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Nukleare Simulation Erhalt und Stärkung der Kernforschungskompetenz in Baden-Württemberg Prof Prof Prof Prof. Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine Prys Prys Prys Prys

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  • Nukleare Simulation

    Erhalt und Stärkung der Kernforschungskompetenz in Baden-Württemberg

    ProfProfProfProf. Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine PrysPrysPrysPrys

  • 1. Kerntechnik• Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)• Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenenniveau)

    2. Strahlungsmesstechnik

    1.1 Lehrangebot Nukleartechnik

    S. Prys, Fakultät CEE

    2

    2. Strahlungsmesstechnik• VL: Strahlungsmesstechnik• P: Strahlungsmesstechnik

    3. Strahlenschutzausbildung• Grundkurse: Fachkundegruppen S 2.2 +S 4.2• Auffrischkurse: Alle Fachkundegruppen

    4. Forschungsnahe Lehrprojekte• VL: MCNP Simulationen Strahlenschutz• VL: MCNP Simulationen zum Reaktor SUR-100• VL: MCNP Simulation zur Dosisverteilung am Menschen

  • 1.1.1 Kerntechnik

    • Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Kennenlernen einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100

    - Grundlagen von Atomspaltung, Kettenreaktion, - Reaktortypen, Aufbau des SUR-100, - Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität

    3

    - Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität- unterkritische Neutronenvermehrung, - überkritische Neutronenvermehrung,- Steuerstabkalibrierung

    • Vorlesung Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenes Niveau)

    - 2 SWS, 3 ECTS � Steuerung einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100

    - Theorie und Praxis des Anfahrvorganges- Arbeiten am Simulator, Funktionstests- Theorie und Experimente zu Überschussreaktivität und Neutronenflussdichte- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor

  • • Vorlesung Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:

    - Nuklidkarte, Radioaktivität- Grundlagen der Strahlungsphysik, - Wechselwirkungsprozesse mit Materie,

    1.1.2 Strahlungsmesstechnik

    4

    - Wechselwirkungsprozesse mit Materie, - Aktivität, Strahlendosis, Abstandsgesetz, Abschirmung- Grundlagen der Strahlungsmesstechnik- Neutronenaktivierungsanalyse

    • Praktikum Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:

    - Arbeiten mit der Nuklidkarte- Messung von Alpha-, Beta-, Gammastrahlen- Dosisleistungsmessungen, Isodosismessungen- Abschirmungsversuche, Kontaminationsmessungen, Wischtest- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor- Radonmessungen

  • 1.1.3 Strahlenschutzkurse

    • Genehmigte Kurse nach Fachkunderichtlinie S 4.1 und S 2.2Ziele und Voraussetzungen nach Fachkunderichtlinie � staatlich anerkanntes Zertifikat für Strahlenschutzbeauftragte

    - Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes

    5

    - Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes- Aufgaben und Pflichten des Strahlenschutzbeauftragten- Naturwissenschaftliche Grundlagen- Strahlenschutzberechnungen- Stand der Technik im Strahlenschutz- Biologische Strahlenwirkungen- Praktikum: Strahlenschutzmesstechnik- Strahlenschutz und Sicherheit- Umgang mit radioaktiven Substanzen- DIN-Vorschriften, Beförderung radioaktiver Stoffe, radioaktive Abfälle

  • 1.1.4 Forschungsnahe Lehrprojekte

    • Einführung in MCNP (Demonstrationsvorlesung)Mittleres Niveau, Grundkenntnisse in Atom- und Reaktorphysik 2 SWS, 3 ECTS � erster Umgang mit MCNP

    – Grundlagen von Monte-Carlo Verfahren + das Programm MCNP– Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen

    6

    – Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen– Statistische Güte

    • Reaktorsimulationen mit MCNPFortgeschrittenes Niveau, Grundkenntnisse in MCNP2 SWS, 3 ECTS � vertiefte Erfahrungen mit MCNP

