Jadern transmutace aneb budeme spalovat jadern odpad pomoc za zen s urychlova em
Download
1 / 20

Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem? - PowerPoint PPT Presentation


  • 60 Views
  • Uploaded on

Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem?. „Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu jedinou správnou cestu a nalezli to nejlepší řešení našich problémů"

loader
I am the owner, or an agent authorized to act on behalf of the owner, of the copyrighted work described.
capcha
Download Presentation

PowerPoint Slideshow about ' Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem?' - peta


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
Jadern transmutace aneb budeme spalovat jadern odpad pomoc za zen s urychlova em
Jaderné transmutaceanebbudeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem?

„Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu jedinou správnou cestu a

nalezli to nejlepší řešení našich problémů"

Albert Einstein

Vladimír Wagner

Ústav jaderné fyziky AVČR, 250 68 Řež, E_mail: [email protected], WWW: http://hp.ujf.cas.cz/~wagner/

1. Úvod

2. Klasická jaderná energetika

2.1 Klasické reaktory

2.2 Množivé (rychlé) reaktory

2.3 Jaderný odpad

2.4 Přepracování, přechodná a

trvalá úložiště

3. Jak transmutovat dlouhodobé

radioaktivní izotopy?

3.1 Jak transmutovat prvky

3.2 Tříštivé reakce

3.3 Urychlovačem řízený jaderný

transmutor

3.4 Výhody a nevýhody

  • 4. Experimentální studie

  • 4.1 Co, jak, kdy, kde řešit?

  • 4.2 Jak měřit neutrony?

  • 4.3 Aktivační detektory

  • 4.4 Příklady experimentů

  • 5. Závěr


Klasick jadern reaktory
Klasické jaderné reaktory

Štěpná reakce- štěpení jádra samovolné nebo po získání energie

- obvykle se dodá energie záchytem neutronu

- doprovázena vznikem neutronů s energiemi v

oblasti jednotek MeV ( 2 - 3 neutrony na štěpení)

(část hned – část zpožděná)

Řetězová štěpná reakce: Štěpení nuklidů 235U, 239Pu ... záchytem

neutronu 235U + n → 236U*: 85 % - štěpení

15 % - emise fotonu

Velmi vysoké hodnoty účinných průřezů záchytu neutronů

pro malé energie neutronů (10-2 eV)

Nutnost zpomalování neutronů - moderátor

Štěpení - vznik štěpných produktů

Záchyt  emise fotonu  rozpad beta - vznik transuranů

  • Multiplikační faktor k - počet neutronů následující generace

  • neutronů produkovaných na jeden neutron předchozí generace

    • k < 1 podkritický systém

    • k = 1 kritický systém

    • k > 1 nadkritický systém

Jaderná elektrárna Indian point (USA)


Jaderný reaktor

Vnitřek reaktoru při výměně paliva

Dukovany – reaktorový sál

Regulační, kompenzační

a bezpečnostní tyče

Palivo:1) přírodní uran - složen z 238U a jen 0.72 % 235U

2) obohacený uran - zvýšení obsahu 235U na 3-4% (klas.re.)

T1/2(238U) = 4,51·109 r, T1/2(235U) = 7,13 ·108 r

většinou ve formě UO2

Důležitý odvod tepla (voda)

V roce 2001 (podle MAAE):

438 energetických reaktorů

výkon 353 GWe

produkce 16 % elektřiny

celková provozní zkušenost:> 10 000 reaktorroků

Elektrárna Diablo Canyon USA


Mno iv rychl reaktory

Nemoderované neutrony→ nutnost vysokého obohacení uranu 20 - 50 % 235U (ekvivalentně 239Pu)

Množivé (rychlé) reaktory

Produkce 239Pu: 238U + n → 239U(β-) + γ → 239Ne (β-)→239Pu

Z 239Pu více neutronů (3 na jedno štěpení) → produkce více plutonia než se spotřebuje (plodivá zóna)

Vysoké obohacení → vysoká produkce tepla →nutnost výkonného chlazení → roztavený sodík

(teplota 550 oC)

Doba života generace rychlých neutronů velmi krátká → větší role zpožděných neutronů při regulaci

Elektrárny:

