|
|
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.
|
|
|
Monitoring and Simulation of ADS Experimental Target Behaviour, Heat Generation, and Neutron Leakage
Svoboda, Josef ; Kliman,, Ján (oponent) ; Wagner,, Vladimír (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Sub-critical Accelerator-Driven Systems (ADS) technology is able to deal spent nuclear fuel of present nuclear reactors, by using the transmutation technique of long-lived radioactive isotopes. As well, the ADS technology is solving the potential problem with the lack of U-235 by possible utilisation of U-238 or abundant Th-232. This doctoral thesis deals with research on the topic of spallation reaction and heat generation of various experimental targets in the frame of base ADS research. All thermal experiments, in total 13, have been performed at Joint Institute for Nuclear Research (JINR) in Dubna, Russian Federation, during the years 2015-2019. Various targets were irradiated as 512 kg of natural uranium target QUINTA, elongated cylindrical lead target and carbon target, or lead bricks target by 660 MeV protons at the irradiation facility Phasotron at JINR. A special experiment was performed with irradiation of two small uranium cylinders the QUINTA consist of. The author investigates the heat generation by proton reactions (inelastic scattering, and ionisation losses) which are part of spallation reaction including Coulomb scattering (or Rutherford scattering, which represents elastic scattering of charged particles); neutron reaction (mostly contributed by fission); pion reaction; and finally gamma heating, the heat generated by photon capturing. The temperature was experimentally measured by highly accurate and specially calibrated thermocouples. The temperature was measured on the surface, and also inside of the target. Additional research was aimed at neutron leakage monitoring T measurement of tiny volume probes by accurate thermocouples. The first probe contains a small amount of fissile material and the second one of non-fissile material with similar material characteristics. Leaking neutrons (neutron flux outside of the target) were detected due to direct heating by fission reactions. This work deals with accurate temperature measurement by thermocouples. It uses the LabView software for data acquisition, the National Instrument hardware for measuring, and Python 3.7. for data manipulation, analysing and visualisation (with employing several libraries). The particle transportation is simulated by MCNPX 2.7.0. and finally, the heat transfer and surface temperature estimation are simulated by ANSYS Fluent (or ANSYS Transient Thermal for simpler problems).
|
|
|
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.
|
|
| |
|
|
Monitoring and Simulation of ADS Experimental Target Behaviour, Heat Generation, and Neutron Leakage
Svoboda, Josef ; Kliman,, Ján (oponent) ; Wagner,, Vladimír (oponent) ; Katovský, Karel (vedoucí práce)
Sub-critical Accelerator-Driven Systems (ADS) technology is able to deal spent nuclear fuel of present nuclear reactors, by using the transmutation technique of long-lived radioactive isotopes. As well, the ADS technology is solving the potential problem with the lack of U-235 by possible utilisation of U-238 or abundant Th-232. This doctoral thesis deals with research on the topic of spallation reaction and heat generation of various experimental targets in the frame of base ADS research. All thermal experiments, in total 13, have been performed at Joint Institute for Nuclear Research (JINR) in Dubna, Russian Federation, during the years 2015-2019. Various targets were irradiated as 512 kg of natural uranium target QUINTA, elongated cylindrical lead target and carbon target, or lead bricks target by 660 MeV protons at the irradiation facility Phasotron at JINR. A special experiment was performed with irradiation of two small uranium cylinders the QUINTA consist of. The author investigates the heat generation by proton reactions (inelastic scattering, and ionisation losses) which are part of spallation reaction including Coulomb scattering (or Rutherford scattering, which represents elastic scattering of charged particles); neutron reaction (mostly contributed by fission); pion reaction; and finally gamma heating, the heat generated by photon capturing. The temperature was experimentally measured by highly accurate and specially calibrated thermocouples. The temperature was measured on the surface, and also inside of the target. Additional research was aimed at neutron leakage monitoring T measurement of tiny volume probes by accurate thermocouples. The first probe contains a small amount of fissile material and the second one of non-fissile material with similar material characteristics. Leaking neutrons (neutron flux outside of the target) were detected due to direct heating by fission reactions. This work deals with accurate temperature measurement by thermocouples. It uses the LabView software for data acquisition, the National Instrument hardware for measuring, and Python 3.7. for data manipulation, analysing and visualisation (with employing several libraries). The particle transportation is simulated by MCNPX 2.7.0. and finally, the heat transfer and surface temperature estimation are simulated by ANSYS Fluent (or ANSYS Transient Thermal for simpler problems).
|
|
| |
|
|
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.
|
|
|
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.
|
|
|
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.
|
host ::
RSS.