Jaderneacute transmutaceaneb

budeme spalovat jadernyacute odpad pomociacute zařiacutezeniacute s urychlovačem

bdquoPouze budoucnost může rozhodnout jestli jsme vybrali praacutevě tu jedinou spraacutevnou cestu a nalezli to nejlepšiacute řešeniacute našich probleacutemů Albert Einstein

Vladimiacuter WagnerUacutestav jaderneacute fyziky AVČR 250 68 Řež E_mail wagnerujfcascz WWW httphpujfcascz~wagner

1 Uacutevod

2 Klasickaacute jadernaacute energetika 21 Klasickeacute reaktory 22 Množiveacute (rychleacute) reaktory 23 Jadernyacute odpad 24 Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložiště

3 Jak transmutovat dlouhodobeacute radioaktivniacute izotopy 31 Jak transmutovat prvky 32 Třiacuteštiveacute reakce 33 Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor 34 Vyacutehody a nevyacutehody

4 Experimentaacutelniacute studie 41 Co jak kdy kde řešit 42 Jak měřit neutrony 43 Aktivačniacute detektory 44 Přiacuteklady experimentů

5 Zaacutevěr

Klasickeacute jaderneacute reaktory

Štěpnaacute reakce - štěpeniacute jaacutedra samovolneacute nebo po ziacuteskaacuteniacute energie - obvykle se dodaacute energie zaacutechytem neutronu - doprovaacutezena vznikem neutronů s energiemi v oblasti jednotek MeV ( 2 - 3 neutrony na štěpeniacute) (čaacutest hned ndash čaacutest zpožděnaacute)

Řetězovaacute štěpnaacute reakce Štěpeniacute nuklidů 235U 239Pu zaacutechytem neutronu 235U + n rarr 236U 85 - štěpeniacute 15 - emise fotonu

Jadernaacute elektraacuterna Indian point (USA)

Velmi vysokeacute hodnoty uacutečinnyacutech průřezů zaacutechytu neutronů pro maleacute energie neutronů (10-2 eV) Nutnost zpomalovaacuteniacute neutronů - moderaacutetor

Štěpeniacute - vznik štěpnyacutech produktůZaacutechyt emise fotonu rozpad beta - vznik transuranů

Multiplikačniacute faktor k - počet neutronů naacutesledujiacuteciacute generace neutronů produkovanyacutech na jeden neutron předchoziacute generace

k lt 1 podkritickyacute systeacutemk = 1 kritickyacute systeacutemk gt 1 nadkritickyacute systeacutem

Palivo 1) přiacuterodniacute uran - složen z 238U a jen 072 235U 2) obohacenyacute uran - zvyacutešeniacute obsahu 235U na 3-4 (klasre)

Jadernyacute reaktor Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva

Elektraacuterna Diablo Canyon USA

Důležityacute odvod tepla (voda)

V roce 2001 (podle MAAE)

438 energetickyacutech reaktorů vyacutekon 353 GWe

produkce 16 elektřiny celkovaacute provozniacute zkušenost gt 10 000 reaktorroků

většinou ve formě UO2

Dukovany ndash reaktorovyacute saacutel

T12(238U) = 451109 r T12(235U) = 713 108 r

Regulačniacute kompenzačniacutea bezpečnostniacute tyče

Množiveacute (rychleacute) reaktory

Nemoderovaneacute neutrony rarr nutnost vysokeacuteho obohaceniacute uranu 20 - 50 235U (ekvivalentně 239Pu)

Produkce 239Pu 238U + n rarr 239U(β-) + γ rarr 239Ne (β-)rarr239Pu

Z 239Pu viacutece neutronů (3 na jedno štěpeniacute) rarr produkce viacutece plutonia než se spotřebuje (plodivaacute zoacutena)

Vysokeacute obohaceniacute rarr vysokaacute produkce tepla rarrnutnost vyacutekonneacuteho chlazeniacute rarr roztavenyacute sodiacutek (teplota 550 oC)Doba života generace rychlyacutech neutronů velmi kraacutetkaacute rarr většiacute role zpožděnyacutech neutronů při regulaci

