|
|
Possibilities of transmutation of spent nuclear fuel with advanced nuclear reactors
Ošust, Marek ; Brně, Dušan Král, Los Alamos NL a FEKT VUT v (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
This bachelor thesis deals with the issue of transmutation of spent nuclear fuel. It describes the accelerator driven transmutator as well as its individual components. Examples of specific projects such as MYRRHA and CiADS are also given. The main objective of the thesis is the investigation of material properties of the spallation granular target. Compounds of heavy and light elements have been considered. Their physical properties, the number of neutrons generated by interaction with impinging proton beam and the resulting neutron energy spectrum were compared. The calculations were performed using the TALYS program.
|
|
|
INVESTIGATION OF PU-239 TRANSMUTATION FOR ACCELERATOR DRIVEN SUBCRITICAL REACTORS
Tanchak, Anhelina ; Parlag,, Oleg (oponent) ; Krása, Antonín (oponent) ; Nečas, Vladimír (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
This dissertation thesis is focused on determination of cross sections of radionuclides generated in result of spallation reaction in plutonium (239PuO2) target irradiated by 660 MeV energy proton beam. Moreover, the produced nuclides were also investigated using different tools to ascertain their properties. The Phasotron accelerator of the Joint Institute for Nuclear Research (Dubna) was used for irradiation of target as a generator of proton beam. The experiment was focused on the quest for short-lived radionuclides. The HPGe detectors were used for measurement of gamma spectra. The -spectra obtained during this experiment were processed using the DEIMOS32 software. The AD4HEL code was used for identification of the nuclei formed in the 239PuO2 target. The comprehensive analysis of these residual products and their characteristics, serve as an important contribution to the understanding of the spallation and fission reactions between protons and 239Pu in high-energy range. Additionally, the experimental data of the nuclear reaction cross sections may be valuable as reference data for theoretical simulations to study reactions, and they can be used for supplementation to the nuclear databases. As for comprehensive analysis, the experimental results were compared with simulations conducted using Monte Carlo particle transport codes, such as MCNP v.6.1. and FLUKA. As a result, received data overall correspond to the expectation having similar regions of nuclides concentrations, similar graphs, and a slight variation in the range of values (probably because of the different normalization factors of different software tools).
|
|
|
Experimentální výzkum urychlovačem řízených jaderných reaktorů pro thoriovou jadernou energetiku
Zeman, Miroslav ; ČR,, Milan Štefánik, UJF AV (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá problematikou spojenou využitím thoria jako jaderného paliva v urychlovačem řízených systémech. V této práci je popsán princip ADS, jejich současná situace a možnosti využití do budoucna. Tato práce je blíže zaměřená na určení neutronového toku ve spalačním terči QUINTA. V prosinci 2013 byl proveden experiment, ve kterém byla uskutečněna tři ozařování kobaltových vzorků v různých pozicích spalačního terče QUINTA, který se nachází ve Spojeném ústavu jaderných výzkumů, Dubna. Vzorky Co-59 byly ozařovány v poli neutronů generovaných deuterony o energii 2 AGeV a 4 AGeV a částicemi C-12 o energii 2 AGeV při spalační reakci. Tyto vzorky byly měřeny pomocí polovodičových detektorů ze superčistého germania a analyzovány použitím jaderné gama spektrometrie. Byly určeny reakční rychlosti produktů reakcí v Co-59, ze kterých byl určen tok neutronů v sestavě QUINTA. Experimentální reakční rychlosti byly porovnány s výpočtem s pomocí MCNPX kódu.
|
|
|
Výpočetní simulace urychlovačem řízeného jaderného reaktoru pro transmutaci vyhořelého jaderného paliva
Jarchovský, Petr ; Ing. Antonín Krása, Ph.D., SCK.CEN Mol (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Tato diplomová práce se zabývá využitím vyhořelého (spotřebovaného) jaderného paliva, z jaderných elektráren dnešního typu, v jaderných elektrárnách nové generace – urychlovačem řízených transmutačních elektrárnách, které by výrazně zmenšovaly obsah nebezpečných dlouho žijících radioizotopů a navíc by dokázaly využít jeho velký energetický potenciál díky rychlému spektru neutronů. V úvodu práce jsou uvedeny základní poznatky a aspekty o vyhořelém jaderném palivu spolu s jeho možností přepracování a dalšího využití s minimalizací dopadu na životní prostředí. Další část se zabývá detailním popisem urychlovačem řízených systémů a jejich jednotlivých prvků. V návaznosti na tuto rešerši následují jednotlivé chronologicky seřazené projekty světového významu s objasněním jejich aktuálního vývoje. Důraz je kladen především na projekt SAD a MYRRHA, jelikož se jedná o projekty, ze kterých se následně vychází při výpočtech. Tato poslední, výpočetní část, se zabývá vytvořením geometrie podkritického transmutačního reaktoru řízeného urychlovačem a následným vyhodnocením, která sestava při změně terče, jaderného paliva a chladiva/moderátoru je nejefektivnější jak pro transmutaci, tak pro energetické účely.
