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	<title>Moderator (Physik) - Versionsgeschichte</title>
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	<subtitle>Versionsgeschichte dieser Seite in Wikipedia (Deutsch) – Lokale Kopie</subtitle>
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		<updated>2025-04-22T19:43:59Z</updated>

		<summary type="html">&lt;p&gt;&lt;span class=&quot;autocomment&quot;&gt;growthexperiments-addlink-summary-summary:1|1|0&lt;/span&gt;&lt;/p&gt;
&lt;p&gt;&lt;b&gt;Neue Seite&lt;/b&gt;&lt;/p&gt;&lt;div&gt;Ein &amp;#039;&amp;#039;&amp;#039;Moderator&amp;#039;&amp;#039;&amp;#039; ([[Latein|lat.]] &amp;#039;&amp;#039;{{lang|la|moderare}}&amp;#039;&amp;#039; ‚mäßigen‘) dient dazu, [[freies Neutron| freie Neutronen]], die bei ihrer Freisetzung meist relativ energiereich (also schnell) sind, abzubremsen. Die Abbremsung erfolgt dabei durch wiederholte [[Streuung (Physik)|&amp;#039;&amp;#039;elastische&amp;#039;&amp;#039; Streuung]] an &amp;#039;&amp;#039;leichten&amp;#039;&amp;#039; [[Atomkern]]en, also solchen von [[Nuklid]]en niedriger [[Massenzahl]] (siehe auch [[elastischer Stoß]]). Die vom Neutron abgegebene Energie wird als Rückstoß vom getroffenen Atomkern aufgenommen; dieser gibt sie in weiteren Stößen als Wärme an die umgebende Materie ab.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
Das Wort Moderator kann das dazu verwendete Material oder auch ein fertiges Bauteil usw. bezeichnen.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
Diese „Moderation“ ist begrifflich zu unterscheiden von der Verlangsamung der Neutronen durch [[Streuung (Physik)|&amp;#039;&amp;#039;unelastische&amp;#039;&amp;#039;]] Streuung an mittelschweren Materialien wie z.&amp;amp;nbsp;B. Eisen (manchmal „Degradation“ genannt). Diese wird für Neutronen mit Energien im [[Elektronenvolt|MeV]]-Bereich z.&amp;amp;nbsp;B. in [[Abschirmung (Strahlung)|Abschirmungen]] häufig eingesetzt, oft kombiniert mit nachfolgender Moderation. Bei der unelastischen Streuung geht die vom Neutron abgegebene Energie hauptsächlich in [[Angeregter Zustand|Anregungsenergie]] des Atomkerns über; der Kern gibt sie anschließend als [[Gammastrahlung]] wieder ab.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Materialien ==&lt;br /&gt;
Die durchschnittliche Bremswirkung eines elastischen Stoßes ist am stärksten bei gleich großen Massen der Stoßpartner. Bei [[Stoß (Physik)#Einteilung mechanischer Stoßprozesse|zentralem Stoß]] würde dann ein einziger Zusammenstoß ausreichen, um das Neutron zum Stillstand zu bringen (siehe [[Kinematik (Teilchenprozesse)|Kinematik]]). Deshalb ist [[Wasserstoff]], besonders sein häufigstes [[Isotop]] &amp;lt;sup&amp;gt;1&amp;lt;/sup&amp;gt;H, dessen Kern ein einzelnes [[Proton]] ist, in dieser Hinsicht der wirksamste Moderator.&lt;br /&gt;
Vorteilhaft ist, dass Wasserstoff in vielen Materialien (wie Wasser, Paraffin, vielen Kunststoffen) rund 2/3 aller Atome darstellt. Verwendbar sind auch [[Deuterium]] als Bestandteil des [[Schweres Wasser|schweren Wassers]], [[Beryllium]] und [[Kohlenstoff]]. [[Helium]] ist als stets gasförmiger Stoff praktisch wenig geeignet.&lt;br /&gt;
Zahlenmäßig wird der Vorteil leichter Elemente als Moderator durch das [[Mittleres logarithmisches Energiedekrement|mittlere logarithmische Energiedekrement]] ausgedrückt.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
