alkem);
I
- Analytische Untersuchungen;
- Entwicklung von Bestrahlungstechniken und Bau von Bestrahlungsanlagen.
Im jahr 7970 hat sich die Zusammenarbeit besonders mit den Firmen NUKEM,
ALKEM und AEG vertieft. Das IMF hält auch ständigen Kontakt mit der KFA
jWich. Mit Forschungszentren des Auslandes, wie UKAEA Harwell, Battelle-Inst.
Columbus/Ohio u. a. bestand Erfahrungsaustausch auf verschiedenen Gebieten.
Mehrere Mitarbeiter und die Institutsleiter arbeiten in verschiedenen deutschen,
ausländischen oder internationalen Gesellschaften bzw. deren Ausschüssen aktiv
mit.
Am 37.72. 7970 waren im IMF 57 Akademiker (davon ein ausländischer Gast), 77
Ingenieure sowie 88 sonstige Mitarbeiter beschäftigt.
6
Institut für
Material- und
Festkörperfors[hung
(IMF)
6/00/1 Keramische Kernbrennstoffe
6/00/11 Untersuchungen an U0 2 und
(UPu) O 2
Die bisher hier aufgeführten Untersuchungen an U02
bzw. (UPU)02 werden in diesem Bericht unter
6/00/72 behandelt. über den Einfluß von Spaltprodukten
auf die Verträglichkeit von U02 (und UC) mit
Hüllwerkstoffen s. 6/00/12.
Pulvermetallurgische Verfahrenstechnik
(im F + E-Programm 71 unter 6/71/3)
Hochdruckpreßkammer - Es wurden einige weitere
Verdichtungsversuche mit der Hochdruckpreßkammer
(bis 15.000 at) im Einzelfall bis 30.000 at durchgeführt.
Die Hydraulikflüssigkeit zeigt bei 30.000 at
eine Kompressibilität von etwa 40 %(4074).
Zur Charakterisierung der mit und ohne Preßhilfe
kaltgepreßten Werkstoffe (bis 6.000 at) wurden Sinterversuche
an zylindrischen Proben ausgeführt. Darüber
hinaus war die Anlage sowohl durch spezielle
Fertigungsprobleme des Zentrums (z. B. Herstellung
von Li2C0 3 -Rohren für das IAK) als auch durch solche
der pulvermetallurgischen Industrie häufig belegt.
Impu/sverdichtung - Die im IMF schon seit 1967 bestehende
Anlage zum Impulsbeschleunigungs-Verdichten
(1888) mußte an einen neuen Standort etabliert
werden. Es wurde ein relativ breit angelegtes Programm
zur Herstellung von Filterplatten und Magne-
81

ten in Zusammenarbeit mit der fndustrie abgewickelt.
Unsere Arbeiten fanden hierbei positive Beurteilung,
was sich in der Fortsetzung der Zusammenarbeit auch
für 1971 manifestierte.
Isostatisches Heißpressen
Es zeigte sich 1970 im verstärkten Maße, daß das von
uns in der BRD erstmalig eingesetzte Verfahren des
isostatischen Heißpressens sowohl von der einschlägigen
deutschen Industrie als auch von verwandten Forschungszentren
(Ispra und Mol) gerne und häufig in
Anspruch genommen wird, sei es zur Herstellung bestimmter
Werkstoffproben, sei es zur Einschätzung
seiner technologischen Relevanz ftir die Pulvermetallurgie.
6/00/72
Untersuchungen an UC und UN
(einsch/. modifiziertem Brennstoff)
(PSB-Titel 1124.11 a)
Zur Modifizierung" von UC im Sinne möglicher Ei-
"
genschaftsverbesserungen wird US benötigt, das über
UOS gewonnen werden soll. Die Untersuchungen zur
reproduzierbaren Herstellung von UOS wurden abgeschlossen.
Eine detaillierte Beschreibung des Verfahrens
ist zur Patent-Voranmeldung eingereicht worden;
ein zusammenfassender Bericht ist in Vorbereitung.
Die Untersuchungen zur Herstellung von US bzw.
U(C,S) sollen bis Mitte 1971 abgeschlossen werden
(PSB-Programm 1124.11 a, Auftrag IMF 1/70).
Oxydationsversuche an trockener Luft ergaben bei
W-haltigen UC-Proben schon bei 1 Gew.-% W in UC
eine geringere Oxydation des Materials als bei reinen
stöchiometrischen und "überstöch iometrischen" UC­
Proben. Out-of-pile Verträglichkeitsuntersuchungen
und ein Bestrahlungsversuch, der Aufschluß über das
Schwellverhalten geben soll, sind in Vorbereitung.
Eine Studie über das quasibinäre System Ue-W ist
abgeschlossen; eine Veröffentlichung dieser Arbeit ist
in Vorbereitung.
Die Arbeiten zur klein-technologischen Herstellung
von UN-Pellets (UN aus U+N 2 ) verschiedener Dichte
(85 bis >95 % TD) wurden entwicklungsmäßig abgeschlossen.
Ein zusammenfassender Bericht ist in Vorbereitung.
Nach diesem Verfahren wurden Brutstoffund
Isoliertabletten mit ca. 83 % TD für die Bestrahlungsversuche
DN 1 und DN 2 (PSB-Auftrag BEE
7/70), sowie Tabletten mit ca. 95 % TD für Verträglichkeitsuntersuchungen
unter Bestrahlung hergestellt.
Die Untersuchung zur Charakterisierung von
UN-Pulvern, die durch carbothermische Reduktion
von U0 2 unter Stickstoff hergestellt sind, und deren
Sinterverhalten sind begonnen worden. Diese Arbeiten
die in engem Kontakt mit der Nukem durchgefüh~t
werden, werden voraussichtlich auch 1972 mit
dem Ziel der Erarbeitung wirtschaftlicher Verfahren
zur Herstellung reproduzierbarer reiner UN-Pellets
weitergeführt.
Die Versuche zum Korrosionsverhalten gesinterter
UN-Pellets (>95 % TD) in Wasserdampf von Atmosphärendruck
bei 350 - 500°C, sowie einzelne Versuche
bei hÖheren Drucken und an kleinen Brennstabproben
mit definiertem Leck sind im wesentlichen
abgeschlossen. Ein zusammenfassender Bericht ist
vorgesehen.
Die Schmelzversuche zur reproduzierbaren Darstellung
definierter UN-, U(C, N)- und U(C, S)-Proben im
überdruc k- Lich tb ogen ofen sin d fo rtgesetzt worden.
Die Untersuchungen, insbesondere an UN und U(C,
N), können demnächst abgeschlossen werden. Da~eben
wurden wiederum zahlreiche Schmelzen verschiedener
metallischer und keramischer Werkstoffkombinationen
durchgeführt, die die Wünsche verschiedener
Institutionen (DEW, Battelle-Institut Frankfurt,
Techn. Hochschule Zürich, Universität Karlsruhe)
und Arbeitsgruppen der GfK berücksichtigen.
über die bisherigen Arbeiten des IM F auf dem Urannitrid-Gebiet,
die mehr als 20 Publikationen umfassen,
wurde zusammenfassend vorgetragen (4075).
Die Untersuchungen über die Verträglichkeit von UC
mit Hüllmaterialien wurden fortgesetzt. Glühungen
bei 800°C und 900°C ließen bei den verschiedenen
austenitischen Stählen im Kontakt mit leicht überstöchiometrischem
UC (C-Gehalt 4,85 - 4,90 Gew.- %)
karbid ische Ausscheidungen entlang den Korngrenzen
bis zu Tiefen von 300 - 600l1m erkennen. Bei
1.000°C fanden schon nach kurzer Zeit ("\/100 h) heftige
Reaktionen statt (4076, 4077).
Vanadinlegierungen mit Titangehalten bis zu
5 Gew.- % verhielten sich bei allen Temperaturen, vor
allem bei 1.000°C gegenüber dem UC stabiler als die
Stähle. Bei 800 0
und 900°C war nach 500 h nur eine
geringe Vanadindiffusion in den Brennstoff festzustellen,
bei 900°C nach 1.000 h waren Reaktionszonen
zwischen 5 und 20 11m zu erkennen. Bei 1.000°C entstanden
Zonen mit Tiefen von 30 bis 50 11m (4077).
Eine Stickstoffmodifizierung des Brennstoffs (Austausch
von Kohlestoffatomen im UC durch Stickstoffatome)
bringt bei den Stählen und den Vanadinlegierungen
eine Verbesserung des Verträglichkeitsverhaltens
zum indest bei den höheren Temperaturen
(>800°C). Bei 1.000°C waren die Reaktionen zwischen
den Stählen und U(C, N) wesentlich geringer als
mit UC (Abb. 1). Mit den Vanadinlegierungen genügte
schon ein geringer Stickstoffzusatz zum UC
(UCO,9NO,1), um die an UC bei 900° und. 1.000°C
beobachteten Reaktionen, zum VerschWinden zu
bringen (4077).
Nickelbasislegierungen reagieren schon bei 700°C
stark mit Uc. Eine Verbesserung war hier mit dem
Karbonitrid nicht festzustellen. Eisenbasislegierungen
82

, .
/
I,'
''"', ..
UC 50 x 50 x
Abb. 1:
Reaktionen von Stahl (Cr Ni Ti15/15 mit UC und U(C,N) bei 1OOO°C nach 144h. (Wirkung der Stickstoff-Modlfizienll1g)
UCO,6 No,4
50 x
mit hohen Nickelgehalten (Incoloy 800) reagieren
auch bei 700°C mit UC, heftiger jedoch erst bei
800°e. Hier brachte die Stickstoffmodifizierung auch
eine Verbesserung der Verträglichkeit (4077).
Die Messung der mechanischen Eigenschaften (Festigkeiten
und Dehnverhalten) von Flachzerreißproben
aus Stahl vom Typ 4988, aus Incoloy 800 und Inconel
718, die bei verschiedenen Temperaturen im Kontakt
mit UC ausgelagert wurden, ließen schon bei
600°C Wechselwirkungen erkennen, die mit den üblichen
Untersuchungsmethoden nicht feststell bar waren
(4077,4078).
Für hohe Abbrände sind Verträglichkeitsuntersuchungen
mit reinen Kernbrennstoffen nicht voll ausreichend,
da der Kernbrennstoff durch die entstandenen
Spaltprodukte (4079) chemisch verändert wird. Es
wurden daher Untersuchungen an verschiedenen
Hüllmaterialien (V 2 A, 4988, Incoloy 800, Inconel
625, VZr 2 Cr 15) mit Cäsiummetall und nichtmetallischen
Spaltprodukten (Sr, I, Se, Te) durchgeführt.
In Gegenwart aller simulierten Spaltprodukte finden
bereits bei 600°C stets Reaktionen mit dem Hüllmaterial
statt. Die Vanadinlegierung zeigt bei allen Versuchstemperaturen
das beste Verträglichkeitsverhalten
gegenüber den Spaltprodukt-Kernbrennstoff-Ge-
83

mischen. Danach folgen die Stähle und Nickalbasislegierungen
(4080). Die stärksten chemischen Wechselwirkungen
mit dem Hüllmaterial wurden durch das Se
und Te verursacht.
6/00/73 Gleichgewichte in keramischen
Kernbrennstoffen
(PSB-Titel 1124.22)
Oxidischer Brennstoff
Die thermodynamischen Untersuchungen an den Platinmetall-Spaltproduktoxiden
wurden abgeschlossen
(4083). Als Grundlage für Untersuchungen an hochabgebrannten
Mischoxidbrennstoffen wurden die
während des Abbrandes auftretenden Gleichgewichte
unter Einschluß der Spaltprodukte und im Hinblick
auf Stöchiometrieänderungen diskutiert (4081). Unter
Berücksichtigung dieser Gleichgewichte wurden
Abschätzungen über die Wärmeleitfähigkeit in einem
oxidischen Brennelement bei hohem Abbrand gemacht
(4082).
Carbid- und Nitrid-Brennstoff
Das Verhalten der simulierten Spaltprodukte Mo, Tc,
Ru, Th und Pd in einem carbidischen Brennelement
wurde untersucht. In den Systemen Mo-Ru-C und
Mo-Rh-C wurden ternäre Verbindungen gefunden.
Die Folgen für das Reaktionsverhalten von Mo, Tc,
Ru, Rh und Pd in einem carbidischen Brennelement
wurden herausgearbeitet (4084). Die Arbeiten umfassen
auch thorimhaltige Systeme, in denen drei neue
ternäre Thorium-Ruthenium-Carbide gefunden wurden
(4085).
Die Bestimmung der freien Bildungsenthalpien der für
die Berechnung der Kohlenstoffbilanz wichtigen Phasen
URh 3 , URh 3 Cx und U 2 RhC 2 wurde weitgehend
abgeschlossen. Ebenso wurden die Untersuchungen
zur Stabilisierung kohlenstoffarmer Carbide der Seltenen
Erden durch Sauerstoff fortgeführt und teilweise
abgeschlossen.
Zur Kenntnis der Gleichgewichte im Nitrid-Brennstoff
wurde begonnen, die isothermen Schnitte in den
Systemen U-M-N (M = Spaltprodukt und Hüllmaterial)
zu berechnen und durch gezielte Untersuchungen
mit der Differentialthermoanalyse zu bestätigen.
Alle Arbeiten wurden im Erfahrungsaustausch mit
Gruppen an anderen Kernforschungseinrichtungen
durchgeführt (Harwell, Oak Ridge, Los Alamos, Argonne).
6/00/74 Bestrahlungsuntersuchungen
Druck- und Neutronen-Einfluß aufdas Kriechen
(PSB-Titel 1121.22)
Eine quantitative Berechnung des Brennstabverhaltens
unter Bestrahlung, im besonderen bezüglich der
Hülldehnung setzt hinreichende Kenntnisse über das
bestrahlungsbedingte Kriechen und über das Schwellen
des Brennstoffes voraus. Theoretische Abschätzungen
der Kriechgeschwindigkeit unter Bestrahlung
wurden zum vorläufigen Abschluß gebracht und ­
zusammen mit ersten experimentellen Ergebnissen -
Abb.2:
Längenändertlngsgeschwindigkeit von U0 2 bei eil1er Uranspaltungsrate
von ca. 5.j 0- 9 U-At./U-At.•s il1 Abhängigkeit
VOI1 der Druckbelastung
6111
1O-61h
10,....-------~------------
I5
O+-----~---------------
-5
Brennsloffoberflächenlemperaluren
o 220-250'C
.370 -1,10 'C
x 1,70'C
(Tmax. - TOberfl. = 150 bis 200 'C)
-10
-15
federbelasleles
UOrSläbchen
-2
-25
o 2 5
kplmm2
84

als Tagungsbeitrag vorgetragen und veröffentl icht
(4086,4087).
Demnach ist fUr Oxidbrennstoff unter dem Verformungswiderstand
des HUllrohres auch bei niedrigen
Temperaturen « 1.200°C) eine - nur schwach temperaturabhängige
- Kriechgeschwindigkeit zu erwarten,
die höher liegt als die Geschwindigkeit der Spaltproduktschwellung
des Brennstoffes. Bei Wirkung
einer solchen Spannung könnte daher die Schwellung
in (nicht gasgefUliten) Brennstoffporen oder anderen
Hohlräumen aufgefangen werden. Die bestrahlungsbedingte
Kriechgeschwindigkeit von Nitrid- und Karbidbrennstoff
dUrfte dagegen um eine Größenordnung
niedriger liegen.
Im Verlauf des Jahres 1970 wurde die erste Serie von
Bestrahlungskriechversuchen an U02 und einige vorbereitende
Messungen an UN- und UC-Proben durchgefUhrt.
Die Ergebnisse bestätigen die theoretischen
Abschätzungen quantitativ bzw. tendenzmäßig
(4086). Die Messungen an U02 wurden mit einer
FR 2-Kriechkapsel unter kontinuierlicher Registrierung
der Probenlängenänderung durchgeflihrt (4087)
(Abb.2).
Die FR 2-Kriechkapsel wird kUnftig zu brUterbetriebsnäheren
Versuchen an (U, PU)02 eingesetzt (Projekt
FR 2/73 d, Versuchsdauer öis Ende 1972).
Vom CEA Grenoble wurde eine Kriechkapsel anderen
Typs geliefert, die - mit besseren Einstellmöglichkeiten
fUr Belastung und Temperatur - im BR 2-Mol
bei höheren Spaltungsraten und bis zu hohen Abbränden
in der Probe eingesetzt werden soll. Sie soll fUr
Untersuchungen an (U, PU)02 und evtl. (U, Pu)C bei
500 - 1.000°C bis zu Abbränden von etwa 10% dienen
(Projekt Mol 12, Versuchsdauer evtl. bis 1973).
Ein weiterer Kriechkapseltyp, dessen Entwicklung
1970 beim CEA-Grenoble in Auftrag gegeben wurde,
ist zur direkten Messung des Brennstoff-Schwelldruckes
vorgesehen (Projekt Moll 0, Versuchsdauer
voraussichtlich 1972 - 73).
Im Rahmen dieser Untersuchungen wurde ein Erfahrungsaustausch
mit Arbeitsgruppen in USA, Großbritannien
und bei Euratom eingeleitet(BMI-Columbus,
AE RE-Harwell, CEG B-Berkeley-Großbrit., TU I-Karlsruhe).
Mit dem CEA-Grenoble ergab sich eine enge
Zusammenarbeit beim Entwurf von Bestrahlungskriechkapseln.
Schwelluntersuchungen
(Im F + E-Programm 1971 unter 6/71/3)
In der Literatur liegen zwar brauchbare Angaben Uber
die Schwellgeschwindigkeit keramischer Brennstoffe
vor, diese beziehen sich aber meistens auf Stab proben
mit einem steilen radialen Temperaturgefälle, so daß
Uber die Druck- und Temperaturabhängigkeit der
Schwellgeschwindigkeit keine befriedigenden Aussagen
möglich sind. Diese sind jedoch fUr die theoretische
Vorausberechnung des Brennstabverhaltens unter
Bestrahlung dringend erwUnscht.
Daher wurden Arbeiten begonnen, die die Messung
der Schwellgeschwindigkeit von keramischen Brennstoffproben
unter angenähert isothermen Bedingungen
(bis ca. 1.400°C) und unter einstellbarem Druck
(bis ca. 200 at) zum Ziel haben.
Die theoretischen und experimentellen Arbeiten Uber
die Kristallgitterschäden in keramischen Werkstoffen
unter Neutronenbestrahlung wurden 1970 mit einem
umfassenden Bericht im wesentlichen abgeschlossen
(4088). Dieser Bericht bezieht sich auch auf Strahlenschäden
in nichtspaltbaren Keramiken und enthält
hierzu eigene experimentelle Ergebnisse Uber Zr02,
ZrC und ZrN.
Gefügeänderung und Verträglichkeit von Nitrid- und
Karbid-Brennstoffen unter Bestrahlung
(PSB-Titel 1124.31 a)
Die Erprobung einer Hochtemperatur-Bestrahlungskapsel
zur Untersuchung der GefUgeänderung in Karbid-
und Nitridbrennstäben bei hoher Zentraltemperatur
unter Bestrahlung wurde abgeschlossen. In UN­
Brennstoff konnten bei Bestrahlungsbeginn Temperaturen
zwischen etwa 1.400 und 1.800°C erreicht werden.
Ein möglicher (U, Pu)N-Bestrahlungsversuch in
dieser Kapsel wurde spezifiziert (Projekt FR 2/77).
Verträglichkeitsversuche an UN und UC mit einigen
BrUterhUlimaterialien unter Bestrahlung im FR 2 bei
HUlitemperaturen von 600 - 800°C wurden durchgefUhrt
(Projekt FR 2/66) und gegenwärtig ausgewertet.
Sie scheinen zu zeigen, daß die Reaktionen zwischen
Brennstoff und HUlie in vielen Fällen im wesentlichen
mit den Ergebnissen ohne Bestrahlungseinfluß (bei
gleichen Temperaturen) Ubereinstimmen. Ausnahmen
ergeben sich bei Anwesenheit von Ti im HUlimaterial.
Diese Komponente scheint bei hinreichend hohem
Gehalt ;;::10% in V-Legierungen einen gewissen
Schutz gegen Versprödung oder lokalen Abtrag
(Reaktionsporosität) im Bereich der Spaltprodukt­
Recoil-Zone (ca.15 11m tief) zu bieten; dieser Schutz
wirkt möglicherweise auch einer Entfestigung durch
Auflösung härtender, feiner TiO-Ausscheidungen entgegen.
6/70/77 Diffusionsuntersuchungen
Die im F + E-Programm 1970 angekUndigten Untersuchungen
wurden nicht aufgenommen (s. a. Bericht
Uber Forschungs- u. Entwicklungsarbeiten 1969 unter
6/70/11 ).
Hingegen wurden frUhere Arbeiten dieser Gruppe
fortgesetzt, die den Titel "elektrochemisch-analytische
Untersuchungen" haben (siehe in diesem Bericht
unter 6/00/83).
85

6/00/2 Cermet- und Dispersionsbrennstoffe
6/00/27 Systeme mit höherem Metallantei/
Im Rahmen der FR 3-Studie wurden die Technologie,
der Aufbau und die Eigenschaften von U02-Stahl­
Cermets zusammenfassend erarbeitet. Ei n entsprechender
Bericht ist in Vorbereitung. Verhandlungen
über die Durchführung von Strangpreßversuchen mit
der Metallgesellschaft AG (Frankfurt) sind im Gange.
Diese Versuche sollen eine allgemeine Einschätzung
des Strangpressens und der Möglichkeiten ergeben, es
auf andere Cermetbrennstoffe (U02-Cr) bzw. keramische
Brennstoffe (U02/PU02) mit Hülle zu übertragen
(PSB-TiteI1124.11 b).
Um Fragen der Bindung an Grenzflächen zwischen
Metall und Keramik nachgehen zu können, wurden
erste Spaltwinkelmessungen an Metall-U02-Grenzflächen
sowie einige Warmhärtemessungen durchgeführt.
Begonnen wurden außerdem mikroskopische Konstitutions-
bzw. Verträglichkeitsuntersuchungen in UN
mit Fe und Cu bzw. UC mit Fe und Cr (1124.11 a).
Erste Ergebnisse wurden bereits veröffentlicht
(4089).
In den Untersuchungen über den Zusammenhang zwischen
dem stereometrischen Aufbau (Form, Orientierung,
Verteilung der Phasen) und den Eigenschaften
(Leitfähigkeit, thermische Ausdehnung, Festigkeit)
mehrphasiger Werkstoffe wurde die Porositätsabhängigkeit
der Eigenschaften von Kernbrennstoffen
einbezogen. Die bisherigen Ergebnisse wurden zusammenfassend
dargestellt (4090, 4091, 4092, 4093).
Zur Frage der Konzentrationsfunktion der Feldeigenschaften
mehrphasiger Werkstoffe, wie Spaltstoffcermets,
ist ein umfassender Bericht in Vorbereitung.
Ebenfalls in Vorbereitung sind Bericht über Wärmeleitfähigkeit
und Porosität sowie thermische Ausdehnung
von Brennelementen, die sich us der Zusammenarbeit
in den Arbeitskreisen Modelltheorie und Nachbestrahlungsuntersuchungen
ergeben haben. Die Zusammenarbeit
in den mit den IAR (Dr. Schikarski)
führte zum Abschluß eines Berichtes über die Korngrößenabhängigkeit
des elektrischen Widerstandes von
U02, der dem nächst erscheint (1124.11 d, 1124.21).
Bereits erschienen ist ein Bericht über die Messung
von thermischen Ausdehnungskoeffizienten an Standardmaterialien,
der aus einem Kooperationsprogramm
hervorgegangen ist. An ihm waren neben dem
IM F Forschungsgruppen aus mehreren Staaten beteiligt
(4094).
Die noch ausstehende Zusammenfassung der Untersuchungen
zur Technologie, Reaktionskinetik und zu
speziellen Eigenschaften (thermische Ausdehnung,
Leitfähigkeit, Festigkeit) von UAI 3 -AI-Dispersionsbrennstoff
wurde fertiggestellt (4095). Ebenfalls abgeschlossen
wurden die Arbeiten zum Aufbau von
UAI 4 -AI-Dispersionen (4096, 3729). Im Rahmen der
deutsch-französischen Zusammenarbeit laufen z. Zt.
die Prüfungen von UAI 3 -AI-Plattenelementen für den
Grenobler Höchstflußreaktor, die von den Firmen
Cerca (Frankreich) und Nukem (Deutschland) als
Prototypen hergestellt wurden.
über die Arbeiten des IMF auf dem Gebiet der Cermet-
und Dispersionswerkstoffe für nukleare Anwendungen
wurde zusammenfassend vorgetragen (4097).
Stereometrischer Aufbau und Phasenbindung
in Meta//-Keramik-Systemen
(im F+E-Programm 1971 unter 6/71/3)
Untersuchungen zur quantitativen mikroskopischen
Gefügeanalyse von mehrphasigen und/oder porösen
Werkstoffen bedeuten einen wichtigen weiteren
Schritt zur Charakterisierung solcher Materialien. Dies
ergibt sich aus einem inzwischen publizierten zusammenfassenden
Bericht (4098) sowie aus der Zusammenarbeit
mit dem Deutschen Normenausschuß,
die im Normententwurf 01 N 30.900 zur Pulvermetallurgie
ihren Ausdruck findet.
Die laufenden Arbeiten lassen sich in drei Gruppen
gliedern:
Untersuchungen zur quantitativen Gefügepräparation
Untersuchungen zur quantitativen stereometrischen
Gefügeanalyse
Untersuchungen zur quantitativen materialbedingten
Gefügeanalyse.
Für Cermets wurde - vor allem betreffend Punkt 1 ­
ein zusammenfassender Bericht veröffentlicht (4099),
zu den anderen Punkten sind Berichte in Arbeit.
Im Rahmen der Zusammenarbeit mit dem Auschuß
Metallografie der Deutschen Gesellschaft für Metallkunde
wurde ein Kooperationsprogramm zur quantitativen
elektronischen Gefügeanalyse entworfen, das
von hier aus geleitet wird und an dem in- und ausländische
Industrie- und Forschungsstätten beteiligt sind.
Ein 1968 aufgenommenes Programm in Kooperation
mit der DFVLR (persönliche Absprache) über das
thermoelektrische Verhalten spaltstoffhaltiger Verbundwerkstoffe
hat publikationsreife Ergebnisse erbracht.
Mit dem Department of Metallurgy, University
of Surrey, besteht ständige Zusammenarbeit
durch im Institut tätige Studenten.
6/00/22 Systeme mit niederem Meta//antei/
(PSB-TiteI1125.1)
Es wurden Langzeitbiegeversuche an isostatisch heißgepreßten
U02-Mo- und U02-Cr-Cermets mit und
oh ne aufgepreßte Incoloy 800-Hülle durchgeführt; die
mit Hülle verformten Proben hatten einen deutlich
86

höheren Verformungswiderstand (4100). Messungen
der Warmhärte an den Matrixmetallen Mo, Cr und V
bis 1.000°C im Hochvakuum bestätigten, daß das
plastische Verhalten bei Preßtemperatur bei der Werkstoffkomponenten
wichtig ist für die Ausbildung
eines idealisierten Cermetgefüges. Messungen der elektrischen
Leitfähigkeit erfolgten bi's 1.000°C (4101).
Für das Bestrahlungsprogramm FR 2-68 (siehe
6/00/23) wurden insgesamt 12 Bestrahlungsproben
(U0 2 -Cr bzw. V mit verschiedenen Hüllwerkstoffen)
hergestellt. Die Einsätze sind seit Oktober 1970 im
FR 2.
Der Autoklav zur Herstellung 50 cm langer Brennelementstäbe
ist installiert und erste Vorversuche wurden
aufgenommen. Für die isostatische Umhüllung
Pu-haltiger Kapseln mußte eine Autoklav-Kompressoreinheit
umgebaut werden.
Die Arbeiten zur Beschichtung von U0 2 mit Cr und
V wurden im Jahre 1970 fortgesetzt (PSB-Titel
1125.1). Die Ergebnisse der V-Beschichtung sind in
einem KFK-Bericht (4102) zusammengefaßt.
Abb.3:
50 Gew.- % UAI 3 -AI-Dispersionsbrennstoff nach ca. 40 %
Uranabbrand bei 70°C, geätzt zur Sichtbarmaclll111g der bestrahlungsbedingten
AI-Diffusionszonel1 in den Spaltstoffteilchen:
"Draufsicht-Schliff" parallel zur Plattenoberfläche
6/00/23 Bestrah/ungsversuche
Bestrahlung U0 2 -Cr, V-Cermetstabproben
(PSB-TiteI1125.32)
Die Bestrahlungsversuche an U0 2 -Cr, V-Cerniets­
Stabproben mit niedrigem Metallgehalt (20-30
Vol.-%) und sehr regelmäßiger ("idealisierter") Verteilung
der Metallmatrix sollen klären, ob derartige
Brennstoffe für die Konstruktion besonders kurzer
(ohne Spaltgasplenum ausgelegter) und stabiler Hochleistungsbrennstäbe
(bis ca. 1.000 W/cm) in Betracht
kommen. Die Versuche wurden 1970 mit dem Einsatz
von vier Bestrahlungskapseln mit je 4 etwa
100 mm langen U0 2 -Cr- und U0 2 -V-Stabproben mit
Hüllen aus hochoxidationsfesten Ni-Legierungen bzw.
aus Reinvanadin fortgesetzt. Die Proben sollen bei
Stableistungen von etwa 700 - 500 W/cm und Hülltemperaturen
von 800 - 600°C bis zu Abbränden
von 40 - 50.000 MWd/tU und etwa 80.000 MWd/tU
bestrahlt werden (Projekt FR 2/68, Versuchsdauer
zunächst bis Ende 1971).
Die Ergebnisse der bisherigen Vorversuche wurden in
einem zusammenfassenden Vortrag einbezogen
(4100). Inzwischen wurde die erste
50.000 MWd/t-Bestrahlung von U0 2 -Cr-Stabproben
beendet. Die Stäbe erschienen bei der visuellen Kontrolle
äußerlich unversehrt. Es ergaben sich jedoch
Hinweise auf eine beträchtliche Spaltgasleckage.
10-2-15-4/4 100 x geätzt
.."
87

Bestrahlung von VAlx-AI-Dispersionsbrennstoffplatten
Im Hinblick auf die Auslegung des deutsch-französischen
Hochflußreaktors in Grenoble mit UAI 3 -AI-Dispersionsbrennstoffplatten
werden in einem Druckwasserloop
des FR 2 Bestrahlungsversuche an Probeplatten
mit UAI 3 -AI- und UAI 2 -AI-Brennstoff (ca. 50
Gew.-% UAI 3 oder UAI 2 ) durchgeführt. Nach einer
Reihe von Vorversuchen im normalen FR 2-Kühlwasserstrom
wurde 1970 das Druckwasserloop in Betrieb
genommen, das Probetemperaturen von 120 - 180°C
bis zu einem Uran-Abbrand von maximal etwa 50 %
einzustellen gestattet. Der erste Einsatz mit 12 Probeplatten
wurde bei Temperaturen von maximal 160°C
bis zu etwa 25 % Uran-Abbrand bestrahlt (Projekt
FR 2/58, Versuchsdauer bis Mitte 1973).
Die bisher vorliegenden Ergebnisse deuten darauf hin,
daß bis zu einem Uran-Abbrand von etwa 30 % im
wesentlichen unabhängig von der Bestrahlungstemperatur
und der Aluminid-Zusammensetzung (UAI 3
oder UAI 2 ) nicht mit kritischen Gefügeänderungen ­
vor allem in Hinblick auf eine Volumenvergrößerung
der Platten - zu rechnen ist. Nach höherem Abbrand
(ca. 40 %) scheint bei hohen Bestrahlungstemperaturen
(~150°C) eine starke Spaltgasschwellung der Platten
möglich zu sein, während bei tiefen Temperaturen
(ca. 70°C) noch keine wesentlich schädlichen Gefügeänderungen
zu beobachten sind (Abb. 3).
6/00/3 Mechanische und physikalische
Eigenschaften von Hüll- und Struktur-Werkstoffen
6/00/31 Zeitstand- und Kriechverhalten von
hochwarmfesten Legierungen
(jetzt PSB -1131.11 a)
Auf diesem Gebiet wurden die Arbeiten an hochwarmfesten
austenitischen Stählen, Nickel- und Vanadinlegierungen
weitergeführt.
Flir die Eisenbasis-Legierungen interessierte in dieser
Phase, inwieweit sich das Zeitstand- und Kriechverhalten
durch mechanisch-thermische Vorbehandlungen
variieren bzw. verbessern läßt.
Von der Legierung X8CrNiMoVNb 1613 (4988) wurden
5 Vorbehandlungszustände untersucht, die den
Einfluß der Kaltverformung (15 - 50 %) und der
Auslagerungstemperatur (700° - 170 h, 800° - 23 h)
erfaßten. Alle Zustände wurden bis zu 6.000 Stunden
untersucht. Die aufgenommenen Zeitstandfestigkeitskurven
zeigen, daß keine der mechanisch-thermischen
Vorbehandlungen zu einer wesentlichen Verbesserung
der Zeitstandfestigkeit flihrt, ohne daß die Duktilität
stark herabgesetzt wird.
Dagegen ergaben die Untersuchungen an dem 15/15
CrNi-Stahl 12R72HV (4970), daß durch Kaltverformung
und Glühung das Zeitstandverhalten in weiten
Bereichen variiert werden kann. Dieser Stahl wurde in
7 Zuständen untersucht, wobei sich eine Kaltverformung
von 10 - 15 % mit nachfolgender Glühung bei
2"'800°C als optimal erwiesen hat.
Die Legierung X8CrNiMoNb 16/16 (4981) wurde
ebenfalls in 5 verschiedenen Vorbehandlungszuständen
untersucht. Dabei wird im Rahmen der deutschspanischen
Zusammenarbeit ein Teil des Versuchsprogramms
in den Anlagen der Junta de Energia Nuclear
abgewickelt. Das Versuchsprogramm für diesen Stahl
ist bis auf die Langzeitversuche abgeschlossen. Es
zeigte sich, daß eine Kaltverformung von 10 - 15 %
optimales Zeitstandverhalten erbringt.
Untersuchungen über den Einfluß von Stickstoff an
einem 18/14 CrNi-Stahl ergaben, daß eine Erhöhung
des N-Gehaltes von 0,04 auf 0,13 % bei Temperaturen
bis 700°C nur bis zu Standzeiten von 10 3 Stunden
die Zeitstandfestigkeit etwas verbessert. Bei Prliftemperaturen
>700°C werden durchweg um den Faktor
5 höhere Standzeiten flir den Stahl mit höherem
Stickstoffgehalt erzielt.
Ebenfalls abgeschlossen wurden die Untersuchungen
an den Nickellegierungen Inconel 625 und Inconel
718 in jeweils zwei verschiedenen Wärmebehandlungszuständen.
Im Rahmen der mehr grundlagenorientierten Arbeiten
zum Zeitstand- und Kriechverhalten austenitischer
Stähle wurden Untersuchungen über die Länge
des Bereichs des übergangskriechens sowie liber die
Verfestigung wäh rend des Kriechens durchgeführt
(4103).
Im Bereich der V-Legierungen wurde neben laufenden
Langzeitversuchen (z. Z. 32.000 Std.) der Einfluß von
Silizium und Germanium auf das Zeitstand- und
Kriechverhalten von V-Ti-Legierungen untersucht.
Die Zugabe von Germanium in Konzentrationen von
1 - 4 % führt zu keiner Verbesserung der Zeitstandfestigkeit.
Erst durch Zugabe von 1 %Silizium ist bei
V-3 Ti eine deutliche Erhöhung der Zeitstandfestigkeitzu
verzeichnen (4104).
Im Rahmen der Untersuchungen zum Zeitstand- und
Kriechverhalten von Rohren aus hochwarmfesten
Werkstoffen wurden die Versuche unter Innendruck
fortgeflihrt.
Im einzelnen wurde der Einfluß von Wärmebehandlungen
auf die Zeitstandfestigkeit und die Bruchdehnung
von Rohren aus drei austenitischen Stählen, die
mit Innendruck belastet sind, untersucht. Die Daten
sind folgender Tabelle zusammengefaßt:
88

Werkstoff Nr. 1.4988 1.4981 12R72HV
Werkstoff X8CrNiMoVNb X8CrNiMoNb X10CrNiMoTi
1613 1616 1515
Anlieferungs- lösungszustand
geglüht +
Kaltverf.

10'1, KALTVERFORMT
30
20
--.~-~-----=-~.~""~.,, ...=.-_----------"""":~""CloiOt=---------j
.................... ....,..- .-.-._.
.-.-...~.-.
N
E ~ 10
BESTRAHLT 1.1',0 22 n/tm 2 • E > 0.1 MeV
0-
'"
~
t!l
Z
::>
z z
«
CL
VI
10'1, KALTVERFORMT + 850·C-lh
30
20
10
....................
~.~- -__0.1 MeV -._._ ...............
........-
I .............
6 810 '
6 8 10 2
--.--...----.-~----.-:::.!.O••
..___i
Abb.4:
Zeitstandfestigkeit von DA
1613 VNb (Werkstoff-Nr.
4988) vor und nach Bestrahlung
bei 650°C
STANDZEIT IN STUNDEN
zunimmt. Veröffentlicht wurden ebenfalls die Ergebnisse
der Röntgenbeugungsuntersuchungen an inneren
Oxydationszonen von in Natrium korrodierten Vanadin-Titan-Legierungen
(4108).
6/00/4 Vanadium-Legierungen
(jetzt PSB - 1132.1 und 6/71/2)
Nachdem die umfangreichen leitstand untersuchungen
an V-Legierungen bereits 1969 weitgehend abgeschlossen
wurden (siehe auch unter 6/00/31), standen
bei den im IM F durchgeführten Arbeiten zur V-Legierungsentwicklung
im Jahre 1970 Versuche zum Korrosionsverhalten
(siehe Abschnitt 6/00/61), zum
Schweißverhalten sowie zur Aufklärung des Festigkeitsverhaltens
im Vordergrund. Die Ergebnisse der
letztgenannten Untersuchungen haben deutlich gezeigt,
daß die Festigkeitseigenschaften der V-Ti-Legierungen
überwiegend durch die Ausscheidung von TiO
bestimmt werden (4107,4109).
Die Arbeiten bei der Metallgesellschaft konzentrierten
sich auch im Jahr 1970 auf die Technologie der Rohrherstellung.
Ende des Jahres wurde erstmalig eine
größere Menge von Rohren aus V-3Ti-1 Si fertiggesteilt,
mit denen demnächst pin-Bestrahlungen durchgeführt
werden sollen.
6/00/5
Untersuchung der Strahlenschädigung
an Hüllwerkstoffen
(jetzt PSB 1131.11 c und 6/71/1)
Die Untersuchungen über den Einfluß von Neutronenstrahlung
auf die mechanischen Eigenschaften von
Hüllwerkstoffen umfaßten wie in den vergangenen
Jahren das Kurzzeit- und Langzeitverhalten von Werkstoffen
nach Bestrahlung sowie das in-pile leitstandverhalten
von Hüllrohren aus potentiellen Hüllwerkstoffen.
Im Rahmen der Untersuchungen über das
Kurzzeitverhalten von austenitischen Stählen nach
Bestrahlung wurden die Versuche über den Einfluß
mechanisch-thermischer Vorbehandlungen beim Stahl
12R72HV (4970) abgeschlossen (4110). In Fr 2-Bestrahlungen
wurde der Einfluß des Borgehaltes titanstabilisierter
austenitischer Stähle auf die mechanischen
Eigenschaften nach Bestrahlung überwiegend
thermischen Neutronen untersucht. Es zeigte sich,
daß die Borverteilung erwartungsgemäß von ausschlaggebener
Bedeutung für die Hochtemperaturversprödung
ist. Eine Wärmebehandlung, die zur Ausscheidung
des Bors im Korninnern in Form vom
M 23 (C, B)6 führt, hat eine gegenüber dem lösungsgeglühten
lustand deutlich erniedrigte Hochtemperaturversprödung
zur Folge.
90

20
~t---------+-
I
50", KALTVERFORMT
----------,----
10
E 8
E
.....
Cl.
.>t. 6
-JL'--'--" -+
BESTRAHLT 1.1 x 10 22 n/cm 2 , E > 0,1 MeV ..... ·............... 'k'
I
........
•""'.
i .......

en Abfall der Festigkeit durch die Neutronenbestrahlung
als bei anderen austenitischen Stählen. Bei
den Nachbestrahlungsuntersuchungen stellte sich jedoch
heraus, daß der größte Teil der Hüllrohrproben
an oder in unmittelbarer Nähe der Thermoelementschweißsteilen
geborsten ist, so daß bisher keine echte
Aussage über den Einfluß der Bestrahlung auf die
Festigkeit und Duktilität dieser Rohre gemacht werden
kann.
Die Nachuntersuchungen an Rohren aus dem Werkstoff
Nr. 4981 sind erst vor kurzem begonnen worden.
Während die bisher vorliegenden Ergebnisse
keine wesentlichen Unterschiede in der Zeitstandfestigkeit
der Stähle 4981 und 4988 im Anlieferungszustand
zeigen, weisen die Rohre aus 4981 eine etwas
höhere Bruchdehnung auf als die aus dem Stahl 4988.
Im Rahmen der in-pile Kriechversuche (Projekt
Mol 5) wurden zwei Kriechkapseln der Fa. Vickers
(Mol 5 A) im BR 2 bestrahlt. Bei beiden Einsätzen
konnten die spezifizierten Temperaturen nicht erreicht
werden. Da es sehrfraglich ist, ob durch Änderungen
an den folgenden drei Einsätzen die spezifizierten
Bedingungen eingehalten werden können,
wurde auf die Bestrahlung der restlichen 5 A-Kriechkapseln
verzichtet. Beim CEA Grenoble wurden zwei
Kriechkapseln eines anderen Typs bestellt (Projekt
Mol 5 B). Die Bestrahlung wird Anfang 1971 beginnen.
Erste Bestrahlungen von Reinstmaterialien mittels
niederenergetischer Schwerionen (Ni-Ionen) wurden
durchgeführt. Zu einem Abschluß gekommen sind
Modellrechnungen, die einen Einblick geben über die
Wi rksam keit versch iedener Reaktorspektren und geladener
hoch- und niederenergetischer Ionen bezüglich
entstehender Gitterdefekte, insbesondere der zu erwartenden
Leerstellen- und Zwischengitteratomübersättigungen.
Als Maß für diese Schädigungsrate wird
ein Verlagerungswirkungsquerschnitt uD definiert, der
die elastische Wechselwirkung des eingeschlossenen
Teilchens mit den Gitteratomen und die durch Sekundärstöße
zwischen den Gitteratomen entstehenden
Atomverlagerungen beinhaltet. Die Defektrate k
selbst ist dann das Produkt aus UD und dem Teilchenfluß
0.1 MeV) und im BR 2 bis zu integrierten Neutronenflüssen
von 5 x 10 20 (E > MeV) ausgelegt sind.
Ebenfalls vorbereitet und begonnen wurden Simulationsversuche
am Variable Energy Cyclotron in Harvell.
In diesem Experiment werden die Referenzstähle
(4988, 4981, 12R72HV) in technisch definierten Zuständen
zunächst bis zu einer neutronen-äquivalenten
Dosis von 5 x 10 22 nvt mit Kohlenstoffionen bestrahlt
und das Schwellverhalten elektronenmikroskopisch
untersucht.
Zur Klärung der Einflußnahme von Neutronenstrahlung
auf das plastische Verhalten von kubisch raum-
92

zentrierten Metallen wurden Vanadinvielkristalle im
FR 2 in einem Dosisbereich von 2,10 16 bis
2,7.10 19 n/cm 2 (E > 1 MeV) bestrahlt. Die Proben
wurden daraufhin im Temperaturbereich von 24°C
bis 1.100°C einem dynamischen Zugversuch unterworfen.
Die an hand der Spannungsrelaxation durchgeführte
thermische Aktivierungsanlyse ergab, daß der
geschwindigkeitsbestimmende Verformungsprozeß im
Temperaturbereich 20 - 1.1 OO°C (Ausläufer des Tieftemperaturbereichs
der Fließspannung) bis zu Dosen
von 1.10 13 n/cm 2 durch die Bestrahlung qualitativ
nicht beeinflußt wird. Er wird, wie auch im Fall von
unbestrahlten Proben, durch die Wechselwirkung von
Versetzungen mit interstitiellen Fremdatomen bestimmt.
Beim Vanadin zeigte sich die Rolle des Sauerstoffs
als ausschlaggebend. Bei kleineren Dosen wird
diese Wechselwirkung zunächst abgeschwächt, vermutlich
durch die Bildung von Sauerstoff-Strahlungsdefekt-Komplexe.
Bei höheren Dosen (>
1.10 19 N/cm 2 ) bestimmt die Verformungsgeschwindigkeit
offensichtlich ein anderer Vorgang,der vermutlich
auf eine gegenseitige Wechselwirkung von Versetzungen
zurückzuführen ist.
Die inneren Spannungen (athermische Spannungskomponente)
werden im gesamten Dosisbereich
durch die Bestrahlung erhöht. Hingegen erfolgt eine
Erhöhung der effektiven Spannung (thermische Spannungskomponente)
gegenüber dem unbestrahlten Zustand
erst bei Dosen;;;' 1.10 13 n/cm 2 . Die temperaturunabhängige
Strahlungsverfestigung (Erhöhung der
Fließspannung gegenüber dem unbestrahlten Zustand)
kann im Temperaturbereich 20 - 200°C bei kleinen
und mittleren Dosen am besten durch eine (1Jt) 1/2_
Abhängigkeit beschrieben werden. Bei höheren Dosen
treten Sättigungserscheinungen auf, die auf die Bildung
von Defektagglomeraten schließen läßt. Diese
Ergebnisse führen zum Schluß, daß der Verformungsprozeß
für bestrahlte kubisch-raumzentrierte Metalle
im starken Maße von der Konzentration von interstitiellen
Verunreinigungen und zum anderen von der
Neutronendosis bestimmt wird.
6/00/6 Korrosionsuntersuchungen
6/00/61 Natriumkorrosion
(jetzt PSB 1141)
Versuche im Korrosionskreislauf "Cerberus" des IRB
an austenitischen Stählen mit 16 - 18 % Cr und 10 ­
16 % Ni, an Nickelbasislegierungen und an den unlegierten
Metallen Fe und Ni haben gewisse Aufschlüsse
über den Korrosionsmechanismus liefern können
(4112). Die Zusammensetzung der Legierungen beeinflußt
in starkem Maße die Korrosionsgeschwindigkeit
durch Natrium und ihre Temperaturabhängigkeit. Dabei
verhalten sich die austenitischen Stähle ähnlich
wie unlegiertes Eisen, Legierungen vom Inconel-Typ
jedoch mehr wie unlegiertes Nickel. Die Aktivierungsenergie
der Gesamtreaktionen der Korrosion für die
austenitischen Stähle und für Fe betragen nach diesen
Messungen um 15 kcal/Mol, für Inconel und Nickel
haben wir Werte um 40 kcai/Mol gefunden.
Nickel und Eisenbasislegierungen unterscheiden sich
in einem weiteren Punkt ihres Korrosionsverhaltens.
So wird die Korrosionsgeschwindigkeit bei austenitischen
Stählen durch den Sauerstoffgehalt des Natriums
stark beeinflußt, bei reinem Nickel findet sich
diese Abhängigkeit nicht (Abb. 5). Die Korrosion
von Eisenbasislegierungen beruht nach den vor! iegenden
Ergebnissen der Korrosionsversuche nicht auf
einem einfachen Lösungsmechanismus, da die Korrosionsgeschwindigkeit
in keiner Beziehung zur Sättigungskonzentration
des Eisens in Natrium steht
(4113).
Die Korrosionsversuche zur Auswahl von Vanadiumlegierungen
nach ihrem Korrosionsverhalten und zur
Klärung des Verträglichkeitsverhaltens dieser Gruppe
von Werkstoffen in Natrium sind abgeschlossen worden
(4114). Unter der Voraussetzung, daß eine Sauerstoffleckage
in das Natrium eines Primärkühlkreislaufs
von der Konstruktion her unterdrückt werden kann,
sind Hüllrohre aus V-15%Cr-l %Ti in einem natriumgekühlten
schnellen Reaktor einsetzbar. Weitere
Versuche müssen die Spezifikationen des Kühlkreislaufs
ermöglichen.
Die Korrosionsversuche in Natrium mit den als Gettermaterialien
in den Vanadiumlegierungen enthaltenen
Metallen Zirkonium und Titan haben viel zum
Verständnis der Korrosion der Legierungen beigetragen
(4115, 4116). Röntgenographische Untersuchungen
der versprödeten Zonen von korrodierten Vanadium-Titan-Legierungen
(4108) haben gezeigt, daß
sich neben der Ausscheidung einer Phase (Ti, V) 0
auch noch eine interstitielle Aufnahme von Sauerstoff
in die Matrix beobachten läßt.
Die Gehalte des Kreislaufnatriums an Sauerstoff werden
mit Hilfe von kontinuierlich arbeitenden Festelektrolytzellen
kontrolliert. Diese Zellen wirken als
elektrochemische Sauerstoffkonzentrationsketten,
deren eine Zelle das zu kontrollierende Natrium ist,
während die andere Zelle durch ein konstantes definiertes
Sauerstoffpotential gebildet wird. Diese Monitoren
erlauben Messungen bis zu Sauerstoffgehalten
unter 0,1 ppm, die im Natrium durch Heißfallenreinigung
erreicht werden (4115,3063).
Zur Eichung der Monitore wird die Destillationsmethode
benutzt. Nach Abtrennung des metallischen
Natriums von dem chemisch gebundenen durch Vakuumdestillation,
wobei das Natriumoxid im Destillationsrückstand
verbleibt, kann das Oxid mit großer
Exaktheit bestimmt werden. Die Unterscheidung von
93

---~I--.
0,2 pp 0
•
- 0,2J---------"

2. Im Vergleich zu den atmosphärischen Heißdampfversuchen
wurde kein Einfluß des erhöhten
Dampfdruckes auf das Ausmaß und die Morphologie
der Oxidbildung beobachtet.
3. Bei überprüfung des quantitativen Zusammenhanges
zwischen Heißdampf-Korrosion und Kaltverformung
durch Einsatz mittels Walzen definiert
kaltverformter Incoloy 800-Blech proben des Verformungsgrades
10, 30, 50, 60, 70 und 90 %ergab
sich der zeitliche Verlauf der Gewichtsänderung
der Proben. Eine negative Exponentialfunktion ist
geeignet, den Zusammenhang zwischen der korrodierten
Metallmenge und dem Grad der Kaltverformung
wiederzugeben (4119). Dieses Resultat ist
gleichzeitig auch innerhalb einer Versuchsreihe im
semidynamischen Kreislauf unter Atmosphärendruck
erzielt worden, ist also nicht spezifisch für
die statischen Dampfbedingungen des Hochdruckautoklaven.
Die korrodierten Metallmengen oberflächlich geschmirgelter
Incoloy 800-Proben entsprechen denen
von 85 - 90 %kaltverformten Materials.
4. Da bei 40 - 50 %Kaltverformung eine zunehmende
Sättigung reps. eine nur noch sehr geringfügige
Erhöhung der Versetzungsdichte im metallischen
Gefüge, jedoch eine zunehmende Zerstörung des
ursprünglichen metallischen Gefüges unter Kornverfeinerung
eintritt, wurde der Einfluß der Korngröße
auf die Korrosion gesondert untersucht.
Erste Resultate an Incoloy 800-Blechproben zeigen
mit wachsender Korngröße linear ansteigende
korrodierte Metallmengen, doch stehen zum besseren
Verständnis des Einflusses der Versetzungsdichte
und der Korngröße auf die Korrosion als
Folge des Kaltverformungsvorganges, Untersuchungen
an feinstkörnigem Material « 8 [ASTM]
noch aus.
6/00/7 Brennstabentwicklung
6/00/77 Herstellung von Brennstoff- und
Brennstabproben
7. Brennstäbe für Bestrahlungsversuche
Im Pu-Laboratorium wurden 37 Brennstäbe und
Brennstabproben hergestellt, die im FR 2 oder im
BR 2 zur Bestrahlung kamen (FR 2-Kapsel-Versuchsgruppen
5 a, 5 bund Versuchsgruppe
Mol 8 C). Die 9 Brennstabproben der Versuchsgruppe
5 a enthalten Brennstofftabletten mit vier
verschiedenen Materialdichten in vier einheitlichen
Zonen, wie es für den "integrierten Dichteversuch"
spezifiziert war.
Charakteristisch für die 18 Brennstabproben der
Versuchsgruppe 5 b war deren kleiner Brennstoffdurchmesser
(3,95 mm) und die hohe Anreicherung
des Plutoniums. Bei der Herstellung traten
beim spitzenlosen Rundschleifen der kleinen
Brennstofftabletten Schwierigkeiten aUf. Letztere
wurden durch Umbauten an der Schleifmaschine
überwunden.
Die 10 Brennstäbe für die Bestrahlung im BR 2
(Versuchsgruppe Mol 8 C) tragen alle wesentlichen
Merkmale eines Schnell-Brüter-Brennstabes. Neben
zwei Brennstoffdichten, 86,7 % th. D. und 95 %
th. 0., wurde auch eine Dichte-Kombination ähnlich
wie bei Versuchsgruppe 5 a, eingesetzt, wobei
diese Stäbe auch Druckapillaren zur Messung des
Spaltgasdruckaufbaues erhielten. Für die FR 2­
Kapsel-Versuchsgruppe 5 c, bei der die Stabproben
eine Hülle aus einer Vanadinlegierung erhalten sollen,
wurde der Tablettenbrennstoff hergestellt.
2. Weitere Brennstoffproben und Untersuchungen zu
den Verfahrensschritten
Die Durchführung von Kriechexperimenten mit
und ohne Bestrahlung verlangte die Fertigung verschiedenster
Tabletten mit unterschiedlichen
PU02 -Gehalten, Dichten, Durchmessern und großem
Höhen/Durchmesserverhältnis. Hierbei wurden
Schritte des Herstellungsverfahrens, wie z. B.
der Entwachsungsprozeß überprüft. Es zeigte sich,
daß die sorgfältige Beobachtung des Temperatur/
Zeitprogrammes während des Entwachsungsprozesses
für die Erzielung von Restkohlenstoffgehalten
unter 100 ppm wesentlich ist. Ein gesamter
Tablettenherstellungsprozeß kommt hinsichtlich
Reproduzierbarkeit und Standardabweichung der
Dichten bei insgesamt 300 Tabletten in 7 Herstellungspartien
auf eine Standardabweichung von weniger
als 0,4 %th. D.
3. Brennstoff-Sonderformen
Zur genauen Bestimmung spezieller Parameter in
Einzeluntersuchungen und in verfeinerten Bestrahlungsexperimenten
werden Tabletten und
zylindrische Scheiben mit zentraler Bohrung benötigt.
Versuche, Lochtabletten und Lochscheiben
aus U02 herzustellen, sind bisher erfolgreich verlaufen.
4. Verfahrensschritte zur Herstellung von Karbidund
Nitrid-Brennstoff
In der Herstellungslinie für Karbidbrennstoff wurden
Verfahrensschritte entwickelt, wobei Uran karbid
als Modellsubstanz für die Herstellung plutoniumhaitiger
Mischkarbide diente. Innerhalb dieser
Arbeiten wurden auch mehrere Serien von Uran­
Nitrid-Tabletten nach gegebenen Spezifikationen
gesintert.
95

Urankarbid wurde aus der Umsetzung von U02
und Graphit hergestellt. Die Kinetik dieser Umsetzung
im technischen Maßstab und im Hinblick
auf die PuC-Herstellung wurde untersucht. So ist
es z. B. möglich, ein Urankarbid von nahezu
stöchiometrischer Zusammensetzung und Sauerstoffgehalten
kleiner als 1.000 ppm als Ausgangsprodukt
herzustellen.
5. Quantitative Beschreibung des Sinterverhaltens
von Brennstoffen
Um das Schwindungsverhalten oxidischer, karbid i­
scher und nitridischer Kernbrennstoffe quantitativ
zu beschreiben, wurde ein FORTRAN-Programm
zur Computer-Auswertung gemessener Schwindungswerte
entwickelt. Zur experimentellen Untersuchung
der Sinterkinetik wurde ein Hochtemperaturdilatometer
(maximale Temperatur
2.200°C, max. Vergrößerung 100.000-fach) in Betrieb
genommen, womit zahlreiche Einzelproben
untersucht wurden. Die Auswertung der Daten soll
auf längere Sicht für definierte Pulver eine Vorausberechnung
der Sinterschwindung, abhängig von
Zeit, Temperatur und anderen Parametern, ermöglichen.
6/00/72 Techn%gische Eigenschaften Puha/tiger
Kernbrennstoffe
7. Mechanische Eigenschaften
a} Kriechverhalten von U02-PU02 -Kernbrennstoffen
Im Berichtszeitraum wurde eine Druckkriechapparatur
mit plutoniumhaltigem Material in
Betrieb genommen. Abbildung 17 zeigt eine Gesamtansicht
der Druckkriechapparatur. Bei den
Messungen der mechanischen Eigenschaften
stand die Ermittlung der Kriechdaten von
Uran-20 %-Plutonium-Mischoxid im Vordergrund.
Es wurden eine Reihe von Messungen mit U02­
20 %PU02 im Temperaturbereich von 1.100 ­
1.800°C und im Spannungsbereich von 100 ­
500 kp/cm 2 durchgeführt. Bei der Auswertung
der Kriechexperimente nach der Formel
e=A"anoexp (-Q/RT)
wurde der in Tabelle dargestellte Zusammenhang
zwischen Aktivierungsenergie und Spannungsexponent
gefunden. Der mit steigender
Spannung zunehmende Spannungsexponent
läßt sich gut durch eine exponentielle Spannungsabhängigkeit
darstellen. Diese Gesetzmäßigkeit
wurde für die Aufstellung von Näherungsformeln
benützt [4120, 4121].
Aktivierungsenergie und Spannungsexponent bei Kriechversuchen
an U0 2 - 20 % PU02 (gesintert aus Pulvermischungen)
Q
(kcaljmol)
n
150 3,51
..
152 3,46
139 2,90
"0 '"
129 2,79
c bIl
c
125 1,54 '" E ::l
.!:: 121 1,52
c
'" c
::l
120 1,14 '"
0-
NVl
Die Proben waren während der Kriechversuche
leicht unterstöchiometrisch. Man erkennt deutlich,
wie mit abnehmender Spannung der Spannungsexponent
und die Aktivierungsenergie abnehmen.
Das kann man durch einen übergang
von zwei Kriechmechanismen erklären.
Ein weiteres hervorstechendes Ergebn is dieser
Untersuchungen ist, daß das Mischoxid sehr gut
plastisch verformbar ist. So lassen sich im
Druckversuch Längenänderungen von 70 % erreichen,
ohne daß in der Probe Risse auftreten.
Zur Auswertung der Kriechversuche wurde ein
Programm für eine Digitalrechenmaschine entwickelt,
das die Kriechparameter nach der Methode
der kleinsten. Quadrate ermittelt. Dieses
Programm gestattet es auch, die Temperaturverteil
ung in der Probe sowie die Abhängigkeit der
Spannungen in der Probe infolge der Verformung
zu berücksichtigen.
b} Erholung verformter und abgeschreckter Proben
Es wurden eine Reihe von Erholungsmessungen
an abgeschreckten Proben durchgeführt. Es
zeigte sich deutlich, daß beim zeitlinearen Aufheizen
einer von 700°C abgeschreckten Probe
bei einer Temperatur von 440°C eine starke
Verminderung der elektrischen Leitfähigkeit
eintritt. Dies wird vorläufig auf eine Verminderung
der Anzahl der Ladungsträger zurückgeführt.
Diese Erscheinung der Erhöhung des elektrischen
Widerstandes ist mit einer gleichzeitigen
Volumenkontraktion verbunden.
2. Entwicklung von Analysengeräten für Pu-Bedingungen
Die Entwicklung einer Meßanlage mit Thermowaage
zur Bestimmung des OlMe-Verhältnisses in
keramischen Kernbrennstoffen wurde abgeschlossen.
Es wurde für Stöchiometriemessungen an U02
eine Genauigkeit von ±1 °10o erreicht. Für Pu-haltigen
Brennstoff konnte eine Genauigkeit von besser
als 1,5°100 erzielt werden. Im Falle des pluto-
96

niumhaltigen Mischoxides wird der oxidierte Zustand,
also U 3 0 8 und PU02, als Referenzzustand
angenommen. Die angewandte Methode ist so
empfindlich, daß es möglich ist, gleichzeitig den
Wassergehalt von Tabletten bis zu etwa 10 ­
15 ppm herab zu bestimmen.
6/00/73 Rohrprüfung und Brennstabprüfung
7. Bereitstellung von Hüllrohr- und Stopfenmaterial
für die Bestrahlungsversuche DFR 330
Das für die Bestrahlungsversuche DFR 330 benötigte
Material 1.4988, 1.4919 u. 1.4970 wurde Anfang
1970 spezifiziert und bestellt. Die gelieferten
Rohre wurden gekennzeichnet und geprüft. Außen-
und Inndendurchmesser wurden kontinuierlich
gemessen. Die Wandstärke und die Materialfehlerfreiheit
mittels Ultraschall bestimmt und mit
Prüfdiagrammen dokumentiert. Zum ersten Mal
wurde ein "Schnittplan" für jedes Rohr auf den
Prüfdiagrammen angelegt und die 4,0 m-Lieferlängen
entsprechen der Qualität in Schweißversuchsoder
Vergleichsrohre geteilt. Somit ist nun auch
eine Zuordnung des verbrauchten Hüllrohrmaterials
zum fertigen Brennelement möglich. Insgesamt
wurden 96 m Hüllrohre und 13 m Stangenmaterial
abgegeben und Materialproben davon für
Vergleichszwecke eingelagert.
2. Die Qualitätskontrolle von Brennelemthüllrohren
mit integralen Wendelrippen als Abstandshalter
Für den SNR und der FR 3 sind integrale Wendelrippen
als Abstandshalter geplant. Hierbei sollen
für den Brutmantel des SNR 6-Rippen-Rohre mit
einem Glattrohrdurchmesser von 9,5 mm verwendet
werden.
Für die Vermessung des Kopfkreisdurchmessers
wurde eine mechanische Vorrichtung in Verbindung
mit einer neu entwickelten Elektronik aufgebaut.
Mit dem Verfahren können die drei Kopfkreisdurchmesser
kontinuierlich über die gesamte
Rohrlänge erfaßt und mit nur einem Registrierkanal
wiedergegeben werden, um zu prüfen, ob die
Steigung der Rippen innerhalb einer vorgegebenen
Toleranz liegt.
Der benutzte Meßkopf erzeugt ein der örtlichen
Steigungsabweichung proportionales Signal, weiches
mit Hilfe einer analogen, elektronischen Einheit
auf ein Registriergerät gegeben wird. Durch
die zusätzliche Verwendung eines Integrators lassen
sich die Abweichungen aufsummieren. Somit
erhält man nicht nur die Steigung allein, sondern
auch den Verlauf der Rippen in der Darstellung
der geometrischen Abwicklung.
6/00/74 Brennstabauslegung, Bestrahlungsexperimente
und Model/theorie
7. Brennstabauslegung und Bestrahlungsexperimente
Das laufende PSB-Bestrahlungsprogramm an Prüflingen
und Brennstäben mit U02-Pu02-Mischoxid in
den Reaktoren FR 2 und BR 2 wurde wissenschaftlich
betreut. Das betrifft im einzelnen die FR 2-Kapselversuchsgruppen
5 a, 5 bund 5 c sowie die
BR 2-Versuchsgruppen Mol 7 A, Mol 8 B und Mol
8 C. In diesem Zusammenhang wurden Untersuchungen
angestellt, welche die quantitative Beschreibung
des Bestrahlungsablaufes durch verbesserte Datenerfassung
und -verarbeitung ermöglichen sollen.
Für das Karbid-Bestrahlungsprogramm wurde die Detailauslegung
der BR 2-Kapselversuchsgruppe Mol 11
vorgenommen und die Brennstabspezifikationen erstellt.
In diesen Bestrahlungsversuchen soll das Verhalten
des Mischkarbidbrennstoffes in Wechselwirkung
mit dem Hüllwerkstoff im Bereich hoher Stableistungen
unter Helium- und Natrium-Bindung untersucht
werden. Ferner sollen Daten über die Hüllaußentemperaturen
und den Spaltgasdruckaufbau
während der Bestrahlung gewonnen werden. Ergänzend
zu dieser Versuchsgruppe wurden Bestrahlungsexperimente
für den FR 2-Kurzzeitloop spezifiziert,
durch welche das Lastwechselverhalten sowie die radiale
Temperaturverteilung karbidischer Brennstäbe
untersucht werden können. Die ersten 3 Bestrahlungen
dieser insgesamt 8 Stäbe umfassenden Loop-Versuchsgruppe
4 a konnten bereits durchgeführt werden.
Parallel zu den Karbidbestrahlungsversuchen im BR 2
wurde die Auslegung von Bestrahlungsversuchen mit
nitridischem Brennstoff durchgeführt, um einen Vergleich
dieser zur Diskussion stehenden Hochleistungsbrennstoffe
zu ermöglichen. Analog zu den Karbidbestrahlungen
soll das Verhalten des nitridischen Brennstoffs
in Wechselwirkung mit der Hülle bei äquivalenten
Stableistungen unter Helium-Bindung, die Hüllaußentemperaturen
sowie der Spaltgasdruckaufbau
untersucht werden. Die vorgesehenen zwei Brennstäbe
konnten in Zusammenarbeit mit dem Euratom­
Transurane-I nstitut zu Ende des Berichtszeitraums
zur Verfügung gestellt werden. In diesen Zusammenhang
gehört eine Vergleichsstudie über die Bedeutung
von Karbid- und Nitridbrennstoffen für schnelle Brutreaktoren
(4122).
Im Hinblick auf die Erprobung eines Brennelementes
für den gasgekühlten schnellen Brüter wurden überlegungen
zur Ermittlung der Stützwirkung des Brennstoffes
auf die Hülle in einem Temperaturgradienten
unter Bestrahlung und Außendruck angestellt, welche
die Grundlagen zu Bestrahlungsversuchen im
FR 2-Kurzzeitloop liefern sollen.
97