    – MCNP Simulationen mit komplexer Geometrie– MCNP Simulationen zur Kritikalität– Verifizierung von Daten aus Sicherheitsberichten– Qualität von Cross Section Libraries

  • Simulation von experimentell unzugänglichen SzenarienVergleich Messung und Simulation

    MCNP-4c BenchmarkingVoraussagen von Eigenschaften

    2 F&E Nukleartechnik

    S. Prys, Fakultät CEE

    7

    1. MCNP-4c Simulation am Reaktor SUR 100 der HS-Furtwangen2. MCNP-4c Simulationen am Hochflussreaktor Grenoble in Frankreich3. MCNP-4c Simulationen zur Gammadetektion an der Ben Gurion

    Universität in Israel4. MCNP-4c Simulationen am Menschenmodell5. MCNP-5 Simulation des Strahlungsfeldes an einem CASTOR-Lager6. Strahlungsmessroboter

    Voraussagen von EigenschaftenKalibrierung von Messgeräten

  • 2.1 MCNP Simulationen

    MCNP: Teilchentransport (Neutronen, Photonen und Elektronen) durch Materie mit Hilfe von Monte-Carlo-Algorithmen

    Eingabe:

    Monte Carlo N Particle Transport Code

    8

    Eingabe: Raumgeometrie, Wahrscheinlichkeiten für die Teilchenprozesse (σ), Startbedingungen (Source), ...Endbedingungen (Detektor)

    Seit 1948 in Los Alamos entwickelt, Standardsoftware Nukleare Simulation, Reaktorberechnung, Strahlenschutz,..

  • 2.1.1 Transport Code

    Version 4C.2 / Version 5

    • physical system

    Monte Carlo N Particle Transport Code

    9

    • physical process described by probability density functions (pdf's)• random number generator for particle sampling from the pdf's• sampling rule for sampling from the pdf’s• scoring (tallying)_______________________________________________________• variance reduction• parallelization

  • 2.1.2 Physical System

    radiation source: � materials � radiation detector

    nuclear particle transport

    Monte Carlo N Particle Transport Code

    10

    radiation source: � materials � radiation detector

    any geometry reactor point detectorpoint source shielding ring detectorsurface source air volume detector

    manCASTOR

  • 2.1.3 Geometry Cells

    • Defined surfaces• Defined cells

    – Cubes– Tubes– Speres

    e.g. thyroide

    11

    – Speres– Ellipsoids– ....

    • Boolean expressions– Intersections– …

    • Space filling• Defined Materials

    – ZAIDs– Particle densities

  • 2.1.4 MCNP Particle Reactions

    neutron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

    system detector

    12

    angular distribution

    photon � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

    electron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

    system detector

    system detector

  • 2.1.5 Particle Sources

    Particles: neutrons, photons, electrons

    surface source

    neutron start

    13

    mode nsdef sur 1051 erg d1 pos=-30.93 45.00 28.10 rad=d2 par=1 dir=d3si1 1E-9 7E-7sp1 -5 2.52E-8sc1 evaporation energy spectrum si2 4.9si3 -1. -0.9998 1. sp3 0. 1. 0.SSW 1059

    spherical source direction biasing

  • 2.1.5 Cross Sections

    1 Neutron Scatter � Photon Production3 5 6

    cross sections σσσσ

    neutron reactions

    14

    1 Neutron Scatter � Photon Production2 Fission � Photon Production3 Neutron Capture4 Neutron Leakage5 Photon Scatter6 Photon Leakage7 Photon Capture

    2

    3

    4

    5

    1

    6

    7

    cross section [barns]: probability of an interaction event between two particles.