|
|
|
Studium využití thoria v jaderných reaktorech řízených urychlovačem
Král, Dušan ; ČR, Petr Chudoba, ÚJF AV (oponent) ; Zeman, Miroslav (vedoucí práce)
V této práci je rozvíjena především myšlenka použití urychlovačem řízených systémů pro transmutaci thoria na štěpný materiál, který je možné využít jak v samotných urychlovačem řízených systémech, tak i v klasických jaderných reaktorech. Thorium se na Zemi vyskytuje pouze ve formě štěpitelného izotopu Th-232. Ten, aby mohl být efektivně využit, musí být nejprve přeměněn na štěpný materiál, v tomto případě záchytem neutronu na štěpný izotop U-233. Experimentální část práce zpracovává data naměřená z ozařování čtyř thoriových vzorků polem sekundárních neutronů ve spalační sestavě QUINTA, která byla ozařována protony o energii 660 MeV. Reakční rychlosti pro štěpné a spalační produkty byly stanoveny pomocí gama spektroskopie a následné analýzy naměřených dat. Dále byly ve všech vzorcích stanoveny reakční rychlosti produkce Pa-233 a byly provedena simulace reakčních rychlostí pro štěpení a produkci Pa-233 pomocí kódu MCNPX a knihoven evaluovaných jaderných dat pro vysokoenergetické reakce. Získané experimentální výsledky jsou důležité pro budoucí použití thoria v urychlovačem řízených systémech, validaci výpočetních kódů založených na metodě Monte-Carlo a validaci vysokoenergetických jaderných modelů.
|
|
|
Analýza teplotního pole podkritického jaderného reaktoru řízeného urychlovačem
Majer, Šimon ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Svoboda, Josef (vedoucí práce)
Cieľom bakalárskej práce je diskutovať problematiku podkritických jadrových reaktorov, popísať možnosti merania teploty, vytvoriť model spalačného terča QUINTA v programe Inventor a uskutočniť výpočet pomocou programu Ansys. Teoretická časť je zameraná na jadrovú energetiku a jej možnosti do budúcna a plynule prechádza do problematiky urýchľovačom riadených systémov (ADS), kde diskutuje o možnosti využitia daného systému. Práca je spracovaná z pohľadu elektroenergetiky, so zameraním na problematiku generovania a možnosti monitorovania tepla. Sú tu diskutované možnosti merania teploty za účelom výpočtu a simulácie prestupu tepla. Praktická časť bakalárskej práce je spracovaná s pomocou Spojeného ústavu jadrového výskumu v Dubne, kde prebieha výskum zameraný na ADS. Vstupné dáta a veľkosť geometrie boli poskytnuté výskumným tímom z SÚJV a boli použité pre simuláciu prestupu tepla pomocou programu Ansys. Výsledky zo simulácie sú graficky spracované v poslednej kapitole bakalárskej práce.