2. Entwicklung des SA TURN 7-Rechenprogrammes
Anfang 1970 wurde dem IM F das Arbeitsgebiet
Brennstabmodelltheorie übertragen. Die im IAR begonnenen
Arbeiten (4123) wurden in erweitertem
Umfang von einer kleinen Gruppe fortgesetzt. Das
zentrale Arbeitsthema bildete die Entwicklung des
Rechenprogrammes SATURN 1. Die verschiedenen
Versionen des Rechenprogramms SATURN (Schwellen
Abbrand Temperatur unter Reaktorbedingungen)
verfolgen das Ziel, mit fortlaufend verbesserten Modellen
das Gesamtverhalten von Brennstäben theoretisch
zu erfassen. Die Version SATU RN 1 bezieht sich
auf eine Scheibe eines Brennstabes von Na-Reaktoren.
SATURN 1 ermöglicht die Berechnung des zeitlichen
Ablaufs des mechanischen und thermischen Verhaltens
sowohl für stationäre als auch für zyklische Betriebsbedingungen
.
Im Berichtszeitraum wurde die logische Struktur von
SATURN 1, detailliert erarbeitet. Die Erarbeitung der
Feinstruktur der in SATURN 1 integrierten Modelle
wurde abgeschlossen. Die Programmierung der meisten
Programmteile in Fortran IV für die IBM 360/85
wurde durchgeführt. Die Austestung und die Kopplung
der programmierten Modelle auf der Basis des
Strukturdiagramms wurde teilweise durchgeführt.
3. Arbeitskreis }} Brennstabtheorie "
Parallel zur Entwicklung der SATURN 1-Version wurde
für 1970 ein Arbeitskreis "Brennstabtheorie" gebildet,
der sich aus Experten von AEG, Belgonucleaire,
Interatom, TH-Darmstadt, Transurane-I nstitut
und mehreren Gruppen des IM F zusammensetzte.
Ziel dieses Arbeitskreises war es, in 10 Sitzungen den
Stand der Brennstabtheorie zu erarbeiten. Dabei wurden
einerseits die bekannten und verfügbaren Brennstab-Modelle
mit den zugehörigen Rechenprogrammen,
andererseits die materiellen Eingabedaten und
die festkörperphysi kai ischen Modellvorstell ungen erarbeitet
und diskutiert. Insbesondere wurde die enge
Wechselwirkung der Brennstabtheorie mit der experimentellen
Materialforschung herausgearbeitet. Die
Beiträge und Ergebnisse dieses Arbeitskreises werden
in einem 1971 erscheinenden Bericht veröffentl icht
(4124).
6/00/75 Bestrahlungsnachuntersuchung und
Auswertung
Bestrahlungsnachuntersuchungen an Mischoxid-Stäben
wurden an vier verschiedenen Stabtypen vorgenommen,
die sich durch eine Reihe von Parametern
wie Stablänge, Durchmesser, innere Geometrie, Einzel-
oder Bündelbestrahlung, strömendes oder stagnierendes
Kühlmittel, thermischer oder schneller Neutronenfluß
u. a. unterschieden.
7. FR 2-Kapsel-Priflinge
Bei Kurz-Prüflingen, die in einem thermischen Neutronenspektrum
bis zu Abbränden von ca.
Schliffebene
I
~..< '

Tabtettenst im! läche
Ausbauchung des ZentrQIkanals
zum Spalt
Tabiet tenstIrnfIäehe
Tabletteostirnftäche
Gezackte Spalte in Längsproben
Brennstoff: UOZ/Pu02 - Tabletten geschliffen 6,2 mm~ 92%th,D,
Abbrand: 34900 MWd/t
Ausgangsspalt : 110:t 20jJ radial
Abbildlmg 7
35.000 MWd/t bestrahlt worden waren, wurde das
Verhalten des Brennstoff/Hülle-Spaltes untersucht.
Hierbei zeigte sich, daß beim Auftreten von zentralem
Schmelzen geschmolzener Brennstoff durch Radialrisse
bis zur Hülle vordringen und hier den Raum
zwischen Hülle und Brennstoff-Tablette auffüllen
kann, ohne die metallische Hülle zu schädigen (Abb.
6). Weiter wurde gefunden, daß der bekannte Mechanismus,
nach dem sich der Brennstoff/Hülle-Spalt
schließt, nicht uneingeschränkt gilt. Mitunter bleiben
Spalte auch bei größeren Abbränden erhalten, was zu
einer Verlagerung des thermischen Zentrums und damit
des Zentral kanals führt. Die Restspalte nehmen
durch die erhöhte Brennstofftemperatur infolge Stengelkornbildung
bis zur Außenzone ein ausgezacktes
Aussehen an (Abb. 7) (4125).
2. Mol 7 a - Sieben-Stab-Bündel
In der zerstörungsfreien Nachuntersuchung des Sieben-Stab-Bündels
Mol 7 a wurde der Stabdefekt, der
zum Abbruch der Bestrahlung bei ca. 50.000 MWd/t
geführt hatte, mit Hilfe einer Betatron- und einer
Röntgendurchleuchtung lokalisiert. Bei der darauffolgenden
Zerlegung des Bündels war der Schaden als ein
mehrere Zentimeter langer Riß in der aUfgewölbten
Hülle eines Stabes erkennbar (Abb. 8). Eine Ausbreitung
des Schadens auf die benachbarten Stäbe ist
nicht erfolgt. Die Auswertung der r-Profile zeigte
starke Ansammlungen von Spalt-Cäsium in kälteren
Brennstoffbereichen bei fast allen Stäben. Beim defekten
Stab wurden zahlreiche Spalt-Ruthenium-Anreicherungen
festgestellt, deren Beziehung zum Schaden
noch untersucht wird. Die zerstörende Untersuchu
ng der Stäbe wurde begonnen (4126).
3. Trefoil DFR 304
Drei Stäbe, die im Dounreay Fast Reactor bis zu einem
Abbrand von 6,2 % bestrahlt wurden, wurden in
die Heißen Zellen des Dounreay Experimental Reactor
Establishment (DE RE) einer Kurzuntersuchung
unterworfen. Unglücklicherweise wurden bei der Demontage
zwei Stäbe angesägt, was zu einem Verlust
des freien Spaltgases führte. In der Untersuchung, die
Durchleuchtung, Vermessung und die Aufnahme von
r-Profilen umfaßte, zeigten die Stäbe ein normales
Verhalten.
4. 77-Stab-Bündel DFR 350
Aus dem 77-Stab-Bündel DFR 350, das im Dounreay
Fast Reactor bis zu einem Abbrand von 5,65 % bestrahlt
worden war, sollten aus den 23 GfK-Stäben für
eine Weiterbestrahlung in zwei Trefoils 6 Stäbe ausgewählt
werden. Eine zerstörungsfreie Nachuntersuchung
aller Einzelstäbe in den Heißen Zellen im
DERE lieferte die erforderlichen Auslese-Daten. Das
Untersuchungsprogramm umfaßte folgende Punkte:
99

Abb.8:
Unzerlegtes Bündel
an der DefektsteIle
1. Visuelle Inspektion
2. Durchleuchtung mit einer 300 kV-Röntgenanlage
3. Vermessung der äußeren Stabdimensionen
4. Aufnahme von r-Profilen und r-Spektren
5. Lecktest
Die Ergebnisse der Untersuchungen wurden hinsichtlich
ihrer Bedeutung für die Weiterbestrahlung gewichtet
und eine Qualitätsreihe aufgestellt, aus der
die ersten 6 Stäbe für die Trefoils bereitgestellt wurden.
Sie tragen die Bezeichnung G 16, G 12 und G 8
für das erste und G 9, G 24 und G 19 für das zweite
Trefoil. Die übrigen Stäbe werden mit Ausnahme von
2 Reservestäben zur zerstörenden Nachuntersuchung
nach Karlsruhe gesch ickt.
6/00/76 Schweißuntersuchungen
(jetzt PSB-1132.14)
Die Untersuchungen am 12R72HV (Sandvik) wurden
fortgesetzt; folgende beiden Zustände wurden berücksichtigt:
I. Lösungsglühung 1.150 0 e/30' + 15 %Kaltverformung
11. Lösungsglühung 1.150 0 e/30' + 15 % Kaltverformung
+ 800 0 e/23 h
Die Dehnungen liegen bei Zustand I zwischen 2 und
6 %, bei Zustand II zwischen 8 - 20 %. Streckgrenze
und Zugfestigkeit weisen dagegen keine größeren Unterschiede
auf. Die optimalen Schweißparameter sind
bei beiden Zuständen verschieden. Bei bestimmter
Energieeinbringung und bestimmten Abkühlbedingungen
wurden Risse in Schweißnaht und wärmebeeinflußter
Zone beobachtet. In einigen wenigen Fällen
sind die Bleche in der Schweißnaht bis zur Hälfte
aufgerissen. Bei Vergleichsschweißungen nach dem
WI G-Verfahren in einer Box unter Schutzgas sind dagegen
alle Proben in der Schweißnaht gerissen.
6/00/8 Analytische Untersuchungen
8/00/87 Chemische und metallkundliche
Analyse
(PSB-Titel 1121.13 a)
Im Jahre 1970 wurden insgesamt ca. 800 Analysenproben
untersucht, wobei ungefähr 2.600 Einzelbestimmungen
durchgeführt wurden. Für PSB wurden
neben Analysen an V-Legierungen 6 00 2 und
hoch warm festen Legierungen 6 BO 1 in größerem
Umfang Arbeiten vornehmlich für das Gebiet der Na­
Korrosion und auf dem Gebiet der Uranverbindungen
durchgeführt.
Für folgende PSB-Titel wurden Arbeiten durchgeführt:
Neben den Analysen von Korrosionsschichten (4127,
4128) wurden über 100 Korrosionslösungen auf Fe,
Ni und er mit Hilfe der Atomabsorption analysiert.
Die in erster Linie für die Analyse der Korrosionsschichten
ausgearbeitete Röntgenfluoreszenz-Boraxscheibenmethode
(4127) hat lebhaftes internationales
Interesse gefunden.
100

Für die Reinheitskontrolle des in Reaktorkühlkreisläufen
eingesetzten Natriums wurden bisher Methoden
für die Bestimmung von Fe, Cl', Ni, Co, Cu, Mn,
Ca (4129) K in Na-Metall im ppm-Bereich und für die
Bestimmung von Fe, Cl', Ni, Co, Cu, Mn, CI, AI und
Mg im Destillationsrückstand nach Vakuumdestillation
ausgearbeitet. über die ersten Teilergebnisse wurde
bereits berichtet (4128). Diese Arbeiten werden
weitergeführt.
Im Rahmen der Analysen von Uranverbindungen wurde
viel Versuchsarbeit für eine richtige C-Bestimmung
verwandt. Um das Niveau der coulometrischen Bestimmungsapparatur
zu kontrollieren, wurde dazu
übergegangen, WC mit bekanntem Kohlenstoffgehalt
als Standardmaterial zu benutzen. Mit einer Reihe
von interessierten Firmen und Instituten: AEG, AIkem,
Nukem, KFA Jülich, TU-Institut und EI R
Würenlingen wurden UC-Ringuntersuchungen durchgeführt.
Diese Gemeinschaftsuntersuchungen bezogen
sich zunächst auf C und wurden jetzt auch auf die
Bestimmung von N und 0 ausgedehnt.
Der im Jahre 1969 für die Gasanalyse neuangeschaffte
Exhalograph der Fa. Balzers wurde auf seine Anwendbarkeit
auf dem Gebiet der Bestimmung von N und 0
in Uranverbindungen durch Vergleich mit anderen
Methoden getestet und die optimalen Versuchsbedingungen
festgelegt. über die gewonnenen Erkenntnissl
ist eine Veröffentlichung in Vorbereitung.
Im Rahmen nicht projektgebundener Arbeiten wur
den neben zahlreichen Analysen für die Fertigungs
kontrolle, andere Institute bzw. TüV und Hochschule
in größerem Umfang Versuchsarbeiten für die Analyse
von Nitriden und Karbiden verschiedener Elemente
der 4. und 5. Nebengruppe auf 0 und N durchgeführt
Außerdem wurde im Chemikerausschuß der Metall
hütten und Bergleute e. V., Unterausschuß Stahlver
edelungsmetalle mitgearbeitet.
6/00/82 Mikrosondenuntersuchungen
(PSB-TiteI1121.13 b)
Für analytische Untersuchungen standen zwei Mikrosonden
zur Verfügung, mit denen eigene Arbeiten an
bestrahlten oxid ischen Brennstoffen (3117) und Ser
vice-Leistungen für andere Arbeitsgruppen und für
Fremdfirmen durchgeführt wurden. Weiterhin sind
die grundlegenden Arbeiten zur Verbesserung dei
Untersuchungsmethoden fortgesetzt worden (4130
4131). Im Jahre 1970 wurden ca. 180 Analysen für
Mitarbeiter der GfK und vier größere Aufträge für
Fremdfirmen ausgeführt. Die Schwerpunkte der
Untersuchungen bestanden aus:
Verträglichkeitsuntersuchungen zwischen UC und
versch iedenen Hüllwerkstoffen unter Berücksich
tigung simulierter Spaltprodukte,
unbestrahlte Hüllwerkstoffe und Korrosionspro
bleme,
Untersuchungen zur Konstitutionsforschung und
Diffusionsprobleme,
Nachbestrahlungsuntersuchungen an hochabgebrannten
oxidischen Brennstoffen.
Die Untersuchungen konnten teilsweise quantitativ
erfolgen, wobei die Erfassung der leichten Elemente
C, N und 0 nach wie vor problematisch ist. In Zusammenarbeit
mit der AEG wurden Nachbestrahlungsuntersuchungen
an U0 2 -Brennstäben durchgeführt, in
denen in Ergänzung zu unseren eigenen Arbeiten neben
Spaltproduktnachweisen hauptsächlich Verträglichkeitsprobleme
behandelt wurden.
6/00/83 Elektrochemisch-analytische Untersuchungen
(Fortsetzung im F + E-Programm 1972 unter
6/71/4)
Die Fortführung der Arbeiten litt unter der eingeengten
Personalsituation. Die Untersuchungen im
Hinblick auf Korrosion über die Potentialausbildung
an heterogenen Oberflächen führten zu rechnerisch
zugänglichen Modellen für die Potentialverteilung in
der repräsentativen Nahzone. Diese Grundlagenuntersuchungen
werden fortgesetzt.
Im Rahmen der anwendungstechnischen Entwicklung
zur Sauerstoffbestimmung mittels EMK-Messungen
wurden konstruktive Verbesserungen für die Fertigung
von Meßsonden erzielt, die patentrechtliche
Verwertung finden. Da über die Temperaturabhängigkeit
der EMK bei der Bestimmung von Sauerstoff im
flüssigen Natrium nach Stand der literatur völlige Unklarheit
herrschte, wurden thermodynamisch-mathematische
Untersuchungen durchgeführt, die die funktionellen
Zusammenhänge der Temperaturabhängigkeit
mit der EMK in Abhängigkeit von Sauerstofflös­
Iichkeit und tatsächlicher Kompensation aufzeigen.
Für das Richtungsfeld dE/dT konnte eine Rekursionsformel
aufgestellt werden, die Umrechnungen auf beliebige
Temperaturen für jeweilige Untersättigungen
ermöglicht. Da das Richtungsfeld der Logerithmus
der Sättigungslöslichkeit linear mit der Temperatur
laufen, sind die durch EMK-Messungen bestimmten
Aktivitätswerte leicht in Kompensations- bzw. in Werte
des Untersättigungsgrades umzurechnen.
Die Untersuchungen werden fortgesetzt mit dem Ziel,
weitere thermodynamische Größen und Verteilungswerte
zu bestimmen. Die Untersuchungen werden in
engem Kontakt zu interessierenden Industriefirmen
und auch Hochschulinstituten durchgeführt. über die
Arbeiten wurden 1970 u. a. vorgetragen im Institut
für Mikrochemie der TH Wien und im Institut für
Festkörperphysik der ETH Zürich. Die technische
Entwicklung (GfK-Sonde) wurde 1970 auf der internationalen
Tagung für Mikrochemie in Graz ausgestellt.
101

8/66/2
Bestrahlungstechnik
Die Arbeiten auf dem Gebiet der Bestrahlungstechnik
werden im F + E-Programm noch beim IRE geführt.
Infolge der übernahme dieser Gruppe in das IMF
wird über die Tätigkeiten auch im Rahmen der IMF­
Arbeiten berichtet. Sie bezogen sich auf die PSB­
Brennelemententwicklung, den Entwurf eines schnellen
Hochflußreaktors FR 3 und das Projekt Actiniden
(PACT). Für die PSB-Brennelemententwicklung waren
verschiedenartige Bestrahlungseinrichtungen zu
projektieren, betriebsfertig bereitzustellen und im
laufenden Experiment zu betreuen. Dabei war eine
enge Zusammenarbeit sowohl mit anderen Arbeitsgruppen
des IMF als auch mit anderen Instituten und
Abteilungen erforderlich (PSB, INR und RB). Im
Rahmen der Durchführbarkeitsstudien für den FR 3
sind in Zusammenarbeit mit dem IRE und INR Entwurfsarbeiten
für die umfangreichen Bestrahlungsanlagen
durchgeführt worden. Für das PACT-Projekt
wurden erste Studien und Entwürfe zusammen mit
dem IHCh und IRCh ausgearbeitet.
8/66/27 FR 2-Abbrandloop
Für die He-Loopanlage, die z. Zt. für Kurzzeitbestrahlungen
an speziellen Brennstabproben eingesetzt wird,
ist eine zusätzliche He-Hochdruckbestrahlungseinrichtung
in Bau. Im Jahre 1970 wurde die Anlage für die
out-of-pile-Erprobung im IRE-Technikum komplett
montiert. Erste Tests lassen eine zufriedenstellende
Funktion erwarten (3987).
8/66/23 FR 2-Kapseleinsätze
IM FR 2 wird ständig eine große Zahl von Bestrahlungskapseln
eingesetzt ~ vorwiegend für die PSB­
Brennelemententwicklung -. An oxidischen Brennstabproben
wurden im Jahre 1970 Abbrände von über
90.000 MWd/t erzielt mit dem besonders bewährten
NaK-PbBi-Doppelkapseltyp. Von diesen wie auch
anderen Kapseltypen wurden laufend die erforderlichen
Einsätze bereitgestellt (Zusammenarbeit mit
RB). Sehr erfolgreich war auch eine Kapselbauart für
die Messung des in-pile-Kriechens mechanisch belasteter
Brennstoffproben. Eine neuartige, einwandfreie
NaK-Hochleistungskapsel für lange Brennstäbe ho her
Stableistung (über 1.000 W/cm) wurde entwickelt
und zahlreiche Modifikationen wurden an bewährten
Kapseltypen angebracht entsprechend den wechselnden
Anforderungen (3992, 3969).
8/66/24 SR 2-Sestrahlungseinrichtungen für
Strukturmaterial
Für die PSB-Hüllmaterialbestrahlungen steht hauptsächlich
der Reaktor BR 2/Mol zur Verfügung.
Im Jahre 1970 wurden für die planmäßige Nutzung
der bestehenden Einrichtungen die erforderlichen Bestrahlungseinsätze
bereitgestellt. Mehrere Einsätze
vom Typ Mol 3 B sind erfolgreich in Betrieb genommen
worden. Diese Experimente wurden mit Flachproben
bei 650°C und hohen Neutronendosen durchgeführt.
Eine neue Einrichtung zur Hüllrohrerprobung
unter thermischen und mechanischen Wechselbeanspruchungen
(Mol 4) ist weitgehend zur out-of-pile­
Erprobung montiert worden. Im Jahre 1971 wird
nach Abschluß dieser Erprobung ein mehrmonatiger
Parametertest mit verschiedenen Hüllrohrmaterialien
im IMF-Technikum stattfinden.
Zur Ermittlung des Zeit-Dehnungsverhaltens von
Hüllwerkstoffen im Reaktor waren verschiedene Experimentiereinrichtungen
vorgesehen. Zwei Einsätze
einer englischen Kriechapparatur (Mol 5 A) wurden
im BR 2 erprobt, wobei allerdings keine zufriedenstelienden
Ergebnisse erzielt werden konnten. Französische
Kriechkapseln mit einem besonderen Dehnungsmeßprinzip
(Hohlraum-Resonanz-Verfahren)
sind in Auftrag gegeben worden und befinden sich in
der Fertigung (Mol 5 B). Die Entwicklung einer eigenen
Kriechapparatur für den gleichzeitigen Einsatz
mehrerer Proben in dem Reaktor wurde fortgesetzt
mit verschiedenen Vorversuchen und Erprobungen im
Reaktor und auch im Labor (3982, 4002).
8/77/27 SR -Sestrahlungseinrichtungen für
Srennstäbe
Im Jahre 1970 ist der BR 2/Mol in zunehmendem
Maße für PSB-Brennstabexperimente genutzt worden.
Das IMF ist für die Bereitstellung der verschiedenen
Bestrahlungseinrichtungen sowie für die technische
Betreuung und Beratung während der Versuche zuständig.
Mehrere Kapseltypen sind erfolgreich im
Reaktor eingesetzt worden. Bei Neuentwicklungen
hat das IMF maßgebend mitgewirkt. So wurde z. B.
ein Prototyp-Kapseleinsatz (Mol 13) mit vier Oxid­
Brennstäben vom Ringspalt-Typ erstmals im Reaktor
erprobt.
8/68/27 MZFR-Schwerwasserloop für Na-
Kapselbestrahlungen
Die Anlage wird von der GHH im Auftrag der GfK/V
erstellt und befindet sich z. Zt. in der out-pile-Erprobung.
Das IMF ist für Entwicklung und Bereitstellung
der Bestrahlungseinsätze mit den Brennstab-Natriumkapseln
(Zusammenarbeit mit RB) sowie für die Experimentauslegung
(Zusammenarbeit mit PSB und
AEG) und die erforderl ichen Sicherheitsbetrachtungen
zuständig. Der erste Bestrahlungseinsatz für 32
Karbid-Brennstäbe ist definiert. Die Fertigung wurde
102

nach zahlreichen Vorversuchen eingeleitet. Es sind
recht umfangreiche Arbeiten zu den Sicherheitsfragen
durchgeführt worden, die nun mit den zuständigen
Stellen diskutiert werden.
sowie die Berechnung der Verbiegung von Loopeinsätzen
an der Core-Peripherie durch Temperatur- und
Schwelleffekte (3955,4057).
PSB 1320
FR 3-Entwurfsarbeiten
Im Zuge der Vorplanung eines schnellen Hochflußtestreaktors
(FR 3) ist eine Durchfuhrbarkeitsstudie
erarbeitet worden. Schwerpunkte der Arbeiten im
IMF waren die Entwicklung eines in sich geschlossenen
Konzeptes fLlr die Gestaltung der großen Testloops
und ihre Auswechselung, eine Studie bezüglich
der kombinierten Beanspruchung der Loopdruckrohre
durch Innendruck und Eigenspannungen infolge
von Temperaturgradienten und Materialschwellens
Projekt Actin iden (PACT)
Im Rahmen dieses Projektes, das die Erzeugung, Verarbeitung
und Anwendung verschiedener Actiniden
zum Ziel hat, ist das IMF an der Auslegung und Entwicklung
der Bestrahlungseinrichtungen beteiligt. Im
Jahre 1970 sind verschiedene Typen von Reaktoreinsätzen
für den BR 2 und den FR 2 projektiert sowie
Bündelbestrahlungseinsätze mit Pu 2 3 9 für den BR 2
bereitgestellt worden. Prototypbestrahlungen im
BR 2 wurden eingeleitet mit der Vorlage der ersten
Sicherheitsdokumente.
103

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IMF
IM JAHRE 1970
ispersionsbrennstoff fuer
aktoren.
Univ.Karlsruhe 1969
_ und Eigenschaften von Cermets mit
iertem Gefuege (UOzjMo und UOzjCr).
Issertatlon, Unlv.Karlsruhe 1969
3739 fiEIDELSTUERZ, W.; RODRIAN, D.; SCHEIBE, w.
Verfahren zum Verschweissen metallIscher
Werkstoffe, die in der Schweissschmeize
sproede, intermetall ische Phasen bilden.
OS 1 nI5 280 (27.5.1970)
frankreich 1 574 491 (2.6.1969)
3982 SCHMIDT, L.; WILL, H.
Pacility for in-pile creep eXperiments on
cladding tubes under thermal and stress
cllcling.
Nuclear Engineering and Desiqn, 14(1970)
S.109-16
~987 DECKERS, H.; LEHNING, H.; REISER, H.
Helium High Pressure Irradiation Pacilitll for
Breeder Fuel Plns in the fR 2-Reactor.
Nuclear Engineering and Design, 14(1970)
S.343-48
3994 TORRE, M. DE LA
Aktivitaet des Sauerstoffes im fluessigen
Natrium.
KfK-1t49 (februar 70)
4079 HOfMANN,
Spaltprodu ausbeuten bei d
U-235, U-238, Pu-239 und
verschiedener Energien.
KfK-Ext.6j70-2
4080 HOFMANN, P.; WEDEMEYER, H.; THUEMMLER, f.
Vertraeglichkeit mit simulierten
Spaltprodukten an Huellmaterialien, mit und
ohne Kernbrennstoff.
Reaktortagung. Berlln, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.579-82
4081 HOLLECK, H.; KLEYKAMP, H.
Zur Stoechiometrieverschiebung in einem
oxidischen Brennelement bel hohem Abbrand.
KfK-1181 (August 70)
4082 KLEYKAMP, H.
Aenderung der Waermeleltfaehlgkelt In einem
oxidischen Brennelement waehrend des
Abbrandes.
KfK-1245 (Juli 70)
4083 KLEYKAMP, H.
freie Bildungsenthalpie von Palladiumoxid.
Zeitschrift fuer physikalische Chemie, N.f.
71(1970) S.142-48
KfK-1328 (September 70)
4084 HOLLECK, H.
Zum Verhalten der Spaltprodukte Mo, Tc, Ru,
Rh und Pd in einem karbidischen Brennelement
und Aufbau des Systems Mo-Ru-C.
KfK-1260 (September 70)
104

SWAMY, C.S.; WEIMAR, P.
Electric Conductivity of Cermets with
Idealized Structure between Room Temperature
and 1000 oe.
Powder Metallurgy International, 2(1970)
S.134-38
HUEMMLER, F.
ometric Microstructure
Cermets and Porous
Metallurgy Conf., New York,
RACEK, G.; SCHULZ, B.
trical Conductlvitv of Cermets.
an Conf.on Thermophysical Properties
s at High Temperatures, Salford,'
April 1-10, 1970
(September 70)
, G.; SCHULZ, B.; THUEMMLER, F.
meleitfaehigkeit von Cermets und ihre
mit der Radialflussmethode.
European Conf.on Thermophysical Properties,
den-Baden, Nov. 11-13, 1968
gh Temperatures - High Pressures, 1(1969)
S.439-47
RMBW-fB-K 70-01 (1970) S.136-44
KfK-1282 (September 70)
4093 NAZARf, S.; ONDRACEK, G.
Thermal Expansion of Cermets
1.European Conf.on ThermophYsical Properties,
Baden-Baden, Nov. 11-13, 1968
BMRW-fB-K 70-01 (1970) S.631-41
4095 NAZARE, S.; ONDRACEK, G.; THUEMMLER, F.
UAI~-AI als Dispersionsbrennstoff fuer
Hoechstflussreaktoren.
KfK-1252 (August 70)
4096 JESSE, A.
Einige Ergebnisse ueber strukturelle und
physikalische Eigenschaften von UAI ••
Journal of Nuclear Materials, 37(1970)
S.340-42
4102 SCHNEIDER, H.; SCHOENWALD, D.
Die Abscheidunq von Vanadin auf UOz-Kugeln
aus der Gasphase.
KfK-1292 (Oktober 70)
4103 BOEHM, H.
Zeitstandverhalten metallischer Werkstoffe.
Hauptversammlung der Deutschen Ges.fuer
Metallkunde, Aachen, 21.5.1970
Zeitschrift fuer Metallkunde, 61(1970)
S.947-54
4104 SCHOLZ, H.; SCHIRRA, M.
Zeitstand- und Kriechverhalten vOn
Vanadin-Titan- und Vanadln-Tltan-Niob­
Legierungen mit Zusaetzen von SiliziUm und
Germanium.
KFK-1193 (Mai 70)
4105 CLOSS, K.D.; SCHAEfER, L.
Untersuchungen ueber das Zeistandverhalten
vOn Huellrohr-Proben mit und ohne
Bestrahlung.
Dalle Donne, M., Kummerer, K., Schroeter,
K.(eds.]: fast Reactor Fuel and Fuel
Elements. Proceedlngs. Karlsruhe, Sept.28
3D, 1970. Karlsruhe: Ges.fuer KernforschUng
1970. S.675-95
4106 KAUPA, H.
Experimentelle Untersuchung des
Krlechbeulverhaltens duennwandiger Rohre aUS
hochwarmfesten Werkstoffen.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-1363 (Februar 70)
4107 KRAMER, K.H.
Ausscheidungsvorgaenge In Rein-Vanadin und
Vanadin-Titan-Legierungen.
Journal of the Less-Common Metals, 21(1970)
S.365-82
105

; CHIHFR, E.G.; BnRGSTEDT, H.U.
sodium corroslon efrect" In
eel candidate materials for fuel
ding.
nonne, M., Kummerer, K., 8chroeter,
s.]: fast Reactor fuel and fuel
P. nts. Proceedings. Karlsruhe, Sept.28-30,
1970. Karlsruhe: Ges.fuer Kernforschung 1970.
8.610-33
4113 BnRGSTEDT, H.U.
Grain boundary qroovlng of Type 304 "talnless
steel and Armeo Iron due to liquid sodlum
corrosion.
Corroslon (Houston, Texas) (im Druck)
4114 BOEHM, H.; BOHGSTF.DT, H.U.; EHRLICH, K.:
SCRIRHR, M.
Vanadium1eglerungen als Hue11werkstoff fuer
die Brennelemente schneller Brutreaktoren.
Reaktortagung. Berlln, 20.-2~.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. 8.454-57
4115 anRGSTEDT, H.U.; FREES, G.; DRECH8LER, G.
Korrosionsreaktionen sauerstoffempfindlicher
Metalle in fluessigem Natrium mit
Oxidgehalten. J. Reaktionen von Zirkonium und
Zlrcalov-2 •
Werkstoffe und Korrosion, 21(1970) 8.568-73
4116 BORG8TEDT, H.U.; fREES, G.; DRECHSLER, G.
Korrosionsreaktionen sauerstoffempfindlicher
~etal1e In fluessigem Natrium mit
Oxidgehalten. 11. Reaktionen von Titan.
Werkstoffe und Korrosion, 22(1971) S.46-49
4117 LP.ISTIKOW, S.
Untersuchung ueber das Korrosionsverhalten
von austenitischen CrNI-8taehlen und
Nickellegierungen In ueberhitztem
Wasserdampf.
Der Maschinenschaden (Im Druck)
ERER,
UnterSUch
von U0 2 u
Dalle Donne, M., Kummerer, K
K.[eds.J: Fast Reaclor Fuel and uel
Elements. Proceedings. Karlsruhe, Sept.28-30,
1970. Karlsruhe: Ges.fuer Kernforschung 1970.
8.369-94
Atomwlrtschaft-Atomtechnik, 16(1971) 8.29-31
4122 KUMMERER, K.
Die Bedeutung von Karbid- und
Nitridbrennstoffen fuer schnelle
Brutreaktoren.
Reaktortaqunq. Derlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches-Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. 8.430-33
4123 KAEMPF, H.; KARSTEN, G.
Effects of Different Types of Void Volumes on
the Radial Temperature Distribution of Fuel
Pins.
Nuclear Appl icatlons and Technology, 9(1970)
S.288-300
4124 KAEMPF, H.; EL8EL, H.; KUMMERER, K.
Hrennstabtheorle - Modelle und materielle
Eingabedaten.
KFK-1400 (im Druck)
4125 GEITHOFF, n.H.
Das Verhalten des Brennstoff/Huelle-Spaltes
in Bestrahlungsversuchen mit nxidstaeben.
Reaktortagung. Herl In, 20.-?2.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. 8.462-65
4126 BORKOWETZ, W.; GEITHOFf, D.H.
Die Bestrahlung Von SNR-Prototyp-Brennstaeben
in einem 8Ieben-Stab-Buendel.
Dalle Donne, M., Kummerer, K., 8chroeter,
K.[eds.]: Fast Reactor Fuel and Fuel
Elements. Proceedings. Karlsruhe, Sept.28
30, 1970. Karlsruhe: Ges.fuer Kernforschung
1970. Session 11
4127 SCHNEIDER, H.
Analyse geringer Substanzmengen mit Hilfe der
Roentgenfluoreszenz- Spektrometrie.
Fresenlus' Zeitschrift fuer Analytische
Chemie, 249(1970) S.225-28
106

eobachtun EInsetzens von
srisskorro am austenitischen
kelstahl Wer stoff-Nr.4988 In
r MSHnesiumchlorldloesung.
fe und KorrosIon (Im Druck)
4135 BUERKLE, G.; KAUPA, H.; SCHNEIDER, W.
EIn Fortran-IV-Rechenprogramm zur
Vorausbestimmung des Krlechbeulverhaltens
duennwandlger Rohre.
KFK-Ext.6/70-1
4136 KRAMER, K.H.; BORGSTEDT, H.U.
Das Oxidationsverhalten von
Nickel-Vanadium-Legierungen in Luft.
Werkstoffe und Korrosion, 21(1970) S.804-09
4137 KLEYKAMP, H.
ExperImentelle Beltraege zum Jost-Mechanlsmus
bel Festkoerperreaktionen.
KFK-1312 (Dezember 70)
ers ellen homogener
che durch sedlmentative Anpassung.
441 (8.10.1970)
4340 ONDRA G.; NAZARE, S.; THUEMMLER, F.
Dispersionskernbrennstoff und daraus
hergestelltes Plattenkernbrennelement fuer
schnelle Reaktoren, inSbesondere fuer
schnelle Hoechstflussreaktoren.
OS 1 916 370 (1.10.1970)
4343 SCHNEIDER, H.; FREES, G.; UOKGSTEDT, H.U.;
DRECHSLER, G.
Calciumfreies Fluessigmetall als Kuehl- bzw.
Waermeuebertragungsmlttel.
OS 1 601 196 (29.10.1970)
4376 HUENLICH, A.
Verfahren zur Herstellung metallographlsch
geschliffener Oberflaechen von
oxydkeramischen Proben.
OS 1 652 045 (14.5.1970)
107

Das Institut für Reaktorbauelemente (Leitung: Dipl-Ing. Ritz) befaßt sich vornehmlich
mit der Frage, inwieweit die zur Diskussion stehenden Typen von Brutreaktoren
den an sie gestellten Forderungen durch Entwicklung geeigneter Bauelemente
gerecht werden können. Im Vordergrund des Interesses stehen das mechanische
sowie thermo- und hydrodynamische Verhalten der Brennelemente bei hoher Belastung
sowie das Betriebsverhalten und die Sicherheit von Kreisläufen und Ihrer
Komponenten.
7
Institut für
Reaktorbauelemente
(IRB)
Im Dezember 7970 waren am Institut 24 Akademiker, 76 Ingenieure und 67 sonstige
Mitarbeiter beschdftlgt.
7/69/1 Untersuchung zur Dampfkühlung,
vornehmlich zur Entwicklung von
Brennelementen
7/69/77 Entwicklung und experimentelle Untersuchungen
an Brennelementen
Der für dampfgekühlte Brutreaktoren charakteristische
Stababstand (ca. 1 mm) fordert für den Bündelverband
wendeiförmige Abstandshalter. Als solche
wurden betrachtet:
- ein auf den Brennstab gewickelter Draht,
- 3 und 6 Wendelrippen als integraler Bestandteil der
Hüllrohre.
Im Jahre 1970 wurden Arbeiten zum Wärmeübergang
und Druckverlust in 19-5tabbündeln mit 3 Wendelrippen
pro Stab durchgeführt, wobei die Steigerung
der Wendelrippen variiert wurde. Es zeigte sich, daß
eine Verminderung der Rippensteigung von
h =450 mm auf h = 300 mm nur eine geringe Zunahme
des mittleren Wärmeüberganges und des
Druckverlustes bewirkt. - Zur Untersuchung des lokalen
Wärmeüberganges in Brennstabbündeln wurden
die axialen und azimutalen Temperaturverteilungen
an den Hüllrohren eines 19-5tabbündels mit 3 Wendelrippen
gemessen.
Es wurde theoretisch untersucht, wieviel Druckabfall
im Core gewonnen werden kann, wenn durch konstruktive
Maßnahmen hohe Strömungsgeschwindigkeiten
und damit hohe Wärmeübergangszahlen nur im
Bereich hoher Hüllrohrtemperaturen am Bündelende
erzeugt werden. Mit Strömungskanälen, deren Querschnitt
gleichmäßig vom Eintritt zum Austritt hin
kleiner wird, kann gegenüber einer Anordnung mit
gleichbleibenden Kanälen bei vorgegebenen Werten
von maximaler Hüllrohrtemperatur, Gasaustrittstemperatur
und Stableistung der Druckabfall um etwa
10 %vermindert werden.
Es wurden überlegungen zur Nachwärmeabfuhr aus
Reaktorkernen angestellt. Zur Vorbereitung von Flutversuchen
an einem elektrisch beheizten Brennelement
wurde die Erprobung der dafür vorgesehenen
Heizstäbe fortgesetzt. Ein Verfahren zum Anbringen
von Wendelrippen auf instrumentierten Heizstäben
wurde erarbeitet. Im Rahmen der Teststrecken-Instrumentierung
wurde ein Wasserspiegeldetektor für hohen
Druck entwickelt und als Prototyp erprobt.
7/69/72 Fortgeschrittene Brennstabentwicklung
Brennstäbe mit Innenrippen bzw. -nocken
Eine Möglichkeit zur Erhöhung der Stableistung unter
Beibehaltung des erprobten Uranoxides als Brennstoff
stellt die Anordnung von Rippen oder Nocken in der
äußeren Zone des Brennstoffquerschnittes dar. In diesem
Bereich des größten Temperaturgradienten wird
durch die Innenrippengeometrie ein wesentlicher Teil
des Wärmetransportes in radialer Richtung übernommen.
Im Rahmen der Brennstabentwicklung wurde zunächst
die Herstellung der Innenrippengeometrie
durch elektrochemisches Abtragen (Elysiersenken)
untersucht. Die Weiterentwicklung dieses Elysierverfahrens
bezog sich vor allem auf die Erzielung einer
hohen Vorschubgeschwindigkeit, Maßhaltigkeit und
Oberflächengüte der Bohrungen. Mit der Laboranlage
wurde bislang ein maximaler Vorschub von
30 mm/min bei der Herstellung von Profilbohrungen
in langen Rohren erzielt. - Außerdem wurde das Einbringen
des Brennstoffes in Brennstäbe mit Innenprofilen
untersucht. Durch Einvibrieren abgerundeter
U0 2 -Partikel zweier sehr unterschiedlicher Durchmesserbereiche
wurde eine Brennstoffdichte von 79 %der
theoretischen Dichte erzielt. Hierbei gelangte die sogenannte
Infiltrationsmethode zur Anwendung, wobei
zunächst die Partikel mit der Maximalgröße in das
Hüllrohr eingebracht wurden. Die dabei entstehenden
sodann beim Vibrieren mit den Kornfraktionen kleinerer
Abmessungen gefüllt.
109

Dichte des einvibrierten Brennstoffes
79 % d.th.D.
Korngrößenverteilung der abgerundeten
U0 2 -Partikel
Abb.l:
74%
26 %
0,63 - 0,72 mm

Sondentyp, der bei den vorliegenden Bedingungen,
die besten Ergebnisse gebracht hat, zeichnet sich
durch folgende Merkmale aus: Die Sonde entnimmt
senkrecht zur Dampfströmung ihre Meßprobe (1. Abscheidung),
unmittelbar hinter dem Eintritt wird ein
Teilstrom wieder im rechten Winkel vom Gesamtstrom
abgezogen (2. Abscheidung), die beiden Teilströme
lassen sich unabhängig voneinander einstellen.
Hohe Absauggeschwindigkeiten sind notwendig, um
kurze Verweilzeiten zu erreichen. Für die Temperaturerfassung
werden Thermoelemente mit kurzer Ansprechzeit
(0,25 mm 1» verwendet, da der Dampf wegen
der vorliegenden Bedingungen nicht völlig tropfenfrei
das Thermoelement passiert.
Versuche zur "repräsentativen Probenahme" eines
Teildampfstromes mit Tropfen aus einem größeren
Versuchsbehälter haben die Notwendigkeit für eine
genaue "isokinetische Probenahme" bestätigt. Eine
derartige Vorrichtung wurde gebaut und erprobt.
Der Verdampfungsvorgang eines Wassertropfens im
überhitzten Dampf wurde theoretisch untersucht.
Durch numerische Berechnungen wurde der Einfluß
der verschiedenen Parameter auf den zeitlichen Verlauf
der verschiedenen Tropfenkenngrößen untersucht.
Die Untersuchungen zeigten eine starke Abhängigkeit
der gesamten Verdampfungszeit vom Tropfendurchmesser
und von der relativen Geschwindigkeit
zwischen Dampf und Tropfen. Bereits verhältnismäßig
niedrige Relativgeschwindigkeiten führen zur erheblichen
Verkürzung der Verdampfungszeit.
Zur Berechnung der Zweiphasenströmung mit Phasenwechsel
in einem Einspritzverdampfer wurde eine
Theorie entwickelt. Die Ergebnisse haben gezeigt, daß
die Dampftemperatur und die Dampffeuchte am Anfang
des Verdampfungskanals sehr stark abnehmen,
sich jedoch bei kleiner Dampffeuchte und niedrigem
Oberhitzungsgrad nur noch schwach verringern. Es
wurde gezeigt, daß die benötigte Verdampfungslänge
bei kleiner vorgeschriebener Endfeuchte und niedrigem
Endüberhitzungsgrad stark ansteigt.
7/69/15 Untersuchungen zur Heißdampf­
Korrosion
Die Versuche werden an maßstäblichen, durch elektrische
Hochleistungsheizstäbe beheizten Hüllrohren
durchgefLihrt. Das Ziel dieser Untersuchungen ist U.a.
die Erstellung quantitativer Unterlagen für die Auslegung
von Brennelementen dampfgekühlter schneller
Brutreaktoren.
Die Entwicklung der Hochleistungsheizstäbe wurde
weitgehend abgeschlossen. Ein Prototyp eines solchen
Heizstabes wurde über 600 Stunden bei einer Stableistung
von etwa 600 W/cm und einer maximalen
Hüllrohrtemperatur von 600 oe erfolgreich erprobt. ­
Ein Rechenprogramm zur thermodynamischen Auslegung
der Teststrecken und zur Erstellung von Lei-
Abb. 2:
Heißdampf-Korrosionskreislauf
111

stungsnomogrammen für den Betrieb des Kreislaufes
wurde fertiggestellt. - In Zusammenarbeit zwischen
IMF und IRB wurde ein Versuchsprogramm für die
erste Versuchsreihe erstellt.
Die Montage des Heißdampf-Korrosionskreislaufes
(HKW) wurde abgeschlossen und nach Abnahme
durch den TüV die Genehmigung fUr den Versuchsbetrieb
erteilt. Die Inbetriebnahme des Kreislaufes wurde
weitgehend abgeschlossen. Der Beginn des Versuchsbetriebes
wird für Frühjahr 1971 erwartet.
auf Kondensatorzustand von 0,05 ata entsprechend
dem Verlauf in einer Turbine mit 80 %Wirkungsgrad
umgewandelt. Der Dampf wird in einem Ringspalt, in
dem seine Geschwindigkeit der in einem Turbinenschaufelkanal
entspricht unter gleichzeitigem Wärmeentzug
gedrosselt.
1. Stufe
OE
OE:
DA
WE:
WA
A
L
AS
.-.,
Dampfeintritt
Dampfaustritt
Kühlwasserein tritt
Kühlwasseraustritt
AuOenrahr
Kühllanze
Auswechselbare Spitze
OE
'fJ Fr
t----- 1-,,'
;.,
6. Stufe
I--AS
A
':.- -,
:
;
-
..::::::::::
-==---:..---.
I r--------A
t
~L
DA
::-.::::::
~
I
Die wichtigsten Komponenten für den Aufbau des
Dampfkreislaufes wurden bis Ende 1970 montiert.
Die Inbetriebnahme des Kreislaufes ist 1972 vorgesehen.
'::::::::-
I
+--._.,
DA
~ :', ~~
';.;L,
,~'\ ~'\1
/ V/,
Abb. 3:
WA
Teststrecke fiir Ablagertll1gel1
~
1/· I',·..
I:
L
WA
Ii-i
. yn:
7/69/76 Untersuchungen zu Ablagerungen
und Reinigung in Reaktorkiihlkreisläufen
Es wurde eine Teststrecke entwickelt, in der beobachtbare
Ablagerungen unter Bedingungen erzeugt
werden sollen, die weitgehend denen einer Dampfturbine
entsprechen. In 7 hintereinandergeschalteten
Stufen wird Heißdampf von 150 ata und 540 oe bis
7/69/2 Untersuchungen zur Natriumkühlung
7/69/21 Untersuchungen an Brennelementen
Ziel dieser Untersuchungen ist die Auswahl von Abstandshaltern
für die Brennelemente schneller Reaktoren
nach thermo- und hydrodynamischen Gesichtspunkten
sowie die Bereitstellung von Unterlagen zur
Auslegung der Brennelemente. Die hierzu notwendi-
112

gen Experimente werden in Wasser- und Natrium·
kreisläufen durchgeführt.
Die Arbeiten des Jahres 1970 befaßten sich im wesentlichen
mit
Betrachtungen zur Auswahl von Abstandshaltern,
Untersuchungen zur Kühlmittelquervermischung,
Voruntersuchungen zum Wärmeübergang im zen·
trisch/exzentrischen Ringraum sowie in Stabbündelgeometrien,
Untersuchungen und Erprobung von Hochleistungsheizstäben.
Es wurden vergleichende Untersuchungen zum Druckverlust
und zur Kühlmitteltemperaturverteilung im
Bündelquerschnitt durchgeführt. Als Abstandshalter
wurden dabei gitter- und wendeiförmige Typen betrachtet.
Diese Untersuchungen wurden mit Hilfe des für die
Berechnung eines 169-Stabbündels erweiterten
MISTRAL-Programmes gemacht. Das Programm er­
50
40
30
20
-10
-20
-30
-40
-50
Abb.4:
~=t ~u
- Oa 5) m
53 _3
311~~3 ,3
I
IJ
f
'i
W
/
/
y/ 'i\
I '~_
Wandtraverse, parallel zum Lastgradient
Belastungsart: Schieflast 16,7 %; 600 W/cm
Abmessungen: SN R; 169 Stäbe
Kühlmitteltemperatllr im Allstrittsqllerschnitt eines Brennelementes
für verschiedene Abstandshaltertypen
,1
.:2'
./1 I v.P
/ I /-'"
/
/ ~ V
~
I ,6: \1\
)9 \\
'l1
\\
I
172 174 178 18_ 192 202 21_ 22_
h~ I I I I I I
f ~- "--- ~~endeldraht
fJ [°lo/cml
30
~~' --- ------
~~-RiPpen 5
./, ~ Gitter
5
--------3- Rippen 9
möglicht die Eingabe unterschiedlicher Leistungen
der einzelnen Stäbe und die Berücksichtigung der
Quervermischung und Wärmeleitung des Kühlmittels
als Austauschfunktion zwischen Teilkanälen. Es wurden
die Kühlmitteltemperaturprofile im Bündelquerschnitt
und die Bündeldruckverluste bei Anwendung
verschiedener Abstandshalter für gleichmäßige Belastung
aller Stäbe und für extreme Schieflast berechnet.
Es zeigte sich, daß das Bündel aus Rippenrohren
einen geringen Druckverlust und die ausgeglichenste
Temperaturverteilung im Bündelquerschnitt aufweist.
Um einen weiteren Vergleich zwischen Brennelementen
mit verschiedenen Abstandshaltern durchzuführen,
wurden mit dem RELAX-Programm die Temperaturverteilungen
in
der Hüllrohrwand an den Abstützsteilen
der Stäbe berechnet. Die Aufgabensteilung
wurde als reines Wärmeleitproblem für Kolben­
Strömung gelöst, was für den gültigen Anwendungsbereich
(p/d

menten und ihr Einfluß auf die 1nterpretation der
Meßergebnisse behandelt. Als Parameter wurden die
Nutgeometrie, die Einbautiefe des Thermoelementes,
das Lötmaterial, veränderliche Kontaktzahlen (Isolator-Hülle)
und die Leistungsdichte variiert.
Zur Ermittlung des Wärmeüberganges in Bündelströmungen
wurd.e eine Stabdrehvorrichtung erprobt und
konstruktive Möglichkeiten zum Bau von Bündeln aus
elektrisch beheizten Stäben hoher Leistung bearbeitet.
Für Vergleichsmessungen wurde ein Wasserkreislauf
(100 m 3 /h, 12 kp/cm 2 ) fertiggestellt.
Zur Simulation von Kernbrennstäben wurden elektrische
Heizstäbe entwickelt, die es gestatten, Brennelemente
schneller Reaktoren bei deren thermischen
Auslegungsdaten zu untersuchen. Die Heizstäbe bestehen
aus 2 konzentrischen Rohren aus Edelstahl
oder Nickelbasislegierungen. Sie sind gegeneinander
mit Born itrid (BN) elektrisch isoliert. Das innere
Rohr dient als Stromleiter. Es ist in der beheizten
Zone mit einer Stützkeramik gefüllt, in der unbeheizten
mit einem Metallbolzen ho her elektrischer
Leitfähigkeit. Die beschriebenen Stäbe sind seit Ende
1969 verfügbar. Die Entwicklung 1970 befaßte sich
hauptsächlich mit dem Austausch des bis dahin verwendeten
heißgepreßten BN durch BN-Pulver, das im
Stab auf die Dichte des heißgepreßten BN verdichtet
wird. Diese neu entwickelten Stäbe bringen folgende
Vorteile:
BN-Pulver besitzt aufgrund seines geringeren
B 2 0 3 -Anteiles bessere elektrische Isolationseigenschaften,
was den Betrieb der Heizstäbe bei höheren
Stromleitertemperaturen erlaubt.
Heizstäbe mit BN-Pulver erfordern einen wesentlich
geringeren Material- und Fertigungsaufwand.
Die beschriebenen Heizstäbe wurden bisher mit einem
Außendurchmesser von 5,65 - 6,2 mm und einer
. Länge von 400 - 1300 mm hergestellt. Ein Prototypstab
wurde in einem Langzeitversuch über 2000 Stunden
erprobt.
Um das Verhalten der Abstützstellen der Brennstäbe
im Bündel zu ermitteln und den Metallabtrag an den
Berührungsflächen der Wendelrippen zu bestimmen,
wurde ein 61-Stabbündel aus 6 Rippenrohren fertiggesteIlt.
Das Bündel besitzt die Abmessungen des
SNR-Brennelementes. Die Brennstäbe sind mit StahlpeIlets
gefüllt. Das Modell-Brennelement wird z. Zt.
im Langzeitversuch bei Na-Temperaturen von 600°C
erprobt.
7/69/23 Korrosionsuntersuchungen
Die Teststrecken des Korrosionskreislaufes JJ Cerberus"
waren mit Proben aus austenitischen Stählen,
Nickelbasislegierungen, unlegierten Metallen wie
Eisen und Nickel sowie Vanadiumlegierungen be-
stückt. Die Versuchsparameter waren, wie schon bei
früheren Versuchsreihen bis auf den Sauerstoffgehalt
konstant (550 und 600°C in den Testteilen und
0,5 m/sec Natriumgeschwindigkeit an den Proben).
Um den Einfluß des Sauerstoffs auf die Korrosionsrate
zu ermitteln, wurden bei den insgesamt 4 Versuchsreihen
mit einer Gesamtbetriebszeit von 5.200
Stunden der Sauerstoffgehalt im Kreislauf von Versuch
zu Versuch durch Veränderung der Kaltfallentemperatur
variiert. Es konnte festgestellt werden,
daß bei den austenitischen Stählen die Korrosionsgeschwindigkeit
stark vom Sauerstoffgehalt im Natrium
abhängig ist, während bei den eingesetzten Nickelproben
diese Abhängigkeit nicht vorhanden ist. Der
austenitische Werkstoff Nr. 4981 zeigte bei diesen
Versuchen die geringste Abtragung. Die Untersuchungen
an den eingesezten Armco-Eisen-Proben zeigten
ein ähnliches Korrosionsverhalten wie die austenitischen
Stähle.
Die Gesamtbetriebszeit des Kreislaufes "Cerberus"
beläuft sich nunmehr auf über 20.000 Stunden Versuchsbetrieb.
Die Rohrleitungs- und Komponenten-Montage des
Hochtemperaturkreis/aufes in dem Korrosionsuntersuchungen
bei einer Natriumtemperatur bis 800°C
und Strömungsgeschwindigkeit bis zu 12 m/sec
durchgeführt werden können, wurde abgeschlossen.
Röntgenprüfungen der Schweißnähte, Druckprüfung
und Heliumdichtigkeitsprüfungen der Gesamtanlage
wurden erfolgreich beendet. Die Rohrbegleitheizungen,
die Temperaturmeßstelien und die Wärmeisolation
wurden angebracht. Parallel hierzu erfolgte die
Vormontage der regel baren elektrischen Einspeisungen
für die 3 Teststrecken mit einer Leistung von je
90 kVA.
Im Anschluß an die Rohrmontage des Hochtemperaturkreislaufes
wurden die 3 Massetransportkreis/äufe
die zuvor in der alten Versuchshalle demontiert und
von Natriumresten gereinigt wurden, in der erweiterten
Versuchshalle montiert. Die Versorugng der 3
identischen Kreisläufe mit Natrium, die mit einer
elektromagnetischen Pumpe betrieben werden und für
eine maximale Versuchstemperatur von 650°C ausgelegt
sind, erfolgt durch einen gemeinsamen Grundkreis,
der aus einem Reinigungs- und einem Oxidmeßkreis
besteht. Die Röntgen- und Dichtigkeitsprüfungen
wurden abgeschlossen. Die Rohrbegleitheizungen
wurden verlegt und die Temperaturmeßstelien angebracht.
Die Messung des Oxidgehalts erfolgte bei den Versuchsreihen
im Korrosionskreislauf Cerberus durch
die seit 14.000 Betriebsstunden eingebaute kontinuierlich
anzeigende Festelektrolytzelle (Sonde I), die
bei einer Natriumtemperatur von 310°C arbeitet.
Eine zweite, parallel eingebaute Sonde I1 wurde in Betrieb
genommen und geeicht. Anschließend wurde
114

Abb.5: Natrillm-Hochtemperatllr-Korrosionskreislallj
diese Sonde I1 mit einer 500 mC Gammaquelle bestrahlt,
um die Abhängigkeit der gemessenen EMK
von der Strahlungsintensität zu erfassen. Mit dieser
Gammaquelle trat eine reversible Verschiebung der
EMK von 10 mV ein. Weitere Versuche in dieser
Richtung sind geplant. Zur Kontrolle der elektromagnetischen
Sonden und zur Bestimmung der übrigen im
Natriumstrom befindlichen Elemente ist es notwendig
für die analytische Auswertung repräsentative Natriumproben
aus den Kreisläufen zu entnehmen. Hierzu
wurde eine Probeentnahme entwickelt und erprobt.
7/69/24 Verschleißuntersuchungen
Das Ziel dieser Untersuchungen ist die Bestimmung
des Gleit- und Verschleißverhaltens von aufeinander
gleitenden Bauteilen flir flüssigmetallgekühlte Reaktoren.
Die Vorauswahlversuche zur Ermittlung verschieißfester
Gleitpartner für Strukturwerkstoffe wurden
unter Beibehaltung der Standard parameter (Na­
Temperatur: 600°C; Anpreßdruck 12 kp/cm 2 ; Gleitgeschwindigkeit
7 cm/s; Gleitweg 11 km) weitergeführt.
Mit ausgewählten, verschleißresistenten Werkstoffkombinationen
wurden Parameteruntersuchungen
durchgefLihrt. Dabei wurden Gleitweg
(11 - 33 km) und Belastung (3 - 24 kp/cm 2 ) variiert.
Durch mehrmaligen Ausfall des Kühlfallenkreises im
Prüfstand wurde die kontinuierliche Reinigung des
Natriums unterbrochen. Die jeweils laufenden Versuche
wurden in stagnierendem Natrium weitergeführt.
Die anschließend festgestellte Verschleißwirkung
an diesen Werkstoffproben war um ca. 20 %geringer
als an den gleichen Paarungen in kontinuierlich
gereinigtem Natrium. Der Na-Strömung kommt bei
diesen Versuchen daher besondere Bedeutung zu.
Die Experimente wurden in zwei Richtungen weitergeführt.
Es wurden in Voruntersuchungen ermittelt,
inwieweit die die Proben umgebende Atmosphäre sowie
die Verweilzeit der Proben in Natrium vor Versuchsbeginn
das Verschleißverhalten einer Materialkombination
beeinflussen.
Ein mit vier Teststrecken ausgestatteter Verschleißprüfstand
NV 1I für Betriebstemperaturen bis 650°C
und einem Durchsatz von 3000 I/h wurde fertiggesteilt.
Erste Funktionsversuche wurden unter trockener
Argongasfüllung durchgeführt. Nach geringen Korrekturen
an der meß- und regeltechnischen Anlage erfolgte
Ende 1970 die Einfüllung des Natriums in den
Sumpftank und die Inbetriebnahme unter Auslegungsbed
ingungen.
115

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IRB
IM JAHRE 1970
3~n2 BnRGSTCDT, H.U.; fIlEFS, G.
Oie Qxidation von als Umhuellungen fuer
Brennstoffelemente In schnellen Reaktoren
verwendeten ~etallen durch sauerstoffhaltlQBs
fluessiges Natrium.
'
Wer~stoffe und Korrosion, 21(1970) S.435-39
3405 fRiSCH, W.; HUfBSCHMANN, W.
Zur Inhaerenten Stabilitaet des
dampfqekuehlten Brutreaktors.
KfK-851 (Maerz 69)
EU!l-4153d
3410 TSCHnEKE, H.
Experimentelle Restimmuna des Druckverlustes
an einem 37-Stabbuendel ~us Rohren mit 6
integralen Wendel rippen pro Stab als
Abstandshai ter.
KfK-I03R (februar 70)
3fi92 SPIFS, J.
Verfahren und Vorrichtung zum Bestimmen der
Waermeleitfaehiqkeit, vorzugsweise
nichtmetallischer Werkstoffe.
DBP 1 473 275 (8.4.1970)
3732 SprES, J.
Brennelement fuer Kernreaktoren.
OS I 464 941 (15.9.1969)
3733 SPIES, J.
Einrichtung zum Messen des
Schwerwasserpehaltes von Wasser.
OS 1 498 763 (8.5.1969)
4282 JOHN, H.
Helssdampffllter - Teil I.
KfK-1183 (April 70)
4283 SCHMIDT, H.
Beobachtungsfenster aus synthetischem Saphir
(Leukosaphir) in Hochdruckaefaessen.
KfK-1211 (September 70)
4284 GABALLAH, I.
Theoretische Untersuchungen zur Verdampfung
von Wassertropfen in ueberhitztem
Wass erdamof.
KfK-124? (August 70)
4285 WILD, C.; MACK, K.; HOffMANN, H.
Experimenteile Untersuchungen des
Verschlelssverhaltens Von Staehlen und
Legierungen In fluessigem NatriUm.
KFK-1251 (AuQust 70)
4286 GABALLAH, I.
Ein theoretisches Verfahren zur Berechnung
der Zwelphasenstroemung mit Phasenwechsel in
einem Elnspritzverdampfer.
KfK-1300 (November 70)
4287 BAUMANN, W.; CASAI., V.; HOFfMANN, "H.;
HOFMANN, G.; MOELLER, R.
Experimentelle Untersuchungen an
Brennelementen mit wendelfoermiqen
Abstandshaltern fuer Schnelle R~aktoren.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970; ZAED. S.466-fi9
3994 TORRE, M. OE LA
Aktivitaet des Sauerstoffes Im
Natrium.
KfK-1149 (februar 70)
fluessigen
116

S.331-34
nenrtppen.
ummerer, K., Schroeter,
: Fast eactor Fuel and Fuel
s. Proceedings. Karlsruhe, Sept.28-30,
arlsruhe: Ges.fuer Kernforschung 1970.
45
16(1970) S.231-32
, S.
htung zum Elysiersenken.
1 916915 (19.I1.1970)
e gien 748 415 (15.6.1970)
BAUMANN, W.; "DELLER, R.; CASAL, V.; RUST, K.
Brennelementanordnung fuer Kernreaktoren.
OS 1 815 100 (17.9.1970)
Belgien 743 220 (27.2.1970)
Italien 884 722 (15.1.1971)
4324 RITZ, L.
Dampferzeuger
OS 1 551 022 (15.1.1970)
4328 MUEHLHAEUSER, 0.; JUST, W.
Fernausloesbares Ventil mit Antrieb durch
elektrisch qezuendete stossweise verdampfung
einer Fluessigkelt, einem von dieser
verstellten Kolben und einem Kniegelenk.
DBP 1 675 423 (13.10.1970) ,
4331 PITZ, L.
Spannbeton-Druckbehaelter fuer einen
Kernreaktor.
OS 1 684 699 (27.8.1970)
4358 MUEHLHAEUSER, O.
Verfahren und Einrichtung z
Druckbehaelters fuer hohe I
OS I 542 186 (26.3.1970)
4359 RITZ, L.
Kernreaktor-Brennelementbuendel
OS 1 564 036 (15.1.1970)
trieb eines
druecke.
4364 MUEHLHAEUSER, O.
Verfahren Und Vorrichtung zum Betrieb eines
hydrostatischen Lagers.
OS 1 575 464 (22.1.1970)
4374 RITZ, L.
Kernreaktor-Brennelementbuendel.
OS 1 589 807.4 (11.6.1970)
4377 MUEHLHAEUSER, O.
Verfahren und Vorrichtung zum Betrieb eines
hydrostatischen Lagers.
OS 1 575 466 (22.1.1970)
4379 DRECHSLER, G.; FREES, G.; HENNRICH, G.
Dr uckmes sqeraet.
OS 1 573 546 (23.7.1970)
4380 MUEHLHAEUSER, O.
Statisches Gleitlager.
OS 1 575 465 (22.1.1970)
4385 RITZ, L.
Notkondensationsanlage fuer dampfgekuehlte
Kernreaktoren.
DBP 1 489 950 (15.6.1970)
4517 BORGSTEDT, H.U.; fREES, G.
Chemische Probleme der Kuehlung von Reaktoren
mit fluesslgem Natrium.
KFK-Nachrichten, (1970) Nr.2, S.6-9
117

