Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Prezentace se nahrává, počkejte prosím

Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem? „Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu.

Podobné prezentace


Prezentace na téma: "Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem? „Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu."— Transkript prezentace:

1 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" Albert Einstein Vladimír Wagner Ústav jaderné fyziky AVČR, Řež, E_mail: WWW: 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

2 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 ( neutrony na štěpení) (část hned – část zpožděná) Řetězová štěpná reakce: Štěpení nuklidů 235 U, 239 Pu... záchytem neutronu 235 U + n → 236 U* : 85 % - štěpení 15 % - emise fotonu Jaderná elektrárna Indian point (USA) 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

3 Palivo: 1) přírodní uran - složen z 238 U a jen 0.72 % 235 U 2) obohacený uran - zvýšení obsahu 235 U na 3-4% (klas.re.) Jaderný reaktorVnitřek reaktoru při výměně paliva Elektrárna Diablo Canyon USA Důležitý odvod tepla (voda) V roce 2001 (podle MAAE): 438 energetických reaktorů výkon 353 GW e produkce 16 % elektřiny celková provozní zkušenost: > reaktorroků většinou ve formě UO 2 Dukovany – reaktorový sál T 1/2 ( 238 U) = 4,51·10 9 r, T 1/2 ( 235 U) = 7,13 ·10 8 r Regulační, kompenzační a bezpečnostní tyče

4 Množivé (rychlé) reaktory Nemoderované neutrony → nutnost vysokého obohacení uranu % 235 U (ekvivalentně 239 Pu) Produkce 239 Pu: 238 U + n → 239 U(β-) + γ → 239 Ne (β-)→ 239 Pu Z 239 Pu 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 o C) Doba života generace rychlých neutronů velmi krátká → větší role zpožděných neutronů při regulaci Elektrárny: Phenix MWe a Superphenix 1200 MWe (Francie) Rychlý množivý reaktor v Monju (Japonsko) – 280 MWe

5 Jaderný odpad - vyhořelé palivo Složení: 96 % uran (~1% 235 U) 1 % transurany 3 % štěpné produkty (stabilní, krátkodobé, dlouhodobé) Některé dlouhodobé radioaktivní štěpné produkty: 99 Tc (2.1  10 5 let), 129 I (1.57  10 7 let), 135 Cs (2.3  10 6 let) Dlouhodobé transurany: 237 Np (2.3  10 6 let), 239 Pu (2.3  10 6 let), 240 Pu (6.6  10 3 let), 244 Pu (7.6  10 7 let), 243 Am (7.95  10 3 let) Roční produkce jaderného odpadu ve Francii (75% energie): Vysoce aktivní (1000 Mbq/g) : 100 m 3 Středně aktivní (1 Mbq/g) : m 3 Výměna paliva v reaktorů (USA) Vnitřek reaktoru při výměně palivaTesty vyhořelého paliva (Monju Přechodné uložení - důležitý odvod tepla při počáteční fázi (vodní bazény) Přepracování vyhořelého paliva Zpracování a uložení jaderného odpadu

6 Přepracování, přechodná a trvalá úložiště Přechodná úložiště: a) mezisklady - chladnutí vyhořelého paliva b) přechodná - rozpad krátkodobějších izotopů po 40 letech hlavně 90 Sr (28 let) a 137 Cs (30 let) a dlouhodobé transurany Přepracování vyhořelého paliva - MOX Rizika: manipulace s vysoce radioaktivním materiálem možnost získání plutonia zneužitelného k výrobě bomby Přepracování vyhořelého paliva, olovnatého sklo - stínění záření gama Elektrárna Fermi 1 (USA) Mokrý mezisklad ve Francii

7 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

8 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 neutronů neutronů cm -2 s -1 (klasický reaktor ≤ neutronů cm -2 s -1 ) 2) Vysoká závislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů → nutnost širokého energetického rozsahu neutronů Efektivní zkracování doby přeměny radioaktivních nuklidů: (σ – účinný průřez reakce Φ – tok neutronů)

9 Tříštivé reakce jako intenzivní zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energií ( > 100 MeV ) s jádry Velmi intenzivní zdroj neutronů – lze dosáhnout až n/cm 2 s 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 energie vypařováním 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 Přesně to potřebujeme pro efektivní transmutaci

10 Programy simulující produkci neutronů a jejich transport založeny na matematické metodě Monte Carlo využívají různé fyzikální modely 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

11 Urychlovačem řízený jaderný transmutor Z čeho se skládá: Urychlovač protonů - energie MeV, Intenzita = mA Terč - olovo, wolfram … Nádoba obsahující systém jaderného odpadu, moderátoru Nutnost separace stabilních a krátkodobých izotopů Základní vlastnosti: 1)Využívá tříštivých reakcí 2) Velmi vysoká hustota neutronů n/(cm 2 s)→ efektivní transmutace 3) Podkritický režim provozu 4) Produkce neutronů ve velmi širokém rozmezí energií Schéma koncepce urychlovačem řízeného jaderného transmutoru

12 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 +

13 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

14 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) Přesné měření energie pomocí doby letu 1) a 2) Klasická detekce nabitých částic pomocí scintilačních, dráhových …. detektorů 3) Následné měření záření gama metodami jaderné spektroskopie

15 Studium produkce neutronů na tlustých terčích Využití urychlovačů v SÚJV Dubna: 1)Synchrofázotron Ep = 500 MeV až 7 GeV, slabá fokusace) 2)Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV 3)Fázotron Ep = 660 MeV, proudy I = 1 μA Tlusté olověné a wolframové terče, různé typy moderátorů, uranový blanket, různé vzorky transmutovaných materiálů Ukázka olověného terče a uchycení aktivačních detektorů (fólií) pro experimenty při 1.3 a 2.5 GeV Konkrétní příklad: Olověný terč: průměr 9.8 cm tloušťka 50 cm Svazek: protony s energií 885 MeV Příklady experimentů v SÚJV Dubna Nuclotron (vpravo) Fázotron (dole) v SÚJV Dubna

16 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

17 Určení toku neutronů aktivační metodou Použivané aktivační folie: Al, Au, Bi, Co, Cu Příklady prahových reakcí: 197 Au(n,2n) 196 Au 197 Au(n,4n) 194 Au 27 Al(n,α) 24 Na Měření aktivity záření gama po- mocí germaniových detektorů: Záření gama je úměrné toku neutronů s energií vyšší než prahová Příklad zpracování linek spektra folií Al a Bi pro určení intenzity gama linky: → počtu aktivovaných jader → neutronového toku

18 Příklad experimentálních výsledků a srovnání s modelem 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 E p = 885 MeV 1) Jednoduchý olověný terč

19 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)

20 Závěr 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 Možná budoucí efektivní jaderná energetika - kombinace klasických, rychlých jaderných reaktorů a transmutorů řízených urychlovačem Výstavba demonstrační jednotky ADTT v LANL (USA) (využití 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)


Stáhnout ppt "Jaderné transmutace aneb budeme spalovat jaderný odpad pomocí zařízení s urychlovačem? „Pouze budoucnost může rozhodnout, jestli jsme vybrali právě tu."

Podobné prezentace


Reklamy Google