Phenix - 250 MWe a

Superphenix 1200 MWe

(Francie)

Rychlý množivý reaktor

v Monju (Japonsko) –

280 MWe


Jadern odpad vyho el palivo
Jaderný odpad - vyhořelé palivo

Složení:96 % uran (~1% 235U)

1 % transurany

3 % štěpné produkty (stabilní, krátkodobé, dlouhodobé)

Některé dlouhodobé radioaktivní štěpné produkty:

99Tc (2.1105 let), 129I (1.57107 let), 135Cs (2.3106 let)

Dlouhodobé transurany:

237Np (2.3106 let), 239Pu (2.3106 let), 240Pu (6.6103 let), 244Pu (7.6107 let),243Am (7.95103 let)

Roční produkce jaderného odpadu ve Francii (75% energie):

Vysoce aktivní (1000 Mbq/g) : 100 m3Středně aktivní (1 Mbq/g) : 10000 m3

Přechodné uložení - důležitý odvod tepla při počáteční fázi (vodní bazény)

Přepracování vyhořelého paliva

Zpracování a uložení jaderného odpadu

Vnitřek reaktoru při výměně paliva

Testy vyhořelého paliva (Monju

Výměna paliva v reaktorů (USA)


P epracov n p echodn a trval lo i t
Přepracování, přechodná a trvalá úložiště

Přechodná úložiště:

a) mezisklady - chladnutí vyhořelého paliva

b) přechodná - rozpad krátkodobějších izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobé transurany

Přepracování vyhořelého paliva - MOX

Rizika: manipulace s vysoce radioaktivním materiálem

možnost získání plutonia zneužitelného k výrobě bomby

Mokrý mezisklad ve Francii

Přepracování vyhořelého paliva, olovnatého sklo - stínění záření gama

Elektrárna Fermi 1 (USA)


Jaderné reaktory čtvrté generace

Studie šesti různých nových typů reaktorů, čtyři jsou množivé a jen dva jsou klasické

Hlavní úkoly: 1) Využít veškerý potenciál jaderného paliva

2) Snížit množství jaderného odpadu na minimum

3) Zvýšit bezpečnost na maximum


Jak transmutovat nuklidy
Jak transmutovat nuklidy

V jaderných reakcích vznikají → jaderné reakce je mohou přeměňovat

Různé typy reakcí:

Reakce neutronů s jádry

Reakce protonů s jádry

Fotojaderné reakce

Reakce s jinými částicemi a jádry

Velmi výhodné reakce s neutrony

1) Dosažení vysoké efektivity transmutace(vysoké pravděpodobnosti reakce s neutronem)

→ nutnost velmi intenzivního pole neutronů1016 neutronů cm-2s-1

(klasický reaktor ≤ 1014 neutronů cm-2s-1)

2) Vysoká závislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů → nutnost širokého

energetického rozsahuneutronů

Efektivní zkracování doby přeměny radioaktivních nuklidů:

(σ – účinný průřez reakce Φ – tok neutronů)


T tiv reakce jako intenzivn zdoj neutron
Tříštivé reakce jako intenzivní zdoj neutronů

Reakce protonu z vysokou energií ( >100 MeV ) s jádry

Velmi intenzivní zdroj neutronů – lze dosáhnout až 1016n/cm2s

Přesně to potřebujeme pro efektivní transmutaci

Tři etapy tříštivé reakce:

1) Vnitrojaderná kaskáda - nalétávající proton vyráží v nukleon-nukleonových

srážkách nukleony z vysokou energií

2) Předrovnovážná emise- výlet nukleonů

s vyšší energií z jádra ještě před

nastolením tepelné rovnováhy

3) Vypařování neutronů nebo štěpení jádra –

jádro v tepelné rovnováze se zbavuje

přebytečné energievypařováním

neutronů s energií okolo 5 MeV. Neu-

trony vypařují i štěpné produkty

Vysokoenergetické nukleony vzniklé v etapě

vnitrojaderné kaskády mohou způsobit další

tříštivou reakci - hadronová sprška


Programy simuluj c produkci neutron a jejich transport
Programy simulující produkci neutronů a jejich transport

