JADROVÁ TECHNIKA A ENERGETIKA

Metóda Monte Carlo je štatistická výpočtová technika, ktorú už počas druhej svetovej vojny vyvinuli matematici Stanisław Ulam a John von Neumann v rámci projektu Manhattan. Názov tejto metódy odkazuje na známe kasíno v Monaku, čo poukazuje na jej princíp založený na náhodnosti. Podstatou metódy je simulovanie náhodných javov prostredníctvom opakovaných výpočtov využívajúcich výkonnú počítačovú techniku.

V jadrovej fyzike sa táto metóda používa na simulovanie transportu neutrónov v jadrovom reaktore. Namiesto riešenia zložitých transportných rovníc, metóda Monte Carlo virtuálne napodobňuje jednotlivé fázy života neutrónov – od ich vzniku cez zrážky a pohyb až po ich absorpciu či únik zo systému. Každý z týchto krokov je zaznamenávaný a následne štatisticky vyhodnocovaný.

Na Ústave jadrového a fyzikálneho inžinierstva STU FEI sa táto metóda používa prostredníctvom známeho výpočtového kódu MCNP® [1]. Tento softvér umožňuje detailné modelovanie transportných procesov neutrónov a ďalších častíc, ako sú gama fotóny, elektróny, protóny či alfa častice. Využíva sa pri detailných simuláciách reaktorov typu VVER-440, pri bezpečnostných analýzach skladovania a prepravy jadrového paliva, ako aj pri výpočtoch dozimetrov tlakovej nádoby reaktora.

Výskumní pracovníci ústavu spolupracujú s rôznymi partnermi, ako sú Slovenské elektrárne či VÚJE, a. s., pričom sa venujú aj praktickým aplikáciám metódy Monte Carlo v oblasti reaktorovej fyziky, bezpečnostných analýz a radiačnej ochrany [2].

Obr. 1: Výpočet rozloženia hustoty toku neutrónov v aktívnej zóne reaktora VVER-440

[1] MCNP, https://mcnp.lanl.gov/

[2] FARKAS, G. – LIPKA, J. – HAŠČÍK, J. – SLUGEŇ, V.: Computation of Ex-core Detector Weighting Functions for VVER-440 Using MCNP5. In: Nuclear Engineering and Design. Vol. 261, 2013. p. 226-231. ISSN 0029-5493.

Čítať viac

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

1. 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
2. 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
3. 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

Čítať viac

Detektory latentných stôp v pevnej fáze (SSNTD, z ang. solid-state nuclear track detector) slúžia na pasívnu detekciu ionizujúceho žiarenia. SSNTD sú vhodné pre detekciu ťažkých nabitých častíc, ako sú protóny, alfa častice a ďalšie, prípadne pre detekciu rýchlych neutrónov. Ako materiál detektora môžu byť využité minerály, sklo alebo plasty, v súčasnosti je najviac využívaným materiálom polymér poly-allyl diglykol carbonate (PADC), známy aj pod obchodnou značkou CR-39. Tento materiál je vďaka vysokému obsahu atómov vodíka vhodný mimo iné aj na detekciu rýchlych neutrónov. Princíp fungovania je založený na odovzdávaní energie dopadajúcej častice materiálu detektora. Ťažká nabitá častica pri dopade na povrch detektora spôsobuje zmeny v štruktúre materiálu pozdĺž svojej dráhy a vzniká tzv. latentná stopa o veľkosti v ráde nanometrov. Následne je stopa zväčšená chemickým leptaním na veľkosť v ráde desiatok mikrometrov. Vyleptané stopy a ich počet je možné pozorovať pod optickým mikroskopom. Medzi výhody PADC detektorov patrí napríklad kompaktnosť, možnosť dlhodobého merania (aj niekoľko mesiacov), lineárna odozva pri meraní rýchlych neutrónov a nízka cena. SSNTD z PADC materiálu sú celosvetovo využívané na meranie koncentrácie radónu, vďaka možnosti dlhodobého zhromažďovania signálu od alfa žiarenia. Ďalej sú tieto detektory využívané v osobnej dozimetrii, alebo napríklad pri určovaní parametrov zväzkov častíc pre rádiobiologické účely. Naša skupina využíva PADC detektory typu TASTRAK, v spojení so systémom na leptanie a analýzu od výrobcu Track Analysis Systems Ltd. [1]. Systém pozostáva z termostatickej leptacej vane, sady držiakov z nerezovej ocele, a mikroskopu, prepojeného cez CCD kameru k počítaču so softvérom TASLImage, ktorý slúži k vyhodnocovaniu meraného signálu. Prvé experimenty našej skupiny boli zamerané na overenie vlastností detektorov TASTRAK pri meraní rýchlych neutrónov z PuBe neutrónového zdroja [2], na overenie vplyvov prostredia na odozvu systému, alebo na skúmanie parametrov leptania. V súčasnosti sa venujeme mimo iného meraniu priestorového rozloženia rýchlych neutrónov v okolí neutrónových zdrojov, alebo overeniu odozvy pri použití rôznych radiátorov (napr. PE) a degradérov (napr. hliník). Naša skupina sa tiež zapojila do experimentov, zameraných na zlepšovanie kvality PADC materiálu, v rámci združenia EURADOS. Ďalšou oblasťou, ktorej sa naša skupina venuje, je meranie koncentrácie radónu. Prebiehajú aj kalibračné merania v radónovej komore v spolupráci so slovenským metrologickým ústavom [3].

Obrázok 1: Povrch detektora TASTRAK po meraní rýchlych neutrónov zo zdroja neutrónov PuBe (vľavo) a mikroskop pripojený CCD kamerou k PC s vyhodnocovacím softvérom TASLImage (vpravo).

Literatúra

[1] TRACK ANALYSIS SYSTEMS LTD. [online]. [cit. 2023-11-29]. Dostupné na internete: https://www.tasl.co.uk/

[2] FILOVÁ, Vendula, Branislav VRBAN, Pavol BLAHUŠIAK, Jakub LÜLEY, Štefan ČERBA a Vladimír NEČAS. The acceptance testing of PADC detectors for fast neutron dosimetry using PuBe neutron source. Radiation Physics and Chemistry [online]. 2023, 212 [cit. 2024-1-22]. DOI: 10.1016/j.radphyschem.2023.111181. ISSN 0969806X.

[3] LÜLEY, J., V. FILOVA, P. BLAHUŠIAK, B. VRBAN, Š. ČERBA, I. BONKOVÁ a V. NEČAS. CR-39 detector-based Radon dosimetry system calibration in the self-decay mode. The European Physical Journal Special Topics [online]. 2023, 232(10), 1493-1500 [cit. 2024-1-12]. DOI: 10.1140/epjs/s11734-023-00876-8. ISSN 1951-6355.

Čítať viac