|
|
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.
|
|
|
Metody detekce neutronů
Arbeit, Vít ; Števanka, Kamil (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá neutrony, způsobům jejich detekce a neutronovými detektory. Teoretická část zahrnuje popis všech principů, pomocí kterých je možné neutrony detekovat a blíže přiblíží jak již zavedené neutronové detektory, tak i nejnovější typ detektoru. Praktická část je věnována realizaci Bonnerových sfér a proměření jejich vlastností na neutronovém zdroji 241Am-Be.
|
|
|
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.
|
|
|
Sodíkem chlazené rychlé reaktory
Daňhel, Aleš ; Katovský, Karel (oponent) ; Foral, Štěpán (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá rychlými reaktory chlazenými tekutým sodíkem. Komplexně popisuje problematiku technologie sodíkem chlazených rychlých reaktorů. Pozornost byla věnována základním specifikacím a parametrům těchto zařízení. Stručně byly popsány jaderné reakce, které probíhají v aktivní zóně sodíkem chlazených reaktorů, ale i chemické reakce spojené s funkcí tekutého sodíku jako chladiva a teplonosné látky. Pozornost byla rovněž věnována rozdílům v uspořádání aktivní zóny a strojním zařízením specifickým pro sodíkem chlazené rychlé reaktory. Dále je v této bakalářské práci sestaven přehled sodíkem chlazených rychlých reaktorů, které pracovaly, pracují nebo jsou ve výstavbě ve světě podle jednotlivých zemí. Stručně byla popsána IV. generace jaderných reaktorů, zejména její historie a důvody, které vedly k jejímu vzniku. Dále byl v rámci IV. generace jaderných reaktorů popsán reaktor SFR a byly vyzdviženy rozdíly oproti stávajícím sodíkem chlazeným rychlým reaktorům. V praktické části této bakalářské práce je velmi jednoduše zpracován výpočet přestupu tepla z palivové tyče do chladicího sodíku a je zde uveden průběh součinitele přestupu tepla podél palivové tyče. K zpracování tohoto výpočtu byl využit výpočetní program MATLAB.
|
|
|
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.
|
|
|
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)
|
|
|
Metody detekce neutronů
Arbeit, Vít ; Števanka, Kamil (oponent) ; Mičian, Peter (vedoucí práce)
Tato bakalářská práce se zabývá neutrony, způsobům jejich detekce a neutronovými detektory. Teoretická část zahrnuje popis všech principů, pomocí kterých je možné neutrony detekovat a blíže přiblíží jak již zavedené neutronové detektory, tak i nejnovější typ detektoru. Praktická část je věnována realizaci Bonnerových sfér a proměření jejich vlastností na neutronovém zdroji 241Am-Be.
|
|
|
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.
|
|
|
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.
|
host ::
RSS.