Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT
description
Transcript of Experimentální studium produkce a transportu neutronů pro ADTT
Experimentální studium produkce a transportu neutronů
pro ADTT
Ondřej Svoboda
Školitel: RNDr. Vladimír Wagner, CSc.
obhajoba disertační práce
Oddělení jaderné spektroskopie, Ústav jaderné fyziky, Akademie věd České republiky
Katedra jaderných reaktorů, Fakulta jaderná a fyzikálně inženýrská, České vysoké učení technické v Praze
2
Cíle disertační práce• připravit, provést a vyhodnotit 1.6 GeV a 2.52 GeV deuteronový experiment na sestavě E+T
• dále studovat a aplikovat spektroskopické korekce
• změřit intensity, polohy a profily svazků
• porovnat experimentální výsledky v rámci jednoho experimentu, mezi deuteronovými experimenty i s předchozími protonovými experimenty
• provést MCNPX simulace deuteronových experimentů, porovnat jejich výsledky s experimentem
• připravit, provést a vyhodnotit měření účinných průřezů v TSL Uppsala a ÚJF Řež
3
Projekt „Energy & Transmutation of Radioactive
Waste“ SÚJV Dubna, Rusko
d
Gamma - 2
Gamma - 3
Energy + Transmutation Kvinta
Ezhik
4
Setup Energie + Transmutace
5
Aktivační detektory - (n,xn) reakce
Al Au Bi Co In Ta
ReakceE prahová [MeV]
Poločas rozpadu
197Au (n,2n) 196Au 8.1 6.183 d197Au (n,3n) 195Au 14.8 186.1 d197Au (n,4n) 194Au 23.2 38.02 h197Au (n,5n) 193Au 30.2 17.65 h197Au (n,6n) 192Au 38.9 4.94 h197Au (n,7n) 191Au 45.7 3.18 h
6
Výtěžky (n,xn) a (n,) reakcí na Au a Al
Radiální směr,první mezera
2 4 6 8 10 12
Výt
ěžek
[1
/g*d
eute
ron
]
Radiální vzdálenost od osy terče [cm]
198Au 196Au 194Au 192Au 24Na
10-7
10-6
10-5
10-4
10-3
10-2-5 5 15 25 35 45
Výt
ěžek
[1
/g*d
eute
ron
]
Vzdálenost od počátku terče [cm]
198Au 196Au 194Au 192Au 24Na
10-7
10-6
10-5
10-4
10-3
10-2
Podélný směr,3 cm od osy terče
7
Příklad výsledků E+T experimentů
Srovnání výtěžků
protonových a deuteronových experimentů
Spektrální index 192Au/196Au
1,6 GeV d experiment
10,7 cm8,5 cm6 cm
3 cm0,0
0,1
0,2
0,3
0,4
0 12 24 36 48
Spe
ktrá
lní
inde
x1
92A
u/1
96A
u [-
]Pozice podél terče [cm]
0,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
1,2
1,4
-5 5 15 25 35 45
Výt
ěžek
[ -
]
Pozice podél terče [cm]
2.52 GeV d 1.6 GeV d 0.7 GeV p
198Au
8
MCNPX simulace – neutronové spektrum
Použitá verze MCNPX 2.7.a, INCL4/ABLA
Poč
et n
eutr
onů
[deu
tero
n-1.c
m-2
]
Energie neutronů [MeV]
Pb Pb+konst Pb+U+konst bez Cd celá E+T
10-2 100 102 10410-410-610-8
100
10-2
10-4
10-6
10-8
9
Porovnání exp/sim z protonových a
deuteronových ozařování
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
2 4 6 8 10 12
Exp
. vý
těže
k/
sim
. vý
těže
k[-
]
Radiální vzdálenost od osy terče [cm]
1.6 GeV 2.52 GeV 4 GeV
194Au
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
2 4 6 8 10 12 14
Exp
. vý
těže
k/si
m.