  • založeny na matematické metodě Monte Carlo

  • využívají různé fyzikálnímodely tříštivých reakcí a knihoven účinných průřezů reakcí neutronů s jádry

  • Příklad: LAHET {Los Alamos High Energy Transport} - průběh tříštivé reakce, transport neutronů nad 20 MeV  MCNP {Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport}

  • nejnovější: MCNPX {Monte Carlo N-Particle Transport Code} - spojuje přednosti LAHETu a MCNP – knihovny účinných průřezů neutronů až po 150 MeV

  • potřeba jejich testování srovnáním s experimentálními daty


Urychlova em zen jadern transmutor
Urychlovačem řízený jaderný transmutor

Z čeho se skládá:

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV,

Intenzita = 20 - 100 mA

Terč - olovo, wolfram …

Nádoba obsahující systém jaderného odpadu, moderátoru

Nutnost separace stabilních a krátkodobých izotopů

  • Základní vlastnosti:

  • Využívá tříštivých reakcí

  • 2) Velmi vysoká hustota neutronů

  • 1016 n/(cm2s)→ efektivní transmutace

  • 3) Podkritický režim provozu

  • 4) Produkce neutronů ve velmi

  • širokém rozmezí energií

Schéma koncepce urychlovačem

řízeného jaderného transmutoru


V hody a nev hody urychlova em zen ch transmutor
Výhody a nevýhody urychlovačem řízených transmutorů

Výhody:

1) Podkritický systém, vnější zdroj neutronů → nemůže dojít k nekontrolované řetězové reakci,

při poruše se systém zastaví

2) Vysoká hustota neutronů → efektivní transmutace a štěpení

3) Široký rozsah energie neutronů → možnost výběru nejefektivnější oblasti pro dané nuklidy

4) Malá citlivost ke složení spalovaného odpadu

5) Likvidace radioaktivního odpadu i zdroj energie

Nevýhody:

1) Nutnost průběžné jaderněchemické separace dlouhodobých nuklidů od krátkodobých a

stabilních → radiační riziko pro personál

2) Funguje jen velké zařízení (nemožnost postavení malého prototypu) → velký důraz

na modelování, předprojektové a projektové studie

3) Otázka přijatelnosti pro veřejnost - jako každé jaderné zařízení

+


Co jak kdy kde e it
Co, jak, kdy, kde řešit

Technologické:

1) Studie zdrojů neutronů založených na tříštivých reakcích

2) Studie okolo rychlých reaktorů

3) Studie jaderně chemických metod separace

4) Studie odvodu tepla, radiačního poškození, materiálové studie

Studie tříštivých reakcí a produkce neutronů:

1) Studie účinných průřezů a produktů tříštivých reakcí na tenkých terčích

2) Studie účinných průřezů jednotlivých reakcí neutronů na tenkých terčích,

hlavně pro vyšší energie

→ vypracování co nejpřesnějších knihoven účinných průřezů a modelů tříštivých reakcí

Studie produkce neutronů na tlustých terčích a jejich transportu:

1) Studie neutronového pole v různých místech kolem i uvnitř terče a v různých

místech komplikovaných sestav

2) Studie transmutací radioaktivních izotopů v různých sestavách

→ vypracování programu umožňující přesně simulovat a

projektovat různé sestavy

Je třeba i pro oblast vyšších energií neutronů a jejich vysoké

hustoty dosáhnout přesnosti standardní pro klasické reaktory.

Experimentální zařízení v Los Alamos


Jak detekovat neutrony
Jak detekovat neutrony

Neutrony: neutrální silně interagující částice

Nutná reakce a předání energie nabitým částicím nebo fotonům

Problém s určením energie neutronů – při většině procesů se předává jen

část energie

Používané reakce:

1) rozptyl na protonech – detekují se protony

2) (n,γ), (n,p), (n,d), (n,α) reakce – detekce vzniklých částic

3) (n,γ), (n,p), (n,d), (n,α) reakce– detekce produkovaných izotopů

pomocí charakteristických gama doprovázejících rozpad beta

4) tříštivé reakce – detekce hadronové spršky (vysoké energie)

1) a 2) Klasická detekce nabitých částic pomocí scintilačních, dráhových …. detektorů

