Analiza jedrskega gretja v reaktorju

Nazaj na seznam za leto 2018

Oznaka in naziv projekta

NC-0001 – Analiza jedrskega gretja v reaktorju
NC-0001 – Analysis of nuclear heating in a reactor

Logotipi ARRS in drugih sofinancerjev

Projektni partnerji

Projektna skupina

Vodja projekta:

Luka Snoj

Sodelavci na IJS:

Sodelavci na CEA Cadarache:

Hubert Carcreff
Christophe Destuches
Adrien Gruel
Damien Fourmentel, vodja projekta
Jean-Francois Villard

Vsebinski opis projekta

Določitev jedrskega gretja materialov kot posledica sevanja nevtronov in žarkov gama je ključnega pomena za varno obratovanje jedrskega reaktorja. Cilj projekta je izvesti eksperimente za določanje jedrskega gretja v dobro definiranem polju nevtronov in žarkov gama raziskovalnega reaktorja IJS TRIGA in ovrednotiti jedrsko gretje s pomočjo Monte Carlo računskih metod za transport delcev. Pri tem bomo uporabili vzorce materialov, ki se pogosto uporabljajo pri zasnovi jedrskih fisijskih in fuzijskih reaktorjev in identificirali možna odstopanja v jedrskih podatkih o jedrskem gretju. Glavni cilji za CEA: Testiranje in kvalifikacija meritev jedrskega gretja s kalorimetrijsko metodo v reaktorjih z nizkim fluksom nevtronov in žarkov gama, ter določanje jedrskega gretja za materiale, aplikativne za razvoj novih fisijskih in fuzijskih naprav. Ker so meritve do danes potekale le z grafitom in aluminijem, bodo meritve z materiali z visokim vrstnim številom, kjer se pričakuje večjo stopnjo gretja, še posebej zanimive za jedrsko znanost in inženirstvo. Pridobljeni rezultati bodo služili za določanje jedrskega gretja vzorcev in zahtev po hlajenju v bodočih raziskovalnih reaktorjih z visokim fluksom kot sta JHR, kot tudi za določanje potrebne hladilne moči za hlajenje super-prevodnih navitij v fuzijskih reaktorjih, kot je ITER (in v prihodnosti DEMO). Glavni cilji za IJS: IJS bo validiral računske kode za Monte Carlo transport delcev in metode za transport zakasnelih delcev razvite v okviru doktorske disertacije. Vzporedno z kalorimetričnimi meritvami bo IJS opravljal meritve s fisijskimi in ionizacijskimi celicami. IJS bo z rezultati eksperimentalnega določanja jedrskega gretja še povečal natančnost karakterizacije polja v raziskovalnem reaktorju IJS TRIGA, in pridobil podatke kot dodatna kvalifikacijo razvitih računskih metod za transport zakasneli, sekundarnih delcev. Rezultate eksperimentalne kampanje bomo predlagali za vnos v podatkovno bazo IRPHE, največjo bazo referenčnih eksperimentov iz reaktorske fizike. Kalorimetrijske meritve jedrskega gretja z uporabo vzorcev različnih materialov bodo med prvimi v svetu. Poleg meritev bomo izvedli tudi izračune jedrskega gretja s pomočjo programov za Monte Carlo transport delcev in programa za izračun polja zaradi razpada fisijskih in aktivacijskih produktov na validiranem modelu reaktorja IJS TRIGA. S primerjavo izmerjenih in izračunanih moči jedrskega gretja bomo identificirali potencialne nekonsistence v jedrskih podatkih, kar pa bo bistveno vplivalo na izboljšanje zagotavljanja varnosti jedrskih reaktorjev.

Osnovni podatki sofinanciranja so dostopni na spletni strani. Povezava na SICRIS.