  • 3. Simulation von Neutronenflüssen am Siemens Unterrichts Reaktor

    Pierre-Alexander Eidam FB: Elektronik Februar 2004, Betreuung: S. Mahling / D. Lotze

    15

    Neutronenflüsse, Neutronenspektren und Reaktivitätsüberschuss des Reaktors SUR-100 wurden mit MCNP-4C simuliert und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen: ausgezeichnete Übereinstimmung

    Die Regelstabkalibierkurve wurde nur mit grober Übereinstimmung durch MCNP Simulationen abgebildet

    SUR-100Nullleistungsreaktor, max Leistung 1 Wattthermisch

  • 3.1 Modell des SUR 100 Schnittbild

    KernNeutronenquelle

    16

    NeutronenquelleSteuerstabModerator

    Gamma AbschirmungNeutronen

    AbschirmungNeutronendetektor

  • 3.2 Modell des SUR 100 MCNP 2-D Schnittbild

    •• KernKern•• ModeratorModerator

    17

    •• ModeratorModerator•• RegelplattenRegelplatten•• GammaGamma--

    AbschirmungAbschirmung•• NeutronenNeutronen--

    AbschirmungAbschirmung

  • 3.3 Neutronenfluss experimentelldurch Manganaktivierung

    Modell des Reaktors in der MCNP Simulation

    γβγ ++ → FeMnnMn h 5658,25655 ),(

    18

    MCNP Simulation

    •• ProbenhalterProbenhalter• Mn-55 an definierten

    Positionen im Reaktor• Aktivierung durch Neutronen• γ - Spektroskopie� Neutronenflussmessung an

    definierten Positionen

    Experimente: C. Goller, D. Lotze

  • 3.4 2D Thermische Neutronenflussdichteverteilung

    Vergleich Experiment Simulation

    4,00E+07

    4,50E+07

    Vergleich Messung und Simulation

    experimentell

    Neu

    tron

    enflu

    ssdi

    chte

    in n

    /cm

    2 .s

    19

    0,00E+00

    5,00E+06

    1,00E+07

    1,50E+07

    2,00E+07

    2,50E+07

    3,00E+07

    3,50E+07

    -35 -30 -25 -20 -15 -10 -5 0 5 10 15 20 25 30 35

    Abstand vom Kern in cm

    Neu

    tro

    nen

    flu

    ss (

    n/c

    m2*

    s)

    experimentell simuliert 4E-08 MeV

    simuliert

    Neu

    tron

    enflu

    ssdi

    chte

    in n

    /cm

    Abstand vom Zentrum des Brennelementes in cm

  • 1,20E+07

    3.5 3D Neutronenflussdichteverteilung

    Simulation des gesamten Energiebereichs

    Abstand vom Zentrum

    Neutronenflussdichte

    20

    -31,0

    -21,0

    -11,5

    -6,5

    -1,5

    3,5

    8,5

    15,0

    25,0

    1,00

    E-0

    82,

    00E

    -08

    3,00

    E-0

    84,

    00E

    -08

    5,00

    E-0

    86,

    00E

    -08

    7,00

    E-0

    88,

    00E

    -08

    9,00

    E-0

    81,

    00E

    -07

    1,10

    E-0

    71,

    20E

    -07

    1,30

    E-0

    71,

    40E

    -07

    1,50

    E-0

    71,

    60E

    -07

    1,70

    E-0

    71,

    80E

    -07

    1,90

    E-0

    7

    0,00E+00

    2,00E+06

    4,00E+06

    6,00E+06

    8,00E+06

    1,00E+07

    n/(cm^2·s)

    cm

    MeV

    Maximum in Energiebereich

    3.10-8 – 4.10-8 MeV

    Nur messbar für thermische Neutronen!

    Abstand vom Zentrum des Brennelementes

  • 3.6 Neutronenspektrum im Kern

    1,50E+07

    2,00E+07

    2,50E+07n

    /cm

    ^2

    Thermische Neutronen

    Neu

    tron

    enflu

    ssdi

    chte

    in n

    /cm

    2 .s

    Simulation des gesamten Energiebereichs

    21

    Reaktor SUR-100, Neutronenspektrum im Kern19,9% U-235: U-235 683 g, U-238 2734 g

    Moderator: HD-PE

    0,00E+00

    5,00E+06

    1,00E+07

    1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01

    Energie in MeV

    n/c

    m^2

    Schnelle Neutronen

    Neutronenenergie in MeV

    Neu

    tron

    enflu

    ssdi

    chte

    in n

    /cm

  • 3.7 Reaktivität der Regelstäbe (Kalibrierung)

