I
I reattori
tt i di IV Generazione
IV G
i
(e la necessità di nuovi dati nucleari)
Nuclear Data for Science, Technology and … Society (Hans Blix, ND 2007)
N. Colonna
INFN ‐ Sezione di Bari
XII Convegno di Fisica Nucleare Teorica, Cortona 2008
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1
Outline
I problemi dei reattori nucleari attuali
• Disponibilità del combustibile e scorie
Sistemi nucleari di nuova generazione
• Generation IV
• ADS
L richieste
Le
i hi t di dati
d ti nucleari
l i per Gen
G IV
• Sezioni d’urto
• Modelli
Il progetto n_TOF
• La facility per neutroni
• Le misure di sezioni d’urto
Conclusione
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2
La produzione di energia nel mondo
EEnergia attualmente consumata nel mondo 430 Exajoules
i tt l
t
t
l
d 430 E j l (15 TWy), 85 % da (15 TW ) 85 % d
combustibili fossili (6 % dal nucleare).
Energia elettrica prodotta: totale ~20,000 TWh, 15 % con il nucleare.
•
439 centrali, per un totale di 356 GWe
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3
La produzione di energia nel mondo
Aumento costante della
richiesta di energia globale:
• aumento della popolazione
mondiale (10 miliardi nel
2050)
• miglioramento
degli
standard di vita (soprattutto
in aree molto popolate, in
forte sviluppo, BRIC)
Previsto un aumento del 60
% della richiesta di energia
entro il 2020.
Grossi problemi associati allo sfruttamento di idrocarburi:
• problemi di approviggionamento (picco di produzione entro pochi anni) e aumento dei prezzi;
• problemi ambientali: greenhouse effect da CO2 (global warming e cambiamenti climatici in
genere) + inquinamento atmosferico da SO2, polveri sottili, etc…
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4
La produzione di energia nel mondo
Necessario (e sempre più urgente) sviluppare fonti di energia pulita, sicura e a basso costo:
• risparmio e maggiore efficienza energetica
• energie rinnovabili (solare, eolico, biomasse, etc…)
• NUCLEARE
Vantaggi del nucleare:
id l
l
• emissione zero di CO2 o altri inquinanti
• riduce dipendenza da paesi produttori di petrolio e da eventuali turbolenze politiche in alcune aree (Golfo Iran paesi arabi in genere)
alcune aree (Golfo, Iran, paesi arabi in genere)
• usato per produrre idrogeno, permetterebbe di affrancarsi dal petrolio anche nei trasporti
Attualmente alcuni problemi frenano un utilizzo maggiore dell’energia nucleare
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5
I reattori attuali
I sistemi attuali sono “once through”: il combustibile, U o Pu, passa una sola volta attraverso il core del reattore Problemi dei reattori attuali:
• bassa efficienza di burn‐up e produzione di grandi quantità di scorie radioattive con
tempi di decadimento molto lunghi.
lunghi
• rischi di incidenti, soprattutto per i reattori più vecchi (e con il licensing esteso a 60 anni)
• necessità di grossi investimenti e lunghi tempi di costruzione.
• problemi di proliferazione (utilizzo di materiale fissile per scopi militari)
Nel breve periodo: problema dello smaltimento delle scorie
Nel lungo periodo (> 50 anni): esaurimento disponibilità di Uranio
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6
Il problema delle scorie
Produzione di scorie
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Al rate attuale di
crescita
della
produzione di energia
elettrica, e con il
nucleare al 20 % del
totale,
necessario
approntare
pp
un deposito
p
geologico (con capacità
105 Tonn) ogni 20 anni.
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7
La richiesta di Uranio
Nel lungo periodo (50 anni a partire da ora), la disponibilità di uranio potrebbe
diventare un problema (a meno di sviluppi tecnologici nell
nell’estrazione)
estrazione).
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8
Le scorie nucleari nei reattori (1 GWe LWR)
244, 245Cm
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
1.5 Kg/yr
241Am:11.6 Kg/yr
Foto FIC
243Am: 4.8 Kg/yr
239Pu: 125 Kg/yr
P 125 K /
237Np: 16 Kg/yr
p
g/y
LLFP
76.2 Kg/yr
LLFP
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9
Il ciclo Th/U
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Foto FIC
LLFP
LLFP
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10
Le varie componenti delle scorie nucleari
Surviving Ingestive radio-toxicity of 1 ton of LWR Waste
6x108
Total Inges
estive Toxicity
ity Sv/ton off fu
fuel
I Frammenti di Fissione
decadono in poche
centinaia di anni (a
parte alcune eccezioni).
p
Gli attinidi sopravvivono
per milioni di anni.
Plutonio
e
attinidi
minori
i i rappresentano
t
il
problema principale per
lo smaltimento delle
scorie nucleari.
6x108
Attinidi
1x108
1x107
Activation prod.
