Erhalt und Stärkung der Kernforschungskompetenz in Baden...
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Nukleare Simulation
Erhalt und Stärkung der Kernforschungskompetenz in Baden-Württemberg
ProfProfProfProf. Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine PrysPrysPrysPrys
1. Kerntechnik• Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)• Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenenniveau)
2. Strahlungsmesstechnik
1.1 Lehrangebot Nukleartechnik
S. Prys, Fakultät CEE
2
2. Strahlungsmesstechnik• VL: Strahlungsmesstechnik• P: Strahlungsmesstechnik
3. Strahlenschutzausbildung• Grundkurse: Fachkundegruppen S 2.2 +S 4.2• Auffrischkurse: Alle Fachkundegruppen
4. Forschungsnahe Lehrprojekte• VL: MCNP Simulationen Strahlenschutz• VL: MCNP Simulationen zum Reaktor SUR-100• VL: MCNP Simulation zur Dosisverteilung am Menschen
1.1.1 Kerntechnik
• Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Kennenlernen einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100
- Grundlagen von Atomspaltung, Kettenreaktion, - Reaktortypen, Aufbau des SUR-100, - Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität
3
- Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität- unterkritische Neutronenvermehrung, - überkritische Neutronenvermehrung,- Steuerstabkalibrierung
• Vorlesung Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenes Niveau)
- 2 SWS, 3 ECTS � Steuerung einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100
- Theorie und Praxis des Anfahrvorganges- Arbeiten am Simulator, Funktionstests- Theorie und Experimente zu Überschussreaktivität und Neutronenflussdichte- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor
• Vorlesung Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:
- Nuklidkarte, Radioaktivität- Grundlagen der Strahlungsphysik, - Wechselwirkungsprozesse mit Materie,
1.1.2 Strahlungsmesstechnik
4
- Wechselwirkungsprozesse mit Materie, - Aktivität, Strahlendosis, Abstandsgesetz, Abschirmung- Grundlagen der Strahlungsmesstechnik- Neutronenaktivierungsanalyse
• Praktikum Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:
- Arbeiten mit der Nuklidkarte- Messung von Alpha-, Beta-, Gammastrahlen- Dosisleistungsmessungen, Isodosismessungen- Abschirmungsversuche, Kontaminationsmessungen, Wischtest- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor- Radonmessungen
1.1.3 Strahlenschutzkurse
• Genehmigte Kurse nach Fachkunderichtlinie S 4.1 und S 2.2Ziele und Voraussetzungen nach Fachkunderichtlinie � staatlich anerkanntes Zertifikat für Strahlenschutzbeauftragte
- Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes
5
- Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes- Aufgaben und Pflichten des Strahlenschutzbeauftragten- Naturwissenschaftliche Grundlagen- Strahlenschutzberechnungen- Stand der Technik im Strahlenschutz- Biologische Strahlenwirkungen- Praktikum: Strahlenschutzmesstechnik- Strahlenschutz und Sicherheit- Umgang mit radioaktiven Substanzen- DIN-Vorschriften, Beförderung radioaktiver Stoffe, radioaktive Abfälle
1.1.4 Forschungsnahe Lehrprojekte
• Einführung in MCNP (Demonstrationsvorlesung)Mittleres Niveau, Grundkenntnisse in Atom- und Reaktorphysik 2 SWS, 3 ECTS � erster Umgang mit MCNP
– Grundlagen von Monte-Carlo Verfahren + das Programm MCNP– Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen
6
– Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen– Statistische Güte
• Reaktorsimulationen mit MCNPFortgeschrittenes Niveau, Grundkenntnisse in MCNP2 SWS, 3 ECTS � vertiefte Erfahrungen mit MCNP
– MCNP Simulationen mit komplexer Geometrie– MCNP Simulationen zur Kritikalität– Verifizierung von Daten aus Sicherheitsberichten– Qualität von Cross Section Libraries
Simulation von experimentell unzugänglichen Szenari enVergleich Messung und Simulation
MCNP-4c BenchmarkingVoraussagen von Eigenschaften
2 F&E Nukleartechnik
S. Prys, Fakultät CEE
7
1. MCNP-4c Simulation am Reaktor SUR 100 der HS-Furtwangen2. MCNP-4c Simulationen am Hochflussreaktor Grenoble in Frankreich3. MCNP-4c Simulationen zur Gammadetektion an der Ben Gurion
Universität in Israel4. MCNP-4c Simulationen am Menschenmodell5. MCNP-5 Simulation des Strahlungsfeldes an einem CASTOR-Lager6. Strahlungsmessroboter
Voraussagen von EigenschaftenKalibrierung von Messgeräten
2.1 MCNP Simulationen
MCNP: Teilchentransport (Neutronen, Photonen und Elektronen) durch Materie mit Hilfe von Monte-Carlo-Algorithmen
Eingabe:
Monte Carlo N Particle Transport Code
8
Eingabe: Raumgeometrie, Wahrscheinlichkeiten für die Teilchenprozesse (σ), Startbedingungen (Source), ...Endbedingungen (Detektor)
Seit 1948 in Los Alamos entwickelt, Standardsoftware Nukleare Simulation, Reaktorberechnung, Strahlenschutz,..