Elektraacuterny Phenix - 250 MWe a Superphenix 1200 MWe (Francie)

Rychlyacute množivyacute reaktor v Monju (Japonsko) ndash 280 MWe

Jadernyacute odpad - vyhořeleacute palivoSloženiacute 96 uran (~1 235U) 1 transurany 3 štěpneacute produkty (stabilniacute kraacutetkodobeacute dlouhodobeacute)

Některeacute dlouhodobeacute radioaktivniacute štěpneacute produkty 99Tc (21105 let) 129I (157107 let) 135Cs (23106 let) Dlouhodobeacute transurany 237Np (23106 let) 239Pu (23106 let) 240Pu (66103 let) 244Pu (76107 let) 243Am (795103 let)

Ročniacute produkce jaderneacuteho odpadu ve Francii (75 energie) Vysoce aktivniacute (1000 Mbqg) 100 m3 Středně aktivniacute (1 Mbqg) 10000 m3

Vyacuteměna paliva v reaktorů (USA)Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva Testy vyhořeleacuteho paliva (Monju

Přechodneacute uloženiacute - důležityacute odvod tepla při počaacutetečniacute faacutezi (vodniacute bazeacuteny)Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho palivaZpracovaacuteniacute a uloženiacute jaderneacuteho odpadu

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Klasickeacute jaderneacute reaktory

Štěpnaacute reakce - štěpeniacute jaacutedra samovolneacute nebo po ziacuteskaacuteniacute energie - obvykle se dodaacute energie zaacutechytem neutronu - doprovaacutezena vznikem neutronů s energiemi v oblasti jednotek MeV ( 2 - 3 neutrony na štěpeniacute) (čaacutest hned ndash čaacutest zpožděnaacute)

Řetězovaacute štěpnaacute reakce Štěpeniacute nuklidů 235U 239Pu zaacutechytem neutronu 235U + n rarr 236U 85 - štěpeniacute 15 - emise fotonu

Jadernaacute elektraacuterna Indian point (USA)

Velmi vysokeacute hodnoty uacutečinnyacutech průřezů zaacutechytu neutronů pro maleacute energie neutronů (10-2 eV) Nutnost zpomalovaacuteniacute neutronů - moderaacutetor

Štěpeniacute - vznik štěpnyacutech produktůZaacutechyt emise fotonu rozpad beta - vznik transuranů

Multiplikačniacute faktor k - počet neutronů naacutesledujiacuteciacute generace neutronů produkovanyacutech na jeden neutron předchoziacute generace

k lt 1 podkritickyacute systeacutemk = 1 kritickyacute systeacutemk gt 1 nadkritickyacute systeacutem

Palivo 1) přiacuterodniacute uran - složen z 238U a jen 072 235U 2) obohacenyacute uran - zvyacutešeniacute obsahu 235U na 3-4 (klasre)

Jadernyacute reaktor Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva

Elektraacuterna Diablo Canyon USA

Důležityacute odvod tepla (voda)

V roce 2001 (podle MAAE)

438 energetickyacutech reaktorů vyacutekon 353 GWe

produkce 16 elektřiny celkovaacute provozniacute zkušenost gt 10 000 reaktorroků

většinou ve formě UO2

Dukovany ndash reaktorovyacute saacutel

T12(238U) = 451109 r T12(235U) = 713 108 r

Regulačniacute kompenzačniacutea bezpečnostniacute tyče

Množiveacute (rychleacute) reaktory

Nemoderovaneacute neutrony rarr nutnost vysokeacuteho obohaceniacute uranu 20 - 50 235U (ekvivalentně 239Pu)

Produkce 239Pu 238U + n rarr 239U(β-) + γ rarr 239Ne (β-)rarr239Pu

Z 239Pu viacutece neutronů (3 na jedno štěpeniacute) rarr produkce viacutece plutonia než se spotřebuje (plodivaacute zoacutena)