1x106
1x106
Uranium ores
1x105
Frammenti
FF's
Actinides
1/1000
1x105
di Fissione
Uranium metal
1x104
1x104
Actinides
1/10000
Coal Ashes
1x103
Radiotossicità naturale
t l
1x108
All
Actinides
1x107
surviving
transmuted
Sr, Cs
LLFF
1x102
6x101
1x100
1x101
1x102
1x103
1x103
1x104
1x105
1x106
1x102
6x101
7
1x10
Cooling Time (y)
700 anni
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1 milione di anni
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La produzione di scorie
La soluzione al duplice problema è il riutilizzo del combustibile (ciclo chiuso).
Attualmente
Att
l
t praticato
ti t in
i alcuni
l i casii il riprocessamento,
i
t che
h consiste
i t nell
separare dal combustibile spento U e Pu, utilizzato per preparare nuovo
combustibile.
• vantaggio ‐> riduzione del volume delle scorie;
• svantaggio ‐> al momento non è economicamente conveniente
Non è un vero ciclo chiuso (volume delle scorie prodotte è ancora
significativo).
IlIl salto di qualità si avrebbe con sistemi che riutilizzino
lt di
lità i
bb
i t i h i tili i non solo U e Pu, ma l U P
anche una grossa parte delle scorie (soprattutto attinidi a lunga vita media).
Semplificherebbe notevolmente il problema dello stoccaggio, grazie al ridotto volume e vita media delle scorie residue.
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I reattori di nuova generazione
Allo studio reattori di nuova generazione che non presentino i problemi
attuali (in particolare limitata disponibilità di U e produzione di scorie).
Principio fondamentale è il riutilizzo di una parte importante del
combustibile spento.
Recycling
Attualmente allo studio due tipi di nuovi sistemi nucleari:
• reattori di IV Generazione (critici), con scopo primario la produzione di
energia;
• Accelerator Driven Systems (sottocritici), mirati per lo più alla
trasmutazione delle scorie radioattive (LLFF e MA).
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13
La trasmutazione delle scorie radioattive
Trasmutazione
(o
incenerimento
nucleare) delle scorie radioattive:
reazioni indotte da neutroni per
trasformare isotopi radioattivi a lunga
vita media in isotopi stabili o a vita
media breve.
Reazioni di trasmutazione
F
Frammenti di fissione (LLFF)
ti di fi i
(LLFF)
151Sm, 99Tc, 121I, 79Se …
cattura neutronica (n,γ)
n + 99Tc (2.1x105 y) 100Tc (16 s) 100Ru
P
Pu e attinidi minori
i idi i i
240Pu, 237Np, 241,243Am, 244,245Cm, …
fissione indotta da neutroni (n,f)
cattura neutronica (n,γ)
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14
La fisica dei nuovi reattori
L’innovazione principale riguarda la possibilità di produrre energia bruciando le scorie a
più alta radiotossicità: Np, Am, Cm
3
Per bruciare gli attinidi minori sono
necessari neutroni veloci (En > 500
keV).
Sia gli ADS che i reattori veloci di IV
G
Generazione
i
h
hanno
il doppio
d
i
vantaggio:
• maggior flusso disponibile per la
fissione degli attinidi (En>500 keV)
• minore flusso disponibile per la
produzione di attinidi (per cattura)
3
Spettro neutronico in reattori veloci Neutron Spectrum
(Gen IV e ADS)
(Gen IV e ADS)
25
2.5
Sezioni d’urto di fissione “a soglia”
25
2.5
241Am 240Pu
239Pu
2
2
1.5
1
1.5
237Np
244Cm
Isotopi fissili
(senza soglia)
243Am
1
0.5
0.5
1 MeV
0
1x104
0
1x105
1x106
1x107
Neutron energy, eV
Non tutti i reattori di IV Generazione sono reattori veloci.
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15
Fis
ission Cross secttion, barn
A parte il
gli attinidi minori
presentano una soglia di fissione
intorno al MeV.
Differential ne
eutron flux dn/dlog
og(E) x 10-13 n/cm
m2/s
245Cm,
Gli obiettivi della IV Generazione
Richieste di progettazione per i reattori di IV Generazione
Vantaggi per l’ambiente:
• zero emissione di CO2, SO2, etc…
(energia pulita)
• minore produzione di scorie
Sicurezza
• Bassissimo rischio di danno al
nocciolo
i l
• Maggiore
protezione
attacchi terroristici
Sostenibilità:
• maggiore efficienza di burn
burn‐up
up e
maggiore efficienza termica
• disponibilità del combustibile nel
lungo
g termine
contro
Non‐proliferazione
lif
i
• bassa convenienza o impossibilità
di furto
• impossibilità
di
utilizzo
del
combustibile per scopi militari
Economicità:
• tempi e costi di costruzione (capital
risk) confrontabili con altre fonti
energetiche
• costo del kWh confrontabile o
inferiore ad altre fonti ((rinnovabili))
Possibilità di produrre idrogeno
• “estensione” del nucleare al settore
dei trasporti
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16
The Generation IV forum
Nel 2002 costituito un gruppo di lavoro
(Generation IV International Forum,
Forum
GIF) per lo sviluppo dei reattori di
nuova generazione:
• studio di fattibilità
• Individuazione dei problemi tecnici
• suddivisione del lavoro
Al GIF per il momento aderiscono
ufficialmente 10 nazioni, ma contributi
importanti da enti di ricerca e industri
di altri paesi.