2.1.1 Transport Code
Version 4C.2 / Version 5
• physical system
Monte Carlo N Particle Transport Code
9
• physical process described by probability density functions (pdf's)• random number generator for particle sampling from the pdf's• sampling rule for sampling from the pdf’s• scoring (tallying)_______________________________________________________• variance reduction• parallelization
2.1.2 Physical System
radiation source: � materials � radiation detector
nuclear particle transport
Monte Carlo N Particle Transport Code
10
radiation source: � materials � radiation detector
any geometry reactor point detectorpoint source shielding ring detectorsurface source air volume detector
manCASTOR
2.1.3 Geometry Cells
• Defined surfaces• Defined cells
– Cubes– Tubes– Speres
e.g. thyroide
11
– Speres– Ellipsoids– ....
• Boolean expressions– Intersections– …
• Space filling• Defined Materials
– ZAIDs– Particle densities
2.1.4 MCNP Particle Reactions
neutron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution
system detector
12
angular distribution
photon � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution
electron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution
system detector
system detector
2.1.5 Particle Sources
Particles: neutrons, photons, electrons
surface source
neutron start
13
mode nsdef sur 1051 erg d1 pos=-30.93 45.00 28.10 rad=d2 par=1 dir=d3si1 1E-9 7E-7sp1 -5 2.52E-8sc1 evaporation energy spectrum si2 4.9si3 -1. -0.9998 1. sp3 0. 1. 0.SSW 1059
spherical source direction biasing
2.1.5 Cross Sections
1 Neutron Scatter � Photon Production3 5 6
cross sections σσσσ
neutron reactions
14
1 Neutron Scatter � Photon Production2 Fission � Photon Production3 Neutron Capture4 Neutron Leakage5 Photon Scatter6 Photon Leakage7 Photon Capture
2
3
4
5
1
6
7
cross section [barns]: probability of an interaction event between two particles.
3. Simulation von Neutronenflüssen am Siemens Unterrichts Reaktor
Pierre-Alexander Eidam FB: Elektronik Februar 2004, Betreuung: S. Mahling / D. Lotze
15
Neutronenflüsse, Neutronenspektren und Reaktivitätsüberschuss des Reaktors SUR-100 wurden mit MCNP-4C simuliert und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen: ausgezeichnete Übereinstimmung
Die Regelstabkalibierkurve wurde nur mit grober Übereinstimmung durch MCNP Simulationen abgebildet
SUR-100Nullleistungsreaktor, max Leistung 1 Wattthermisch
3.1 Modell des SUR 100 Schnittbild
KernNeutronenquelle
16
NeutronenquelleSteuerstabModerator
Gamma AbschirmungNeutronen
AbschirmungNeutronendetektor
3.2 Modell des SUR 100 MCNP 2-D Schnittbild
•• KernKern•• ModeratorModerator
17
•• ModeratorModerator•• RegelplattenRegelplatten•• GammaGamma--
AbschirmungAbschirmung•• NeutronenNeutronen--
AbschirmungAbschirmung
3.3 Neutronenfluss experimentelldurch Manganaktivierung
Modell des Reaktors in der MCNP Simulation
γβγ ++ → FeMnnMn h 5658,25655 ),(
18
MCNP Simulation
•• ProbenhalterProbenhalter• Mn-55 an definierten
Positionen im Reaktor• Aktivierung durch Neutronen• γ - Spektroskopie� Neutronenflussmessung an
definierten Positionen
Experimente: C. Goller, D. Lotze
3.4 2D Thermische Neutronenflussdichteverteilung
Vergleich Experiment Simulation
4,00E+07
4,50E+07
Vergleich Messung und Simulation
experimentell
Neu
tron
enflu
ssdi
chte
in n
/cm
2 .s
19
0,00E+00
