Mit Hilfe des LAHET Code Systems (LCS) wird das neutronenphysikalische Verhalten eines Fluessigblei-Targets bei Auftreffen eines hochenergetischen Protonenstrahls untersucht. Die Hauptziele der neutronenphysikalischen Analyse sind die Untersuchung der Ortsabhaengigkeit der Energiefreisetzung im Strahlfenster und im Fluessigblei-Target und die Berechnung der Neutronenflussdichte-Spektren im Fenster und in verschiedenen Zonen des Targets. Ausserdem werden die Reaktionsprodukte (Nukleonen, Mesonen, Deuteronen, Tritonen, ³He, α-Teilchen und Restkerne) untersucht, die beim Spallationsprozess in einem Blei-Wismut-Target gebildet werden. Zum Vergleich von Ergebnissen ist fuer einige der Untersuchungen auch die Beta Test Version des MCNPX Codes eingesetzt worden, die von LANL/USA verfuegbar gemacht wurde und eine Vereinigung der Programme LAHET und MCNP darstellt. Im Anhang werden Rechnungen fuer Neutronenflussdichte-Spektren bis 1 GeV in verschiedenen Bereichen (Target, innere und aeussere Corezone, radiales Blanket) eines beschleunigergetriebenen Systems (ADS) diskutiert. Die in diesem Bericht beschriebenen Ergebnisse wurden fuer die thermohydraulische Auslegung der Fenster- und Target-Kuehlung benutzt und trugen zu Vergleichen im Rahmen eines Benchmarks bei. (orig.)

 Bei den Untersuchungen im FZK bestand laengere Zeit Unklarheit ueber die Aequivalenzkriterien fuer UOX- und MOX-BE im gleichen DWR Kern. In der vorliegenden Arbeit wird ein solches Kriterium vorgeschlagen. Es beruht auf Erfahrungen mit dem Einsatz von MOX-BE in franzoesischen und deutschen DWR und wurde auch durch eigene Gesamtkernrechnungen fuer Voll-MOX Kerne bestaetigt. Die Analysen der Kuehlmitteldichte Reaktivitaetskoeffizienten zeigen, dass der Anteil an spaltbarem Plutonium im MOX ∼6% nicht ueberschreiten soll, wenn die Sicherheitseigenschaften des Reaktors beibehalten werden sollen. Die Plutonium Mehrfach-Rezyklierung wurde fuer ein Szenarium mit einem Pool gleicher DWR eingehend untersucht. Bei diesem Modell sind am Anfang nur UOX-Kerne vorhanden. Sobald im Pool genuegend Plutonium erzeugt worden ist, werden UOX-Kerne durch MOX-Kerne ersetzt. Bei den Rechnungen wird 10 Jahre Umlaufzeit angenommen. Das in MOX-Kernen erzeugte Plutonium wird mit dem Plutonium der noch im Pool vorhandenen UOX-Kerne vermischt. Der Spaltstoff Anteil des Plutoniums im MOX Brennstoff wird auf 6% begrenzt; falls erforderlich wird angereichertes U²³⁵ verwendet, um die Kritikalitaetsanforderungen zu erfuellen. Dieses Szenarium fuehrt nach etwa 60 bis 80 Jahren zu einem quasi-stationaeren Plutonium Inventar auf einem Niveau von etwa der Haelfte des Falles ohne Rezyklierung zu diesem Zeitpunkt. Der Aufbau von Neptunium betraegt 5..6% des Plutoniums in einem Zyklus und wird praktisch nicht durch die Rezyklierung beeinflusst. Die Americium Menge dagegen erreicht bei der Rezyklierung die gleiche Groessenordnung wie Neptunium, bleibt ohne Rezyklierung aber deutlich geringer. (orig./DG)

