Neutronické výpočty predstavujú významnú časť analýz preukazujúcich bezpečnú prevádzku sústav so štiepiteľným materiálom (napr. aktívna zóna reaktora, medzisklad vyhoretého paliva, bazén skladovania, transportný obalový súbor). Pre výpočet transportu neutrónov a ich bilancie v čase sú preferované kódy priamo určené pre výpočet Boltzmanovej transportnej rovnice. Najpoužívanejšie metódy výpočtu v reaktorovej fyzike sú deterministická metóda diskrétnych súradníc (smerov) a stochastická metóda Monte Carlo. Dnes je preferovaná druhá zmienená metóda z dôvodu možnosti detailného geometrického modelovania, aj keď nevýhodami použitia metódy sú stochastická povaha sledovaného parametra, nemožnosť odlíšiť malé zmeny reaktivity sústavy a dlhý výpočtový čas. Deterministické metódy nedokážu konkurovať stochastickým metódam v oblasti geometrického modelovania, avšak umožňujú ohodnotenie aj malých zmien reaktivity sústavy alebo jej časti v dôsledku výrobných tolerancií, malých zmien teploty, prípadne zmien v jadrových údajoch. Použitie aproximačných geometrických heterogenít alebo metód neutrónového transportu (napr. difúznej teórie) musí byť pri analýze kritickosti dôsledne zdôvodnené. Popri výbere vhodného výpočtového kódu musí byť významná pozornosť venovaná aj vhodnej voľbe jadrových údajov. Najvhodnejším zdrojom jadrových dát sa javia overené jadrové dáta. Ich následné spracovanie zahŕňajúce ich úpravu na požadovanú teplotu, zmena formátu, prípadne prípravu špecifickej skupinovej knižnice pre konkrétne aplikácie alebo dizajny je nutné dokumentovať. V prípade spracovania overených jadrových údajov je potrebné ohodnotiť aj vplyv samotného spracovania na sledovaný výpočtový parameter.
Naša skupina sa zaoberá neutronickými analýzami bezpečnostne významných parametrov sústav so štiepiteľným materiálom vrátane perspektívnych typov reaktorov [1] (vrátane tzv. malých modulárnych reaktorov), rôznymi metódami výpočtu týchto parametrov (aj s využitím metód umelej inteligencie), spracovaním jadrových údajov a neurčitosťami výsledných parametrov [2].
Druhou významnou oblasťou záujmu je oblasť radiačného tienenia [3], kde sa zameriavame na návrh, realizáciu a experimentálne overenie tieniacich vlastností rôznych materiálov s dôrazom na transport neutrónov rôznych energií.
Tieto činnosti vykonávame v rámci podporných analýz pre Slovenské elektrárne, a.s., Úrad jadrového dozoru SR, v rámci národných a medzinárodných projektov (napr. ESFR-Simple a Pandora), ale aj v rámci internej prípravy nového laboratória, ktoré bude vybavené generátorom rýchlych neutrónov z DD fúznej reakcie.
Obr. 1: Významnosť neutrónov pri prispievajúcich k odozve detektora v obslužných priestoroch reaktora VVER-440
Obr. 2: Validácia simulácie transportu neutrónov v experimente Mini labyrint
- OSUSKÝ, Filip – ČERBA, Štefan – LÜLEY, Jakub – VRBAN, Branislav – HAŠČÍK, Ján – NEČAS, Vladimír. On gas-cooled fast reactor designs – Nuclear data processing with sensitivity, uncertainty and similarity analyses. In Progress in Nuclear Energy. Vol. 128, (2020), Art. no 103450 [14] s. ISSN 0149-1970. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2020.103450
- VRBAN, Branislav – LÜLEY, Jakub – ČERBA, Štefan – OSUSKÝ, Filip. Determination of the computational bias in criticality safety validation of VVER-440/V213. In NENE 2016 [elektronický zdroj] : 25th International conference nuclear energy for new Europe. Portorož, Slovenia. September 5-8, 2016. Ljubljana : Nuclear Society of Slovenia, https://arhiv.djs.si/proc/nene2016/html/pdf/NENE2016_322.pdf
- ČERBA, Štefan – VRBAN, Branislav – LÜLEY, Jakub – FILOVÁ, Vendula – NEČAS, Vladimír. Thermal neutron measurement in the STU Mini Labyrinth experiment. In European Physical Journal – Special Topics. Vol. 232, Iss. 10 (2023), s. 1665-1676. ISSN 1951-6355. https://link.springer.com/article/10.1140/epjs/s11734-023-00903-8