výtě
žek
[-]
Radiální vzdálenost od osy terče [cm]
2.0 GeV 1.5 GeV
1.0 GeV 0.7 GeV
194Au
10
Měření účinných průřezů použitých (n,xn) reakcí
11
Motivace pro měření účinných průřezů (n,xn) reakcí
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
3,0
0 10 20 30 40
Úči
nný
průř
ez [b
arn
]
Energie neutronů [MeV]
197Au(n,2n)196Au
EXFOR
ENDF
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
0 10 20 30 40
Úči
nný
průř
ez [b
arn
]
Energie neutronů [MeV]
197Au(n,4n)194Au
EXFOR
ENDF
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
0 25 50 75 100 125 150
Úči
nný
průř
ez [b
arn
]
Energie neutronů [MeV]
209Bi(n,xn)
(n,4n)206Bi(n,5n)205Bi
0,01
0,1
1
10
0 25 50 75 100 125 150
Úči
nný
průř
ez [b
arn
]
Energie neutronů [MeV]
209Bi(n,xn)
(n,6n)204Bi (n,7n)203Bi(n,8n)202Bi (n,9n)201Bi(n,10n)200Bi (n,11n)199Bi(n,12n)198Bi
12
Požadavky na měření účinných průřezů
Požadavky pro použití aktivační metody měření:
• vysokoenergetický neutronový zdroj s dobrou intensitou
• (quasi)monoenergetické neutrony s dobře známým spektrem
• čisté monoisotopické vzorky
• dobré spektroskopické vybavení: stíněné HPGe detektory
• znalost potřebných korekcí – na fluktuaci svazku, samoabsorpci, nebodové zářiče…
Studované (mono)isotopické materiály:
Ve všech ozařováních: Al, Au, Bi, I, In, Ta
V některých ozařováních: Co, Cu, Fe, Mg, Ni, Y, Zn
13
TSL Uppsala Švédsko
Cyklotron 15 – 180 MeV
Blue hall:
kvasi-monoenergetický neutronový zdroj založený na reakci 7Li(p,n)7Be
14
Cyklotron v ÚJF Řež
• Protony 18 – 37 MeV na 7Li terči
• Vysoké intenzity neutronů: 108 cm-2 s-1
• Dobře vybavená spektroskopická laboratoř (OJS - ÚJF)
BeamBeam-line-line
Li-tLi-terčerč
GraGrafitovýfitový stopper stopper
VzorkyVzorky
15
Neutronová spektra z p/Li zdroje v ÚJF Řež
Nejistota v určení spektra – 10%
0 10 20 30 40
Poč
et n
eutr
onů
[1/s
r.M
eV.C
]
Energie neutronů [MeV]
20 MeV 25 MeV 30 MeV 35 MeV 40 MeV
0
2·1014
6·1014
1·1015
1.4·1015
4·1014
8·1014
1.2·1015
16
Odečtení neutronového pozadí
•pro výpočet účinného průřezu jsem použil deterministický kód TALYS 1.0 a 1.2
• data z TALYSu jsou v dobré shodě s daty v EXFOR
• za použití neutronového spektra jsem vypočetl poměr mezi produkcí v neutronovém píku a celkovou produkcí
• s tímto poměrem jsem přenásobil výtěžky pro odečtení pozadí
0
1
0 5 10 15 20 25 30
Úči
nn
ý p
růře
z ve
rsu
s sp
ektr
um
n
eutr
on
ů [-
]
Energie [MeV]
32.5 MeV svazek
Au-196 (0.19)
Bi-207 (0.65)
In-111 (0.89)
Bi-206 (0.99)
I-124 (1.0)
17
Výsledky pro reakci 197Au(n,2n)196Au
0
0,5
1
1,5
2
2,5
3
0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100
Úči
nný
průř
ez [
barn
]
Energie neutronu[MeV]
197Au(n,2n)196Au
EXFOR
NPI experiments
TSL experiments
TALYS 1.0
18
Příklad 209Bi(n,xn) výsledků
Bi změřeno až do 200Bi
0
0,2
0,4
0,6
0,8
1
1,2
1,4
0 20 40 60 80 100
Úči
nný
průř
ez [
barn
]
Energie neutronů [MeV]
209Bi(n,5n)205Bi
0
0,2
0,4
0,6
0,8
0 20 40 60 80 100
Úči
nný
průř
ez [
barn
]
Energie neutronu [MeV]
209Bi(n,6n)204Bi
0,0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0 20 40 60 80 100
Úči
nný
průř
ez [
barn
]
Energie neutronu [MeV]
209Bi(n,7n)203Bi
0,0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0 20 40 60 80 100
Cro
ss-s
ectio
n [b
arn]
Energie neutronu [MeV]
209Bi(n,8n)202Bi
EXFOR ÚJF experimenty
TSL experiment 2008 TALYS 1.0
19
Závěr• měřil jsem produkci a transport vysokoenergetických neutronů v sestavě olověného terče a uranového blanketu
• sledoval prahové reakce na Au, Bi, I, In a Ta až do (n,8n)
• naměřená data jsem porovnal s předchozími experimenty a se simulacemi, jež jsem provedl v MCNPX
• změřil jsem účinné průřezy prahových reakcí aktivačních detektorů pro energie 17, 22, 47 a 94 MeV
• výsledky měření účinných průřezů souhlasí s daty v databázi EXFOR, nové hodnoty již byly publikovány a v brzké době budou dostupné přes EXFOR
• na výsledky mé práce navazuje PhD studium Jitky Vrzalové (měření účinných průřezů) a Martina Suchopára (E&T RAW)
20
Poděkování
Tato práce byla finančně podpořena z následujících grantů:
GA ASCR K2067107
GACR 202/03/H043
EFNUDAT
CTU0808214
F4E-2008-GRT-014.