Das Institut für Reaktorentwicklung (Leitung Prof. Dr. D. Smidt) bearbeitet technische
Probleme im Rahmen der Entwicklung von Forschungs- und Leistungsreaktoren,
Fragen der Reaktorsicherheit und der Datenverarbeitung. In Zusammenarbeit
mit der Industrie und anderen maßgeblichen Stellen standen im Jahre 7970 Arbeiten
zum Basisprogramm des Schnellen Brüters, für den Schnellen Hochflußtestreaktor
FR 3 und zur Datenverarbeitung im Vordergrund.
8
Institut für
Reaktorentwicklung
(IRE)
Im einzelnen umfassen die Arbeiten folgende Bereiche:
- den Reaktorentwurf mit analytischen und konstruktiven Entwicklungsarbeiten
sowie experimentellen Erprobungen
- ein theoretisches und experimentelles Programm zur Klärung von Fragen des
Natriumsiedens bei Kühlungsstörungen und der Brennstoff-Natrium-Reaktion bei
schnellen Reaktoren
- allgemeine Fragen der Reaktorsicherheit
Grundlagenuntersuchungen zur Keimbildung und Verdampfung in metallischen
und nichtmetallischen Flüssigkeiten
- Software-Entwicklung für die Datenverarbeitung in den Ingenieurwissenschaften
Im Institut für Reaktorentwicklung sind nach dem Stand vom 37.72.7970 beschäftigt:
33 Akademiker (davon zwei Angehörige des Instituts für Reaktortechnik der Universität
Karlsruhe), 20 Ingenieure, 40 sonstige Mitarbeiter (davon drei Angehörige
des Instituts für Reaktortechnik der Universität Kalrsruhe), vier Gäste, ein Doktorand,
70 Diplomanden sowie ein Lehrling.
PSB 123 Sicherheit schneller Reaktoren Reaktoren geschriebene Code REX auf die Anwendung
ftJr natriumgekühlte schnelle Reaktoren umgestellt.
Auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit konzentrierten
sich die Arbeiten auf
Damit steht ein Punktkinetik-Code mit zwei­
dimensionaler Thermodynamik und Rückwirkungsteil
zur Verfügung, der es erlaubt, sowohl langsame als
theoretische Untersuchungen zur Reaktordynamik
auch schnelle Reaktivitäts- und Kühlmittelstörungen
Festigkeitsuntersuchungen bei elastischem, plastischem
und viskosem Materialverhalten
Vorbereitung. Vergleichsrechnungen mit dem FORE­
zu untersuchen. Ein Bericht über diese Arbeit ist in
das Problem der Ausbreitung örtlicher Kühlungsstörungen
Code zeigten eine außerordentlich gute übereinstim­
und Brennelementschäden im Kern mung. Im Rahmen der Arbeiten zum FR 3 wurde
schneller natriumgekühlter Reaktoren,
erstmals der Einfluß der Reaktivitätsrückwirkung
durch thermische Verbiegung der Brennelemente berücksichtigt.
wobei der letztgenannte Aufgabenkreis in seinem Umfang
bei weitem überwiegt. Daneben wurden im Rahmen
der gutachterlichen Tätigkeit des IRE spezielle
Untersuchungen für die Reaktoren SNR und KNK
durchgeführt.
PSB 7237
Theoretische Untersuchungen
zur Reaktordynamik
Die Arbeiten zur Dynamik schneller Brutreaktoren
wurden in zwei Richtungen weitergeführt. Einmal
wurde der ursprünglich für dampfgekühlte schnelle
Auf dem Gebiet der ortsabhängigen Dynamik wurden
die Unterprogramme aller Phasen fertiggestell t. Das
übergeordnete Organisations- und Steuerprogramm
befindet sich im Teststadium. Damit wird im Frühjahr
des Jahres 1971 ein Programm zur Verfügung stehen,
das im kinetischen Teil sechs verschiedene Verfahren
anzuwenden gestattet (Punktkinetik, adiabate- und
quasistatische Kinetik, zeitdiskontinuierliche Syntheseverfahren).
Das Thermodynamik-Modell berücksichtigt
das Drei-Temperatur-Zonen-Modell für den
Brennstoff und gestattet auf der Grundlage des inte-
119

gralen Impulsmodells die Berücksichtigung einer Vielzahl
von Störungen der Kühlmittelströmung im Reaktorkern.
Die Thermodynamik des Systems ist derart
aufgebaut, daß sowohl oxidischer als auch karbidischer
Brennstoff sowie flüssige als auch gasförmige
Kühlmittel untersucht werden können.
Eine eingehende Diskussion des theoretischen Modells
erfolgte auf internationaler Ebene beim CREST­
Meeting in Ispra (3960).
In einer weiteren Studie wurde der Einfluß der Totzeit-Simulation
auf das dynamische Verhalten des
Na2-Reaktors untersucht (3996). Dabei zeigte sich
u. a., daß bei der Untersuchung des Regelverhaltens
die durch die Meßelektronik und Kontrol/stäbe verursachte
Totzeit durch ein Totzeitglied simuliert werden
sollte.
PSB 7232
Spannungs- und Verformungsanalysen
von Reaktorbauteilen
Die Arbeiten zur Spannungs- und Verformungsanalyse
von Reaktorbauteilen wurden fortgeflihrt. Ziel
dieser Arbeiten ist es, unter Berücksichtigung des
elastischen, plastischen und viskosen Materialverhaltens
Methoden zur Spannungs- und Verformungsanalyse
von Reaktorbauteilen zu entwickeln sowie Computerprogramme
fur spezielle Probleme bereitzustellen.
Hüllrohre für Na-gekühlte Reaktoren
Im Rahmen der Festigkeitsanalyse von Brennstabhül/­
rohren wurde der ebene Verzerrungszustand im
Hül/rohr unter den folgenden Bedingungen behandelt:
Der Werkstoff verhält sich linear elastisch.
Die Körperquerschnittsfläche (Hüllrohrquerschnittsfläche)
ist zweifach zusammenhängend bei
beliebiger innerer und äußerer Randkurve; d. h.,
das Brennstabhüllrohr darf integrale Rippen besitzen.
Innen- und Außendruck sind beliebig.
Volumenzunahme infolge Wärmedehnung (Wärmespannungen)
und infolge strahleninduziertem
Werkstoffschwellen (Schwel/spannungen) werden
berücksichtigt. Das zugrunde gelegte Temperaturfeld
darf instationär und mit Wärmequellen behaftet
sein. Das Werkstoffschwellen darf eine nicht­
Iineare Funktion der Temperatur sein.
Die mit Hilfe der Airyschen Spannungsfunktion erzielte
exakte Lösung wird durch eine unendliche
Reihe dargestellt. Unter Zugrundelegung dieser Lösung
wurde das Computerprogramm EVA 1 (ebener
Verzerrungszustand, Anwend. 1) entwickelt. Hierzu
mußte die unendliche Reihe bei einem gewissen Glied
abgebrochen werden. Dies hat zur Folge, daß man
statt der exakten Lösung für das vorgegebene Problem
die exakte Lösung für ein Ersatzproblem erhält, weiches
jedoch bis auf gewisse örtliche Abweichungen in
den Randbedingungen mit dem vorgegebenen Problem
übereinstimmt. Testrechnungen für ein Hüllrohr
(Innendurchmesser 4,1 mm, Wandstärke 0,3 mm, 6
Außenrippen, Rippenhöhe 0,5 mm, Ausrundungsradius
am Rippenfuß 0,4 mm) ergaben Abweichungen
in den Randspannungen von maximal 3 %. Gemittelt
über einen vorzugebenden Umfangsbereich verschwinden
jedoch diese Abweichungen. Das errechnete Vergleichsspannungsfeld
wird mit Hilfe des ebenfalls entwickelten
Unterprogramms HOELI in Form von
Höhenlinien graphisch dargestellt.
Mit der Codierung eines zweiten Programms EVA 2,
welches in gewissem Umfange auch Plastizität, insbesondere
Kriechen, berücksichtigen soll, sonst aber mit
dem Programm EVA 1 übereinstimmen wird, wurde
begonnen. Außerdem wurden Untersuchungen in Angriff
genommen, welche sich mit dem elastischen
Spannungszustand von kreisförmigen Brennstabhüllrohren
befassen, deren Temperaturfelder in Umfangsrichtung
variieren. Die Ergebnisse dieser Arbeit sollen
auf der Reaktortagung 1971 in Bonn vorgetragen werden.
Hüllrohre für gas- oder dampfgekühlte Reaktoren
Eines der wichtigsten Probleme bei der mechanischen
Auslegung von Hüllrohren für gas- oder dampfgekühlte
Brüter ohne Druckausgleichssystem ist die Gefährdung
der geometrischen Stabilität des Hüllrohrs infolge
des äußeren Überdrucks ("Kriechbeulproblem").
Im Unterschied zur Auslegung von Hüllrohren
für Na-gekühlte Brüter müssen hier außer der
physikalischen Nichtlinearität des Stoffgesetzes geometrische
Nichtlinearitäten berücksichtigt werden.
Die bisher vorwiegend verwendeten Theorien von
Hoff et al. und EIIington sind fehlerhaft und berücksichtigen
nicht die Ungleichförmigkeit des Temperaturfeldes,
bzw. die dadurch hervorgerufenen Wärmespannungen
und die Ortsabhängigkeit der Kriechparameter.
Um diese Mängel zu beseitigen, wurden neue
Theorien entwickelt: Ausgehend von allgemeinen
Variationsprinzipen der Kriechmechanik für kleine
Verzerrungen, aber nichtverschwindende Rotationen
wurden im Rahmen der Kirchhoff-Love'schen Hypothese
Variationsprinzipe für dünnwandige Schalen unter
hydrostatische; Druckbelastung abgeleitet. Die
Formul ierung dieser Prinzipe ist hinreichend allgemein,
so daß sie bei beliebig geformten Flächentragwerken
und damit nicht nur beim Kriechbeulproblem
Anwendung finden können. Zwei Stoffgesetze werden
unterschieden: (1) Die elastischen Verzerrungsraten
sowie die Kriechraten und nichtmechanischen
Verzerrungsraten sind additiv; die Gesamtverzerrungsrate
ist gleich dem Gradient eines Potentials im Raum
der Spannungsgeschwindigkeiten. (2) Elastische und
nichtmechanische Verzerrungsraten sind im Vergleich
120

zu den Kriechraten vernachlässigbarj hier ist die Gesamtverzerrungsrate
gleich dem Gradient eines Potentials
im Raum der Spannungen. Diese Prinzipe wurden
dazu verwandt, um halbanalytische und rein
numerische Verfahren zur Behandlung des Kriechbeulverhaltens
von quasielliptischen Hüllrohren zu
entwickeln. Dazu wurde die Anfangsrandwertaufgabe
mit Hilfe des Ritzschen Verfahrens auf die Lösung
eines Systems gewöhnlicher, quasilinearer Differentialgleichungen
erster Ordnung reduziert und mit Hilfe
eines vorhandenen Computercodes (DYSYS) integriert.
Im einzelnen wurden folgende Fälle untersucht:
- Zunächst wurden einfache Alternativen zu den
Theorien von Hoff et al. und Ellington entwickelt,
die eine Abschätzung verschiedener Einflüsse erlauben.
Weiterhin wurde der Einfluß der Wärmespannungen
und der Temperaturabhängigkeit der Kriechparameter
bei rotationssymmetrischer und nichtrotationssymmetrischer
Temperaturverteilung untersucht,
und zwar unter Berücksichtigung der nichtlinearen
Spannungsverteilung in der Hüllrohrwand.
Testrechnungen zeigen, daß der radiale Temperaturgradient
nur eine geringe Verminderung der
Standzeit bewirkt (10 - 20 %). Dagegen erzeugt
eine Ungleichförmigkeit der radial gemittelten
Wandtemperatur eine wesen tl ich stärkere Erniedrigung
der Standzeit, beispielsweise um einen Faktor
3 oder 4. Ein Abschlußbericht über diese Arbeiten
ist nahezu fertiggestellt.
Die Untersuchungen zum Einfluß von Unsicherheiten
in Materialkenndaten und -abmessungen auf die
Festigkeitsberechnungen von Rohrleitungssystemen
wurden zum Abschluß gebracht (3986).
PSB 7233
7236
Kühlungsstörungen und Schäden
an einzelnen Brennelementen
Das zur Lösung des sogenannten Propagationsproblems
(Ausbreitung örtlicher Störungen im Kern) begonnene
Forschungsprogramm wird in Zusammenarbeit
mit mehreren ausländischen Partnern, insbesondere
der UKAEA Health and Safety Branch und den
Forschungszentren Petten und Ispra durchgeführt.
Mit der Firma General Electric hat eine Zusammenarbeit
im Rahmen eines weiteren SEFOR-Programms
begonnen, das Bestrahlungsversuche an Brennstabb'ündein
unter Störfallbedingungen vorsieht. Die im IRE
durchgeführten Arbeiten umfassen Untersuchungen
über
- örtlich begrenzte Kühlungsstörungen innerhalb
eines Brennstabbündels und die dabei auftretende
Strömungs- und Temperaturverteilung
lokales Sieden des Kühlmittels und seine möglichen
Auswirkungen auf die Integrität der Brenn-
stäbe und die hydrodynamische Stabilität der
Kühlmittelströmung
Sieden im gesamten Brennelementquerschnitt
die Wechselwirkung zwischen geschmolzenem
Brennstoff und Natrium und ihre mechanischen
Auswirkungen auf die Corestruktur.
Auswahl, Art und Reihenfolge der einzelnen Untersuchungen
resultieren aus der Analyse und Wichtung
möglicher Störfallabläufe, die im Berichtszeitraum
weitergeführt wurde. Im Rahmen dieser Analyse wurde
u. a. eine Brennstabkonstruktion vorgeschlagen,
bei der das Problem einer plötzlichen Freisetzung
größerer Spaltgasmengen aus dem Bereich des Spaltgassammelraumes
eines Brennelements nicht auftritt.
Ein zusammenfassender Bericht über die Stöfallana­
Iyse wurde fertiggestellt.
Untersuchung der Strömungs- und Temperaturverteilung
im Bereich lokaler Kühlkanalblockaden
Im Jahre 1970 wurden die experimentellen Untersuchungen
zur Ermittlung der Strömungs- und Temperaturverteilung
im Bereich lokaler KühlkanaIblockaden
in Stabbündel-Brennelementen begonnen. Das
Ziel der Versuche ist zunächst die Bestimmung von
Ausdehnung und Volumen des Totwassergebietes hinter
Blockaden und die Ermittlung des Massenaustausches
zwischen Totwasser und gesunder Strömung.
Die Ergebnisse dieser Versuche erlauben eine Berechnung
mittlerer Kühlmitteltemperaturen im Totwasser.
Versuche zur Bestimmung lokaler Geschwindigkeiten
und Tubulenzgrößen sollen sich in den nächsten Jahren
anschließen.
Grundlagenuntersuchungen an kleinen Blockaden in
einfachen Bündelgeometrien (z. B. 20 Brennstäbe in
Rechteckgeometrie) wurden mit einem Laser-Interferometer
durchgeführt. Um die Strömungsverhältnisse
hinter der Blockade mit Hilfe des Interferometers
sichtbar zu machen, wurde in eine Luftströmung
Diäthyläther injiziert (4018). Die Versuchsanordnung
zeigt Abb. 1.
Zur Bestimmung von Ausdehnung und Volumen des
Totwassers hinter Blockaden wurde im Wasserkreislauf
des IRE die Verteilung des statischen Drucks in
einem Sechseckbündel mit den Abmessungen des
SN R-Bren nelements (169 Bren nstäbe) ausgemessen.
Untersucht wurden zwei verschiedene Strömungshindernisse,
die 15 % bzw. 41 % des Strömungsquerschnitts
vollständig blockierten, jeweils flir Re-Zahlen
zwischen etwa 2 x 10 4 und 4 x 10 4 • Aus der Druckverteilung
hinter der Strömung lassen sich Ausdehnung
und Volumen des Totwassers bestimmen. Beide
ändern sich im untersuchten Re-Bereich nur unwesentlich,
so daß die Extrapolation auf die Strömungsverhältnisse
des SN R (Re etwa 10 5 ) berechtigt erscheint
(4017).
121

----.-------,
$ =:1[__-"----1
Abb.1:
Mach-Zehnder-Interferometer
mit He-Ne-Laser
(Strahlengang angedeutet)
- Meßeinrichtzmg für Luft
und Impfflüssigkeit
(z. B. Ather)-
Totwasser
phototechnisch aufbereitet
(Aquidensiten 3. Ordnung)
Ab5.nkvor·
richtung
Fixi'f$tiJck
Kri.'allgla.plall.
~
-;c=
~
Q
Klamm,r
Zugankor
Impfb.hällor
~OOl
•
J
-r
Druckmenstulzen
Impfrohr _ __
Einlriftsstulzen
~
, !'
.::~
·,1
~
),
~! ~
~ ~
~[A>'.
~
Für die Ermittlung des Massenaustausches zwischen
Totwasser und gesunder Strömung wurden Vorversuche
durchgeführt, um das gewählte Meßverfahren ­
Bestimmung der Konzentration einer injizierten Salzlösung
durch Leitfähigkeitsmessung - zu testen.
Zur Vorbereitung der Versuche zu lokalen Verstopfungen
wurde geprüft, inwieweit Experimente zum lokalen
Sieden mit einer Simulationsflüssigkeit sinnvoll
sind. Die überlegungen zeigten aber, daß wegen der
Vielzahl der zu simulierenden Eigenschaften und Einflüsse,
deren Bedeutungen im voraus nicht genügend
bekannt sind, die Ergebnisse solcher Versuche kaum
auf die wirklichen Verhältnisse extrapolierbar wären.
Um die geplanten Versuche zu lokalen Verstopfungen
im Einphasenbereich rechnerisch zu unterstützen,
wurde mit der UKAEA zwecks übernahme des
SAMBA-Codes (Computer Programm zur thermohydraulischen
Analyse von Brennelementen) Kontakt
aufgenommen. Ob ein solcher Code auch sinnvolle
Aussagen im Zweiphasenbereich bei lokalen Verstop-
122

fungen liefert, hängt nicht zuletzt davon ab, wie die
bei der Behandlung solcher Verstopfungen auftretenden
Rechenprobleme gelöst werden können.
Lokales Sieden
Zur Beschreibung der Vorgänge bei lokalem Natriumsieden
wurde ein theoretisches Modell entwickelt.
Dem Modell liegt die Annahme des EinzeIblasensiedens
bei erheblichem Siedeverzug zugrunde. Es berücksichtigt
die thermohydraulischen Besonderheiten
eines Brennstabbündels. In der numerischen Rechnung
wurde u. a. der Einfluß des Siedeverzugs und
des Temperaturfeldes in dem kühlungsgestörten Bereich
parametrisch untersucht. Die Ergebnisse der
Analyse lassen erwarten, daß selbst bei hoher Siedeüberhitzung
von mehr als 100°C die einzelnen Dampfblasen
innerhalb von etwa 30 msec vollständig kondensieren
und daß eine überhitzung der Brennstabhüll
rohre innerhalb der Dampfblasen während dieser
Zeit ausgeschlossen werden kann. Ein weiteres wichtiges
Ergebnis ist, daß bei erheblichem Siedeverzug die
rasche Volumenänderung einzelner Siedeblasen
Schwankungen der Kühlmittelgeschwindigkeit am
Brennelementaustritt verursacht, die mit einem elektromagnetischen
Durchflußmesser detektierbar sind.
Diese auf theoretischem Weg gewonnenen Ergebnisse
bedürfen noch einer experimentellen Bestätigung, vor
allem wegen der Unsicherheit in den Annahmen über
die auftretende Siedeüberhitzung und die Temperaturverteilung
in kühlungsgestörten Zonen eines Brennelements.
Integrale Kühlungsstörungen
Die experimentellen Arbeiten zum Kühlmittelsieden
in Brennelementen schneller Reaktoren wurden für
den Fall integraler Kühlmitteldurchsatzstörungen abgeschlossen.
Im Natriumsiedekreislauf (NSK) wurden
in einer Teststrecke mit Ringspaltgeometrie (dh =
4 mm), die den hydraulischen Verhältnissen eines
Unterkanals des SNR-Brennelementes (dh = 5 mm)
weitgehend entspricht, weitere 70 erfolgreiche Versuche
durchgeführt. Die Versuche lieferten vertiefte
Erkenntnisse zu folgenden drei Problemkreisen:
1. Natriumejektion ausgehend von einer vollständigen
Blockade des Kühlkanals bei hoher Heizleistung «
100 W/cm 2 ). Hier wurden die Vorjahresergebnisse,
die mit rohrförmigen Teststrecken gewonnen wurden,
weitgehend bestätigt. Auf Grund des geringeren
hydraulischen Durchmessers der Ringspaltgeometrie
gegenüber den Versuchen mit rohrförmigen
Teststrecken (dh = 9 -12 mm) waren folgende
Phänomene stärker ausgeprägt:
Das Natrium dringt nach der Siedeejektion
praktisch nicht mehr in den beheizten Teil der
Teststrecke ein.
Der vom Primärausstoß verbleibende Natrium­
Restfilm ist sehr dünn. Eine Kühlung durch
Restfilmverdampfung ist daher im Falle der
Siedeejektion fast vernachlässigbar.
Der Druckverlust in der Dampfströmung ist so
groß, daß in einer größeren Zahl von Experimenten
die Schallgeschwindigkeit erreicht wurde.
Dies führt dazu, daß während der ohnehin
schon sehr kurzen Zeit der Filmkühlung die
Temperaturen im Kanal weiter ansteigen.
2. Natriumejektion, ausgehend von einer vollständigen
Blockade des Kühlkanals bei niedriger Heizleistung
« 40 W/cm 2 ). Zur Beurteilung von Problemen
der Nachglühwärmeabfuhr aus dem SNR wurde
untersucht, welche Wärmeleistungen an einem
Kühlkanal unter der oben angegebenen Randbedingung
stationär abführbar sind.
Für den SN R-Unterkanal liegt die Grenze bei
einer spez. Leistung von 10 ~ 15 W/cm 2 •
Die kompakte Natriumsäule dringt nicht oder
nur unwesentlich in den Kanal vor. Die Kühlung
wird durch einen an den Oberflächen entgegen
der Dampfströmung herabrieselnden Film bewirkt.
3. Natriumsieden bei Zwanskonvektion und stark gedrosseltem
Du rchsatz.
Stationäres Sieden konnte nur dann erreicht
werden, wenn geringe Gasmengen in die
Kühlmittelströmung injiziert wurden. Das Auftreten
von Siedeverzügen wurde damit unterbunden.
Ohne Gasinjektion stellte sich pulsierendes Sieden
ein. Der kritische Wärmefluß wird dann
schon bei geringer spez. Heizflächenleistung
und kleinerem Dampfgehalt erreicht. Eine zusammenhängende
analytische Darstellung dieses
Siedephänomens ist z. Z. nicht möglich.
Der kritische Wärmefluß für die Testanordnung
beim staionären Sieden ist mittels Grenzkurven
in Abhängigkeit von Dampfgehalt und Siededruck
darstellbar, Für die Bedingungen des SNR
wurde durch Extrapolation der Versuchsergebnisse
der kritische Wärmefluß zu 200 W/cm 2
bei einem Dampfgehalt von X=0,15 besti mmt.
über die theoretischen und experimentellen Arbeiten
auf dem Gebiet des Kühlmittelsiedens in Natrium­
Reaktoren wurde auf verschiedenen Konferenzen und
in Zeitschriften berichtet (3947, 3951, 3957, 3962,
3967, 3975). Als Ergänzung zu den beschriebenen
Arbeiten wurden die 1969 begonnenen stationären
Siedeexperimente (3948, 3977) im NSK fortgesetzt.
Zur Simulation der im Reaktor vorliegenden Bedingungen
(lange Kühlkanäle, konstante Druckdifferenz
zwischen Ein- und Austritt) war die Teststrecke mit
einem vorgeschalteten Drosselventil und einem unbeheizten
Bypass versehen. Die spez. Flächenleistung
wurde zwischen 100 und 450 W/cm 2 variiert.
123

Auch in dieser Anordnung lief der Siedevorgang meist
heftig pulsierend ab. Die dabei erzeugten Druckstöße
reichten jedoch nicht aus, um das Natrium gegen den
Druck der Drossel nach unten aus der Teststrecke
herauszudrücken, so daß die Dampfblasen nach oben
herausgeschwemmt wurden. Zeitweise kam es auch
zur Ausbildung einer stabilen Zweiphasenströmung.
In beiden Fällen, sowohl beim pulsierenden als auch
beim stabilen Sieden, zeigte der an der Teststrecke
gemessene Druckverlust den für die Zweiphasenströmung
typischen Anstieg bei abnehmendem
Kühlmitteldurchsatz. Wenn der Gesamtdruckverlust
von Teststrecke und Drossel ein Minimum erreicht,
kommt es zu einer weiteren starken Reduktion des
Kühlmitteldurchsatzes und damit zu einer Unterbrechung
der Teststreckenkühlung.
Im Berichtsjahr 1970 wurden die Montage und die
Inbetriebnahmetests der Versuchsapparatur BEVUS
abgeschlossen und die ersten Versuche durchgefUhrt.
Auf dem BEVUS-Versuchsstand werden Siedeexperimente
in einem elektrisch beheizten Brennelement­
Modell, das von sechs unbeheizten Brennelementattrappen
umgeben ist, durchgeführt. Diese Experimente
dienen dem Nachweis, daß durch Siede- und
Rekondensationsdruckstöße keine gefährlichen Verformungen
an dem betroffenen Brennelement und
den Nachbarelementen verursacht werden. Der Siedeverzug
und damit die Höhe der auftretenden Siededruckstöße
werden dadurch variiert, daß das Natrium
unter erhöhtem Druck aufgeheizt wird und nach Erreichen
der gewünschten überhitzungstemperatur der
Siedevorgang durch eine rasche definierte Druckwegnahme
ausgelöst wird.
In den Monaten Oktober bis Dezember wurden 11
Siedeexperimente durchgeführt. Bei den ersten vier
wurde die überhitzungstemperatur durch Druckhaltung
festgelegt, in sieben weiteren Experimenten
wurde untersucht, welche überhitzungstemperaturen
erreichbar sind, wenn die überhitzung nicht erzwungen
wird. Die Meßdaten wurden mit Hilfe einer elektronischen
Datenerfassungsanlage auf Magnetband
aufgezeich net.
Die Auswertung der Versuchsergebnisse ist noch nicht
abgeschlossen. Es zeichnet sich folgendes ab:
Bei Siedeverzug erreichte der Druckstoß bei Beginn
des Siedens Maximalwerte, die etwa mit den
Werten des Dampfdruckes (bei der höchsten erreichten
Temperatur) übereinstimmten.
Das in das Element zurückfallende Natrium verursachte
eine abkl ingende Druckschwingung, deren
Maximalausschlag oberhalb des Stabbündels gemessen
ca. 1 at betrug.
Ohne Zwang durch Druckaufgabe wurden Siedeverzüge
bis zu 40° C gemessen.
Der Brennelementkasten ist noch nicht im Hinblick
auf eine evtl. Verformung vermessen worden. Dies
kann erst nach Demontage des Versuchsaufbaues erfolgen.
Ein 2. Versuchselement wird z. Z. angefertigt. Mit
ihm sollen die bereits vorliegenden Versuchsergebnisse
bestätigt werden.
Auf theoretischer Seite wurden umfangreiche Testrechnungen
mit dem Rechen-Code BLOW durchgeführt,
der zur Beschreibung der Siedevorgänge bei integralen
Kühlungsstörungen in einem Brennelement
entwickelt wurde, und die Rechnungen mit den Ergebnissen
der beschriebenen Na-Siedeversuche verglichen.
Daraus resultierten gewisse Verbesserungen
am BLOW 2, die eine genauere Berechnung der Temperaturen
im Brennstoff, Cladding und Kühlmittel erlauben
und die Temperaturabhängigkeit der Dichte
und spez. Wärme des Kühlmittels berücksichtigen. Andere
Beschränkungen von BLOW 2 sind eng mit dem
gewählten Modell verknüpft und sollen noch näher
untersucht werden.
Von der UKAEA wurde in Kar/sruhe eine Serie von
Rechnungen mit BLOW 2 fUr PFR-Bedingungen gemacht.
Die genaue Auswertung der Ergebnisse erfolgte
in England.
Siedeverzug
(4013,3946,3951,3957,3961,3975)
Eine genauere Kenntnis des Siedeverzuges von Natrium
ist im Rahmen von Sicherheitsuntersuchungen für
schnelle natriumgekühlte Reaktoren bei der Behandlung
verschiedener Unfallsituationen erwünscht, die
aus Kühlungsstörungen entstehen können. Dazu wurde
ein Versuchsprogramm in einer Behältersiedeanordnung
durchgeführt (4013). Die Apparatur besteht
aus einem Testbehälter mit angeschlossenem Naturkonvektionskreislauf,
der Schutzgasversorgung, dem
Heizungssystem sowie den erforderlichen Meß- und
Rege/einrichtungen. Die Versuchsparameter sind: das
Testflächenmaterial, die Geometrie einer künstlichen
Höhlung sowie die Natriumoxidkonzentration.
Der Einfluß von gelöstem Argon wurde in drei Versuchsserien
untersucht. Danach wurden diese Versuche
abgebrochen, da die Ergebnisse unsystematisch
im Streubereich der Werte ohne Argon liegen. Alle
anderen Experimente wurden mit sorgfältig entgastem
Natrium ohne Schutzgasdruck durchgeführt.
Als Testflächenmaterialien wurden untersucht:
rostfreier Stahl Werkstoff Nr. 4541 X 10 CrNiTi
189; Werkstoff Nr. 4571 X 10 CrNiMoTi 18 10
und in besonderen Testflächen
reines Nickel, Eisen und Chrom.
Die Geometrie der künstlichen Höhlungen - zylindrische
Bohrungen - wurde in der Tiefe H und dem
Durchmesser D variiert. Die Natriumoxidkonzen-
124

Abb.2:
12
10
8
D.T
t
[oe}
•
•
-
2 7 10
C NA
0 [ppm}
2
•
•
Siedeverzug von Natrium bei künstlichen • • •
Höhlungen, Mittelwerte für Tsat = 4 • ••••
700°C =kO/1St. in Abhängigkeit von der
Kaltfallentemperatur IIlld dem Testflächellmaterial
T T T T
2 T
- Testfläche 3 Zyl. 04-08-4571
• Testfläche 4 Zyl. 04-08-Ni
6
T Sal =700 oe
" Testfläche 6 Zyl. 04-08-Fe 0
• Testfläche 9 Zyl. 04-08-Cr 100 120 140
~
.... ~ '::>
.... ·S
~ '" ....
.... I
~+~
~.er
- 4571
--Ni
lFe
•
• I •
T T ...l.T
--. KFT [oC]
160 180
tration wird über die Temperatur einer in den Naturumlauf
eingeschalteten Kaltfalle verändert und kontroll
iert.
Die Hauptergebnisse der durchgeführten Versuche
sind:
- Alle untersuchten Höhlungen waren extrem stabile
Siedezentren. Ihre Aktivität blieb über Monate erhalten
und wurde weder durch höheren Systemdruck
noch durch Dauersieden beeinflußt.
Für heißfallengereinigtes Natrium mit sehr niedrigem
Oxidgehalt ergab sich eine gute übereinstimmung
der Versuchsergebnisse mit den theoretisch
aus der Gleichgewichtsbedingung zwischen Dampfdruck
und Oberflächenspannung errechneten
Siedeverzugswerten, wenn der kritische Keimdurchmesser
gleich dem Bohrungsdurchmesser gesetzt
wurde.
- Eine Abflachung der Höhlungen (H/D < 1) ergibt
einen geringen Anstieg des Siedeverzuges.
- Der Siedeverzug hängt sowohl vom Oxidgehalt als
auch vom Testflächenmaterial ab.
- Bei rostfreiem Stahl (kein Unterschied zwischen
Nr. 4541 und Nr. 4571) hatte der Siedeverzug ein
typisches Maximum bei einer Kaltfallentemperatur
von etwa 127° C - entsprechend ca. 2 ppm Naz 0
-, welches offensichtlich durch den Chromgehalt
bewirkt wird, denn Reineisen und Nickel zeigen
dieses Maximum nicht, während Chrom sich wie
Stahl verhält.
Reineisen ergab generell einen sehr niedrigen
Siedeverzug, der nicht vom Oxidgehalt beeinflußt
wurde. Bei Nickel fällt der Siedeverzug mit steigendem
Oxidgehalt vom Wert für heißfallenreines Natrium
auf einen ein drittel so großen Grenzwert,
der sich auch bei Stahl einstellte (vgl. Abb. 2).
Die Ergebnisse lassen darauf schließen, daß Lösungsund
Korrosionsvorgänge an der Materialoberfläche
den Beginn der Phasenumwandlung beim Sieden von
natrium maßgeblich beeinflussen. Weitere Untersuchungen
auf dem Gebiet der Keimbildung bei
Siedevorgängen in Flüssigmetallen erscheinen nach
dem Ergebnis dieser Versuche hauptsächlich auf dem
physi kai isch-chem ischen Gebiet über Benetzungsverhältnisse
und Korrosionsvorgänge, d. h. generell über
die energetischen Verhältnisse in der Grenzschicht, erforderl
ich.
Brennelementschäden und ihre Folgen
Aus den beschriebenen Siedeexperimenten bei integralen
Kühlungsstörungen wurde der wichtige Schluß
abgeleitet, daß nach einer Kühlmittelejektion aus
einem durchflußgestörten Brennelement mit partiellem
Brennstoffschmelzen zu rechnen ist. In einem gesonderten
Programm soll der Nachweis geführt werden,
daß selbst eine möglicherweise sehr heftige thermische
Wechselwirkung zwischen geschmolzenem
Brennstoff und Natrium ("Brennstoff-Natrium-Reaktion")
die Sicherheit des Reaktors nicht gefährden
125

würde. Mit dem Forschungszentrum Ispra wurde ein
Vertrag über ein gemeinsames experimentelles Programm
zur Untersuchung der Brennstoff-Natrium­
Reaktion abgeschlossen. Zur Auswertung dieser Experimente,
die Anfang 1971 beginnen, wurden im
IRE theoretische Voruntersuchungen durchgeführt
mit dem Ziel, ein theoretisches Modell zur Beschreibung
des Reaktionsablaufs und der dabei auftretenden
Druckbeanspruchungen zu entwickeln. Weiterhin
wurde mit der UKAEA, Health and Safety Branch,
eine Beteiligung an einem Versuchsprogramm der
UKAEA vertraglich vereinbart, bei dem mechanische
Auswirkungen der Brennstoff-Natrium-Reaktion
durch Simulationsversuche mit chemischen Treibstoffen
an Modellen des Reaktorkerns untersucht werden.
Der Beginn dieser Versuche wurde von englischer Seite
auf das Jahr 1971 verschoben. Nach weitgehender
Klärung der technischen Einzelheiten des Programms
wurde mit der Tetail planung der SN R-Modelle begonnen.
Mit der Firma General Electric hat eine Zusammenarbeit
im Rahmen eines weiteren SEFOR-Programms
begonnen, das Bestrahlungsversuche an Brennstabbündeln
unter Störfallbedingungen vorsieht. Hierzu wurde
bei General Electric eine Studie durchgeführt, an
der das IRE beteiligt war. Die Ergebnisse dieser Studie
sind in einem Bericht zusammengefaßt. (Engineering
Study of the Conversion of Sefor to a Fast
ReactorTest Facility, NEDC-13602, April 1970)
PSB 124 Entwicklung von Instrumentierung
und Signalverarbeitung zur
Kernüberwachu ng
Zum schnellen Nachweis und zur Lokalisierung von
Hüllrohrschäden war im Jahre 1969 eine Methode
entwickelt worden, bei der Spaltgasblasen durch
einen Zyklonabscheider im Brennelementaustritt vom
Kühlmittel getrennt und durch einen beheizten Temperaturfüh
ler nachgewiesen werden. Im Berichtszeitraum
wurde die Anordnung des Zyklonabscheiders
durch Parametervariation weiterhin verbessert. Dadurch
und mit Hilfe einer neu entwickelten Temperatursonde
konnten im Simulationsversuch Gasmenge
bis herab zu etwa 2 cm 3 abgeschieden und in weniger
als einer Sekunde nachgewiesen werden. Die Versuchsergebnisse
lassen erwarten, daß mit dieser Methode
im Reaktor das Versagen einzelner Hüllrohre
innerhalb 1 sec detektiert werden kann. über diese
Entwicklung wurde auf dem Meeting of Specialists on
Detection, Identification and Localization of Fuel
Failures in Fast Reactors in Cadarache vorgetragen
(3964). Ein Abschlußbericht wurde fertiggestellt.
Auf dem Gebiet der Ultraschalltechnik wurde die
Dämpfung in Flüssig-Natrium bei verschiedenen Temperaturen
nach dem Prinzip der Durchschallung näher
untersucht. Die Ergebnisse der Schalldämpfungs-­
Messungen in Natrium bei Temperaturen zwischen
100°C und 400°C weisen darauf hin, daß eine temperaturabhängige
Resonanzverschiebung der piezoelektrischen
Wand ler vorl iegt.
Die Messungen haben deutlich gezeigt, daß der frequenzabhängige
Dämpfungsverlauf einer aus Wandler,
Koppelstäben und dem Natrium-Behälter bestehenden
Teststrecke in erster Linie von den Koppe/­
elementen außerhalb des Natrium-Bereichs bestimmt
wird. Es wurden Wandlermaterialien vom Typ PXE 3
und PXE 5 (Valvo) im 5 MHz-Bereich mit gutem Erfolg
einesetzt. Die Resonanzwiderstände liegen etwa
bei 40 rl, wodurch auf zusätzliche Anpaßmittel an
die Kabelimpedanzen verzichtet werden konnte.
Im Hinblick auf Ultraschallmessungen an Primärsystemkomponenten
des SNR, bei denen sich die
strahlungsempfindlichen Wandler außerhalb der PrimärzelIen
befinden und- u. U. mehrere Meter lange
Koppelwege notwendig werden, sind Messungen an
langen Koppelstanden aus WSt. Nr. 4571 vorgesehen.
Dabei soll der Dämpfungseinfluß in Abhängigkeit von
der Krümmung und vom Durchmesser der Stäbe
untersucht werden.
Die Ortung von Störzentren in Flüssignatrium sowie
die Bestimmung ihrer Bewegungsgrößen wurden in
einem Modellversuch erfolgreich erprobt. Das aus vielen
Ultraschall-Einzeldektoren zusammengesetzte
Schallbildwandlersystem tastet den zu überwachenden
Natriumraum punktweise ab.
Gebündelte Einzelkoppelstäbe arbeiten hier wie Einzel-Sensoren,
wobei auftretende und den Schallstrahl
passierende Störungen im Medium registriert werden.
Unter mehreren möglichen Abtastmodellen wurde ein
Verfahren ausgewählt, das hinsichtlich der geometrischen
Anordnung der Einzeldektoren sehr flexibel ist.
Die Darstellung der im Natrium detektierten Störungen
erfolgt auf einem Bildschirm; außerden stehen die
Meßwerte in digitaler Form Zeit- und Lagesynchron
zur Verfügung. Die Arbeiten im Zusammenhang mit
der Ultraschall-Optik wurden im Jahre 1970 abgeschlossen.
Am Aufstützlager des KNK-Reaktortanks wurden
zwei Schall sensoren montiert, deren Frequenzbereich
bis etwa 1 MHz reicht. Sie sollen dazu dienen, die
spektrale Frequenz- und Amplitudenverteilung des
akustischen Untergrunds im Hinblick auf Siedegeräusch-Messungen
zu ermitteln. Die Empfindlichkeit
dieser Einheiten ist so groß, daß sich bereits jetzt
schon eine weitere nützliche Einsatzmöglichkeit abzeichnet:
Beim Aufsetzen oder Entkuppeln des Greifers
der Belademaschine in der Natriumzone entstehen
beim Zurückfedern der mechanischen Haltekomponenten
akustische Impulse, die das Einrasten
des Greifers signalisieren und somit weitere mechanische
überprüfungen vereinfachen würden. Die Arbeiten
hierzu werden fortgeführt.
126

PSB 7254.7
Dampfkontaminationsstudien
Die Auswertung und Dokumentation der Planungsarbeiten
für den Heißdampfkontaminationskreislauf
im FR 2 (HDK-Loop) wurde zusammen mit der Abteilung
RB zum Abschluß gebracht. Ein Bericht über
diese Arbeiten wurde gemeinsam erstellt (4006).
Nach Beendigung eines anderen Versuchsprogramms
wurde der HSD-Heißdampfkreislauf im FR 2 Ende
Februar zur Vorbereitung des Umbaus für das
DK-Programm abgeschaltet. Eine überprüfung der
Terminlage ergab, daß u. a. wegen Lieferverzögerungen
der Experimentierbeginn nicht vor Spätsommer
1971 möglich sein würde. Deshalb wurden die beiden
Vorbestrahlungs-Kapselversuchseinsätze im Mai aus
dem FR 2CCore gezogen. Bei einer mittleren Stab leistung
von 550 W/cm und 680°C max. Claddingtemperatur
(I ncoloy 800) hatten die U0 2 -Stäbe bis dah in
einen Abbrand von etwa 47.000 MWd/tMet erreicht,
die Mischoxidstäbe einen solchen von ca. 36.000
MWd/tMet·
Nach Vorliegen der Umkonstruktion des Reaktoreinsatzes
für Brüterbrennstäbe und der zugehörigen
physikalischen Daten erfolgte eine Nachrechnung der
in-pile-Betriebsdaten. Diese ergab, daß im Gegensatz
zur Vorbestrahlung (Leistung und Brennstofftemperaturen)
mit dem jetzigen Reaktoreinsatz des Heißdampfkreislaufs
keine für die Spaltproduktfreisetzungsexperimente
ausreichend hohen Zentraltemperaturen
und Temperaturgradienten im Brennstoff erreicht
werden können. Das Teilprogramm PSB 1254.1
des IRE wurde deshalb zum Jahresende eingestellt.
Einrichtungen und Brennstoff werden vom Teilprogramm
PSB 1254.2 (I RCh) weiterbenutzt.
Abb.3:
PSB 126
Technische Erprobung von Core­
Komponenten.
Natrium- Technologie- Versuche
Im Rahmen der Entwicklungsarbeiten für den thermischen
Hochfluß-Reaktor HFR in Grenoble wurden
die Eigenfrequenzen und die entsprechenden Eigenschwingungsformen
der HFR-Brennelementplatten
experimentell untersucht. Die Instrumentierung der
Brennelementplatten mit den Dehnungsmeßstreifen
für die Schwingungsuntersuchungen in strömendem
Wasser bei Geschwindigkeiten bis zu 16 m/sec wurde
entwickelt und praktisch erprobt.
Für das FR 3-Treiberbrennelement wurden die fünf
ersten Eigenfrequenzen und die entsprechenden
Eigenschwingungsfol'men der Brennstäbe für verschiedene
Varianten der Bündeldistanzierung berechnet.
Nach den ersten Ergebnissen der Untersuchungen liegen
die Schwingungsamplituden durchweg im Mikron-
Na 112-Modellsllbassembly zur Untersuchllng der DruckplIlsati0/1en
lind des Schwingungsverhaltens
bereich. Das bedeutet, daß die hydrodynamisch induzierten
Schwingungen der FR 3-Treiberbrennelemente
voraussichtlich unkritisch sind (4057).
Die Untersuchungen der Reproduzierbarkeit der
Druckpulsationen und der Brennstabschwingungen
am Na 1/2 Modellsubassembly (Abb. 3) in Versuchskreisläufen
in Karlsruhe und in Ispra wurden abgeschlossen.
Dabei wurde festgestellt, daß sowohl das Niveau als
auch die spektrale Zusammensetzung der Druckpulsationen
in verschiedenen Kreisläufen stark voneinander
abweichen. Dadurch wird auch eine entsprechende
Streuung der Schwingungsamplituden der
Brennstäbe bei sonst gleichen Mittelwerten der
schwingungsbestimmenden hydrodynamischen Größen
verursacht. Diese Resultate sind wichtig für
die Beurteilung der bisher durchgeführten Schwingungsuntersuchungen
(3953, 3984, 4014).
127

Im Rahmen der Untersuchungen zur Mikrostruktur
der turbulenten Strömung wurden im beheizten Rohr
und im nichtbeheizten Brennstabbündel die Temperatur-
und Druckpulsationen gemessen. Die sich daraus
ergebenden Spektraldichtefunktionen ermögl ichen
mit Hilfe eines analytischen Modells die Berechnung
der Thermoschockbeanspruchung an übergangsstellen
von kleinen zu großen Wandstärken von Reaktorbauteilen
(3943, 3958).
Messungen des Einflusses der Wassertemperatur und
der künstlich eingebrachten Störungen auf den
Schwingungszustand der Brennstäbe im Bündel wurden
begonnen. Der geplante Umbau des Versuchsreislaufes
wurde in Angriff genommen. Ziel des Umbaues
ist es, das Niveau der in der Umwälzpumpe und
anderen Kreislaufbauteilen erzeugten Druckpulsationen
zu erniedrigen.
Die Untersuchungen zum Verschleiß- und zum Reibverhalten
zwischen Brennstabbündel und Abstandshaltergittern
in Natrium bei 600 und 700°C wurden
zu Beginn des Jahres 1970 abgeschlossen. Die wesentlichen
Ergebnisse sind (vgl. 4003):
- Trotz Spieles zwischen Gitterabstandshaltern und
Stäben trat bei axialer Relativbewegung eine Reibkraft
von etwa 5 bis 20 kp je Gitter eines 169-er
Stabbündels auf.
Die Spielvergrößerung durch Verschleiß betrug
nach 2,5 '10 5 Doppelhüben im Mittel weniger als
20 11m. Nur in wenigen Ausnahmefällen erreichte
sie bis 60 11m.
Ein Diffusionsverschweißen in Na konnte nach
einer siebentägigen Stillstandszeit bei 650°C nicht
festgestellt werden.
An den gewählten Gitter- und Stabbefestigungen
traten im Versuchsbetrieb keine Beanstandungen
auf.
Inzwischen ist seitens der Fa. Interatom der Wunsch
geäußert worden, im Jahre 1971 weitere Versuche
mit anderen Abstandshaltern folgen zu lassen.
Im Rahmen der Untersuchungen von Maschinenelementen
in Natrium wurde eine Prüfvorrichtung für
Versuche mit Wälzlagern konstruiert und zu 80 %fertiggestellt.
Ihre wesentlichen Kennzeichen sind:
Thyristor-gesteuerter GS-Motor für 10 bis
1.000 U/min, Axialbelastung der Prüflager bis
4.000 kp, Prüftemperatur bis ca. 600°C, kontinuierliche
überwachung des Reibmomentes. Die Instrumentierung
und Eichung der Reibmomentmeßstäbe
konnten wegen Schwierigkeiten bei der Applikation
der DMS noch nicht abgeschlossen werden. Das Versuchsprogramm,
welches in der Natrium-Behälteranlage
des IRE durchgeführt werden soll, wurde detailli
erter au sgearbeitet.
Im Rahmen einer Diplomarbeit wurde eine Vorstudie
über die Verwendbarkeit der Dichtelemente Ringspalt
und Kolbenring für Natrium erstellt (4019). Solche
Dichtungen sind z. B. für den Brennelementsitz in der
Tragplatte, für Kontrollstabführungen und für Schiebemuffen
in Rohrleitungen von Bedeutung. Die Arbeit
gibt einen überblick über die Berechnungsmöglichkeiten
sowie über die aus dem Schrifttum bekanntgewordenen
praktischen Erfahrungen mit diesen
Dichtelementen und dient als Grundlage für weitere
Experimente im IRE.
Um genauere Aussagen über das Verhalten von Isolierstoffen
bei einem Zusammentreffen mit flüssigem Natrium
auch bei höheren Temperaturen machen zu
können, wurde eine experimentelle Untersuchung
durchgeführt (4016), wobei in erster Linie Isoliermaterialien
auf oxidischer Basis betrachtet wurden.
Außer der chemischen Beständigkeit wurde auch die
Rückhaltewirkung gegen Natrium als wichtiges Merkmal
untersucht. Es ergab sich, daß siliziumdioxidhaltige
Stoffe nur bis 430°C ohne Reaktion mit Natrium
in Kontakt sein können. Bei höheren Temperaturen
tritt eine Reduktion unter Bildung von Natriumsilikat
ein. Bei gefährdeten Anlageteilen ist also ein separates,
dichtes Trennmedium vorzusehen, z. B. Stahlblech
oder Folie. Aluminiumoxid zeigt außer seiner
chemischen Beständigkeit auch bei Temperaturen
über 500°C - allerdings ohne Druckdifferenz - noch
eine Rückhaltewirkung gegen Natrium, was wesentlich
mit dem Benetzungsvermögen des flüssigen Metalls
zusammenhängt.
Die erste Phase der Diffusionsverschweißversuche mit
einer Vielzahl von Werkstoffpaarungen wurde zu Beginn
des Jahres 1970 abgeschlossen (3979,4007). Die
Ergebnisse zeigten eine starke Streuung, die auf uneinheitliche
Oberflächengüte der Proben zurückgeführt
wurde. Eine Reihe weiterer Versuche mit geläppten
Oberflächen zeigte im Vergleich zu den ungeläppten
Proben die Tendenz zu höheren Haftkoeffizienten,
ergab jedoch noch keine befriedigende Reproduzierbarkeit.
Deshalb wurde ein Programm für
eine neue Versuchsphase ausgearbeitet. Es sieht vor,
mit nur wenigen Werkstoffkombinationen aus den
wichtigsten Strukturwerkstoffen (Wst. Nr. 4301,
4981, 7383 u. Inconel 718) und einer großen Zahl
von Meßpunkten die Reproduzierbarkeit durch Elimination
von Nebeneffekten zu verbessern.
Zur Durchführung technologischer Experimente (z. B.
Na-Analyse, Ultraschalltechnik in Natrium) wurde
eine Natriumreinigungs- und Abfülleinrichtung gebaut
und in Betrieb genommen. Sie besteht aus einem Vorratsbehälter,
einer Heiß- und Kaltfalle und einer elektromagnetischen
Pumpe.
PSB 128
Reaktorentwürfe
Die Arbeiten auf diesem Gebiet konzentrierten sich
nahezu ausschließlich auf die Weiterentwicklung des
natriumgekühlten schnellen Brutreaktors. Die Kon-
128

11
Legende
1 Kern
2 Umwälzpumpe
3 Rückschlagklappe
4 . Druckleitung
..
5 Gelenkkompensator "
6 Überströmkanal RP
7 Querkanal -1
8 Überlaufkante
(
9 Axialkompensator
10 Schiebemuffe
11 Druckhaltegebläse /6
12 Druckausgleichsleitung
13 Wellend ichtung
14 abgeschirmte Zelle
15 2. Hülle
16 Hilfskühlsystem
RP Reaktor-Pool
3
CP Komponenten-Pool
IHX Zwischenwärmeaustauscher
V'IHX Kühlmittelspiegel im IHX
V'RP Kühlmittelspiegel im RP
V'CP Kühlmittelspiegel im CP
I
.' d.· ,
. ,,, /,'
"
..
Abb. 4:
Prinzipbild eines Multipool-Reaktors
takte und die Wechselwirkung mit der Industrie sind
auf diesem Gebiet besonders wichtig und wurden intensiv
gepflegt.
Zur Klärung des Entwicklungspotentials ökonomischer
natriumgekühlter Brutreaktoren wurden alternative
Ausführungsformen des primären Kühlsystems
untersucht. Im Mittelpunkt dieser Arbeiten stand ein
Konzeptentwurf für eine Multipool-Bauweise. Auf der
Basis der 1968/69 veröffentlichten amerikanischen
1.000 MWe LMFBR-Follow on Studies und der
SNR-Unterlagen wurden die Eigenschaften von Poolbzw.
Loop-Ausführungen für den Primärkreislauf mit
der Multipool-Bauweise verglichen. Eine frühere Multipool-Ausführung
bot den Vorteil einer gleichmäßig
niedrigen Temperatur der Behälter-Außenwände. Sie
hatte aber den Nachteil, daß die Außenwand teilweise
mit Pumpendruck beaufschlagt war (Natriumverlust
bei Leck). Unter Verzicht auf die einheitlich niedrige
Wandtemperatur wurde die in Abb. 4 dargestellte
neue Ausführung konzipiert, die den sicherheitstechnischen
Forderungen voll Rechnung trägt (3944).
Diese Konzeption wurde ,auf der IAEA-Konferenz in
Monaco im März 1970 veröffentlicht und später auch
mit dem SN R-Konsortium eingehend diskutiert.
Das Institut hat weiterhin an der Ausarbeitung eines
Abschlußberichtes über die bisher ausgeführten Arbeiten
zur Entwicklung eines dampfgekühlten Brutreaktors
mitgewirkt. Ein zusammenfassender Beitrag
über die im IRE ausgeführten Arbeiten wurde hierfür
zusammengestellt.
Die vom IRE, IAR und INR durchgeführte Studie zur
Coreauslegung eines fortschrittlichen Oxidbrüters
wurde abgeschlossen. Die wichtigsten Daten eines Referenzreaktors
sind die folgenden:
Höhe des Cores 70 cm
Durchmesser des Cores 246,5 cm
Volumenanteile
(Brennstoff/Stahl/Na/Ta) 40,7/20,8/35,2/3,3
Brennstabdurchmesser/
Teilung
Abstandshalter
Spaltstoff
Brutrate
Brennstoffzy kl us kosten
6/7,2 mm
3 Rippen
1.700 kg
1,34
0,29 DPf/KWh
v/o
Die Auslegung dieses Reaktors hatte das Ziel, gleichzeitig
ein möglichst geringes Spaltstoffinventar und
möglichst niedrige Brennstoffkosten zu erreichen. Die
folgenden Punkte sind hervorzuheben.
1. Es ist möglich, Brutreaktoren mit oxidischem
Brennstoff und einer Leistung von 1.000 MWe so
auszulegen, daß das Spaltstoffinventar deutlich unter
2.000 kg liegt.
2. Die sich ergebenden Brennstoffzykluskosten liegen
unter 0,3 DPf/KWh. Dies setzt allerdings eine etablierte
Brennstoffzyklusindustrie voraus.
Der Abschlußbericht befindet sich in Vorbereitung.
Zur thermischen und festigkeitsmäßigen Auslegung
von Na/Na-Zwischenwärmeaustauschern wurde ein
Programmsystem aufgestellt. Die zur Berechnung notwendigen
Stoffwerte des Kühlmittels und der Strukturmaterialien
wurden durch entsprechende Unterprogramme
temperaturabhängig berücksichtigt. Neben
der automatisierten Ausgabe in graphischer Form
129

der Q, t-, Q, F- und t, F-Diagramme werden die einzelnen
Wärmetauscherformen in maßstäblichen Skizzen
ausgedruckt.
Die Entwicklung eines Programmsystems, mit dem
die Optimierung des Cores und des Primärsystems natriumgekühlter
Reaktoren automatisch durchgeführt
werden kann, wurde abgeschlossen. Im Rahmen dieser
Arbeit wurde ein Verfahren entwickelt, das eine
schnelle Abschätzung der nuklearen Eigenschaften für
vorgegebene Reaktorkerne gestattet. Für die Optimierung
werden Methoden der nichtlinearen Programmierung
(Gradientenverfahren, Evolutionsstrategie)
verwendet. Diese Verfahren erlauben es, nichtlineare
Nebenbedingungen zu berücksichtigen. Der Einfluß
dieser Nebenbedingungen auf das Optimierungskriterium
kann durch "Einflußgrößen", die man als Bestandteil
der Lösung erhält, angegeben werden
(3973).
Anwendungsrechnungen wurden für natriumgekühlte
1.000 MWe Brutreaktoren mit oxidischem und karbidischem
Brennstoff durchgeführt. Es wurden zwei
verschiedene Optimierungskriterien betrachtet und
die sich ergebenden optimalen Auslegungen aufgezeigt.
Die Einsatzmöglichkeiten des hybriden Analogrechners
zur Lösung von Optimierungsproblemen mittels
des Gradientenverfahrens wurden untersucht und am
Beispiel der Brennelementverbiegung getestet (4010).
Im Rahmen der theoretischen Arbeiten für den Reaktorentwurf
konnten erhebliche Fortschritte erzielt
werden. Auf dem Gebiet der thermo- und hydrodynamischen
Berechnungen von Reaktorkernen wurde
eine Methode entwickelt, die es ermöglicht, die lokalen
Geschwindigkeits- und Temperaturfelder in
symmetrischen und asymmetrischen Brennelementkonfigurationen
zu berechnen. Daran gekoppelt wurde
eine Analyse der dreidimensionalen Temperaturfelder
im Hüllrohr und im Brennstoff unter Berücksichtigung
der lokalen Wärmeübergänge. Mit Hilfe eines
umfangreichen Rechenprogramms können sowohl
symmetrisch wie auch asymmetrisch stehende Brennstäbe
im Brennelement in Zentral-, Rand- und Eckpositionen
untersucht werden. Die entwickelte Methode
und das aufgestellte Rechenprogramm können
für verschiedene Kühlmittel angewendet werden.
Erste Ergebnisse zeigen am Beispiel eines natriumgekühlten
schnellen Brüters, daß schon kleine Auslenkungen
eines Brennstabes in einem enggepackten
Brennstabbündel zu beträchtlichen Temperaturdifferenzen
am Umfang des Brennstabes führen können
(3942, 3963).
Das thermodynamische Reaktorauslegungsprogramm
PRAWDA wurde durch Erweiterung der Eingabe ausgebaut
und wesentlich flexibler gestaltet. Mit der Entwicklung
eines Programmsystems zur Berechnung der
Kühlmitteldurchsatzverteilung und der nominellen
dreidimensionalen Temperaturverteilung im einzelnen
Brennelement und im gesamten Kernverband schneller
Brutreaktoren wurde begonnen. Dieses Programmsystem,
THESYS, berücksichtigt die Wechselwirkung
zwischen den einzelnen Teilkanälen im Brennelement
durch Wärmeleitung im Kühlmittel, natürliche Turbulenz
in der Kühlmittelströmung und außerdem Sekundärströmungen
durch wendeiförmige Abstandshalter.
Die Gamma-Wärmeerzeugung in den Hüllrohren, den
Gitterabstandshaltern und den Brennelementkästen
sowie die Wärmeleitung zwischen den Brennelementen
werden ebenfalls berücksichtigt.
Auf der Basis der statischen Heißsteilenanalyse wurde
die Optimierung der Durchsatzverteilung in Reaktorkernen
abgeschlossen. Danach zeigt sich, daß bei vorgegebener
Kühlmitteleintrittstemperatur und bei vorgegebener
Leistungsverteilung die mittlere Kühlmitteltemperatur
am Reaktoraustritt ein Maximalwert erreicht,
wenn die Drosselung so konzipiert wird, daß
die Heißsteilenwahrscheinlichkeit in jedem Brennelement
konstant ist. Weitere theoretische Arbeiten wurden
auf diesem Gebiet durchgeführt, um eine quantitative
Aussage der Anzahl heißer Stellen in Brennstäben
und Brennelementen zu erhalten. Diese Berechnungsmethode
soll in das Programmsystem SHOSPA
mit aufgenommen werden und auch die direkte
Kopplung mit dem Programmsystem THESYS ermöglichen
(3950, 3965, 3968, 3988, 3990, 4004).
Die Arbeiten zur Berechnung der Verformung der
Corestruktur schneller Reaktoren konzentrierten sich
auf zwei Gebiete:
Der erste Teil des Hauptprogramms mit der Verbiegungsrechnung
wurde fertiggestellt. Er umfaßt im wesentlichen
die Berechnung von Trägheitsmomenten,
Materialkonstanten, Lager- und Verspannungskräften
und die daraus folgenden Konstanten. Außerdem
wurden die Programme entwickelt, die ausgehend von
den dreidimensionalen nuklearen Rechnungen des
KASY-Programms und den zweidimensionalen Rechnungen
des 01 XI-Programms die eigentliche Verbiegungsrechnung
durchfUhren.
Die Programme zur Berechnung der dreidimensionalen
freien Verbiegung der Brennelemente sind im letzten
Stadium der Testphase.
PSB 130 Schneller Hochflußtestreaktor FR 3
Die im IRE, IN R, IM F und RB sowie in der Industrie
laufenden Arbeiten für die FR 3-Feasibilitystudie
wurden abgeschlossen. Die Studie wurde seit Oktober
1969 unter der Federführung von GfK gemeinsam mit
AEG und Interatom erstellt. Die Einzelergebnisse der
Arbeiten wurden in insgesamt 157 Notizen und Berichten
festgehalten. Die Abschlußberichte der einzelnen
Gruppen sind geschrieben und werden z. Z. zu
130

einem Gesamtabschlußbericht zusammengefaßt
(4057).
Wichtigste Ziele der FR 3-Feasibilitystudie waren die
Erarbeitung eines ersten konsistenten Reaktorentwurfs
mit prinzipiellen technischen Lösungen für die
zum Teil neuartigen Komponenten eines schnellen
Hochflußtestreaktors mit großen Testloops, eine
möglichst sorgfältige und detaillierte Ermittlung der
Investitions- und Betriebskosten und eine Diskussion
der Rolle des FR 3 im Rahmen der Schnellbrüterentwicklung
nach 1980. Diese Ziele konnten im wesentlichen
erreicht werden. Es hat sich vor allem gezeigt,
daß die vorgegebenen Auslegungsziele für den FR 3
sich auf der Basis der Entwicklung der Brüterprototypen
im Prinzip technisch realisieren lassen. Ohne
Zweifel stellt ein solcher Hochflußtestreaktor wie der
FR 3 jedoch eine Spitzentechnik auf dem Gebiet der
schnellen Reaktoren dar. Viele der hierfür durchzuführenden
Entwicklungen würden auch wieder der
Leistungsreaktorentwicklung zugute kommen.
Die wichtigsten Schwerpunkte der FR 3-Feasibilitystudie
lagen auf folgenden Gebieten:
Die Erarbeitung einer befriedigenden konstruktiven
Lösung für die sehr beengten Raumverhältnisse
über dem Reaktorkern
- eine möglichst genaue Abschätzung der Auswirkungen
des Strukturmaterialschwellens auf den
Core-Entwurf, die Kernverspannung und die
Brennelementstandzeit
die Untersuchung der Beanspruchungen und Verformungen
der großen Testloops in der Treiberzone
durch hohe Strahlungs- und Temperaturbelastungen
die Ermittlung der Neutronenflußverteilung, der
Abbrandkenngrößen und der notwendigen Reaktivitätshübe
für die Regel- und Abschaltsysteme
- die Berechnung der Void- und Temperaturkoeffizienten,
insbesondere der Core-Verbiegungskoeffizienten
- erste überlegungen zur Sicherheit des FR 3, insbesondere
Untersuchungen, die sich im Zusammenhang
mit einem gasgekühlten Zentralloop in einer
natriumgekühlten Treiberzone stellen
Vorentwürfe für die Brennelement- und Loopwechseleinrichtu
ngen
- die Erarbeitung einer möglichst optimalen Konzeption
für die Gesamtanordnung der Reaktoranlage
und schließlich
die Ermittlung der Brennstoffzyklus-, Betriebsund
Anlagekosten. Dazu mußten der Reaktor, die
Wärmeübertragungssysteme, die Handhabungssysteme,
die Neben- und Hilfsanlagen, Gebäude
usw. spezifiziert werden.
An dieser Stelle können nur einige der wichtigsten
Ergebnisse zusammengefaßt werden.
1. Bei der Auslegung der Treiberzone wird zwischen
Brennelementen für die erste Flußstufe mit einem
max. Neutronenfluß von 1,0'10 16 n/cm 2 sec und
der zweiten Stufe mit dem Zielfluß von 1,5'10 16
n/cm 2 sec unterschieden. Für die Treiberzone der
ersten Ausbaustufe wurde Mischoxidbrennstoff
vorgesehen und eine konventionelle Brennelementkonstruktion,
die eine möglichst geringe Extrapolation
von den Brüter-Prototyp-Brennelementen
darstellt. Die thermische Reaktorleistung der
ersten Ausbaustufe beträgt 541 MW am Zyklusbeginn
und 475 MW am Zyklusende. Die zweite Ausbaustufe
mit dem Zielfluß von 1,5'10 16 n/cm 2 sec
kann nicht unmittelbar erreicht werden, da entsprechende
Treiberbrennelemente in den existierenden
schnellen Bestrahlungsreaktoren nicht voll
ausgetestet werden können. Die relativ größten
Aussichten zur Erzielung eines Neutronenflusses
von 1,5 '10 16 n/cm 2 sec haben zum gegenwärtigen
Zeitpunkt Cermet-Brennstäbe mit normalen Gefügen
und höherem Metallgehalt, wie z. B. ein
Chrom-Cermet. Die thermische Reaktorleistung
der zweiten Ausbaustufe beträgt mit Chrom-Cermet-Brennstäben
611 MW am Zyklusbeginn bzw ..
532 MW am Zyklusende. Eine Art back-up-Lösung
für den hohen Fluß stellt ein Treiberbrennelement
mit Ringspaltbrennstäben dar, wie sie im Euratom-Transurane
Institut in Karlsruhe entwickelt
werden und die auch für Oxid-Leistungsbrüter von
besonderem Interesse sind.
2. Es wurde eine niedrige Natrium-Eintrittstemperatur
in der Treiberzone gewählt, um bei nach oben
begrenztem Druckverlust eine möglichst hohe Leistungsdichte
abführen zu können. Das brachte
außerdem den wichtigen Vorteil, daß durch niedrige
Kühlmitteltemperaturen das Strukturmaterialschwellen
im unteren Coredrittel fast ganz unterdrückt
wird. Dadurch konnte eine Verspannungsebene
nahe der Coremittelebene angeordnet werden.
Das bedeutet für den FR 3 durchweg negative
Strukturverbiegungskoeffizienten. Auf der anderen
Seite entsteht durch eine niedrige Kühlmittel-Eintrittstemperatur
eine hohe Aufheizspanne und damit
müssen thermische Beanspruchungen und Ausbiegungen,
insbesondere aber hohe Temperaturschocks
beim Scram beherrscht werden. Erste Untersuchungen
zeigen, daß dies möglich sein wird.
3. Unter Berücksichtigung des StrukturmaterialschweIlens
ist voraussichtlich ein lokaler Spitzenabbrand
in der Treiberzone von etwa
100.000 MWd/t möglich. Nicht berücksichtigt ist
dabei das erst in jüngster Zeit ins Blickfeld kommende,
relativ hohe strahlungsinduzierte Materialkriechen
bei hohen schnellen Neutronendosen. Die
131