Vysokeacute obohaceniacute rarr vysokaacute produkce tepla rarrnutnost vyacutekonneacuteho chlazeniacute rarr roztavenyacute sodiacutek (teplota 550 oC)Doba života generace rychlyacutech neutronů velmi kraacutetkaacute rarr většiacute role zpožděnyacutech neutronů při regulaci

Elektraacuterny Phenix - 250 MWe a Superphenix 1200 MWe (Francie)

Rychlyacute množivyacute reaktor v Monju (Japonsko) ndash 280 MWe

Jadernyacute odpad - vyhořeleacute palivoSloženiacute 96 uran (~1 235U) 1 transurany 3 štěpneacute produkty (stabilniacute kraacutetkodobeacute dlouhodobeacute)

Některeacute dlouhodobeacute radioaktivniacute štěpneacute produkty 99Tc (21105 let) 129I (157107 let) 135Cs (23106 let) Dlouhodobeacute transurany 237Np (23106 let) 239Pu (23106 let) 240Pu (66103 let) 244Pu (76107 let) 243Am (795103 let)

Ročniacute produkce jaderneacuteho odpadu ve Francii (75 energie) Vysoce aktivniacute (1000 Mbqg) 100 m3 Středně aktivniacute (1 Mbqg) 10000 m3

Vyacuteměna paliva v reaktorů (USA)Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva Testy vyhořeleacuteho paliva (Monju

Přechodneacute uloženiacute - důležityacute odvod tepla při počaacutetečniacute faacutezi (vodniacute bazeacuteny)Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho palivaZpracovaacuteniacute a uloženiacute jaderneacuteho odpadu

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Palivo 1) přiacuterodniacute uran - složen z 238U a jen 072 235U 2) obohacenyacute uran - zvyacutešeniacute obsahu 235U na 3-4 (klasre)

Jadernyacute reaktor Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva

Elektraacuterna Diablo Canyon USA

Důležityacute odvod tepla (voda)

V roce 2001 (podle MAAE)

438 energetickyacutech reaktorů vyacutekon 353 GWe

produkce 16 elektřiny celkovaacute provozniacute zkušenost gt 10 000 reaktorroků

většinou ve formě UO2

Dukovany ndash reaktorovyacute saacutel

T12(238U) = 451109 r T12(235U) = 713 108 r

Regulačniacute kompenzačniacutea bezpečnostniacute tyče

Množiveacute (rychleacute) reaktory

Nemoderovaneacute neutrony rarr nutnost vysokeacuteho obohaceniacute uranu 20 - 50 235U (ekvivalentně 239Pu)

Produkce 239Pu 238U + n rarr 239U(β-) + γ rarr 239Ne (β-)rarr239Pu

Z 239Pu viacutece neutronů (3 na jedno štěpeniacute) rarr produkce viacutece plutonia než se spotřebuje (plodivaacute zoacutena)

Vysokeacute obohaceniacute rarr vysokaacute produkce tepla rarrnutnost vyacutekonneacuteho chlazeniacute rarr roztavenyacute sodiacutek (teplota 550 oC)Doba života generace rychlyacutech neutronů velmi kraacutetkaacute rarr většiacute role zpožděnyacutech neutronů při regulaci

Elektraacuterny Phenix - 250 MWe a Superphenix 1200 MWe (Francie)

Rychlyacute množivyacute reaktor v Monju (Japonsko) ndash 280 MWe

Jadernyacute odpad - vyhořeleacute palivoSloženiacute 96 uran (~1 235U) 1 transurany 3 štěpneacute produkty (stabilniacute kraacutetkodobeacute dlouhodobeacute)

Některeacute dlouhodobeacute radioaktivniacute štěpneacute produkty 99Tc (21105 let) 129I (157107 let) 135Cs (23106 let) Dlouhodobeacute transurany 237Np (23106 let) 239Pu (23106 let) 240Pu (66103 let) 244Pu (76107 let) 243Am (795103 let)

