Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT Ondřej Svoboda Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc. obhajoba disertační práce Oddělení.

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT Ondřej Svoboda Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc. obhajoba disertační práce Oddělení."— Transkript prezentace:

1 Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT Ondřej Svoboda Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc. obhajoba disertační práce Oddělení jaderné spektroskopie, Ústav jaderné fyziky, Akademie věd České republiky Katedra jaderných reaktorů, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, České vysoké učení technické v Praze

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

4 4 Setup Energie + Transmutace

5 5 Aktivační detektory - (n,xn) reakce AlAuBiCoIn Ta Reakce E prahová [MeV] Poločas rozpadu 197 Au (n,2n) 196 Au d 197 Au (n,3n) 195 Au d 197 Au (n,4n) 194 Au h 197 Au (n,5n) 193 Au h 197 Au (n,6n) 192 Au h 197 Au (n,7n) 191 Au h

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

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

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

9 9 Porovnání exp/sim z protonových a deuteronových ozařování

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

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

12 12 Požadavky na měření účinných průřezů Požadavky pro použití aktivační metody měření: vysokoenergetický neutronový zdroj s dobrou intensitou (quasi)monoenergetické neutrony s 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 13 TSL Uppsala Švédsko Cyklotron 15 – 180 MeV Blue hall: kvasi-monoenergetický neutronový zdroj založený na reakci 7 Li(p,n) 7 Be

14 14 Cyklotron v ÚJF Řež Protony 18 – 37 MeV na 7 Li terči Vysoké intenzity neutronů: 10 8 cm -2 s -1 Dobře vybavená spektroskopická laboratoř (OJS - ÚJF) Beam-line Li-terč Grafitový stopper Vzorky

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

16 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 17 Výsledky pro reakci 197 Au(n,2n) 196 Au

18 18 Příklad 209 Bi(n,xn) výsledků Bi změřeno až do 200 Bi

19 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 20 Poděkování Tato práce byla finančně podpořena z následujících grantů: GA ASCR K GACR 202/03/H043 EFNUDAT CTU F4E-2008-GRT-014. Děkuji Vám za pozornost...

21 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/cm 3 - někdy se v literatuře uvádí např g/cm 3 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 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 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 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 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 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 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 28 Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů

29 29 Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů

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

31 31 Odpověď ad 1) - měrné energetické ztráty

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

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

34 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 35 Odpověď ad 2) – poměr exp/sim výtěžkům 198 Au

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


Stáhnout ppt "Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT Ondřej Svoboda Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc. obhajoba disertační práce Oddělení."

Podobné prezentace


Reklamy Google