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

- PowerPoint PPT Presentation


  • 62 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 '' - 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: wagner@ujf.cas.cz, 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)


Jadern transmutace aneb budeme spalovat jadern odpad pomoc za zen s urychlova em

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)


Jadern transmutace aneb budeme spalovat jadern odpad pomoc za zen s urychlova em

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


Jadern transmutace aneb budeme spalovat jadern odpad pomoc za zen s urychlova em

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