|
|
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.
|
|
|
Analýza neutronového pole laboratorního AmBe zdroje s využitím měřícího stendu
Jelínek, Martin ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Diplomová práce poskytuje ucelený přehled konvenčních neutronových zdrojů z pohledu reakcí, jimiž neutrony vznikají, výhod, nevýhod, vlastností, a možného použití. Ve vztahu k sestavě laboratorního neutronového zdroje a unikátního stendu „Svíčka“ jsou nastíněny základní metody analýzy neutronového pole ve stendu a dvě z nich, neutronová aktivační analýza a výpočet pomocí softwarového kódu MCNP, jsou diskutovány do hloubky za účelem realizace a porovnání obou přístupů. Praktická část se zabývá vlastním provedením neutronové aktivační analýzy od návrhu, přes gama spektrometrii až po určení kadmiového poměru. V souladu s měřením byl proveden výpočet v kódu MCNP a na závěr byly obě metody zhodnoceny a porovnány. Výpočet je doplněn analýzou radiační situace na hranici sledovaného pásma a porovnán se zákonným limitem.
|
|
|
Bezpečnost skladování paliva ve vodním prostředí
Mičian, Peter ; Novotný, Filip (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Táto diplomová práca sa zaoberá skladovaním vyhoreného jadrového paliva a zhodnotením jeho bezpečnosti. V teoretickej časti sú rozoberané deje prebiehajúce počas vyhorievania paliva, akými sú napríklad štiepenie, zmena izotopického zloženia, uvoľňovanie štiepnych plynov, praskanie, napúchanie či zhusťovanie paletky. V tejto časti sa práca venuje zaobchádzaním s vyhoreným palivom a jeho cestou z reaktora cez bazén skladovania, transport, rôzne druhy medziskladovania, až po prepracovanie a hlbinné uloženie. Ďalej táto časť približuje výpočtový program MCNP, jeho základné charakteristiky, vstupy a použitie. Praktická časť práce je zameraná na vytvorenie modelu bazénu skladovania vyhoreného jadrového paliva, pri jadrovom reaktore typu VVER 440/V213. Tento typ bol vybratý, pretože v Českej Republike a na Slovensku je to najpoužívanejší typ reaktora. Pomocou programu MCNP bol vypočítaný multiplikačný koeficient pre základné konfigurácie palív v bazéne, a následne určené splnenie legislatívnych požiadaviek na podkritickosť, čiže bezpečnosť, paliva v bazéne. Ďalej boli zrealizované viaceré analýzy na tomto modeli. Išlo o analýzy týkajúce sa teploty chladiva, paliva a použitia rôznych knižníc jadrových dát. Model môže byť v budúcnosti použitý pri ďalších analýzach s novými typmi palív, materiálov a knižníc.
|
|
|
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.
|
|
| |
|
|
Stínění a detekce neutronů
Černý, Tomáš ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Diplomová práce poskytuje obecný přehled používaných neutronových zdrojů z pohledu množství emitovaných neutronů a jejich energetického spektra. Jsou popsány reakce neutronů s látkami, jedná se zejména o neutronový rozptyl a radiační záchyt. Dále jsou uvedeny možnosti detekce a spektrometrie neutronů. Experimentální část se zabývá návrhem vhodných stínících materiálů a analýzou moderovaného energetického spektra neutronového toku. Vlastnosti neutronového pole byly změřeny pomocí aktivačních detektorů. Následně byla provedena simulace problému v programu MCNP. V závěru jsou dosažené výsledky porovnány a zhodnoceny.
|
|
|
Analysis Of Various Candidate Salts For Molten Salt Reactor Application By Mcnp Software
Petrosyan, Taron
In present study, the model of Molten Salt Reactor was developed for Monte Carlo NParticle Transport [1] computational code analysis. In the course of work, two main tasks were fulfilled, which are simulation of target material behavior as a neutron convertor (producer) under 800MeV energy proton beam and criticality calculation of the designed reactor. As a result of analysis through the MCNP software, neutron flux, as well as the value of 𝑘𝑒𝑓𝑓 multiplication factor of Molten Salt Reactor for a number of different molten salts compositions assessed.
|
|
|
Stínění a detekce neutronů
Černý, Tomáš ; Šťastný, Ondřej (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Diplomová práce poskytuje obecný přehled používaných neutronových zdrojů z pohledu množství emitovaných neutronů a jejich energetického spektra. Jsou popsány reakce neutronů s látkami, jedná se zejména o neutronový rozptyl a radiační záchyt. Dále jsou uvedeny možnosti detekce a spektrometrie neutronů. Experimentální část se zabývá návrhem vhodných stínících materiálů a analýzou moderovaného energetického spektra neutronového toku. Vlastnosti neutronového pole byly změřeny pomocí aktivačních detektorů. Následně byla provedena simulace problému v programu MCNP. V závěru jsou dosažené výsledky porovnány a zhodnoceny.
|
|
| |
|
|
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.
|
host ::
RSS.