Ročniacute produkce jaderneacuteho odpadu ve Francii (75 energie) Vysoce aktivniacute (1000 Mbqg) 100 m3 Středně aktivniacute (1 Mbqg) 10000 m3

Vyacuteměna paliva v reaktorů (USA)Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva Testy vyhořeleacuteho paliva (Monju

Přechodneacute uloženiacute - důležityacute odvod tepla při počaacutetečniacute faacutezi (vodniacute bazeacuteny)Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho palivaZpracovaacuteniacute a uloženiacute jaderneacuteho odpadu

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Množiveacute (rychleacute) reaktory

Nemoderovaneacute neutrony rarr nutnost vysokeacuteho obohaceniacute uranu 20 - 50 235U (ekvivalentně 239Pu)

Produkce 239Pu 238U + n rarr 239U(β-) + γ rarr 239Ne (β-)rarr239Pu

Z 239Pu viacutece neutronů (3 na jedno štěpeniacute) rarr produkce viacutece plutonia než se spotřebuje (plodivaacute zoacutena)

Vysokeacute obohaceniacute rarr vysokaacute produkce tepla rarrnutnost vyacutekonneacuteho chlazeniacute rarr roztavenyacute sodiacutek (teplota 550 oC)Doba života generace rychlyacutech neutronů velmi kraacutetkaacute rarr většiacute role zpožděnyacutech neutronů při regulaci

Elektraacuterny Phenix - 250 MWe a Superphenix 1200 MWe (Francie)

Rychlyacute množivyacute reaktor v Monju (Japonsko) ndash 280 MWe

Jadernyacute odpad - vyhořeleacute palivoSloženiacute 96 uran (~1 235U) 1 transurany 3 štěpneacute produkty (stabilniacute kraacutetkodobeacute dlouhodobeacute)

Některeacute dlouhodobeacute radioaktivniacute štěpneacute produkty 99Tc (21105 let) 129I (157107 let) 135Cs (23106 let) Dlouhodobeacute transurany 237Np (23106 let) 239Pu (23106 let) 240Pu (66103 let) 244Pu (76107 let) 243Am (795103 let)

Ročniacute produkce jaderneacuteho odpadu ve Francii (75 energie) Vysoce aktivniacute (1000 Mbqg) 100 m3 Středně aktivniacute (1 Mbqg) 10000 m3

Vyacuteměna paliva v reaktorů (USA)Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva Testy vyhořeleacuteho paliva (Monju

Přechodneacute uloženiacute - důležityacute odvod tepla při počaacutetečniacute faacutezi (vodniacute bazeacuteny)Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho palivaZpracovaacuteniacute a uloženiacute jaderneacuteho odpadu

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Jadernyacute odpad - vyhořeleacute palivoSloženiacute 96 uran (~1 235U) 1 transurany 3 štěpneacute produkty (stabilniacute kraacutetkodobeacute dlouhodobeacute)

Některeacute dlouhodobeacute radioaktivniacute štěpneacute produkty 99Tc (21105 let) 129I (157107 let) 135Cs (23106 let) Dlouhodobeacute transurany 237Np (23106 let) 239Pu (23106 let) 240Pu (66103 let) 244Pu (76107 let) 243Am (795103 let)

Ročniacute produkce jaderneacuteho odpadu ve Francii (75 energie) Vysoce aktivniacute (1000 Mbqg) 100 m3 Středně aktivniacute (1 Mbqg) 10000 m3

Vyacuteměna paliva v reaktorů (USA)Vnitřek reaktoru při vyacuteměně paliva Testy vyhořeleacuteho paliva (Monju

Přechodneacute uloženiacute - důležityacute odvod tepla při počaacutetečniacute faacutezi (vodniacute bazeacuteny)Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho palivaZpracovaacuteniacute a uloženiacute jaderneacuteho odpadu

