AGH Etap 5-2

Stefan

TaczanowskiKatedra Energetyki Jądrowej

Wydział

Energetyki i PaliwAkademia

Górniczo-Hutnicza

Analiza układów syntezy wspomaganych energią

rozszczepień

aktynowcóww płaszczu reaktora

Seminarium

25.10. 2011

Struktura formalna badań

15.1 Obliczenia transportowe na modeluhomogenicznym reaktora hybrydowegosynteza-rozszczepienie

Cele etapu

15.2 Opracowanie heterogenicznego modelureaktora hybrydowego

Nr etapu

15.3 Analiza bezpieczeństwa reaktorahybrydowego-chłodzenie-model

kolapsu

15.4 Cykl paliwowy reaktora hybrydowego –wsad, rozkład i transmutacje

aktynowców

Wykonywanie obliczeń

systemowychukładu hybrydowego synteza –rozszczepienie.Wykonywanie obliczeń

transportowych

(neutronów i fotonów) w reaktorach hybrydowych typu Mirror, w tym: • współczynnika mnożenia neutronów k, • współczynników reaktywności (dopplerowskiego i gęstościowego),

• rozkładów gęstości mocy,• uszkodzeń

radiacyjnych:

(DPA, produkcji gazów: H, He).• symulacji kolapsu układu

(zachowania

podkrytyczności) w tych warunkach,• doboru składu aktynowców

Seminarium

25.10. 2011

2. Material

Problems i.e. Radiation

Damage

1. Energy

Balance

size

of

the

Fusion

devicei.e. material

inventory investment

cost

increased

material

consumption

maintenance

cost

Gas

production

(H, He) & DPA

(Displacement

per atom)

i.e. insufficient

energy

gain

Q

in

plasma

Dec.10th, 2010Uppsala University Selected

Problems

of

Nuclear

Energy

Fusion

Fission

can

contribute

to solving

these

problemssince

the

energy

production

is

then

shifted

from:

neutron rich

–

energy

poor

–

Fusion

to energy

rich

–

neutron poor

–

Fission

Selected

Problems

of

Nuclear

Energy

A solution

of

all

these

problemscan

be

a

FUSION-driven

subcritical system(thanks

to 14 MeV neutrons)

Dec.10th, 2010Uppsala University

Fission

1. Nuclear

Waste

i.e.

Spent

Nuclear

Fuel

because

of

disadvantageous

nuclear

properties

of

MA

Closing

of

the

Fuel

Cycle

is

difficult, in

particular, due

to:1) a

degradation

of

Pu (burnup of

fissile

isotopes)

2) increasing

Minor Actinides

(MA) componentwith

recycling

The

burden

of

energy

production

is

shifted

from

Fusion

(plasma)-to-Fission

(blanket)

The Plasma Q

k trade-offin

Fusion-driven

Systems

At realistic

and

safe

values

of

kthe

requirements

regarding

plasma

Qp

can

be significantly

relaxed (down to ~0.2)

Earlier

calculations

have

shownthat

in

Mirror

configuration

about

5 fissions

per source neutron can

be achieved

(~1000 MeV/n)[IAEA TEC DOC-1626 (2009)]

It

signifies

a reduction

of

needed energy

gain

from

fusion

by

factor

of

several

tens

(~50)i.e. the

14 MeV neutron yield,

as well

as the

tritium

demandand

(partly) radiation

damage

FUNFI'2011Varenna

12-15.09.11

Qp

k0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.00

10

20

30

System gross

poweris

fixed

Model układu

do obliczeńtransportowych MCNP

(uproszczony)

yz

x

strefy rozszczepień

& powielania trytu

próżnia

przekrój y

ReflektorMagnesy nadprzewodzące

przekrój x

10 m

Seminarium

25.10. 2011

After

a collapse

the

assemblyremains subcritical

CollapseX-section: z

keff =

0.95

fission

& tritium

breeding

zones

voidkeff =

0.89

X-section: y Melt-down Model of

the

Fusion-Hybrid

The

greatest

advantage

of

Fusion

Reactori.e. impossibility

of

super-criticality

must

not be lost

in

Fusion-Hybrid

Question

of

Fusion-Hybrid

SafetyFUNFI'2011Varenna

12-15.09.11

Distribution of Nuclear Heating

Nuclear

heating in

Fusion-driven

System is

well

uniform

sum

x,

neut

Fusion-DrivenIncinerator

70 80 90 100 110 120R [cm]

[MeVg]

0.5-6

1.0-6

1.5-6Po

wer

den

sity

per s

ourc

eneu

t.