3) Následné měření záření gama metodami jaderné spektroskopie

Přesné měření energie pomocí doby letu


Příklady experimentů v SÚJV Dubna

Studium produkce neutronů na tlustých terčích

Nuclotron (vpravo)

Fázotron (dole)

v SÚJV Dubna

  • Využití urychlovačů v SÚJV Dubna:

  • Synchrofázotron Ep = 500 MeV až 7 GeV, slabá fokusace)

  • Nuklotron Ep = 500 MeVaž 5 GeV

  • Fázotron Ep = 660 MeV, proudy I = 1 μA

Tlusté olověné a wolframové terče, různé typy moderátorů,

uranový blanket, různé vzorky transmutovaných materiálů

Svazek: protony s energií 885 MeV

Konkrétní příklad:

Olověný terč: průměr 9.8 cm

tloušťka 50 cm

Ukázka olověného terče

a uchycení aktivačních

detektorů (fólií)

pro experimenty

při 1.3 a 2.5 GeV


Slo it j syst m olov n ho ter e a uranov ho blanketu
Složitější systém olověného terče a uranového blanketu

Olověný terč a blanket s tyčí s přírodního uranu (208 kg)

Vzorky a měřící detektory umístěny okolo i uvnitř

sestavy

Stínění pomocí bedny naplněné polyetylénem

Různá energie protonů z urychlovače 0,5 – 3,0 GeV

Cíle:

1) Měření toků a spekter neutronů

v různých místech sestavy pro srovnání

s modelovými výpočty

2) Transmutace radioaktivních materiálů

v různých místech sestavy (vzorky

materiálu z jaderného odpadu)

3) Materiálové testy, měření produkovaného

tepla


Ur en toku neutron aktiva n metodou
Určení toku neutronů aktivační metodou blanketu

Použivané aktivační folie: Al, Au, Bi, Co, Cu

Příklady prahových

reakcí:

197Au(n,2n)196Au

197Au(n,4n)194Au

27Al(n,α)24Na

Příklad zpracování linek spektra folií Al a Bi

pro určení intenzity gama linky:

→ počtu aktivovaných jader

→ neutronového toku

Záření gama je úměrné toku neutronů s energií vyšší než prahová

Měření aktivity záření gama po-

mocí germaniových detektorů:


P klad experiment ln ch v sledk a srovn n s modelem
Příklad experimentálních výsledků a srovnání s modelem

1) Jednoduchý olověný terč

Příklad srovnání experimentálních a nasimulovaných

hodnot produkce radioaktivních jader podél

olověného terče (svazek Ep=885 MeV)

Příklad simulací: vliv protonů na produkci

radioaktivních jader ve fóliích podél terče

(zlom v místě zastavení 885 MeV protonů

v olovu)

Experiment s tlustým olověným terčem

D = 9,8 cm a L = 50 cm

Ep= 885 MeV


P klad experiment ln ch v sledk a srovn n s modelem1
Příklad experimentálních výsledků a srovnání s modelem

2) Soustava olověného terče a blanketu z přírodního uranu

Závislost poměru produkce daného izotopu

na začátku a na konci terče na prahové energii

reakce

„Tvrdnutí“ spektra směrem ke konci terče

Rozložení produkce izotopu (neutronů s danou

energíí podél terče)


Z v r
Závěr modelem

Možnost využití tříštivých reakcí k spalování jaderného odpadu

Možný přínos:

1) Možnost štěpení všech izotopů uranu a transuranů

2) Alespoň částečná transmutace dlouhodobě radioaktivních štěpných produktů

3) Podkritický systém

Nutnost řady studií:

1) Technologických

2) Studia reakcí neutronů a tříštivých reakcí

Nutnost získání přesných simulačních programů pro

projektování → experimentální jednoduchých i složitějších

sestav pro srovnávací studie simulačních programů

Jaderné transmutory:

1) Co nejefektivnější využití jaderného paliva

2) Co největší redukce jaderného odpadu

Výstavba demonstrační jednotky

ADTT v LANL (USA)(využití

800 MeV protonů I = 1 mA

pro H+ a 100 mA pro H-)

Možná budoucí efektivní jaderná energetika - kombinace klasických,

rychlých jaderných reaktorů a transmutorů řízených urychlovačem


ad