5,00E+06
1,00E+07
1,50E+07
2,00E+07
2,50E+07
3,00E+07
3,50E+07
-35 -30 -25 -20 -15 -10 -5 0 5 10 15 20 25 30 35
Abstand vom Kern in cm
Neu
tron
enflu
ss (
n/cm
2*s)
experimentell simuliert 4E-08 MeV
simuliert
Neu
tron
enflu
ssdi
chte
in n
/cm
Abstand vom Zentrum des Brennelementes in cm
1,20E+07
3.5 3D Neutronenflussdichteverteilung
Simulation des gesamten Energiebereichs
Abstand vom Zentrum
Neutronenflussdichte
20
-31,0
-21,0
-11,5
-6,5
-1,5
3,5
8,5
15,0
25,0
1,00
E-0
82,
00E
-08
3,00
E-0
84,
00E
-08
5,00
E-0
86,
00E
-08
7,00
E-0
88,
00E
-08
9,00
E-0
81,
00E
-07
1,10
E-0
71,
20E
-07
1,30
E-0
71,
40E
-07
1,50
E-0
71,
60E
-07
1,70
E-0
71,
80E
-07
1,90
E-0
7
0,00E+00
2,00E+06
4,00E+06
6,00E+06
8,00E+06
1,00E+07
n/(cm^2·s)
cm
MeV
Maximum in Energiebereich
3.10-8 – 4.10-8 MeV
Nur messbar für thermische Neutronen!
Abstand vom Zentrum des Brennelementes
3.6 Neutronenspektrum im Kern
1,50E+07
2,00E+07
2,50E+07n/
cm^2
Thermische Neutronen
Neu
tron
enflu
ssdi
chte
in n
/cm
2 .s
Simulation des gesamten Energiebereichs
21
Reaktor SUR-100, Neutronenspektrum im Kern19,9% U-235: U-235 683 g, U-238 2734 g
Moderator: HD-PE
0,00E+00
5,00E+06
1,00E+07
1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01
Energie in MeV
n/cm
^2
Schnelle Neutronen
Neutronenenergie in MeV
Neu
tron
enflu
ssdi
chte
in n
/cm
3.7 Reaktivität der Regelstäbe (Kalibrierung)
0,4
0,5
0,6
simuliert
Vergleich Messung und Simulation
Rea
ktiv
ität i
n $
22
0,0
0,1
0,2
0,3
0 50 100 150 200 250
Abstand von Grundstellung in cm
$
RP1 RP2 Simulation
experimentell
simuliert
Rea
ktiv
ität i
n $
Fahrstrecke der Steuerstäbe
3.8 Schlussfolgerungen
MCNP SUR Simulationen erzielen
• Gute Ergebnisse für die Neutronik
23
• Gute Ergebnisse für die Neutronik• Gute Ergebnisse für Kritikalitätsbetrachtungen• Mittelmäßige Ergebnisse für Reaktivitätsberechnungen
Folgeprojekt erforderlich: Optimierung des SUR Reaktormodells hinsichtlich der Reaktivität
4. Neutronenflüsse am Hochflussreaktor in Grenoble
Forschungssemester 1999S. Mahling, H. Faust
Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îm
24
Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îmBrennelement: hochangereichertes Uran � niedrig angereichertes Uran � Neutronenquelle liefert wesentlich weniger Neutronen
Es wurde die Kalibrierkurve des Steuer-stabes simuliert und mit empirischen Werten verglichen: auftretende Diskrepanzen können mit Brennelementabbrand erklärt werden
Hochflussreaktor Grenoble (HFR) 58 MWh therm , 1,5 . 1015 n/cm 2.s
3 Swimming Pool (H2O)
5 Security Rod
6 Fuel Element Cap
7 Reactor Valve
8 Reactor Holding Tank (H2O)
4.1 HFR Model
5
67
3
9 Central Chimney (D2O)
10 Reactor Retaining Tank (D2O)
11 Neutron Guides H1 / H2
13 Vertical Cold Source
14 Fuel Element
15 Horizontal Cold Source
16 Control and Compensation Rod
9
1315
10
11
16
14
8
MCNP HFR Model
4.2 MCNP Model of the HFR Grenoble
Retaining tankRetaining tank
ReflectorReflector
View of Reactor Tank and Central Chimney
26
ReflectorReflector
corecore
Neutron Guide H6Neutron Guide H6
central chimneycentral chimney
HFR05a2 + HFR05c Core Thermal Neutron Spectra
1.6E+12
2.0E+12
Flu
x [n
/(s.c
m2 )]
2.3 HFR Thermal Core Spectrum HEU and LEU Fuel Element
high enriched uranium (HEU) vs. low enriched uran ium (LEU)
� neutron flux declines
� neutron source less efficient
Neu
tron
Flu
x n/
cm2 .