0

FW Refl./shield

Fuelzone

1

Fuelzone

2

Fuelzone

3

Reaktor "czystej" syntezy(wyniki orientacyjne)

FUNFI'2011Varenna

12-15.09.11

Władysław PohoreckiKatedra Energetyki Jądrowej

Wydział

Energetyki i PaliwAkademia

Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica

Obliczenia i pomiar aktywności nuklidów promieniotwórczych w materiałach

konstrukcyjnych reaktorów ITER i DEMO oraz trytu w eutektyce LiPb

AGH Etap 5-3

Seminarium

25.10. 2011

16.1 Wybór materiałów konstrukcyjnych stosowanych w reaktorach ITER i DEMO. Wstępne oszacowania aktywności tych materiałów oraz trytu w LiPb, aktywowanych w strumieniu neutronów prędkich w reaktorze MARIA

Cele etapu, narzędziaNr etapu

16.2 Wykonywanie obliczeń

w celu dobrania materiału odcinającego neutrony termiczne (pseudokonwerter) w kanale reaktora MARIA, przewidzianym do instalacji konwertera Li-D. Aktywacja i pomiar aktywności wybranych materiałów i trytu w LiPb z użyciem filtra. Porównanie wyników obliczeń

i pomiarów.

Dobór i sprowadzenie próbek materiałów. Optymalizacja mas próbek i warunków aktywacji dla obu wariantów naświetlań.Do symulacji użyte zostaną: program transportowy MCNP oraz FISPACT z biblioteką

EAF2010, pozwalający liczyć

produkcję

i ewolucję

izotopów.

Dobór materiału pseudokonwertera. Zbadanie, jakie izotopy będą

wzbudzone

neutronami o energiach mniejszych od 14 MeV

pochodzących z reaktora.

Pomiar aktywności spektrometrami gamma z detektorami HPGe

oraz

spektrometrem wykorzystującym technikę

ciekłych scyntylatorów.

Struktura formalna badań AGH Etap.5.3

(sekwencja badań)

Seminarium

25.10. 2011

16.3

Aktywacja i pomiar aktywności wybranych materiałów i trytu w LiPb z zastosowaniem konwertera Li-D. Porównanie wyników obliczeńi pomiarów.

Cele etapu, narzędziaNr etapuZbadanie, jakie izotopy będą

wzbudzone

neutronami o energiach 14 MeV pochodzących z konwertera.

Pomiar aktywności spektrometrami gamma z detektorami HPGe

oraz spektrometrem

wykorzystującym technikę

LSC.

Porównanie wyników symulacji z wynikami pomiarów aktywności.Do obliczeń

zostaną

wykorzystane

dostępne oszacowania odpowiednich widm energetycznych neutronów dostępne/zmierzone

w Instytucie

Energii Atomowej.

Struktura formalna badań AGH Etap.5.3

(sekwencja badań)cd

Seminarium

25.10. 2011

NCBiR

Konwerter 6LiD

GASPAROTTO M. et al; “European

Material

Assessment

Meeting”, Report EFDA-T-RE-2.0, Garching

(2002) 1-66

FIG. 1: Cross-linking between the materials development and the fusion road map

ITER-DEMO

roadmapSeminarium

25.10. 2011

Seminarium

25.10. 2011Wizualizacja ITERa

Wydajność

konwersji trytonów na neutrony:KD 2.11·10–4 and KLi 1.36·10–4.

Yu. N. Zuev

at

all

, MEASUREMENT OF THE EFFICIENCY OF A 6LiDTHERMAL-TO-14 MeV NEUTRON CONVERTER

IN THE EXPERIMENTAL CHANNELOF AN IVV-2M REACTOR, Atomic Energy, Vol. 92, No. 3, 2002

Na podstawie:K. Pytel,

POMIARY STRUMIENI NEUTRONÓWW REAKTORZE MARIA, Świerk, listopad 2000

Uproszczony model konwerteraSfera 6LiD o średnicy 3.5 cm umieszczona w polu neutronów reaktora Maria

Warstwa 6LiD(5mm)

Seminarium

25.10. 2011

Symulacja widma neutronów w konwerterze

(założenia)

Model TBM w Laboratorium FNGENEA Frascati

(Li15.7

Pb+Eurofer+PE)

TBM (HCLL) w ITERze

(model MCNP)Uproszczony model konwerteraw polu neutronów reaktora(gęstość

str. neutronów

termicznych 1014

n/cm2

s)

Seminarium

25.10. 2011

Widma neutronów w konwerterze, w TBM ITERa

i w jego modelu

z generatorem neutronów 14 MeV

Dziękujemy Państwu za uwagę

Seminarium

25.10. 2011

70 80 90 [cm]

100R

Rea

ctio

nR

ates

per

src.

neu

t.

E-7

E-8

E-9

E-10

E-11

[arb.units] DPA

HeH

FDIFu

Radiation

damage vs.

system radius

Neutron induced

radiation

damage

in

Fusion-driven

System as comparedwith

the

one in

(pure) Fusion

Reactor

proves

much less intense

Both

systems: the

Fusion-driven

(FDI)and

pure

Fusion

one (Fu)have

the

same dimensionsand

power

FUNFI'2011Varenna

12-15.09.11