Zusammenfassung
Eine reine Bilanzierung unter vereinfachenden Randbedingungen wie in Kap. 5 kann natürlich nicht alle Aspekte des Verhaltens von Neutronen in Materie beschreiben. Wie im Folgenden gezeigt werden wird, sind bei einer gesamtheitlichen Betrachtung Abhängigkeiten nach Zeit, Ort, Bewegungsrichtung und Energie der Neutronen zu berücksichtigen. Das so beschriebene Problem ist in allen praktisch relevanten Fällen nicht analytisch lösbar. In der Praxis bedient man sich heutzutage daher meistens der, im Vergleich zu der Pionierzeit der Kerntechnik unermesslich hohen, Rechenleistung moderner EDV-Anlagen, um durch das stochastische ,,Durchspielen“ von Neutroneneinzelschicksalen eine makroskopische Lösung zu erhalten. Diese sogenannte Monte-Carlo Methode wird im Zuge dieses Kapitels eingehender vorgestellt werden. Trotz dieses übermächtigen Werkzeuges ist es nach wie vor wichtig, die theoretischen Grundlagen des Neutronentransportes zu verstehen und anhand von Vereinfachungen auch analytische Lösungen gewinnen zu können – sowohl um die Funktionsweise der Computercodes nachvollziehen zu können, als auch, um ihre Ergebnisse an Hand einfacher Handrechnungen verifizieren zu können, was aufgrund der erheblichen Fehlermöglichkeiten bei der Erstellung von Eingabedatensätzen immer eine gute wissenschaftliche Praxis darstellt .
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Ziegler, A., Allelein, HJ. (2013). Neutronentransport. In: Ziegler, A., Allelein, HJ. (eds) Reaktortechnik. Springer, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-33846-5_6
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