Studium využití thoria v jaderných reaktorech řízených urychlovačem

Abstract

V této práci je rozvíjena především myšlenka použití urychlovačem řízených systémů pro transmutaci thoria na štěpný materiál, který je možné využít jak v samotných urychlovačem řízených systémech, tak i v klasických jaderných reaktorech. Thorium se na Zemi vyskytuje pouze ve formě štěpitelného izotopu Th-232. Ten, aby mohl být efektivně využit, musí být nejprve přeměněn na štěpný materiál, v tomto případě záchytem neutronu na štěpný izotop U-233. Experimentální část práce zpracovává data naměřená z ozařování čtyř thoriových vzorků polem sekundárních neutronů ve spalační sestavě QUINTA, která byla ozařována protony o energii 660 MeV. Reakční rychlosti pro štěpné a spalační produkty byly stanoveny pomocí gama spektroskopie a následné analýzy naměřených dat. Dále byly ve všech vzorcích stanoveny reakční rychlosti produkce Pa-233 a byly provedena simulace reakčních rychlostí pro štěpení a produkci Pa-233 pomocí kódu MCNPX a knihoven evaluovaných jaderných dat pro vysokoenergetické reakce. Získané experimentální výsledky jsou důležité pro budoucí použití thoria v urychlovačem řízených systémech, validaci výpočetních kódů založených na metodě Monte-Carlo a validaci vysokoenergetických jaderných modelů.

This thesis deals with the idea of using accelerator driven systems for thorium transmutation into the fissile material, which can be utilized in the accelerator driven systems and in thermal nuclear reactors. Thorium occurs on Earth only in fertile isotope Th-232. It can be converted to fissile U-233 by neutron capture and subsequent beta decay. The experimental part handles the data measured by the irradiation of four thorium samples by the secondary neutrons in the QUINTA spallation target, which was irradiated with 660~MeV protons. Reaction rates for the fission and spallation products were estimated using gamma spectroscopy and activation techniques. Furthermore, Pa-233 production rates were also determined in all experimental samples. Pa-233 and fission production rates were calculated in all experimental samples using the MCNPX transport code and evaluated nuclear data for high-energy reactions. The experimental results are of a great importance for the future investigation of thorium in the accelerator driven system concept, validation of Monte-Carlo based calculation codes and validation of high-energy nuclear models.