    0,4

    0,5

    0,6

    simuliert

    Vergleich Messung und Simulation

    Rea

    ktiv

    ität i

    n $

    22

    0,0

    0,1

    0,2

    0,3

    0 50 100 150 200 250

    Abstand von Grundstellung in cm

    $

    RP1 RP2 Simulation

    experimentell

    simuliert

    Rea

    ktiv

    ität i

    n $

    Fahrstrecke der Steuerstäbe

  • 3.8 Schlussfolgerungen

    MCNP SUR Simulationen erzielen

    • Gute Ergebnisse für die Neutronik

    23

    • Gute Ergebnisse für die Neutronik• Gute Ergebnisse für Kritikalitätsbetrachtungen• Mittelmäßige Ergebnisse für Reaktivitätsberechnungen

    Folgeprojekt erforderlich: Optimierung des SUR Reaktormodells hinsichtlich der Reaktivität

  • 4. Neutronenflüsse am Hochflussreaktor in Grenoble

    Forschungssemester 1999S. Mahling, H. Faust

    Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îm

    24

    Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îmBrennelement: hochangereichertes Uran � niedrig angereichertes Uran � Neutronenquelle liefert wesentlich weniger Neutronen

    Es wurde die Kalibrierkurve des Steuer-stabes simuliert und mit empirischen Werten verglichen: auftretende Diskrepanzen können mit Brennelementabbrand erklärt werden

    Hochflussreaktor Grenoble (HFR) 58 MWhtherm, 1,5 . 1015 n/cm2.s

  • 3 Swimming Pool (H2O)

    5 Security Rod

    6 Fuel Element Cap

    7 Reactor Valve

    8 Reactor Holding Tank (H2O)

    4.1 HFR Model

    5

    67

    3

    9 Central Chimney (D2O)

    10 Reactor Retaining Tank (D2O)

    11 Neutron Guides H1 / H2

    13 Vertical Cold Source

    14 Fuel Element

    15 Horizontal Cold Source

    16 Control and Compensation Rod

    9

    1315

    10

    11

    16

    14

    8

    MCNP HFR Model

  • 4.2 MCNP Model of the HFR Grenoble

    Retaining tankRetaining tank

    ReflectorReflector

    View of Reactor Tank and Central Chimney

    26

    ReflectorReflector

    corecore

    Neutron Guide H6Neutron Guide H6

    central chimneycentral chimney

  • HFR05a2 + HFR05c Core Thermal Neutron Spectra

    1.6E+12

    2.0E+12

    Flu

    x [n

    /(s.c

    m2 )

    ]

    2.3 HFR Thermal Core Spectrum HEU and LEU Fuel Element

    high enriched uranium (HEU) vs. low enriched uranium (LEU)

    � neutron flux declines

    � neutron source less efficient

    Neu

    tron

    Flu

    x n/

    cm2 .

    s

    0.0E+00

    4.0E+11

    8.0E+11

    1.2E+12

    0.0E+00 5.0E-08 1.0E-07 1.5E-07 2.0E-07

    Energy [MeV]

    Flu

    x [n

    /(s.c

    m

    core HEU core LEU1,0=∆

    E

    ENeutron Energy in MeV

    Neu

    tron

    Flu

    x n/

    cm

  • 4.4 MCNP Control & Compensation Rod Model

    105,5 cmMCNP plane 410

    MCNP plane 401

    Rod is fromNi-201

    28

    45 cm MCNP plane 391

    MCNP plane 360

    MCNP plane 392

    MCNP plane 380

    MCNP plane 370

    Ni-201

  • 4.5 Different Control Rod Positions

    In the MCNP HFR Model

    29a b c d

  • 4.6 HFR Control Rod Reactivity

    Control Rod Calibration

    9001000

    Co

    ntr

    ol R

    od

    Po

    sitio

    n [m

    m]

    difference is due to fuel element burn up

    control & compensation Rod

    30

    0100200300400500600700800900

    0 5000 10000 15000 20000

    Reactivity [pcm]