Děkuji Vám za pozornost...
21
Otázky oponentů – Ing. Miloslav Hron, CSc.
1) Bylo by vhodné, kdyby autor při obhajobě uvedl výhody a nevýhody transmutačních systémů – reaktorů řízených urychlovačem. 2) Další otázkou na dizertanta je použitá hustota uranu 19.05g/cm3 - někdy se v literatuře uvádí např. 18.95g/cm3 apod. 3) Jak se díváte na možnost využití kapalného jaderného paliva (např. na bázi roztavených fluoridů) pro systémy ADTT? 4) Co můžete říci o použití okénka, aby bylo zajištěno vakuum urychlovače v případě Vašeho experimentu a finálního výkonového ADTT systému.
22
Odpověď ad 1) – výhody a nevýhody ADS
Výhody ADS- podkritický systém principiálně vylučuje možnost nekontrolovatelného rozvoje štěpné řetězové reakce
- vydatností zdroje lze pružně kompenzovat vyhořívání aktinidů v intervalech kvazikontinuálního přepracování
- výkon lze regulovat (nastavit) intenzitou svazku protonů
Nevýhody ADS- vysoké investiční náklady na stavbu urychlovače, nákladný provoz a údržba
- inovativní koncepce => nedostatek zkušeností s provozem takovéhoto zařízení
- možnost výpadků svazku (beam-trips) se všemi důsledky – nestabilita provozu zařízení a v produkci energie, technologické komplikace – zvýšené namáhání materiálů
23
Odpověď ad 2) – použitá hustota uranu
Parametry uranového blanketu představují jeden z možných zdrojů nejistot v E+T sestavě.
+ Známe dobře vnější rozměry a hmotnost uranových válečků
- Pro tloušťku a složení pokrytí, hustotu a obohacení uranu, jakožto i jeho čistotu používáme oficiální údaje získané z SÚJV Dubna. Tyto údaje i přes
jisté pochybnosti používá celá E+T kolaborace, díky čemuž jsou naše výsledky navzájem porovnatelné.
Změny těchto parametrů v MCNPX simulacích nemění zásadním způsobem naše výsledky -> dominantní je tříštivá reakce.
V současné době se pokoušíme o ověření obohacení uranu nedestruktivními metodami – měření emitovaného gamma.
24
Odpověď ad 3) – kapalná jaderná paliva v ADTT
Použití kapalného jaderného paliva v ADTT (například na bázi roztavených solí) je logickým vyústěním snahy o maximální efektivitu transmutačního zařízení.
Kapalné palivo představuje velkou výhodu v možnosti kontinuálního přepracování – doplňování isotopů určených k transmutaci a zároveň odběr stabilních nebo krátce žijících isotopů, takže nedochází k jejich další aktivaci.
Přesto nelze dle mého názoru očekávat v dohledné době tuto kombinaci technologií. Jak ADS, tak kapalná paliva (tekuté soli) představují obrovských krok do neznáma a bude je potřeba nejprve odděleně důkladně otestovat a získat provozní zkušenosti.
25
Odpověď ad 4) – okénko pro výkonné ADS
Vyvedení vysoce intenzivního svazku z vakua urychlovače do terče představuje důležitý
technologický aspekt, jež je třeba řešit již i u současných tříštivých zdrojů. Okénko představuje
bariéru mezi čistým prostředím urychlovače (vysokým vakuem) a tříštivým terčem (radioaktivním, horkým materiálem).
U vysoce intenzivních svazků se uvažuje koncepce bez okénka (například v kombinaci s kapalným Pb terčem) nebo s okénkem =obalem terče – např. Myrrha. Konkrétní koncepce závisí
vždy na mnoha faktorech – tepelném a radiačním zatížení – energii a intensitě svazku, uvažované
životnosti, možnostech údržby a výměny, bezpečnostních kritériích atd.
26
Odpověď ad 4) – vývod svazku do haly F3 v SÚJV
Dubna
V E+T sestavě je problém okénka nepodstatný kvůli nízké intenzitě svazku a tudíž minimální tepelné a radiační zátěži
okénka (Fe fólie na konci trubice). Okénko je navíc provozováno za pokojové teploty.
