1 / 36

Experimentální studium produkce a transportu neutronů 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

mea
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. Content is provided to you AS IS for your information and personal use only. Download presentation by click this link. While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server. During download, if you can't get a presentation, the file might be deleted by the publisher.

E N D

Presentation Transcript

  1. 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

  2. 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

  3. Projekt „Energy &Transmutation of Radioactive Waste“ Ezhik SÚJV Dubna, Rusko Gamma - 2 Gamma - 3 Energy + Transmutation Kvinta

  4. Setup Energie + Transmutace

  5. Ta Al Au Bi Co In Aktivační detektory - (n,xn) reakce

  6. Výtěžky (n,xn) a (n,g) reakcí na Au a Al • Podélný směr, • 3 cm od osy terče • Radiální směr, • první mezera

  7. Příklad výsledků E+T experimentů • Spektrální index 192Au/196Au • 1,6 GeV d experiment • Srovnání výtěžků protonových a deuteronových experimentů

  8. MCNPX simulace – neutronové spektrum Použitá verze MCNPX 2.7.a, INCL4/ABLA

  9. Porovnání exp/sim z protonových a deuteronových ozařování

  10. Měření účinných průřezů použitých (n,xn) reakcí

  11. Motivace pro měření účinných průřezů (n,xn) reakcí

  12. 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

  13. TSL Uppsala Švédsko • Blue hall: • kvasi-monoenergetický neutronový zdroj založený na reakci 7Li(p,n)7Be Cyklotron 15 – 180 MeV

  14. 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

  15. Neutronová spektra z p/Li zdroje v ÚJF Řež • Nejistota v určení spektra – 10%

  16. 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

  17. Výsledky pro reakci 197Au(n,2n)196Au

  18. Příklad209Bi(n,xn) výsledků • Bizměřeno až do200Bi

  19. 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)

  20. 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...

  21. 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.

  22. 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

  23. 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.

  24. 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.

  25. 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.

  26. 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.

  27. 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?

  28. Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů

  29. Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů

  30. Odpověď ad 1) - dolet protonů a deuteronů v olovu

  31. Odpověď ad 1) - měrné energetické ztráty

  32. Odpověď ad 1) - jaderné reakce protonů s terčem σTOT (p+Pb) ~ 1.5 b → L = 100 cm → 0.7 %

  33. Odpověď ad 2) - obr. 60 • Obr. 60: neutronová multiplicita pro E+T setup normalizovaná per GeV.

  34. 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

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

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

More Related