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Přepracovaacuteniacute přechodnaacute a trvalaacute uacuteložištěPřechodnaacute uacuteložiště a) mezisklady - chladnutiacute vyhořeleacuteho paliva b) přechodnaacute - rozpad kraacutetkodobějšiacutech izotopů

po 40 letech hlavně 90Sr (28 let) a 137Cs (30 let) a dlouhodobeacute transuranyPřepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva - MOX

Rizika manipulace s vysoce radioaktivniacutem materiaacutelem možnost ziacuteskaacuteniacute plutonia zneužitelneacuteho k vyacuterobě bomby

Přepracovaacuteniacute vyhořeleacuteho paliva olovnateacuteho sklo - stiacuteněniacute zaacuteřeniacute gama Elektraacuterna Fermi 1 (USA)

Mokryacute mezisklad ve Francii

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Jaderneacute reaktory čtvrteacute generace

Studie šesti různyacutech novyacutech typů reaktorů čtyři jsou množiveacute a jen dva jsou klasickeacute

Hlavniacute uacutekoly 1) Využiacutet veškeryacute potenciaacutel jaderneacuteho paliva 2) Sniacutežit množstviacute jaderneacuteho odpadu na minimum 3) Zvyacutešit bezpečnost na maximum

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Jak transmutovat nuklidyV jadernyacutech reakciacutech vznikajiacute rarr jaderneacute reakce je mohou přeměňovat

Různeacute typy reakciacute

Reakce neutronů s jaacutedry Reakce protonů s jaacutedry Fotojaderneacute reakce Reakce s jinyacutemi čaacutesticemi a jaacutedry

Velmi vyacutehodneacute reakce s neutrony

1) Dosaženiacute vysokeacute efektivity transmutace (vysokeacute pravděpodobnosti reakce s neutronem) rarr nutnost velmi intenzivniacuteho pole neutronů 1016 neutronů cm-2s-1 (klasickyacute reaktor le 1014 neutronů cm-2s-1)2) Vysokaacute zaacutevislost pravděpodobnosti reakce na energii neutronů rarr nutnost širokeacuteho energetickeacuteho rozsahu neutronů

Efektivniacute zkracovaacuteniacute doby přeměny radioaktivniacutech nuklidů(σ ndash uacutečinnyacute průřez reakce Φ ndash tok neutronů)

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Třiacuteštiveacute reakce jako intenzivniacute zdoj neutronů Reakce protonu z vysokou energiiacute ( gt 100 MeV ) s jaacutedry

Velmi intenzivniacute zdroj neutronů ndash lze dosaacutehnout až 1016ncm2s

Tři etapy třiacuteštiveacute reakce

1) Vnitrojadernaacute kaskaacuteda - naleacutetaacutevajiacuteciacute proton vyraacutežiacute v nukleon-nukleonovyacutech sraacutežkaacutech nukleony z vysokou energiiacute 2) Předrovnovaacutežnaacute emise - vyacutelet nukleonů s vyššiacute energiiacute z jaacutedra ještě před nastoleniacutem tepelneacute rovnovaacutehy3) Vypařovaacuteniacute neutronů nebo štěpeniacute jaacutedra ndash jaacutedro v tepelneacute rovnovaacuteze se zbavuje přebytečneacute energie vypařovaacuteniacutem neutronů s energiiacute okolo 5 MeV Neu- trony vypařujiacute i štěpneacute produkty

Vysokoenergetickeacute nukleony vznikleacute v etapě vnitrojaderneacute kaskaacutedy mohou způsobit dalšiacute třiacuteštivou reakci - hadronovaacute sprška