|
|
|
Využití aktivačních detektorů při měření neutronového pole v modelových sestavách ADTS
Chudoba, Petr
Urychlovačem řízené transmutační systémy by mohly být řešením problému s dlouhožijícím jaderným odpadem a otevřením cesty k thoriovému palivovému cyklu. Díky intenzivnímu neutronovému zdroji založeném na spalační reakci jsou tyto systémy pouze velice málo závislé na uspořádání aktivní zóny a kvalitě paliva. Tyto systémy tak mohou transmutovat vyhořelé palivo, případně 232Th nebo 238U bez vlivu na udržení štěpné reakce. Navíc podkritický blanket zajišťuje vysokou bezpečnost. Pro tyto systémy je však nutné znát účinné průřezy reakcí rychlých neutronů vznikajících při spalační reakci s různými materiály. Tato data jsou nutná nejen pro výběr vhodných konstrukčních materiálů, ale také pro vytvoření programů simulujících urychlovačem řízené transmutační systémy. Tato práce je zaměřena právě na experimentální určení účinných průřezů reakcí 89Y(n,2n)88Y a 89Y(n,3n)87Y s energiemi neutronů od 17,6 do 33,6 MeV. Yttrium je zkoumáno pro jeho (n,xn) prahové reakce, které z něj činí vhodný aktivační detektor pro studium neutronových polí v modelových sestavách urychlovačem řízených transmutačních systémů. Získané účinné průřezy jsou unikátní tím, že při použitých energiích neutronů dosud neexistují žádná experimentální data. Powered by TCPDF (www.tcpdf.org)
|
|
|
Cross-Sections Of Nuclear Isomers In The Interaction
Of Protons On Thin Thorium Target
Golomb, Robert
The paper shows the results of experimental gamma spectra obtained with thorium 232Th target, and an aluminum collector irradiation with protons at an energy JINR Synchrocyclotron 100 and 660 MeV. For Th232, identified 258 and 222 gamma lines that belong to 45 and 55 nuclides. For Al - 238, 330 lines and 81, 119 nuclides respectively. The cross sections of fragmentation of the 232Th and Al nuclei under the interaction of protons 100 and 660 MeV were determined. A comparison of the obtained cross sections of the reaction with theoretical calculations was made.
|
|
|
Využití aktivačních detektorů při měření neutronového pole v modelových sestavách ADTS
Chudoba, Petr
Urychlovačem řízené transmutační systémy by mohly být řešením problému s dlouhožijícím jaderným odpadem a otevřením cesty k thoriovému palivovému cyklu. Díky intenzivnímu neutronovému zdroji založeném na spalační reakci jsou tyto systémy pouze velice málo závislé na uspořádání aktivní zóny a kvalitě paliva. Tyto systémy tak mohou transmutovat vyhořelé palivo, případně 232Th nebo 238U bez vlivu na udržení štěpné reakce. Navíc podkritický blanket zajišťuje vysokou bezpečnost. Pro tyto systémy je však nutné znát účinné průřezy reakcí rychlých neutronů vznikajících při spalační reakci s různými materiály. Tato data jsou nutná nejen pro výběr vhodných konstrukčních materiálů, ale také pro vytvoření programů simulujících urychlovačem řízené transmutační systémy. Tato práce je zaměřena právě na experimentální určení účinných průřezů reakcí 89Y(n,2n)88Y a 89Y(n,3n)87Y s energiemi neutronů od 17,6 do 33,6 MeV. Yttrium je zkoumáno pro jeho (n,xn) prahové reakce, které z něj činí vhodný aktivační detektor pro studium neutronových polí v modelových sestavách urychlovačem řízených transmutačních systémů. Získané účinné průřezy jsou unikátní tím, že při použitých energiích neutronů dosud neexistují žádná experimentální data. Powered by TCPDF (www.tcpdf.org)
|
|
|
Využití aktivačních detektorů při měření neutronového pole v modelových sestavách ADTS
Chudoba, Petr ; Wagner, Vladimír (vedoucí práce) ; Krtička, Milan (oponent)
Urychlovačem řízené transmutační systémy by mohly být řešením problému s dlouhožijícím jaderným odpadem a otevřením cesty k thoriovému palivovému cyklu. Díky intenzivnímu neutronovému zdroji založeném na spalační reakci jsou tyto systémy pouze velice málo závislé na uspořádání aktivní zóny a kvalitě paliva. Tyto systémy tak mohou transmutovat vyhořelé palivo, případně 232Th nebo 238U bez vlivu na udržení štěpné reakce. Navíc podkritický blanket zajišťuje vysokou bezpečnost. Pro tyto systémy je však nutné znát účinné průřezy reakcí rychlých neutronů vznikajících při spalační reakci s různými materiály. Tato data jsou nutná nejen pro výběr vhodných konstrukčních materiálů, ale také pro vytvoření programů simulujících urychlovačem řízené transmutační systémy. Tato práce je zaměřena právě na experimentální určení účinných průřezů reakcí 89Y(n,2n)88Y a 89Y(n,3n)87Y s energiemi neutronů od 17,6 do 33,6 MeV. Yttrium je zkoumáno pro jeho (n,xn) prahové reakce, které z něj činí vhodný aktivační detektor pro studium neutronových polí v modelových sestavách urychlovačem řízených transmutačních systémů. Získané účinné průřezy jsou unikátní tím, že při použitých energiích neutronů dosud neexistují žádná experimentální data.
|
host ::
RSS.