 Die neuen Verfahren fuer die Beschreibung der unendlichen Reaktorzonen sind eine Synthese von bekannten Methoden fuer Schnellbrueter- (SBR) und Leichtwasserreaktoren (LWR). Die Datenbibiliotheken basieren auf der 69 Energiegruppen Struktur des englischen WIMS-Codes fuer Thermische Reaktoren und haben die flexible Bibliotheksstruktur der SBR-Bibliotheken. Fuer die beim stark epithermischen FDWR besonders wichtige Berechnung der effektiven Querschnitte im Energiegebiet der Neutronenresonanzen sind mehrere Optionen vorhanden. Bei den meisten Rechnungen werden verbesserte Verfahren mit Selbstabschirmungstabellierungen (f-Faktor Konzept) eingesetzt. Fuer genauere Untersuchungen stehen die auf Feinflussrechnungen beruhenden Programme ULFISP (Eigenentwicklung) und RESABK (IKE, Stuttgart) zur Verfuegung. Fuer alle Rechnungen wird eine modifizierte Version des SBR-Programms GRUCAL eingesetzt. Besonders fuer die Rechnungen fuer entleerte Reaktorgitter (Voideffekt) kann die elastische Ausstreuung bei 69 Gruppen mit dem Program REMOCO und mit einer neuen 334 Gruppen-Bibliothek genauer gerechnet werden. Die bereitgestellten Rechenverfahren (Methoden, Bibliotheken) konnten erfolgreich an einer Reihe von LWR-, FDWR- und SBR-Anwendungen qualifiziert werden. Die Brennelement- und Gesamtkernrechnungen werden mit bekannten SBR-Rechenverfahren durchgefuehrt. Fuer Untersuchungen zu einem FDWR- Gleichgewichtskern wurde ein neues Reaktorkern Simulationsprogramm ARCOSI entwickelt. Die benoetigten Neutronenquerschnitte werden durch schnelle Interpolationen von makroskopischen Brennelement-Daten auf Code-eigenen Bibliotheken erzeugt. Die Gesamtkernrechnungen werden mit dem von KWU uebernommenen schnellen nodalen Rechenprogramm HEXNODK durchgefuehrt. Alle Programme sind in das leistungsfaehige SBR-Codesystem KAPROS integriert. (orig.)

 Es wurde eine Methode vorgeschlagen fuer die Auswertung der Produktionsraten fuer Strahlenschaeden in Metallen durch Neutronenbestrahlung in verschiedenen Reaktorsystemen. Die Methode basiert auf die Berechnung der Strahlenschaedigungsraten mit nuklearen Modellen und der NRT Methode und eine nachfolgende Korrektur auf der Basis von Auswertungen von experimentellen Daten und Simulationen der molekularen Dynamik. Eine Kombination der Methode der Simulation der molekularen Dynamik und der Binary Collission Approximation'' wurde vorgeschlagen fuer die Berechnung der Anzahl Schaedigungen in bestrahlten Materialien. Diese Methode wurde benutzt fuer die Berechnung von Displacement Querschnitte fuer Tantal und Wolfram nach Bestrahlung mit Protonen im Energiebereich von einigen KeV bis 1 GeV und mit Neutronen im Bereich 10^-5 eV bis 1 GeV. Ein neuer Ansatz wurde vorgeschlagen fuer die Berechnung der Ausbeuten der Fragmente der Nicht-Gleichgewichtsprozesse bei intermediaeren und hohen Energien. Dieser wurde angewandt fuer die Auswertung der Nicht-Gleichgewicht Komponenten von ⁴He und ³He Produktionsquerschnitten. He Produktionsquerschnitte wurden bestimmt fuer Eisen, ¹⁸¹Ta und Wolfram fuer Protonen Energien von mehreren MeV bis 25 GeV und fuer ¹⁸¹Ta und Wolfram fuer Neutronenenergien bis 1 GeV. Weiter wurde ein neues Modell diskutiert fuer die Simulation der Wechselwirkung von Teilchen mit intermediaeren und hohen Energien mit Atomkernen. Die Nicht-Gleichgewicht Teilchenemission wird nach der Monte Carlo Methode simuliert, waehrend das deterministische Verdampfungsmodell benutzt wird fuer die Gleichgewichts Entregung. Dieses Modell wurde angewandt fuer die Analyse von Ausbeuten von Radionukliden nach durch Protonen induzierten Reaktionen bei Energien von 0.8 bis 2.6 GeV. Die Ergebnisse der Untersuchungen zeigen die Vorteile des vorgeschlagenen Modells bei den Vorhersagen, im Vergleich mit anderen haeufig angewandten intranuklearen Kaskade Verdampfungsmodellen. Ein neuer Ansatz wurde vorgeschlagen fuer die Berechnung von Nicht-Gleichgewicht Energieverteilungen von Deuteronen bei nuklearen Reaktionen ausgeloest durch Nukleonen mit mittleren Energien. Die berechneten Energieverteilungen von Deuteronen sind in guter Uebereinstimmung mit gemessenen Daten fuer eine Reihe von Nukliden von ¹²C bis ²⁰⁹Bi. Schliesslich wurden fuer Materialien von Lithium bis Uran Energiefreisetzungen nach Bestrahlung mit Protonen mit intermediaeren Energien berechnet unter Benutzung der Modellen in den Codes MCNPX und CASCADE/INPE

