Experiment ln studium produkce a transportu neutron pro adtt
This presentation is the property of its rightful owner.
Sponsored Links
1 / 36

Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT PowerPoint PPT Presentation


  • 61 Views
  • Uploaded on
  • Presentation posted in: General

Oddělení jaderné spektroskopie, Ústav jaderné fyziky, Akademie věd České republiky Katedra jaderných reaktorů , Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská , České vysoké učení technické v Praze. Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT. Ondřej Svoboda

Download Presentation

Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT

An Image/Link below is provided (as is) to download presentation

Download Policy: Content on the Website is provided to you AS IS for your information and personal use and may not be sold / licensed / shared on other websites without getting consent from its author.While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server.


- - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - E N D - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - -

Presentation Transcript


Experiment ln studium produkce a transportu neutron pro adtt

Oddělení jaderné spektroskopie, Ústav jaderné fyziky,Akademie věd České republiky

Katedra jaderných reaktorů, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, České vysoké učení technické v Praze

Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT

Ondřej Svoboda

Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc.

obhajoba disertační práce


C le diserta n pr ce

Cíle disertační práce

  • připravit, provést a vyhodnotit 1.6 GeV a 2.52 GeV deuteronový experiment na sestavě E+T

  • dále studovat a aplikovat spektroskopické korekce

  • změřit intensity, polohy a profily svazků

  • porovnat experimentální výsledky v rámci jednoho experimentu, mezi deuteronovými experimenty i s předchozími protonovými experimenty

  • provést MCNPX simulace deuteronových experimentů, porovnat jejich výsledky s experimentem

  • připravit, provést a vyhodnotit měření účinných průřezů v TSL Uppsala a ÚJF Řež


Projekt energy transmuta tion of radioactive waste

Projekt „Energy &Transmutation of Radioactive Waste“

Ezhik

SÚJV Dubna, Rusko

Gamma - 2

Gamma - 3

Energy + Transmutation

Kvinta


Setup energie transmutace

Setup Energie + Transmutace


Aktiva n detektory n xn reakce

Ta

Al

Au

Bi

Co

In

Aktivační detektory - (n,xn) reakce


V t ky n xn a n g reakc na au a al

Výtěžky (n,xn) a (n,g) reakcí na Au a Al

  • Podélný směr,

  • 3 cm od osy terče

  • Radiální směr,

  • první mezera


P klad v sledk e t experiment

Příklad výsledků E+T experimentů

  • Spektrální index 192Au/196Au

  • 1,6 GeV d experiment

  • Srovnání výtěžků protonových a deuteronových experimentů


Mcnpx simulace neutronov spektrum

MCNPX simulace – neutronové spektrum

Použitá verze MCNPX 2.7.a, INCL4/ABLA


Porovn n exp sim z protonov ch a deuteronov ch oza ov n

Porovnání exp/sim z protonových a deuteronových ozařování


M en inn ch pr ez pou it ch n xn reakc

Měření účinných průřezů použitých (n,xn) reakcí


Motivace pro m en inn ch pr ez n xn reakc

Motivace pro měření účinných průřezů (n,xn) reakcí


Po adavky na m en inn ch pr ez

Požadavky na měření účinných průřezů

  • Požadavky pro použití aktivační metody měření:

  • vysokoenergetický neutronový zdroj s dobrou intensitou

  • (quasi)monoenergetické neutronys dobře známým spektrem

  • čisté monoisotopické vzorky

  • dobré spektroskopické vybavení: stíněné HPGe detektory

  • znalost potřebných korekcí – na fluktuaci svazku, samoabsorpci, nebodové zářiče…

  • Studované (mono)isotopické materiály:

  • Ve všech ozařováních: Al, Au, Bi, I, In, Ta

  • V některých ozařováních: Co, Cu, Fe, Mg, Ni, Y, Zn


Tsl uppsala v dsko

TSL Uppsala Švédsko

  • Blue hall:

  • kvasi-monoenergetický neutronový zdroj založený na reakci 7Li(p,n)7Be

Cyklotron 15 – 180 MeV


Cyklotron v jf e

Cyklotron v ÚJF Řež

  • Protony 18 – 37 MeV na7Li terči

  • Vysoké intenzity neutronů: 108 cm-2 s-1

  • Dobře vybavená spektroskopická laboratoř (OJS - ÚJF)