Regel- und Abschaltstäbe werden zur Unterdrückung
der Schwellverbiegung der Führungsrohre
relativ kalt gefahren.
4. Anstelle von axialen und radialen Uranbrutmänteln
werden Nickel- oder Stahlreflektoren eingesetzt.
Der radiale Nickel- oder Stahlreflektor wird
ebenfalls relativ kalt gefahren und bildet so einen
Stützmantel für die Treiberzone, der lediglich in
der Kopfebene aktiv verspannt werden muß.
5. Die maximal mögliche positive Void-Reaktivität
liegt bei dem relativ kleinen FR 3-Core weit unter
einem Dollar, nämlich zwischen 10 bis 20 Cent.
6. Für die vorgesehenen großen Testloops im FR 3
wurden technisch und ökonomisch realisierbare
Lösungen erarbeitet.
7. Für die Abfuhr der Leistung aus der Treiberzone
wurden vier primäre und vier sekundäre Natriumkreisläufe
vorgesehen. Das bedeutet, daß die Reaktorleistung
der ersten Flußstufe (1,0'10 16
n/cm 2 sec) entweder mit drei Kreisläufen - mit jeweils
100 %-er Leistung - oder aber mit allen vier
Kreisläufen, jedoch bei jeweils 75 % Nennleistung
abgeführt werden kann. Dadurch ergibt sich eine
hohe Redundanz und Verfügbarkeit der Anlage für
Testzwecke.
8. Die Standzeit der Treiberzone beträgt in der ersten
Ausbaustufe 231 Vollasttage und in der zweiten
Ausbaustufe 113 Vollasttage, jeweils im Dreierzyklus.
9. Die Brennstoffzykluskosten betragen in der ersten
Ausbaustufe mit Uranbrutmantel 10,4 Mill DM
pro Jahr und mit Stahl- oder Nickelreflektor
10,6 Mill DM pro Jahr. D. h., daß aufgrund der viel
günstigeren Verteilung des Neutronenflusses ein
Stahl- oder Nickelreflektor in jedem Fall einem
Uranbrutmantel vorzuziehen ist.
In der zweiten Ausbaustufe mit dem Zielfluß
1,5'10 16 n/cm 2 sec ergeben sich Brennstoffzykluskosten
von etwa 25 Mill DM pro Jahr.
10. Die gesamten Betriebskosten, inklusive der Brennstoffzykluskosten,
belaufen sich in der ersten Ausbaustufe
auf 37 Mill DM pro Jahr und in der zweiten
Ausbaustufe auf etwa 50 Mill DM pro Jahr.
11. Die Anlagekosten wurden auf der Preisbasis von
1970 von Interatom ermittelt. Bei dieser Kostenermittlung
wurden Sicherheitszuschläge für das technische
Risiko, Schwierigkeiten beim Bau und für
Unvollständigkeit der Unterlagen, Gewinn- und
Gemeinkosten berücksichtigt. Ferner wurden für
das baubegleitende Engineering und Forschung
und Entwicklung 10% der Baukosten eingesetzt.
Ebenfalls in den Anlagekosten enthalten sind 7/3
Coreladungen als Erstausstattung, Prozeßrechner
und Experimentierüberwachung. Das ergibt in der
Summe Anlagekosten von 523 Mill DM.
8/68/3 Grundlagenuntersuchungen zur
Zweiphasendynamik
8/68/31 Zweiphasenuntersuchungen
Die Untersuchungen zur Ausbreitung schwacher
Kompressionswellen in homogenen Luft/Wasser-Blasengem
ischen bei Raumbedingungen wurden fortgeführt.
Dazu wurde der Lauf der bislang verwendeten
Stoßrohranlage aus Plexiglas von 2,5 m auf 5 m verlängert.
Mit der erweiterten Versuchsanordnung
konnte gezeigt werden, daß sich die untersuchten
Kompressionswellen bereits nach etwa 1 m Lauflänge
zu Stoßwellen aufsteilen und über eine Strecke von 2
bis 3 m stabil bleiben und dann wieder abflachen. Im
einzelnen wurde festgestellt, daß die Ausbreitungsgeschwindigkeit
der Stoßwellen - mit Ausnahme sehr
kleiner Gasvolumengehalte a < 0,1 % - größer ist als
die zu dem betreffenden Gasvolumengehalt zugehörige
Schallgeschwindigkeit. Mit wachsendem Berstdruckverhältnis
.!:I nimmt die Stoßwellengeschwindigkeit
zu. Dage~lm
nimmt sie mit wachsendem Gasvolumengehalt
in dem betrachteten Bereich °%< a
> 15 %stetig ab.
Wird der Gasvolumengehalt auf Werte herabgesetzt,
die unterhalb etwa 3 % liegen, so wird das Ausbreitungsverhalten
der Wellen mit abnehmendem a-Wert
in immer stärkerem Maße durch die vergleichsweise
große Verformbarkeit der Rohrwand beeinflußt, die
bedingt ist durch den relativ kleinen Elastizitätsmodul
des Werkstoffes Plexiglas.
Um diesen Einfluß zu verringern und um höhere Temperaturen
zu ermöglichen, wurde eine neue, beheizbare
Stoßrohranlage aus Glas mit der Nennweite
100 mm aufgebaut. Es stehen Rohrschüsse verschiedener
Länge zur Verfügung, die eine weitgehend flexible
Versuchsdurchführung gewährleisten. Mit dieser
Anlage wird die Fortpflanzung schwacher Kompressions-
und Expansionswellen im System Wasserdampf­
/Wasser bei Umgebungsdruck untersucht. In vorausgegangenen
Vorversuchen mit Glasrohren von kleineren
Längen und unterschiedlichen Durchmessern konnte
nachgewiesen werden, daß es möglich ist, ausreichend
homogene und stabile Blasengemische über die gesamte
Rohrlänge aufrechtzuerhalten.
In Zusammenarbeit mit dem Institut für Reaktortechnik
der Universität Karlsruhe (TH) wurde das Siedeverhalten
von Wasser an technisch rauhen Heizflächen
näher untersucht (4015). Hierzu wurden als Heizflächen
zylindrische, elektrisch beheizte Stäbe von
1°mm Durchmesser und ca. 60 mm beheizter Länge
verwendet. Die Oberflächen der Heizstäbe aus Werkstoff
Nr. 4541 waren verschieden bearbeitet. Es wurde
je ein Stab mit gefeilter, polierter, geläppter und
sandgestrahlter Oberfläche untersucht. Die Heizer
wurden in vertikaler und horizontaler Lage getestet.
Als Flüssigkeit diente destilliertes Wasser. Alle Ver-
132

suche fanden bei Atmosphärendruck und Sättigungszustand
statt.
In Abhängigkeit von der Heizflächenbelastung wurde
das Blasenfrequenzspektrum gemessen. Dafür wurden
die gleichzeitig mit dem Einsetzen der Blasenbildung
auftretenden Druckstöße über einen piezoelektrischen
Niederdruckaufnehmer auf einer Magnetbandanlage
digital aufgenommen und anschließend mit einem
Rechenprogramm ausgewertet (Abb. 5). Dieses Meßverfahren
wurde durch optische Methoden (Stroboskop
und Hochfrequenzkinematographie) überprüft.
Das wohl wichtigste Ergebnis dieser Versuche ist, daß
eine systematische Abhängigkeit der Intensität der
Druckstöße bei der Blasenbildung von der Oberflächenrauhigkeit
nur festgestellt werden kann, solange
die Bearbeitungsverfahren der Oberfläche prinzipiell
ähnlich waren, wie z. B. Feilen, Läppen, Polieren. Der
sandgestrahlte Heizstab zeigte ein davon abweichendes
Verhalten und ließ sich nicht nach seiner Rauhigkeit
einordnen.
Der Hauptanteil aller Druckstöße liegt in einem kleinen
Frequenzbereich, der von der Rauhigkeit der
Heizeroberfläche, von der Lage des Heizstabes und
vom Wärmefluß unabhängig ist. Dieses Ergebnis soll
noch etwas genauer untersucht werden, insbesondere
daraufhin, daß es nicht durch systematische Fehler
oder Einflüsse des Versuchsaufbaues zustande gekommen
ist.
Abb.5: Ermittlung des Frequenzspektrums beim Blasensieden
an zylindrischen Heizstäben (Versuchsaujbau mit Beispiel)
8/68/32 Natriumhochtemperatur- Versuchsstand
Der zusammen mit dem Institut für Reaktortechnik
der Universität Karlsruhe (TH) erstellte Entwurf wurde
bis zur Angebotsreife überarbeitet. Die Bauteile
aus der hochschmelzenden Legierung Nb-1 Zr wurden
bestellt. Die Frage der Teststreckenbeheizung wurde
ebenfalls untersucht. Es wurde ein Vorschlag für
einen stabförmigen Heizer erarbeitet, der bei ca.
8 mm Durchmesser und 100 mm beheizter Länge eine
spezifische Heizleistung von 150 W/cm 2 bei 1.100° C
Oberflächentemperatur liefern soll. Die Leistungsdichte
an den kalten Enden ist dabei kleiner als 1 %
der Leistungsdichte im Testbereich.
8/70/4 Datenverarbeitung in den Ingenieurwissenschaften
Die Arbeiten an Dynamischen Simulatoren (Programmsystemen
zur Lösung von Problemen, die
durch Systeme gewöhnlicher Differentialgleichungen
beschrieben werden) wurden 1970 mit der Fertigstellung
und Veröffentlichung eines blockorientierten
(DAS 2) und eines gleichungsorientierten (DYSYS)
Dynamischen Simulators vorläufig beendet. Beide
Systeme können Probleme mit bis zu 100 bzw. 500
gekoppelten Differentialgleichungen unter Einbeziehung
von Transportvorgängen mit langsam veränderlicher
Transportzeit lösen. Außer in ihrer Handhabung
unterscheiden sich die beiden Systeme darin,
DATAN ­
Programm
____J
Ampex -
fvfagnetb.­
geräte
H.iz.r 1
'1, = 15 Wlcm'
Horizontat. 'ag.
Analog­
Digital­
Converter
21-12B
10 ilJ 3J
-lO 9l llJ
f fllsecJ·O.5
133

daß DAS 2 (3633) größere Schnelligkeit, DYSYS
(~~~~) dagegen größere Flexibilität und die Möglichkeit
zur Simulation sprunghafter Zustandsänderungen
bietet.
Zur Bereitstellung der beim technischen Reaktorentwurf
häufig benötigten Stoffdaten in einheitlicher
und für Computer-Rechnungen effektiver Form wurde
das Programmsystem MAPLIB (Material Programm
Library) erstellt (3980). MAPLIB besteht aus drei wesentlichen
Teilen:
- den integrierten Stoffdaten in nominierter Form
- einem Zugriffs- und Kontrollsystem
- einem Hilfsprogramm (Utility) zur Integration und
Verwaltung der Daten und Kontrollroutinen sowie
zur Ausgabe von Informations- und Dokumentationslisten.
Die Daten einer Eigenschaft (z. B. Wärmeleitfähigkeit)
eines Stoffes (z. B. Stahl 4988) als Funktion der
Parameter (z. B. Temperatur) werden als FORTRAN­
Function gespeichert. Der Name dieser Function ist
aus zwei Symbolen zusammengesetzt, die die Eigenschaft
und den Stoff kennzeichnen. Ende 1970 waren
138 Funktionen für 23 Eigenschaften von 18 für den
Reaktorentwurf wichtigen Stoffen in MAPLIB integriert.
Das Zugriffs- und Kontrollsystem ermöglicht den Reaktorentwurfsprogrammen
einen flexiblen und sicheren
Aufruf der Stoffdatenfunktionen.
Die Datenfunktionen können entweder direkt oder
über sogenannte Masterfunktionen aufgerufen werden.
Der erste Weg ist rechenzeitsparend, der zweite
erlaubt es, das Entwurfsprogramm für beliebige Stoffe
oder Eigenschaften zu schreiben. Bei jedem Aufruf
einer Datenfunktion wird überprüft, ob die gewünschte
Funktion vorhanden ist und ob die Parameterwerte
im Gültigkeitsbereich der Daten liegen. Im Falle eines
Fehlers erhält der Benutzer eine ausführliche Fehlermeldung,
und die Rechnung wird je nach Wunsch abgebrochen
oder in bestimmter Weise fortgesetzt. Das
Utility-Programm erleichtert die Pflege und Erweiterung
des Datenbestandes und informiert die Benutzer
über die vorhandenen Datenfunktionen und deren Parameter
(4001).
Die Informationsbank zur Verfolgung und Dokumentation
des Ablaufes aller im Institut laufenden Forschungsvorhaben
wurde in einer ersten Ausbaustufe
erstellt und versuchsweise in Betrieb genommen.
Die Anwendung der Datenverarbeitung im IRE ist zu
einem großen Teil durch die Aufgaben des Instituts
im Rahmen des Projektes Schneller Brüter geprägt.
Insbesondere die nachfolgend beschriebenen Arbeiten
zu den Teilvorhaben PSB 1262.4 - Meßwerteverarbeitung
an technischen Versuchen - und PSB 1283 ­
Entwurfsautomatisierung - zeigen diese Projekt­
Orientierung.
Meßwertverarbeitung (PSB 7262.4)
Für die Erfassung und Verarbeitung der primär als
Analogmeßwerte (Temperatur-, Druck-, Drucksatzmeßsignale)
anfallenden Informationen aus technischen
Versuchen wurde die Kleinrechenanlage (Raytheon
703 mit experimentorientierter Peripherie) auf
64 Kanäle ausgebaut. Damit wurde die Meßwerterfassung
für Experimente wie BEVUS (siehe PSB 1233.3)
mit 62 Kanälen und insgesamt bis zu 3.800.000 Meßwerten
je Versuch (Versuchsdauer etwa 5 min) möglich.
Die Anlage wurde neb.en BEVUS insbesondere
für folgende Versuchsvorhaben eingesetzt:
Schwingungsuntersuchungen an Brennstäben (PSB
1261) und Grundlagenuntersuchungen zur Zweiphasendynamik
(8/68/3).
Da bei den meisten Versuchen oft dieselben Operationen
mit den verschiedenen digitalisierten Meßsignalen
ausgeführt werden müssen, wurde für die Anlage
IBM 360 ein Programmsystem zur Auswertung dieser
Daten aufgebaut (SEDAP-System for Experimental
Data Processing). Der Benutzer dieses Systems hat die
Möglichkeit, in einer sehr einfachen Sprache folgende
bisher implementierte Operationen auszuführen: Konversion
der Meßwerte von der Darstellung des Kleinrechners
in die der IBM 360-Anlage, Datenverwaltung,
Sortieren und Mischen der Kanäle, Filtern, Differenzieren,
Integrieren, Mittelwertbildung, Lineartransformation
sowie Temperaturberechnung aus der
Thermospannung von Thermoelementen. Verschiedene
Möglichkeiten zum Drucken und Aufzeichnen der
Ergebnisse sind gegeben. Eine Reihe von Serviceleistungen
zum Testen und zur Benutzungsunterstützung
ist verfügbar.
Folgende Operationen wurden für eine Implementierung
im Jahre 1971 vorbereitet: Fouriertransformation
sowie Auto- und Kreuzkorrelation nach der
Fast- Fourier-Transform ations-Method e.
Besondere Probleme bei der Erstellung von SEDAP
stellt die Verwaltung der Daten dar. Gegenwärtig
können bis zu 999 verschiedene Meßsignale (oder von
Meßsignalen abgeleitete Größen) mit beliebig vielen
Einzelwerten, jedoch insgesamt nur 2.560.000 Werte
gleichzeitig verwaltet werden.
Entwurfsautomatisierung (PSB 7283)
Im Verlaufe des Jahres 1970 wurde das am Massachusetts
Institute of Technology erstellte System
ICES (Integrated Civil Engineering System) übernommen
und auf der Anlage IBM 360/65 (und 360/85) in
Betrieb genommen. ICES besteht aus einem Systemkern,
der unter der Kontrolle des Betriebssystems
OS/360 läuft und selbst den Ablauf großer problemorientierter
Programmsysteme steuert und die dazugehörigen
Daten verwaltet. ICES wurde Ende 1970 von
348 verschiedenen Organisationen eingesetzt, die sich
in der ICES USER's GROUP zu einem Erfahrungs-
134

austausch zusammengeschlossen haben. Seit 1970 gehört
auch die GfK dieser Gemeinschaft an.
Ein besonderes Merkmal der in ICES integrierten Programme
ist die für jedes Programmpaket speziell entwickelte
und leicht erkennbare problemorientierte
Sprache. Während einige der für den Bereich der Bauund
Verkehrstechnik verfügbaren Programme im reaktortechnischen
Bereich kaum anwendbar sind, haben
sich folgende Teile von ICES bereits als sehr nützlich
erwiesen: STRUDL für elastizitätstheoretische Festigkeitsberechnung
komplizierter Konstruktionen und
PROj ECT für Projektverfolgungsaufgaben. Auch die
Systeme COGO zur Lösung geometrischer Probleme
und OPTECH für Optimierungsaufgaben sind im Bereich
der Reaktortechnik vorteilhaft anwendbar.
Eine weitere Besonderheit von ICES ist die Möglichkeit,
neue Programmsysteme zu integrieren und für
ihre Anwendung eine neue problemorientierte
Sprache zu erzeugen. Inwieweit ICES aufgrund dieser
Eigenschaft als Basis für den Aufbau eines Programmsystems
für den Entwurf schneller Reaktoren geeignet
ist, wurde 1970 eingehend untersucht. Hierzu wurde
ein neues Subsystem FRED (Fast Reactor Design)
entworfen, in das als erstes Programm ein thermohydraulisches
Kernauslegungsprogramm (TH ESYS)
eingebaut wurde. Hierbei erwies es sich als Nachteil,
daß die Programme in ICETRAN, einer erweiterten
Version des BASIC FORTRAN(E), umzuschreiben
waren, wobei zudem das komplizierte Precompilerund
Linkage-System zu zahlreichen, schwer diagnostizierbaren
Fehlern führte. Dagegen bietet ICETRAN
gegenüber FORTRAN das Konzept des virtuellen
Speichers. Die so erstellten Programme können daher
Probleme mit nahezu unbegrenzt großen Datenmengen
verarbeiten. Andererseits wird hierdurch und
durch den nicht optimalen Objektcode, den der
FORTRAN-E-Compiler erzeugt, die Rechenzeit der
Programme gegenüber sonst üblichen FORTRAN-Versionen
wesentlich vergrößert. ICES ist daher für
nukleare Rechnungen, die sehr rechenzeitintensiv
sind, nicht geeignet. Für Programme, die bei gleichartiger
Problemstruktur oft mit sehr unterschiedlichen
Datenmengen arbeiten, und für Programme, die
nach ihrer Erstellung von vielen Angehörigen des betreffenden
Fachgebietes benutzt werden sollen, bieten
das Konzept des virtuellen Kernspeichers und der
problemorientierten Sprache große Vorteile. Im Zusammenhang
mit der Frage der Koppelung von Programmen
und der Datenübergabe zwischen Programmen
wurden grundsätzliche Möglichkeiten untersucht,
wie die Daten, die ein komplexes technisches
Gebilde vollständig beschreiben, auf EDV-Anlagen
eindeutig dargestellt werden können.
8/77/47 Informationssystem zur Reaktorsicherheit
In einer vorbereitenden Systemstudie für ein Informationssystem
zur Reaktorsicherheit wurden die wesentlichen
Funktionen identifiziert, die dieses System
erfüllen müßte. Es wurde festgestellt, daß gegenüber
bekannten Informationssystemen, wie sie in den Bereichen
der Literaturdokumentation, der Projektplanung
'und -verfolgung und der Management Information
bekannt sind, der Unterschied besteht, daß die
dort entwickelten und benutzten verschiedenen Techniken
allein keine befriedigende Lösung bieten, sondern
in geeigneter Weise kombiniert werden müssen.
Das Informationssystem muß sowohl strukturierte
Informationen (z. B. eine Bauteilliste) wie auch nichtstrukturierte,
textartige Informationen (z. B. Gutachten)
und grafische Informationen (z. B. auf Mikrofilm
gespeicherte Konstruktionszeichnungen) aufnehmen,
verwalten und einem Benutzer auf Anfrage mitteilen
können. Besondere Vorkehrungen müssen getroffen
werden, um die Information gegen unbefugte
Einsichtnahme oder Änderung zu schützen.
Die 1970 durchgeführten Arbeiten dienten besonders
dazu, einen überblick über die grundsätzlichen technischen
Möglichkeiten zur Errichtung' eines solchen
Informationssystems zu gewinnen, Schätzungen über
den Gesamtaufwand zu erarbeiten und den Kontakt
mit den in das Begutachtungsverfahren für Reaktoren
einbezogenen Stellen aufzunehmen. In Absprache mit
der Reaktorsicherheitskommission, dem Technischen
überwachungs-Verein und der Industrie wurde vereinbart,
in Zusammenarbeit mit dem Institut für Reaktorsicherheit
1971 eine detaillierte Studie zu erarbeiten.
135

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IRE
IM JAHRE 1970
ue te to~.
9 955 (29.9.1970)
685 256 (14.10.1966)
n reIch 1 490 229 (19.6.1967)
1I e n 77f, 312 (L. 7 • 1967 )
uxemburq 51 853 (31.10.1966)
3405 FRISCH, w.~ HUEBSCHMANN, W.
Zur inhaerenten Stabilltaet des
dampfqekuehlten Brutreaktors.
KFK-851 (Maerz (9)
EUR-f>15:'ld
3507 BIJKAU, f.
Ein hochreines Schut7gassystem fuer den
Einsatz hochschmel7ender reaktiver Metalle
bei hohen Temperaturen.
KfK-927 (Dezember (8)
3633 KOEPP, C.
DAS-2 - Ein dynamischer Simulator mit
Tot7.eIt-Gliedern fuer Digitalrechner.
KFK-1142 (November 69)
EUR-3695 d
3693 SCHMlOT, G.
Vorrichtung ZUm Abschalten von Kernreaktoren.
DHP 1 539 980 (16.2.1970)
3738 PEPPLER, W.; DP.CKER, K.
Thermoelement·
Frankreich 1 568 699 (i1.4.1969)
3942 HOFMANN, f.
Flow and Temperature Distribution Tncluding
Coolant Mlxlng in Sodium Coo1ed Fuel Elements
wlth Eccentric Geometry.
Sonium-Coolen Fast Reactor EngineerIng.
Proceedlngs. Monaco, March 23 - 27, 1970.
Vlenna: IÄEA 1970 S.203-15. SM-130/40
KFK-lt55 (Februar 70)
lEK, K.
Sodium Forced Convection In Boilinq and Heat
Transfer In an Induction Heated Test Sectlon.
Meeting of the European LiquId Metal Boillng
Workinq Group, CasaccIa, April 9 - 10, 1970
3949 HEUSENF.R, G.
Optimaiisierung Na-gekuehlter schneller
Brutreaktoren mit Methoden der nichtlinearen
Programmierung.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.Im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.66-69
3950 AMENDOLA, A.
Statistische Berechnung der
Maximaltemperaturen in Reaktoren.
Reaktortagung. ßerlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.54-57
3951 SCHLECHTENOAHL, E.G.; PEPPLER, W.;
SCHULTHEISS, G.F.
Sieden ~es Natriums In schnellen Reaktoren.
Reaktortagung. Berlln, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Ot.Atomforum. Tagungsbe~lcht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.34-37
3952 GAST, K.
Zur Sicherheitsproblematik Schneller
Natriumgekuehlter Reaktoren.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.42-45
136

ast Detection a
zation el Failures in Sodium
Fast Reactors.
Mee ng of Special1sts on Detectlon,
Identlflcatlo Localization of Fuel
Fallures in F eactors, Cadarache, Oct
- 6i 1970
3965 AMEN ,A.
Effe Ve Equally Limiting Hot Channels in
Reactor Thermal Design.
Nuelear Sclence and Engineering, 39(1970)
S.121-23
CHLECHTENDAHL, E.G.;
• F.
zur Dynamik der Siedevorgaenge
iumgekuehlten Reaktoren.
nat.Heat Transfer Conference, Paris,
1970
; LANG, w.
chung der turbulenten Temperatur- und
ruc lsatlonen in laengsdruchstroemten
abbuendeln.
nat.Heat Transfer Conference, Paris,
5.9. 1970
T, D.
.lems of Cooling Disturbances and Sodlum
ing In Fast Reactors •
.A Panel on Heat and Mass Transfer in
Nuclear Power, Wien, Sept. 14 - 17, 1970
STRUWE, D.
A Two-Dlmenslonal Model for Fast Heactor
Kinetics Analysis wlth Space Dependent
Feedback.
CREST Specialist Meeting on Reactivity
Effeets in Large Power Reactors, Ispra, Oet.
28 - 30, 1970
3961 SCHULTHEISS, G.F.
Experimental Investigation of Inciplent
80ilino Superheat in Wall Cavlties.
Liquid Metal Heat Transfer and Fluid
Dynamies. Winter Annual Meeting of American
Society of Mechanleal Fnglneers. New
York,N.Y., November 30, 1970. New York:
A8ME(1970). 8.100-07
3966 KESSLER, G.
Space Dependent Dynamie Behaviour of Fast
Reactors Usino the Time-Dlscontinuous
Synthesls Method •
Nuclear Seience and Engineering, 41(1970)
S.115-48
3967 SCHLECHTENDAHL, E.G.
Theoretical Tnvestlgations on Sodlum Bolling
In Fast Reaetors.
Nuclear Selenee and Engineering, 41(1970)
S.99-114
3968 AMENDOLA, A.
Statlstical Evaluation of the Maximum
Temperatures in Reactor Cores.
Nuclear Seience and Engineering, 41(1970)
S.343-50
3969 HAEFNER, H.E.
Bestrahlung von Brennstaeben in
Instrumentierten Natrium-Blelwismut­
Doppelkapseln.
Kerntechnik, 12(1970) S.248-53
KFK-1259 (Mai/Juni 70)
3970 SMIDT, D.; SCHLECHTENDAHL, E.G.
Leistungsreaktoren.
Ullmanns Eneyklopaedle der technischen
Chemie. 3.Auflage. Erg.-Bd. Neue Ve~fahren.
Neue Produkte. Wirtschaftliche Entwicklung.
Muenehen: Urban und Schwarzenberg 1970.
S.646-64
3971 BIRKHOfER, A.; BRAUN, W.; KOCH, E.H.;
KELLFRMANN, 0.; LINDACKERS, K.H.; SMIDT, D.
Reaktorsicherheit in der Bundesrepublik
Deutschland.
Atomwirtsehaft-Atomteehnik, 15(1970) S.441-48
3972 GAST, K.
Die Sicherheit des Natrlumbrueters.
VnI-Naeh~ichten, 24(1970) Nr.45, S.1-2
137

~977 SCHLE1SIfK
Heat trans
cOnvectlon
tube.
Nuclear Engineerlnp and Design, 14(1970)
S.60-68
~978 THORMEIER, K.
Solubility of the noble gases in liquid
sodium.
Nuclear Engineering and Desiqn, 14( 1970)
S.69-8;>.
~979 ~rNNDORf, K.
Experimental investioations of self-welding
of structural materials under sodium.
Nuclear Enqineerinq and Design, 14(1970)
C;.8~-98
39HO PEE, A.; SCHUMANN, U.
An inteqrated program library for material
property data.
Nuclear Enplneering and Desiqn, 14(1970)
5.99-103
3981 SCHLECHTENDAHL, f.G.
DYDYS - A digital computer proqram for
simulation of general dynamic problems.
Nuclear Enpineering and Design, 14( 1970)
8.104-08
3982 SCHMIDT, L.; WILL, H.
facilitv for in-pile creep experiments on
claddlng tubes under thermal and stress
cllcllng.
'Jucl ear Enq I neer! ng an

4007 8ENNDORF, K.
Selbstverschweissen von
Reaktorstrukturwerkstoffen unter Natrium bei
hohen Temperaturen.
Kl'K-F'xt.8/70-1
40011 FlEGE, A.
Stoerfallbetrachtungen zum MZFR-D zO-l.oop.
Analogrechenmodell und Untersuchung des
dynamischen Verhaltens eines
Karbid-Bestrahlungseinsatzes im Notkuehlfall.
KFK-Ex t .8/70-2
4009 PEPPLFP, ~.; KORNELSON, I.; MENZENHAUER, P.;
PULCH, 0.; SCHLEISlEK, K.; TEMPELFELD, W.;
THORME:I ER, K.
Thermoelemente fuer den Einsatz in fluesslgem
NatrIum bis zu 900 oc.
KfK-F'xt.8/70-3
4010 KATZ, F.W.
Die parameteranpassung durch das
Gradientenverfahren auf dem hyhriden
Analogrechner.
KFK-Ext.8/70-4
4011 MUELLER, R.A.
DIe in einem dampfgekuehlten schnellen
Brutreaktor enthaltene Gefaehrdung und die
bel einem schweren Unfall In der Umgebung
auftretenden Posiswerte.
KFK-F.xt.8/70-5
4012 MUELLFR, R.A.
Konzeptstudie eInes 1000 MWe-Kernkraftwerkes
mit einem dampfgekuehlten, schnellen
Brutreaktor.
KFK-F.xt.8/70-6
4020 FISCHER, M.
Der schnelle Hochfluss-Testreaktor FR 3.
Atomwlrtschaft-Atomtechnik, 15(1970)
8.297-300
4021 SPILKER, H.
Berechnung und Entwurf eInes
Natrlum-Luft-Waermetraegers fuer den
geplanten Schnellen Testreaktor FR 3.
KFK-Ext.8/70-7
4057 FISCHER, M. [HR8G.)
Durchfuehrbarkeltsstudie fuer den Schnellen
Hochfluss-Testreaktor fR 3.
KFK-1356 (im Druck)
4313 SCHMIDT, G.
Kernreaktorbrennelement
OS 1 816 543 (2.7.1970)
4315 CRAMER, M.; MUELLER, A.
Kernreaktor
OS 1 804 371 (27.5.1970)
Belgien 740 570 (31.12.1969)
4326 GAST, K.
Einrichtung zum feststellen Von Gasen,
Insbesondere von SPaltgasen, Im Kuehlkanal
eines mit einer fluessigkelt gekuehlten
Kernreaktor-Brennelements.
OS 1 807 801 (11.6.1970)
Belgien 740 385 (31.12.1969)
139

140

Im Institut für Heiße Chemie (Leitung: Prof. Dr. Baumgärtner) wurden im Berichtsjahr
7970 Arbeiten auf folgenden Gebieten durchgeführt:
- Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe nach dem Purex-Prozeß. Diese
Arbeiten werden einerseits im Hinblick auf die Inbetriebnahme der WAK, andererseits
mit dem Ziele der Verbesserung des Purex-Prozesses und seiner Anpassung
an spezielle Brennstoffe (insbesondere SNR-Brennstoffe) unternommen.
- Entwicklung von In-line Instrumenten für die WAK mit dem Fernziel einer automatischen
Steuerung des Wiederaufarbeitungsprozesses.
- Entwicklung von Verfahren zur Gewinnung von Actiniden mit dem Ziel des
Einsatzes bei WAK (Am-247/243, Cm-244 aus dem HA W) und in der Laboranlage
Milli (Pu-238, Cm-244).
- Rechnergesteuerter Betrieb und Datenverarbeitung bei großen physikalischen
Analysegeräten mit dem Ziel der Laborautomation.
- Spektroskopische und magnetische Untersuchungen an f-Elektronensystemen als
Beitrag zur Kenntnis der Grundlagen der Chemie von Transuranelementen.
- Arbeiten über das chemische Verhalten energiereicher Ionen, insbesondere mit
dem Ziel spezifischer Trenn- und Identifizierungsreaktionen für kurzlebige Nuklide
am Schwerionenbeschleuniger Darmstadt.
9
Institut für
Heiße Chemie
(lHCh)
Während es sich bei den letztgenannten Themen um reine Grundlagenarbeiten handelt,
reichen die übrigen Entwicklungsaufgaben von Grundlagenuntersuchungen
über die chemische Prozeßentwicklung bis zur verfahrenstechnischen Entwicklung
von Komponenten und Erstellung von Testanlagen. Das Institut ist daher in drei
Bereiche unterteilt:
Prozeßentwicklung (Dr. Koch)
Grundlagenforschung (Prof. Dr. Baumgärtner)
Verfahrenstechnik mit den Untergruppen Anlagenbau und Komponentenentwicklung
(D1 Leichsenring)
Die Arbeiten zur Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen fanden in Koordination
mit dem Arbeitskreis Wiederaufarbeitung (dem Vertreter der Industrie und der GfK
angehören) und, soweit sie die Aufarbeitung von SNR-Brennelementen betreffen, in
Abstimmung mit dem Projekt Schneller Brüter stat,t. Bei der Prozeßautomatisierung
und der Datenverarbeitung besteht eine enge Zusammenarbeit mit der Datenverarbeitungszentrale
und dem Institut für Datenverarbeitung in der Technik.
Am 37.72.7970 waren im IHCh 78 Akademiker und 68 Sonstige Mitarbeiter beschäftigt,
ferner je ein Gastwissenschaftler aus Belgien, aus Polen und aus Griechenland,
sowie acht Angehörige (davon vier Doktoranden) der Universität Heidelberg.
9/69/1 Prozeßentwicklung tion erprobt werden. Die Abschirmung gegen
ß-'Y-Strahlung reicht bis 2 x lOs Ci.
Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrennstoffe
nach dem Purex-Prozeß
Als das wichtigste Ergebnis des Jahres 1970 ist die
hochaktive Inbetriebnahme der MILLI-Anlage zu nennen.
Es handelt sich dabei um eine Extraktionsanlage
für hochbestrahlte Brennstoffproben. Sie enthält drei
Dekontaminationszyklen und ist geometrisch kritikalitätssicher
für Plutonium-239 ausgelegt. Dadurch
können Fließschemata in jeder Plutoniumkonzentra-
In einem ersten hochaktiven Dauerbetrieb (56 Stunden)
wurde ein vorher ausgearbeitetes Fließschema
für Brüter Brennstoffe (2472, 2470) angewendet. Die
erforderlich hohe Aktivität der Uranylnitrat-Speiselösung
wurde durch periodische Zugabe von aktiviertem
Mangan erreicht. Sie lag im Durchschnitt zwischen
2000 - 3000 Ci/l und damit etwas höher als
bei der Aufarbeitung eines Gemisches von Core und
Brutmaterial von SNR- oder Na1-Brennstoff. Die mit
141

dieser Aktivität verbundene Strahlungsbelastung des
20 % TBP-Alkan-Gemisches entsprach einer Dosisleistung
von etwa 0,6 Wh/I. Die Analysen des organischen
Extraktionsmittels in verschiedenen Kammern
der Extraktions-, Wasch- und Rückextraktions-Mischabsetzer
zeigten im Durchschnitt einen DBP-Gehalt
von 10 - 20 mg/I. Diese DBP-Analysen werden in der
Regel als Maß für die Strahlenzersetzung des TBP verwendet.
Sie bedeuten einen Uran- oder Plutoniumverlust
von weniger als 0,1 %und liegen ca. um den Faktor
10 unter den erwarteten Werten für SN R-Brennelemente.
Diese vorläufigen Ergebnisse zeigen, daß bei
der Wiederaufarbeitung von SNR-Brennelementen
nach dem Purex-Prozeß voraussichtlich keine Schwierigkeiten
durch den primären Radiolyseeffekt in Hinsicht
auf die Plutonium- und Uranausbeute zu befürchten
sind.
Offen bleibt noch die Frage nach dem Dekontaminationsfaktor
für Zirkon, der im wesentlichen durch die
Langzeit-Radiolyse des Verdünnungsmittels bestimmt
wird. Bisherige statistische Laborexperimente mit
20 % TBP/n-Dodekan haben ergeben, daß die durch
Radiolyse des Verdünnungsmittels gebildeten und
speziell auf Zirkon wirkenden Komplexbildner schwerer
flüchtig sind als TBP. Ihre Konzentration liegt
selbst bei sehr hohen integralen Strahlenbelastungen
(40 W/I) nur in der Größenordnung von
10- 5 - 10- 6 mol/I. Durch Molekulardestillation wurden
diese Komplexbildner im Rückstand angereichert
und IR-spektrometrisch sowie mit kombinierter Gaschromatographie-Massenspektroskopie
untersucht. Es
zeigte sich, daß entgegen bisher bestehender Auffassung
kein Zusammenhang besteht zwischen der Anwesenheit
prlmarer Nitrogruppen oder Hydroxamsäuregruppen
und der komplexbiIdenden Wirkung auf
Zirkon. Dagegen besteht deutlich ein gleichsinniger
Verlauf mit der IR-Absorption im Bereich der Co­
Schwingungen bei 1600 - 1700 cm- 1 • Weiterhin ist in
den Zirkon-aktiven Proben die Phosphorylgruppierung
(PO(OR) regelmäßig nachzuweisen. Die kombinierte
gaschromatographische-massenspektroskopische
Analyse ergab, daß es sich dabei im wesentlichen
um Verbindungen mit dem Molekulargewicht 369,
537 und 705 handelt. Bemerkenswert ist die konstante
Massendifferenz von 168, die der Dodekan­
Gruppierung - (CH 2 ) 12 - entspricht. Die Identifizierung
der Zirkon-aktiven Radiolyseprodukte wird
fortgesetzt.
Auch in den Versuchen zur Verbesserung der Lösungsmittelreinigung,
die bisher nicht auf diese Zr­
Komplexbildner einwirkte, wurde ein Fortschritt erzielt.
In Laborversuchen zeigte sich eine Beseitigung
der störenden Komplexbildner zu mehr als 90 %,
wenn das organische Lösungsmittel mit Pb0 2 bei
SODC behandelt wurde. Dieses Verfahren bewährte
sich auch im kontinuierlichen Betrieb mit Pb0 2 -Silikagel-Säulen.
Die Möglichkeit der technischen Anwendung
wird weiter untersucht.
Weiterhin wurde im Zusammenhang mit der Lösungsmittelradiolyse
das Verhalten von Zirkon mit bestrahltem
20 % TBP-Dodekan hinsichtlich einer Niederschlagsbildung
an der Phasengrenzfläche untersucht.
Dabei ergab sich in einigen Kammern der
Mischabsetzer eine geringe, jedoch nicht reproduzierbare
Akkumulierung von Niederschlägen.
Abb.1:
Röntgenspektrometer für die
Röntgenjluoreszenzanalyse
-aktiver Proben:
a) Gesamtansicht; links und
rechts die Probenverarbeitungsboxen,
in der Mitte
die Meßbox über dem
Spektrometer
b) Detailansicht mit Meßposition
(Mitte) und Probentransportvorrichtung
(rechts).
142

Die Arbeiten zur elektrolytischen Uran-Plutonium­
Trennung im Purex-Prozeß wurde planmäßig fortgesetzt.
Ziel ist die Entwicklung eines technischen Elektrolyse-Mehrstufen-Mischabsetzers
(EMMA) für die
WAK. Im Berichtsjahr sind besonders die Materialund
Konstruktionsfragen bearbeitet worden. Ausführliche
Korrosionsversuche an verschiedenen Elektrodenmaterialien
(Anodisch: Pt, Au, C, Ti, V2A; Kathodisch:
Ti, V2A) und Stoffumsatzmessungen an Plutonium/Uran/Salpetersäure/TBP-Lösungen
in Ein­
Phasen und Zwei-Phasen-Durchflußexperimenten haben
zur Entscheidung für Titan als Kathodenmaterial
geführt. Als Anode zeigte nur Platin brauchbare Stabilität
unter diesen Bedingungen. Aufgrund der Resultate
wurde eine Titan-Monozelle konstruiert und im
Zweiphasensystem die ersten Versuche zur optimalen
Elektrodenanordnung begonnen.
Rückgewinnung von Plutonium aus Refabrikationsabföllen
Die für die Entwicklung von Amin-Extraktionsverfahren
nötigen Extraktionsdaten wurden vervollständigt
und in einem Bericht zusammengestellt (2466).
Bei Gegenstromversuchen mit TLA in der Schnellextraktor-Testbatterie
der Fa. Alkem war die Effektivität
niedriger als berechnet (4386). Daher wurde die
Stufeneffektivität als Funktion der Verweilzeit in der
Mischkammer des Zentrifugalextraktors für das
TLA/CCI 4 -System mit Uran (VI) und Pu (IV) getestet.
Bei Kontaktzeiten von über 1 sec wurden Stufeneffektivitäten
von 90 - 95 % gefunden, während
bei kürzeren Kontaktzeiten eine deutliche Abnahme
der Effektivität auftrat. Für neue Gegenstromversuche
wurde die Anlage mit genaueren Dosiereinrichtungen
versehen.
Als Alternative für ein Extraktionsverfahren wurde in
Zusammenarbeit mit der Fa. Alkem an einem Verfahren
gearbeitet, bei welchem das Plutonium nach
selektiver Reduktion zu Pu (111) von Uran getrennt
wird. Vom IHCh wurde als Reduktionsverfahren ein
kontinu ierlicher Elektrolyseprozeß entwickelt und
eine Elektrolysezelle für eine Kapazität von 3 kg Abfall
(2 %Pu-Gehalt) pro Tag gebaut.
Prozeßanalyse
Im Hinblick auf die Zusatzaufgaben der Laboranlage
MILLI im Rahmen des Projektes Actiniden (PACT)
sind Modifizierungen der Prozeßanalytik erforderlich
geworden. Es wurden neue Verfahren für Säurebestimmung
und Ionenaustausch entwickelt und ein
Meßlabor für radiometrische Analytik aufgebaut. Die
RFA-Methode fur U und Pu (vgl. Abb. 1) wurde vervollkommnet
(4387) und für Np-Analysen erweitert.
Ferner wurden Methoden zur analytischen Abtrennung
von Americium und Curium aus Spaltproduktgemischen
(4388) und zur DBP-Bestimmung in
TBP-Lösungen ausgearbeitet. Die spektralphotometrischen
Bestimmungen von salpetriger Säure und von
Hydrazin in Prozeßlösungen und einige elektrometrische
Analysenverfahren wurden überarbeitet. Die
fernbediente Pipettiereinrichtung wurde verbessert
und erprobt (vgl. Abb. 2). Zur automatischen Auswertung
radiometrischer und röntgenometrischer
Analysen wurde ein Rechenprogramm erstellt.
Im analytischen Servicebetrieb wurden 4500 RFA-Bestimmungen
von Pu, Np, U, 4700 radiometrische Pu­
Bestimmungen, 1200 Säurebestimmungen sowie zahlreiche
gaschromatographische Bestimmungen von
DBP, TBP und Kohlenwasserstoffen durchgeführt.
Daneben wurden als Sonderaufgabe RFA-Untersuchungen
an Extraktionsrückständen und an Thoriumerzen
ausgeführt.
In-line-Instrumentierung und automatische
Prozeßkontrolle
Die Entwicklung von In-line-Instrumenten für die
automatische Prozeßanalyse (3580) wurde fortgesetzt.
Von dem im IHCh entwickelten In-line-Polarographen
zur Uranbestimmung (3577) wurden von der
Fa. Dornier zwei Prototypen gebaut. Das eine Gerät
wurde im IHCh in Betrieb genommen, das zweite ist
für den Einbau in die WAK vorgesehen. Für die kontinuierliche
Bestimmung schwerer Elemente (U, Pu,
Th) in Prozeßströmen wurde ein Gerät entwickelt,
das auf dem Prinzip der nichtdispersiven Röntgenfluoreszenzanalyse
mit Radionuklidanregung beruht
(4389). Ein Prototyp für den Einsatz in der WAK soll
143

Abb.2:
Fembediente
Pipettiereinrichtzmg
in einer
analytischen heißen Zelle
des IHCh
1971 gebaut werden. Ferner wurden zwei In-line­
Meßgeräte zur Plutoniumbestimmung fertiggestellt,
die 1971 in Betrieb genommen werden sollen. Die
1969 abgeschlossene Arbeit über die spektral photometrische
Simultanbestimmung der verschiedenen
Plutonium- und Uran-Wertigkeitsstufen hat zu Vorschlägen
für die Entwicklung eines Spektralphotometers
für die Prozeßüberwachung (insbesondere die
Uran/Plutonium-Trennung in der 1 B-Batterie geführt
(4390).
Gemeinsam mit dem IDT wurden die Vorarbeiten für
die Modellanlage einer prozeßrechnergesteuerten
Wiederaufarbeitung fortgeflihrt. Für den Anschluß der
Anlage an den Prozeßrechner TR 86 wurde ein Interface
entwickelt, dessen Fertigstellung im Frühjahr
1971 erfolgt. Für die Weiterentwicklung der In-line­
Meßdaten durch den Rechner wurden Programme geschrieben
und erfolgreich getestet.
Der Aufbau der ersten Phase der Modellanlage mit
zwei Mischabsetzern und einem Verdampfer ist zu
etwa 75 % fertig. Im handgesteuerten Probebetrieb
wurde die Anlage mit mehreren In-line-Instrumenten
erfolgreich getestet. Mit der Fertigstellung der ersten
Phase und dem Anschluß an den Prozeßrechner ist im
Frühjahr 1971 zu rechnen.
Gewinnung von seltenen Actiniden
Diese Untersuchungen werden ab 1971 im Rahmen
eines eigenen Actiniden-Projektes (PACT) laufen. Als
Vorarbeiten für dieses Projekt wurden die Arbeiten
daher im Berichtjahr erheblich intensiviert.
Die Untersuchungen über das Verhalten des Neptuniums
im Fließschema der WAK wurden mit eini-
gen kalten Gegenstromexperimenten vorläufig abgeschlossen
(4391). Durch relativ geringfügige Fließschemaänderungen
in der WAK (Erhöhung der
HN0 3 -Konzentration im HA- und HS-Extraktor auf
etwa 3 M, Betrieb des HS-Extraktors bei Normaltemperatur)
könnte eine erhebliche Ausbeutesteigerung
an Np erzielt werden.
Die Entwicklung eines Verfahrens zur Plutonium­
238-Gewinnung aus bestrahltem Np02-Eisen-Cermet­
Pellets in der MILLI wurde fortgeführt, wobei sich
folgendes Aufarbeitungskonzept herauskri stall isierte:
selektive Auflösung des Eisens in verdünnter Salpetersäure;
Auflösung des Np02 mit konz. HN0 3 + HF;
gemeinsame Extraktion von Np (VI) und Pu (lVIVI)
durch 10 % TBP/n-Alkan, wobei flinfwertiges Vanadin
als selektives Oxidationsmittel für Np dient; gemeinsame
Rückextraktion durch verd. HN0 3 ; extraktive
Trennung Pu/Np nach Reduktion mittels Eisen
(11 )-nitrat/Hydrazin; Endreinigung der Produkte
durch Anionenaustausch. In Gegenstromversuchen
funktionierten Extraktion und Rückextraktion gut,
während die Pu/Np-Trennung in der 1 B-Batterie unerwartet
schlechte Resultate brachte. Das ursprüngliche
Konzept der Trennung in der 1 B-Batterie wurde
daher fallengelassen; statt dessen soll entweder in der
1 A-Batterie getrennt werden, oder der zweite Zyklus
wird nochmals als Kodekontaminationszyklus betrieben
und die Trennung in die lonenaustausch-Endreinigung
verlegt.
Mit Hilfe des früher im IHCh entwickelten Verfahrens
zur Isolierung von Americium-241 aus den Raffinatlösungen
der Plutoniumrückgewinnung wurden von
der Alkem 40 g Americium zu einem unter dem damaligen
Weltmarktpreis liegenden Preis hergestellt
(4392).
144

Die Arbeiten zur Gewinnung von Americium und Curium
aus dem HAW von Wiederaufarbeitungsanlagen
(2467) werden besonders intensiv weitergeführt, da
im Rahmen des künftigen Actinidenprojektes Pläne
zur Errichtung einer entsprechenden Zusatzanlage an
der WAK (Isolierungsanlage für Americium und Curium,
ISAAC) bestehen. Das ursprüngliche Prinzip­
Fließschema mußte in entscheidenden Punkten geändert
werden. So bereitet die ursprünglich dem HAW
als Komplexbildner zugesetzte Citronensäure nach
Untersuchung der Abteilung Dekontaminationsbetriebe
(ADB) bei der Endbehandlung des HAW (Verglasung)
übermäßige Schwierigkeiten. Ein besser geeigneter
Komplexbildner wurde in einem Gemisch aus
1 M Milchsäure und 0,1 M Nitrilotriessigsäure gefunden
(4393). Nach weiteren Untersuchungen der ADB
kann die der Extraktion vorgeschaltete Denitrierung
des HAW mittels Ameisensäure so geführt werden,
daß die bei der Extraktion störenden Spalt- und Korrosionsprodukte
(insbes. Zr, Nb, Mo, Ru, Fe, Cr) großenteils
durch Ausfällung entfernt werden. Die Arbeiten
konzentrieren sich daher jetzt auf die Frage,
ob auf den Zusatz von Komplexbildnern bei der Extraktion
überhaupt verzichtet werden kann. Weiter
wurde die Trennung Actiniden/Lanthaniden durch
selektive Rückextraktion des Am/Cm mittels Milchsäure/Diäthylentriaminpentaacetat
und die Rückextraktion
der Lanthaniden mittels HN0 3 studiert. In
einer Grundlagenstudie wurde die Komplexbildung
von Americium und einigen Spaltprodukten mit
HDEHP sowie der Einfluß von TBP auf die Extraktion
untersucht (4393). Für die Abtrennung und Konzentrierung
des Am/Cm aus der Produktlösung des
Extraktionszyklus befindet sich ein Kationenaustausch-Verfahren
in der Entwicklung, das bisher zu
hoffnungsvollen Ergebnissen geführt hat.
Für die Targetierung und Bestrahlung von Actiniden
im Kilogramm-Maßstab wird eine Vorstudie durchgeführt.
Hierzu wurde ein Rechenprogramm zur Berechnung
der Ausbeuten an schweren Actiniden sowie der
Wärme- und Gaserzeugung bei der Bestrahlung verschiedener
Actiniden-Nuklidgemische ausgearbeitet.
Weiter wurde mit den Betreibern der Reaktoren
FR 2, BR 2, MZFR und HDR die spezielle Problematik
bei der Bestrahlung diskutiert. Der gegenwärtige
Stand der Vorstudie erlaubt -Anfang 1971 den Beginn
der Ingenieurs-Detailplanung; für Ende 1971 sind
erste Prototypbestrahlungen im BR 2 vorgesehen.
9/69/2 Grund lagenforschung
Grundlagenstudien zur Wiederaufarbeitung
von Kernbrennstoffen
Die Untersuchungen über die Kinetik der MetalIextraktion
mit TBP wurden mit dem Studium der Konstitution
der Komplexe in Lösung fortgesetzt. Als Methode
diente die rückstoßfreie Kernresonanzfluoreszenz
in schockgefrorenen Lösungen. Vorläufige Ergebnisse
zeigen (4395), daß bei der Extraktion von
FeCI 3 aus salzsauren Lösungen mit o-Phosphorsäuretri-estern
(S) anionische Komplexe der Form
[FeCI 4 S2] - vorl iegen. Die Bindung des organischen
Lösungsmittels an das FeCl 4 -Anion nimmt in der
Reihenfolge Tri-äthyl-phosphat, Tri-phenyl-phosphat,
Tri-butyl-phosphat ab. Der Triäthylphosphatkomplex
besitzt nach den Mößbauerdaten oktaedrische Koordination;
die Parameter der Tri-phenylphosphat- und
Tributylphosphat-Extrakte liegen zwischen tetraedrischer
und oktaedrischer Struktur. Ein Vergleich der
Extraktionsklasse der koordinativ solvatisierten Salze
der o-Phosphorsäure-Tri-ester mit der Extraktionsklasse
der komplexen Metallsäuren zeigt, daß die in
der organischen Phase vorl iegenden Komplexverbindungen
sehr ähnlich sind. Der Unterschied in der
Struktur der Extrakte besteht nur in der stärkeren
Bindung des Solvents zum Anionenkomplex des Metalls.
Der Austausch von Liganden zwischen der ungebundenen
und der komplex-gebundenen Form läßt sich
unter bestimmten Bedingungen im NMR-Spektrum
verfolgen. Auf diese Weise können auch die kinetischen
Parameter des Ligandenaustausches in den
Komplexen des Uranyl-Ions mit phosphororganischen
Verbindungen wie Tri-buthylphosphat (TBP), Trioctylphosphinoxid
(TOPO) und Di-(2-äthyl)-Hexylphosphorsäure
(DEHPA) mit Hilfe der 31 P-Resonanz bestimmt
werden. Erste Messungen an den drei genannten
Systemen wurden im Berichtsjahr begonnen.
Die Untersuchungen über die Konstitution der Ruthennitrosyl
(111 )-nitratokomplexe im Prozeßmedium
des Purex-Verfahrens wurde fortgesetzt. Die wesentlichen
neuen Ergebnisse sind die Unterscheidung von
Ru (IV)- und RuNo (111) unter den neun kation ischen
Fraktionen der Hochspannungselektrophorese. Weiterhin
wurden durch Gleichgewichtsmessungen die genetischen
Zusammenhänge zwischen einzelnen Fraktionen
festgestellt. Ein Teilerfolg bei der Bestimmung
der Bruttoformeln der elektrophoretischen Fraktionen
konnte dadurch erreicht werden, daß bei vier
Fraktionen eine eindeutige Nitrat-Bestimmung gelungen
ist.
Weiterhin konnten bei Extraktionsuntersuchungen an
den einzelnen elektrophoretischen Fraktionen im wesentlichen
zwei Fraktionen, nämlich die neutrale und
die einfach positiv geladene mit Verteilungskoeffi-
145

zienten von 0,5 und 0,07 als verantwortlich für die
Extraktion des Ruthens im Purex-Prozeß festgestellt
werden.
6/69/2
Allgemeine Grundlagenforschung
Hochdruckf/uorierung
Die Verbindungen NaUF 7 , Na2UFS und TbF4 wurden
bei 200 atm Fluordruck hergestellt und ihre Stabilität
durch thermogravimetrische Analyse untersucht.
Die Fluorierung von PrF 3 führte auch bei
einem Fluordruck von 350 atü nicht zur Bildung des
Tetrafluorids, während die Alkalifluorokomplexe des
vierwertigen Prasiodyms und auch Neodyms schon
bei relativ niedrigen Drücken erhalten werden konnten.
Aus Personalmangel mußten diese Untersuchungen in
der 2. Jahreshälfte eingestellt werden. über die bisherigen
Ergebnisse wurde ein zusammenfassender Bericht
erstellt (4396).
Zur chemischen Bindung in F-Elektronensystemen
Die f-Elektronenzustände sind die charakteristischen
Elektronenzustände der Aktinoide (und Lanthanoide)
und bestimmen wesentlich das chemische Verhalten
dieser Elemente. Umstritten ist noch die Frage, ob
überhaupt und wenn ja, wie weit diese f-Zustände an
chemischen Bindungen mit kovalentem Charakter, beteiligt
sind.
Die im Institut durchgeführten Untersuchungen zu
diesen Fragen bestehen einerseits in präparativen
Syntheseversuchen an speziellen Transuran-Verbindungen,
die eine größtmögliche Wahrscheinlichkeit
für eine kovalente Bindungsbeteiligung der f-Elektronen
besitzen und andererseits in physikalisch chemischen
Messungen, die in gewissem Rahmen eine Aussage
über die chemische Bindung zulassen.
Aus diesem Grund haben sich die Synthesen bisher in
erster Linie mit metallorganischen 1T-Komplexen der
Transurane befaßt. Im Berichtsraum konnte das erste
Mal das in seiner Existenz bis dahin angezweifelte
244Cm(Cs HS)3 hergestellt und seine chemische Analogie
zur entsprechenden Gadolinium-Verbindung
nachgewiesen werden (4397). Außerdem wurden
mehrere neue monomere und dimere Tris-cyclopentadienyl-Actinoid-Derivate
zum ersten Mal synthetisiert
(4398). Präparative Unterstützung leistete die
Arbeitsgruppe auf Anforderung auch für das IM Fund
für auswärtige Forschungsgruppen, (Prof. Rüdorff,
Tübingen; Prof. Wiles, Ottawa (Kanada); Prof.
E. O. Fischer, München; Prof. Schmid, Marburg).
Die physikalisch chemischen Untersuchungen umfaßten
magnetische, spektroskopische u,nd NM R-Messungen.
Die anomalen magnetischen unq, spektroskopischen
Eigenschaften der V~rbindung (Cs Hsh UF
wiesen auf eine ungewöhnliche Uran-Uran'Wechselwirkung
hin (4399), was schließlich zur Isolierung
und Charakterisierung des bis dahin unbekannten
Verbindungstyps (Cs HS)3 UF U(Cs HS)3 führte, in
dem das Uran in zwei verschiedenen Wertigkeiten vorliegt
(4400).
Neben den ergänzenden Messungen für die magnetischen
und NMR-Daten wurde in der optischen Spektroskopie
ein neues Verfahren für Absorptionsmessungen
in gestreuter Transmission entwickelt (4401).
Diese neue Aufnahmetechnik gestattet es, das Absorptionsspektrum
von unlöslichen und luftempfindlichen
Substanzen mit höchstem Auflösevermögen zu
gewinnen. Dieses Verfahren ist besonders von Bedeutung
wenn wegen der hohen Radioaktivität und geringen
Substanzmenge die Reflexionsspektroskopie
nicht mehr angewendet werden kann.
Die NMR-Messungen wurden unter folgenden Fragestellungen
durchgeführt: Welcher Bindungscharakter
zwischen dem Zentralmetall und den Liganden und
welche Molekülgeometrie ist in den Aktinoid-Komplexen
nachzuweisen? Welche Beweglichkeit der liganden
liegt in diesen Komplexen vor?
Im Rahmen dieses Fragenkomplexes konnte das erste
Mal im Komplex (Cs HS)3 UBH 4 eine beträchtliche
Delokalisierung des ungepaarten Elektronenspin vom
Uran auf den BH4-Liganden nachgewiesen werden
(3572). Eine derartige Spin-Delokalisierung war bisher
bei Aktinoidenkomplexen noch nicht festgestellt
worden. Zur Erklärung dieses Effektes muß das Vorliegen
mehrerer U"H"B-Brückenbindungen angenommen
werden. Weiterhin wurde durch Messung der 1 H­
und 11 B-Kernresonanz an derselben Verbindung bei
variabler Temperatur ein Fall von "thermischer Entkopplung"
der Protonen von den 11 B-Kernen aufgefunden,
der auf der Quadrupolrelaxation des 11 B
(Spin I =3/2) beruht (4402).
Die angesammelten NMR-Daten über die Lage und
Temperaturabhängigkeit des (Cs Hs )-Ringprotonensignals
von ca. 15 Verbindungen des allgemeinen Typs
(Cs HS)3 UX ließen die Aufstellung einer "spektroskopischen
Reihe" des Liganden X zu. Der Einfluß von X
auf die NMR-Verschiebung des Signals ist dabei einem
Ligandenfeldeffekt zuzuschreiben (4403).
Weiterhin ergaben Untersuchungen der Temperaturabhängigkeit
der 1 H-Resonanz des Alkylteiles von
Komplexen des Typs (Cs HS)3 UOR (R =Alkyl) oder
(Cs Hsh LnCN R (Ln = Nd oder Pr), daß die infolge
der "paramagnetisch induzierter Verschiebungen"
vereinfachten Spektren 1. Ordnung sich sehr gut zu
einer Konformationsanalyse eignen. Diese ist von besonderem
Interesse bei ringförmigen Liganden R,
146

z. B. Cyclohexyl, C6H 11 • So konnte festgestellt werden,
daß im Alkoxid (CsHshUOC6Hll die äquatorial
substituierte Konformation des Cyclohexylrings
energetisch stark gegenüber der axialen begünstigt ist.
Dieser Befund ist mit einer sterischen Behinderung
der axialen Konformation infolge der Abwinkelung
der U-O-CRing-Anordnung zu erklären (4408).
Im linear gebauten Isonitrilkomplex (Cs Hsh Pr
CNC 6 H 11 dagegen ist der Energieunterschied der beiden
Formen entgegen der Erwartung sehr gering
(4405).
Zum chemischen Verhalten energiereicher
Ionen
Die Arbeiten zum chemischen Verhalten von
Rückstoßkernen und von beschleunigten Ionen in
Festkörpern und Salzschmelzen dienen zwei Zielen:
Entwicklung von schnellen und kontinu ierlichen
Trennmethoden für kurzlebige Kernreaktionsprodukte,
die vorerst zur Untersuchung von neutronenarmen
Kernen und später, im Zusammenhang mit
dem Schwerionenbesch leu niger der GS I, zur Untersuchung
von überschweren Elementen eingesetzt werden
sollen. Im Rahmen dieser Zielsetzung wurden
Oxid- und Chloridschmelzen als Fänger für radioaktive
Rückstoßatome (As, Sb, In, Ag, Zr) benützt. Erste
Untersuchungen der Selektivität und Ausbeute sowie
der mittleren Verweilzeit der Produkte im Fänger und
der radiolytischen Gasbildung bei der Bestrahlung
zeigten, daß derartige Anordnungen für die geplanten
Abtrennungen geeignet sind (4406). Um sie auch für
Abtrennungen, denen eine on-line Isotopentrennung
folgt (4407), einsetzen zu können (Zusammenarbeit
mit CERN) mußte auch das Verhalten der Reaktionsprodukte
in Ionenquellen untersucht werden. Dazu
wurde die Ionenquelle des in der ersten Jahreshälfte
installierten 100 keV-lonenbeschleunigers der Firma
Danfysik (Abb. 3) mit einem speziellen Gaseinlaßsystem
versehen und bestrahlte Targets direkt in die
Quelle eingebracht. Es zeigte sich, daß man durch
Einleiten von Träger- bzw. Reaktionsgasen die Selektivität
und Ausbeute der Ionisierung beeinflussen und
verbessern kann (4408,4406).
Das zweite Ziel dieser Arbeiten ist die systematische
Erforschung der Gesetzmäßigkeiten nach denen Reaktionen
zwischen energiereichen Ionen und Festkörpern
bzw. Schmelzen ablaufen. Es interessierte dabei
insbesondere die Frage, in welchem Umfang sich die
Reaktion derart energiereicher Ionen eines Elements
mit homologen Verbindungen oder spezifischen Reaktionsmedien
dazu verwenden lassen, um grundsätzliche
Identifizierungsaussagen (z. B. Wertigkeit) gewinnen
zu können. Derartige Fragen stellen sich u. a.
bei der Planung von Experimenten zur Chemie überschwerer
Elemente.
Bei der Umsetzung energiereicher Zr- und Hf- Ionen
mit Chloridfängern zeigte sich, daß die Produkte sowohl
durch Reaktionen, die während des Abbremsvorganges
des Ions im Fänger, als auch solche, die bei
der späteren Aufarbeitung stattfanden, gebildet wurden.
Ein Struktureffekt, d. h. eine bevorzugte Reaktion
mit einem Fänger gleicher Struktur, konnte in
den untersuchten Systemen nicht eindeutig nachgewiesen
werden, da er von anderen Einflüssen überlagert
war.
Aus diesem Verhalten kann gefolgert werden, daß
sich aus der Reaktion eines unbekannten energiereichen
Ions mit einem bestimmten Fänger nur dann
eine eindeutige Aussage über die Art der gebildeten
Verbindung ableiten läßt, wenn diese sich durch besondere
Eigenschaften (z. B. außergewöhnliche
Flüchtigkeit) auszeichnet. Aufgrund dieses Ergebnisses
wurde eine Trenn- und Identifizierungsmethode
für trägerfreies Osmium (anwendbar auch auf Ekaos-
Abb.3:
100 ke V-Ionenbeschleuniger - Gesamtansicht
Im Vordergrund links die Targetkammer,
rechts das Steuerpult.
Im Hintergrund die aufHochspannungspotentialliegende
Ionenquelleneinheit;
Zwischen Ionenquelle und Targetkammer die Beschleunigungskammer
und der Ablenkmagnet
147

mium) ausgearbeitet, die auf der Flüchtigkeit des Tetraoxids
beruht, das sich in oxidierenden Fängerschmelzen
bildet.
Im Zusammenhang mit der Frage der Molekülbildung
in der Folge von Kernreaktionen wurde der "Zwitterkomplex"
Fe(Cs Hs )(CO)2 einer ausführlichen Untersuchung
über die Bildung von Fe(Cs H S )2 und Fe
(CO)s nach der n-'Y-Reaktion unterzogen. Dabei zeigte
sich ein sehr untersch iedliches Resultat in den beiden
Reaktionsrichtungen. Fe(Cs H S )2 bildet sich konstant
mit ca. 1,4 % weitgehend unabhängig von der
ionisierenden Strahlendosis, von der Ausheiltemperatur
(bis 75°C) und von der Ausheildauer. Dageben
wird die Bildung des Fe(CO)s in starkem Maße (von
5,4 bis 20,1 %) von diesen Parametern beeinflußt.
Daraus ist zu schließen, daß die Fe-(Cs Hs )-Bindung
nur in epithermischen Prozessen gebildet wird, während
die Fe-CO-Bindung sowohl in epithermischen als
auch thermischen Reaktionen zustande kommt
(4409).
9/69/3
Anlagenbau MILLI
Verfahrenstechnik-Anlagen
Im Frühjahr 1970 war die Anlage mit Uranylnitrat
erprobt worden. Zwischen dieser ersten Erprobung
der Anlage und ihrem hochaktiven Betrieb Ende des
Jahres lagen noch drei Arbeitsphasen : Beseitigung aller
Mängel und störanfälligen Teile, Anpassung der
Anlage auf eine universellere Verwendung z. B. auch
im Rahmen von PACT und Vervollständigung aller
Hilfseinrichtungen für den hochaktiven Betrieb.
Aufgrund des ersten Probebetriebes wurde das Vakuumsystem
verbessert, die Siphons zwischen den
Mischabsetzern und dem Behältersystem wurden generell
verkleinert, in die organischen Einspeiseleitungen
wurden zusätzlich Wasserabscheider gelegt und
die Abgaswaschanlage wurde mit Probenahmeleitungen
versehen, um auch hier Testversuche durchführen
zu können. Für den Störfall wurden alle Mischabsetzer
in den Zu- und Ableitungen mit Kupplungen ausgestattet,
um den fernbedienten Auswechselvorgang
'zu erleichtern. Der Eingangstank des ersten Zyklus
wurde mit einer direkten Zuleitung und Absaugung
bestückt, außerdem erh ielt der erste Zyklus noch eine
Alternativ-Einspeisung mit einem Dosierairlift. Dadurch
kann, besonders im Hinblick auf Fließschemataerprobungen
im Rahmen von PACT, der erste
Zyklus nunmehr auch als Trennzyklus gefahren werden.
Als Vorbereitung für den hochaktiven Betrieb
mußten die Manipulatoren noch abgeändert und überholt
sowie mit Schutzüberzügen versehen Werden. Der
Transport des 6,6 tAbschirmbehälters für die bestrahlten
Proben erforderte die Konstruktion eines geeigneten
Transportwagens mit Anschlußmöglichkeit
an den Zelleingang. Außerdem war es erforderl ich, die
Filterwechseleinrichtung fernbedienbar abzuändern.
9/69/4
Komponentenentwicklung
Zur Erprobung von zwei 14-stufigen Zentrifugalextraktoren
der Fa. Robatel wurde mit dem Aufbau
eines Versuchsstandes begonnen. Für die Zerkleinerung
bestrahlter Brennstäbe bzw. von Brennstabmodellen
wurde ein Scherwerkzeug konstruiert und
gebaut. Mit ihm können die erforderl ichen Schneidkräfte
gemessen sowie Schneidwinkel, Spalt und
Form der Schneiden variiert werden. Diese Versuche
dienen der Entwicklung einer Bündelschermaschine
für die WAK.
Für die Entwicklung des elektrolytischen Mehrstufenmischabsetzers
wurde eine Reihe von Einzelzellen
und eine dreistufige Anordnung aus Plexiglas sowie
eine Monozelle aus Titan gebaut. Sie dienen dem
Studium der hydrodynamischen und elektrochemischen
Vorgänge.
Auf dem Gebiet Schneller Extraktionsapparaturen
wurde ein neuer Extraktor mit erheblich vergrößerter
Mischkammer konstruiert und gebaut. Diese neue
Bauart erlaubt es, auch solche Extraktionssysteme in
Zentrifugalextraktoren zu fahren, die aus kinetischen
Gründen längere Verweilzeiten in der Mischkammer
erfordern.
Für die Aufarbeitung von bestrahlten Americiumproben
zur Gewinnung von Cm-242 wurde ein kleiner
Zentrifugalextraktor mit hohem Durchsatz konstruiert.
Dieser Extraktor soll auch bei der Fließschemaentwicklung
für die Abtrennung von Americium und
Curium aus dem hochaktiven Abfall Verwendung finden.
148