Die folgende Tabelle gibt Auskunft über die durchschnittliche Anzahl der Stöße, die notwendig ist, um ein durch Kernspaltung freigesetztes Neutron (typische Energie etwa 2 [[Elektronenvolt#Dezimale Vielfache|MeV]]) auf [[thermisches Neutron|thermische Energie]] abzubremsen&amp;lt;ref name=&amp;quot;emendoerfer&amp;quot;&amp;gt;D. Emendörfer, K.&amp;amp;nbsp;H. Höcker: &amp;#039;&amp;#039;Theorie der Kernreaktoren&amp;#039;&amp;#039;. Band 1: &amp;#039;&amp;#039;Der stationäre Reaktor&amp;#039;&amp;#039;. Bibliographisches Institut, Zürich 1982, ISBN 3-411-01599-3.&amp;lt;/ref&amp;gt;.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
{| class=&amp;quot;wikitable&amp;quot;&lt;br /&gt;
! &lt;br /&gt;
! [[Wasserstoff]]&lt;br /&gt;
! [[Deuterium]]&lt;br /&gt;
! [[Beryllium]]&lt;br /&gt;
! [[Kohlenstoff]]&lt;br /&gt;
! [[Sauerstoff]]&lt;br /&gt;
! [[Uran]]&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
| Masse des Kerns in [[Atomare Masseneinheit|u]]&lt;br /&gt;
| {{0}}1&lt;br /&gt;
| {{0}}2&lt;br /&gt;
| {{0}}9&lt;br /&gt;
| {{0}}12&lt;br /&gt;
| {{0}}16&lt;br /&gt;
| {{0}}238&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
| Energiedekrement &amp;lt;math&amp;gt;\xi&amp;lt;/math&amp;gt;&lt;br /&gt;
| {{0}}1&lt;br /&gt;
| {{0}}0,7261&lt;br /&gt;
| {{0}}0,2078&lt;br /&gt;
| {{0|00}}0,1589&lt;br /&gt;
| {{0|00}}0,1209&lt;br /&gt;
| {{0|000}}0,0084&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
| Anzahl der Stöße&lt;br /&gt;
| 18&lt;br /&gt;
| 25&lt;br /&gt;
| 86&lt;br /&gt;
| 114&lt;br /&gt;
| 150&lt;br /&gt;
| 2172&lt;br /&gt;
|}&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Moderationsfähigkeit ==&lt;br /&gt;
Zum Vergleich verschiedener Moderatoren lässt sich die &amp;#039;&amp;#039;Moderationsfähigkeit&amp;#039;&amp;#039;&lt;br /&gt;
&amp;lt;math&amp;gt;\xi \tfrac{\sigma_{el}}{\sigma_\gamma}&amp;lt;/math&amp;gt; ({{enS|moderation ratio}}) verwenden. Sie berechnet sich aus dem [[Mittleres logarithmisches Energiedekrement|mittleren logarithmischen Energiedekrement]]&lt;br /&gt;
&amp;lt;math&amp;gt;\xi = \ln\tfrac{E_0}{E_n}&amp;lt;/math&amp;gt;  und dem Quotienten der [[Wirkungsquerschnitt]]e für elastische Neutronenstreuung &amp;lt;math&amp;gt;\sigma_{el}&amp;lt;/math&amp;gt; und Neutroneneinfang &amp;lt;math&amp;gt;\sigma_\gamma&amp;lt;/math&amp;gt;.&amp;lt;ref name=&amp;quot;indien&amp;quot;&amp;gt;{{Internetquelle |autor=K. S. Rajan |url=https://nptel.ac.in/courses/103/106/103106101/ |titel=Nuclear Reactor Technology |hrsg=IIT Madras |sprache=en |abruf=2025-02-27}}&amp;lt;/ref&amp;gt;&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
{| class=&amp;quot;wikitable&amp;quot;&lt;br /&gt;
|+ Für [[Thermisches Neutron|thermische Neutronen]] (0,0253&amp;amp;nbsp;eV) gilt:&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
!Moderator&lt;br /&gt;
!ξ&lt;br /&gt;
!σ&amp;lt;sub&amp;gt;el&amp;lt;/sub&amp;gt;&lt;br /&gt;
!σ&amp;lt;sub&amp;gt;γ&amp;lt;/sub&amp;gt;&lt;br /&gt;
!σ&amp;lt;sub&amp;gt;el&amp;lt;/sub&amp;gt; / σ&amp;lt;sub&amp;gt;γ&amp;lt;/sub&amp;gt;&lt;br /&gt;
!Moderationsfähigkeit&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
|Leichtwasser&lt;br /&gt;
|0,920&lt;br /&gt;
|25,47&lt;br /&gt;
|0,33&lt;br /&gt;
|{{0|000}}77,17&lt;br /&gt;
|{{0|00}}71&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
|Schweres Wasser&lt;br /&gt;
|0,509&lt;br /&gt;