Faze projekta

Projektiranje in izdelava kalorimetrijskih detektorjev

Uporaba obstoječih knjižnic jedrskih podatkov in programov za Monte Carlo transport delcev za oceno jedrskega gretja, določanje velikosti materialnih vzorcev, pri čemer želimo omejiti perturbacijo sevalnega polja (določitev meje <5%). (realizirano)
Določanje parametrov kalorimetra za prenos toplote in toplotno kapaciteto na podlagi ocen jedrskega gretja in specifik reaktorja IJS TRIGA z programskim paketom COMSOL. (realizirano)
Projektiranje in izdelava obsevalnega mesta za vstavitev, manipulacijo in natančno določitev položaja kalorimetra v reaktorju IJS TRIGA. (v teku)
Pridobitev materialnih vzorcev z ustrezno izotopsko čistočo. (v teku)
Izdelava kalorimetrov in njihova kalibracija. (v teku)

Izvedba meritev na reaktorju IJS TRIGA (2-3 tedne) (planirano konec leta 2019)

Meritve jedrskega gretja v Centralnem obsevalnem kanalu reaktorja, pri čemer je vzorec v območju maksimalnega fluksa nevtronov in žarkov gama, torej aksialno na sredini sredice. Ponovljivost te pozicije bo zagotovljena z vstavitvijo tankega aluminijastega distančnika v Centralni obsevalni kanal.
Meritev aksialnega profila jedrskega gretja v Centralnem kanalu, pri čemer bomo položaj detektorja določali s pomočjo obstoječega pnevmatskega sistema za.

Računska preveritev eksperimenta

Reprodukcija eksperimentov z simulacijami za Monte Carlo transport delcev in programi za izračun izotopskega inventarja in posledičnega sevalnega polja ter izračun jedrskega gretja v vzorcih.
Uporaba različnih knjižnih jedrskih podatkov.

Priprava člankov in končnega poročila

Objave v znanstvenih revijah s področja materialov, računskih in merskih metod v fisiji in fuziji.
Predstavitve na znanstvenih konferencah s področja instrumentacije ter fisije in fuzije.
Predlog izboljšav jedrskih podatkov na področju jedrskega gretja.

Bibliografske reference, ki izhajajo neposredno iz izvajanja projekta

A. Gruel, K. Ambrožič, C. Destouches, V. Radulović, L. Snoj, Gamma-heating and gamma flux measurements in the JSI TRIGA reactor, results and prospects, Proceedings, International conference on advances in nuclear instrumentation measurement methods and their applications, ANIMMA 2019, 17 - 22 June, 2019, Portorož DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/202022504029
K. Ambrožič, D. Fourmentel, H. Carcreff, L. Snoj, Computational support on development of a nuclear heating calorimeter detector design, Proceedings, International conference on advances in nuclear instrumentation measurement methods and their applications, ANIMMA 2019, 17 - 22 June, 2019, Portorož DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/202022504033
GRUEL, Adrien, AMBROŽIČ, Klemen, DESTOUCHES, Christophe, RADULOVIĆ, Vladimir, SARDET, A., SNOJ, Luka. Gamma-heating and gamma flux measurements in the JSI TRIGA reactor, results and prospects. IEEE transactions on nuclear science, ISSN 0018-9499, in press [2020], 1 str., doi: 10.1109/TNS.2020.2974968.
AMBROŽIČ, Klemen, GRUEL, Adrien, RADULOVIĆ, Vladimir, BLAISE, Patrick, DESTOUCHES, Christophe, SNOJ, Luka. Delayed gamma determination in resarch reactors by synchronous measurements with fission and ionization chambers. V: Conference proceedings, European Research Reactor Conference, RRFM 2019, 24-28 March 2019, Jordan. Amman: ENS. 2019, 7 str. [COBISS.SI-ID 33085479]
JSI TRIGA neutron and gamma field characterization by TLD measurements, Klemen Ambrožič, Klaudia Malik, Barkara Obryk and Luka Snoj Published online: 31 January 2020, DOI: https://doi.org/10.1051/epjconf/202022504034