s
0.0E+00
4.0E+11
8.0E+11
1.2E+12
0.0E+00 5.0E-08 1.0E-07 1.5E-07 2.0E-07
Energy [MeV]
Flu
x [n
/(s.c
m
core HEU core LEU1,0=∆
E
ENeutron Energy in MeV
Neu
tron
Flu
x n/
cm
4.4 MCNP Control & Compensation Rod Model
105,5 cmMCNP plane 410
MCNP plane 401
Rod is fromNi-201
28
45 cm MCNP plane 391
MCNP plane 360
MCNP plane 392
MCNP plane 380
MCNP plane 370
Ni-201
4.6 HFR Control Rod Reactivity
Control Rod Calibration
9001000
Con
trol
Rod
Pos
ition
[mm
]difference is due to fuel element burn up
control & compensation Rod
30
0100200300400500600700800900
0 5000 10000 15000 20000
Reactivity [pcm]
Con
trol
Rod
Pos
ition
[mm
]
Empirical Calculation MCNP Calculation
5 Simulation von Detektoren für Gammastrahlung
Forschungssemester 2005S. Mahling, Z. Alfassi
Ziel:Aufspüren radioaktive Materialien in
31
Aufspüren radioaktive Materialien in Lastwagen (Nuklearschmuggel)Gammastrahler, Neutronenstrahler
ProblemHalbleiterdetektoren, z.B. HPGeMassenabsorptionskoeffizient unbekannt
Lösung:Verwendung zweier HPGe sAnnahme Punktquelle, Punktdetektoren
Ben Gurion Universität, Beer Scheva, Israel
5.1 Virtual Detector Simulations
Ge Detector Simulation
x(0,0,0)
r = 13 cm
210211216217
147
32
• MCNP virtual detector model: the real detector can be represented by a point within or behind the detector, depending on the detector geometry
• MCNP virtual detector simulations: efficiencies of virtual detectors were calculated for different detector geometries and at different energies
hd= 13 cmhs= 30 cm
source energy 1332 keV
100
5.2 The Dependence of the Virtual Point-Detector on the HPGe Detector Dimensions
The dependence of the HPGe detector efficiency when collecting full energypeaks vs. the distance of the point source from the detector cap was studiedby Monte Carlo methods for 49 cylindrical detectors , having different radii andthicknesses. It was shown that in all cases interpolation and extrapolation canbe done using the model of the virtual point-detector. The dependence of thedistance of the virtual point-detector position from the detector cap was studied
33
distance of the virtual point-detector position from the detector cap was studiedas a function of the geometrical dimension of the detector. A general formulawas found:
h0 distance of the virtual point-detector position from the detector cap a,b,c parameters depending on the photon energy r,h radius, thickness of the detector,
m/ρ mass attenuation coefficient
)1(0ρm
ch
ebrah⋅⋅−
⋅−⋅⋅=
5.3 ForschungssemesterWS 2009/2010
• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions
• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions
34
• The Dependence of the Virtual Surface-Detector on the HPGe Detector Dimensions
• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions
• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions
BGO = Bismuth Germanate, (Bi4 (GeO4) 3)
5.3 Energy Independent Virtual Detectors
4,55
5,56
6,5
Energy Independent Virtual Detectors[c
m]
Det
ecto
r R
adiu
s [c
m]
35
The detector efficiency is for sizes according to t his graph energy independent !!