|{{0}}5,57&lt;br /&gt;
|0,0005&lt;br /&gt;
|11139,49&lt;br /&gt;
|5670&lt;br /&gt;
|-&lt;br /&gt;
|Graphit&lt;br /&gt;
|0,128&lt;br /&gt;
|{{0}}5,25&lt;br /&gt;
|0,0035&lt;br /&gt;
|{{0}}1500&lt;br /&gt;
|{{0}}192&lt;br /&gt;
|}&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
Die Moderationsfähigkeit von [[Leichtwasser]] ist trotz des hohen Energiedekrements wegen des großen [[Einfangquerschnitt]]s vergleichsweise niedrig.&amp;lt;ref name=&amp;quot;indien&amp;quot; /&amp;gt;&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Anwendungen ==&lt;br /&gt;
=== Kernreaktoren ===&lt;br /&gt;
Das wichtigste Einsatzgebiet von Moderatoren sind [[Kernreaktor]]en, in denen die bei der [[Kernspaltung]] von [[Uran]]-235 oder [[Plutonium]]-239 entstehenden schnellen Neutronen auf thermische Energie abgebremst werden. Schnelle Neutronen rufen nur selten eine Kernspaltung hervor; ein thermisches Neutron dagegen löst mit viel höherer Wahrscheinlichkeit (Wirkungsquerschnitt) eine neue Kernspaltung aus. Ein moderierter Reaktor benötigt deshalb für die selbsterhaltende Spaltungs[[kettenreaktion (Kernphysik)|kettenreaktion]] eine sehr viel geringere Menge an [[Kernbrennstoff]] (siehe auch [[Kritische Masse]]) als ein „schneller“, ohne Moderator arbeitender Reaktor. In Kernkraftwerken technisch genutzt werden Wasserstoff (als leichtes (gewöhnliches) [[Wasser]]), Deuterium (als [[schweres Wasser]]) und Kohlenstoff in Form von [[Graphit]].&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
In [[Leichtwasserreaktor]]en wird gewöhnliches Wasser als Moderator verwendet. Ein Nachteil ist die Absorption von Neutronen durch das Wasser. Dieser Neutronenverlust wird ausgeglichen, indem [[Uran-Anreicherung|angereichertes]] [[Uran]] (&amp;lt;sup&amp;gt;235&amp;lt;/sup&amp;gt;U) verwendet und die Uranmenge vergrößert wird. Für Leichtwasserreaktoren spricht, dass leichtes Wasser preiswert und nicht brennbar ist und im Fall einer Überhitzung des Reaktors (Reaktorunfall) verdampft. Dann ist keine Moderation mehr vorhanden und die Kettenreaktion erlischt.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
Reiner Graphit ist relativ leicht herzustellen und zeigt sehr geringe Neutronenabsorption. Ein graphitmoderierter Kernreaktor kann daher mit nicht-angereichertem Uran (Natururan) betrieben werden. Der erste 1942 unter Leitung von [[Enrico Fermi]] in Chicago gebaute und funktionsfähige [[Chicago Pile|Versuchsreaktor]] war so konstruiert. Graphitmoderierte [[Leistungsreaktor]]en sind die britischen [[Magnox-Reaktor]]en, ebenso die später in der Sowjetunion entwickelten [[RBMK]]-Reaktoren, die heute nur noch in [[Russland]] in Betrieb sind. Beim [[Nuklearkatastrophe von Tschernobyl|Reaktorunfall von Tschernobyl]] im Jahre [[1986]] konnte die Kettenreaktion des überhitzten RBMK-Reaktors nicht mehr unterbrochen werden; der Graphit behielt seine moderierenden Eigenschaften und durch die Leistungssteigerung wurden die Brennelemente stark überhitzt. Es kam zu einem enormen Druckanstieg mit anschließender explosionsartigen Zerstörung des Reaktorraums einschließlich der Fragmentierung von Brennmaterial. Der größte Schaden entstand aber, weil der Graphit (reiner Kohlenstoff) brannte und die heißen Rauchgase die radioaktiven Partikel mit in große Höhen transportierten. Ein weiterer graphitmoderierter Leistungsreaktortyp ist der gasgekühlte [[Hochtemperaturreaktor]].&lt;br /&gt;
