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TEIL I: Bei der Berechnung thermischer Reaktoren ist die Diffusionsweglänge der thermischen Neutronen im Moderator eine wichtige Größe. Obwohl den Moderator im Reaktor normalerweise Kanäle zur Aufnahme der Brennelemente oder für ein Kühlmedium durchziehen, wird in der einfachen Theorie die Diffusionsweglänge für das ungestörte Moderatorsystem benutzt. Selbstverständlich bewirkt aber die Gegenwart von Kanälen, oder anders ausgedrückt, die Abwesenheit von Moderatorsubstanz, eine Vergrößerung der Diffusionsweglänge. Man kann versuchen, diesen Effekt dadurch rechnerisch zu berücksichtigen, daß man eine neue mittlere Dichte des Materials definiert, also den makroskopischen Streuquerschnitt entsprechend dem Hohlraum zu Kompaktstoff-Verhältnis reduziert. Durch eine solche "Homogenisierung" werden aber sich ergebende Anisotropieeffekte nicht berücksichtigt, die z.B. dadurch entstehen, daß längs der Achse eines zylindrischen Kühlkanals eine bevorzugte Diffusion und damit Leckage auftritt. Es sind daher frühzeitig theoretische Untersuchungen angestellt worden, wie man den Einfluß von Hohlräumen auf die Diffusion thermischer Neutronen streng berücksichtigen kann. Eine Schwierigkeit bei diesen theoretischen Berechnungen ergibt sich daraus, daß strenge Lösungen oft nur für bestimmte Geometrien möglich sind, wie z.B. für die Plattengeometrie. Aber auch die Messung der bei Anwesenheit von Hohlräumen veränderten Diffusionslänge mit Hilfe herkömmlicher Techniken ist nicht immer einfach, besonders in dem hier speziell interessierenden Fall des Kerns eines Kugelhaufenreaktors , wo die kugelförmigen Graphitelemente, die den Moderator ausmachen, in statistischer Schüttung- vorliegen. [...] TEIL II : In der Neutronendiffusionstheorie wird das zeitlich veränderliche Neutronenfeld als Überlagerung der Eigenfunktionen gegeben, die Lösungen der Helmholtzgleichung darstellen und an den Extrapolationsgrenzen verschwinden. $\triangledown^{2} \phi_{n} + B^{2}_{n} \phi_{n} = 0 (1) $ Für ein moderierendes System, in welches ein Impuls schneller Neutronen geschossen wurde und in dem die Neutronen thermisches Gleichgewicht erreicht haben, gilt folgender Ansatz: $N(t,\vec{r}) = \sum_{n} A_{n} \cdot \phi_{n}(\vec{r}) \cdot Exp(\gamma_{n} \cdot t) $(2) wobei die kleinste Abklingkonstante $\gamma_{0}$durch folgende Gleichung gegeben ist: $\vert \gamma_{0} \vert = \alpha_{0} + D_{0} \cdot B^{2}_{0} +C \cdot B^{4}_{0} + F \cdot B^{6}_{0}$ (3) Im folgenden Bericht werden Berechnungen der Diffusionsparameter ( $\alpha_{0},D_{0},C,F$ ) aus den Meßwerten eines zeitlich abklingenden Neutronenfeldes vorgenommen. Bei genäherter Darstellung der Meßwerte durch Exponentialfunktionen wurde die Methode von Willers benutzt. Bei der Untersuchung der Diffusionsparameter wurde die Methode der kleinsten Quadrate auf die Funktion $\gamma_{0}(B^{2}_{0})$ angewandt. $B^{2}_{0}$ wurde iterativ aus dem Diffusionsparameter berechnet.

This report refers to post-irradiation investigations an neutron-irradiated sintered BeO compacts. The macroscopic-mechanical properties of the samples such as density, porosity, and Young's modulus is discussed as well as the radiation damage of both composition and lattice structure. By means of a specially developed vacuum assembly, the release behaviour of helium was studied both isothermal and with a varying function of temperature and time . The detection of tritium is made by an integral method by means of a scintillation spectrometry. An absolute determination of the total contents of helium and tritium in the samples is achieved by a chemical analysis. The results of the measurements are discussed, and they are described quantitatively by the application of a modified diffusion theory .