    Co

    ntr

    ol R

    od

    Po

    sitio

    n [m

    m]

    Empirical Calculation MCNP Calculation

  • 5 Simulation von Detektoren für Gammastrahlung

    Forschungssemester 2005S. Mahling, Z. Alfassi

    Ziel:Aufspüren radioaktive Materialien in

    31

    Aufspüren radioaktive Materialien in Lastwagen (Nuklearschmuggel)Gammastrahler, Neutronenstrahler

    ProblemHalbleiterdetektoren, z.B. HPGeMassenabsorptionskoeffizient unbekannt

    Lösung:Verwendung zweier HPGe sAnnahme Punktquelle, Punktdetektoren

    Ben Gurion Universität, Beer Scheva, Israel

  • 5.1 Virtual Detector Simulations

    Ge Detector Simulation

    x(0,0,0)

    r = 13 cm

    210211216217

    147

    32

    • MCNP virtual detector model: the real detector can be represented by a point within or behind the detector, depending on the detector geometry

    • MCNP virtual detector simulations: efficiencies of virtual detectors were calculated for different detector geometries and at different energies

    hd= 13 cmhs= 30 cm

    source energy 1332 keV

    100

  • 5.2 The Dependence of the Virtual Point-Detector on the HPGe Detector Dimensions

    The dependence of the HPGe detector efficiency when collecting full energypeaks vs. the distance of the point source from the detector cap was studiedby Monte Carlo methods for 49 cylindrical detectors, having different radii andthicknesses. It was shown that in all cases interpolation and extrapolation canbe done using the model of the virtual point-detector. The dependence of thedistance of the virtual point-detector position from the detector cap was studied

    33

    distance of the virtual point-detector position from the detector cap was studiedas a function of the geometrical dimension of the detector. A general formulawas found:

    h0 distance of the virtual point-detector position from the detector cap a,b,c parameters depending on the photon energy r,h radius, thickness of the detector,

    m/ρ mass attenuation coefficient

    )1(0ρm

    ch

    ebrah⋅⋅−

    ⋅−⋅⋅=

  • 5.3 ForschungssemesterWS 2009/2010

    • The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions

    • The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions

    34

    • The Dependence of the Virtual Surface-Detector on the HPGe Detector Dimensions

    • The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions

    • The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions

    BGO = Bismuth Germanate, (Bi4 (GeO4) 3)

  • 5.3 Energy Independent Virtual Detectors

    4,55

    5,56

    6,5

    Energy Independent Virtual Detectors[c

    m]

    Det

    ecto

    r R

    adiu

    s [c

    m]

    35

    The detector efficiency is for sizes according to this graph energy independent !!

    1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13

    0,51

    1,52

    2,53

    3,54

    4,5

    hd [cm]

    rd*

    [cm

    ]

    h [cm]

    r d*

    [c

    m]

    Det

    ecto

    r R

    adiu

    s [c

    m]

    Detector Diameter [cm]

  • 6. Simulation zu Organdosen am Menschen

    Eva Maria Stoiber FB: Elektronik Februar 2005, Betreuung: S. Mahling, H. Sauerburger

    Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2

    36

    Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2 menschliche Modelle mit MCNP erstellt: weiblich und männlich. Verschiedene Szenarien einer Bestrahlung dieser Modelle wurden mit MCNP simuliert. Es lassen sich Dosisleistungsverteilungeninfolge externer oder interstitieller Bestrahlungen an bestimmten Organen des Menschen nachvollziehen.

    Eine geeignetes Szenario zur Verifizierung aus der radiologischen Fachliteratur soll sich als Folgeprojekt anschließen.

    Sabrina Plot eines MCNPInputfiles für das Menschenmodell

  • 6.1 Ein weibliches Modell.....

