|
|
Experimental analysis focused on the effect of chloride salt on neutron flux with different energy levels
Slančík, Tomáš ; Števanka, Kamil (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Master’s thesis focuses on the history and current progress in research of molten salt reactors around the world, with an emphasis placed on the properties of molten salts and the problems associated with their use. In relation to the practical part, one chapter is devoted to the creation of input file in the MCNP software. The practical part deals with neutron activation analysis of graphite prism experiment, which is filled with powder NaCl salt. This experiment is focused on the effect of salt on neutron flux with different energy levels. The whole problem was also simulated in the MCNP environment along with the experiment. At the end of the thesis, the individual methods are compared and evaluated.
|
|
|
Hodnocení vlivu tepelných elektráren na životní prostředí s využitím radioanalytických metod
Král, Dušan ; Ing. Ondřej Huml, Ph.D., KJR FJFI ČVUT v Praze (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Následkem provozu klasických typů elektráren, vznikají nezanedbatelné dopady na životní prostředí zejména v jejich blízkém okolí. Z různých typů emisí jako jsou CO2, CO, SOx, NOx a dalších, jsou nejzávažnější jemné prachové částice, na které se s oblibou váží těžké kovy. Množství těžkých kovů, které se mohou dostávat do životního prostředí závisí na kvalitě uhlí. Těžké kovy pak mohou v okolí setrvávat i po ukončení provozu a jejich přítomnost může být zjištěna v půdě a okolní biomase. Objektem zkoumání této práce je okolí tepelné elektrárny ve městě Oslavany v ČR, která spalovala místní černé uhlí. Provoz zde probíhal mezi lety 1913 až 1993. Tato éra je charakteristická nedostatkem výkoných odprašovacích výrobních technologií což zvyšuje šance na potvrzení dopadů provozu i po 20 letech od jejího uzavření. V této lokalitě jsme provedli sběr 36 vzorků svrchní půdy v 700 m odstupech. Vzorky jsme následně podrobili neutronové aktivační analýze. Tuto metodu jsme zvolili, protože umožňuje kvantitativní i kvalitativní analýzu bez chemických úprav a postupů, ale přesto dokáže zjistit široké spektrum chemických prvků. Základem analýzy je aktivace vzorků neutrony v jaderném reaktoru. V tomto případě na školním reaktoru VR-1 v Praze patřícímu FJFI ČVUT. Aktivací prvků vznikají jejich radioizotopy, které se dále přeměňují jadernými reakcemi na stabilní prvky za vzniku gama záření o charakteristických energiích. Analýzu spekter tohoto záření jsme provedli pomocí HPGe detektoru v laboratořích přidružených k reaktoru VR-1. Největší omezení pro nás představovala velikost aktivační energie dosažitelná na VR-1 a poločasy přeměny, které nám zabránily z důvodu limitované rychlosti a délky měření zjistit obsah prvků s krátkými a dlouhými poločasy přeměny. Proto jsme se dále zaměřili pouze na výskyt těchto prvků As, U, Ba, La, Eu, Mn, K, Mg, V a Na. Pro všechny tyto prvky jsou stanoveny relativní i absolutní porovnání koncentrací na základě změřených aktivit a z nich vypočtených hmotností. Podle výsledků lze usuzovat, že ve zkoumané oblasti jsou skutečně zvýšené koncentrace vybraných prvků a provoz elektrárny způsobil environmentální dopady s dosahem až do současnosti.