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE
IHCH
1970
, G••
t 2 a/z- t ] Doublet in at 20
Physics, A 147(1970) 5.481-87
M AERTNER, F.: KANELLAKOPULOS, B.:
FISCHER, E.O.: LAUBEREAU, P.
Verfahren zum Trennen der Aktiniden von
Beimengungen und/oder verschiedener Aktiniden
vone" ander, insbesondere Verfahren zum
Aufa ten bestrahlter Kernbrennstoffe.
OS 1 2 420 (17.12.1970)
ngland 1 170 128 (11.3.1970)
ankreich 1 516 415 (29.1.1968)
A 88 367 (6.1.1970)
2729 KANELLAKOPULOS, B.; PARTHEY, H.: GORENFLO, E.
Verfahren zur Oxydation Von Chloriden der
Aktiniden.
OS 1 592 419 (17.12.1970)
Frankreicn 1 529 631 (13.5.1968)
2792 OCHSENFELD, W.; SCHMIEDER, H.
Verfahren zur Reduktion von Plutonium.
OS 1 592 416 (17.12.1970)
England 1 156 044 (22.10.1969)
Frankreich 1 496 277 (21.8.1969)
2793 KOCH, G.
Verfahren zur Extraktion von Metallen,
Insbesondere von Kernspaltstoffen mittels
eines organisChen Extraktionsgemisches.
OS 1 592 415 (3007.1970)
England 1 154 875 (8.10.1969)
FrankreiCh 1 508 141 (27.2.1967)
2795 SCHMIEDER, H.: KNOBLOCH, A.; SCHWAB, P.
Vorrichtung zur Handhabung von Gegenstaenden
in einer Handschuhbox.
OS 1 598 480 (27.5.1970)
England 1 133494 (12.3.1969)
Frankreich 1 483 694 (24.4.1969)
USA 3 nIl 547 (12.5.1970)
2802 VOGG, H.; HAERTEL, R.
Verfahren zur Gewinnung von Neptunium neben
Uran und Plutonium aus bestrahlten Kernbrennund/oder
Brutstoffen.
Frankreich 1 569 268 (21.4.1969)
Belgien 716 603 (31.7.1968)
DAS 1 592 425 (10.12.1970)
3594 BAUMGAERTNER. F.: FINSTERWALDER, L.
On the Transfer Mechanism or Uranium(VI) and
Plutonium(IV) Nitrate in the System Nitric
Acld-Water/Tributylphosphate-Dodecane.
~ournal of Physical Chemistry, 74(1970)
5.108-12
3596 BAUMGAERTNER, F.
Probleme und Entwicklungen Im Purex-Verfahren
zur Wlederaufarbeitung von Kernbrennstoffen.
Chemie-Ingenieur-Technik, 42(1970) S.653-58
3598 SCHMErS. J.
Reprocessing of Spent Nuclear Fuels by
Fluoride Volatllity Processes.
Atomlc Energy Review. 8(1970) 8.3-126
3600 ROTH, B.: BECKER. H.
Vorstudie ueber das Abscheren ganzer
Brennelementbuendel des 8NR-Na 2 in der WAK.
KfK-Ext.9/69-3
3601 ROTH. B.
Probleme der Jod-Abtrennung aus dem
Prozessabgas von Wiederaufarbeitungsanlagen.
KFK-I025 (Dezember 69)
3720 BAUMGAERTNER, F.
Die Wlederaufarbeltung von Kernbrennstoffen
in der fiRn. I. Die Wiederaufarbeitung von
Uran-Plutonium-Brennstoffen.
Atomkernenergie. 15(1970) 8.19-22
KFK-1178 (Januar 70)
3736 HAEFELE, W.: VOGG. H.
Verfahren zum Betreiben von Kernreaktoren.
OS 1 489 919 (26.6.1969)
4269 BAUMGAERTEL, G.; MACHE, H.; RIETZSCHEL. K.
ZUr maschinellen Auswertung von in-Ilne
Messgroessen bei der Wlederaufarbeltung
bestrahlter Kernbrennstoffe.
KFK-1367 (im Druck)
4314 SCHWIND, E.: SCHLOSSER. P.
Verfahren und Vorrichtung zum
Kontinuierlichen Trennen des Plutoniums von
Uran 1m Zweiphasensystem mittels
elektrolytischer Reduktion.
OS 1 905 519 (6.8.1970)
Belgien 745 553 (15.4.1970)
149

11.
he SImultanbestimmung
in Loesungen
terbrennstoffe.
, ..; KOCH, G.
eparation of AmericIum und Curium from
on Products by Extraction Chromatography
ng Di(2-ethylhexyl)phosphorlc Acid.
VI.Internat.Symp.fUer Mikrochemie. Graz,
7.-11.Sept.1970. (1IIen:)Verl.der lIiener
~ed.Akademie(1970)Bd.E, S.169-74
4389 ERTEL, D.; KUHN, E.
Uran/Piutonlum/Thorium-Monitor fuer Messungen
im Durchfl uss.
KerntechnIk (im Druck)
4390 SCHMIEDER, H.; KUHN, E.; OCHSENfELD, 11.
Die Absorptionsspektren von Pu(III), Pu(IV),
Pu(VI), U(IV) und U(VI) in Salpetersaeure und
Tri-n-butylphosphat-n-Alkan-Loesungen und
ihre Anwendung In der automatischen
Prozesskontrolle.
KfK-1306 (November 70)
4391 OCHSENfELD, 11.; BAEHR, 11.; KOCH, G.
Untersuchung ZUm Verhalten des Neptuniums Im
WAK-filessschema.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.lm Dt.Atomforum. Tagu~gsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.530-33
4392 SCHEffLER, K.; KUHN, K.D.; KOCH, G.; SCHOEN,
J.
Gewinnung von Americium-241 aus den
Abfall-Loesungen der Plutoniumrueckgewinnung.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.4.1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.lm Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoidshafen 1970: ZAED. S.534-36
4398 KANELLAKOPULOS,
DORNBERGER, E.; BAUMGAERTNER, f
Ueber Tricyclopentadieny1uran(I
Addukte mit Tetrahydrofuran,
Cyclohexylisonitril and I-Nicotin.
Journal of Organometallic Chemlstry, 24(1970)
S.507-514
KfK-1289 (September 70)
4399 fISCHER, R.D.; AMMON, R. VON; KANELLAKOPULOS,
B.
Beobachtung metallorganischer
Uran(IV)-fluorld-Assoziate mit anomalen
magnetischen und spektroskopIschen
Eigenschaften: Anzeichen fuer direkte
Uran-Uran-Weehselwirkungen.
Journal of Organometallie Chemistry, 25(1970)
S.123-37
4400 KANELLAKOPULOS, B.; nORNBERGER, E.; AMMON, R.
VON; fISCHER, R.D.
fluor-verbrueckte Heteroassoziate
metallorganischer Lanthanoiden- und
Actinoidenkomplexe.
Angewandte Chemie, 82(1970) S.956-57
Engl.Uebers.: Angewandte Chemie.
Internat.Ed., 9(1970) S.957-58
4401 SCHMIEDER, H.; DORNBERGER, E.;
KANELLAKOPULOS, B.
An Experimental Contribution to the
Measurement of Optical Spectra by Scattered
Transmission.
Applied Spectroscopy, 24(1970) S.499-505
KfK-1331 (Sept./Okt.70)
4402 AMMON, R. VON; KANELLAKOPULOS, B.; SCHMID,
G.; fISCHER, R.D.
Virtuelle lH-llB-Kernspinentkopplungen durch
llB-Quadrupolrelaxation in metallorganischen
Boranatkomplexen.
Journal of Organometallic Chemistry, 25(1970)
S.CI-C5
150

AKOPULOS,
(im Druck)
B.; fISCHER,
4406 WOLf, G.K.; FRITSCH, T.
Zur Anwendung chemischer Reaktionen von
Rueckstossatomen fuer Radionuklidtrennungen.
I. Kontinuierliche traegerfreie Trennungen
aUs Oxidschmelzen.
Tagung Allgemeine Radiochemie. Gesellschaft
Deutscher Chemiker-Fachgruppe Kern-, Radiound
Strahlenchemie. Karisruhe, 4.-6.Mai 1970
KFK-1257 (August 70)
WOLf, G.K.
On-line Verfahren Zur Untersuchung
ur iger Elemente.
emi der Gesellschaft fuer
Sch nenforschung. Darmstadt, 12.5.1970
(im Druck)
WOLF, G.K.; FRITSCH, T.
On the Use of Chemical Reactions of Recoil
Atoms for Line Separations.
Internatio onference on Electromagnetic
Isotope Separators and the Techniques of
their Applications. Marburg, Sept. 7-10, 1970
4409 KANELLAKOPULOS-DROSSOPULOS, W.; WILES, R.D.
SZilard-Chalmers Reactions in
Di-cyclopentadienyl-di-Iron- tetracarbonyl.
Radiochimiea Acta (im Druck)
4410 THIELE, D.; BAEHR, W.
Bestimmung der freien Saeure in
Plutonium(IV)-Loesungen.
KFK-1133 (Januar 70)
151

Das Institut für Radiochemie (Leitung: Prof. Dr. W. Seelmann-Eggebert) war im
Jahre 7970 auf folgenden Arbeitsgebieten tätig:
Kernchemie:
Bestimmung von Anregungsfunktionen) Zerfallskonstanten sowie Verbesserung
der Kerndatensystematik
10
Institut für
Radio[hemie
(IRCh)
Festkörperchemie:
- Untersuchung von Actiniden-Lanthaniden-Oxiden und -Carbiden sowie von Actiniden-Edelmetallverbindungen
Transuranchemie:
- Komplexbildungsgleichgewichte der Actiniden
Analytische Chemie:
- Ausführung quantitativer Bestimmungen für das Institut) Projekte und andere
Abteilungen im Zentrum,. Teilnahme an Forschungsprogrammen der IAEO und
USA EC,' Automatisierung von Analysenverfahren und Ausarbeitung neuer Methoden
zur Bestimmung von Transplutonium
Herstellung von Radionukliden im FR 2 und im Zyklotron für Interessenten im
Zentrum und von Spezialpräparaten für auswärtige Anforderer
Reaktorchemie:
Untersuchungen über Kontaminationen in Natrium- und Dampfkühlkreisläufen
von Kernreaktoren
Herstellung und Isolierung sowie Anwendung von Transplutonen) insbesondere von
Californium
Diese Themen wurden zum Teil gemeinsam mit anderen Instituten des Zentrums im
Rahmen der Projekte ))Schneller Brüter}~ )) Spaltstofff/ußkontrolle" und )JA ctiniden"
sowie mit dem Europäischen Institut für Transurane bearbeitet. Weiter stand
das Institut in ständigem Kontakt und Erfahrungsaustausch mit in- und ausländischen
Arbeitsgruppen.
Dem Institut für Radiochemie gehörten am 37.72. 7970 28 Akademiker, 45 sonstige
Mitarbeiter) 74 Doktoranden und Diplomanden sowie fünf Gäste aus dem Ausland
an. Zwei Akademiker sind zur Mitarbeit an Aufgaben des Projektes PACT an das
Institut für Heiße Chemie delegiert.
10/65/1 Kernchemie
70/65/77 Wirkungsquerschnitte von Spa/tund
Kernreaktionen
Die Arbeiten konzentrierten sich auf die Systematik
der Anregungsfunktionen von Kernreaktionen mit geladenen
Projektilen und mit Neutronen. Zur Erweiterung
des Anwendungsbereiches wurde eine umfangreiche
Literaturrecherche durchgeführt, dabei wurden
etwa 700 Anregungsfunktionen erfaßt, welche als
Grundlage zur Anpassung der Systematik dienen.
Die Anregungsfunktionen für die (d, 2 n), (d, 4 n), (d,
5 n), (d, p), (d, P 2 n) und (d, p 3 n)-Reaktionen mit
As-75 als Targetmaterial wurden bestimmt. Besonders
interessant war dabei das Ergebnis, daß der maximale
Wirkungsquerschnitt für die (d, 4 n)-Reaktion recht
gut mit dem sich aus der Systematik für die (a, 4 n)­
und (p, 4 n)-Reaktionen ergebenden Wert übereinstimmt.
Die experimentellen Arbeiten zur Bestimmung
der Anregungsfunktionen folgender Deuteronen-
Reaktionen an Au-197 wurden abgeschlossen: (d,
2 n), (d) 4 n), (d, 5 n), (d, 6 n), (d, p), (d, P 2 n), (d,
p 3 n) und (d, p 4 n).
153

710 radioaktive Sendungen sind ausgeliefert worden,'
davon 240 geeichte Präparate.
Eine Entladestation zur Umladung für den Versand
von Aktivitäten bis zu 100 Ci (Co-60) ist im Zusammenhang
mit dem Umbau der Kopfzelle fertiggestellt
worden.
Die sieben Jahre alten technischen Anlagen der IsotopensteIle
erforderten in einigen Fällen Erneuerungen
und Reparaturen. Conveyor und Drehschleuse (zum
Ein- und Ausfahren der Bestrahlungsproben) mußten
vollkommen überholt werden.
Eine neue, schnelle Methode der Flußbestimmung in
den Isotopenkanälen wurde erprobt. Sie gestattet eine
sofortige Angabe unmittelbar nach der Bestrahlung.
Die Eichung von Aktivitäten mit Ionisationskammern
im Mikrocurie- bis Curie-Bereich wurde vervollkommnet.
10/66/3 Analytik
10/66/31 Radiochemische und konventionelle
Analyse
Zur qualitativen und quantitativen Bestimmung von
Uran in Erzen und Mineralen wurden verschiedene
Verfahren ausgearbeitet und erprobt (3778; 3800).
Daneben sind im Rahmen des OECD-Programms zur
Charakterisierung reiner Substanzen Vorschriften zur
Bestimmung einzelner Selten-Erdelemente in Gläsern
durch Aktivierungsanalyse erarbeitet worden. Das
Verfahren zur Herstellung von .a-Meßpräparaten
durch Elektrodeposition wurde auf die Transuranelemente
bis zum Einsteinium erweitert und die Verfahren
zur Bestimmung von Uran in Kernbrennstoffen
verbessert und teilautomatisiert.
1970 wurden von der Analytischen Gruppe des IRCH
für andere Institute und Abteilungen die folgenden
radiochemischen bzw. konventionellen Analysen ausgeführt:
13 Absoluteichungen von Radionukliden, 37 a-spektrometrische-
und 179 r-spektrometrische Bestimmungen,
384 quantitative bzw. halbquantitative chemische
Bestimmungen - teilweise an hochradioaktiven
Materialien -, 65 Bestimmungen durch Akti·
vierungsanalyse, 103 quantitative Bestimmungen einzelner
Transuranelemente, 11 Isotopenanalysen und
19 Abbrandbestimmungen.
10/66/32 Kernbrennstoff- und Spaltproduktanalyse
(PSB)
Der Uran- und Plutonium-Gehalt, die Isotopenzusammensetzung,
der Gehalt an Spurenverunreinigungen
(3770) und der Abbrand (3785; 3809) von Kern-
brennstoffen werden in der Analytischen Gruppe des
IRCH routinemäßig ermittelt.
Das Verfahren der röntgenfluoreszenzspektrometrischen
Uran- und Plutonium-Bestimmungen in bestrahlten
Proben wurde teilweise automatisiert und
Abbrandbestimmungen wurden auch auf stark plutoniumhaltige
Kernbrennstoffe ausgedehnt. Ein
Rechenprogramm zur Verarbeitung der emissionsspektrometrischen
Meßwerte (Spurenbestimmungen)
ist in Zusammenarbeit mit der DVZ erstellt worden.
Das bisher zur Bestimmung von Kohlenstoffspuren
angewandte Verfahren wurde auf die Kohlenstoffbestimmung
in Karbiden erweitert.
1970 wurden für das PSB 247 Plutonium- und 202
Uran-Bestimmungen, 123 Isotopenanalysen, 35 Abbrandbestimmungen
und über 9.200 Spurenbestimmungen
ausgeführt.
10/66/4 Festkörperuntersuchungen
10/67/41 Festkörperchemie der Actinidenelemente
Die Untersuchungen über Phasengleichgewichte in ternären
Acti niden- Lanthan iden-Sauerstoff-Systemen
wurden mit der Aufstellung der vollständigen Phasendiagramme
der Systeme U02-U0 3 -LaOl,
5, U02-
U0 3 -NdOl , 5 und U02-U0 3 -Th02 weitergeführt. Als
interessante Erscheinung hat sich dabei ergeben, daß
in diesen Systemen bei Temperaturen unterhalb
1.000 - 1.200°C mehrere thermodynamisch stabile
Ordnungsphasen vorliegen, die bei höheren Temperaturen
in Fluoritphasen mit statistischer Verteilung der
Metallatome übergehen (3769, 3774, 3776). Untersuchungen
mit Hilfe von galvanischen Festelektrodenketten
zeigen, daß sich z. B. in den Gliedern der
Fluoritphase (U O ,5' Lao ,5 )02+x die thermodynamischen
Größen und die Sauerstoffpartialdrücke mit
dem Wert von x im Bereich -0,2 < x < +0,2 kontinuierlich
ändern (3782), so daß die stöchiometrische
Phase (Uo, 5, Lao , 5)02,
00 keine spezielle Ausnahme-
stellung einnimmt, wie bisher vermutet wurde. Erste
Untersuchungen am System PUOl,5 -PU02 +x-YO l ,5
haben gezeigt, daß hier charakteristische Unterschiede
zu den Uransystemen vorliegen, die auf die thermische
Instabilität von Plutonium(V)- und -(VI) zurückzuführen
sind.
Die gekoppelte Reduktion von Actinidenoxiden mit
extrem gereinigtem Wasserstoff in Gegenwart von
Edelmetallen führte zur Reindarstellung aller MePd 3 -,
MePt 3 - und MePt5-Verbindungen der Elemente Thorium
bis Curium; im Falle des Protactiniums und
Curiums waren es die ersten intermetallischen Verbindungen
dieser Elemente überhaupt. Entsprechende
Verbindungen SEPd 3 der Seltenen Erden wurden
ebenfalls in hoher Reinheit dargestellt, obwohl bis-
154

Eine detaillierte Analyse der Daten zeigte, daß bei
Compoundkernreaktionen eine deutliche Abhängigkeit
des maximalen Wirkungsquerschnitts von der
Neutronenzahl der Isotope eines Elementes vorhanden
ist. Theoretische überlegungen ergaben, daß diese
Abhängigkeit näherungsweise als eine Funktion der
Differenz zwischen Neutronen- und Protonen-Bindungsenergie
dargestellt werden kann. Untersuchungen
in dieser Richtung ergaben, daß die Standardabweichungen
der maximalen Wirkungsquerschnitte
z. B. für (a, 2 n)-Reaktionen von einer visuell angepaßten
Kurve nur ± 24 % beträgt. Trotzdem treten
auch jetzt noch in einigen Fällen erhebliche Abweichungen
auf, welche im Einzelnen noch überprüft
werden sollen. Dabei zeigte es sich bereits beim erst
experimentell untersuchten Fall, daß der publizierte
Wert wahrscheinlich zu hoch ist. Der maximale Wirkungsquerschnitt
für die Reaktion Zn-66(d, n) ist
nach den Angaben in der Literatur um etwa den Faktor
2 größer als erwartet. Eigene Messungen ergaben
jedoch einen Wert, welcher sehr gut mit der Systematik
übereinstimmt.
Weiter wurde die Systematik der Anregungsfunktionen
für Reaktionen mit energiereichen (> einige
MeV) Neutronen untersucht und experimentell überprüft.
Dazu wurde zunächst eine Studie über die Intensität
und die Energie-Verteilung der beim Beschuß
von dicken Be-Targets gebildeten Neutronen angefertigt
(3772, 3780). Unter Verwendung der dabei ermittelten
Neutronenspektren und den nach der Systematik
zu erwartenden Anregungsfunktionen wurde
für 12 Targetmaterialien die unter gegebenen Bestrahlungsbedingungen
für die Reaktionen (n, p), (n, a)
und (n, 2 n) zu erwartende Aktivität berechnet. In
den meisten Fällen stimmten diese Werte auf besser
als 20 % mit den experimentellen Ergebnissen überein
(3792). Obwohl die Auswertung der Untersuchung
noch nicht abgeschlossen ist, kann man bereits jetzt
sagen, daß auch bei den genannten Neutronenreaktionen
eine Vorhersage der Anregungsfunktionen mit
befriedigender Genauigkeit möglich ist.
Die Systematik der Anregungsfunktionen wurde weiter
dazu benutzt, Voraussagen über die Empfindl ichkeit
der Aktivierungsanalyse mit geladenen Projektilen
machen zu können (3808).
Neben den Wirkungsquerschnitten wurde die Auswertung
der Untersuchungen über den spezifischen Energieverlust
und die effektive Ladung der Spaltprodukte
vor und nach festen Absorbern weitgehend abgeschlossen.
Soweit Daten zum Vergleich vorliegen,
stimmen unsere Ergebnisse mit diesen innerhalb der
Fehlergrenze überein. Bei der effektiven Ionenladung
zeigen unsere Daten eine geringere Abhängigkeit von
der Nukleonenzahl der Spaltprodukte als von anderen
Autoren gefunden wurde. Es zeigte sich weiter, daß
die theoretischen Ansätze für die effektive Ladung
und die Bremszahl die tatsächlich für die Spaltprodukte
bestimmten Werte nicht in befriedigender
Weise beschreiben.
10/65/12 Kurzlebige Radionuklide
Die Untersuchungen über kurzlebige Radionuklide
konzentrierten sich auf die Erweiterung der Halbwertszeitsystematik
und die Bestimmung der Zerfallsdaten
von Np- und Pu-Isotopen. Außderdem wurden
die hierzu erforderlichen Arbeitstechniken, wie die
schnelle Herstellung von a-Meßpräparaten und Rechenprogramme
entwickelt bzw. verbessert. Weiter
wurde an der Konstruktion eines Hochstromtargets
weitergearbeitet (3797).
Bei der Auswertung der r-Spektren des Np-233 wurden
21 Linien gefunden, welche teilweise in das für
den übergang Pa-233 e;U-233 vorgeschlagene Zerfallsschema
eingeordnet werden konnten. Aufgrund
der restlichen Linien müssen zusätzliche Niveaus bei
546, 597 und ca. 300 keV angenommen werden. Bei
Np-232 wurden die früheren Ergebnisse (3760) bestätigt
und weitere 7 r-Linien gefunden, welche z. T.
recht gut in das kürzlich für den übergang Pa-232ß=+
U-232 vorgeschlagene Zerfallsschema passen. Die Auswertung
der r-Spektren des Np-231 ergaben bislang
15 r-Linien.
Bei der Untersuchung des Pu-235-Zerfalls wurden 5
r-Linien gefunden, von denen zwei in ein Zerfallsschema
eingeordnet wurden. Die mittlere Anregungsenergie
des Tochternuklids ist mit 19 keV um mehr
als eine Größenordnung kleiner als nach der Systematik
zu erwarten war. Die Untersuchung der Pu-Isotope
232, 233 und 234 wird dadurch sehr erschwert, daß
höchstens in einigen Prozent der Zerfälle r-Quanten
mit einer Energie über 50 keV emittiert werden.
Die Arbeiten über die Systematik der Halbwertszeiten
wurden fortgesetzt. Im Bereich der Nuklide mit Z>
82 ergab sich eine Standardabweichung für die Halbwertszeitabschätzung
von weniger als Faktor 2. Im
Bereich 50

herige in der Literatur beschriebene Versuche stets
negativ verlaufen waren.
Die Mößbauerspektren von verschiedenen Verbindungen
des siebenwertigen Neptuniums - u. a. wurden
Coen3 NpOs 'aq, Cr(NH 3)6 NpOs 'aq und Ca3
(PUOS)2 'aq erstmals hergestellt - zeigen durch die
große Isomerieverschiebung von >6 cm/sec, daß in
diesen Verbindungen eindeutig Np(VII) vorl iegt. Aus
der Quadrupolaufspaltung in Li s Np06 bei 4,2°K ergibt
sich, daß in dieser Verbindung keine 0h-Symmetrie
um das Np(VII)-Atom vorhanden ist. Folgende
Mößbauerparameter wurden für Li s Np06 und das
isostrukturelle Li6Np06 mit sechswertigem Neptunium
erhalten (Abb. 1):
Verbin- Isomerie- Quadrupol- Asym metrie- Halbwertsdung
verschie- kopplungs- parameter 1breite
bung konstante 2r exp.
Imm/sec] 1/4 eq Q
[mm/sec]
Li s Np0 6 -68,4±2 10,O±1 O,O45±O,O5 1,6±O,2
Li6Np06 -48,2±2 10,O±2
1,8±O,3
Im Rahmen der Untersuchungen über die Diffusion in
Festkörpern wurde der Thermotransport der in
Nickel auf Gitterplätzen eingelagerten Antimon- und
Chromatome bei Temperaturen von 1.170 - 1.230°C
gemessen. Die radioaktiv markierten Fremdatome
zeigen im stationären Zustand eine nicht lineare
Konzentrationsverteilung mit einer Anreicherung des
Antimons an der heißen und des Chromes an der kalten
Seite.
°
Dies entspricht negativen Transportwärmen des Antimons
und positiven des Chroms im Endpunktssystem.
Die im Gittersystem durchgeführte Berechnung der
Transportwärmen weist auf die Bedeutung des
Wechselwirkungsanteils der Transportwärme hin ­
besonders im Falle des übergangsmetalls Chrom ­
und führt zur Abschätzung recht hoher negativer
Eigentransportwärmen des Nickels.
Aufgrund dieser überlegungen kann ein Leerstellenmechanismus
rur die Thermodiffusion von Antimon
und Chrom in Nickel angenommen werden.
10/67/5 Transurane
70/67/57 Lösungs- und Komplexchemie der
Transuran elemente
Zur Erweiterung der Arbeiten wurde erstmals in
Deutschland Einsteinium hergestellt (3784). Dreitägiges
Bestrahlen von Cf-252 im FR 2 lieferte etwa 1 %
Es-253-Aktivität bezogen auf die eingesetzte
Cf-252-Aktivität (Abb. 2). Als Neutroneneinfangquerschnitt
des Cf-252 wurde Uo = 20,0 barn, I = 40
gemessen. Bei Einsatz von 10 Mg Cf-252 kann man im
FR 2 eine für Indikatorversuche ausreichende Einsteiniumaktivität
erhalten.
Die Verbindungen der Ionen U(VI), Np(VI), Pu(VI)
und Am(VI) mit verschiedenen Pyridinkarbonsäuren
wurden synthetisiert und durch NM R und IR-Spektrometrie
untersucht. Der normale Typ rur zweizähli-
.
;--
'"~
Ol
'Vi
l/\
:ro
.L:. ụ
..
::J
0
'" >
...,
ro
0:: '"
100
99,5
99,0
t------_.---_.... ----_ ....
Exp. Spec trum
----- - Theor. Spectren
'..... ' ~
'~_,
....._......., ' ....--"""
..-I",,,"
I ,
, I \
./ ,
"\ I~
'" \ \\II
I
I
(Np VI)
I
J
----
(Np VII)
Abb.1:
MÖßbauerspek trum
von LisNp06
mit geringem Anteil
an Li6Np06
o -10 -20 -30 -40 -50 -60 -70
Geschwindigkeit lmm/secl
-80 -90 -100
156

lOt.
Cf-252
6)2 MeV
Vor der Bestrahlung
SpontanspaIt ­
impulse
Nach der Bestrahlung
Es-253
6,6t. MeV
Abb.2:
Identifizierung
von Eillsteinium
im a-Spektrum
von bes trah ltem
Californium
~
Ul
:i
Q.
E-
Energie
ge Liganden ist die 1:2-Verbindung MeOzLz, in der
beide Koordinationsstellen des organischen Restes gebunden
sind (3250, 3765). Das Zentral ion ist darin
koordinativ ungesättigt, es hat eine erhebliche Tendenz
zur Anlagerung eines weiteren Donatoratoms,
wodurch Verbindungen vom Typ MOz Lz •A mit A:
Dimethylsulfoxid, Hz 0, HL oder Pyridin-N-Oxid entstehen
können. Offenbar nehmen die Metall(VI)­
dioxokationen in Chelaten leicht die Koordinationszahl
5 an (3767). Karbonsäuren mit nicht bindendem
Heteratom (Schwefel, Äthersauerstoff, N in ß-Stellung
der C-Kette) ergeben 1:3-Komplexe vom Typ
des Natrium-Uranylacetates mit der Koordinationszahl
sechs (3764). Die Dioxokationen der fünfwertigen
Actiniden haben eine geringere Koordinationsneigung
als die der sechswertigen, wie sich an den
Np(V)-Picolinaten zeigte, die höchstens zwei ligandenmoleküle
je Zentralion enthalten (3767). In den
Np(V)-Komplexonaten sind unabhängig vom liganden
stets drei Donatoratome gebunden (3246).
Die Bildungsgleichgewichte der Komplexe des U(IV),
Np(IV), Am(lll) und Cm(lll) mit zahlreichen Aminokarbonsäuren
wurden spektral photometrisch untersucht,
wobei sich ergab, daß sich die drei- und vLerwertigen
Actiniden hinsichtlich Komplexzusammensetzung
und Abhängigkeit der Stabilität von der Ligandenart
weitgehend gleichen; der wesentliche Unterschied
liegt in der höheren Stabilität der Me(IV)­
Komplexe im Vergleich zu den Me(III)-Komplexen
(3768, 3773, 3779, 3790).
10/67/52 Projekt TPU - Herstellung, Reinigung
und Präparierung von Transuranen
(Teilprojekt Schneller Brüter)
Ziel war die Erarbeitung der wissenschaftlichen und
technologischen Basis zur Herstellung von Transuranen,
insbesondere der des Californiums. Die Einzelheiten
der Bestrahlungstechnik wurden erarbeitet
und das Fließschema der chemischen Aufarbeitung
konzipiert.
1) Bestrahlungen
Ein wesentliches Ergebnis der Analyse einer 1968
- 1969 bestrahlten 1 g-Pu-Kapsel (MOL-6/A 2) ist
der definitive Nachweis, daß die Bildungsrate der
Transplutone bei gleichem thermischen Fluß im
BR 2 wesentlich größer ist als im FR 2. Die Ausbeute
am Cm-244 beim Bestrahlen von Pu-239 bis
zu 1,1'1 OZ z Nth/cmz war viermal größer als auf
der Basis der 1967 bekannten Daten vorausberechnet
wurde. Grund der höheren Ausbeute ist der
hohe epithermische Flußanteil ("R") im BR 2. Für
die Optimalisierung der Californiumherstellung
muß jeweils der tatsächliche Wert von "R", der im
Reaktor lokal verschieden ist, bestimmt und der
Zusammenhang von effektiver Bildungsrate und
Energiespektrum der Neutronen aufgeklärt werden
(3788, 3799) (Abb. 3).
In den SR 2 wurde eine Kapsel mit lOg Pu eingebracht,
die bis zum Doppelten der bisher erreich-
157

ppm
1000
,00
10
Abb.3:
Cf-252 Bildung aus Pu-242
l%, 2.5-10"
~h2.5-10"
I0,1 '--.L.---'---'-_---'""--.1..-__-'- ~_____l
2_10" 4 -10" 6-10"
____ Neutronen/ern'
Einfluß des epithermischen Flußanteils auf die Californiumbildung
(R = c/Jepi/c/Jth' FR 2: R = 0,02 - 0,03 BR 2: R ==-0,1)
ten Neutronendosis (bis zu n-v·t = 2.10 22 ) bestrahlt
werden soll und die ersten experimentellen
Daten der Bildungsrate für Californium im BR 2
ergeben wird.
Die Bestrahlung von 0,8 kg Plutonium im FR 2
wurde planmäßig weitergeführt; Ende des Jahres
waren mehr als 80 % der spaltbaren Isotope abgebrannt,
d. h. es wurde ein Abbrand von
800.000 MWd/t erreicht.
2) Kapse/ung
Das in den vergangenen Jahren entwickelte Kapse­
Iungskonzept "Pu/AI-Legierung in Zircaloy-Hüllrohr"
hat sich an 160 Kapseln bis zu 94 % Abbrand
und bis zu einer Stableistung von 500 W/cm
bewährt; die maximal erreichte Neutronendosis ist
1,1 .10 22 Nth/cm2. Dam it ist die Entwicklu ng der
Pu-Kapselungstechnologie abgeschlossen. Versuche,
dieses Konzept auch auf andere Transurane
zu übertragen, waren bei Am-241 erfolgreich
(3789). Zum Bestrahlen kleiner Mengen von Nukliden
(Milligramme) wurde eine Doppelwandkapsel
entwickelt, die für den Einsatz im BR 2 und FR 2
geeignet ist. Damit ist eine entscheidende Voraussetzung
für weitere Testbestrahlungen erfüllt.
3) Chemische Prozeßentwick/ung
Die Verfahrensentwicklung zur Isolierung von Plutonium
aus bestrahltem Material durch eine Einstufenextraktion
mit einem quartären Amin wurde
abgeschlossen und mit hochabgebranntem
FR 2-Brennstoff getestet, wobei aus 300 g Brennstoff
etwa 0,5 g Plutonium der Zusammensetzung
51 % Pu-239, 34,6 % Pu-240, 7,9 % Pu-241 und
6,0 %Pu-242 isoliert werden konnten.
Die Versuche zur Trennung der Spalterden von
den Transplutonen führten zu einem Verfahren,
das als "Lanthanidenfiltration" bezeichnet wurde
und dessen Prinzip darin besteht, das Gemisch der
zu trennenden Elemente in einer Aminopolykarbonsäure-Milchsäurelösung
über eine Kieselgursäule
zu leiten, auf der ein Phosphorsäurediester
fixiert ist. Dabei werden nur die Spalterden, jedoch
nicht die Actiniden zurückgehalten (3767,
3801); die Sorption der a-Strahler, die Anlaß beträchtlicher
Verluste sein kann, wird umgangen.
4) Laboran/agen
Die Heiße Zelle KATZE, in welcher der Hauptteil
der Verfahrensentwicklung ausgeführt wird, stand
46 Wochen im Einsatz, in der restlichen Zeit wurden
Wartungs- und Dekontam inationsarbeiten ausgeführt.
Ein Manipulatorschaden konnte behoben
werden, weitere Ausfälle traten nicht ein. Im
Boxenlabor wurde eine Handschuhbox für mechanische
Arbeiten (Präzisonsdrehbank, 15 to Tablettenpresse)
eingerichtet. Der Aufbau einer Bleiboxenanlage
ist fast beendet; der hierzu erforderliche
Brückenkran wurde installiert. Das Transportsystem
für hochaktives Material wurde durch den
Einbau von Doppeldeckelschleusen und die Beschaffung
eines Bleiflaschentransportwagens ausgebaut,
so daß jetzt eine a-dichte Kommunikation
mit den Zellenanlagen in Bau 341 und 701, HCH
(Bau 721) sowie TU (Bau 806) besteht.
10/69/6 Spaltstoffflußkontrolie
Das Verfahren der Röntgenfluoreszenzspektroskopie
zur Bestimmung von Actiniden-Elementen in Lösungen
bestrahlter oder unbestrahlter Kernbrennstoffe
wurde weiter verbessert (3804, 3806), teilweise automatisiert
und routinemäßig bei der Ausführung von
Kontrollexperimenten in Brennelementfabrikationsund
Wiederaufbereitungsanlagen eingesetzt (3805).
Zur Frage der Anwendung der "Misch-Proben Technik"
bei der Kontrolle von Eingangsanalysen einer
Wiederaufbereitungsanlage (3763), zur Frage der Stabilität
von Probelösungen, zur Bestimmung der Isotopenzusammensetzung
mittels Emissionsspektroskopie
und zur Ermittlung von Pu-239 und U-235 in Lösun-
158

gen durch 'Y-spektrometrische Bestimmungen der
Spaltedelgasaktivitäten nach Neutronenaktivierung
wurden zahlreiche Versuche durchgeführt.
Im Zusammenhang mit Kontrollexperimenten in
Brennelementfabri kations- und Wiederaufbereitungsanlagen
wurden an bestrahlten oder unbestrahlten
Kernbrennstoffen folgende Analysen ausgeführt:
244 Plutonium-Konzentrationsbestimmungen, 22
Uran-Konzentrationsbestimmungen, 75 massenspektrometrische
Plutonium-Isotopenanlysen, 13 massenspektrometrische
Uran-Isotopenanalysen, 66 a-spektrometrische
Pu-238-Bestimmungen, je 8 massenspektrometrische
Isotopenverdünnungsanalysen von Uran
und Plutonium, 32 massenspektrometrische Eichanalysen,
5 'Y-spektrometrische Am-241-Bestimmungen
sowie 40 Dichtebestimmungen.
In Zusammenarbeit mit dem Europäischen Institut
für Transurane wurden Brennstoffproben verschiedener
thermischer und schneller Reaktoren auf ihren
Gehalt an schweren Elementen, an Nd-148 zur Abbrandbestimmung
und an zurückgehaltenen Spaltgasen
massenspektrometrisch analysiert. Anhand der
Analysendaten wurden Beziehungen zwischen den
Isotopenverhältnissen, z. B. Pu-240/Pu-239 und einigen
Reaktorparametern, wie z. B. Abbrand und Konversionsrate
aufgestellt. Diese Korrelationen können
zur Kontrolle von Analysenresultaten, zur Identifizierung
von Reaktorbrennstoffen und zur Kontrolle
von spaltbarem Material benutzt werden. Die Bestimmung
der Isotopenverhältnisse der Spaltgase erlaubt
eine Spaltstoffkontrolle außerhalb einer Wiederaufarbeitungsanlage
in der Schornsteinabluft (3803).
In Kernreaktoren werden die Isotope U-232 und Pu­
236 gebildet. Die harte 'Y-Strahlung einiger ihrer Zerfallsprodukte
kann zu Schwierigkeiten bei der Wiederverarbeitung
von Brennstoff und bei der Verwendung
von Pu-238 in Nuklidbatterien führen. Bestrahlte
Brennelemente von drei Siedewasserreaktoren, einem
Schwerwasserreaktor, zwei Materialtestreaktoren und
einem schnellen Reaktor wurden auf ihren Gehalt an
U-232 und Pu-236 untersucht. Es zeigte sich, daß die
von der USAEC vorgesehene obere Grenze für den
U-232-Gehalt in aufgearbeiteten Brennstoffen
(0,11 ppm, bezogen auf U-235) nur vom Schwerwasserreaktor
überschritten wird. Die in Nuklidbatterien
für die bemannte Raumfahrt höchst zulässige Menge
Pu-236 (2 ppm, bezogen auf Pu-238) wird jedoch nur
vom Schwerwasserreaktor nicht erreicht (3766,
3798).
Routinemäßig wurden ausgeführt: 30 radiometrische
Isotopenverdünnungsanalysen für Neptunium in 10
bestrahlten Brennelementproben von zwei Siedewasserreaktoren,
einem Schwerwasserreaktor, zwei
Materialtestreaktoren und einem Schnellen Reaktor;
7 massenspektrometrische Isotopenverdünnungsanalysen
für Plutonium, 2 radiometrische und 16 massenspektrometrische
Isotopenverdünnungsnalysen für
Americium sowie 2 radiometrische und 13 massenspektrometrische
Isotopenverdünnungsanalysen für
Curium in Proben bestrahlter Pu-242- oder Am-241-­
Kapseln.
Im Rahmen von Kontrollexperimenten wurden in
Lösungen bestrahlter Kernbrennstoffe 39 massenspektrometrische
Uran-Isotopenanlysen und 42 massenspektrometrische
Plutonium-Isotopenanalysen
du rehgeführt, in 15 Proben wurde der Nd-148-Gehalt
massenspektrometrisch erm ittelt.
Die Arbeiten zur Automatisierung der massenspektrometrischen
Isotopenverdünnungsanalyse wurden fortgesetzt
(3802):
1. Zur Entnahme kleinster, aber genau bekannter
Probemengen aus Brennstofflösungen wurde eine
automatisch arbeitende Anlage konzipiert und Angebote
hierfür eingeholt.
2. Zur Automatisierung der Probeneingabe in das
Massenspektrometer und zur Erhöhung des Probendurchsatzes
wurde ein Hochvakuumschleusensystem
konstruiert und in Auftrag gegeben.
3. Für die Steuerung des automatisch arbeitenden
Massenspektrometers wurde ein Schema des Arbeitsablaufes
einer Analyse ausgearbeitet, das als
Grundlage für die Erstellung einer Software dienen
wird.
10/69/7 AFTS - Teilprojekt "Chemie"
70/69/77 Untersuchungen über den Transport
von Radionukliden im Dampf
Der Betrieb des FR 2-Heißdampfversuchskreislaufs
(HSD-Loop) stand 1970 im Zeichen der Brennelement-Hüllenschaden-Experimente
für den Heißdampfreaktor
Kahl (HDR). Gleichzeitig war es jedoch
möglich, die 1969 begonnenen Versuche zur Kontamination
von Materialproben in den dafür vorgesehenen
Kammern des Loops fortzusetzen.
Autoradiographische Untersuchungen dieser Proben
zeigten, daß die Abscheidung der radioaktiven Substanzen
auf den Proben zum Teil in Partikelform geschieht.
Die mikroskopisch nicht sichtbaren Partikel
haften fest auf den Edelstahlproben und sind nicht
durch Wasser abwaschbar; ein Zusammenhang zwischen
autoradiographisch erkennbaren "hot spots"
und lokaler Korrsoion der Bleche ("Lochfraß") besteht
nicht.
Der Anstellwinkel der Proben gegenüber dem Dampfstrom
scheint nach ersten Versuchen (Winkel von 0
bis 45°) keinen wesentlichen Einfluß auf die abgeschiedene
Aktivität zu haben, dagegen wurde hinter
Querschnittsverengungen (Simulation von Ventilen)
häufig eine erhöhte Deposition gefunden.
159

In zwei Versuchsreihen wurden Edelstahlbleche vor
dem Einsetzen in die Kontaminationskammer verschiedenen
Oberflächenbehandlungen unterworfen.
Die deponierte Aktivität war auf geschmirgelten Proben
am größten, auf elektropolierten am geringsten.
Drei Versuchsreihen, bei denen Bleche aus verschiedenen
Werkstoffen dem kontaminierten Dampf exponiert
wurden, führten zu dem Ergebnis, daß sich austenitische
Edelstähle, Incoloy und Inconel zwar etwas
in den auf ihnen abgelagerten Aktivitätsmengen
unterscheiden, der Einfluß der Oberflächenvorbehandlung
jedoch wesentlich größer ist. überraschend
war,
daß auf Platin von allen eingesetzten Werkstoffen
die höchsten Gesamtaktivitäten festgestellt wurden,
dabei handelte es sich jedoch um eine stark selektive
Abscheidung von Spaltjod.
PSB 1254.3 Kontamination von Na-Kreisläufen
Der erste Teil der Kreislaufnachuntersuchung am inpile-Natriumloop
Mol 7 A umfaßte die Identifizierung
und die Bestimmung der in den Kreislauf ausgetragenen
und deponierten Radionuklide.
Die hohen r-Aktivitäten auf den Loopteilen wurden
durch die beiden Cs-Isotope 137 und 134 (1,6 bzw.
1,0 mCi/cm 2 ) verursacht, daneben wurden Co-60 (ca.
2pCi/cm 2 ), Na-22 und Ag-l1O m (mit stark variierenden
Aktivitäten pro Quadratzentimeter) nachgewiesen.
Eine besonders starke Deposition an Stellen mit
großem Wärmeübergang oder an Krümmern und Kanten
wurde nicht festgestellt: der Wärmetauscher war
eines der am wenigsten kontaminierten Bauteile.
Mehrere Schweißnähte wiesen jedoch "hot spots"
auf. Bei den zukünftigen Untersuchungen (Dekontamination
der Bauteile) sollen diese Stellen besonders
im Hinblick auf Brennstoffablagerung untersucht werden.
Erste Dekontam inationsversuche mit Methanol-Heizöl-Gemischen
ergaben durchschnittliche Dekontaminationsfaktoren
von ca. 10 für die beiden Cs-Isotope.
Die Möglichkeit eines Na-Brandes war durch die Wahl
dieses Dekontaminationsmittels hinreichend eingeschränkt;
die Reaktion mit dem Natrium verlief
gleichmäßig und gut kontrollierbar.
160

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE
IRCH
1970
3769
; MOATTAR, f.
gation of Separation and
Tervalent Transuranium
AminopoiYcarboeyelie Acids.
Conference, Zvikov-Castle,
May 1969
SEELMANN-EGGEBERT, W.
Die Herstellung von Transplutonen im Institut
fuer Radiochemie.
Institut Interuniversitaire des Sciences
Nueleaires. Symposium sur les Elements
Transuraniens, Liege. 21-22 avril 1969.
Louvain[1970]: Wouters. S.21-29
3759 KEl.LER, C.
Kommen Transurane und superschwere Elemente
in der Natur vor.
Nachrichten aus ChemIe und Technik, 16(1970)
S.43-44
3760 HOLLSTEIN, M.; MUENZEL, H.; PfENNIG, G.;
REUTER-WEISS, R.
The Decay of 232Np.
Journal of Inorganic and Nuclp-ar Chemistry,
32(1970) S.3159-63
3761 KEl.LER, ·C.
Verstoss zur Grenze der stofflichen Welt.
Bild der Wissenschaft, 7(1970) S.770-65
3762 HOEHLEIN, G.
Californium-252 als Neutronenquelle.
Achema 1970, Frankfurt/M., 23.6. 1970
Atomwirtschaft-Atomtechnik, 15(1970) S.514-17
3770 MAINKA, E.
Emissions osk
in Kernbrennstoffe
KFK-1261 (August 70)
3771 EBERLE, S.H.
Photo 4- ein Datenverarbeitungsprogramm zum
Berechnen von Komplexstabilitaetskonstanten
aus spektral photometrischen Messungen.
KfK-1266 (September 70)
3772 SCHMIDT, K.; MUENZEL. H.
Erzeugung von Neutronen durch Bestrahlung
dicker Berylliumtargets mit Deuteronen im
Energiebereich Von 15 bis 55 MeV.
KFK-1266 (September 70)
3773 BAYAT, J.
Ueber komplexe dreiwertige Transurane mit
Aminopolykarbonsaeuren.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-1291 (September 70)
3774 PAUL, R.
Phasengleichgewichte in den Systemen
Th02-UO(2+x), Ce02-UO(2+x) und NpOz-UO(2+x).
Dissertation, Univ.Karisruhe 1970
KFK-1297 (Oktober 70)
3775 fEINAUER, D.
Ueber die Bildung von Chelaten und
Adduktchelaten bei der Extraktion von
dreiwertigem Americium und Californium.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-1296 (September 70)
161

ic den Systemen
ThOz-InOt.s; UO(2+x)- InOI's'
, Univ.Karlsruhe 1970
Thermodynamische Untersuchungen an der
Fluoritphase (LaO'5,UO,s)O(2+x).
Diplomarbeit, Unlv.Tuebingen 1970
3783 STADLBAUER, E.
Komplexbildung des dreiwertigen Europiums,
Americiums und Curiums mit Quadratsaeure und
ß-Isopropyltopolon.
Diplomarbeit, Univ.Karlsruhe 1970
3784 EBERLE. S.H.; REINHARDT, J.; GANTNER, E.;
KRUECKEBERG, CH.
Erzeugung von Einsteinium in Reaktoren
mittleren Neutronenflusses.
KFK-1338 (Dezember 70)
3785 RUF. H.; BAECKMANN. A. VON; GANTER. E.
Neutronenaktivierungsanalytische BestImmung
von Nd-148 in Spalterden.
Mikrochlmica Acta (1970) S.1029-38
3786 SCHROERSCHWARZ, R.; HEITKAMP, D.
Thermal Transport of Substitutional
Impurlties in Copper.
Physica status solidi (im Druck)
3787 SAMEH ABDEL HADI ALI;,EBERLE, S.H.
Neue Variante der LanthanIden-Actinidentrennung.
Inorganic and Nuclear Chemistry Letters (im
Druck)
3788 EBERLE, S.H.; BLEYL, H.-J.
Ueber den Einfluss der
Bestrahlungsbedingungen auf dIe
Californiumbildung In Kernreaktoren.
Radiochlmica Acta (im Druck)
3794 MUENZEL,
Zur Absc
Anregung
West deut he Chemied
7.-10. April 1970
AED-Conf.70-043-002
3795 MUENZEL, H.; LANGE. J.; ROEHM. H.
SystematIk der (x.yn)- und (x.pyn)­
mit den leichten Projektilen a,d.p.
Fruehjahrstagung der Dt.PhysIkal.Ges.in
Elndhoven, 6.-l0.April 1970. Verhandlungen
der Dt.Physlkal.Ges., R.6, Bd 5(1970)
S.539-40
AED-Conf.70-007-057
3796 ALBRECHT. H.; MUENZEL, H.
Spezifischer Energieverlust und effektive
Ladung schwerer Ionen Im Energiebereich 0,3
1,0 MeV/AMU.
FruehjahrstagUng der Dt.Physikal.Ges.in
Eindhoven, 6.-l0.April 1970. Verhandlungen
~ei Dt.P~yslkal.Ges., R.6, Bd 5(1970) S.555
AED-Conf.70-007-03l
3797 MUENZEL, H.; MICHEL, F.; SCHULZ, F.
Neue Targetformen fuer die Isotopenproduktion
im Zyklotron.
Fruehjahrstagung der Dt.Physikal.Ges.in
Eindhoven, 6.-l0.Aprll 1970. Verhandlungen
der Dt.Physlkal.Ges•• R.6, Bd 5(1970) S.602
AED-Conf.70-007-032
3798 BRAUN, H.; KOCH, L.
VergleIchende Untersuchung ueber die Bildung
seltener schwerer Isotope In verschiedenen
Reaktoren.
Reaktortagung. Berlin, 20.-22.April 1970.
Deutsches Atomforum e.V. Kerntechnische
Ges.im Dt.Atomforum. Tagungsbericht.
Leopoldshafen 1970: ZAED. S.52l-24
162

163

Die Arbeiten des Instituts für Strahlenchemie in den einzelnen Arbeitsgruppen wurden
nach dem Ausscheiden des Institutsleiters teilweise weitergeführt. Bei den
strahlenchemischen Primärprozessen (77/66/7) wurden die Arbeiten mit der Pulsradiolyse-Apparatur
und mit der in situ-ESR-Technik (77 /67/2) eingestellt. Bei den
strahlenchemischen Synthesen und der Strahlenchemie von Naturstoffen (77 /67/4)
wurde den Arbeiten eine Wendung im Hinblick aufeinen sinnvollen Abschluß gegeben.
11
Institut für
Strahlenthemie
(ISte)
(zusammengestellt von
Dr. Güsten)
Für Arbeiten des Instituts sowie für Interessenten im Zentrum und in der Industrie
wurden organische Verbindungen radioaktiv markiert (77 /67/6). Ferner wurden für
Interessenten innerhalb und außerhalb des Zentrums Messungen der kermagnetischen
und Elektronenspin-Resonanz durchgeführt.
Am 37.72. 7970 waren im Institut für Strahlenchemie 74 Akademiker, 78sonstige
Mitarbeiter und 2 Doktoranden sowie ein ausländischer Gast beschäftigt.
11/66/1 Strahlenchemische Primärprozesse
Durch Elektronenspinresonanz konnte das Auftreten
neuer Hydroxycyclohexadienyl- und CYc:;lohexadienylradikale
nachgewiesen werden, welche sich bei
der I-Radiolyse wäßriger Lösungen von aromatischen
Verbindungen bilden (3935). Die durch die OH-Radikaie
eingeleitete Hydroxylierung konnte ferner an
substituierten Phenolen im ESR mit dem Tu 3 + /
Hz Oz -System verfolgt werden (3934). Neben der
Hydroxylierung wurde eine allgemein gültige Substituenten-Verdrängungsreaktion
beobachtet. Der Einfluß
der Matrix-Struktur auf das Verhalten von solvatisierten
Elektronen, die bei der I-Bestrahlung von
kristallinem alkalischem Eis (Alkalihydroxydhydrate)
entstehen, wurde bei tiefen Temperaturen untersucht.
Es entstehen rotgefärbte Gläser, deren Farbe bis zum
Schmelzpunkt temperaturbeständig ist. Obwohl ein
ESR-Signal beobachtet wird, ist es zweifelhaft, ob die
Rotfärbung durch Elektronentraps gebildet wird.
11/67/3 Chemisches Verhalten elektronisch
angeregter Moleküle
Die Eigenschaften von elektronisch angeregten Singlett-
und Triplett-Zuständen werden an solchen Systemen
studiert, bei denen eine Konkurrenz zwischen
strahlungsloser Vernichtung (Desaktivierung) der
elektronischen Anregungsenergie und der photochemischen
Reaktion vorliegt. Hieraus lassen sich die
Bedingungen (Struktur bzw. Substitution des Moleküls)
für eine Optimierung von Photreaktionen herleiten.
Es zeigt sich, daß die Lebensdauer von Triplettzuständen
aromatischer Verbindungen mit dem
Grad der Deuterierung zunimmt. So nimmt die Lebensdauer
des Triplettzustandes des perdeuterierten
Stilbens gegenüber dem des undeuterierten Stilbens
um den Faktor 4 zu. An partiell deuterierten
Stilbenen (3921) wurde ferner gezeigt, daß die Deuterierung
an einem olefinischen Kohlenstoffatom
einen 16-mal größeren Einfluß auf die strahlungslose
Desaktivierung hat als die an einem aromatischen
Kohlenstoffatom. Zusammenhänge zwischen der photochemischen
Reaktivität und der massenspektrometrischen
Fragmentierung von deuterierten Stilben
wurden untersucht (3936). Die Quantenausbeuten
der Fluoreszepz sind von der Art und Stellung der
Substituenten am Naphthalring, im Gegensatz zu den
Lebensdauern, nur wenig abhängig. Die Ergebnisse
zeigen, daß polare Substituenten die Geschwindigkeitskonstanten
der Fluoreszenz und der strahlungslosen
Desaktivierung gleichsinnig beeinflussen (3922).
Systematische Untersuchungen über die physikalischen
Eigenschaften (Fluoreszenzquantenausbeute
und Abklingzeit) einiger organischer Szintillatoren in
Lösung sollen Zusammenhänge zwischen der Struktur
und der Szintillationseigenschaft ergeben. Elektronisch
angeregtes Naphtalin und seine Derivate reagieren
mit Tetrachlorkohlenstoff aus dem Singlettzustand
in einer Kettenreaktion (3938). Die Studien zur
übertragung von elektronischer Anregungsenergie in
geschmolzenem Naphthalin wurden beendet (3939).
Bei systematischen Untersuchungen der Photodissoziation
wurde mit den Benzoinäthern eine Substanzklasse
gefunden, die mit hohen Quantenausbeuten
dissozi iert.
165

11/71/1 Strahlenchemie von Alkoholen,
Zuckern und Phosphorsäureestern
Bei der Photolyse (A. = 185 nm) von Alkoholen zeigt
sich, daß ein großer Teil der Produkte durch direkte
Eliminierung von Molekülen gebildet wird (3926,
3929, 3940). Dabei treten keine freien Radikale als
Zwischenprodukte auf. Bei der Photolyse von tertiärem
Butanol (3929) wird zusätzlich eine intermolekulare
Eliminierung von molekularem Sauerstoff bei
gleichzeitiger Bildung des Äthers 1-tert.-butoxy-2­
menthylpropanol-(2) beobachtet. Diese Reaktion hat
ihr intramolekulares Analogon in der Bildung von Isobutenoxid
(3940). Im Gegensatz zur UV-Photolyse
wird bei der Anregung des Isopropanols mit ionisierender
Strahlung im wesentlichen Methan über freie
Radikale als Vorläufer gebildet, wobei "heiße"
Methylradikale einen wichtigen Beitrag leisten. Die
Methylradikale stammen zum größten Teil aus hochangeregten
Isopropanolmolekülen und nur ein kleiner
Teil aus der Fragmentierung der radiolytisch gebildeten
Radikalionen oder ihrer deprotonisierten Formen
(3925).
Bei der Radiolyse von Äthylenglykol und Desoxyribose
in wäßrigen Lösungen wird die Produktbildung
in hohem Maße durch Wassereliminierungsprozesse
der Primärradikale bestimmt (3930,3933,3937).
Bei der Desoxyribose, der Zuckerkomponente der die
Erbinformation tragenden DNS, wird daneben noch
eine Umlagerungsreaktion des Primärradikals gefunden
(3933, 3937).
Bei der Radiolyse der Zucker entstehen über diese
Prozesse Desoxyzucker und Desoxyzuckersäuren.
DNS auftreten kann. Die Hauptreaktion dieses Radikals
besteht in der Abstraktion eines H-Atoms von
H-Donatoren. Als H-Donator wird Methanol eingesetzt.
Bei der UV-Photolyse dieses Systems (wäßrige sauerstoffgesättigte
Methanol enthaltende Joduracillösungen)
werden Isodialursäure, Uracil, Formaldehyd,
H 2 O 2 und Jod als Photolyseprodukte identifiziert.
Aus dem Gang der Ausbeuten dieser Produkte in Abhängigkeit
von der Methanolkonzentration folgt, daß
das primär gebildete Uracilradikal entweder mit
Sauerstoff reagiert und Isodialursäure liefert oder
dem Methanol ein H-Atom entreißt und in Uracil
übergeht. Das Uracilradikal reagiert 24 mal schneller
mit Sauerstoff als mit Methanol. Das entstandene
CH 2 0H-Radikal bildet mit Sauerstoff Formaldehyd
und Wasserstoffperoxid (3941). Um weitere Informationen
über die Primärreaktionen des Uracilperoxiradikals
zu erhalten, wird die UV-Photolyse von Joduracil
in Gegenwart eines Reduktionsmittels (KJ)
untersucht. Dabei werden in Abhängigkeit vom
pH-Wert Uracil, Isobarbitursäure und Isodialursäure
als organische Reaktionsprodukte gebildet.
Bei der r-Radiolyse wäßriger Lösungen von 5-Brom­
2 '-desoxyuridin, einem Baustein der Desoxyribonukleinsäure
(DNS), werden als Hauptprodukte Isodialursäure,
Desoxyribose und HBr gebildet (3927).
Ferner wird gefunden: H 2 O 2 , organische Peroxyde,
Desoxyuridin, Harnstoff und 5-Bromuracil. Bei hohen
Konzentrationen reagieren in wäßriger Lösung bevorzugt
die solvatisierten Elektronen und H-Atome mit
dem 5-Brom-2'-desoxyuridin (3928).
11/71/2 Strahlenchemie von Aromaten und
stickstoffhaitigen Heterocyclen
Die Untersuchungen über die UV-Photolyse wäßriger
sauerstoffgesättigter Lösungen von Joduracil wurden
fortgesetzt. Als einziges organisches Photoprodukt
entsteht bei der UV-Photolyse (254 nm) von Joduraeil
in wäßriger Lösung in Gegenwart von Sauerstoff
Isodialursäure. Daneben bildet sich in der theoretisch
geforderten Konzentration Jod. H 2 O 2 wird nicht gefunden.
Das weist darauf hin, daß das primär gebildete
Uracilperoxiradikal über einen komplizierteren
Mechanismus zerfällt als über einfache Peroxiradikale.
Die möglichen Zerfallsmechanismen werden diskutiert
(3920).
Das bei der UV-Photolyse von Joduracil primär auftretende
Uracilradikal ist ein reaktives Radikal, das
auch bei der r-Bestrahlung bzw. UV-Belichtung der
11/67/6 Markierung organischer Verbindungen
Im Jahre 1910 wurden 15 organische Verbindungen
mit C-14, 5-35 und H-3 zum Teil durch mehrstufige
Synthesen für Verbraucher innerhalb und außerhalb
des Zentrum markiert. Bei den mehrstufigen Synthesen
waren oft umfangreiche Vorbereitungen notwendig,
um die günstigsten Reaktionsschritte zu ermitteln.
Für 9 weitere Verbindungen wurden Vorversuche
durchgeführt bzw. begonnen.
Darüber hinaus wurde eine Apparatur für die Bestimmung
des Ölgehaltes in den Heliumkreisläufen der
Kälteanlage des IEKP entworfen, gebaut und auf ihre
Funktionsfähigkeit im Dauerbetrieb geprüft sowie
erste Ölbestimmungen durchgeführt. Außerdem wurden
657 CH-, N-, Halogen-, Aktivitäts-, massenspektroskopische,
gaschromatographische und IR-Bestimmungen
durchgeführt.
166

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE
ISTC
1970
EINRICH, G.: HOLZER, G.; BLU ,H.:
SCHULTE-fROHLINDE, D.
Triplett-Lebensdauern von Ulphenylpolyenen
und deuterierten 8tilbenen in eingefrorener
Loesung bel 77K.
Zeitschrift fuer Naturforschung, 25 b(1970)
8.496-99
3922 LENTZ, P.: BLUME, H.: SCHULTE-FROHLINDE, D.
Einfluss der Substitution auf
Fluoreszenzquanienausbeuten und Lebensdauern
angeregter Singuleti-Zusiaende
monosubstituierter Naphthaline In Loesung.
Berichte der Bunsengesellschaft fuer
physikalische Chemie, 74(1970) S.484-88
3923 SCHULTE-fROHLINDE, D.
Ueber die chemischen Wirkungen energiereicher
Strahlen auf eingefrorene Loesungen und feste
organische Stoffe.
Berichte der Bunsengeseilschaft fuer
physIkalIsche Chemie, 74(1970) S.1196-1202
3924 SCHWEER, K.H.
Autoradiolyse markierter Verbindungen.
6.Jahrestagung der Gesellschaft fuer
NUklearmedizin, Wiesbaden, 26.-28.Sept. 1968
(Proceedings Im Druck)
3925 SONNTAG, C. VON
Strahlenchemie von Alkoholen XII. Die
Meihanbildung bei der y-Radiolyse VOn
Isopropanol.
Zeitschrift fuer Naturforschung, 25b(1970)
S.654
3932 KNOP, J.V.: KLASINC, L.
A CNDO/2 Calculation of the Stllbene
Photocyclisation. Product 4a,
4b-Dihydrophenanthrene.
Chemlcal Physlcs Letters (im Druck)
3933 SONNTAG, C. VON: HARTMANN, V.:
SCHULTE-fROHLINDE, D.
y-Radiolyse von 2-Desoxy-D-rlbose in
waessriger Loesung.
Zeitschrift fuer Naturforschung, 25b(1970)
S.1394-1404
3934 GUENTHER, K.: FILBY, W.G.: EIBEN, K.
Hydroxylation of substituted phenols: an
ESR-study In ihe TI3+/H20 2-System.
Tetrahedron Letters, 1971, S.251-54
3935 EIBEN, K.; FESSENDEN, R.W.
Investigations during the Radiolysis of
Aqueous Soluiions.
RRL-2310-304 (Juni 1970)
3936 GUESTEN, H.: KLASINC, L.: MARSEL, J.:
MILIVOJEVIC, D.
The Mechanism of Hydrogen Randomizatlon in
the Stilbene Molecular Ion.
Organic Mass Spectrometry, 5(1971) S.357-58
3937 HARTMANN, V.
Strahlenchemie vOn 2-DesoKy-D-rlbose In
waessriger Loesung.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
3938 SCHLICHT, G.
Durch Naphthalinderivate sensibilisierte
Photodissoziationen von Tetrachlorkohlenstoff
In Loesung.
Dissertation, Unlv.Karlsruhe 1970
167

