Simulace neutronických vlastností solných reaktorů

Abstract

Hlavním tématem této bakalářská práce jsou solné jaderné reaktory. Rešeršní část práce je zaměřena na historii solných reaktorů a jejich jednotlivých projektů provedených v Oak Ridge National Laboratory. Dále jsou zde stručně zpracovány použitelné sole a výpočetní kódy pro neutronické výpočty MCNP a Serpent. S výpočetním kódem Serpent následně pracujeme v experimentální části práce při simulacích kritičnosti. Zprvu porovnáváme teoretické migrační plochy pro základní tvary reaktorů (koule, kvádr a válec) s výsledky ze simulace a hledáme ideální rozměry válcového reaktoru. Následně provádíme pro tento válcový reaktor parametrické studie kritičnosti v závislosti na konstrukčních materiálech, typu stínění a složení soli. Práce končí vlastním návrhem reaktoru, který je množivým typem reaktoru s two-fluid systémem.

The main theme of this bachelor‘s thesis are molten salt nuclear reactors. The theoretical part of the study is focused on the history of the molten salt reactors and their individual projects processed in Oak Ridge National Laboratory. Furthermore, usable salts and computation codes for neutronic calculations like MCNP and Serpent are briefly elaborated in the study. In the experimental part of the study we are using the computational code Serpent for simulations of criticality. Firstly, we compare the theoretical migration areas for basic shapes of reactors (sphere, prism and cylinder) with the results of simulations and we search for ideal proportions of a cylindrical reactor. Then, we perform parametric critical studies of this cylindrical reactor depending on the construction materials, the types of shielding and the composition of the salts. The study ends with own design of the reactor, which is a breeding reactor with a two-fluid system.