27
Otázky oponentů – Prof. Ing. Zdeněk Janout, CSc.
1) Proč se v experimentech tohoto typu používají deuterony či protony „GeV-ových“ energií? Jaké jsou dolety a měrné energetické ztráty těchto částic v olovu? Je použitá E+T sestava optimální?
2) Mezi hlavní výsledky disertace patří integrální počet neutronů produkovaných na jeden dopadající deuteron v terčové sestavě Pb+Unat obklopené biologickým stíněním z polyetylenu. Výsledek je ukázán na obr. 59 a 60 a v tabulce 12 na str. 83/84. Z obrázků vidíme, že experimentální integrální počty neutronů v tříštivých reakcích buzených deuterony jsou výrazně vyšší než odpovídající hodnoty vypočtené simulacemi. U experimentů s protonovými svazky je více méně dobrý souhlas. Můžete okomentovat tento rozdíl?
28
Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů
0
20
40
60
80
100
120
140
0 1 2 3 4
Po
čet n
eutr
on
ů n
a čá
stic
i sv
azku
[-]
Energie svazku [GeV]
MCNPX sim-protony
MCNPX sim-deuterony
29
0
20
40
60
80
100
120
140
0 1 2 3 4
Po
čet n
eutr
on
ů n
a čá
stic
i sv
azku
[-]
Energie svazku [GeV]
MCNPX sim-protony
MCNPX sim-deuterony
0
20
40
60
0 1 2 3 4
Po
čet n
eutr
on
ů n
a čá
stic
i sv
azku
a G
eV [
-]
Energie svazku [GeV]
MCNPX sim - protony
MCNPX sim - deuterony
Odpověď ad 1) - počet produkovaných neutronů
0
0,2
0,4
0,6
0,8
1
1,2
1,4
0 0,5 1 1,5 2
Do
let
[m]
Energie [GeV]
deuterony v olovu protony v olovu
30
Odpověď ad 1) - dolet protonů a deuteronů v olovu
31
Odpověď ad 1) - měrné energetické ztráty
0,00001
0,00010
0,00100
0,01000
0,10000
1,00000
10,00000
0,1 1 10
dE/d
x [M
eV/m
m]
Energie částice [GeV]
elektrony Pb - p
jádra Pb - p
elektrony Pb - d
jádra Pb - d
Pb terč
32
Odpověď ad 1) - jaderné reakce protonů s terčem
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
0 50 100 150 200
Po
čet n
eu
tro
nů
na
pro
ton
[-]
Tloušťka terče [cm]
0.5 GeV
1 GeV
1.5 GeV
2 GeV
2.5 GeV
3 GeV
3.5 GeV
4 GeV
4.5 GeV
5 GeV
σTOT (p+Pb) ~ 1.5 b → L = 100 cm → 0.7 %
33
Odpověď ad 2) - obr. 60
Obr. 60: neutronová multiplicita pro E+T setup normalizovaná per GeV.
0
20
40
60
80
100
120
0 1 2 3 4
Po
čet n
eutr
on
ů n
a čá
stic
i sv
azku
a G
eV [
-]
Energie svazku [GeV]
protony - exp deuterony - exp - Au
deuterony - exp - Ta protony - sim
deuterony - sim
34
Odpověď ad 2) – možné příčiny nesouhlasu
Nesouhlas mezi experimentálními a změřenými multiplicitami může mít několik různých zdrojů:
Použitá metoda (van der Meer)→ u protonů výsledky souhlasí!
Nepřesnosti v popisu sestavy pro MCNPX simulaci→ variace geometrie a materiálového složení nevysvětluje pozorovaný
rozdíl!
Špatný popis spektra nízkoenergetických neutronů kódem MCNPX
Špatné určení intenzity svazku deuteronů
35
Odpověď ad 2) – poměr exp/sim výtěžkům 198Au
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
0 5 10 15 20
Exp
. výt
ěžek
/ si
m.
výtě
žek
[-]
Číslo fólie [-]
1.6 GeV 2.52 GeV 4 GeV
197Au(n,)198Au
36
Určení intensity svazku deuteronů -27Al(d,3p2n)24Na
0
0,01
0,02
0,03
0,04
0,05
0,06
0,07
0,08
1 10 100 1000 10000
Úči
nný
průř
ez [b
arn]
Energie deuteronu [MeV]
27Al(d,3p2n)24Na
známá hodnota - 2.33 GeV - 15.25 mbarn
1.6 GeV - 15.75 mbarn 2.52 GeV - 15.12 mbarn
4 GeV - 14.49 mbarn