Přesně to potřebujeme pro efektivniacute transmutaci

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Programy simulujiacuteciacute produkci neutronů a jejich transport

bull založeny na matematickeacute metodě Monte Carlo

bull využiacutevajiacute různeacute fyzikaacutelniacute modely třiacuteštivyacutech reakciacute a knihoven uacutečinnyacutech průřezů reakciacute neutronů s jaacutedry

bull Přiacuteklad LAHET Los Alamos High Energy Transport - průběh třiacuteštiveacute reakce transport neutronů nad 20 MeV MCNP Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport

bull nejnovějšiacute MCNPX Monte Carlo N-Particle Transport Code - spojuje přednosti LAHETu a MCNP ndash knihovny uacutečinnyacutech průřezů neutronů až po 150 MeV

bull potřeba jejich testovaacuteniacute srovnaacuteniacutem s experimentaacutelniacutemi daty

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Urychlovačem řiacutezenyacute jadernyacute transmutor

Z čeho se sklaacutedaacute

Urychlovač protonů - energie 100 - 1000 MeV

Intenzita = 20 - 100 mA Terč - olovo wolfram hellipNaacutedoba obsahujiacuteciacute systeacutem jaderneacuteho odpadu moderaacutetoru

Nutnost separace stabilniacutech a kraacutetkodobyacutech izotopů

Zaacutekladniacute vlastnosti

1)Využiacutevaacute třiacuteštivyacutech reakciacute

2) Velmi vysokaacute hustota neutronů 1016 n(cm2s)rarr efektivniacute transmutace

3) Podkritickyacute režim provozu

4) Produkce neutronů ve velmi širokeacutem rozmeziacute energiiacute

Scheacutema koncepce urychlovačem řiacutezeneacuteho jaderneacuteho transmutoru

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Vyacutehody a nevyacutehody urychlovačem řiacutezenyacutech transmutorůVyacutehody

1) Podkritickyacute systeacutem vnějšiacute zdroj neutronů rarr nemůže dojiacutet k nekontrolovaneacute řetězoveacute reakci při poruše se systeacutem zastaviacute2) Vysokaacute hustota neutronů rarr efektivniacute transmutace a štěpeniacute3) Širokyacute rozsah energie neutronů rarr možnost vyacuteběru nejefektivnějšiacute oblasti pro daneacute nuklidy4) Malaacute citlivost ke složeniacute spalovaneacuteho odpadu5) Likvidace radioaktivniacuteho odpadu i zdroj energie

Nevyacutehody

1) Nutnost průběžneacute jaderněchemickeacute separace dlouhodobyacutech nuklidů od kraacutetkodobyacutech a stabilniacutech rarr radiačniacute riziko pro personaacutel2) Funguje jen velkeacute zařiacutezeniacute (nemožnost postaveniacute maleacuteho prototypu) rarr velkyacute důraz na modelovaacuteniacute předprojektoveacute a projektoveacute studie

3) Otaacutezka přijatelnosti pro veřejnost - jako každeacute jaderneacute zařiacutezeniacute

+

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Co jak kdy kde řešitTechnologickeacute 1) Studie zdrojů neutronů založenyacutech na třiacuteštivyacutech reakciacutech 2) Studie okolo rychlyacutech reaktorů 3) Studie jaderně chemickyacutech metod separace 4) Studie odvodu tepla radiačniacuteho poškozeniacute materiaacuteloveacute studie

Studie třiacuteštivyacutech reakciacute a produkce neutronů 1) Studie uacutečinnyacutech průřezů a produktů třiacuteštivyacutech reakciacute na tenkyacutech terčiacutech 2) Studie uacutečinnyacutech průřezů jednotlivyacutech reakciacute neutronů na tenkyacutech terčiacutech hlavně pro vyššiacute energie

rarr vypracovaacuteniacute co nejpřesnějšiacutech knihoven uacutečinnyacutech průřezů a modelů třiacuteštivyacutech reakciacute

Studie produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech a jejich transportu 1) Studie neutronoveacuteho pole v různyacutech miacutestech kolem i uvnitř terče a v různyacutech miacutestech komplikovanyacutech sestav 2) Studie transmutaciacute radioaktivniacutech izotopů v různyacutech sestavaacutechrarr vypracovaacuteniacute programu umožňujiacuteciacute přesně simulovat a projektovat různeacute sestavy

