seminarium analiza uk adów syntezy 25.10. 2011 ... · selected problems of nuclear energy. a...
TRANSCRIPT
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