=== Reaktoreigenschaften bei verschiedenen Moderatoren ===&lt;br /&gt;
Die Wahl des Moderators hat Auswirkungen auf die Eigenschaften des Reaktors:&lt;br /&gt;
* Schweres Wasser hat lediglich eine geringe Tendenz (kleinen Wirkungsquerschnitt) für Neutroneneinfang. Daher können mit schwerem Wasser moderierte Reaktoren mit Natururan betrieben und vergleichsweise klein gebaut werden, weshalb sie in mobilen Anwendungen wie [[Atom-U-Boot]]en bevorzugt eingesetzt werden.&lt;br /&gt;
* Leichtes Wasser absorbiert durch die [[Neutroneneinfang]]reaktion &amp;lt;sup&amp;gt;1&amp;lt;/sup&amp;gt;H(n,&amp;lt;math&amp;gt;\gamma&amp;lt;/math&amp;gt;)&amp;lt;sup&amp;gt;2&amp;lt;/sup&amp;gt;H Neutronen. Um dies auszugleichen, müssen diese Reaktoren mit [[Uran-Anreicherung|angereichertem Uran]] betrieben werden und deutlich mehr Volumen besitzen.&lt;br /&gt;
* Graphit, also Kohlenstoff, absorbiert zwar nur geringfügig, bremst die Neutronen aber erst nach sehr vielen Stößen (siehe Tabelle oben) auf die notwendige niedrige Geschwindigkeit. Deshalb sind die Kerne [[Graphitmoderierter Kernreaktor|graphitmoderierter Reaktoren]] deutlich größer als die von Leichtwasserreaktoren.&lt;br /&gt;
[[Datei:RBMK reactor from Ignalina ArM.jpg|miniatur|Zwei Techniker auf dem Kern eines der graphitmoderierten Reaktoren (Typ [[RBMK-1500]]) im [[Kernkraftwerk Ignalina]]]]&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
[[Brutreaktor]]en enthalten keinen Moderator, weil bei ihnen die Spaltung durch schnelle Neutronen erwünscht ist. Das hier zur Kühlung verwendete Natrium (mit seiner Massenzahl&amp;amp;nbsp;23) hat einen sehr viel geringeren moderierenden Effekt als Wasser.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
=== Andere Anwendungen ===&lt;br /&gt;
Moderatoren werden auch in [[Abschirmung (Strahlung)|Abschirmungen]] gegen Neutronen verwendet, oft in Mischung mit einem [[Neutronenabsorber|Absorber für thermische Neutronen]] wie Bor oder einer Lithiumverbindung.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
In Verbindung mit einer [[Neutronenquelle]] wird ein Moderator benutzt, wenn ein [[Neutronenspektrum]] mit großem thermischem Anteil bereitgestellt werden soll, beispielsweise für [[Neutronenaktivierung]]smessungen.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
In vielen [[Neutronendetektor]]en werden die Neutronen durch einen Moderator auf thermische Energie gebracht, damit dann zu ihrem Nachweis eine Absorptionsreaktion wie etwa &amp;lt;sup&amp;gt;10&amp;lt;/sup&amp;gt;B(n,alpha) genutzt werden kann. Ein Beispiel ist der [[Long Counter]].&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
In allen diesen Fällen wird als Moderator meist Wasserstoff benutzt, oft in Form von festem [[Paraffin]] oder von [[Kunststoff]]en.&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Siehe auch ==&lt;br /&gt;
* [[Dampfblasenkoeffizient]]&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Literatur ==&lt;br /&gt;
{{Siehe auch|Neutron|Kerntechnik|Kernreaktor}}&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
== Einzelnachweise ==&lt;br /&gt;
&amp;lt;references /&amp;gt;&lt;br /&gt;
&lt;br /&gt;
[[Kategorie:Nukleares Material]]&lt;br /&gt;
[[Kategorie:Kernspaltung]]&lt;/div&gt;</summary>
		<author><name>imported&gt;TheMagnum21</name></author>
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