|
|
|
Simulace stínění ionizujícího záření programem MCNP
Konček, Róbert ; Košťál,, Michal (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Žiarenie je definované ako ionizujúce, ak má dostatok energie na vytrhnutie elektrónov z atómov alebo molekúl, počas jeho prechodu látkovým prostredím. Z tejto schopnosti vyplýva jeho potenciál pôsobiť škodlivo na tkanivá živých organizmov. Tienenie ionizujúceho žiarenia je preto disciplína s veľkou praktickou dôležitosťou. Táto práca nadväzuje na autorovu predchádzajúcu prácu v tejto oblasti a rozširuje ju diskutovaním teoretických a praktických problémov pokročilých výpočtov tienenia. V teoretickej časti práce je diskutovaných niekoľko prístupov k výpočtom fluencie alebo dávky v ľubovoľnom bode priestoru. Metódy zdrojových jadier poskytujú dostatočne presné výsledky pre jednoduchšie úlohy z oblasti tienenia. V mnohých praktických prípadoch je však potrebné použiť výpočty založené na transportnej teórii. Existujú dva základné typy transportných výpočtov: deterministické výpočty, pri ktorých je numericky vyriešená lineárna Boltzmannova rovnica, a výpočty Monte Carlo, v ktorých prebieha simulácia stochastického putovania častíc cez geometriu úlohy. Výhody a nevýhody oboch metód sú diskutované. V praktickej časti sú výsledky výpočtov tienenia ionizujúceho žiarenia získané významným Monte Carlo kódom - MCNP6, porovnané s výsledkami z experimentov, ktoré boli vykonané v Dielni ionizujúceho žiarenia na Ústave elektroenergetiky, FEKT VUT. Tieto experimenty pozostávali z umiestnenia rádioizotopu kobalt-60 v troch rôznych polohách do oloveného kolimátora a počítania pulzov dvomi rôznymi scintilačnými detektormi položenými oproti otvoru v kolimátore, pričom medzi zdrojom a použitým detektorom striedavo je alebo nie je olovený tieniaci štít. Zhoda výpočtov a dát z meraní je vzhľadom na neistoty inherentné v experimentálnej zostave rozumná. Vykonaná citlivostná analýza ukazuje relatívnu dôležitosť rôznych parametrov použitých ako vstupy v simuláciách, napr. hustôt materiálov alebo rozmery scintilačných kryštálov. Okomentované vstupné súbory použité pri simulácii v MCNP sú taktiež súčasťou práce.
|
|
|
Experimentální a výpočetní výzkum vlastností solí pro jaderné reaktory typu MSR z pohledu jaderných dat
Burian, Jiří ; Ing. Miroslav Zeman, PhD., SÚJB RC Brno (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
V současné době probíhá výzkum reaktorů s tekutými solemi. Počítá se s použitím solí na bázi chloru, které by byly dostupnější než známé sole fluoridové. Předmětem zkoumání jsou tedy nejenom chemické a fyzikální vlastnosti chloridových solí, ale také jejich chování v neutronovém poli a ovlivnění neutronové bilance uvnitř reaktoru. Mnohé vlastnosti lze určit také pomocí výpočtů, které čerpají informace z vědeckých jaderných knihoven (endf). Náplní této práce je porovnání významných jaderných knihoven mezi sebou navzájem, a také porovnat reakční rychlosti vypočítané z údajů knihoven s reakčními rychlostmi získané vlastním měřením. K náhledu bude popis nezbytných činností spojených s přípravou měření, návod na sestavení výpočetního programu NJOY a proces samotného měření. V závěru práce budou shrnuty výsledky a sdělení, která jaderná knihovna je svými hodnotami nejblíže k výsledkům z experimentů.
|
|
|
Charakterizace neutronového AmBe zdroje pomocí prahových aktivačních detektorů
Burian, Jiří ; Zeman, Miroslav (oponent) ; Král, Dušan (vedoucí práce)
Pro charakterizaci neznámého zdroje neutronového pole nebo materiálů neznámého složení se využívá neutronová aktivační analýza. Pomocí známých reakcí, které proběhnou v aktivačním detektoru vlivem působení neutronového pole, jejich změřením a vyhodnocením, dokážeme popsat složení zdroje v případě, že známe materiálové složení aktivačního detektoru, nebo naopak neznáme-li materiály, ze kterých je aktivační detektor vyroben, můžeme je zjistit, vložíme-li tento detektor neznámého složení do působení neutronového záření známého původu.
|
|
|
Determination of nuclear reactions' microscopic cross-sections using an accelerator-driven neutron source
Filová, Vendula ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Král, Dušan (vedoucí práce)
The thesis focuses on a determination of microscopic cross-sections of interactions of neutrons with indium. The theoretical part of the thesis summarizes neutron sources used in science and industry, describes principles of their function and presents examples of their usage. The practical part describes the evaluation procedure of microscopic cross-sections, including individual corrections. Data from three experiments were evaluated, neutrons were produced via interaction of proton with the thin lithium target. Sandwiches of various foils were irradiated by these quasi mono-energetic neutrons, and products of interactions were measured via gamma spectroscopy. Resultant microscopic cross-sections are compared to data from libraries of evaluated data and with values from the EXFOR library.