Grafitový stopper

Beam-line

Vzorky

Li-terč


Neutron ov spektra z p li zdroje v jf e

Neutronová spektra z p/Li zdroje v ÚJF Řež

  • Nejistota v určení spektra – 10%


Ode ten neutronov ho pozad

Odečtení neutronového pozadí

  • pro výpočet účinného průřezu jsem použil deterministický kód TALYS 1.0 a 1.2

  • data z TALYSu jsou v dobré shodě s daty v EXFOR

  • za použití neutronového spektra jsem vypočetl poměr mezi produkcí v neutronovém píku a celkovou produkcí

  • s tímto poměrem jsem přenásobil výtěžky pro odečtení pozadí


V sledky pro reakci 197 au n 2n 196 au

Výsledky pro reakci 197Au(n,2n)196Au


Experiment ln studium produkce a transportu neutron pro adtt

Příklad209Bi(n,xn) výsledků

  • Bizměřeno až do200Bi


Z v r

Závěr

  • měřil jsem produkci a transport vysokoenergetických neutronů v sestavě olověného terče a uranového blanketu

  • sledoval prahové reakce na Au, Bi, I, In a Ta až do (n,8n)

  • naměřená data jsem porovnal s předchozími experimenty a se simulacemi, jež jsem provedl v MCNPX

  • změřil jsem účinné průřezy prahových reakcí aktivačních detektorů pro energie 17, 22, 47 a 94 MeV

  • výsledky měření účinných průřezů souhlasí s daty v databázi EXFOR, nové hodnoty již byly publikovány a v brzké době budou dostupné přes EXFOR

  • na výsledky mé práce navazuje PhD studium Jitky Vrzalové (měření účinných průřezů) a Martina Suchopára (E&T RAW)


Pod kov n

Poděkování

  • Tato práce byla finančně podpořena z následujících grantů:

  • GA ASCR K2067107

  • GACR 202/03/H043

  • EFNUDAT

  • CTU0808214

  • F4E-2008-GRT-014.

Děkuji Vám za pozornost...


Ot zky oponent ing miloslav hron csc

Otázky oponentů – Ing. Miloslav Hron, CSc.

1) Bylo by vhodné, kdyby autor při obhajobě uvedl výhody a nevýhody transmutačních systémů – reaktorů řízených urychlovačem.

2) Další otázkou na dizertanta je použitá hustota uranu 19.05g/cm3 - někdy se v literatuře uvádí např. 18.95g/cm3 apod.

3) Jak se díváte na možnost využití kapalného jaderného paliva (např. na bázi roztavených fluoridů) pro systémy ADTT?

4) Co můžete říci o použití okénka, aby bylo zajištěno vakuum urychlovače v případě Vašeho experimentu a finálního výkonového ADTT systému.


Odpov ad 1 v hody a nev hody ads

Odpověď ad 1) – výhody a nevýhody ADS

Výhody ADS

- podkritický systém principiálně vylučuje možnost nekontrolovatelného rozvoje štěpné řetězové reakce

- vydatností zdroje lze pružně kompenzovat vyhořívání aktinidů v intervalech kvazikontinuálního přepracování

  • výkon lze regulovat (nastavit) intenzitou svazku protonů

    Nevýhody ADS

    - vysoké investiční náklady na stavbu urychlovače, nákladný provoz a údržba

    - inovativní koncepce => nedostatek zkušeností s provozem takovéhoto zařízení

    - možnost výpadků svazku (beam-trips) se všemi důsledky – nestabilita provozu zařízení a v produkci energie, technologické komplikace – zvýšené namáhání materiálů


Odpov ad 2 pou it hustota uranu

Odpověď ad 2) – použitá hustota uranu

  • Parametry uranového blanketu představují jeden z možných zdrojů nejistot v E+T sestavě.

  • + Známe dobře vnější rozměry a hmotnost uranových válečků

  • - Pro tloušťku a složení pokrytí, hustotu a obohacení uranu, jakožto i jeho čistotu používáme oficiální údaje získané z SÚJV Dubna. Tyto údaje i přes jisté pochybnosti používá celá E+T kolaborace, díky čemuž jsou naše výsledky navzájem porovnatelné.

  • Změny těchto parametrů v MCNPX simulacích nemění zásadním způsobem naše výsledky -> dominantní je tříštivá reakce.

  • V současné době se pokoušíme o ověření obohacení uranu nedestruktivními metodami – měření emitovaného gamma.


Odpov ad 3 kapaln jadern paliva v adtt

Odpověď ad 3) – kapalná jaderná paliva v ADTT

  • Použití kapalného jaderného paliva v ADTT (například na bázi roztavených solí) je logickým vyústěním snahy o maximální efektivitu transmutačního zařízení.

