experiment ln studium produkce a transportu neutron pro adtt n.
Download
Skip this Video
Download Presentation
Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT

Loading in 2 Seconds...

play fullscreen
1 / 36

Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT - PowerPoint PPT Presentation


  • 88 Views
  • Uploaded on

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

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 'Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT' - mea


Download Now 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

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

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
slide18

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 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