|
|
|
Determination of nuclear reactions' microscopic cross-sections using an accelerator-driven neutron source
Filová, Vendula ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Král, Dušan (vedoucí práce)
The thesis focuses on a determination of microscopic cross-sections of interactions of neutrons with indium. The theoretical part of the thesis summarizes neutron sources used in science and industry, describes principles of their function and presents examples of their usage. The practical part describes the evaluation procedure of microscopic cross-sections, including individual corrections. Data from three experiments were evaluated, neutrons were produced via interaction of proton with the thin lithium target. Sandwiches of various foils were irradiated by these quasi mono-energetic neutrons, and products of interactions were measured via gamma spectroscopy. Resultant microscopic cross-sections are compared to data from libraries of evaluated data and with values from the EXFOR library.
|
|
|
Zdroj monoenergetických elektronů pro monitorování spektrometru v neutrinovém experimentu KATRIN
Slezák, Martin ; Vénos, Drahoslav (vedoucí práce) ; Vorobel, Vít (oponent)
Mezinárodní projekt KATRIN (KArlsruhe TRItium Neutrino experiment) je experiment nové generace využívající beta rozpad tritia. Je navržen, aby umožnil změřit hmotnost elektronového antineutrina pomocí unikátního elektronového spektrometru s citlivostí 0.2 eV/c2 , což znamená zlepšení o jeden řád oproti stávajícím výsledkům. Významná část měření bude spočívat v nepřetržitém přesném monitorování vysokého napětí hlavního spektrometru KATRIN. Monitorování bude uskutečňováno s využitím elektronů vnitřní konverze emitovaných z pevného zdroje založeného na rozpadu 83 Rb. Vlastnosti několika těchto zdrojů jsou studovány v této práci pomocí polovodičové gama spektroskopie. Zaprvé je popsáno měření přesné energie jaderného přechodu 9.4 keV pozorovaného v rozpadu 83 Rb, ze které je odvozena energie konverzních elektronů. Zadruhé je popsáno měření rozložení aktivity pevných zdrojů pomocí detektoru typu Timepix. Nakonec je popsáno měření retence rozpadového produktu 83 Rb, isomerního stavu 83m Kr, v pevných zdrojích.
|
|
|
Experimentální a výpočetní výzkum vlastností solí pro jaderné reaktory typu MSR z pohledu jaderných dat
Burian, Jiří ; Ing. Miroslav Zeman, PhD., SÚJB RC Brno (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
V současné době probíhá výzkum reaktorů s tekutými solemi. Počítá se s použitím solí na bázi chloru, které by byly dostupnější než známé sole fluoridové. Předmětem zkoumání jsou tedy nejenom chemické a fyzikální vlastnosti chloridových solí, ale také jejich chování v neutronovém poli a ovlivnění neutronové bilance uvnitř reaktoru. Mnohé vlastnosti lze určit také pomocí výpočtů, které čerpají informace z vědeckých jaderných knihoven (endf). Náplní této práce je porovnání významných jaderných knihoven mezi sebou navzájem, a také porovnat reakční rychlosti vypočítané z údajů knihoven s reakčními rychlostmi získané vlastním měřením. K náhledu bude popis nezbytných činností spojených s přípravou měření, návod na sestavení výpočetního programu NJOY a proces samotného měření. V závěru práce budou shrnuty výsledky a sdělení, která jaderná knihovna je svými hodnotami nejblíže k výsledkům z experimentů.
|
|
|
Charakterizace neutronového AmBe zdroje pomocí prahových aktivačních detektorů
Burian, Jiří ; Zeman, Miroslav (oponent) ; Král, Dušan (vedoucí práce)
Pro charakterizaci neznámého zdroje neutronového pole nebo materiálů neznámého složení se využívá neutronová aktivační analýza. Pomocí známých reakcí, které proběhnou v aktivačním detektoru vlivem působení neutronového pole, jejich změřením a vyhodnocením, dokážeme popsat složení zdroje v případě, že známe materiálové složení aktivačního detektoru, nebo naopak neznáme-li materiály, ze kterých je aktivační detektor vyroben, můžeme je zjistit, vložíme-li tento detektor neznámého složení do působení neutronového záření známého původu.
|
host ::
RSS.