168

Die Arbeiten des Instituts (Leitung: Prof. Dr. Zimmer, Prof. Dr. Catsch) verfolgen
zwei Hauptziele:
- Die Entwicklung von Heilmitteln gegen Vergiftungen mit radioaktiven Stoffen,
die als Betriebsunfälle mit Fortschreiten der Atomtechnik und ihrer Anwendungen
sowohl in der Forschung als auch in der industriellen und medizinischen
Praxis vorkommen. Einen neuen Schwerpunkt dieser Untersuchungen bilden die
Transurane.
12
Institut für
Strahlenbiologie
(lStB)
Die Aufklärung der Reaktionen} die durch Strahlung am Erbgut von Lebewesen
hervorgerufen werden. Diese Untersuchungen sind praktisch wichtig als Voraussetzung
für Verbesserungen der Strahlenmedizin und des Strahlenschutzes sowie
für weitere} auch industrielle Anwendungen. Außerdem tragen sie wesentlich zu
unserem Wissen von der Natur des Erbmaterials und seinen Reaktionen auf
Umweltreize bei.
Alle Arbeiten des Instituts sind entsprechend diesen beiden Hauptzielen in zwei
Forschungsvorhaben zusammengefaßt} ohne die personelle Struktur der Laboratorien
zu berücksichtigen.
Dem Institut gehörten am 31. 12. 1970 18 Akademiker, 32 sonstige Mitarbeiter,
zwei Universitötsassistenten und sieben Doktoranden an.
12/68/1 Entwicklung von Heilmitteln gegen
Vergiftungen mit radioaktiven Stoffen
unter besonderer Berücksichtigung
der Transurane
Als besonders wichtiges Ergebnis ist zu erwähnen, daß
die im hiesigen Institut entwickelten und erprobten
Heilmittel gegen radioaktive und bestimmte andere
Vergiftungen vom Bundesgesundheitsamt freigegen
wurden und unter den Namen "Ditripentat" (Diäthylentriaminpentaacetat
=DTPA) und Cäsium-Gardase
(Berliner Blau) für die Ärzteschaft zur Verfügung
stehen. Die gemäß F + E-Programm durchgeführten
Arbeiten führten im einzelnen zu folgenden Ergebnissen.
A) In Untersuchungen über das Verhalten von Äthylendiamintetraacetat
(ÄDTA) und von DTPA im
Stoffwechsel wurden die "Plasmaclearance" und
der physiologische Verdünnungsraum in Abhängigkeit
von der Art des chelierten Metallions bestimmt
(3015) 3031). Die Frage des eventuellen
metabolischen Abbaus der Chelatbildner konnte
endgültig dahingehend geklärt werden, daß der Abbau
minimal und in toxikologischer Hinsicht bedeutungslos
ist (3748, 3755). Diese Ergebnisse
sind für die Optimierung der Chelat-Therapie wesentlich,
desgleichen die Untersuchungen, die sich
mit dem den toxischen Nebenwirkungen zugrundeliegenden
Mechanismus befassen. Zu diesem Fragenkomplex
wurde der Einfluß von Chelatbildnern
auf den Elektrolytstoffwechsel (3750), die endogene
Mangan-Bilanz (3749) und den Acetatstoffwechsel
(3753) bearbeitet. Von besonderem Interesse
ist der Nachweis einer unspezifischen Chelatwirkung
im Sinne einer Stress-Reaktion (3031)
3752) und einer Hemmung der Desoxyribonucleinsäure
(DNS)-Synthese in der Darmschleimhaut
(3754) (Abb. 1). Alle Arbeiten sind Teil eines
länger dauernden Forschungsvorhabens, so daß die
Bewertung der Ergebnisse einem späteren Zeitpunkt
vorbehalten bleibt.
B) Die im Jahre 1969 erzielten günstigen Resultate
über den Einfluß von Berliner Blau auf den Stoffwechsel
von Thallium (TI) waren Anlaß, diese Arbeiten
weiterzuführen und zu vertiefen. Es wurden
in vitro die TI-Bindungskapazität gemischter Hexacyanoferrate(ll)
in Abhängigkeit von verschiedenen
Parametern bestimmt und die Bedinungen für
die Darstellung von medizinisch verwendbaren
Präparaten beschrieben (3757). In einer weiteren
Arbeit (3756) wurde gezeigt, daß die orale Verabfolgung
des sog. kolloidalen Ferrihexacyanoferrats
(11) die biologische Halbwertszeit und die
Toxizität von TI um mehr als die Hälfte herab-
169

12/68/2 Aufklärung der durch Strahlung im
Erbgut von Lebewesen hervorgerufenen
Reaktionen
~
~ 20
~ 0
/
~
~
~
·92
~
~ 10
._e
I
",-::r::.
~
o'--.L----'-4-----L------'-8---'----'12------'-----'16
Abb.l:
Stunden--
Abnahme der DNS-Synthese (%3H-Thymidinmarkierter Zellen
im Rattendarm llach Injektion von DTPA (2 mmol' kg-·1).
setzt, wobei das Antidot selbst auch bei längerer
Verabfolgung frei von unerwünschten Nebenwirkungen
ist, so daß es ohne Vorbehalt der Humanmedizin
empfohlen werden kann. Die erst für 1971
geplanten orientierenden Untersuchungen über die
Dekorporation von Gold konnten bereits 1970
durchgeführt werden. Die geprüften Chelatbildner,
insbesondere D-Penicillamin, erwiesen sich als
praktisch wirkungslos (3751), so daß die bisher
übliche Behandlung der Komplikationen bei der
Goldtherapie mit Penicillamin der experimentellen
Grundlage entbehrt.
e) Der vorgesehene Beginn der Untersuchungen an
Transuranen hat sich in starkem Maße verzögert,
da die vom IRCH zur Verfügung gestellten Räume
erst im 2. Quartal nach Durchführung der notwendigen
baulichen Veränderungen bezogen werden
konnten und da Spezialapparaturen erst im
3. Quartal bzw. überhaupt noch nicht geliefert
wurden. Die Tätigkeit der Abteilung mußte sich
som it auf methodische Vorstudien beschränken.
Im einzelnen wurde das Verfahren zur Aufarbeitung
biologischer Proben und der Nachweis von
239 Pu und 241 Am mittels Flüssigszintillatoren
modifiziert und wesentlich verbessert. Es wurden
Methoden zur routinemäßigen Herstellung von sog.
monomeren 239 Pu-Lösungen entwickelt und die
vergleichenden Untersuchungen über die Dekorporation
von 239 Pu durch Ca-DTPA und
Zn-DTPA begonnen.
D) Es wurde eine neue Methode zur Aufarbeitung
biologischer Proben für die 14C-Bestimmung mit
Flüssigszintillator entwickelt (3758).
A) Die am Erbgut, der Desoxyribonukleinsäure (DNS)
entstehenden Radikale wurden mit Hilfe der Elektronen-Spin-
Resonanz-Methode weiter untersucht.
Es wurde eine Apparatur zur Bestimmung der Radikalausbeute
bei sehr tiefen Temperaturen (flüssiges
Helium) erbaut und mit Probemessungen begonnen,
um auf diese Weise ein lückenloses Bild
von den primären Prozessen der Radikalentstehung
zu erhalten. Daneben wurden die sekundären Prozesse,
d. h. die Weiterreaktion der strahleninduzierten
Radikale, mit der sog. Flow-technique bearbeitet.
Dabei konnte durch Experimente an DNS-Bausteinen
endgültig bewiesen werden, daß die Schutzwirkung
der schwefelhaltigen Strahlenschutzsubstanzen
in wässriger Lösung auf einer Übertragung
von Wasserstoff vom Schutzstoff an das geschädigte
Biomolekül beruht, wodurch die Schadensstelle
wieder beseitigt wird (3021). In Zusammenhang
mit den Untersuchungen über die primären Schädigungsprozesse
der Strahlenwirkung wurden, über
das F + E-Programm hinausgehend, Versuche mit
extrem kurzweiligem Vakuum-Ultraviolett-Licht
durchgeführt, um die Häufigkeit der Brucherzeugung
in DNS bei verschiedenen Quantenenergien
im Übergangsbereich zwischen Anregungen und
lonisationen zu ermitteln. Als Strahlenquelle
diente dabei ein im IStB gebauter lichtstarker Vakuum-UV-Monochromator
(Abb. 2).
B) Die Bedeutung des durch Strahlung erzeugten atomaren
Wasserstoffs für die biologische Strahlenreaktion
wurde mit DNS-Bausteinen und infektiöser
Bakteriophagen-DNS untersucht. Es zeigte
sich, daß Wasserstoffatome die biologische Funktionsfähigkeit
von Enzymen, DNS und ganzen
Bakteriophagen zu zerstören vermögen, wobei die
Inaktivierungskinetik mit der von ionisierenden
Strahlen gleich ist (3017). Experimente in wässriger
Lösung ergaben den sehr wertvollen und viele
bisher bestehende Widersprüche aufklärenden Befund,
daß neben der chemischen Reaktion des atomaren
Wasserstoffs mit den Biomolekülen auch
Energieübertragungsprozesse von angeregten Wasserstoffatomen
und -Molekülen eine Rolle spielen.
Ein Teil dieser Wirkung kommt durch direkte
Energieübertragung von den angeregten Spezies auf
die Biomoleküle zustande. Daneben wird ein beträchtlicher
Teil der Schäden dadurch erzeugt, daß
die Anregungsenergie zunächst auf Wassermoleküle
übertragen wird; die bei der Aufspaltung des Wassers
entstehenden OH-Radikale reagieren ihrerseits
mit den gelösten Biomolekülen unter Ausbildung
eines Strahlenschadens (3745).
170

C) Die Strahleninaktivierung von Bakteriophagen läßt
sich weitgehend durch molekulare Veränderungen
ihrer DNS-Struktur erklären. Eine längere, ausführliche
Untersuchung über diese Strahlenschäden
wurde fertiggestellt (3741). Das vollständige
Durchbrechen des doppelsträngigen DNS-Moleküls
im Phagen kann nur zum Teil die Inaktivierung
seiner Vermehrungsfähigkeit erklären. Die DNS
aus bestrahlten Phagen enthält aber auch zahlreiche
Brüche in einem der beiden Nukleotidstränge,
die aber möglicherweise nach der Phageninfektion
im Wirtsbakterium wieder repariert werden.
Um die biologische Bedeutung dieser EinzeIbrüche
beurteilen und auch mögliche Reparaturvorgänge
verstehen zu können, wurde die chemische
Natur der Bruchenden im Nukleotidstrang
mit biochemischen Methoden weiter untersucht
(3742). Es ergab sich, daß der Bruch meistens mit
der Zerstörung eines einzelnen Bausteins der
Nukleinsäurekette verbunden ist, der dann bei
einer Reparatur wieder ersetzt werden muß
(Abb. 3). Besonders schwerwiegend und ausgedehnt
sind die Strahlenschäden, die durch eine direkte
Absorption der Strahlenenergie in der DNS
entstehen (3746, 3747).
0) Untersuchungen auf dem Gebiet der Strahlensensibilisierung,
das Studium von Strahlenschutzverbindu
ngen von biologischen Reparaturprozessen
sowie ihrer Wechselwirkungen untereinander haben
neben rein theoretischer auch erhebliche praktische
Bedeutung. Die strahlensensibilisierende
Wirkung der basenanalogen Verbindung 5-Bromuracil
(BU) und ihre Beeinflussung durch Radikal-
Abb.2:
Lichtstarker Vakuum-Monochromator für extrem kurzweiliges
Ultraviolett-Licht.
Abb.3:
Schematische Darstellung von strahlenbedingten Verändenmgen
in der makromolekularen Struktur der Desoxyribonukleinsäure
(DNS). Das Schema verdeutlicht, daß die DNS aus
zwei Nukleotidketten besteht. Die Baustet'ne dieser Kette, die
Nukleotide, enthalten Phosphat, Zucker und Base. Die PllOSphat-Zuckerbindungen
bilden das Gerüst der Kette. Diese beiden
Ketten sind zu einer Doppelschraube umeinander gewunden;
je zwei komplementäre Basen halten durch Wasserstoffbindungen
die Ketten zusammen. Der durch Strahlung erzeugte
Bruch der einen Kette entsteht nicht durch einfache
Hydrolyse der Zucker-Phosplwt-Bindung, sondern vielmehr
durch Verlust oder Zerstörung eines Kettengliedes.
Entstehung eines Kettenbruches In der DNS nach Bestrahlung
Bruch durch
Verlust eines
Nukleosides
Bruch durch
Veränderung eines
Zuckers
Verlust einer Base
mit nachfolgendem
Kettenbruch
~ Phosphat-Zucker-Base
171

fänger vom Typ des Cysteamins wurden im Erbgut
(DNS) der Bakteriophagen Tl (3743, 3744) und
T 4 (3022) untersucht. Hierbei wurden Phagenpartikel
mit ultraviolettem Licht der Wellenlänge
2537Ä bestrahlt und die Inaktivierung der Vermehrungsfähigkeit
des Erbguts wie auch die Erzeugung
von Brüchen im DNS-Molekül mittels der
Ultrazentrifuge (Zuckergradientenmethode) gemessen.
Gründe für die Wahl des UV-Lichts sind
die Beobachtungen, daß bei Verwendung von UV
nur in BU-substituierter aber kaum in nichtsubstituierter
DNS biologisch relevante Brüche auftreten
und außerdem biologische Reparaturprozesse bis
heute nur an UV-geschädigtem Erbgut nachgewiesen
wurden. Das Verhältnis von Doppel- zu
Einzelstrangbrüchen beträgt beim Phagen T 1 etwa
1/60, und zwar werden pro Inaktivierungsdosis
(37 %-Dosis) im Mittel zwei Einzelstrangbrüche in
BU-DNS erzeugt. Zur Klärung der Frage nach der
Relevanz dieser Brüche für die Strahlensensibilisierung
von 5-Bromuracil sind weitere Untersuchungen
notwendig, da nach allgemein gültiger Ansicht
dieser Bruchtyp in Phagen-DNS von der
Wirtszelle repariert werden kann.
172

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE
ISTB
1970
HOTZ, G.: WALSER, R.
the mechanism of radiosensitization by
romouracil. The occurrence of DNA strand
aks in UV-irradiated phage T4 as
luenced by cysteamine.
tochemistry and Photobiology, 12(1970)
• 207-18
FK-1309 (September 70)
3025 VERTINGER, H.; NICOLAU, C.
An electron paramagnetlc resonance study of
short-lived free radicals from nucleic acid
constituents and related compounds in aqueous
solution.
Biochimica et Biophysica Acta, 199(1970)
S.316-21
KFK-1170 (Februar 70)
3029 WEilER, K.M.
Ueber die hydropische Degeneration in der
Rattenniere nach Verabfolgung der
Chelatbildner Na2(Ca-AEDTA] und Na3(Ca-DTPA].
Virchows Archiv. Abt. B: Zellpath., 5(1970)
S.39-59
3030 DERTINGER, H.; JUNG, H.
Molecular Radiation Biology.
Berlin, Heidelberg, New York: Springer 1970.
3031 VOLF, V.; SEIDEL, A.; VLADAR, M.
Metabolic behaviour and toxic side effects of
chelating agents.
Health Physics, 19(1970) S.164
3034 HUETTERMANN, J.
Electron-Spin-Resonance Spectroscopy of
Radiation-Induced Free Radicals in Irradiated
Single Crystals of Thymine Honohydrate.
International Journal of Radiation Biolo9y,
17(1970) S.249-59
KFK-1151 (Dezember 69/Maerz 70)
3035 COQUERELLE, T.; HAGEN, U.; BOHNE, L.
Physikalisch-chemische Analyse der
DNS-Struktur bestrahlter Bakteriophagen.
Zeitschrift fuer Physiologische Chemie,
351(1970) S.109
3745 CARPY, S.; DERTINGER, H.
Formation of hydroxyl radicals in thymine
solution by excited hydrogen or argon from a
gas discharge.
International Journal of Radiation Biology,
18(1970) S.359-67
KFK-1320 (Oktober 70)
3746 KESSLER, B•
Ueber die direkte Strahlenwirkung auf
Desoxyrlbonucleinsaeure.
Dissertation, Unlv.Heldelberg 1970
KFK-1335 (Dezember 70)
3747 LUECKE-HUHLE, C.; BRAUN, A.; HAGEN, U.
OXYgen-Effect In y-irradiated DNA.
Zeitschrift fuer Naturforschung, 25b(1970)
S.1264-68
KFK-1358 (November 70)
3748 ZORN, H.
Untersuchungen zur frage der Metabollsierung
synthetischer Polyaminopolycarboxylsaeuren.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-1139 (Januar 70)
3749 NADOLNY, W.
Einfluss von synthetischen
Polyaminopolycarboxylsaeuren auf die
Ausscheidung von Mangan bei der Ratte.
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1970
KFK-1207 (Juni 70)
3750 DVORAK, P.
Metabolismus und Toxizitaet therapeutischer
Chelatbildner. 8. Mitteilung: Ausscheidung
von Natrium, Kalium, Magnesium und Zink.
Strahlentherapie, 139(1970) S.611-18
KfK-1244 (Mai 70)
3751 DVORAK, P.; EHRIG, U.
Zur Frage der Gold-Dekorporlerung durch
Penici11amin.
Zeitschrift fuer die gesamte experimentelle
Medizin, 152(1970) S.352-55
173

174

Das Institut für Datenverarbeitung in der Technik (Leitung: Dr. G. Krüger, N. N.)
arbeitet auf Gebieten der angewandten Informatik) die für den Einsatz von Datenverarbeitungssystemen
zum Messen) Steuern und Regeln in technischen Prozessen
von Bedeutung sind (Prozeßinformatik).
Ausgehend von den Erfahrungen des Kernforschungszentrums in der Datenverarbeitungsanwendung
für Kernphysik) Kerntechnik, rechnergestützte Meßtechnik und
Systemanalyse wird das IDT über die Kernforschung hinaus Grundlagenwissen für
zukünftige fortgeschrittene Anwendungen, besonders im industriellen Produktionsbereich
und in der Labor- und Versuchstechnik) erarbeiten.
13
Institut für
Datenverarbeitung
in der Te[hnik
(lOT)
Gegenwärtig werden folgende Gebiete im IDT bearbeitet:
Bereich Rechensysteme) -strukturen und Betriebsprogramme
Planung) Systematisierung) Entwicklung und Leistungsbestimmung anpassungsfähiger
Prozeßbetriebssysteme und ihre Montage aus modular programmierten
Komponenten. Die zu entwickelnden Verfahren sollen vorzugsweise auch für
kleinere und mittlere Prozeßrechner anwendbar sein.
Untersuchungen über besonders gesicherte Hardwarestrukturen und Betriebsverfahren
für hohe Zuverlässigkeitsanforderungen.
Funktions- und Lastverbund mehrerer Rechner bei großen prozeßtechnischen
Anwendungen.
Bereich Laborautomatisierung und Programmiertechnik
- Prozeß- und Experimentiersprachen und ihre Obersetzer.
Methoden zur Erstellung der Programmausrüstungen für schwierig programmierbare
Kleinrechner aufleistungsfähigen Großrechenanlagen.
Graphische Darstellungsverfahren und Programm funktionen für Prozeßfließbilder
und problemnahe Kommandosprachen für die operative Steuerung des Prozeßgeschehens.
- Aufbau arbeitsfähiger Laborautomationssysteme als Fall- und Durchführungsstudien.
Die Aufgaben des IDT sind mit den Planungen des 2. Förderungsprogramms Datenverarbeitung
des Bundes abgestimmt.
Ober das 2. Förderungsprogramm DV erfolgt auch eine Koordinierung der Forschungsvorhaben
mit industriellen Herstellern und Anwendern von Prozeßrechnern
sowie mit anderen Forschungseinrichtungen.
Im IDTwaren am 37. 72. 7075 akademische Mitarbeiter und sieben Ingenieure und
Programmierer tätig.
13/71/1 Rechnerstrukturen und Betriebssysteme
(früher 19/7015)
73/77 /77 Allgemeines Realzeitbetriebssystem
mit adaptiven Eigenschaften
Im Mittelpunkt diese'r Arbeiten stand 1970 die Planung
und Entwicklung des Betriebssystems
CALAS 70 für die programmgesteuerte Organisation
von Realzeitabläufen auf größeren AEG-Telefunken
TR 86 Rechner-Konfigurationen.
Die 1969 begonnenen Anforderungs- und Systemanalysen)
die wesentlich auf die Laborautomatisierungserfahrungen
im Bereich des Kernforschungszentrums
gestützt wurden (siehe auch 19/70/2), aber auch die
technische Entwicklung auf dem Kleinrechnermarkt
und Erfahrungen anderer Anwendungsgebiete (beispielsweise
der Flugsicherung) auswerteten, wurden
planmäßig im Frühjahr 1970 abgeschlossen (4265).
Im Ergebnis zeigte sich, daß größere rechnergestützte
prozeßtechnische Anlagen zukünftig verstärkt aus der
Verbindung mehrerer kleiner und mittlerer Rechenanlagen
sehr unterschiedlicher Leistungsfähigkeit und
175

Ausrüstung bestehen werden (4270). Dabei werden
langlaufende, reine Meßwerterfassungs- und Verdichtungsaufgaben
zunehmend auf preiswerten, dezentral
installierten, Kleinstrechnern abgewickelt werden
können, während den mittelgroßen Rechnern der
TR 86 Klasse stärker die Stützung des "interaktiven
Experimentierens", d. h. des schnellen Wechsels von
Meß- und Auswertephasen bei ständiger Variation der
Versuchsbedingungen, zufallen wird.
Die Konzeption des auf Grund dieser Analysen entworfenen
Betriebssystems CALAS 70 mußte somit
hohe Erfassungs- und Reaktionsschnelligkeit, die parallele
Steuerung vieler Einzelaufgaben (Tasks) und
die Möglichkeit des schnellen Wechsels zwischen den
verschiedenen Erfassungs- und Steuerprogrammen in
Abhängigkeit von zeitkritischen Anforderungen miteinander
verbinden. Für die interaktive Experimentsteuerung,
die Speicherung der Meßresultate und die
graphisch-gestützte interaktive Auswertung sind zudem
eine Kommandosprache mit den entsprechenden
Interpretatoren, ein graphisches Bildaufbereitungssystem
und eine langfristige Datenhaltung auf Externspeichern,
auch mit geeigneten Schutz- und Verriege­
Iungsverfah ren notwendig.
Nach der Fertigstellung eines diese Aspekte umfassenden
System konzepts wurde im Frühjahr 1970 parallel
in mehreren Arbeitsgruppen mit der logischen Durchentwicklung,
der Programmierung und dem Test der
einzelnen Komponenten von CALAS 70 begonnen.
Ende 1970 waren weitgehend fertiggestellt: die Ablaufsteuerung
einschließlich einer flexiblen Eingriffsorganisation;
die Verwaltung einer großen Zahl parallel
existierender. schnell aktivierbarer Prozesse, einschließI
ich einer Intervall- und Absolutzeituhrverwaltung;
die dynamische Kernspeicherverwaltung mit
der überlagerungssteuerung für weniger zeitkritische
Programme und die Eingabe/Ausgabesteuerung für
sehr verschiedenartige Experimentiereinrichtungen.
Die Arbeiten an der Grundausrüstung von CALAS 70
werden nicht vor Ende 1971/Anfang 72 abzuschließen
sein, doch ermöglicht es der planmäßige
Verlauf der Programmier- und Testarbeiten erste betriebsfähige
Versionen von CA LAS 70 Mitte 1971 für
die Installationen der NICOLE Doppel-TR 86-Anlage
in Grenoble, für ein AEG-Telefunken Projekt im Bereich
der klinischen Medizin und auf der Karlsruher
UTA (13/71/13) verfügbar zu machen.
73/77/72 Strukturfragen modularer
DV-Systeme
(Ausfallsicheres Rechensystem)
Die Arbeiten für zukünftige, auf hohe Verfügbarkeit
ausgerichtete System-, Hardware- und Betriebsprogrammstrukturen
für Prozeßrechensysteme konzentrierten
sich in Abstimmung mit unserem industriel-
len Partner AEG-Telefunken auf die grundlegenden
Fragen der Anforderungsanalyse (4265, 4270), der
Programm- und Prozedurorganisation (4266), der Ablaufsteuerung
und der Speicherorganisation.
Die Arbeiten führten u. a. zu Vorschlägen über die
hardware mäßige Realisierung neuartiger Eingriffswerke,
die in Verbindung mit ebenfalls angegebenen
kombinierten Hardware-Softwareverfahren für den
schnellen Aufgabenwechsel unverzögerte Reaktionen
auf zeitkritische externe Ereignisse ermögl ichen
(4271 ).
Der schnelle Anforderungswechsel, die hohen Meßdatenflüsse,
die Verwaltung und der Transport der
umfangreichen Programmausrüstungen und der modulare,
in der Regel "fließend" adressierte Arbeitsspeicher
hochgesicherter Mehrprozessorsysteme steilen
hohe Anforderungen an Programm-, Daten- und
Speicherverwaltung der in der Regel kleinen bis mittelgroßen
Prozeßrechneranlagen. Unter Ausnutzung
der Entwicklungstendenzen integrierter Halbleitertechnologie
wurde ein für den Prozeßrechnerbereich
besonders geeignetes Adressierungs- und virtuelles
Speicherkonzept mit variabler, dynamisch anpaßbarer
Speicherschutzsegmentierung entwickelt, das in der
Fachöffentlichkeit lebhaft diskutiert wird (4267).
73/77/72 Testanlage UTA
Das Test- und Versuchssystem UTA besteht im Kern
aus einem TR 86 und einer großen Zahl rechnerperipherer
Geräte und prozeßtechnischer Zusatzeinrichtungen.
Als Forschungsrechner stellt UTA die weserftliche
maschinelle Grundlage für die Vorhaben des
lOT in Prozeßrechentechnik und Laborautomatisierung
dar. Daneben übernimmt UTA zur Unterstützung
der im Routinebetrieb laufenden CALAS­
Anlagen eine Reihe von Aufgaben, die bei der Vorbereitung
und beim Test von System- und Anwendungsprogrammen
anfallen und die den CALAS-Meßbetrieb
stark stören würden.
Nach Auslieferung der AEG-Telefunken Anlagenteile
wurde das System mit eigenen elektronischen Zusatzeinrichtungen
vervollständigt und stand ab März 1970
für die vorgesehenen Aufgaben zur Verfügung. Durch
das umfangreiche Hardwareerprobungsprogramm von
DVZ, die Softwarearbeiten an CA LAS 68, 69.1 und
70, die Entwicklung des Teilnehmersystems TR 86
und die Programmentwicklungen für die chemische
Datenverarbeitung war UTA bereits im Frühjahr 1970
praktisch in zwei Schichten voll belegt. In der übrigen
Zeit stand UTA einschließI ich der im KFK entwickelten
Programmausrüstungen im Rahmen der Kooperationsvereinbarungen
auch Softwaregruppen der AEG­
Telefunken zur Verfügung.
176

73/77/7 4 Verkopplung von Rechnern zur
Lösung von Prozeßaufgaben
Im Jahre 1970 wurde eine Systemanalyse über die
grundsätzlichen Anforderungen und eine Konzeptstudie
über Prinzipien und den Entwicklungsaufwand
einer Verkopplung experimentorientierter Rechner
mit den Großanlagen des Rechenzentrums durchgeführt.
Die Anforderungsanalyse ergab, daß gekoppelte
Vielrechnersysteme sowohl in der Laborautomatisierung
als auch in der allgemeinen Prozeßrechentechnik
wesentliche Benutzungs- und Betriebsvorteile bieten
werden. Auch bestehen keine grunsätzlichen Schwierigkeiten
in der elektronischen Verbindung der Rechner
verschiedener Hersteller auch bei sehr unterschiedlicher
Struktur und Leistungsfähigkeit und in
der Erstellung geeigneter Koppel- und Kommunikationsprogramme.
Als entscheidende Schwierigkeit für die für 1971 vorgesehene
versuchsweise Kopplung eines TR 86 mit
den zentralen IBM-Anlagen hat sich dagegen die
Störanfälligkeit der Betriebsprogramme des IBM
360/65 und 85 Komplexes erwiesen. Die praktische
Ausführung der geplanten Kopplung im Kernforschungszentrum
ist daher vorerst zurückgestellt worden
(siehe auch 19/70/32).
Statt dessen wurde ein Mitarbeiter des IDT an das
IBM Research Laboratory Yorktown Heights delegiert,
um dort an dem großen IBM-, NASA-, Universitäts-Computer-Network
mitzuarbeiten, das etwa 10
große Rechenzentren in verschiedenen Teilen der
USA miteinander verbinden soll.
13/71/2 Laborautomatisierung
(früher 19/70/6)
73/77/27 Experimentier- und Prozeßspraehen)
Prozeßgraphik
Im Grenzgebiet von Betriebssystem- und Sprachentwicklungen
wurde für die TR 86-Rechenanlagen ein
Teilnehmersystem für die interaktive Kommunikation
über eine größere Zahl bildschirmorientierter Terminals
mit langfristig im System zu haltenden Datenbeständen
konzipiert und gemeinsam mit einer Softwareabteilung
der AEG-Telefunken entwickelt und
programmiert. In der Grundversion sind ein kommandogesteuertes
Dialogsystem, Texterstellungs-,
Textaufbereitungs- und Textkorrekturprogramme
und ein FORTRAN-übersetzer enthalten. Mit diesem
System sollen praktische Erfahrungen für die Erstellung
von Meß- und Auswerteprogrammen im on-line
Betrieb gewonnen werden.
Die Arbeiten für eine prozedurale höhere Experimentier-
und Prozeßsprache PEARL für die vom IDT unter
dem Namen EXOS wesentliche Vorarbeiten geleistet
wurden, konnten unter wesentlicher Beteiligung
des Instituts von einem Arbeitskreis mit Vertretern
aus Universitäten, Großforschungseinrichtungen,
Hersteller- und Anwenderindustrie zu einem ersten
Abschluß gebracht werden (4268).
Auch für die Arbeiten des VDI/YDE Ausschusses
"Programmiertechnik", der sich u. a. mit einheitlichen
Beschreibungsweisen von Prozessen in Rechenan
lagen befaßt und der ESON E Software-Working­
Group, die eine Makro-Assembler-Sprache für das
internationale rechnergeführte Elektroniksystem
CAMAC entwirft, wurden mehrere Beiträge geliefert.
Im graphischen Bereich konnten die Arbeiten zum
Aufbau eines für Text- und ein- und mehrdimensionale
KurvendarsteIlungen geeigneten Unterstützungspaketes
für die im Terminal-Control-Programm (TCP)
laufenden Speicherröhren-Sichtgeräte abgeschlossen
werden. Das graphische TCP-System kann seit Herbst
1970 über 10 Außenstationen mit Bildschirmen routinemäßig
benutzt werden.
Wegen der großen Bedeutung graphisch-gestützter
Mensch-Maschine-Wechselwirkung im Prozeßbereich,
z. B. bei der Darstellung von verhältnismäßig rasch
wechselnden komplizierten Betriebszuständen wurde
1970 mit grundlegenden Untersuchungen über im
Prozeßbetrieb notwendige graphische Programmfunktionen
und ihre Realisierung auf kleineren Rechnern
begonnen.
Als Fallstudie wurde gemeinsam mit dem IEKP und
LEM eine hochpräsise Magnetfeldapparatur auf der
Basis einer numerisch gesteuerten Werkzeugmaschine
sowohl in den Steuerfunktionen als auch in den Datenreduktionsaufgaben
voll automatisiert und an
CALAS als Experimentiereinrichtung angeschlossen
(4250).
73/77 /22 Chemische Datenverarbeitung
Die Schwerpunkte lagen bei der rechnergestützten
Automatisierung chemisch-analytischer Großmeßeinrichtungen
und Arbeiten zum Rechnereinsatz in der
chemischen Prozeß- und Verfahrenstechnik. Die Inbetriebnahme
des Anschlusses einer Gaschromatograph­
Massenspektrometer-Kombination an CALAS erforderte
die Entwicklung eines umfangreichen Steuerungsprogramms,
die Handhabung und Abspeicherung
großer Meßdatenraten und besonders Koppel- und
übernahmeprogramme für die Weiterverarbeitung der
zahlreichen mit Rohmeßdaten gefüllten Magnetbändern
auf IBM-Großrechenanlagen. Das bereits 1969
an CALAS angeschlossene Kernresonanzspektrometer
konnte in den Routinebetrieb überführt werden,
nachdem aufgrund der gewonnenen Erfahrungen wesentliche
programmtechnische Verbesserungen besonders
bei der interaktiven Auswertung der Kernresonanzspektren
vorgenommen wurden.
177

Im Bereich Automatisierung der chemischen Verfahrenstechnik
bei der Wiederaufbereitung bestrahlter
Kernbrennstoffe wurde in Zusammenarbeit mit dem
IHCH (4269) und DVZ eine Studie über Instrumentierung
und Rechnerführung der Technikumsanlage
des IHCH vorgelegt. Die Spezifikationen für die benötigten
Meßwert- und Steuergrößenwandler, die Kopplungs-
und Datenübertragungseinrichtungen, sowie das
Regelsystem und die Leitgeräte wurden erarbeitet.
Das in Abstimmung mit der Lieferindustrie daraus erarbeitete
Gesamtkonzept bildet die Grundlage für das
die Technikumsanlage steuernde und deren Meßwerte
verarbeitende Prozeßführungsprogramm, für das die
Systemanalyse abgeschlossen wurde. Als wesentliche
Vorarbeit für das zu erstellende Programm paket wurde
ein Simulationsprogramm für die koordinierte
Steuerung mehrerer Schieber und Pumpen auf dem
TR 86 erstellt.
73/77/23 Integrierte Zweirechneranlage
NICOLE
Für kern- und festkörperphysikalische Strahlrohr- und
Neu tronenleiter-Experi mente am Hochfl ußreaktor
wird vom Institut Laue-Langevin eine leistungsfäh ige
Meßdatenerfassungs- und -verarbeitungsanlage mit
ho her Verarbeitungsgeschwindigkeit und Sortier- und
Speicherkapazität benötigt. Die GfK hat sich vertraglich
verpflichtet für ILL die Beschaffung und Ausrüstung
einer integrierten Zweirechneranlage TR 86,
die Entwicklung und betriebsmäßige Fertigstellung
eines Softwaresystems für den instrumentellen Vielfachzugriff
und die Ausbildung von Hardware- und
Softwaregruppen verantwortlich durchzuführen.
Die Gesamtkonzeption schließt sich allerdings eng an
das Karlsruher CALAS Projekt an, so daß nur ein
beschränkter zusätzlicher Entwicklungsaufwand zu
leisten ist. Die vorgesehenen zwei TR 86-Rechner
wurden planmäßig Ende 1970 ins KFK ausgeliefert
und werden dort vereinbarungsgemäß mit zusätzlicher
leistu ngssteigernder Hardware und dem Softwaresystem
ausgerüstet. Trotz umfangreicher zusätzlicher
Anforderungen, die sich bei der detaillierten Analyse
der experimentellen Erfordernisse und der Hinzunahme
weiterer Experimentiereinrichtungen ergab, ist
mit einer termingerechten Installation und ersten Inbetriebnahme
des NICOLE-Systems am Hochflußreaktor
bis Ende 1971 zu rechnen. Nach den Planungen
wird das ILL nach Anschluß der vorgesehenen
ersten Gruppe von Experimenten ab 1973 den weiteren
Ausbau seiner integrierten Meßdatenverarbeitung
mit eigenen personellen Kapazitäten durchführen.
178

VERÖFFENTLICHUNGEN DES IDT
IM JAHRE 1970
ULBRICHT, A.
Magnetlc l'ield
4266 BRANDES, J.; EICHENTOPF,
FREVERT, L.; BAASE, V.-
MUELL .; RIEDER,
PEARL Concept of
Experlmen -0 ted P
Elektronls
S.429-~2
179

In der Schule für Kerntechnik (Leitung: Dr. K. Hogrebe) werden in ein- bis fünfzehnwöchigen
Lehrgängen Akademiker, Ingenieure, Studenten und Techniker auf
den verschiedenen Gebieten der Kerntechnik aus- und weitergebildet. Die Lehrgänge
werden parallel von fünf Kursgruppen der Gebiete
- Reaktortechnik
- Strahlenschutz
- Meßtechnik und Sonderkurse
- Radiochemie
- Biochemie
14
Schule für
Kernte[hnik
(SKT)
durchgeführt.
Alle Kurse setzen sich aus Vorlesungen, praktischen Obungen und Seminaren zusammen.
Die Grundvorlesungen, Praktika und Seminare werden von den Angehörigen
der Schule selbst durchgeführt. Für weitere Vorlesungen stehen Vortragende aus
den einzelnen Instituten und Abteilungen des Kernforschungszentrums zur Verfügung.
Dadurch ist gewährleistet, daß in den Vorträgen der neueste Stand des Wissens
und die Erfahrungen des Zentrums behandelt werden. Spezielle Themen werden
auch von Fachleuten aus Industrie und Forschung von außerhalb der GFK
übernommen. Eine eigene Gruppe "Didaktik" sorgt für die Erstellung und Beschaffung
moderner Lehr- und Lernmittel aller Art, um trotz der heterogenen Zusammensetzung
des Kursteilnehmerkreises einen optimalen Lernerfolg sicherzustellen.
Die Schule für Kerntechnik beschäftigte am 1.1.1977 35 Mitarbeiter, und zwar II
Akademiker und 24 sonstige Mitarbeiter.
Im Jahre 1970 wurden 75 Kurse in insgesamt 148 Kurswochen durchgeführt. Die
Kurse wurden von 1399 Teilnehmern besucht, unter denen 90 Ausländer aus 23
Nationen sowie 176 Mitarbeiter des Kernforschungszentrums waren. Während etwa
die Hälfte der Kurse jedem, der die notwendigen Vorkenntnisse besitzt, zugänglich
ist, wurden Sonderkurse für folgende Institutionen veranstaltet:
Kultusministerium Baden-Württemberg
Niedersächsisches Kultusministerium
Hessi sches Leh rerfortbiI dungswerk
Universität Heidelberg
Universität Karlsruhe
Ingenieurschule Saarbrücken
Ingenieurschule Karlsruhe.
Besonders zu erwähnen ist, daß im Jahre 1970 erstmals ein Kurs über CAMAC, "Ein
System rechnergefUhrter Elektronik", durchgeführt wurde. Ferner fanden ein Kurs
für Journalisten über Umweltschutz sowie ein Internationales Seminar für Forschung
und Lehre in Verfahrenstechnik und technischer und physikalischer Chemie
statt.
181

VERÖFFENTLICHUNGEN DER
IM JAHRE 1970
SKT
182

Die Abteilung Reaktorbetrieb und Technik (Leitung: Dr. K. Zuehlke) hat die Aufgabe,
die Reaktoren FR 2 und STARK sowie die Anlage "Heiße Zellen" zu betreiben,
betriebsbereit zu halten und die Voraussetzungen für eine optimale Ausnutzung
dieser Einrichtungen zu schaffen.
Diese Aufgabensteilung umfaßt die eigentliche Betriebsabwicklung, die Durchführung
von Wartungs- und Reparaturarbeiten sowie die Ergänzung und Erweiterung
der experimentellen betriebs- und sicherheitstechnischen Ausstattung. RB paßt die
geplanten Versuchsvorhaben an die vorhandenen Anlagen an oder ergänzt diese,
leistet technischen und wissenschaftlichen Service und führt den Betrieb der Experimente
durch bzw. überwacht ihn.
15
Abteilung
Reaktorbetrieb
(RB)
Außerdem leistet RB ingenieurtechnischen Service für zahlreiche Institute und Projekte
des Zentrums und betreut den Kerntechnischen Hilfszug.
Bei der Durchführung der übertragenen Aufgaben arbeitet die Abteilung eng mit
den sonstigen technischen und wissenschaftlichen Institutionen der Gesellschaft
zusammen.
Im Dezember 7970 gehörten RB 44 Akademike,:, 86 Ingenieure und 248 technische
und sonstige Mitarbeiter an.
15/64/1 Reaktor FR 2
15/71/11 Abwicklung bzw. Uberwachung des
Betriebes von Reaktor und Experimenten
Betrieb des Reaktors
Der Reaktor wurde vom 12.1.1970 bis 18.1.1971 =
372 Tage planmäßig mit einer thermischen Leistung
von etwa 44 MW betrieben. An 30 tägige Betriebsphasen
schlossen sich in der Regel Abschaltphasen
von fünf Tagen an, während der Prüf-, Wartungs-, Reparatur-
und Montagearbeiten durchgeführt wurden
sowie Brennelementum ladungen erfolgten.
Nachstehende Betriebsdaten aus dem Jahre 1970 verdienen
besondere Erwähnung:
Gesamtbetriebszeit:
7232,42 h ~ 301 d
Zeitliche Ausnutzung
bezogen auf die Berichtszeit = 81 %
bezogen auf die planmäßige
Betriebszeit ~ 98 %
Gesamtenergieabgabe:
Zahl der Schnellschlüsse bzw.
au ßerpl an mäßi gen Abschaltu n-
gen: ~ 29
~ 12 088 MWd
Störungsbedingte Ausfallzeit:
~ 153 h
bezogen auf die Betriebszeit
~ 2 %
Zu Beginn der ersten Betriebsphase 1970 war der Reaktor
wie folgt beladen:
1 BE-5 (U02-Element; Anreicherung 1,5 %)
77 8E-7 (UQ2 -Element; Anreicherung 1,75 %)
66 BE-8 (U02-Element; Anreicherung 2 %)
9 BE-9 (U02-Element; Anreicherung 1,85 %
durchgehende Brennstäbe) sowie
18 Kapselversuchseinsätze und
11 sostige Einbauten mit Brennstoffen
Am Ende der Berichtszeit befanden sich
17 BE-7
127 BE-8
9 BE-9
20 Kapselversuchseinsätze sowie
7 sonstige brennstoffhaltige Einsätze
im Core.
Der durchschnittliche mittlere Abbrand der während
der Abschaltphase planmäßig ausgeladenen Brennelemente
lag zwischen 12.000 und 12.700 MWd/tU'
183

Die im Jahre 1969 erstmals eingesetzten Testelemente
(Type BE-9) haben sich bisher gut bewährt. Der maximale
Abbrand lag Ende 1970 bei 11.000 MWd/t.
Am 15.7.1970 wurde das Brennelement BE-5-149,
das zur Standzeiterprobung im Core verblieben war,
endgültig ausgebaut. Dieses Brennelement hatte folgende
Betriebsdaten erreicht:
Gesamtbetriebsstu nden:
Betriebsstunden bei einem Fluß
> 1O- 3

lungszeiten im Leistungsbereich von 15.500 h, 1 Element
von 14.800 h. Die Energieabgabe lag bei
131 MWd.
Die eingesetzten Bündel mußten zum Teil umgesetzt
werden. Störungen des Reaktorbetriebes wurden
durch dieses Experiment nicht ausgelöst.
Projekt FR 2/55 (Heißdampfprüfkreislauf für Canschädenversuche)
In den ersten 3 Betriebsphasen des Berichtsjahres
wurde der Kreislauf mit absichtlich beschädigten
HDR-Prüflingen erfolgreich betrieben. Das Projekt
FR 2/55 wurde damit abgeschlossen.
Projekt FR 2/58 bzw. 58 a (Bestrahlung von Brennstoffplatten
in einem Druckwasser-Halbloop)
Die Zielsetzung dieses Experimentiervorhabens ist in
früheren Tätigkeitsberichten bzw. F + E-Programmen
ausführlich dargestellt worden.
Der Kreislauf wurde zu Beginn des Berichtsjahres inpile
in Betrieb genommen. Dabei wurde ein Reaktoreinsatz
mit AI-Platten ohne Brennstoff eingesetzt.
Nach ca. 3 wöchigem Betrieb in diesem Zustand
mußte der Kreislauf stillgelegt werden, nachdem eine
Spaltrohr-Motorpumpe ausgefallen war. Dabei waren
ca. 50 kg D 2 0 durch das Stator-Spaltrohr vom Wicklungsraum
über den Klemmenkasten der Pump~ in
den Raum 209 ausgetreten. Die durchgeführte
Schadensanalyse ergab, daß ein stark abgelaufenes Lager
die Beschädigung verursacht hatte. Da eine Paralellpumpe
gleichfalls einen starken Lagerverschleiß
zeigte, mußten alle Pumpen dieses Kreislaufs mit geeigneteren
Lagerpaarungen ausgerüstet werden.
Nach Behebung dieser Schäden konnte der Kreislauf
im Mai mit eingesetzten Brennstoffplatten in Betrieb
genommen werden. Ein aufgetretener Hüllschaden
machte am 18.12.1970 den Ausbau des Loopeinsatzes
erforderlich. Der Einsatz hatte eine Gesamtbestrahlungszeit
von rd. 3.500 herreicht.
Das Bestrahlungsprogramm wird 1971 mit neuen
Loopeinsätzen fortgesetzt.
Projekte FR 2/66, 68, 73 a, 73 b, 77, 80 (Bestrahlung
von Kapselversuchseinsätzen)
Unter diesen Projektnummern wurden ständig mehrere
instrumentierte Kapselversuchseinsätze im Auftrag
des PSB bzw. des IMF bestrahlt.
Projekte FR 2/7, 8, 74/32, 22/77, 24, 49, 69, 70, 84
(Strahlrohrexperimente)
Der Betrieb dieser Strahlrohrexperimente lief ohne
wesentliche Störungen weiter. Zur Abwicklung des
Experimentierbetriebes an diesen Anlagen trug RB
durch verschiedene Dienstleistungen bei.
Für den Betrieb des FR 2 und der darin eingesetzten
Experimente wurden umfangreiche wissenschaftliche
Serviceleistungen erbracht. In diesem Zusammenhang
verdienen besondere Erwähnung:
Aufbau eines modifizierten Probenwechslers für die
automatische Auswertung aktiver Sonden
Ein kommerzieller Telefunken-Probenwechsler
wurde so modifiziert, daß mit ihm die automatische
Beschickung einer Schacht-Ionisationskammer
mit aktiven Präparaten möglich ist. über der
Ionisationskammer wurde ein GE-Kristallspektrometer
angebracht, mit dem gleichzeitig oder ggfs.
von der Ionisationskammermessung getrennt eine
'Y-spektroskopische Auswertung der Präparate vorgenommen
werden kann. Mit dieser Anlage werden
in der Hauptsache Aktivierungssonden ausgemessen,
die der Bestimmung des schnellen, thermischen
und epitherm ischen Flusses dienen. Durch
Automatisierung des Beschickungs- und Meßvorgangs
und der Meßwerterfassung wird eine wesentliche
Beschleunigung der Auswertung erreicht.
Aufbau eines schnell ansprechenden Detektors für die
Aufnahme thermischer Neutronenflußprofile im FR 2
Für die Aufnahme thermischer Neutronenflußprofile
in den Isotopenkanälen des FR 2 wurde ein
Detektor mit sehr kurzer Einstellzeitkonstanten
gebaut. Er besteht aus einem Kobalt-Draht (Emitter),
der von einem keramischen Isolator und anschließend
einem metallischen Röhrchen (Kollektor)
umgeben ist. Im Emitter werden als Folge von
Neutroneneinfangprozessen 'Y-Quanten erzeugt, die
auf ihrem Wege zum Kollektor Comptonelektronen
im Emitter und Isolator freisetzen. Diese werden
bevorzugt in Richtung des Kollektors gestreut.
Die sich aufbauende Potentialdifferenz zwischen
positivem Emitter und negativer Anode treibt
einen elektrischen Strom durch ein Anzeige- und
Registrierinstrument im äußeren Stromkreis, dessen
Größe dem thermischen Neutronenfluß proportional
ist. Dieser Detektor hat sich als überaus
betriebssicher und leistungsfähig erwiesen. Er wird
für die routinemäßige Flußüberwachung im FR 2
eingesetzt.
Aufbau einer 'Y-Bestrahlungseinrichtung am FR 2
Um der wachsenden Nachfrage nach reinen 1'­
Bestrahlungen gerecht zu werden, wurde im Sägebecken
der Brennelementlagerhalle eine 'Y-Bestrahlungseinrichtung
aufgebaut. Auf 2 konzentrischen
Kreisen (Durchmesser 233 und 392 mm) sind 12
ausgebrannte heiße FR 2-Brennelemente angeordnet.
Sie sind in einer Garderobe so abgehängt, daß
die Brennstoffzone in das Poolwasser des Lagerbeckens
eintaucht. Die darüberliegende Wasserschicht
bildet ein~ ausreichende Abschirmung. Im
185

Zentrum dieser Anordnung befindet sich ein
Tauchrohr mit einer lichten Öffnung von 99 mm,
so daß auch großvolumige Güter bestrahlt werden
können. Zur Zeit sind in dieser Anordnung 'Y­
Dosisleistungen von max. 500 kr/h erreichbar. Zur
Feststellung der aktuellen 'Y-Dosisleistung wurde
eine Meßeinrichtung aufgebaut, die mit einer Ionisationskammer
ausgerüstet ist.
Brennelementabbrand und Karteiprogramm
Das umfangreiche Brennelementabbrand- und Karteiprogramm
wurde auf die Anforderungen der
neuen Rechenmaschine (360/65) umgestellt. Die
Umstellung wurde dazu benutzt, das Programm im
Hinblick auf die Berechnung der Reaktorumladungsvorschläge
effektiver zu gestalten.
Für zahlreiche Projekte wurden neutronenphysikalische
Rechnungen und Messungen durchgeführt. U. a.
wurde die Aktivierung des vorderen Teils des Strahlrohrpfropfens
der Kalten Quelle abgeschätzt, der
Uz 33-Aufbau in den Thoriumelementen berechnet,
die Wärmequellverteilung in den Brüter-Prüflingen abgeschätzt
und die Flußverteilung in den Pu-Stäben des
Projektes 53 berechnet.
Auf dem Gebiet der Reaktorchemie fielen
Routinearbeiten und Betriebsanalysen an:
neben
Deuterierung und Entdeuterierung von Ionionenaustauscherharzen
für den DzO-Kreislauf, Versilberung
von Dichtringen, Neutronenaktivierungsanalysen
auf Reaktorgifte in Kunststoffen, Klebstoffen
und Lötmassen, chemische Untersuchungen
von Korrosionsproduktablagerungen u. ä.
Hierzu mußten z. T. neue analytische Verfahren
entwickelt und erprobt werden, so z. B. die Bestimmung
von Thorium in Urin und von Quecksilber
in Luft.
Einen breiten Raum nahmen wiederum die Arbeiten
für die Projekte am FR 2 ein. Allein für das Projekt
55 wurden im Rahmen der Kreislaufüberwachung 135
Gasanalysen, 274 Bestimmungen von Gasen im Kreislaufwasser,
100 chemische Analysen und 30 Neutronenaktivierungsanalysen
erforderlich. Für die Projekte
2, 16, 26 sowie für die Kälteanlage der Fa. Messer­
Grießheim (IEKP) wurden insgesamt rd. 250 gaschromatographisehe
Bestimmungen durchgeführt.
Für die Schadensuntersuchung an Projekt 58 waren
ebenfalls umfangreiche Untersuchungen notwendig.
Hierzu gehörten chemische und neutronenaktivierungsanalytische
Bestimmungen des Wolframkontaminierten
DzO-Kreislaufwassers, Korrosionstests an den
original-Lagermaterialien zur Bestimmung der Metaliabtragung
in siedendem Wasser und Untersuchungen
von Ablagerungen in der Spaltrohrpumpe verbunden
mit Laborversuchen zur Klärung der Frage der Herkunft
dieser Ablagerungen.
75/77/72 Ersatz und Ergänzung der maschinellen
und apparativen Ausstattung
des Reaktors einschließlich der zugehörigen
Hilfsanlagen
Der Reaktor FR 2 dient weiter als Prüffeld für zahlreiche
Anlagenteile und Betriebskomponenten. Die
Weiterentwicklung und Verbesserung vorhandener
Anlagen mit dem Ziel, den erreichten betriebs- und
sicherheitstechnischen Standard zu erhalten, stand erneut
im Mittelpunkt der AufgabensteIlung. Der hohe
Ausnutzungsfaktor des Reaktors sowohl hinsichtlich
der zeitlichen Verfügbarkeit als auch der Belegung mit
Experimenten erfordert einen wachsenden Aufwand
für die Betriebsinstandhaltung. Hierunter werden
sämtliche Maßnahmen im Zusammenhang mit der Erweiterung
und Ergänzung bestehender Anlagen, der
Verbesserung vorhandener Komponenten, der Planung
und Erstellung neuer Anlagen, der Beschaffung
zusätzlicher Einrichtungen usw. verstanden.
Die nachstehende übersicht kann nur einen ungefähren
überblick über Art und Umfang der hieraus
resultierenden Arbeiten verm itteln:
Erweiterung und Modernisierung der Edelstahlreinigungsanlage
im Hinblick auf die größeren Dimensionen
der Reaktoreinsätze
Umbau des Heißdampfloops (Projekt FR 2/55);
Verbesserung der Reinigungsanlage für die Hauptwärmetauseher;
Verbesserung der Aktivitätsmeßanlage des Hz 0­
Hauptkreislaufes;
Fertigstellung des zweiten verbesserten Canschadenventilblocks;
Umbau des Experimentierkühlkreislaufs mit neuer
Rohrleitungsführung, Spaltrohrmotorpumpen und
Ionentauseher mit Nachfilter im Hauptstrom;
Planung und Erstellung einer Experimentierbühne
in der Reaktorhalle;
Entwicklung und Fertigung einer hydraulischen
Presse zur Verschrottung von Reaktorteilen, wie
beschädigten Wasserführungsrohren u. ä.;
Bestellung des neuen Aluminiumtanks einschließlich
Verfolgung der Planung und überprüfung von
Materialan Iieferungen;
Bestellung des neuen Stahltanks mit Verfolgung
der Planung und überprüfung von Materialanlieferungen;
Bestellung von neuen Absorbern für die Trimmabschalt-
und Feinregelstäbe;
Bearbeitung von 1375 Arbeitsaufträgen und 303
Störmeldungen aus dem Bereich FR 2 und im Bereich
Maschinenbau (die Vergleichszahlen aus dem
Vorjahr lauten 964 und 171);
186

Beschaffung und Inbetriebnahme zahlreicher Geräte
für die Bestriebsmeßtechnik, wie Tritiumnachweisgeräte,
Durchflußwasserkammer und getrennte
zykl isch abfragende Aktivitätsüberwachung im
H 2 0-Kreislauf, Präzisionsstrahlenmeßplatz zur Ka­
Iibrierung nuklearer Meßgeräte und Detektoren im
Labor;
Erweiterung verschiedener Einrichtungen, wie Gegensprechanlage,
Instrumentierung der Aktivgaskreisläufe,
des D 2 0- und Luftkreislaufes;
Ersatz röhrenbestückter Geräte durch Eigenentwicklung
in Halbleitertechnik (CA-Ratemeter,
Gleichstromverstärker mit automatischer Meßbereichsumschaltung,
Labormonitore etc.)
Umrüstung der BE-Temperaturmessung auf Widerstandsthermometer
mit Zwei-Systemverfahren;
Austausch von magnet- und lichtelektrischen Verstärkern
gegen betriebssichere Industriegeräte;
Umbau von Projekt 14 auf Schrittmotorsteuerung
in Digitaltechnik;
Diese Aufstellung ist nicht erschöpfend.
75/71/ 73 Projektierung und Betreuung von
Gastexperimenten
Projekt FR 2/2 (Tieftemperaturbestrahlungsanlage)
Die Anlage wurde auch 1970 vom Max-Planck-Institut
für Metallforschung (Dr. Diehl) Stuttgart gut ausgenutzt.
Insgesamt wurden 21 Proben und 51 Sonden
bestrahlt.
Der Bau einer kalten Transport- und Entnahmevorrichtung
für bestrahlte Proben konnte im wesentlichen
abgeschlossen werden.
Die Fundament- und Abschirmarbeiten im Gästelabor
zur Aufnahme des Meßkryostaten sowie die Montage
der Hubeinrichtung für die Transportvorrichtung sind
beendet.
Projekt FR 2/64 (Thermionischer Emitter)
Nach Abschluß der out-of-pile-Versuche wurde im
Auftrag der Fa. Siemens am 21.4.1970 ein Thermionischer
Emitter in den Reaktor eingebaut. Sowohl
bei Betrieb mit der eigenen elektrischen Heizung als
auch bei nuklearem Betrieb ergaben sich wesentlich
höhere Zentraltemperaturen als berechnet. Die Reaktorleistung
konnte ohne überschreitung der zulässigen
Emittertemperatur nur bis 30 MW gesteigert werden.
Der Reaktoreinsatz wurde wieder ausgebaut und
in der 21. Woche auf eine Position niedrigeren Flusses
gesetzt. Dabei fiel jedoch bereits vor Reaktorstart die
elektrische Heizung aus, worauf der Einsatz endgültig
ausgebaut wurde. Die Nachuntersuchungen beim Experimentator
zeigten einen durch Fertigungsfehler
hervorgerufenen zu großen Wärmewiderstand im Bereich
der Heizwicklung. Eine neue verbesserte Kapsel
ist beim Experimentator in Vorbereitung. Oberteil
und Wasserführungsrohr wurden hier bereits gefertigt.
Projekt FR 2/76 (Thermionischer Emltter)
Im Auftrag der Fa. BBC Mannheim wurde in der 51.
Woche 1969 erneut ein thermionischer Konverter in
den Reaktor eingebaut. Nach Beseitigung verschiedener
Schwierigkeiten mit den Ionengetterpumpen
konnte der Einsatz von der 5. Woche 1970 an im
Leistungsbetrieb gefahren werden. In der 32. Woche
trat in der Diode ein Kurzschluß auf, der zur vorzeitigen
Beendigung des Versuchs und zum Ausbau
zwang. Bis zum Versagen wurden bei einer mittleren
Leistung von 130 Watt rd. 3 170 h Leistungsbetrieb
erreicht; die gesamte Einsatzzeit bei einer Reaktorleistung
von 44 MW belief sich auf 5210 h. Nach der
Demontage des Einsatzes wurde die Bestrahlungskapsel
zur Nachuntersuchung RB/Z übergeben. Die
Untersuchungen sind noch nicht abgeschlossen. Ein
weiterer Einsatz ist in Vorbereitung.
Projekt FR 2/82 (Messungen an Cäsium-Kernen)
Im Auftrag des zweiten physikalischen Instituts der
Universität Heidelberg (Prof. zu Putt/itz) wird ein Experiment
in der thermischen Säule des FR 2 vorbereitet,
das der Messung magnetischer Momente an
Cäsium-Kernen dienen soll. Die Konstruktion des Abschirmstopfens
konnte abgeschlossen werden. Wärmeabfuhr,
Aktivität der Strukturmaterialien und Spaltprodukte
sowie die erforderliche Abschirmung wurden
berechnet. Die Konzeption sowohl für die Einbauten
in den Stopfen als auch flir den umfangreichen
Teil der Anlage außerhalb der biologischen Abschirmung
mußte aufgrund neuerer, teils experimenteller
Erkenntnisse des Auftraggebers mehrfach umgearbeitet
werdel'l.
Projekt FR 2/83 (Untersuchungen der Spannungsrißkorrosion)
Im Max-Planck-Institut für Metallforschung Stuttgart
wurden unter Berücksichtigung der Ergebnisse des
Projektes FR 2/67 (siehe Tätigkeitsbericht 1969)
Vorversuche zur Festlegung des Korrosionssystems
durchgeführt, die bis Jahresende nahezu abgeschlossen
wurden. Als Werkstoff für die Spannungsrißkorrosionsuntersuchungen
wurde eine reine Cu-1
At % Au-Legierung aus folgenden Gründen gewählt:
Einfache Gitter- und Kristallstruktur, geringe Aktivität
nach akzeptablen Abklingzeiten, so daß die Handhabung
bestrahlter Proben einfach ist. Bestrahlte Einkristalle
dieser Legierung wurden bezüglich der Veränderung
der kritischen Schubspannung bereits untersucht.
187

Als Elektrolyt wird ein Redoxsystem zur Anwendung
kommen, um auf eine Potentialeinsteilung von außen
verzichten zu können. Mit einer wässrigen Lösung mit
2 Gewichtsprozent FeC 13 wurden reproduzierbare
Versuchsergebnisse (Standzeit in Abhängigkeit von
der Belastung) erzielt.
Der Konstruktionsentwurf für die SRK-Versuche im
Reaktor wurde nahezu abgeschlossen. Zur Materialauswahl
für den Bestrahlungseinsatz wurden in der
oben angegebenen Lösung Korrosionsversuche mit
Edelstählen, Incoloy 800, Inconel 625 und Zirkaloy 2
durchgeführt, wobei sich die bei den letzteren Legierungen
als am besten geeignet erwiesen.
75/77/7 4 Projektierung und Betreuung von
Eigenexperimenten des Zentrums
Projekt FR 2/55 a
Nach Abschluß des Projekt FR 2/55 (Heißdampfprüfkreislauf
für Canschädenversuche) laufen die weiteren
Arbeiten im Zusammenhang mit dieser Anlage unter
der Bezeichnung Projekt FR 2/55 a - Erweiterung
der Versuchseinrichtung für Dampfkontaminationsaufgaben.
Diese Arbeiten beanspruchten einen wesentlichen
Anteil der Personal kapazität der Abteilung
RB. Aus der Fülle der Arbeiten seien genannt:
Durchführung und Auswertung des Kreislaufbetriebs
(Betriebsphasen C und D) ohne Brennstoffprüflinge
bei verschiedenen Drücken, Durchsätzen
und Isolationsmedien zur Ermittlung weiterer Daten
und Erprobung von Hilfseinrichtungen für die
neuen Experi mentierziele.
Festigkeits- und Strömungsberechnungen, Berechnung
der Temperaturverteilung im Reaktoreinsatz,
Berechnungen zu Störfällen, vor allem zum Druckanstieg
im Second-Containment.
Diese Arbeiten sind weitgehend abgeschlossen.
Ebenfalls abgeschlossen sind Auslegung und Konstruktion
des Reaktoreinsatzes, Beschaffung des
Grundmaterials hierzu, Konstruktion der Hilfseinrichtungen
zur Handhabung der Brennstoffprüflinge
(Transportvorrichtung, Lagereinrichtung, Montageund
Demontagebox, Brennelement-Greifer). Die Einzelkomponenten
hierzu sind zum Teil gefertigt bzw.
montiert. Weitere Schwerpunkte der Arbeiten waren
und sind Koordination der umfangreichen Fertigungsund
Montagearbeiten (vor allem für die Ergänzungen
zum Kreislauf) sowie Beschaffung von Anlagenkomponenten.
Terminschwierigkeiten infolge Lieferverzögerungen,
nicht fristgerechter Abwicklung GfK-interner Arbeiten
sowie durch Schweißprobleme konnten trotz intensiver
Anstrengungen nicht restlos ausgeräumt werden.
Projekt FR 2/74 (Uranb/ockexperiment)
Die im Auftrag des INR konzipierte Experimentieranlage
wurde im dritten Quartal 1970 termingerecht fertiggestellt.
Nach kleineren Umbauarbeiten konnte im
vierten Quartal der Betrieb aufgenommen werden.
Projekt FR 2/84
Bei dieser "Einrichtung zur Messung prompter Spaltneutronen"
(Auftraggeber INR) trifft ein kollimierter
Strahl vorwiegend thermischer Neutronen auf ein
plattenförmiges Spaltstofftarget; die prompten Spaltneutronen
werden durch ein Zählrohr erfaßt.
Nach Konstruktion und Erstellung eines Kollimatorstopfens
für den Thwest-Kanal und der äußeren Abschirmung
wurde dieses Projekt in der 31. Woche in
Betrieb genommen.
Projekt FR 2/85
Im Rahmen dieses Projektes sollen künftig Bestrahlungen
von Transplutoniumelementen für das Projekt
PACT durchgeführt werden. Die bisherigen Arbeiten
beinhalten neben ersten Kontaktbesprechungen zur
Aufgabendefinition vor allem die Behandlung von
Sicherheitsproblemen.
Projekt FR 2/86
Unter dieser Projektnummer werden verschiedene
Brennstoffbestrahlungen im Kapseltyp 7 durchgeführt
werden. RB oblag die Durchführung der Sicherheitsbegutachtung,
die Ausarbeitung der Handhabungsphilosophie
der bestrahlten und evtl. beschädigten
Kapseln sowie die Konzeption eines Transportbehälters.
Die vorbereitenden Arbeiten konnten zum Abschluß
gebracht werden.
15/67/2 Schnell-Thermischer-Argonaut-
Reaktor Karlsruhe (STARK)
Im Jahre 1970 wurde STARK mit drei verschiedenen
Beladungskonfigurationen betrieben, bis zum
27. August als gekoppelte schnell-thermische Anordnung
mit der STARK-Ladung 3, anschließend bis zum
9. Oktober als rein-thermische Anordnung mit verschiedenen
Argonaut-Ladungen und schließlich vom
13. Oktober an bis zum Jahresende wieder als
schnell-thermisch gekoppelter Reaktor mit der erstmals
eingebauten STARK-Ladung 6.
Der Reaktor wurde vor allem vom INR genutzt. Das
an Ladung STARK 3 durchgeführte Experi mentierprogramm
umfaßte:
Messungen mit einem Pile-Oszillator (INR),
188