Je třeba i pro oblast vyššiacutech energiiacute neutronů a jejich vysokeacute hustoty dosaacutehnout přesnosti standardniacute pro klasickeacute reaktory

Experimentaacutelniacute zařiacutezeniacute v Los Alamos

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Jak detekovat neutrony Neutrony neutraacutelniacute silně interagujiacuteciacute čaacutestice

Nutnaacute reakce a předaacuteniacute energie nabityacutem čaacutesticiacutem nebo fotonům

Probleacutem s určeniacutem energie neutronů ndash při většině procesů se předaacutevaacute jen čaacutest energie

Použiacutevaneacute reakce

1) rozptyl na protonech ndash detekujiacute se protony 2) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce vzniklyacutech čaacutestic 3) (nγ) (np) (nd) (nα) reakce ndash detekce produkovanyacutech izotopů pomociacute charakteristickyacutech gama doprovaacutezejiacuteciacutech rozpad beta 4) třiacuteštiveacute reakce ndash detekce hadronoveacute spršky (vysokeacute energie)

Přesneacute měřeniacute energie pomociacute doby letu

1) a 2) Klasickaacute detekce nabityacutech čaacutestic pomociacute scintilačniacutech draacutehovyacutech hellip detektorů3) Naacutesledneacute měřeniacute zaacuteřeniacute gama metodami jaderneacute spektroskopie

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Studium produkce neutronů na tlustyacutech terčiacutech

Využitiacute urychlovačů v SUacuteJV Dubna

1) Synchrofaacutezotron Ep = 500 MeV až 7 GeV slabaacute fokusace)2) Nuklotron Ep = 500 MeV až 5 GeV3) Faacutezotron Ep = 660 MeV proudy I = 1 μA

Tlusteacute olověneacute a wolframoveacute terče různeacute typy moderaacutetorů uranovyacute blanket různeacute vzorky transmutovanyacutech materiaacutelů

Ukaacutezka olověneacuteho terčea uchyceniacute aktivačniacutech detektorů (foacuteliiacute) pro experimenty při 13 a 25 GeV

Konkreacutetniacute přiacuteklad

Olověnyacute terč průměr 98 cm tloušťka 50 cm

Svazek protony s energiiacute 885 MeV

Přiacuteklady experimentů v SUacuteJV Dubna

Nuclotron (vpravo)Faacutezotron (dole)v SUacuteJV Dubna

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Složitějšiacute systeacutem olověneacuteho terče a uranoveacuteho blanketu

Olověnyacute terč a blanket s tyčiacute s přiacuterodniacuteho uranu (208 kg)Vzorky a měřiacuteciacute detektory umiacutestěny okolo i uvnitř sestavyStiacuteněniacute pomociacute bedny naplněneacute polyetyleacutenem

Různaacute energie protonů z urychlovače 05 ndash 30 GeV

Ciacutele 1) Měřeniacute toků a spekter neutronů v různyacutech miacutestech sestavy pro srovnaacuteniacute s modelovyacutemi vyacutepočty2) Transmutace radioaktivniacutech materiaacutelů v různyacutech miacutestech sestavy (vzorky materiaacutelu z jaderneacuteho odpadu)3) Materiaacuteloveacute testy měřeniacute produkovaneacuteho tepla

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Určeniacute toku neutronů aktivačniacute metodou Použivaneacute aktivačniacute folie Al Au Bi Co Cu

Přiacuteklady prahovyacutech reakciacute 197Au(n2n)196Au 197Au(n4n)194Au 27Al(nα)24Na

Měřeniacute aktivity zaacuteřeniacute gama po-mociacute germaniovyacutech detektorů

Zaacuteřeniacute gama je uacuteměrneacute toku neutronů s energiiacute vyššiacute než prahovaacute

Přiacuteklad zpracovaacuteniacute linek spektra foliiacute Al a Bi pro určeniacute intenzity gama linkyrarr počtu aktivovanyacutech jader rarr neutronoveacuteho toku