    Sabrina Plots vom MCNP Modell

    37

    Raytracing Program für MCNP Inputfiles

    3D-Darstellung der Geometrie in MCNP

  • 6.2 Optimierung des ModellsBauchraum 2D MCNP Plots

    38

    Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonaden

  • 6.3 Optimierung des ModellsBauchraum 3D Sabrina Plots

    39

    Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonaden

  • 7. Strahlungsmessroboter

    40

    Oliver Jaeschke, Stefan Pilczewicz, u.a. WS 07 / 08Betreuung: S. Mahling / D. Lotze

    Entwicklung und Optimierung eines Roboters zum Einsatz in Gammastrahlenfeldern mit kabelloser Datenübertragung

  • 7.1 Projektziel ROBRAY

    • Zweck des Roboters– Messungen in Gebieten mit hoher Aktivität– Automatisierung häufiger Vorgänge

    41

    – Exakte Positionierung des Messkopfes– Automatische Suche nach Strahlungsquellen

    • Aufbau des Roboters– Raupenfahrzeug mit Fischertechnik-Interface– Dosisleistungsmessgerät FH 40 G mit Zählrohr– Anschluss an PC via RS232-Bluetooth-Adapter– Alternative Fernsteuerungstechniken– Steuerungssoftware mit JAVA

  • 7.2 Messaufgaben

    • Aufspüren einer Gammastrahlenquelle durch einen intelligenten

    42

    einen intelligenten Suchalgorithmus

    • Drahtlose Übertragung und Aufzeichnung von Messwerten

    • Einsatz bei höheren Strahlendosen

  • 8. Geplante Forschungsprojekte

    • Verbesserung des MCNP Modells des SUR 100 Reaktors – Damit experimentelles Reaktivitätsverhalten und die simulierten Ergebnisse

    besser übereinstimmen, sollen hierzu detaillierte Untersuchungen durchgeführt werden;

    – Schliesslich sollen simulierte Szenarien zur Temperaturabhängigkeit des Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem

    43

    Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen werden.

    • Simulation eines Bestrahlungsszenarios zur Usability des MCNP Menschenmodels– Aus der radiologischen Forschung oder aus Berichten von Strahlenunfällen

    sollen reale Daten von Menschenbestrahlungen extrahiert werden und entsprechende Szenarien am vorhandenen Modell simuliert werden.

    • Fortsetzung der Untersuchung der Detektoreffizienz für NaI und BGO Detektoren

  • 8.1 Simulation der Strahlenbelastung in einem CASTOR-Lager

    Bachelor Thesis WS 09/10

    • Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor

    44

    • Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor Lager, Neutronen- und Gamma-Strahlung

    • Kombination von CAD-Files und MCNP-Input• Ziel: Kalibrierung von Albedodosimetrn und

    elektronischen Neutronendosimetrn

  • 7. Geplante Lehrprojekte

    • Ein Teststrahlenfeld mit diversen Abschirmungen an der HS-Furtwangen soll ausgemessen und mit MCNP simulierten Daten verglichen werden

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    • Testen von MCNP-5 und Einsatz auf verteilten Rechnern

    • Entwickeln von MCNP batch-Routinen und automatisierte Datenauswertung

    • Erstellung von hochwertigen Lehrmaterialien für MCNP Kurse

  • 1. Mahling, S.; Orion, I.; Alfassi, Z. B; Nuclear Instruments an Methods in Physic Research A 557 (2006) 544-553

    2. Mahling-Ennaoui, S.; Jahn, S.; Proceedings of the ILL Millennium Symposium 2002

    HS-FurtwangenPublications & Reports

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    Symposium 2002

    3. Mahling-Ennaoui, S.; Neutron Flux Calculations, H13 - IN20 (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

    4. Mahling-Ennaoui, S.; Shielding Calculations, Instrument BRISP (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

    5. Mahling-Ennaoui, S.; Criticality Calculations for the High Flux Reactor (1999); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

  • Noch Fragen ?

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