Messungen der Neutroneneinflußfunktion mit oszillierter
Quelle (INR),
Spektrumsmessungen mit Rückstoßprotonen und
Lithiumdetektoren (INR),
Spaltratenverhältnismessungen (IN R),
Capturemessungen nach dem Transmissionsverfahren
(INR),
verschiedene Bestrahlungen u. a. für Arbeiten für
Spaltstoffflußkontrolle (I NR),
Eichungen von Spaltkammern (IAR),
Messungen zur Spektrumsbestimmung aus Neutronenstreuung
(lNR).
An den rein-thermischen Argonaut-Ladungen, hauptsächlich
symmetrischen und unsymmetrischen
2-Gruppen-Ladungen, wurden durchgeführt:
Messungen von übertragungsfunktionen, Kopplungsfunktionen
und kinetischen Parametern mit
Hilfe einer Pseudorandom-Reaktivitätsmodulation
des Reaktors,
Messungen zur Spektrumsbestimmung aus Neutronenstreuung
(INR)
Mit der STARK-Ladung 6 wurde eine Beladungskonfiguration
aufgebaut, bei der die schnelle Zone des
STARK in der Zusammensetzung der Zentralzone der
SNEAK-Anordnung 3 A-2 gleicht. Mit den Experimenten
am STARK-6 war vom PSB die Aufgabe gesteilt,
zu untersuchen, inwieweit die Ergebnisse reaktorphysikalischer
Messungen am STARK mit Meßergebnissen
in der SNEAK übereinstimmen, inwieweit
also die Möglichkeit der Delegation von Aufgaben von
SNEAK zu STARK besteht.
Das im Berichtszeitraum an STARK-6 durchgeführte
Experimentierprogramm umfaßte
das kritische Experiment;
Reaktivitätsmessungen;
Messungen von Spektren in der schnellen Zone mit
Rückstoßprotonenzählern (INR) und Sandwichfolien-Detektoren
(IAR);
Messungen von Spaltraten und Spaltratenverhältnissen
in der schnellen Zone mit FC 4-Spaltkammern
und Kirnkammern (INR);
Flußmessungen in der thermischen Zone;
Spaltratenfeinstrukturmessungen in der schnellen
Zone bei normal beladenem schnellen Core und in
einer mit einfach gebündelten Einheitszellen beladener
Zentralzone des schnellen Cores (INR).
Der Betriebsgruppe STARK oblag in allen Fällen die
Durchführung des Reaktorbetriebes, der notwendigen
Brennstoffumladungen sowie in Zusammenarbeit mit
den Experimentatoren der Einbau der Experimentiereinrichtungen
in den Reaktor.
Der Reaktor war im Berichtszeitraum an 188 Tagen
zur Durchführung von Experimenten in Betrieb. 31
Tage dienten experimentell bedingten Arbeiten am
abgeschalteten Reaktor, wie dem Einbau und der Einrichtu
ng von Experimentiereinsätzen, Reparaturen an
Experimentiereinbauten und Reaktorumladungen einschließlich
hierfür erforderliche Abklingzeiten. An 13
Tagen war STARK wegen Reparatur- und Umbauarbeiten
an Reaktorkomponenten un d Hi Ifsei nrichtungen
(Sofortbereitschaftsaggregat), an 4 Tagen wegen
der Jahreshauptuntersuchung außer Betrieb. Dies
entspricht einer Nutzung der Reaktorzeit für den Betrieb
mit Experimenten von 76 %.
Die Betriebsgruppe führte zu Beginn des Berichtszeitraums
die bereits im Vorjahre vorbereitete Verknüpfung
der Grenzwertschalter der 3 Stränge des
Linearkanals am Reaktor in einer 2 v 3-Schaltung
durch. Diese Änderung des Sicherheitssystems führte
zu einer wesentlichen Verbesserung der Verfügbarkeit
des Reaktors. Mit dem Bau transistorisierter Meßeinschübe
für die Reaktorinstrumentierung, die die überalteten
röhrenbestückten Einheiten ersetzen sollen,
wurde begonnen.
Weitere Arbeiten dienten der Verbesserung von Experi
mentierei nrichtu ngen.
Nennenswerte Störungen an der Reaktoranlage traten
nicht auf.
15/64/3 Heiße Zellen
75/77/37 Abwicklung und Betreuung des Untersuchungsbetriebes.
Der Untersuchungsbetrieb in der Anlage Heiße Zellen
wu rde 1970 ohne wesentliche Störung fortgesetzt.
Sämtliche Zellen waren, von Rüst- und Reparaturzeiten
abgesehen, voll belegt.
Die derzeitige Kapazität wurde
zu 69 % vom Projekt Schneller Brüter;
zu 4 %von verschiedenen Instituten der GfK;
zu 3 % von VA;
zu 10% von externen Auftraggebern und;
zu 1 % von RB/FR 2 für Untersuchungsaufgaben
beansprucht.
13 % benötigt RB/Z für die Umrüstung von Arbeitsplätzen,
die Abfallbeseitigung, für Wartung und Instandhaltung.
Im Jahre 1970 wurden 601 metallographische Präparationen
an radioaktiven Proben angefertigt und untersucht,
258 Autoradiografien aufgenommen und
ausgewertet. Es wurden 497 Kurzzeitzugversuche und
119 Zeitstandsprüfungen vorgenommen, 168 Brenn-
189

stoffdurchstrahlungen und 14 Röntgenfeinstrukturuntersuchungen
durchgeführt sowie etwa 300 Flußmeßsonden
aus Behältern entnommen, gereinigt und
der Auswertung zugeführt. Schließlich fielen 168 radiogaschromatografische
Spaltgasmengenbestimmungen
in Kapselversuchseinsätzen und Brennelementprüflingen
sowie in Brennstoffproben an.
Die Untersuchungsprogramme erfordern außerdem
das Vermessen des Prüfgutes vor und nach der Bestrahlung,
die Entnahme von Flußmeßdetektoren,
deren Auswertung, die Erstellung von r-Profilen, das
Zerlegen der Prüflinge für die entsprechenden Arbeiten,
die Bestimmung der freien in Poren und im
Kristallgitter festgehaltenen Spaltgase in Brennstoffen,
Dichtebestimmungen an Materialien, Leitfähigkeitsuntersuchungen,
Schichtdickenmessungen, das
Durchmessen und Eichen von bestrahlten Thermoelementen,
verschiedenartige Fehlerprüfungen sowie
Beurteilungen von festgestellten Effekten.
Das Betriebsverhalten der Anlage war weiterhin zufriedensteIlend.
Auftretende Schwierigkeiten konnten
jeweils kurzfristig beseitigt werden.
Nennenswerte Personenkontaminationen waren ebensowenig
zu verzeichnen wie unzulässig hohe Strahlenbelastungen
von Mitarbeitern.
15/77/32 Ersatz und Ergänzung der maschinellen
und apparativen Ausstattung
Die geplanten baulichen Erweiterungen der Anlage
Heiße Zellen, mit dem Ziel, den Durchsatz an Untersuchungsgut
weiter zu erhöhen, verliefen planmäßig.
Der Rohbau des Anbaus wurde fertiggestellt. Mit der
Zellenmontage wurde begonnen. Die Vergabe maschineller
und apparativer Einrichtungskomponenten (insbesondere
solcher mit langen Lieferfristen) ist in vollem
Gange.
Die hohe Verfügbarkeit der Anlage Heiße Zellen
konnte nur dadurch sichergestellt werden, daß die
technischen Gruppen der Abteilung RB in ständig zunehmendem
Umfange für die Betriebsinstandhaltung
herangezogen werden.
15/70/4 Ingenieurtechnische Serviceleistungen
Die Abteilung RB leistete im Berichtszeitraum zahlreichen
wissenschaftlichen Instituten des Zentrums
direkte und mittelbare technische Unterstützung bei
der Vorbereitung und Abwicklung von Forschungsund
Entwicklungsvorhaben.
15/71/41 Projektierung von Experimentieranlagen
und Betriebseinrichtungen für
Reaktoren außerhalb des FR 2
In direkter Zusammenarbeit mit dem IAK wurden die
Projektierungsarbeiten für ein Flugzeitspektrometer,
das am Hochflußreaktor Grenoble erstellt werden
soll, abgeschlossen. Die Gesamtkonzeption der Experimentiereinrichtung
wurde nach insgesamt 9 durchgeführten
Vorstudien ausgewählt und festgelegt. Die
Konstruktion des Abschirmhauses wurde abgeschlossen.
Vergabereife Unterlagen sind erarbeitet.
Der Fertigungsauftrag für die heiße Neutronenquelle
des HFR Grenoble wurde nach Zustimmung der Projektleitung
HFR an eine deutsche Industriefirma vergeben.
Die ebenfalls an Industriefirmen erteilten Versuchsdurchführungsaufträge
zur HersteIlbarkeit des
Quellenbehälters, zur Wärmeabfuhr und zur Auslegung
der Hochtemperaturisolierungen sind zu ca.
80 % erfüllt. Auch diese Arbeiten wurden in ständigem
Kontakt mit dem IAK durchgeführt.
Gleichfalls in Zusammenarbeit mit dem IAK wurde
trotz enormer Unklarheiten über die grundsätzliche
Ausführung eine erste Kostenschätzung des Projektes
Bariloche Booster erstellt.
Die von RB bearbeiteten Komponenten umfassen:
Reaktorblock und Gebäude, Reflektor, Abschalteinrichtungen,
Rotor, Brennelementwechselvorrichtung
sowie sämtliche Kreisläufe.
Eine endgültige Entscheidung über die Weiterführung
des Projektes steht aus.
Im Auftrag der Fa. Interatom wurde eine im Reaktorblock
integrierte Heiße Zelle mit Ausrüstung für die
Zerlegung des ITR-Cores projektiert und ein Kostenvoranschlag
auf der Basis von Industrieangeboten ausgearbeitet.
Der Auftrag wurde gegen Ende des Berichtszeitraums
abgeschlossen.
15/77/42 Projektierung und Erstellung sonstiger
Experimentier- und Betriebsanlagen
Die Vorplanung für einen )odfilterprüfkreislauf wurde
abgesch lassen und der Auftrag zur Kreislauferstell ung
an eine Industriefirma vergeben. Die Detailauslegung
konnte zum größten Teil beendet werden. Die EinzeIkonstruktionen
sind angelaufen.
Im Rahmen der Arbeiten für PACT wurden die Verfahrens-
und Detailplanung der Heißen Zellen
"Agate" in Zusammenarbeit mit dem Institut für Radiochemie
soweit fortgeführt, daß die Grüne Mappe
mit Kostenanschlägen aufgestellt werden konnte. Die
Montage zweier Bleizellenanlagen im IRCh ist nahezu
abgeschlossen. Die Detailplanung der HCh-Zellen wur-
190

de nicht fortgeführt, stattdessen wurde eine größere
Bleizellenanlage in Zusammenarbeit mit dem IHCh
projektiert und teilweise ausgeschrieben.
Bei der FERAB-Anlage der ADB, für deren kerntechnische
Ausstattung größtenteils RB verantwortlich ist,
wurde die Montage der festen Zelleneinbauten beendet.
Wegen unerwarteter Verzögerungen bei den
Lieferfirmen ist die Zellenausrüstung noch nicht abgeschlossen.
Die Veraschungsanlage für brennbare radioaktive
Abfälle wurde fertiggestellt. Mit ihrem Probebetrieb
wurde gegen Ende des Berichtszeitraums begonnen.
Für die VERA-Anlage der ADB hat RB die
Detailkonstruktion der festen Einbauten beendet. Mit
der Detailplanung der umfangreichen fernbedienungstechnischen
Ausrüstung wurde begonnen.
Bei dem unter Mitwirkung der Studiengruppe für
Tieflagerung von RB projektierten Transport- und
Handhabungssystem für mittelaktive feste Abfälle
wurde die Beschickungsanlage und ein erster EinzeItransportbehälter
betriebsbereit fertiggestellt. Ein
Sammeltransportbehälter mit stufenweise variierbarer
Abschirmung wurde entwickelt und in Auftrag gegeben.
Ein höchstmöglich abgeschirmter EinzeItransportbehälter
ist projektiert und ausgeschrieben. Die
Genehmigungsverfahren für beide Behälter wurden
eingeleitet.
Zum Transportsystem für hochaktive Abfälle wurde
eine grundlegende Studie ausgearbeitet. Die technische
Planung des ersten Transportbehälters wurde gegen
Ende des Berichtszeitraums begonnen.
15/71/43 Allgemeiner technischer Service
Der Prototyp des Elektrischen Master-Slave-Manipulators
EMSM wurde aus konjunkturbedingten Kapazitätsschwierigkeiten
bei der mit der Fertigentwicklung
und Herstellung beauftragten Lieferfirma nicht zum
vorgesehenen Termin ausgeliefert. Die heute übersehbare
Verzögerung wird ca. 1 Jahr betragen. Die zugehörige
Versuchseinheit für die Steuerung mit Kraftreflektion
wurde fertiggestellt und mit noch nicht ganz
befriedigendem Ergebnis erprobt. Die vorgesehene
Entwicklung der Funksteuerung des Fernsehsystems
wurde wegen der Verzögerung der Prototypauslieferung
verschoben.
Bei der Entwicklung von Komponenten für die Heißen
Zellen- und Fernbedienungstechnik wurde das
Doppeldeckelschleussystem verbessert und im aktiven
Betrieb erfolgreich erprobt. Daraus abgeleitete
Systeme für das Ausschleusen von Manipulatoren und
die fernbedient lösbare Kupplung von abgeschirmten
Boxen wurden entwickelt. Die Herstellung des Prototyps
des schweren Master-Slave-Manipulators K 20
verzögerte sich aus den gleichen Gründen wie die des
EMSM.
An sonstigen allgemeinen technischen Serviceleistungen
verdienen besondere Erwähnung:
die Planung, Konstruktion und Fertigstellung von
Ausrüstungskomponenten für Zellen, Handschuhboxen
und Aktivitätentransport;
die Vorbereitung und Ausarbeitung von DIN-Normen-Entwürfen
für Strahlenschutzeinrichtungen
und Fernbedienungstechnik;
die Betreuung aller Manipulatoren in den heißen
Anlagen der Gesellschaft sowie der Betrieb der im
FR 2 befindlichen Edelstahlreinigungsanlage;
die Durchführung zahlreicher Zeichen- und Konstruktionsarbeiten
für verschiedene Auftraggeber.
15/64/5 Kerntechnischer Hilfszug
Entwicklung und Ausrüstung
Ein für den KTH projektiertes funkgesteuertes Manipulatorfahrzeug
MF 2 wurde ausgeschrieben. Die Vergabe
des zugehörigen Entwicklungs- und Fertigungsauftrages
an eine kompetente Industriefirma stieß auf
besondere, durch die Konjunkturlage und den Umfang
der Entwicklungsarbeiten bedingte Schwierigkeiten
und konnte deshalb noch nicht erfolgen. Ein
absetzbarer LKW-Kofferaufbau für den fahrbaren
Ganzkörperzähler wurde einschließlich einer Einrichtung
zum Anbau eines Vorzeltes fertiggestellt. Ein
fahrbarer Warmwassererzeuger und alle Einzelteile zur
Errichtung einer Duschparzelle (6 Duschen) wurden
in Auftrag gegeben.
Einsatz des KTH
In der Zeit von 23.2. bis 27.2.1970 leistete der KTH
bei der Bekämpfung eines drohenden Dammbruchs
am Rhein bei Leopoldshafen Hilfe. Es wurden Funksprechgeräte,
Beleuchtungseinrichtungen, ein Kofferaufbau
als Aufenthaltsraum für das Einsatzpersonal
sowie das zur Bedienung und Wartung dieser Geräte
erforderliche Personal zur Verfügung gestellt.
Am 13.5.1970 wurde der KTH bei einem Transportunfall
auf der Bundesautobahn zwischen Heidelberg
und Darmstadt (Ausfahrt Zwingenberg) eingesetzt.
Ein LKW, der einen leeren Transportbehälter für radioaktive
Rückstände geladen hatte, war umgestürzt
und der Behälter dabei auf die Fahrban geraten. Die
UnfallsteIle und der Behälter wurden ausgemessen.
Aktivitäten wurden dabei nicht festgestellt.
In der Zeit vom 26.6.bis 10.7.1970 wurde eine Arbeitsgruppe
des KTH dem Kernkraftwerk Lingen zur
191

Mithilfe bei anstehenden betriebsmäßigen Operationen
zur Verfügung gestellt. Das KTH-Personal ftjhrte
dabei folgende Arbeiten durch:
Einrichten einer Personenpassage und Einweisung
von Hilfspersonal in den Schleusungsvorgang;
Einweisung von Hilfspersonal und Mitarbeit bei
der Dekontamination von Bauteilen des Schnellabschaltsystems;
Mithilfe bei der überprüfung der Brennelemente
auf Hüllschäden teilweise Dekontamination des
Drucktankdeckels.
In der Zeit vom 1.9. 19.9.1970 wurden auf Anforderung
des KWL Dekontaminationsarbeiten im Containment
des Reaktors durchgeführt. Dabei waren jeweils
acht Personen der Dekontaminationsgruppe für
1 Woche eingesetzt.
Auf Anforderung der Fa. BOCHAKO (Lahr/Schwarzwald)
wurde eine bundeseigene Kobalt-60-Bestrahlungsanlage
am 2.9.1970 vom KTH ins Kernforschungszentrum
Karlsruhe transportiert. Die Bestrahlungsanlage,
deren Antriebsmechanismus für den
Strahlenschieber defekt ist, wurde hier repariert und
anschließend zur Fa. BOCHAKO zurücktransportiert.
192

VERÖFFENTLICHUNGEN DES RB
IM JAHRE 1970
uel ver aren fuer Alkalimetalle in
Bestrahlungskapseln.
Kerntechnik, 12(1970) S.273-79
4295 SCHUELKEN, H.
Ein schneller Detektor zur Aufnahme
thermischer Neutronenflussdichteprofile in
den Isotopenkanaelen des FR 2.
28.S1tzung der Euratom-Arbeitsgruppe
Reaktordosimetrie. Juelich, 30.9.1970
KFK-1355 (September 70)
4296 HAIN, K.
Waermezuleitung bei tiefen Temperaturen.
Kaeltetechnik - Kiimatisierung, 22(1970) H.6,
Arbeitsblatt 2-46a/b
Kaeltetechnik - Klimatisierung, 22(1970)
H.l1, Arbeitsblatt 2-48 a/b
4365 SEBENING, H.
Verfahren und Vorrichtung zum Nachweis
radioaktiven Storfen, insbesondere von
Spaltgasen in Dampf.
OS 1 598 499 (15.10.1970)
4371 PULCH, O.
Verfahren zum Verformen von stahleiastischen
Hohlkoerpern, insbesondere zum Biegen von
Rohren.
OS 1 527 316 (9.4.1970)
193

Die Hauptaufgaben des Zyklotron-Laboratoriums (Leitung: Dr. G. Schatz) sind der
Betrieb und die Weiterentwicklung des Karlsruher Isochronzyklotronsj daneben arbeitet
eine kleinere Gruppe des Labors an kernphysikalischen Forschungsaufgaben.
Das Zyklotron wird in erster Linie von den Instituten für Angewandte Kernphysik,
Experimentelle Kernphysik und Radiochemie benutzt. Im jahre 7970 wurden etwa
45 % der Strahlzeit Benutzern zur Verfügung gestellt, die nicht dem Kernforschungszentrum
angehören. Von diesen waren wieder die wichtigsten das Max­
Planck-Institut rur Kernphysik in Heidelberg und die Physikalischen Institute der
HeideIberger Universität.
18
Teil[henbes[hleuniger
Zyklotron
(Zykl)
Im Zyklotron-Laboratorium waren Ende 7970 74 Akademiker, sechs Ingenieure
und 47 sonstige Mitarbeiter beschäftigt.
18/64/1 Zyklotronbetrieb
Das Zyklotron war 1970 6.354 Stunden in Betrieb.
Davon konnten 5.640 Stunden für Experimente zur
Verfügung gestellt werden. Das bedeutet gegenüber
1969 eine Steigerung um 31 bzw. 26 %. Da gleichzeitig
die Anforderungen von einigen Instituten des
Kernforschungszentrums vorübergehend zurückgingen,
konnte der Strahlzeitanteil für auswärtige Benutzer,
im wesentlichen Hochschul- und Max-Planck­
Institute, mehr als verdoppelt werden. Eine weitere
Steigerung der verfügbaren Strahlzeit ist in Zukunft
nicht mehr möglich. Für das Jahr 1971 ist wegen geplanter
Umbauten sogar mit einem Rückgang um etwa
ein Viertel zu rechnen.
Der Betrieb verlief ohne wesentliche Störungen.
Größere Umbauten oder Reparaturen waren nicht erforderlich.
Die im letzten Jahresbericht erwähnten
Hochstromtargets für die Isotopenproduktion konnten
das erste Mal in größerem Umfang eingesetzt werden.
Dadurch war es möglich, einzelne langlebige Isotope
in Mengen bis zu 20 Mg zu erzeugen.
Die Tabelle zeigt eine Aufteilung der Experimentierzeit
nach den Arbeitsgebieten der am Zyklotron arbeitenden
Gruppen. Dabei ist zu berücksichtigen, daß
Abb.1:
Blick in die neue Streukammer
am analysierten Strahl.
Die beiden Arme zur
Befestigung der Detektoren
können unabhängig bewegt
lmd mit fliissigem Stickstoff
gek iihlt werden.
195

ein großer Teil der produzierten Isotope der kernphysikalischen
oder festkörperphysikalischen Grundlagenforschung
dient.
Verteilung der Experimentierzeit am Zyklotron auf die Arbeitsgebiete
der verschiedenen experimentierenden Gruppen
Stunden
Kernreaktionen 2182
Herstellung von Radionukliden 2038
Neutronenphysik 555
Isotopentechnik 451
In-beam-Spektroskopie 269
Untersuchung von Strahlenschäden
in Metallen 100
Weltraumforschung 45
Experimentierzeit insgesamt 5640
18/64/2 Rechenanlage CDC 3100
Die Erweiterung des Kernspeichers der Anlage auf
32 K wurde planmäßig durchgeführt. Außerdem wurden
die Digital- Ein- und Ausgänge wesentlich erweitert.
Dies geschah in erster Linie zur Rechnerflihrung
des Experimentes zur Messung magnetischer Momente
kurzlebiger Beta-Strahler (vergl. unten 18/70/41),
doch stehen diese allen Benutzern für ihre jeweiligen
Experimente zur Verfügung. Für das genannte Experiment
wurde ein umfangreiches Programm fertiggesteIlt,
das mit relativ geringen Modifikationen auch
für andere Messungen an kurzlebigen Radionukliden
verwendet werden kann (wird veröffentlicht). Ferner
wurden einige kleinere Interface-Einheiten zum Anschluß
spezieller Experimente an den Rechner entwickelt
und gebaut. Die vorhandenen Programmsysteme
wurden auf den erweiterten Kernspeicher umgestellt.
18/69/3 Betriebliche Entwicklungsaufgaben
78/66/37 Neue Ionenquellen
Ausbeute und Lebensdauer der Quelle für 6 Li 3 +-Ionen
konnten wesentlich verbessert werden. Die besten erreichten
Werte sind jetzt 200 nA bei einer Lebensdauer
von 5 h. In der zweiten Jahreshälfte wurde der Versuchsstand
zur Erprobung einer anderen Quellengeometrie
umgebaut. Nach Abschluß dieser Versuche Anfang
1971 wird mit dem Aufbau der Quelle begonnen,
die Ende 1971 am Zyklotron eingesetzt werden soll.
78/63/37 Massentrenner
Der Massentrenner wurde etwa in demselben Umfang
wie in den vorhergehenden Jahren benutzt, vor allem
zur Massenidentifikation einiger neuer Nuklide bei
den kernspektroskopischen Untersuchungen (vergl.
unten 18/64/42). Der on-line-Meßplatz am Massentrenner
wurde wie vorgesehen um einen VielkanaIanalysator
erweitert. Die Geschwindigkeit des Transports
zum Massentrenner und der Trennung selbst
konnte so weit gesteigert werden, daß erstmals ein
Nuklid mit einer Halbwertszeit von etwa vier Minuten
nach der Massentrennung spektroskopiert werden
konnte (3838).
Gd UI
22 s 44 s
Gd 1'2
IAm
Eu 1'1
1.7m
Gd U3
1.6m
Eu 1'2
1.2m
Gd I"
4.5 m
Eu 1'3
2.6m
Gd U5
85. 22.9m
Eu I"
10.5.
Sm 139 Sm 1'0 Sm 1'1 Sm 1'2 Sm 1'3
9. 2.5m 1'.7m 23m 9.5 m 72' m 67. 8.8 m
GdU6
'6d
Eu 1'5
5.9d
Pm 137 Pm 138 Pm 139 Pm 1'0 Pm 1'1 Pm U2
3m 3m 'm 5.8m 9.2. 20.9m '0.5.
Nd 135 Nd 136 Nd 137 Nd 138 Nd 139 Nd UO Nd 1'1
12m 51m 1.65 38m 5.2h 5.5h 30m 3.3d 61.7. 2.5h
Abb.2:
Ausschnitt aus der Isotopenkarte
im Gebiet der leichten
Isotope der Elemente Cer bis
Gadolinium.
Die erstmalig identifizierten
Nuklide sind stärker umrandet.
Pr 13' Pr 135 Pr 136 Pr 137 Pr 138 Pr 139 Pr NO
17m 21m 13Am 76.6 m 2.2h 1,5m '.5 h JAm
Ce 133
97 h 5.' m
Ce 13'
72 h
Ce 135
20. 17h
196

18/64/36 Externes Strah/führungssystem
Die bereits 1969 bestellte und nach unseren Angaben
gebaute Streukammer wurde nach einer beträchtlichen
überschreitung der Lieferzeit Mitte des Jahres
von der Firma BBC geliefert und hinter dem Monochromatormagneten
aufgestellt (Abb. 1). Nach einigen
kleinen Modifikationen erfüllt die Kammer alle in
sie gesetzten Erwartungen. Vor allem gestattet sie
Messungen mit wesentlich verbesserter Winkelauflösung.
Die Detektoren in der Kammer können mit
flüssigem Stickstoff gekühlt werden. Die Streukammer
steht allen am Zyklotron arbeitenden Gruppen
für ihre Experimente zur Verfügung.
18/69/4 Forschungsvorhaben
18/64/42 Kernspektroskopie
Die Untersuchungen neutronenarmer gerader Bleikerne
und die Gamma-Gamma-Koinzidenzmessungen
am 74 Br wurden abgeschlossen und veröffentlicht
(3832, 3833). Ferner wurden Untersuchungen zum
Beta-Zerfall einiger ausgesuchter Kerne begonnen
0.10
0.08
0.06
0.04
(3837, 3840, 3841). Mit einem aus zwei Silizium­
Halbleiterzählern bestehenden Beta-Spektrometer
konnte das Beta-Spektrum von 206TI gemessen werden
(3838). Obwohl 206TI nur eine Halbwertszeit
von 4,3 Minuten hat, wurden die Präparate hierzu mit
Hilfe des Massentrenners hergestellt. Mit diesen Messungen
konnten Diskrepanzen zwischen der Theorie
und früheren Meßergebnissen aufgeklärt werden.
In der zweiten Jahreshälfte wurden systematische
Untersuchungen an Kernniveaus im Gebiet der leichten
Isotope der Elemente Cer bis Gadolinium begonnen.
Dieses Gebiet ist von Interesse, da es sich um ein
übergangsgebiet zwischen sphärischen und deformierten
Kernen handelt. Bisher konnten bei diesen Untersuchungen
sieben neue Nuklide und zwei neue Isomere
erstmalig identifiziert werden (Abb. 2). Von einer
Reihe anderer Aktivitäten wurden Halbwertszeit
und Gamma-Spektrum bestimmt, doch ist ihre Zuordnung
zu einem bestimmten Nuklid noch nicht gesichert.
Es ist beabsichtigt, diese Untersuchungen bis
Ende 1972 fortzuführen, später vor allem unter Benutzung
des 6Li-Strahles.
18/64/43 Streuexperimente
In Fortsetzung früherer Experimente (3052) wurde
die inelastische Streuung an fünf gg-Kernen der
sd-Schale ( 2 °Ne, 22Ne, 24Mg, 26Mg, 28Si) gemessen
(3843). Dabei gelang es, die Energieauflösung bei
Messungen mit Halbleiterzählern auf etwa 100 keV zu
verbessern, was den besten an anderer Stelle erzielten
Werten gleichkommt. Zur Auswertung dieser Messungen
wurde ein umfangreiches Programm von T. Tamura,
Oak Ridge, übernommen und hier wesentlich verbessert
(3842). Die Auswertung nähert sich dem Abschluß.
Für die genannten Kerne können dabei die
inneren Quadrupol- und Hexadekupol-Momente bestimmt
werden. Die Quadrupolmomente sind in guter
übereinstimmung mit Ergebnissen anderer Messungen,
vor allem der Coulombanregung, während die
Hexadekupol-Momente nur mit dieser Meßmethode
gewonnen werden können. Abb. 3 zeigt die Hexadekupol-Deformationslängen,
wie sie aus diesen Messungen
bestimmt wurden, in Abhängigkeit von der Massenzahl.
o
22
28
A
-0.02 Ne Ne Si
-0.04
Abb.3:
Aus der inelastischen Streulmg von a-Teilchen bestimmte
Hexadekupol-Defomzationslängen einiger leichter Kerne. Die
großefl Fehler bei den Magnesium-Isotopen sind darauf zurückzuführen,
daß dort die Auswertung noch nicht abgeschlossen
ist.
197

Abb.4:
Blick auf die Apparatur zur Mes­
Sll11g der magnetischen Momente
kurzlebiger ß-Strahler. Die Detektoren
zum Nachweis der ß-Teilchen
befinden sich iiber und hinter
dem Neon-Target und sind
nicht sichtbar.
78/70/47 Messungen der magnetischen Momente
kurzlebiger Beta-Strahler
Der Aufbau der Apparatur wurde abgeschlossen
(Abb. 4). Bei diesem Experiment werden die radioaktiven
Kerne durch optisches Pumpen in einem Magnetfeld
polarisiert, und ihre Polarisation wird durch
die Zerfallsasymmetrie der Beta-Teilchen nachgewiesen.
Die Polarisation kann durch Induzierung von
Hochfrequenzübergängen zerstört werden, und die
Hochfrequenz ist unmittelbar mit dem magnetischen
Moment verknüpft. Als erstes Beispiel wurde das mag-
netische Moment von 2°Na gemessen, das eine Halbwertszeit
von 408 msec hat. Die Genauigkeit des Ergebnisses
beträgt etwa 1 0/00' Das Experiment wird
weitgehend vom on-line-Rechner eDe 3100 geführt.
Der Rechner steuert dabei den Meßzyklus, berechnet
die Zerfallsasymmetrie, gibt die Frequenzen für die
depolarisierenden übergänge vor und kann außerdem
zur Kontrolle der Stabilität des Magnetfeldes eingesetzt
werden.
Alle Forschungsvorhaben sind gemeinsame Experimente
mit Gruppen von den physikalischen Instituten
der Universität Heidelberg.
198

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
ZYKL
IM JAHRE 1970
3833 GOERING, S.; HARTROTT, M. VON
The y-spectrum of 7~Se accompanYing the
ß-deca!/, of 7~Br.
Nuclear Physics, A 152(1970) S.241-50
KFK-1317 (August 70)
3834 SCHATZ, G.
A method for adjusting isoehronism in
separated sec tor isochronous cyclotrons.
Nuelear Instruments and Methods, 83(1970)
S.326
3B35 SCHATZ, G.; SCHULZ, F.
Operation of the Karisruhe Isochronous
C!/,clotron in 1969.
7.European Cyclotron Progress MeetIng,
Eindhoven, Aprii 13-14,1970
KFK-Ext.1B/70-1
3B36 IlILABEL, R.
Messung von Anregungsfunktionen der
(d,x)-Reaktionen am 59CO.
KFK-1171 (April 70)
Radiochimica Acta, 15(1971) S.13-17
3837 SONNTAG, CH.; REBEL, H.; RIBBAT, B.; THIO,
S.K.; GRAMM, W.R.
Experimental Evidence for the Nonstatistical
Shape of the Beta Spectrum of I~C.
Lettere al Nuovo Cimento, 4(1970) S.717-19
3843 HABS, D.; HAUSER, G.; HOFFMANN, G.;
KLEWE-NEBENIUS, H.; LOEHKEN, R.; MARTENS, U.;
REBEL, H.; SCHATZ, G.; SCHWEIMER, G.W.;
SPECHT, J.
Measured Differential Cross Sections ror
Elastic and Inelastlc Scattering of 104 MeV
",-Partlcles.
KFK-Ext .18/70-2
3844 SCHWEICKERT, H.
Messung magnetIscher Kernmomente kurzlebiger
Radionuklide. Beispiel: 408 msec Na 20 •
Dissertation, Univ.Karlsruhe 1971
KFK-1352 (im Druck)
4059 BONN, J.; OTTEN, E.W.; PLATEN, CH. VON;
LINDER, w.; MUELLER, H.; SCHWEICKERT, H.
Measurement of the spIn and nuclear magnetic
moment of the 408 msee 2oNa.
Conference on the Propertles of Nuclei far
from the Region of Beta-Stabi llty, Leysln,
August 31 - September 4, 1970
CERN-70-30, 5.383-85
4361 BELLEMANN, H.
Verfahren zum Verbinden eInes metallIschen
Koerpers mIt einem Formteil aus Kohle oder
Graphit.
OS 1 571 523 (2.4.1970)
199

Die Datenverarbeitungszentrale (D VZ; Leitung: Dipl.-Phys. Stittgen) befaßt sich
mit Planung, Aufbau und Betrieb der im Rechenzentrum zusammengefaßten zentralen
Datenverarbeitungsanlagen der GfK. Dabei sind im wesentlichen zwei Aufgabenbereiche
zu betreuen, und zwar:
wissenschaftlich-technische Berechnungen, die zum größten Teil im geschlossenen
Stapelbetrieb abgewickelt werden, sich in wachsendem Umfang aber auch
interaktiver Betriebsformen bedienen.
- Erfassung und Verarbeitung von Meßdaten durch integrierte Experiment-Rechner-Systeme,
die im Echtzeitbetrieb arbeiten.
19
19/70/1 Betrieb und Ausbau der Großrechenanlagen
Daten­
verarbeitungs­
Zentrale
(DVZ)
In diesem Rahmen obliegen DVZ neben den rein betriebsorientierten Aufgaben:
- die Systemanalyse und -programmierung dieser komplexen DV-Systeme,
- die Anwendungsunterstützung, d. h. Beratung und Unterstützung der Benutzer
der Anlagen in allen Fragen des DV-Einsatzes,
- die Ausbildung und Weiterbildung im Bereich der Datenverarbeitung.
Am 37.72.7970 waren bei DVZ beschäftigt: 72 akademische Mitarbeiter, 53 Ingenieure,
Programmierer und sonstige Mitarbeiter sowie 75 math.-techn. Assistenten
zur Ausbildung.
19/70/11 Rechenanlage IBM 7074
Die Anlage wurde wie geplant Ende 1970 außer Betrieb
genommen, da ein weiterer Einsatz nicht mehr
wirtschaftlich vertretbar war.
19/70/12 Rechenanlage IBM 360-65
Diese Anlage, die mit einem Anteil von etwa 20 %
von der Universität Karlsruhe mitbenutzt wird, war
während des ganzen jahres vo 11 ausgelastet.
Im Oktober wurde die Anlage 360-85 installiert und
na~h einer Installationszeit von knapp 3 Wochen in
Betrieb genommen. Diese 360-85 bildet zusammen
mit der 360-65 ein gekoppeltes Zwei- Rechner­
System. Die Erfahrungen der bei den ersten Betriebsmonate
bestätigen voll die Erwartungen hinsichtlich
Zuverlässigkeit und Leistungsfähigkeit dieses Systems.
Im Laufe des ersten Halbjahres wurden alle 10Terminals
mit Display-Geräten ausgerüstet.
19/70/14 Mitbenutzung der Anlage 360-91
des IPP Garehing
Die 1969 aufgetretenen Probleme (mehrfacher, längerer
Ausfall der Fernverbindung, ungenügende betriebliche
Koordination) waren seit Beginn 1970 gelöst, so
daß eine von größeren Störungen freie Benutzung der
Garchinger Anlage möglich war; unser Anteil betrug
im jahresmittel 27 %, er stieg in der zweiten jahreshälfte
auf über 30 %. Insgesamt zeigten die Erfahrungen,
die 1970 mit dieser Form der Datenfernverarbeitung
gemacht wurden, daß beim gegenwärtigen Stand
der Technik die zur Verfügung stehenden Möglichkeiten
bei dieser Fernbenutzung nicht denselben Grad
an Zuverlässigkeit und Verfügbarkeit bieten wie eine
lokale Anlage. Dies gilt umso mehr, je mehr es sich
bei den behandelten Aufgaben um anspruchsvolle,
komplexe DV-Anwendungen handelt; hierbei macht
sich der durch diese Betriebsform der Fernverarbeitung
eintretende Verlust des Informationskontakts
zwischen System und Benutzer besonders hinderl ich
bemerkbar.
201

19/70/2 Betrieb und Ausbau der integrierten
Meßdaten-DV-Anlagen
79/70/27 CALAS-Betrieb
Das zentrale Meßdaten-Erfassungs- und Verarbeitungssystem
CALAS wurde 1970 seiner ersten längeren
betrieblichen Prüfung unterzogen. Die dabei gewonnenen
Erfahrungen legten nahe, das Betriebssystem
BS-CALAS 68 zu ändern und zu ergänzen. Die
Arbeiten führten zu BS-CALAS 69.1, das im wesentlichen
modular aufgebaut wurde und eine im Betriebssystem
integrierte allgemeine Verwaltung der von
DVZ entwickelten Prozeßstandardelektronik enthält.
BS-CALAS 69.1 ist in einer vorläufigen Version mit
mehreren Experimenten seit Ende 1970 in Betrieb.
Diese Arbeiten werden 1971 weitergeführt und sollen
vor allem die Verdopplung des Kernspeichers der
TR 86 A-Rechner berücksichtigen.
Die DVZ Prozeßstandardelektronik wurde 1970 um
eine schnelle Datenübertragungseinheit erweitert (1
M-Bit/sec und Adernpaar). Sie ist ausgetestet und der
Fertigung übergeben.
Der Einführung von CAMAC als genormtes System
rechnergeführter Elektronik wurde Rechnung getragen.
Hierzu wurde eine spezielle Koppelelektronik
entwickelt sowie Vorschläge zur Realisierung einer
quellengesteuerten autonomen Dateneingabe im
Rechner erarbeitet (4305).
Alle von DVZ entwickelten standardisierten Elektroniken
wurden an Firmen im Raum Karlsruhe zur Fertigung
übergeben. über Lizenzverträge ist diesen Firmen
der freie Vertrieb erlaubt worden.
DVZ bezieht für den UTA-Rechner (TR 86 A Universelle-Test-Anlage)
sowie für die beiden NICOLE Rechner,
die in Grenoble am Hochflußreaktor zum Einsatz
kommen, die gesamte DVZ-Standardelektronik bei
diesen Firmen. Um diese Möglichkeit zu schaffen, war
eine umfangreiche Einarbeitung dieser Firmen durch
DVZ notwendig.
DVZ war mit einer Datenstation in Hannover auf der
Sonderschau "Physik im Experiment" vertreten. Die
Datenstation war über Post-Modems (Modulator­
Demodulator) und Wählleitung an CA LAS angeschlossen.
Hierzu entwickelte DVZ-Hard- und Software,
um die Datenfernverbindung zu ermöglichen.
79/70/22 CALAS-Ausbau
1970 wurden an CALAS mehrere Experimente angeschlossen
und in Betrieb genommen (Massenspektrometer
des IHCH, Magnetfeldmeßmaschine IEKP, Statistischer
Chopper IAK). Für eine Reihe anderer Experimente
wurde die Systemanalyse durchgeführt und
die notwendigen Hard- und Software-Entwicklungen
begonnen. Bereits im Betrieb befindliche Experimente
wurden an das neue Betriebssystem angepaßt, ergänzt
und verbessert.
19/70/3 Verkopplung räumlich getrennter
DV-Anlagen
79/70/37 Verkopplung konventioneller Rechner
Neben der Verbindung zur 360-91 in Garehing werden
im August die Außenstationen 360-20 in der Universität
Karlsruhe und zum Jahresende die 1130 im
Institut für Kerntechnik in Hannover an unsere Anlagen
angeschlossen. Mit der 360-20 der Universität liegen
bereits eingehende Betriebserfahrungen vor, die
erlauben, diese Verkopplung als einwandfrei funktionierend
zu bezeichnen. Daß hierbei die Schwierigkeiten,
von denen in 19/70/14 berichtet wurde, so gut
wie gar nicht auftreten, liegt in dem Umstand begründet,
daß hier, bedingt durch die viel geringere räumliche
Entferung ein engerer Kontakt zwischen Außenstation
und Zentrale möglich ist.
Für diese Datenübertragung zwischen Universität
Karlsruhe und Kernforschungszentrum wird im Rahmen
einer Übereinkunft zwischen Bundespost und
GfK nicht das übliche Übertragungsverfahren benutzt,
sondern eine von der Post neuentwickelte digitale
Übertragungstechnik eingesetzt. Dieses neue Verfahren
wird hier erstmals unter echten Betriebsbedingungen
über einen längeren Zeitraum erprobt.
79/70/32 Verkopplung von Rechnern zu
Lösung von Prozeßaufgaben
Die bisherigen Arbeiten haben im wesentlichen folgende
Ergebnisse:
- Erste Implementierungsstudien haben die grundsätzliche
Realisierungsmöglichkeit einer solchen
Kopplung rein hardwaremäßig und vom Gesichtspunkt
der Betriebssoftware aus aufgezeigt.
Der Fragen kreis der anwendungsorientierten Software-Bestandteile
einer solchen Kopplung ist noch
nicht untersucht (Datenarchivierung, Zugriff zu
den Daten, Kommandoinhalte etc.)
Die bisherigen Überlegungen zeigen, daß eine Realisierung
dieser Kopplung auf den zentralen DV­
Anlagen nur mit einem Entwicklungs- und Testaufwand
durchführbar ist, der zu einer untragbar hohen
Beeinträchtigung der Verfügbarkeit dieser Anlagen
für den eigentlichen Rechenbetrieb führen
würde.
Solange sich daher die Grundvoraussetzungen für eine
solche Kopplung nicht ändern, ist eine Realisierung
202

aus praktischen Gründen nicht möglich. Eine neue
Situation könnte sich ergeben, wenn es gelänge,
Kopplungsimplementierungen zu finden, die weniger
Eingriffe in das Betriebssystem erfordern (was wiederum
wohl eine Weiterentwicklung dieses Betriebssystems
durch den Hersteller zur Voraussetzung
hätte) oder wenn eine eigene, ausreichende DV-Anlage
ausschließlich für die Zwecke der Entwicklung
der Kopplung zur Verfügung stände.
19/70/4 System- und Betriebsorganisation,
Anwend ungsu nterstützung
System-Bereich
Hier waren die Arbeiten im wesentlichen bestimmt
durch die softwaremäßige Vorbereitung der Inbetriebnahme
des neuen Systems 360-85. Im einzelnen besonders
zu erwähnen ist hierbei:
Planung und Realisierung des neuen Betriebssystems
für das Zwei-Rechner-System 360-65 und
360-85.
- Planung und Realisierung der neuen Fernverbindungen
zur Universität Karlsruhe und Hannover.
Anpassung der bestehenden Software-Systeme
(2250 interakt. graphisches Display, Terminal­
System TCP) an die neuen Systeme. Diese Arbeiten
erwiesen sich als sehr viel umfangreicher und
schwieriger und zeigten eindringlich die Problematik
von eigenen Entwicklungsarbeiten im Bereich
der Basissoftware auf Anlagen, die primär dem
normalen Rechenbetrieb dienen.
Außer diesen durch die Umstellung der Hardware bedingten
Arbeiten ist zu erwähnen die Fertigstellung
der Software für zwei graphische Bereiche: 1. die in
TCP betriebenen Displaygeräte, 2. den neuen off-I ine
betriebenen mechanischen Digitalplotter.
Dazu treten eine ganze Reihe von Arbeiten, die zwar
oft im Einzelumfang klein sind, in ihrer Gesamtheit
aber erst eine vernünftige Benutzung der Anlagen ermöglichen
(Fertigstellung des Benutzerhandbuchs in
Form einer in der Anlage gespeicherten Datei, Verbesserung
der Fortran-Fehlerdiagnostik u. a. m.)
Anwendungsunterstützung
Auch hier können aus der Reihe der Einzelarbeiten
nur einige wenige aufgezählt werden, die typisch für
die behandelten Gebiete sind:
Entwicklung von Programmen zur Approximation
und Interpolation von Meßdaten.
Pflege und Ausbau von Standardprogrammen, Beschaffung
und Adaptierung externer Programme.
Mathematisch-methodische und programmiertechnische
Zusammenarbeit und Unterstützung anderer
Institute (mit IAK: statistischer und
Fourier-Chopper; mit IM F: automatisches Nullstellensuchprogramm;
mit IHCH: Auswertung von
Gamma-Spektren) .
Seminare über Ausgleich und Approximation von
Meßdaten.
Ausbildung
1970 wurde mit der Ausbildung von mathematischtechnischen
Assistenten begonnen. Diese Ausbildung,
die in der Regel die Reifeprüfung voraussetzt, schließt
nach 2 1/2 jäh ri ger Dauer mit ei ner Prüfu ng vor der
IHK ab. Ausbildungsstoff sind Programmieren und
Grundkenntnisse der Mathematik in einem Umfang,
der dem erfolgreichen Absolventen in praktisch allen
Bereichen der technisch-wissenschaftlichen DV-Anwendungen
eine Einsatzmöglichkeit als Fachkraft
mittlerer Qualifikation sichert.
Die Ausbildung begann am 1.9.1970 mit zunächst
14 Auszubildenden; es ist vorgesehen, pro Jahrgang
etwa 20 Assistenten auszubilden.
203

VERÖFFENTLICHUNGEN DER D VZ
IM JAHRE 1970
204

Die Abteilung Strahlenschutz und Sicherheit (Leitung: Priv.-Doz. Dr. H. Kiefer) ist
für den Strahlenschutz und die technische Sicherheit aufkonventionellem und nuklearem
Gebiet zuständig. Sie befaßt sich neben allgemeinen Strahlenschutz- und
Sicherheitsaufgaben mit Forschungs- und Entwicklungsvorhaben auf den Gebieten
der Strahlenschutzmeßtechnik, der Spaltjod-Adsorbermaterialien und -Filter und
der Erfassung der mikroklimatischen Verhältnisse in der Umgebung des Kernforschungszentrums
zur Ermittlung der Ausbreitung radioaktiver Aerosole und Gase.
20
Abteilung
Strahlens[hutz
und Sicherheit
(ASS)
Der Abteilung Strahlenschutz und Sicherheit gehörten am 37. 72. 70 79 Akadem/~
ker, sieben Ingenieure, 98 sonstige Mitarbeiter und 72 Strahlenschutzassistentinnen
in Ausbildung an. Davon waren 5 Akademiker, ein Ingenieur und neun sonstige
Mitarbeiter mit Forschungs- und Entwicklungsarbeiten beschäftigt.
20/70/1 Verbesserung der Methoden und
Geräte zur Dosimetrie
Die Arbeiten auf dem Gebiet der Neutronendosimetrie
konzentrierten sich auf die nichtphotographische
Kernspurregistrierung in Polycarbonatfolien und auf
die Entwicklung eines Arsen-Phosphatglases, welches
nach einem Kritikalitätsunfall die Gesamtdosis anzeigen
soll.
Die Verwendung von Makrofol E als Festkörperspurendetektor
zeigte bei der mikroskopischen Auszählung
neutronen induzierter Rückstoßkerne und a-Teilchen
gute dosimetrische Nachweisverhältnisse. Es
wurden Ätz- und Auszählmethoden erarbeitet, die
neutronendosimetrischen Eigenschaften des Detektors
untersucht und eine Anordnung erprobt, welche
mittels eines Gürtels aus einer Makrofol-Folie die
Körperorientierung während eines Kritikalitätsunfalls
zu ermitteln gestattet (3826).
Als Ergänzung oder Ersatz bisher verwendeter Resonanzdetektoren
wurde Arsen als Aktivierungsdetektor
für mittelschnelle und langsame Neutronen gewählt.
Es wurde der effektive Wirkungsquerschnitt der (n,
'Y)-Reaktion ermittelt, Vergleichsmessungen mit Resonanzdetektoren
durchgeführt und die dosimetrischen
Eigenschaften eines - in Zusammenarbeit mit der
Fa. Jenaer Glaswerke, Schott in Gen., Mainz, - entwickelten
Arsen-Phosphatglases zum gleichzeitigen
Nachweis schneller, mittelschneller und langsamer
Neutronen für versch iedene Unfallspektren experimentell
untersucht (3826). Die Bestrahlungsreihen
mit diesen neuen Detektoren erfolgten am Health
Physics Research Reactor in Oak Ridge/USA und im
Rahmen eines IAEA Research Agreements in Valduc
/Frankreich (3827).
Auf dem Gebiet der Phosphatglasdosimetrie wurden
die Möglichkeiten einer Anwendung der differentiellen
Fluoreszenzmessung in der Personendosimetrie
zur Ermittlung der Dosis, der Strahlenquaiität und
der Strahleneinfallsrichtung anhand von Phantommeßreihen
systematisch untersucht und ein entsprechendes
Auswertegerät gebaut, welches ein zylindrisches
Glas in drei verschiedenen Richtungen automatisch
abtastet (3817).
20/66/2 Entwicklung von Meßverfahren zur
Regelung der radioaktiven Ableitung
und zur überwachung der
Umgebung
Das Meßprogramm zur überwachung der Umgebung
umfaßt die Entwicklung von Methoden zur Bestimmung
geringster Aktivitäten insbesondere von
Jod-131 und Krypton-85 in der Luft im Beisein von
Stärstrahlen.
Für die Messung geringer Jodaktivitäten nach Anreicherung
in flachen Adsoptionsproben von ca. 5 cm
Durchmesser erwies sich eine Kombination von zwei
205

Abb. 1 a:
Nichtfotografische
Kernspurregistrierung.
Neutroneninduzierte
Ätzgruben von
KohlenstoffRückstoßkernen
und a-Teilchen
in einer Polycarbonatfolie
nach Bestrahlung
mit Spaltneutronen.
r=""
o 10 20 30 40
in 41T-Geometrie angeordneten Na J(TI)-Detektoren
mit Amplitudenaddition gleichzeitig auftretender Impulse
als optimale Anordnung. Die Nachweisgrenze
für Jod-131 betrug etwa 2 x 10- 12 Ci bei einer Meßzeit
von 1000 min. Diese Arbeiten werden 1971 fortgesetzt
mit dem Ziel, unter zusätzlicher Anwendung
von ßIr-Koinzidenzen die bisher gewonnenen Ergebnisse
zu verbessern.
Zur diskontinuierlichen Aktivitätsmessung von
Krypton-85 wurde ein Trennverfahren unter Ausnutzung
der Adsoption des Kryptons an gekühlter
Aktivkohle entwickelt. Die nachfolgende Messung erfolgt
in einem Gasfüllzählrohr. Testversuche mit
Krypton-85 m ergaben eine Ausbeute von etwa 80 %.
Für eine Direktmessung von Krypton-85 wurde eine
Kombination von Großflächenzählern zur gleichzeitigen
Diskriminierung von Argon-41 aufgebaut und erprobt.
Eine Kalibrierung mit Krypton-85 und Argon-41
so 11 1971 erfolgen.
20/69/3 Ermittlung der Ausdehnung und
der Aktivität einer Ar-41-Abluftfahne
Die Arbeiten mit dem Mehrfach-Gamma-Teleskop
wurden Anfang 1970 erfolgreich abgeschlossen
(KFK 1365 vom Februar 1971, S. 90 ff.).
20/68/4 Abscheidung von Spaltjod durch
Jodfilter
Spaltjod, das beim Betrieb von Reaktorstationen und
Wiederaufarbeitungsanlagen oder bei einem Reaktorstörfall
freigesetzt werden kann, bestimmt weitgehend
die Strahlenbelastung der Bevölkerung in der
Umgebung einer derartigen kerntechnischen Anlage.
Jodfilter, die mit imprägnierter Aktivkohle ausgestattet
sind, können wegen niedriger Desorptionstemperaturen
und Brennbarkeit nur in einem beschränkten
Temperaturbereich eingesetzt werden und versagen
infolge von Vergiftung und Entzündung in stickoxidhaitigen
Abgasen vollständig. Für GaU-Umluftfilter in
Reaktorsicherheitsbehältern und Abluftfilter von Wiederaufarbeitungsanlagen
müssen neue spaltjodadsorbermaterialien
auf anorganischer Basis entwickelt
werden. Das Zeitstandverhalten von Aktivkohlefiltern
an bestehenden Reaktorabluftanlagen ist aufzuklären,
die Leistungsfähigkeit der Filter muß durch geeignete
Prüfverfahren kontrolliert werden (3828).
Die Untersuchung der Silberform von Molekularsieben
wurde in bezug auf die Reinigung der Abgase von
Wiederaufarbeitungsanlagen fortgesetzt. Es zeigte
sich, daß dieses Material wegen seiner Säureempfindlichkeit
bei höheren Stickoxidgehalten nur bedingt
eingesetzt werden kann. Auf der Basis von säurefesten
Katalysatorträgern wurden deshalb Adsorbermaterialien
entwickelt, die hohe Abscheidegrade in
206

Abb. 1 b:
Nichtfotografische
Kemsplirregistrierlil1g.
Nelitrol1enil1dlizierte
ÄtzgrubeIl VOll
Kohlel1stoff-Riickstoßkemel1
lil1d a-Teilchel1
il1 eil1er Polycarbol1atfolie
l1ach Bestrahllil1g
mit Spaltl1elitrol1el1
mit 14 MeV-Nelitrol1en.
Feuchtluft und stickoxidhaitiger Luft in dem bisher
untersuchten Temperaturbereich zwischen 30°C und
300°C zeigten. Außerdem ist die zur Imprägnierung
benötigte Silbermenge wesentlich geringer als zur Herstellung
der Silberform von Molekularsieben (3829).
Die dadurch mögliche Kostenreduzierung ist besonders
bei einem Einsatz in GaU-Umluftfiltern, die große
Adsorbermengen benötigen, von Bedeutung. Eigene
Jod-Desoptionsuntersuchungen an Aktivkohlen bei
Temperaturen, die im Adsorbermaterial eines GaU­
Umluftfilters erwartet werden müssen, belegten die
Notwendigkeit zur Entwicklung eines neuen, temperaturfesten
Adsorbermateriales.
Für den Einsatz in Jodfilterabluftanlagen wurden imprägnierte
Aktivkohlen unter Standard- und GaU-Bedingungen
geprüft. Außerdem wurden Aktivkohleproben
aus bereits in Betrieb befindlichen Abluftanlagen
und aus Zeitstandsversuchen am beabsichtigten
Standort des BASF-Reaktors auf ihr Abscheidungsverhalten
gegenüber organisch gebundenem Spaltjod
untersucht. Es zeigten sich starke Vergiftungserscheinungen,
z. B. ein Absinken des Abscheidegrades
unter GaU-Bedingungen von 98,8 % auf 26 % nach
einer Betriebszeit von 6 Monaten für die 1. Filterbank
eines Jodfilters. Aufgrund der Meßergebnisse wurde
das Programm zur Prüfung des Zeitstandsverhaltens
unter Einbeziehung von silberimprägnierten Molekularsieben
und Katalysatorträgern als anorganische
Jodadsorbermaterialien wesentlich erweitert. Richtlinien
und Konstruktionsunterlagen für die Ausrüstung
von Jodfilteranlagen mit Adsorbermaterial­
Prüfstrecken wurden erarbeitet und an die Industrie
übergeben. Derartige Bypass-Prüfstrecken werden in
Zukunft zur Standardausrüstung der Jodfilteranlagen
von neuen Kraftwerksreaktoren gehören und in Verbindung
mit den vor Ort-Prüfungen zur Kontrolle der
Jodfilterleistung beitragen.
Vor-art-Prüfungen und Wiederholungsprüfungen von
GaU-J odfilteranlagen wurden in verschiedenen Reaktorstationen
durchgeführt.
Nachdem l-aboruntersuchungen der z. Z. in kerntechnischen
Anlagen üblichen Atemschutzfilter eine hohe
Durchlässigkeit für organisch gebundenes Spaltjod
zeigten, wurden von verschiedenen Filterherstellern
neue Atemschutz-Filterpatronen mit ausgesuchten
KJ-imprägnierten Aktivkohlen hergestellt. Die Prüfung
dieser Filterpatronen in einem Prüfstand, der mit
einer Membran- bzw. Kolbenlunge ausgerüstet wurde,
ergab Durchlässigkeiten

VERÖFFENTLICHUNGEN DER ASS
IM JAHRE 1970
1862 fER, H.; MAUSHART, R.; MEJDAHL, V.
latlon Protection Dosimetry.
n: Attlx, f.H., Roesch, W.C., Tochllin, Ed.
,eds]: Radiation Dosimetry. 2.ed. Vol.3. New
York(usw.]: Academic Pr.1969. S.557-616
Deu he Uebe zung:
tr ut en.
3815 KIEfER, H.: MAUSHART, R.
Radiation Protection Measu
(Engl.Uebers.von: Strahlens
Oxford(usw.]: Pergam
3816 KIEFER, H.; MOEHRLE,
Erfahrungen ei
Transuranen_
EUR
FESSL . " IESCH, E.
Eine 2000-Ci-Caesium-Bestrahlungsanlage fuer
Kalibrlerzwecke.
Kerntechnik, 12(1970) S.298-302
KFK-1287 (Juli 70)
3138 PIESCH, E.
AnWendung der Interferenzkontrast-Mikroskople
zur Kernspurregistrierung In Festkoerpern.
Zelss-Informationen, 18(1970) S.58-60
KFK-1246 (April 70)
3691 HEIST, E.; STAEBLEIN, G.
Fernmesseinrichtung mit einer Zentralstation
und davon entfernten, die Radioaktlvltaet
ueberwachenden Messstationen.
DBP 1 616 872 (21.1.1970)
3810 HUEBSCHMANN, W.; LENHARDT, H.
Bestimmung der dynamischen Eigenschaften
eines Schalenstern-Anemometers.
KFK-1250 (Ju1 i 70)
3811 KIEfER, H.
Ausbildung
Second International Congress of the
International Radiation Protection
Associatlon, Brighton, May, 3-8, 1970
3812 KIEFER, H.
Einhaltung der Vorschriften und der Nachweis
der Strahlung.
SVA-Tagung: Sicherheit von Kernkraftwerken
und die Probleme der Radioaktlvitaet, Bern,
5.-6.11.1970
Neue Technik, B5(1970) S.172-75
3813 BOlENDER, E.; COMPER, w.; DIERKES, L.;
DIETRICH, E.; EDELHAEUSER, H.; ELBEL, H.;
FESSLER, H.; HEIST, E.; HELM, W.;
HUEBSCHMANN, W.; KIEFER, H.; KOELZER, w.;
KOENIG, L.; PIESCH, E.; SCHMITT, A.;
SCHUETTELKOPF, H.; STAEBLEIN, G.: WILHELM,
J.; WINTER, M.
Jahresbericht 1969 der Abteilung
Strahlenschutz und Sicherheit.
KFK-115B (Maerz 70)
3814 KIEFER, H.; KOENIG, L.A.; WINTER, M.
Untersuchung der atmosphaerischen Ausbreitung
mit Hilfe von Tritium.
Kerntechnik, 12(1970) S.212-18
3818 KOENIG, L.A.
Experl ence in R
a Major Contamlna n Incident.
Second International Congress of the
International Radiation Protection
Assoclation, Brighton, May 3-8, 1970
Health Physics, 19(1970) S.149
3819 KOENIG, L.A.
Erfahrungen bei der LUftueberwachung auf
radioaktive Aerosole.
Atompraxis, 16(1970) S.320-24
KFK-1221 (Sept./Okt. 70)
3820 KOENIG, L.A.
Der Beitrag austauscharmer Wetterlagen zur
Strahlenbelastung der Umgebung
kerntechnischer Anlagen.
KFK-1336 (Dezember 70)
3821 LINDACKERS, K.H.; AURAND, K.: HUG, 0.;
KIEFER, H.; KRAEMER, H.; SEETZEN, J.
Kernenergie: Nutzen und Risiko.
Stuttgart: Dt.Verl.-Anst. (1970) 207 S.
3822 MAUSHART, R.; PIESCH, E.
Die Messung energiearmer Roentgenstrahlung im
praktischen Strahlenschutz.
Euratom-Svmposium ueber
Strahlenschutzprobleme bei der Emission
parasitaerer Roentgenstrahlung von
elektronischem Geraet. Toulouse,
3.-6.November 1970.
3823 PIESCH, E.
Neuere Methoden der
Kritikalitaetsunfalldosimetrie.
Atompraxis, 16(1970) Heft 5
Direct Information Strahlenschutz 2/70
3824 PIESCH, E.
Personnel Monitoring with
Radiophotoluminescent Dosimeters.
International Summer School on Radiation
Protection, Cavtat, Yugoslavia, September
21-30, 1970
KfK-Ext.20/70-2
3825 PIESCH, E.
New Development and Aspects in Phosphate
Glass Doslmetry.
International Summer School on Radiation
Protectlon, Cavtat, Yugoslavia, September
21-30, 1970
KfK-Ext.20/70-1
208

JACOBI, W.; SCHIKARSKI, W.; WIlHElM, J.
Tagungsbericht ueber das IAEA-Symposium:
Untersuchungen und Erfahrungen ueber die
Aehandlung radioaktiver LUftverunreinigungen,
26.-30.August 1966, New York.
Staub, 29(1969) S.123-26
KIEfER, H.; PIESCH, E.
Verfahren zur Auswertung von
Radiophotolumineszenz­
Strahlungsmesselementen und VorrIchtung zu
seiner Durchfuehrung.
DAP 1 569 665 (6.10.1970)
Frankreich 1 593 771 (1.6.1970)
209

Die Abteilung Dekontaminationsbetriebe (Leitung: Dr. Krause) befaßt sich mit den
Fragen der Behandlung und Beseitigung flüssiger und fester radioaktiver Abfälle, der
Dekontamination von Geräten sowie der Behandlung nichtaktiver konventioneller
Abwässer. Sie gliedert sich in drei Gruppen:
Die Betriebsgruppe führt routinemäßig die Serviceleistungen auf dem Abfallsektor
für das gesamte Zentrum einschließlich der WAK durch.
In der Laborgruppe werden Forschungsarbeiten durchgeführt mit dem Ziel, die
bereits angewandten Verfahren der Abfallbehandlung zu verbessern, wirtschaftlicher
zu gestalten sowie neue Verfahren bis zur technischen Reife zu entwickeln.
Einen Schwerpunkt der Arbeiten bildet z. Z. die Verfestigung hochaktiver
Spaltproduktlösungen.
In der Projektgruppe werden die verfahrenstechnischen Fragen der Abfallbehandlung
bearbeitet, wobei z. Z. auch hier die Verfestigung hochaktiver Spaltprodukte
eine der Wichtigsten Aufgaben ist. Einen weiteren Schwerpunkt stellt
die Endlagerung radioaktiver Abfii/le dar.
21
Abteilung
Dekontaminations­
Betriebe
(ADB)
Die ADB beschäftigte am 37.72. 70 77 Akademiker, 8 Ingenieure und 770 sonstige
Mitarbeiter. Hiervon sind 8 Akademiker, 5 Ingenieure und 74 sonstige Mitarbeiter
unmittelbar mit Forschungs- und Entwicklungsaufgaben beschäftigt.
Die Abteilung Dekontaminationsbetriebe arbeitet aufeiner Reihe von Gebieten mit
auswärtigen Stellen zusammen. So wurde mit dem CEA (Commissariat cl l'Energie
Atomique) ein regelmäßiger Erfahrungsaustausch auf den Gebieten Behandlung
fester und flüssiger Abfälle sowie Spaltproduktverfestigung vereinbart. Auf dem
letztgenannten Sektor findet auch ein Erfahrungsaustausch mit der KFA jü/ich
sowie eine Zusammenarbeit mit dem HMI (Hahn-Meitner-Institut) Berlin statt. Ein
Teil der Arbeiten wird im Rahmen des Arbeitskreises Brennstoffaufarbeitung durchgeführt
und koordiniert.
Auf dem Gebiet der Endlagerung radioaktiver Abfälle gibt es eine fest vereinbarte
Arbeitsteilung zwischen der GfK und der GSF (Gesellschaft für Strahlen forschung)
München sowie eine Zusammenarbeit mit dem Institut für Elektrische Anlagen der
TH Aachen, der Bundesanstalt für Bodenforschung und dem geologischen Landesamt
Freiburg. Größere technische Projekte werden in Zusammenarbeit mit der
Abteilung Reaktorbetrieb abgewickelt.
21/70/1 Behandlung radioaktiver Flüssigkeiten
Zerstörung von Salpetersäure
Die Versuche zur Zerstörung von Salpetersäure mit
Ameisensäure wurden fortgesetzt und Ende 1970 erfolgreich
auf die Konditionierung von hochaktiven
Abfall-Lösungen (1 WW) für die Aktinoiden-Abtrennung
ausgedehnt.
Die Möglichkeit der Entfernung von NO aus Abgasströmen
mit Hilfe von Ameisensäure wurde weiter
verfolgt. Nach vorgeschalteter Aufoxidation zu NOz,
die zum Beispiel durch Durchleiten des Abgases durch
die zu denitrierende Abfall-Lösung erfolgen kann,
wird in Waschkolonnen mit Ameisensäure eine gute
Reduktion zu Nz0 erzielt. Eine Reihe von Kationen
übt hierbei eine katalytische Wirkung aus, was in genaueren
Untersuchungen noch geklärt werden soll.
Da das Denitrierungsverfahren als Prozeßstufe bei der
Verfestigung hochaktiver Abfälle eingesetzt werden
soll, wurden im Labormaßstab Methoden zur Prozeßsteuerung
und Kontrolle untersucht, wobei sich die
Messung von Redoxpotentialen als besonders geeignet
herausstellte.
Zur Erprobung des Denitrierungsverfahrens wurde
eine halbtechnische Anlage konzipiert und gebaut, die
sowohl chargenweise (50 I) als auch kontinuierlich betrieben
werden kann. Diese Anlage wurde in einer
abgeschirmten Kabine erstellt, die ein Betreiben unter
Fernbedienung gestattet. Halbtechnische Denitrierungsversuche
sind für 1971 vorgesehen.
211