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Přiacuteklad srovnaacuteniacute experimentaacutelniacutech a nasimulovanyacutech hodnot produkce radioaktivniacutech jader podeacutel olověneacuteho terče (svazek Ep=885 MeV)

Přiacuteklad simulaciacute vliv protonů na produkci radioaktivniacutech jader ve foacuteliiacutech podeacutel terče (zlom v miacutestě zastaveniacute 885 MeV protonů v olovu) 194Au

0

05

1

15

2

25

3

0 10 20 30 40 50

pozice [cm]

expsim

Experiment s tlustyacutem olověnyacutem terčemD = 98 cm a L = 50 cmEp= 885 MeV

1) Jednoduchyacute olověnyacute terč

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

Přiacuteklad experimentaacutelniacutech vyacutesledků a srovnaacuteniacute s modelem

Vyacutetěžky izotopů kobaltu v zaacutevislosti na vzdaacutelenosti od čela terče

1E-08

1E-07

1E-06

1E-05

1E-04

1E-03

-10 10 30 50 70

Poloha podeacutel terče [cm]

Vyacutet

ěžek

( Nyi

eld) 60Co

58Co

57Co

56Co

55Co

10E-08

10E-07

10E-06

10E-05

10E-04

10E-03

10E-02

10E-01

10E+00

0 1 10 100 1000 10000

E [MeV]

neut

rono

vyacute to

k [M

eV-1

pro

ton

-1]

0 cm125 cm50 cm

0

2

4

6

8

10

-10 10 30 50 70poloha podeacutel terče [cm]

Nyield (19

4 Au)

[10

6 ] ExperimentSimulace

2) Soustava olověneacuteho terče a blanketu z přiacuterodniacuteho uranu

Zaacutevislost poměru produkce daneacuteho izotopuna začaacutetku a na konci terče na prahoveacute energiireakce bdquoTvrdnutiacuteldquo spektra směrem ke konci terče

Rozloženiacute produkce izotopu (neutronů s danou energiacuteiacute podeacutel terče)

20

40

60

80

0 10 20 30 40 50 60 70

Energie prahu reakce [MeV]

Pom

ěr B

(11

8 cm

)B(4

84

cm)

AlAuBiCo

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20

ZaacutevěrMožnost využitiacute třiacuteštivyacutech reakciacute k spalovaacuteniacute jaderneacuteho odpadu

Možnyacute přiacutenos

1) Možnost štěpeniacute všech izotopů uranu a transuranů 2) Alespoň čaacutestečnaacute transmutace dlouhodobě radioaktivniacutech štěpnyacutech produktů 3) Podkritickyacute systeacutem

Nutnost řady studiiacute

1) Technologickyacutech 2) Studia reakciacute neutronů a třiacuteštivyacutech reakciacute

Nutnost ziacuteskaacuteniacute přesnyacutech simulačniacutech programů pro projektovaacuteniacute rarr experimentaacutelniacute jednoduchyacutech i složitějšiacutech sestav pro srovnaacutevaciacute studie simulačniacutech programůJaderneacute transmutory

1) Co nejefektivnějšiacute využitiacute jaderneacuteho paliva 2) Co největšiacute redukce jaderneacuteho odpadu

Možnaacute budouciacute efektivniacute jadernaacute energetika - kombinace klasickyacutech rychlyacutech jadernyacutech reaktorů a transmutorů řiacutezenyacutech urychlovačem

Vyacutestavba demonstračniacute jednotky ADTT v LANL (USA) (využitiacute 800 MeV protonů I = 1 mA pro H+ a 100 mA pro H-)

• Slide 1
• Slide 2
• Slide 3
• Slide 4
• Slide 5
• Slide 6
• Slide 7
• Slide 8
• Slide 9
• Slide 10
• Slide 11
• Slide 12
• Slide 13
• Slide 14
• Slide 15
• Slide 16
• Slide 17
• Slide 18
• Slide 19
• Slide 20