 Рассмотрены варианты топливного цикла, обеспечивающие наработку денатурированного плутония, исключающего возможность распространения ядерного оружия. Показано, что при многократном рециклировании плутоний остается денатурированным и, наряду с малыми актинидами, подлежит выжиганию

 Die hier untersuchte ADS-Referenzauslegung basiert auf einem schnellen Kern. Es ist deshalb sinnvoll, das SAS4A Codesystem zur Berechnung von Stoerfalltransienten fuer ADS - Simulationen zu ertuechtigen. Die vorliegende Untersuchung zeigt, dass das punktkinetische Modell im SAS4A-Code die Aktivierung einer externen Quelle zulaesst. Zur Durchfuehrung von SAS4A ADS Transientenanalysen muessen jedoch Leistungsverteilung und lokale Reaktivitaetskoeffizienten als Eingabe vorliegen. Die Anwendbarkeit von Stoerungstheorie bei ADS ist wegen der unbekannten Definition der adjungierten Wichtungsfunktion als auch dem adjungierten externen Quellterm noch nicht geklaert. Die Anwendung von Stoerungstheorie fuer ADS Systeme erscheint deshalb fraglich. Reaktivitaetskoeffizienten koennen jedoch ebenfalls durch sukzessive Reaktivitaetsrechnungen bestimmt werden. Dies kann erreicht werden, indem die Reaktivitaetsveraenderungen durch die Aenderungen der oertlichen Kern-Materialeigenschaften relativ zum Referenzzustand bestimmt werden. Der hierdurch entstehende hoehere Rechenbedarf ist akzeptabel. In der vorliegenden Untersuchung wurde zunaechst das Rechenprogrammsystem KAPROS eingesetzt, um die Unterschiede zwischen quelle-freien Systemen (durchgefuehrt mit D3E/D3D Rechenprogrammen) und ADS zu klaeren. Dabei wurde die R-Z Option des DIXY2-Programms verwendet, dessen numerisches Verfahren die Ermittlung des Multiplikationsfaktors einer ADS-Anordnung ermoeglicht. Daraufhin wurde das Rechenprogramm CITATION eingesetzt, welches eine dreidimensionale, hexagonale Repraesentation des ADS ermoeglicht. Mit CITATION kann eine genaue Bestimmung des Einflusses von lokalen Veraenderungen auf den Reaktivitaetszustand der Anordnung bestimmt werden. Der Code wurde zur Optimierung einer Kernkonfiguration fuer ein ADS auf der Basis eines Kerns mit frischem Brennstoff eingesetzt. Die Dreiquellenkonfiguration, die dieser Untersuchung als Referenzauslegung zugrunde gelegt wurde, kann den Auslegungskriterien, z.B. Optimierung zur Transmutation, entsprechend veraendert werden. (orig.)