Abb.1:
Halbtecl1l1ische Anlage zur
Denitrierzmg von radioaktiven
Abfallösungen und zur
Verseifllng von TBP-haltigen
Abfallösungen für 50 I
Chargen.
Behandlung von TBP-haltigen organischen Abfall-Lösungen
Das in Laborversuchen entwickelte Verfahren der alkalischen
Verseifung von Tributylphosphat (TBP)
wurde im halbtechnischen Maßstab in der vorerwähnten
für die Zerstörung von Salpetersäure entwickelten
Anlage, an 50 I Chargen von inaktiven und schwachradioaktiven
Extraktionsm ittel-Abfällen (rund
1000 I) erfolgreich erprobt. Das in gesättigten Kohlenwasserstoffen
gelöste TBP (20 - 30 vol %) wurde
dabei innerhalb von 5 Stunden bei Siedetemperatur
mit NaOH (50 %) verseift und gleichzeitig das gebildete
Butanol abdestilliert. Nach der Verseifung wurde
die Koh lenwasserstoffphase von der wäßrigen Phase
getrennt und ohne Schwierigkeiten gemeinsam mit
dem Butanol in der Versuchs-Apparatur für die Lösungsmittel-Verbrennung
verbrannt. Die wäßrige Phase,
die den überwiegenden Anteil an Aktivität sowie
das gebildete Natriumphosphat enthält, wurde in der
Abwasserdekontam inationsanlage verfestigt. In den
organischen Phasen wurden DF-Werte von ~ 10 3 erzielt,
der Volumenreduktionsfaktor für 30 %ige TBP
Lösungen lag bei 3. Zum Abschluß der Untersuchungen
sollen diese Werte 1971 mit echten, degradierten
Prozeßabfällen aus der Wiederaufarbeitung überprüft
werden.
Aufgrund der im Labor- und halbtechnischen Maßstab
erzielten Ergebnisse, wurde eine technische Anlage
konzipiert, deren Bau 1971 erfolgen wird.
212

Ozonisierung radioaktiver Abwässer
Die Versuche zur Ozonisieru ng beschränkten sich auf
orientierende Untersuchungen an einigen Modell­
Lösungen, wie sie bei der Abtrennung von Aktinaiden
aus hochaktiven Abfallösungen erwartet werden. Dabei
konnte gezeigt werden, daß Milchsäure und Nitrilotriessigsäure
durch Ozon nur bis zur Essigsäure
oxidiert werden. In Gegenwart von simulierten hochaktiven
Wiederaufarbeitungs-Abfall-Lösungen (1 WW)
wurde eine gewisse Rutheniumflüchtigkeit beobachtet,
die im stark sauren Gebiet deutlicher ausgeprägt
war, als im schwach sauren Gebiet (PH 1 - 3).
Wegen des relativ großen Ozonbedarfs bei hoher Konzentration
sollen Ozonisierungsversuche auch zukünftig
vorerst nur auf den Labormaßstab und spezielle
Abfall-Lösungen beschränkt bleiben.
Beseitigung radioaktiver Abwässer durch Einpressen
in poröse Schichten des tiefen Untergrundes
Die Vorarbeiten zur geologischen Erkundung der zum
Einpressen radioaktiver Abwässer vorgesehenen Formationen
haben sich verzögert. Ende 1970 wurde gemeinsam
mit dem Geologischen Landesamt Freiburg
und dem Geologischen Institut der Universität Heidelberg
ein Plan für die beschleunigte Durchführung der
Untersuchungen entwickelt.
21/70/2 Gerätedekontamination
Die Arbeiten über die Gerätedekontamination in der
Dampfphase wurden im Berichtsjahr weitergeführt.
Dabei konnte gezeigt werden, daß die Restaktivität
bei der Dekontamination im aufsteigenden Dampf
regelmäßig um etwa eine Größenordnung niedriger
liegt als beim Eintauchen in die entsprechende Dekontaminationslösung
von 60°C, wenn mit Salpetersäuredämpfen
(2 bis 4 m) unter Zusatz von wasserdampfflüchtigen
und säurebeständigen fluoraliphatischen
Verbindungen zur Verminderung der Oberflächenspannung
gebeizt wird (z. B. Mischungen der
Ammoniumsalze vollständig fluorierter Perfluorcaprylsäuren
0,01 - 0,02 %). Diese Dekontaminationsergebnisse
wurden an austenitischen Edelstählen
erzielt, die mit Spaltnukliden (l 37 Cs, 90SrjY,
144Ce/Pr) und Korrosionsnukliden (51 Cr, 54 Mn,
59Fe und 60Co) nach abgestuften Kontaminationsverfahren
(Eintrocken- bzw. Einwirkverfahren mit anschließender
Wärmenachbehandlung bei 200°C bzw.
450°C) kontaminiert worden waren. Ende 1970 wurden
erste Dekontaminationsversuche durch Beizung
von Metallplättchen mit gasförmigen Reagenzien begonnen.
Gute Erfolge konnten bei trockenen Salzsäure-Stickstoffgasmischungen
im Temperaturbereich
100 - 300°C erzielt werden.
21/70/3 Verfestigung radioaktiver Rückstände
Fixierung in Bitumen
1970 wurden die Untersuchungen zur Bestimmung
der Produkteigenschaften von Bitumen/Salz-Gemischen
fortgesetzt. Bei Auslauguntersuchungen in
Abhängigkeit von Konzentration und Zusammensetzung
der fixierten Salze konnte bei einem Teil der
Produkte das Auslaugverhalten in destilliertem Wasser
bereits über eine Periode von 2 Jahren verfolgt werden.
Produkte mit geringem Salzgehalt (~1 %) und
Produkte mit hohem Salzgehalt, welche mit einer
5 mm starken Schutzbarriere aus reinem Bitumen umgeben
waren, sind in destilliertem Wasser auslaugbeständig.
Der Zerteilungsgrad der fixierten Salze hat
einen deutlichen Einfluß auf die Auslaugbarkeit: Produkte,
mit gröberen Kristallen werden stärker ausgelaugt.
Auslaugversuche unter erhöhtem Druck haben
Bedeutung für die in anderen Ländern vorgesehene
Meeresversenkung von Bitumen-Produkten. Es konnte
eine deutliche Volumenstauchung beobachet werden.
Die Versuche sollen fortgesetzt werden.
Bei Bestrahlungsversuchen mit 10 MeV-Elektronen an
Bitumen und Bitumen/Nitratsalz-Gemischen unter
Einschluß in Ampullen (10- 3 Torr) wurde das freigesetzte
Radiolysegas gaschromatographisch bestimmt.
Für einige Proben wurde bei einer integralen Dosis
von 2,7 x 10 8 rad das spezifische Radiolysegasvolumen
zu 2 ml/g Produkt ermittelt.
In die Untersuchungen der Brenneigenschaften von
Produkten mit hohem Nitratsalzgehalt wurde auch
der Einfluß von Schwermetallsalzen und Natriumnitrit
einbezogen. Außerdem wurden die Versuche auf
bestrahlte Produkte (10 MeV-Elektronen, integrale
Dosis 1,5 x 10 8 rad) ausgedehnt. Neben den im Laboratorium
mit kleinen Probemengen durchgeführten
Abbrandversuchen wurden einige Versuche mit
15 kg-Chargen zusammen mit dem Institut für Chemie
der Treib- und Explosivstoffe, Berghausen, durchgeführt.
Dabei konnte erneut gezeigt werden, daß die
Bitumenprodukte schwer entflammbar sind und zunächst
ruhig (d. h. wie reines Bitumen) abbrennen
und erst gegen Ende zu einem heftigen Abbrand neigen.
Die Untersuchungen werden auf Abbrandversuche
mit original-300-kg-Chargen in 200 I Fässern
ausgedehnt.
Einschluß hochaktiver Spaltproduktlösungen
in Glas
Die Untersuchung von Borosilikatgläsern auf Filtrolitbasis
wurden fortgesetzt und auf simulierte Abfallösungen
aus der MTR-Brennstoff-Aufarbeitung ("'" 2 M
AI(N0 3 h/l, ~ 1 M HN0 3 /1) ausgedehnt. Es wurden
einwandfreie Gläser mit höherem AI-Gehalt erschmol-
213

Abb.2:
Aufbau der inaktiven Pilotanlage
zur Verfestigung
von Spaltproduktlösungen
1 Vorlagebehälter
2 Spriihkalzinator
3 Glasschmelzofen
4 Temperofen
5 Aus dem Ofen
ausgefahrener
Gaslagerungsbehälter
6 MF-Induktor
mit Regelteil
zen, deren Schmelztemperatur unter + 1200°C lag.
Außerdem wurden auch bei Probeschmelzen mit Kalzinaten,
die im Versuchsbetrieb des Sprühkalzinators
erhalten wurden, einwandfreie Gläser hergestellt.
Die Untersuchungen der Wärmeleitfähigkeit von Borosilikatglas
im Temperaturbereich zwischen + 20 und
+ 450°C ergaben Werte um 1,22.10- 2 [W/cm 0c], wobei
die Glasproben in diesem Bereich nur einen sehr
geringen Anstieg der Wärmeleitfähigkeit mit der Temperatur
zeigten. Bei Messungen der Wärmeleitfähigkeit
von Steinsalzproben aus dem Salzbergwerk Asse
wurde eine Abnahme der Wärmeleitfähigkeit mit zunehmender
Temperatur festgestellt (von 4,85.10- 2
[W/cm 0c] bei + 80°C auf 1,78.10- 2 [W/cm 0c] bei
+ 500°e). Zur weiteren Charakterisierung der Glasschmelzen
und Gläser wurden Viskosität, Schmelzpunkt,
elektrische Leitfäh igkeit, Diffusionsvorgänge
und Auslaugbeständigkeit an verschiedenen Proben
gemessen.
In Fortsetzung der Untersuchungen zur Ausbreitung
von Radioisotopen in Salz wurden Diffusionskoeffizienten
für Sr-Y, Ru-Rh und Ce-Pr ermittelt. Die
Diffusionskoeffizienten nehmen im untersuchten
Temperaturbereich 400°C mit der Wertigkeit bzw.
der Ionengröße ab und sind allgemein relativ niedrig:
Die mittlere Eindringtiefe in NaCI beträgt für das
schnellste Ion (Sr2+) in 300 Jahren nur einige Millimeter
(D s =l 0- 12 cm 2 ·sec- 1 ). Bei Temperaturen über
400°C werden die Untersuchungen durch die Sublimation
von NaCI und die Flüchtigkeit von Cs und Ru
erschwert. Außerdem zeigen die Salzproben infolge
der Erwärmung Volumendeformationen, was mit
großer Wahrscheinlichkeit auf Rekristallisationsvorgänge
zurliekzuführen ist. Die vollständige Entfernung
des Wassers ist von großer Bedeutung, da die Salzproben
sonst detonationsähnlich zerspringen können.
Die Diffusionskoeffizienten liegen für Glas und Salz
in der gleichen Größenordnung. Eine weitere Herabsetzung
kann über die Zwischenbarrieren erreicht werden,
da ein unvollständiger Kontakt zwischen zwei
festen Phasen bzw. eine weitere Zwischenphase eine
wesentliche Verzögerung des Übergangstransportes
bewirkt. Die Untersuchungen über Diffusions- und
Transportvorgänge sollen mit hochaktiven Glasproben
fortgesetzt werden.
Die Montage der hochaktiven Laborglasschmelzanlage
in eine heiße Zelle wurde abgeschlossen. Erste Betriebserfahrungen
führten zu einigen Umbauarbeiten
für die weitere Steigerung der Betriebssicherheit der
Anlage. Nach Abschluß der Vorbereitungsarbeiten für
einen Strahlungs-Abschirmtest soll nunmehr die amtliche
Abnahme der Anlage erfolgen.
Der Aufbau des Sprühkalzinators wurde abgeschlossen
und der Probebetrieb dieses Anlagenteils begonnen.
Bis Ende 1970 wurden 20 Probeläufe mit einer
simul ierten inaktiven 1 WW Lösung unter Zusatz von
Glasbildnern durchgeführt (mittlerer Durchsatz 9 I/h).
Bei einer Umlaufdampftemperatur von + 600°C beträgt
die Temperatur in der Mitte des Kalzinatorturmes
ca. + 450°C; sie entspricht damit etwa der Betriebstemperatur
der in USA verwendeten wand be-
214

heizten Kalzinatoren. Die Wandtemperatur lag etwas
tiefer als in der Kalzinatormitte. Durch diese Temperaturverhältnisse
wurde die Ablagerung des trockenen
Kalzinats an den Wänden des Kalzinatorturmes
auf ein Minimum reduziert. Das Kalzinat zeigte einen
Restwassergehalt von ca. 3 % und einen Kalzinierungsgrad
zwischen 45 und 73 %. Schwierigkeiten
mit den Dampferhitzern der ersten Generation wurden
inzwischen durch den Einsatz von verbesserten
überhitzern behoben. In Korrosionsversuchen erwies
sich Werkstoff No. 4841 als geeignetes überhitzermaterial.
Die aus einem Zyklon- und Sintermetall­
Kerzenfilter bestehende Abgasreinigung arbeitete einwandfrei.
Die dem Kalzinator nachgeschaltete Glasschmelzanlage
wurde montiert und soll im Jahre 1971 in Betrieb
genommen werden.
zwei Dritteln AI 20 3 und ein Drittel Si02 entsteht,
die 23 %Spaltproduktoxide und 10 % Na20 enthält;
das Natrium gelangt im Laufe des Wiederaufbereitungsprozesses
in die Spaltproduktlösung. Derart zusammengesetzte
Reaktionsprodukte sind kristallin
und enthalten nach Röntgenbeugungsaufnahmen ß­
Aluminiumoxid (NaAl l1 0 17 ) und Nephelin ([Na, K]
AISi0 4 ). Durch Zusätze wie Fe203 oder CaO läßt
sich der Schmelzpunkt erniedrigen, ohne daß der kristalline
Charakter des Endproduktes beeinträchtigt
wird. Auf diese Weise wird die Bildung kompakter,
porenfreier Blöcke begünstigt.
Fixierung hochaktiver Spaltprodukte durch
Thermitverfahren
Die Versuche zur Fixierung von Spaltprodukten im
Reaktionsprodukt einer aluminothermischen Reaktion
wurden in einer abgeschlossenen Apparatur, bestehend
aus einer Reaktionskammer, einer Dosiervorrichtung
und einem keramischen Filter fortgesetzt.
Der Reaktionsablauf wurde so gewählt, daß zunächst
ein kleiner Anteil der Thermitmischung gezündet und
dann bei ablaufender Reaktion der Rest weiter zudosiert
wurde. Die stark rauchhaitigen Abgase sollten
von einem durchgesaugten Luftstrom mitgeführt und
in einem Filter von Feststoffen befreit werden. Die
Versuche zeigten, daß die Reaktion in der vorgesehenen
Weise durchführbar ist; lediglich die Abgasreinigung
muß durch ein anderes Prinzip ersetzt werden.
Die Thermitmischung enthält als Partner für die
wärmelieferende Reaktion entweder Nitrat/Aluminium
oder Eisenoxid/Aluminium, wobei Aluminium
in beiden Fällen teilweise durch andere Metalle
ersetzt werden kann.
Bei der Verwendung von Nitraten entstehen gasförmige
Reaktionsprodukte, die zum Verspritzen führen
können sowie die Bildung beträchtlicher Mengen
Rauch begünstigen, der durch intermediäre Bildung
von Aluminiumsuboxiden entsteht. Die Reaktion mit
Eisenoxid hat den Vorteil, daß die Verflüchtigung von
Gasen und Feststoffen beträchtlich geringer ist, und
die Nachteile, daß die Spaltproduktnitrate zuvor in
Oxide übergeführt werden müssen und daß sich ein
Regulus von elementarem Eisen bildet, der einen Teil
der leicht reduzierbaren Spaltprodukte aus der
Schmelze extrahieren kann. Beide Reaktionsweisen
sollen weiter untersucht werden.
Es hat sich als günstig erwiesen, die Reaktionsmischung
so zusammenzusetzen, daß eine Matrix aus
5,0
3,0
2,0
1,0
Abb.3:
100
200
300
.00
18016-Glas
500 600
Pyrex - Glas
NaCI
~ T['Cl
Wärmeleitfähigkeit von Borosilikatglas, pyrexglas und Steinsalz
als Funktion der Temperatur
215

21/70/4 Kaverne
Die Auswertung der Ergebnisse der Versuchsbohrung
durch den Bohrunternehmer und einen Gutachter ergab,
daß an der untersuchten Stelle ein Großbohrloch
für eine Kavernenanlage mit ausreichender Sicherheit
abgeteuft werden kann. Um bei der vorliegenden
Schichtenfolge eine einwandfreie Abdichtung gewährleisten
zu können, muß das Bohrloch bis in den Salzstock
(etwa 400 m Teufe) verrohrt werden. Wegen
der Standfestigkeit des Salzgebirges kann der darunterliegende
Bereich der Bohrung bis zur Kaverne unverrohrt
bleiben.
Auf diesen Ergebnissen aufbauend wurde mit der
Ausarbeitung eines technischen Konzepts für die Erstellung
des Bohrlochs und einer Kaverne sowie der
für die Beschickung mit mittelaktiven Abfällen notwendigen
Einrichtungen begonnen. Auf der Basis dieser
Arbeiten und sich anschließender Planungsaufträge
werden 1971 die für die Durchführung des Vorhabens
erforderlichen Geldmittel ermittelt werden
können.
den letzten Monaten des Jahres 1970 mit der Montage
der Prototypanlage zur Einlagerung mittelaktiver
Abfälle begonnen werden. Zum Jahresende waren der
Beschickkran, der Bohrlochschieber und die elektrische
Schacht- und Steueranlage bereits montiert.
Die Inbetriebnahme der Anlage ist für Mitte 1971 vorgesehen.
Der in Zusammenarbeit mit RB entwickelte Sammeltransportbehälter
Typ 7 V mit variabler Abschirmung
wurde in Auftrag gegeben. Seine Fertigstellung wird
für Ende 1971 erwartet.
Mit der Entwicklung (zusammen mit RB) eines weiteren
Einzeltransportbehälters Typ E 2 mit einer Abschirmung
entsprechend 350 mm Stahl wurde das bestehende
Transportbehältersystem in Richtung größerer
Abschirmdicken erweitert. Ein solcher Behälter
wiegt einschließlich Abfallfaß 9,8 t und schöpft damit
die gegebene maximale Förderkapazität des Schachtes
auf der Asse voll aus. Der Behälter E 2 kann wie der
Typ E 1 zum Be- und Entladen des Sammelbehälters
7 V verwendet werden. Ende 1970 lagen die ersten
Lieferangebote für den Behälter E 2 vor.
21/70/5 Salzberwerk Asse - Wärmeversuche
Nach Beendigung der Instandsetzungsarbeiten am
Schacht konnte das früher installierte Temperaturversuchsfeld
Anfang 1970 wieder in Betrieb genommen
werden. Ergebnisse sind erst 1971 zu erwarten.
21/70/6 Salzberwerk Asse - Einlagerung
mittelaktiver Abfälle
Nach Abschluß der bergmännischen Arbeiten in der
Beschickkammer und den Zufahrtsstrecken konnte in
21/70/7 Salzbergwerk
hochaktiver,
Abfälle
Asse - Einlagerung
wärmeentwickelnder
Die Berechnungen zur Bestimmung der bei der Einlagerung
von hochaktiven, selbsterhitzenden Abfällen
im Salzgestein auftretenden Temperaturen in Abhängigkeit
von verschiedenen Parametern wurden an
der TH Aachen fortgesetzt. Auf der Grundlage von
Zwischenergebnissen wurde mit der Ausarbeitung eines
Vorprojekts über die für Transport und Einlagerung
notwendigen technischen Einrichtungen begonnen.
216

VERÖFFENTLICHUNGEN DER
IM JAHRE
ADB
1970
(1970 )
3451 KUEHN, K.; DUERR, K.; ALBRECHT, F..; KOLDITZ,
H.; TRABANDT, H.E.; KRAUSE, H.;. HEPP, H.;
SCHUCHARDT, H.C.
Construction of an Installation for Storlng
Medium-Level Radioactive Wastes in the Asse
Salt Mine.
Waste Management Research Abstracts (1970)
No. 5, S.99
3452 KUEHN, K.; DUERR, K.; ALBRECHT, E.; KOLDITZ,
H.; TRABANDT, H.E.; KRAUSE, H.; HEPP, H.;
SCHUCHARDT, H.C.
Temperature Distribution around Containers
with High-Level Radioactive Waste In RocK
Salt.
Waste Management Research Abstracts (1970)
No. 5, S.99-100
3453 KUEHN, K.; DUERR, K.; ALBRECHT, E.; KOLDiTZ,
H.; TRABANDT, H.E.; KRAUSE, H.; HEPP, H.;
SCHUCHARDT, H.C.
Examinatlon of Materials for Reslstance of
Corrosion.
Waste Management Research Abstracts (1970)
No. 5, S.100
4272 KRAUSE, H.
Die Endlagerung radioaktiver Abfaelle In der
Bundesrepublik.
Atom-Informationen des Deutschen Atomforums,
1970, Nr.5, S.25-26
KUEHN, K.; PERZL, f.;
DIEfENBACHER, W.; HEIL, J.; KRAUSE,
SCHUCHARDT, "l.C.
Disposal of radioactive wastes by storage
a salt mine In the federal Republic of
Germany.
Management of Low- and Intermediate-Level
Radioactive Wastes. Proceedings.
Aix-en-Provence, 7-11 Sept.1970. Vienna: IAEA
(1970) S.753-71. SM-137/9
4278 KRAUSE, H.
Die Behandlung und Beseitigung hochaktiver
Spaltproduktabfaelle.
Atom-Informationen des Deutschen Atomforums,
1970, Nr.9, S.16-17
4349 HEMPELMANN, W.
Anlage zum Verbrennen von Abfaellen mit
unterschiedlichen Heizwerten und/oder
unterschiedlichem Verbrennungsluft-Bedarf.
Belgien 749 835 (30.6.1970)
4351 DROBNIK, S.
Verfahren zum Entfernen von Salpetersaeure
und/oder Nitrat- und Nitrit-Ionen aus
waessrigen ,Loesungen.
Belgien 753 218 (15.9.1970)
4516 GUBER, W.
Verfestigung von hochaktiven
Spaltproduktloesungen durch Einschmelzen in
Glas (Projekt VERA).
KfK-Nachrichten, 2(1970) Nr.1, S.11-12
217

Das Laboratorium für Isotopentechnik (Leitung: Dr. Vogg) beschäftigt sich mit der
Anwendung radioaktiver Stoffe vor allem in technischen Bereichen, wobei sich die
durchzuführenden Arbeiten aufdrei Schwerpunkte verteilen:
7. Anwendung geschlossener radioaktiver Präparate (zur Messung von Materialeigenschaften
wie Dicke, Dichte, Porosität, Feuchtigkeit etc.).
2. Anwendung offener radioaktiver Stoffe (Markierung bestimmter Materialien zur
Untersuchung von Transportvorgängen und für Konzentrationsbestimmungen).
3. Aktivierungen mit thermischen und schnellen Neutronen sowie geladenen Teilchen
für analytische Nachweise.
22
Labor für
Isotopentethnik
(LlT)
Konkrete Arbeitsthemen aus den genannten Gebieten werden in Form von Aufträgen
an das Laboratorium für Isotpentechnik herangetragen und von dort bearbeitet.
Dem Laboratorium gehörten Ende 7970 drei Akademiker, 70 Ingenieure und 2
sonstige Mitarbeiter an.
Die im jahre 7969 begonnenen Verhandlungen über eine Fusion des Laboratoriums
für Isotopentechnik mit der Isotopengruppe des Instituts für Maschinen-Konstruktionslehre
und Kraftfahrzeugbau der Universität Karlsruhe (TH) wurden 7970 erfolgreich
abgeschlossen. Ab 7. 7. 7977 wird das neue, erweiterte Laboratorium für
Isotopentechnik aus zwei Teilbereichen bestehen:
einem Bereich Chemie/Verfahrenstechnik (Leitung: Dr. Vogg), und
einem Bereich Physik/Maschinenbau (Leitung: Dr. Gerve).
22/68/1 Anwendung geschlossener radioaktiver
Präparate
Der im Jahr 1969 gebildete Schwerpunkt: Röntgenfluoreszenzanalyse
mittels Radioisotopenanregung,
wurde auch 1970 verstärkt weiter bearbeitet.
Auf diesem Meßprinzip beruhende kontinuierliche
Betriebsuntersuchungen sind in der chemischen Verfahrenstechnik
in verschiedensten Systemen möglich.
Zur Optimierung des Gerbprozesses bei der Ledergerbung
richtete sich besonderes Interesse auf eine kontinuierliche
Bestimmung des Chrom-Gehaltes von Gerbbädern.
Unter Verwendung einer Tritium-Bremsstrahlenquelle
für die Anregung und eines abgeschmolzenen
Proportionalzählrohres für die Impulshöhenanalyse
ließ sich der interessierende Konzentrationsbereich
von 100 g Cr/I bis 4 g Cr/I mit genügender Genauigkeit
analysieren. Eine daraufhin projektierte Betriebsmeßanlage
wird 1971 praktisch erprobt werden.
Verwendbar ist die Anordnung auch zur zerstörungsfreien
Feststellung des Chrom-Gehaltes im fertigen
Leder (4050).
Messungen der Massenbelegung von an Rundstrickmaschinen
hergestellten Textilien (sog. Maschenware)
machen sowohl bei Anwendung von Absorptionsverfahren
als auch bei Messungen nach dem Rückstreuprinzip,
in bei den Fällen unter Verwendung von
ß-Strahlern, gewisse Schwierigkeiten. Durch Nutzung
von Röntgenfluoreszenzstrahlen ergeben sich, wie gezeigt
werden konnte, neue Möglichkeiten. Man regt,
wiederum mit Tritium-Bremsstrahlen, Chlor in einer
PVC-Platte an und baut die Meßanordnung so auf,
daß die PVC-Platte im Innern des schlauchartig von
der Rundstrickmaschine abgezogenen Maschengewebes
angebracht ist; Quelle und Detektor werden von
außen an das Meßgut herangebracht. Auf diese Weise
läßt sich die Absorption der 2,6 keV Röntgenlinie
von Chlor zur Ermittlung der Massenbelegung verwenden.
219

Abb. 1:
ZerstÖrtll1gsfreie
Chrombestimmlll1g
il1 Leder mittels
Röl1tgenf!lIoreszel1zanalyse
Eichmessungen sind abgeschlossen; demnächst wird
die praktische Erprobung in einem Textilbetrieb er·
folgen und ein unmittelbarer Vergleich mit ß·Absorp·
tions· und ß·Rückstreumethoden möglich sein.
Methodische Entwicklungen wurden begonnen zur
röntgenfl uoreszenzanal ytischen Schnellbestimmung
von Silicium in verschiedenen Matrizes, wie z. B. Was·
serglas für die Waschmittelindustrie oder Fensterglas
für die Glasindustrie. Da hohe Genauigkeiten von teil·
weise besser als 1 % gefordert werden, ist hier mit
länger dauernden Versuchen zu rechnen.
Die zusammen mit der Bundesanstalt für Wasserbau,
Karlsruhe, entwickelte Wassersonde zur Sandkonzen·
trationsbestimmung in Flußläufen, arbeitend nach
dem Absorptionsprinzip mit zwei Am·241·Quellen
(vgl. Bericht 1969), wurde in einem Versuchskanal
erstmalig erprobt. Dabei zeigte sich, daß automatische
Temperaturausgleichskorrekturen mit Temphaturfüh·
lern und entsprechenden elektronischen Schaltungen
erst noch entwickelt werden müssen. Diese Arbeiten
sind zur Zeit im Gange.
22/67/2 Anwendung offener radioaktiver
Stoffe
Tracertechnische Laborstudien
Früher durchgeführte Untersuchungen über die Reini·
gungswirksamkeit handelsüblicher Reinigungsmittel
fanden eine sinnvolle Fortsetzung in der Bestimmung
von Spülmittelresten auf Geschirr. Die Versuche er·
folgten im Auftrag und in Zusammenarbeit mit der
entsprechenden Industrie; die benötigten S-35·radio·
aktiv markierten Spülmittel wurden von der Grupppe
für Markierung organischer Verbindungen des Instituts
für Strahlenchemie der GfK zur Verfügung gesteilt.
Die Messungen wurden an verschiedenen Ge·
schirrmaterialien bei unterschiedlichen Spülmittelkon·
zentrationen sowohl punktförmig als auch integral
durchgeführt. Durch autoradiografischen Nachweis
konnte schließlich das Verteilungsmuster der
Rückstände in anschaulicher Weise zur Darstellung gebracht
werden.
Ähnliche Untersuchungen zur Weißmacherrestgehalts·
bestimmung auf Fasermaterialien sind angelaufen.
Für das PSB·Unterprojekt Transport von Radionukliden
in Kühl kreisläufen des IRCH wandte das L1T die
autoradiografische Technik ebenfalls als Nachweismethode
an. So wurden in einem Thoron/Luft·Kreis·
lauf Abscheidegrade von Membranfiltern und der Ein·
fluß von technischen Einbauten in die Filterstrecke
autoradiografisch aufgezeigt. Ebenso konnte die Abscheidung
von Spalt· und Korrosionsprodukten in ver·
schiedenen Metalleinbauten in einem Heißdampfloop
mit Hilfe der Autoradiografie sichtbar gemacht wer·
den.
In kleinem Umfang fortgesetzt wurden grundlegende
Versuche zur Kinetik der Adsorption von Tensiden an
wäßrigen Oberlächen. Künftig muß für diese Untersuchungen
von den bisher verwendeten C-14-markierten
Substanzen auf H-3·markierte Tenside überge·
gangen werden.
220

Verfahrenstechnische Untersuchungen
Die Ergebnisse der 1969 durchgeführten Prüfung der
Mischwirkung einer Knetmaschine bei der Polyvinylalkoholherstellung
an hand von Verteilungsstudien
einer Na-24-markierten Katalysatorlösung wurden
1970 weiter ausgewertet und veröffentl icht (40S1).
Die Versuche zeigten, daß selbst bei einer Reaktionssteuerung
bis zur Grenze der Kneterleistung unter den
gegebenen Betriebsbedingungen genügend kurze Homogenisierzeiten
gegeben waren.
Bei der horizontalen Vermischung konnte jedoch ein
fehlerhaftes Verhalten des Kneters, besonders zum
Zeitpunkt der größten Zähigkeit des Reaktionsproduktes,
aufgezeigt werden. Ebenso ergaben sich Hinweise
auf eine ungleichmäßige Aufdüsung der Katalysatorlösung.
Vorschläge, durch weitere Versuche eine
optimale Stellung der Mastikatorschaufeln zueinander
zu ermitteln, wurden ausgearbeitet.
In Fortsetzung dieser praktischen Mischversuche in
einem Produktionsbetrieb wurde begonnen, in Zusammenarbeit
mit dem Institut für Mechanische Verfahrenstechnik
der Universität Karlsruhe (TH) Funktionsstudien
an einer Kugelmühle im Labormaßstab
durchzuführen. Für diese Versuche werden reaktoraktivierte
Quarzsande verwendet; die Radioaktivitätsmessungen
an der Mühle erfolgen sowohl kontinuierlich
als auch im Batch-Betrieb.
Gemeinsam mit dem Institut für Veterinär-Hygiene
der Freien Universität Berlin wurden Prüfungen des
Luftwechsels in Stallungen mittels der Kr-8S-Tracer-
Abb. 2: Untersuchung des Mischvorgangs an einer Knetmaschine
bei der Herstellung von Polyvinylalkohol
(Markierllng der Katalysatorläsung mit Na-24):
A) Knetmaschine mit Szintillationssonden
B) Meßplatz
C) Aktivitätsaufzeichnung einer einzelnen Szintillationssonde
A B
c
10 A70 AbO
I
'öö 90 &0 70
221

gasmethode vorgenommen (4056). Mit zunehmender
Größe der Stalleinheiten wird es immer schwieriger,
die Lüftungsintensität durch Geschwindigkeitsmessungen
an den Luftein- und Austrittsöffnungen, wie
bisher konventionell üblich, zu bestimmen. In solchen
Fällen ist die Tracergasmethode eindeutig genauer
und gestattet außerdem, Aussagen über die Gleichmäßigkeit
der Luftverteilung zu geben. Durchgeführt
wurden die Versuche in einem 700 m 3 Legehennenstall
und zwei 340 m 3 Schweineställen. In insgesamt
17 Versuchen ließ sich zeigen, daß die' gleichmäßige
Verteilung des Kr-85-Tracergases im Stall technisch
befriedigend möglich ist. Luftwechselzahlen zwischen
3 und 33 wurden ermittelt. Hervorzuheben ist, daß
diese Versuche möglich waren bei 1/10 der maximal
zulässigen Konzentration für Kr-85 in Luft (MZK/1 0
für Kr-85 =3-10- 7 pCi/cm 3 ).
Die bereits 1969 beschriebenen Versuche zur Bestimmung
der Feststoffgeschwindigkeit in hydraulischen
Kies- bzw. Kohleförderanlagen aus Tiefen bis zu
450 m wurden 1970 weiter ausgewertet und veröffentlicht
(4053).
22/67/3 Aktivierungen
Vertei/ungsnachweise
durch Autoradiografie
Die Untersuchungen zur Antimon-Katalysator-Verteilung
Polyestermaterial durch Autoradiografie wurden
abgeschlossen, nachdem es gelungen war, von Polyester-Platten
10 bis 20 p-starke Mikrotomschnitte anzufertigen
und diese in entsprechend präparierte~
Form mit Reaktorneutronen so zu bestrahlen, daß
glatte Flächen für die fotografischen Aufnahmen erhalten
blieben. Die Qualität der Autoradiografien
konnte dadurch erheblich verbessert werden. Die gefundenen
Unregelmäßigkeiten bewegten sich im Bereich
ca. 50p2 .
Fortgesetzt wurden die Versuche zur Schußentfernungsbestimmung
durch autoradiografischen Nachweis
der Antimon-Schußspuren. Die Untersuchungen
richteten sich einerseits auf die Bereitstellung sehr viel
umfangreicheren statistischen Materials, andererseits
wurden die Auswerteverfahren auf neueste Techniken
umgestellt. Auswertungen über ein rotierendes Mikroskopphotometer
wurden wieder verlassen und dafür
auf elektronische Bildanalyen übergegangen.
Letztere erfolgten zunächst in Zusammenarbeit mit
dem IMF an einem Quantimet älterer Bauart der Firma
Imanco; neuerdings wurden in Zusammenarbeit
mit dem INR Auswertungen am Classimat der Firma
Leitz vorgenommen. Die Methode ist jetzt soweit eingefahren,
daß mit den Serienanalysen begonnen werden
kann.
Abb.3:
Alltoradiografie eil1es bestrahlteIl Polyestermikrotomschl1ittes
(Vergrößerul1g 1800)
Aktivierbare Tracer
Die seit 1967 laufenden Untersuchungen zur Prüfung
der Homogenität der Komponentenverteilung in
Mischgarnen, speziell im System Polyesterfaser-Zellwolle,
durch inaktive Lanthan-Markierung einer der
beiden Komponenten und anschließende Lanthan­
Aktivieru ngsanalyse, sind 1970 abgesch lossen worden.
(Zusammenarbeit mit der Forschungsgesellschaft
für Chemiefaserverarbeitung, Denkendorf).
Die Feststellung der Mischungslängsverteilung diente
dazu, ein praxisnahes Spinnerei problem, nämlich die
Auswirkungen der fortschreitenden Kürzung der Passagenzahl
in der Kammgarnvorspinnerei, bzw. der dadurch
verringerten Doublierung auf die Komponentenverteilung,
zu untersuchen. Für 3 verschiedene
Doublierungszahlen wurde in jeweils ca. 250 Mischgarnproben
der jeweilige Gehalt Polyesterfaser bzw.
Zellwolle durch Lanthan-Aktivierungsanlyse ermittelt
und die Längenvariationskurve aufgestellt. Es zeigte
sich das für die Spinnereitechnologie wichtige Ergeb-
222

nis, daß hohen Doublierungen nicht unbedingt eine
verbesserte Homogenität der Komponenten entspricht.
Eine Veröffentlichung der Einzelergebnisse ist in Vorbereitung.
Ebenfalls aus einem textilen Bereich sind 1970 Versuche
zur exakten Ermittlung des Paraffinauftrags auf
Baumwollgarnen angelaufen. Diese Untersuchungen
werden ebenfalls nach der Methode der aktivierbaren
Tracer durchgeführt, wobei als inaktiver Tracer Kobalt-Naphthenat
im Paraffin Verwendung findet. Gegenwärtig
werden Methoden zum homogenen Eintrag
des Naphthenats in das Paraffin studiert, da bisher
bekannte Verfahren, wie sich gezeigt hat, nur eine
ungenügende Homogenität erzielen lassen.
Die hydrologische Verfolgung des Donauversickerungswassers
im Raum Tuttlingen durch Eingabe von
inaktivem komplexierten Lanthan in das Versickerungswasser
und anschließende Lanthanaktivierungsanayse
in der Aachquelle wurden, nachdem die praktischen
Experimente 1969 durchgeführt wurden,
1970 durch endgültige Auswertung und Publikation
der Ergebnisse zum Abschluß gebracht (4052).
Aktivierungsanalysen mit schnellen Neutronen
Die im L1T vorhandene abgeschmolzene Neutronenröhre
für Aktivierungen mit 14 MeV-Neutronen wurde
mit einem selbstkonstruierten Rohrpostsystem versehen,
das Röhre und Meßdetektoren miteinander
verbindet. Die Anlage ist so konzipiert, daß eine optimale
Ausnutzung der Neutronenquellstärke der
Röhre erreicht wird und beliebige Bestrahlungsproben
bis zu 25 mm 1J transportiert werden können (4054).
Der Schwerpunkt der Aktivierungsanalysen mit
schnellen Neutronen lag in der Beteiligung an einem
EURATOM-Programm zur Bestimmung von Sauerstoff
in Nichteisenmetallen des Büros EURISOTOP.
Für Aluminium wurden Sauerstoffwerte von 3 ­
4 ppm gefunden, wobei die Proben zur Eliminierung
des Oberflächensauerstoffs nach der Aktivierung 5
Sekunden chemisch abgeätzt wurden (4055).
Einrichtungen zu Bestrahlungen unter Schutzgas wurden
entwickelt. Zur Zeit im Gange sind Sauerstoffanalysen
in Blei, Kupfer und Messing.
Weitere Sauerstoffanalysen für ei n auftraggebendes
Hochschulinstitut wurden in Naphthalin durchgeführt.
Fluor- und ~ilicium-Analysen in verschiedenen Matrizes
wurden fortgesetzt bzw. neu begonnen.
Aktivierungen mit thermischen Neutronen
Spurenelementbestimmungen wurden unter Nutzung
der Bestrahlungseinrichtungen des FR 2 sowohl für
die Industrie als auch öffentliche Dienststellen durchgeführt.
Der Kostenaufwand dafür betrug ca.
50 TOM. Die Zahl der Analysen nimmt von Jahr zu
Jahr zu.
223

VERÖFFENTLICHUNGEN DES LIT
IM JAHRE 1970
..
18
: KAE
ER, V.:
ER, W.A.:
EINE, A.: VOGG, H.: ZOETL, J.
Inlerte Karstwasseruntersuchungen Im
et der DonaUverslckerung
(Baden-Wuerttemberg) In den Jahren 1967-1969.
Steirische Beltraege zur HYdrogeologie,
22(1970) S.5-165
HILL R,
Pruefung des Lu!
tels der Tracerga
agung der Oester
fuer Mlk?obiologle un
14 .Ma I 1970
Wlener tieraerz tliche Monatsschrift, 58(1971)
S.9-12
224

Das Labor für Elektronik und Meßtechnik (Leitung: Dr. Tradowsky) bearbeitet für
die Institute und Abteilungen des Kernforschungszentrums Aufgaben aus verschiedenen
Gebieten der Elektronik sowie der Meß- und Regelungstechnik. Schwerpunkte
der Aufgaben sind die Entwicklung von Sondermeßgeräten und Spezialanlagen,
die Beratung bei der Beschaffung sowie Reparatur und Wartung.
Im Rahmen des Projektes Schneller Brüter bearbeitet das LEM die Hüllenüberwachung
von Brennelementen und Reaktor-Schutzsysteme für die Core-Instrumentierung.
23
Labor für
Elektronik und
Meßtechnik
(LEM)
Das LEM beschäftigt sich weiterhin mit der Einführung der rechnergeführten Elektronik
im CAMAC-System und führt in Zusammenarbeit mit der Schule für Kerntechnik
Kurse über das CAMAC-System durch.
Das LEM beschäftigte am jahresende 7970 74 Akademiker, elf Ingenieure und 27
sonstige Mitarbeiter.
23/66/1 Elektronik
23/67/71 Rechnergeführte Elektronik
Im Jahre 1970 ist das CAMACSystem der rechnergeführten
Elektronik wesentlich weiterentwickelt worden
(4029, 4039, 4042). Es wurde an den Spezifikationen
des Branch Highway und des Crate Controller
Type A mitgearbeitet, die in einem gemeinsamen
ESONE-Arbeitspapier niedergelegt worden sind, das
als Vorabdruck des Euratom-Berichtes 4600 vom
Kernforschungszentrum Harwell herausgebracht worden
ist (4043). Nach Fertigstellung der Branch-Highway-Spezifikationen
wurde es möglich, einen
CAMAC-System-Controller fLir CA LAS zu konzipieren;
ein Prototyp dieses Controller befindet sich in
der Entwicklung. 1971 sollen diese Geräte von der
Industrie in Lizenz gefertigt werden. Um die Alarmbehandlung
innerhalb des CAMAe-Systems möglichst
schnell durchführen zu können, wurde ein spezieller
Modul - LAM Sorting Unit - entwickelt, so daß
auch der Datentransfer schnellerer Analog- Digital­
Wandler mit im gleichen Branch möglich wird.
Für das in Zusammenarbeit mit IAK und DVZ aufzubauende
CAMAC-Demonstrations-Kernspalt-Experiment
(n, fr-Experiment) wurden die einzelnen Module
der analogen Elektronik - Linearverstärker mit Impulsformung,
DC-Restorer, Präzisions-Impulsgeneratoren,
Feinabschwächer, langsame und schnelle Koinzidenz
- der Rechnerführung angepaßt. Die dabei gewonnenen
Erfahrungen konnten auch auf den Aufbau
anderer Module übertragen werden. Für dies Experiment
war auch die genaue erdfreie Messung von verschiedenen
Gleichspannungen erforderlich, für die ein
entsprechender CAMAC-Multiplexer und die Anpassung
an ein integrierendes Digital-Voltmeter mit Datenauslegung
in CAMAC entwickelt wurde.
Durch das vom LEM vorgeschlagene Status- und Betriebsarten-
Register sowie die spezielle Behandlung
der Q- und L-Signale ist eine Vereinheitlichung der
Software fLir die CAMAC-Module möglich geworden
(4038,4040).
Das LEM hat ein CAMAC-Zähler-Timer-System spezifiziert
(4028, 4035, 4036, 4037) und mit der Studiengruppe
Nukleare Elektronik und dem Ausschuß
Koppelelektronik abgestimmt. Aus der Zusammenarbeit
mit der Industrie gingen einige CAMAC-Zähler­
Prototypen hervor, die einem Vortest unterzogen
wurden (Abb. 1). Dazu war die Erstellung eines Impulsgenerators
und der Aufbau eines Testeinschubs
für den CAMAe-Datenweg erforderlich. Ein CAMAC­
Zähler-Timer-Aufbau mit Handsteuerung und Groß·
anzeige (4027) wurde auf der Ausstellung der Deutschen
Physikalischen Gesellschaft "Physik im Experiment"
in Hannover und auf der CAMAC-Geräte-Ausstellung
während der ESONE-Jahreskonferenz in
Genf gezeigt.
225

---- Großanzeige
----Timer 2
---- Overflow-Driver 2
~--- Inhi bit - Driver 2
Zähler 2
Dual- BCD- Wandler'
Manual Dataway Controller'
Test -Impulsgenerator'
CAMAC - Crate
Verkabelung wurde x.l. entfernt
Abb. 1:
CAMAC-Zähler-Timer-System im Testalljball
1 LEM-Entwicklungen
2 LEM-Spexifikationen
Für das IEKP wurde die rechnergeflihrte Elektronik
für die Magnetfeldmeßapparatur fertiggestellt und in
Betrieb genommen.
Um das CAMAC-System auch anderen Experimentatoren
und einer größeren Zahl von Industriefirmen
zugänglich zu machen, wurde in Zusammenarbeit mit
der Schule für Kerntechnik ein dreitätiger Kurs durchgeführt,
der sowohl von Industriefirmen als auch von
Experimentatoren sehr rege besucht worden ist
(4033,4034).
Für das im Jahre 1969 aufgebaute Hochenergiephysik-Experiment
des IEKP am CERN wurde zur Ergänzung
der CAMAC-Elektronik ein CAMAC-Befehlsgeber
und eine Tally-Stanzer-Steuerung für Notbetrieb
bei Ausfall des Rechners entwickelt, gebaut und in
Betrieb genommen.
23/66/11 Elektronik für Halbleiter-Detektoren
Im ESONE-Komitee wurde unter der Federführung
des LEM weiterhin an den Spezifikationen für die
analogen Signale im Rahmen der Analog Signal Working
Group mitgearbeitet.
Für das IAK wurde für ein Neutronen-Spektrometer
ein Spezial-Vorverstärker für Helium 3 -Zählrohre entwickelt
und gebaut. Der Vorverstärker mußte ein sehr
geringes Eigenrauschen haben, damit der Gamma­
Untergrund einwandfrei von den Neutronen getrennt
werden konnte. Bei der Entwicklung wurde in Zusammenarbeit
mit dem IAK erkannt, daß durch neue
elektronische Bauelemente eine wesentliche Vereinfachung
und Verbesserung der bestehenden Meßapparatur
möglich ist, die gegebenenfalls später für Versuche
am Hochflußreaktor in Grenoble realisiert werden
sollen.
Für das IRCh und das IHCh wurden einige Umbauten
und Anpassungen an neue Meßapparaturen vorgenommen.
23/66/12 Schnelle Elektronik und Impulstechnik
Für das IStC wurde eine Klystron-Frequenz-Meßanordnung
mit magnetabhängiger Druckerausgabe zur
Ergänzung eines bestehenden Elektronen-Spin-Resonanz-Meßplatzes
erstellt. Außerdem wurde für eine
Elektronen-Spin- Resonanz-Meßanordnung ei n Spe-
226

zial-Bestrahlungs-Resonator entwickelt und gebaut,
der die Bestrahlung der Probe mit Elektronen und die
Messung des Signals gleichzeitig ermöglicht und damit
die ESR-Messung kurzlebiger freier Radikale. An dieser
Apparatur wurden auch die zur Durchflußkontrolle
erforderlichen Glashähne mit einer entsprechenden
Fernbedienung versehen (4032).
In Zusammenarbeit mit dem IMF wurde ein Präzisions-Wanddickenmeßgerät
zur Messung der Wandstärke
von Edelstahlrohren mit Durchmessern zwischen
4 und 10 mm und Wandstärken zwischen 0,2
und 2 mm entwickelt. Wegen der geforderten Genauigkeit
waren die bisherigen Meßgeräte nicht anwendbar,
so daß ein neuartiges Gerät nach dem Prinzip
der Ultraschall-Resonanz-Meßverfahren erstellt
worden ist. Der Versuchsaufbau wurde einem eingehenden
Test unterzogen, bei dem sich zeigte, daß bei
den z. Z. am meisten interessierenden Edelstahlrohren
mit 0,4 mm Wandstärke und 6 mm Durchmesser eine
Meßgenauigkeit für die Wandstärke von 1 11m erreicht
werden konnte. Mit der Meßapparatur lassen sich die
systematischen Abweichungen in der Wand stärke, die
von der Herstellung des Rohres kommen, nachweisen.
Von dem Gerät wird z. Z. ein Prototyp erstellt.
23/66/2 Meß- und Regelungstechnik
23/66/27 Hüllenüberwachung von Reaktorbrennelementen
Für das Projekt Schneller Brüter wurden die Arbeiten
am Hüllenschaden-Dampfkreislauf (HSD-Loop) im
FR 2 fortgesetzt. In dem Kreislauf befanden sich
Brennstäbe mit Testschäden von 1 mm 2 Größe. Als
wesentliches Ergebnis der Arbeiten ist neben den
Spaltprodu kt-Spektren bei versch iedenen Schadensund
Brennstoff-Arten ein Verfahren zu nennen, das
die Schadensbeurteilung bei Brennelementschäden
verbessert. Aus der Gestalt des Spektrums können
Kriterien zur Unterscheidung von Brennstoff- und
Plenumschäden abgeleitet werden. Ferner konnten
die Kenntnisse über das Verhalten defekter Brennelemente
erweitert werden (4031, 4041).
Die weiteren Arbeiten beschäftigten sich mit der
Hüllenüberwachung an natriumgekühlten Reaktoren.
Mit einem Rechnerprogramm wurden Rechnungen für
die Neutronen-Moderation zur Auslegung eines Monitors
flir verzögerte Neutronen durchgeführt; Parameter
waren Moderatormaterial und Geometrie
(Abb.2).
l\
["1.]
t
10
Moderator
Zählrohr
~~+--linienque He
Graphit; b = 80 cm
raphit; b =40cm
0,1-!---,.------.---,--,---,.---------,---------,.-
o 2 4 6 8 10 15 20
-- a f5:mJ
Abb.2:
Berechl1etes Al1sprechverhaltel1
1) eil1es MOl1itors für Neutrol1el1
der primärel1 kil1etisehen
Energie 300 ke V (1) =
Zahl der Zähirohri111pulselZahi
der emittierten Neutrol1el1).
Variable sil1d: Moderatorsubstal1z,
Quadergröße b ul1d Abstal1d
a VOI1 der Grel1zfläche
des Zählrohrs zur Liniel1quelle
aufder Quaderoberfläche.
227

In Zusammenarbeit mit IRB und IRCh wurde das
Konzept für einen Natrium-Prüfkreislauf erstellt.
Bei der Inbetriebnahme des HDR war technische Unterstützung
für die Inbetriebnahme der vom LEM
konzipierten Hüllenüberwachungsanlage erforderlich.
Am HDR konnte wiederum die Leistungsfähigkeit
einer Hüllenüberwachungsanlage nach dem Prinzip der
Präzipitation in einem wassergekühlten Reaktor gezeigt
werden. Die Versuchsergebnisse am HDR zeigten
deutlich, daß eine automatische Hüllenüberwachungsanlage
für einen Reaktor aus betrieblichen
Gründen wesentliche Vorteile bietet gegenüber einer
dort ebenfalls vorhandenen handbetriebenen Anlage.
23/67/21 Entwicklung von Spezialanlagen
In Zusammenarbeit mit ASS wurde die Instrumentierung
des meteorologischen Meßmastes abgeschlossen.
Von 72 verschiedenen Meßstelien werden die analogen
bzw. digitalen Meßwerte den entsprechenden
elektronischen Meßeinrichtungen in der Warte zugeführt
und von einem Klein-Rechner erfaßt und vorverarbeitet.
Wegen des hohen Datenanfalls und zur Weiterverarbeitung
wird die Anlage an die DVZ angeschlossen.
Das Hauptproblem bei der Einrichtung des
meteorologischen Meßmastes war die Eichung der
Temperatur- und Temperaturdifferenz-Meßstellen, da
die Temperaturmessung auf O,Ol°C genau erfolgen
muß. Einige der verwendeten Gebertypen haben bisher
noch nicht mit qualifizierter Elektronik und
einem Computer zusammengearbeitet, so daß sowohl
wegen der Zuverlässigkeit als auch wegen der Genauigkeit
ein ige Zusatzentwicklungen vorgenommen
werden mußten (3810). Die Betriebsprogramme sind
fertiggestellt, der Probelauf der Meßmast-lnstrumentierung
ist abgeschlossen.
Für das IMF wurde eine spezielle Bestrahlungseinrichtung
für das Zyklotron entwickelt, um bei der
Bestrahlung von Materialproben mit Alphastrahlen
den Strahl des Zyklotrons besser ausnutzen zu können.
Die Anlage ist flir jede bekannte Probenform und
jede gewünschte Bestrahlungsintensität einstellbar. Sie
ist im wesentlichen fertiggestellt und befindet sich in
der Erprobung.
Bei der vom LEM für das IAR erstellten Stoßstromanlage
wurde die Meßwertverarbeitung für Entladezeiten
bis 500 ms erweitert.
Diese längeren Zeiten wurden durch Zuschalten einer
Spule mit einer Induktivität von 47 mH in den Entladekreis
und die Anwendung der Crowbar-Schaltung
erreicht. Durch die zusätzliche Induktivität wurde die
Stromamplitude von 270 kA auf 1,5 kA herabgesetzt
(4030).
Für das IAR wird eine automatische U0 2 -Probenheizung
entwickelt und gebaut, die leistungsgeregelt
bis 5 kW arbeitet. Die Automation ist erforderlich,
damit bei der Aufheizung verschiedener benachbarter
Stäbe durch eine entsprechende elektronische Regelschaltung
alle auf die gleiche Temperatur gebracht
werden können und die gegenseitige Aufheizung nicht
von Hand ausgeregelt werden muß. Die Entwicklung
ist abgeschlossen. der Bau der Anlage hat begonnen.
Abb.3:
Mikrocoulometer zur coulometrischen
Oxidation
und Reduktion von Uranund
Transuran- Verbindungen
im Mikrogrammbereich.
Die Zellström e liegen zwischen
10 nA und 60 mA,
der Integrator arbeitet im
Bereich von 10- 4 C/V bis
10- 1 C!v.
228

Für das IM F wurde an der Messung der kinetischen
Energie eines Hochgeschwindigkeitskolbens zur Verdichtung
technischer Pulver gearbeitet. Die dazu erforderliche
Meßapparatur wurde aufgebaut und in Betrieb
genommen, die ersten Energiemessungen in Luft
und Vakuum durchgeführt.
23/67/22 Entwicklung von Sondermeßgeräten
Für das IHCh wurden Experimente zur Temperaturmessung
an einem Effusionstiegel durchgeführt und
eine Studie für die Lösung dieses Problems erstellt.
Ebenfalls für das IHCh wurde ein Polarograph entwickelt
und gebaut. Die elektronische Schaltung
konnte nach Erprobung der Filter fertiggestellt werden.
Ein zweiter vereinfachter Plarograph soll aufgrund
dieser Entwicklungen für die ln-li ne-I nstrumentierung
gebaut werden.
Der 1969 entwickelte 150-Ampere-Potentiostat wurde
einer eingehenden Funktionsprüfung im IHCh unterzogen.
Für die Heißen Zellen im IHCh wurde ein fernbedienter
Pipetter zur Durchführung von Titrationen entwickelt.
Der mechanische Teil des Gerätes ist fertiggesteIlt.
Für den elektronischen Teil muß wegen Kapazitätsmangels
eine Firma gefunden werden, die mehrere
Geräte nach LEM-Spezifikationen baut.
1969 wurde eine Lizenz für den Bau des im LEM
entwickelten Microcoulometers (Abb. 3) vergeben.
Diese Geräte wurden 1970 ausgeliefert und im LEM
getestet. Sie sind z. Z. bei der Physikalisch-Technischen
Bundesanstalt in Braunschweig, bei EURATOM
in Karlsruhe und im Institut für Materialuntersuchung
in Berl in in Benutzung neben den Geräten, die für das
IHCh bestellt wurden.
Für das IHCh wurden außerdem mehrere Netzgeräte
fur spezielle Anwendungsfälle entwickelt, gebaut und
an die Geräte bzw. Anlagen angeschlossen.
Für ADB wurde ein Tropfenzählgerät mit neuen elektrischen
und elektromechanischen Teilen versehen
und dadurch wesentlich verbessert.
23/68/23 Reparatur und Wartung
Im Jahre 1970 wurden 540 Reparaturen ausgeführt,
die zusammen mit den Wartungen von Geräten und
Anlagen sowie der Herstellung von 427 gedruckten
Schaltungen
bei den Akademikern
bei den Ingenieuren
bei den sonstigen Mitarbeitern
der Kapazität des LEM in Anspruch nahmen.
8,0 %,
37,4 %u.
26,0 %
229

VERÖFFENTLICHUNGEN DES
IM JAHRE 1970
LEM
3810 HUEBSCHMANN, W.; LENHARDT, H.
Bestimmung der dynamischen Eigenschaften
eines Schalenstern-Anemometers.
KfK-1250 (Juli 70)
4027 OTTES, J.
Code-Umsetzer
Elektronik, 19(1970) S.73-78
KfK-1285 (Maerz 70)
4028 OTTES, J., TRADOWSKY, K.
Spezifikation des CAMAC-25-MHz-Zaehler-Moduls
Typ LEM-52/1.1.
KfK-1184 (Juni 70)
4029 TRADOWSKY, K.
CAMAC - Ein System rechnergefuehrter
Elektronik. Prinzip und Anwendungen.
KfK-1241 (Juli 70)
4030 WILL, f.
Die Messung grosser Stossstroeme.
KfK-896 (August 70)
4031 JACOBI, S., RAUTENBERG, I., BEITNER, H.,
GOLLY, 101.; KUJATH, U., LINK, M.; PERINIC, 0.;
REMMEL, f., SCHMIDT, T., SCHMITZ, G.,
SCHNEIDER, R.
Der Huellenschaden-Dampfkreislauf (HSD-Loop).
KfK-1255 (August 70)
4032 MUF,LLER, O.
Ein Resonator fuer die
X-Band-Elektronen-Spin-Resonanz-Spektroskopie
zur gleichzeitigen Messung und
F.lektronenbestrahlung der Probe.
KfK-1285 (September 70)
4033 TRADOWSKY, K.
CAMAC - Ein System rechnergefuehrter
Elektronik. Bericht ueber den ersten
CAMAC-Kurs in der Schule fuer Kerntechnik in
Karlsruhe.
Atomwirtschaft - Atomtechnik, 15(1970)
S.394-95
40 34 TRADOWSKY, K.
CAMAC - Ein System rechnergefuehrter
Elektronik.
Internationale Elektronische Rundschau,
24(1970) S.256-58
4035 TRADOWSKY, K.
Grundlegende Ueberlegungen zur
Dimensionierung eines Zaehler-Timer-Systems.
KfK-Ext. 22/70-1 (Oktober 70)
4036 OTTES, J.; TRADOWSKY, K.
Spezifikation des CAMAC-25-MHz-Zaehler-Moduls
Typ LEM-52/1.3.
KfK-Ext.22/70-2 (Oktober 70)
4037 OTTES, J.; TRADOWSKY, K.
Spezifikationen fuer den ~AMAC-Timer-Modul
Typ LEM-52/2.4 und den CAMAC-Inhibit­
OverfloW-Driver Typ LEM-52/3.2.
KfK-Ext.22/70-3 (Oktober 70)
4038 HEEP, 101., OTTES, J., TRADOWSKY, K.
Erzeugung und Auswertun. er Q- und L-Signale
im CAMAC-System in Verb og mit einem
Statusregister.
KfK-Ext .22/70-4
4039 OTTES, J.
CAMAC - Ein
Elektronik.
Elektronik, 19(1970) S.335-38 u. 387-89
4040 HEEP, 101.; OTTES, J.; TRADOWSKY, K.
Erzeugung und Auswertung der Q- und L-Signale
im CAMAC-System in Verbindung mit einem
Statusregister. Erweiterte fassung.
KfK-Ext.22/70-5
4041 GOLLY, 101.; JACOBI, S.
Kriterien zur Unterscheidung von Brennstoffund
Plenumschaeden an Reaktorbrennelementen.
KFK-1348 (Im Druck)
4042 TRADOWSKY, K.
Zukunftssichere Rechnerfuehrung durch CAMAC.
Die Elektrische Ausruestung, 11(1970) H.6,
S.15-19
4043 ESONE COMITTEE
CAMAC - Organisation of Multl-Crate Systems
Specificatlon of the Branch Highway and CAMAC
Crate Controller Type A. ESONE Comittee.
EUR 4600e (im Druck)
4341 JACOBI, S.
Verfahren und Vorrichtung zum Nachweis
kleiner Spaltproduktmengen in radioaktiven
fluessigkeiten.
OS 1 902 945 (20.8.1970)
4342 JACOBI, S.
Vorrichtung Zum Abtrennen von In gas- oder
dampffoermlgen Medien enthaltenen
Spaltprodukten.
OS 1 902 943 (20.8.1970)
230

Im Vordergrund der Tätigkeit der Medizinischen Abteilung (Leitung Dr. Möhrle)
steht neben der rein werksärztlichen Betreuung die stmhlenschutzärztliche Oberwachung
aller innerhalb des Kernforschungszentrums Beschäftigten. Hierzu gehören
u. a. die laufenden halbjährlichen bzw. jährlichen Strahlenschutzuntersuchungen
gemäß der 7. SSVO sowie routinemäßige Inkorporationskontrollen in Form von
Ausscheidungsanalysen bei allen denjenigen beruflich strahlenexponierten Personen)
die vorwiegend mit weichen ß-Strahlern oder mit a-Strahlern) insbesondere Plutonium
und Transplutoniumelementen umgehen. Der Medizinischen Abteilung obliegt
weiter die ärztliche Versorgung und Behandlung bei unfallbedingter externer Strahlenbelastung)
Personenkontamination) Wundkontamination und Inkorporation.
24
Medizinis[he
Abteilung
(Med)
In der Medizinischen Abteilung waren am 37.72. 70 drei Akademiker und 79 weitere
Mitarbeiter beschäftigt. Davon arbeiten drei Akademiker und ein sonstiger Mitarbeiter
an Forschungs- und Entwicklungsaufgaben.
24/70/3 Radiochirurgie
(Dr. Ohlenschläger)
Auf dem Gebiet der Wundausmessung mittels eines
Wundsondendetektors wurden mit der Industrie Verhandlungen
geführt.
Die für die medizinischen Belange geforderten Kriterien
einer solchen Meßsonde) hohe Nachweisempfindlichkeit
für a-Strahler im low-Ievel-Bereich, genaue
Lokalisation der Aktivität) kleiner Sondendurchmesser
(2 - 3 mm) und Sterilisierbarkeit der Sonde
führten zu erheblichen Schwierigkeiten bei der Industrie.
Die angebotenen Detektoren entsprachen
nicht dem geforderten Maßstab.
Es wird daher angestrebt, in Ermangelung eines geeigneten
industriellen Angebots in Zusammenarbeit mit
der Industrie einen für radiochirurgische Maßnahmen
geeigneten Wundsondendetektor zu entwickeln.
24/70/5 Inkorporationsüberwachung durch
Ausscheidungsanalysen
(Dr.Schieferdecker)
Das Toxikologische Labor führte im Berichtsjahr insgesamt
4498 Ausscheidungsanalysen (Urin) FaecesL
davon 1 658 Analysen auf a-Strahler aus, von denen
67 % auf Verlangen von Fremdinstitutionen
(Euratom) Alkem, Nukem, GWK) ausgeführt wurden.
769 Personen wurden allein auf Plutoniuminkorporation
überwacht, wovon 517 auf Fremdfirmen entfallen.
Die gegenüber dem Vorjahr stark erhöhte Zahl von
Ausscheidungsanalysen wurde notwendig, weil die
GWK ihre aktiven Arbeiten im Jahr 1970 aufnahm
und die laufenden Wartungsarbeiten bei den Schwerwasserreaktoren
wegen des steigenden Tritiumgehalts
des D 2 0 unter sorgfältigerer Strahlenschutzkontrolle
als bisher ausgeführt werden.
Die a-Analysen wurden im Berichtsjahr routinemäßig
zusätzlich durch a-Spektrometrie ausgewertet, wobei
es sich zeigte, daß ein Teil der Proben das natürlich
vorkommende Po-210 enthält (4024).
Zur arbeitsmedizinischen überwachung von Beschäftigten
des Zentrums wurde eine Nachweismethode
ausgearbeitet, mit der eine Inkorporationskontrolle
auf Trichloräthylen möglich wird. Die Nachweisgrenze
des Verfahrens liegt bei 1 IJ.g Trichloräthylenj
24-h-Urin, die maximal zugelassene Konzentration
liegt bei 75 IJ.gj24-h-Urin.
Das Toxikologische Labor verfügt somit über erprobte
Analysenverfahren zum Nachweis von Hg, Trichloräthylen,
H-3, C-14, Po-210, Th, U, Pu, Am, Cm und
Cf im Urin.
Zur schnelleren Berechnung der Körperdosen infolge
Tritiuminkorporationen wurde ein Rechenprogramm
für eine programmierbare Rechenmaschine (Diehl­
Combitron) aufgestellt, mit dem der Arbeitsaufwand
verkürzt werden konnte. Aus einer Reihe von Urinanalysen
lassen sich auf diese Weise die empfangenen
Ganzkörperdosen errechnen, die dann zu den äußeren
Strahlungsdosen addiert werden.
231

VERÖFFENTLICHUNGEN DER MED
IM JAHRE 1970
3816 KIEFER, H.; MOEHRLE, G.
Erfahrungen bel Zwlschenfaellen mit
Transuranen.
EUR-4612d-f-e: Strahlerisehutzprobleme beim
Umgang mit Transuranelementen. Seminar.
Karlsruhe, 21.-25.September 1970 (1971)
S.585-92
4022 MOEHRLE, G.; SCHIEFERDECKER, H.
Inkorporationsrisiken und deren Abschaetzung.
Der Radiologe, 10(1970) S.381-85
40 ENSCHlAEGER, L.
1e-Hllfe-Massnahmen bel Strahlenunfaellen
besonderer Bel"uecks icht l'gung rad loakt I v
mlnierter Verletzungen.
raxls, 16(1970) S.236-41
311 (Juli/August 70)
4024 SCHIEFERDECKER, H.
Nachweis von Transuranelementen im
pCi-Bereich.
Mlkrochimlca Acta (im Druck)
4025 OHLENSCHLAEGER, L.
Chirurgische Versorgung der mit a-Aktlvltaet
kontamlnler1en Verletzung.
EUR-4612d-f-e: Strahlenschutzprobleme beIm
Umgang mit Tran9uranelementen. Seminar.
Karlsruhe, 21.-25.September 1970 (1971)
S.563-72
4026 SCHIEFERDECKER, H.
Ausscheidungsanalysen Im Hinblick auf
Transurane.
EUR-4612d-[-e: Strahlenschutzprobleme beim
Umgang mit Transuranelementen. Seminar.
Karisruhe, 21.-25.September 1970 (1971)
S.515-29
232