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13
0,51
1,52
2,53
3,54
4,5
hd [cm]
rd*
[cm
]
h [cm]
r d*
[cm
]
Det
ecto
r R
adiu
s [c
m]
Detector Diameter [cm]
6. Simulation zu Organdosen am Menschen
Eva Maria Stoiber FB: Elektronik Februar 2005, Betreuung: S. Mahling, H. Sauerburger
Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2
36
Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2 menschliche Modelle mit MCNP erstellt: weiblich und männlich. Verschiedene Szenarien einer Bestrahlung dieser Modelle wurden mit MCNP simuliert. Es lassen sich Dosisleistungsverteilungeninfolge externer oder interstitieller Bestrahlungen an bestimmten Organen des Menschen nachvollziehen.
Eine geeignetes Szenario zur Verifizierung aus der radiologischen Fachliteratur soll sich als Folgeprojekt anschließen.
Sabrina Plot eines MCNPInputfiles für das Menschenmodell
6.1 Ein weibliches Modell.....
Sabrina Plots vom MCNP Modell
37
Raytracing Program für MCNP Inputfiles
3D-Darstellung der Geometrie in MCNP
6.2 Optimierung des ModellsBauchraum 2D MCNP Plots
38
Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonad en
6.3 Optimierung des ModellsBauchraum 3D Sabrina Plots
39
Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonad en
7. Strahlungsmessroboter
40
Oliver Jaeschke, Stefan Pilczewicz, u.a. WS 07 / 08Betreuung: S. Mahling / D. Lotze
Entwicklung und Optimierung eines Roboters zum Einsatz in Gammastrahlenfeldern mit kabelloser Datenübertragung
7.1 Projektziel ROBRAY
• Zweck des Roboters– Messungen in Gebieten mit hoher Aktivität– Automatisierung häufiger Vorgänge
41
– Exakte Positionierung des Messkopfes– Automatische Suche nach Strahlungsquellen
• Aufbau des Roboters– Raupenfahrzeug mit Fischertechnik-Interface– Dosisleistungsmessgerät FH 40 G mit Zählrohr– Anschluss an PC via RS232-Bluetooth-Adapter– Alternative Fernsteuerungstechniken– Steuerungssoftware mit JAVA
7.2 Messaufgaben
• Aufspüren einer Gammastrahlenquelle durch einen intelligenten
42
einen intelligenten Suchalgorithmus
• Drahtlose Übertragung und Aufzeichnung von Messwerten
• Einsatz bei höheren Strahlendosen
8. Geplante Forschungsprojekte
• Verbesserung des MCNP Modells des SUR 100 Reaktors – Damit experimentelles Reaktivitätsverhalten und die simulierten Ergebnisse
besser übereinstimmen, sollen hierzu detaillierte Untersuchungen durchgeführt werden;
– Schliesslich sollen simulierte Szenarien zur Temperaturabhängigkeit des Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem
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Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen werden.
• Simulation eines Bestrahlungsszenarios zur Usability des MCNP Menschenmodels– Aus der radiologischen Forschung oder aus Berichten von Strahlenunfällen
sollen reale Daten von Menschenbestrahlungen extrahiert werden und entsprechende Szenarien am vorhandenen Modell simuliert werden.
• Fortsetzung der Untersuchung der Detektoreffizienz für NaI und BGO Detektoren
8.1 Simulation der Strahlenbelastung in einem CASTOR-Lager
Bachelor Thesis WS 09/10
• Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor
44
• Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor Lager, Neutronen- und Gamma-Strahlung
• Kombination von CAD-Files und MCNP-Input• Ziel: Kalibrierung von Albedodosimetrn und
elektronischen Neutronendosimetrn
7. Geplante Lehrprojekte
• Ein Teststrahlenfeld mit diversen Abschirmungen an der HS-Furtwangen soll ausgemessen und mit MCNP simulierten Daten verglichen werden
45
• Testen von MCNP-5 und Einsatz auf verteilten Rechnern
• Entwickeln von MCNP batch-Routinen und automatisierte Datenauswertung
• Erstellung von hochwertigen Lehrmaterialien für MCNP Kurse
1. Mahling, S.; Orion, I.; Alfassi, Z. B; Nuclear Instruments an Methods in Physic Research A 557 (2006) 544-553
2. Mahling-Ennaoui, S.; Jahn, S.; Proceedings of the ILL Millennium Symposium 2002
HS-FurtwangenPublications & Reports
46
Symposium 2002
3. Mahling-Ennaoui, S.; Neutron Flux Calculations, H13 - IN20 (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)
4. Mahling-Ennaoui, S.; Shielding Calculations, Instrument BRISP (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)
5. Mahling-Ennaoui, S.; Criticality Calculations for the High Flux Reactor (1999); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)