  • Kapalné palivo představuje velkou výhodu v možnosti kontinuálního přepracování – doplňování isotopů určených k transmutaci a zároveň odběr stabilních nebo krátce žijících isotopů, takže nedochází k jejich další aktivaci.

  • Přesto nelze dle mého názoru očekávat v dohledné době tuto kombinaci technologií. Jak ADS, tak kapalná paliva (tekuté soli) představují obrovských krok do neznáma a bude je potřeba nejprve odděleně důkladně otestovat a získat provozní zkušenosti.


Odpov ad 4 ok nko pro v konn ads

Odpověď ad 4) – okénko pro výkonné ADS

  • Vyvedení vysoce intenzivního svazku z vakua urychlovače do terče představuje důležitý technologický aspekt, jež je třeba řešit již i u současných tříštivých zdrojů. Okénko představuje bariéru mezi čistým prostředím urychlovače (vysokým vakuem) a tříštivým terčem (radioaktivním, horkým materiálem).

  • U vysoce intenzivních svazků se uvažuje koncepce bez okénka (například v kombinaci s kapalným Pb terčem) nebo s okénkem =obalem terče – např. Myrrha. Konkrétní koncepce závisí vždy na mnoha faktorech – tepelném a radiačním zatížení – energii a intensitě svazku, uvažované životnosti, možnostech údržby a výměny, bezpečnostních kritériích atd.


Odpov ad 4 v vod svazku do haly f3 v s jv dubna

Odpověď ad 4) – vývod svazku do haly F3 v SÚJV Dubna

  • V E+T sestavě je problém okénka nepodstatný kvůli nízké intenzitě svazku a tudíž minimální tepelné a radiační zátěži okénka (Fe fólie na konci trubice). Okénko je navíc provozováno za pokojové teploty.


Ot zky oponent prof ing zden k janout csc

Otázky oponentů – Prof. Ing. Zdeněk Janout, CSc.

  • 1) Proč se v experimentech tohoto typu používají deuterony či protony „GeV-ových“ energií? Jaké jsou dolety a měrné energetické ztráty těchto částic v olovu? Je použitá E+T sestava optimální?

  • 2) Mezi hlavní výsledky disertace patří integrální počet neutronů produkovaných na jeden dopadající deuteron v terčové sestavě Pb+Unat obklopené biologickým stíněním z polyetylenu. Výsledek je ukázán na obr. 59 a 60 a v tabulce 12 na str. 83/84. Z obrázků vidíme, že experimentální integrální počty neutronů v tříštivých reakcích buzených deuterony jsou výrazně vyšší než odpovídající hodnoty vypočtené simulacemi. U experimentů s protonovými svazky je více méně dobrý souhlas. Můžete okomentovat tento rozdíl?


Odpov ad 1 po et produkovan ch neutron

Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů


Experiment ln studium produkce a transportu neutron pro adtt

Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů


Odpov ad 1 dolet proton a deuteron v olovu

Odpověď ad 1) - dolet protonů a deuteronů v olovu


Odpov ad 1 m rn energetick ztr ty

Odpověď ad 1) - měrné energetické ztráty


Odpov ad 1 jadern reakce proton s ter em

Odpověď ad 1) - jaderné reakce protonů s terčem

σTOT (p+Pb) ~ 1.5 b → L = 100 cm → 0.7 %


Odpov ad 2 obr 60

Odpověď ad 2) - obr. 60

  • Obr. 60: neutronová multiplicita pro E+T setup normalizovaná per GeV.


Odpov ad 2 mo n p iny nesouhlasu

Odpověď ad 2) – možné příčiny nesouhlasu

  • Nesouhlas mezi experimentálními a změřenými multiplicitami může mít několik různých zdrojů:

  • Použitá metoda (van der Meer)

  • →u protonů výsledky souhlasí!

  • Nepřesnosti v popisu sestavy pro MCNPX simulaci

  • → variace geometrie a materiálového složení nevysvětluje pozorovaný rozdíl!

  • Špatný popis spektra nízkoenergetických neutronů kódem MCNPX

  • Špatné určení intenzity svazku deuteronů


Odpov ad 2 pom r exp sim v t k m 198 au

Odpověď ad 2) – poměr exp/sim výtěžkům 198Au


Ur en intensity svazku deuteron 27 al d 3p2n 24 na

Určení intensity svazku deuteronů -27Al(d,3p2n)24Na


  • Login