Per
l’Italia,
partecipa
l’Ansaldo
Nucleare.
L’Italia non c’è
(ma qualcosa si sta muovendo)
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I reattori di IV Generazione
Attualmente allo studio sei tipi di reattori di IV Generazione (di cui tre veloci)
Sistemi di IV Generazione
di IV Generazione
Acronimo
Gas‐cooled Fast Reactors
GFR
Lead‐cooled Fast Reactors
LFR
Sodium‐cooled Fast Reactors
SFR
Molten Salt Reactors
MSR
Supercritical‐Water‐Cooled Reactors
SCWR
Very‐High‐Temperature Reactors
VHTR
E’ probabile che alcuni siano
abbandonati
strada
facendo, o che siano
introdotte altre varianti.
Oltre ai Gen IV, in corso
ricerca su reattori a ciclo
Th/U (termici) e sugli ADS.
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18
La convenienza dei reattori medio‐piccoli
La costruzione di reattori di
dimensioni
medio‐piccole
potrebbe essere una soluzione
interessante per diversi casi:
Cash
h flow (in M
M$)
• paesi con reti elettriche piccole
(< 10 GW)
• posti isolati o lontani dalla rete
elettrica (isole, Poli, etc…)
• paesi con limitate capacità di
investimento.
E’ più conveniente costruire
progressivamente
diversi
reattori medio‐piccoli che uno
grande (a parità di potenza):
Soluzione interessante per l’Italia
•
•
•
•
ridotto investimento iniziale
tempi di costruzione minori
“learning curve”
adattamento alle esigenze
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Lead‐Cooled Fast Reactor
• Pb liquido (o miscela Pb/Bi)
come refrigerante primario,
contenuto nel reattore.
• Circolazione per convenzione
• Potenza da 50 a 1200 MWe
• Produzione di elettricità ed
idrogeno
Allo sviluppo del Lead‐Cooled
Allo sviluppo del Lead
Cooled Fast Reactor
Fast Reactor partecipa l
partecipa l’Ansaldo
Ansaldo
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20
Gas‐cooled Fast Reactor
• Unico scambiatore, basato su
elio.
• Buona efficienza termica
• Economico
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21
Sodium‐Cooled Fast Reactor
• Sodio liquido usato come
refrigerante
• Doppio scambiatore di
calore per maggiore
sicurezza.
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Molten‐Salt Reactor
• Spettro epitermico
• Combustibile fatto da
miscela liquida di sodio,
zirconio e floruro di
uranio
• Doppio scambiatore di
calore per maggiore
sicurezza.
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23
Supercritical‐Water‐Cooled Reactor
• Spettro termico
• Uso di acqua
q supercritica
p
e unico scambiatore per
efficienza termica del 44
%.
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24
Very‐high‐Temperature Reactor
• Raffreddato a He
• Termperatura di uscita
1000° C.
• “Once through” cmon
spettro termico.
• Da usare per produzione
di idrogeno..
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25
Accelerator Driven Systems XII Convegno di Fisica Nucleare Teorica, Cortona 2008
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26
La schedula dei reattori Gen IV
Studio di fattibilità
Performance
Dimostratore
L’obiettivo è di fare in modo che i reattori di IV Generazione siano pronti per il
2030 quando starà per scadere la licenza della maggior parte dei reattori attuali.
2030,
attuali
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27
I dati nucleari per i reattori di nuova generazione
L’industria nucleare chiede continuamente dati nucleari più accurati (e stima delle incertezze associate) anche per i reattori odierni.
Stimato che dati migliori porterebbero benefici economici dell’ordine di centinaia di milioni di dollari all’anno.
Reattori futuri richiedono dati nucleari:
• per ottimizzare le scelte nella progettazione
• per migliorare la sicurezza
• per evitare scelte ingiustificatamente conservative
per evitare scelte ingiustificatamente conservative
• per minimizzare gli investimenti
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28
Le reazioni indotte da neutroni nei nuovi reattori
n,γ
n,2n
α
nf
n,f
234Pa
Th-U cycle
233Th
n,3n
230Th
233U
232Pa
β−
ε
231Pa
P
232U
n xn
n,xn
230Pa
(n,f), (n,γ) …
Prodotti di fissione (anche “neutron
neutron poison
poison”))
103Rh, 135Xe, 135Cs, 149Sm •
β−
n 3n
n,3n
Combustibile nucleare
Th, U, Pu, Am, Cm
•
233Pa
234U
β−
232Th
231Th
•
β−
β−
(n,γ)
Materiale strutturale
F C Ni
Fe, Cr, Ni
t tt
tutte
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29
Table 1. Summary Target Accuracies for Fast Reactors
Energy Range
Current
Accuracyy (%)
Target Accuracyy (%)
inel
0.5 ÷6.1 MeV
10 ÷ 20
2 ÷ 3
capt
2.04 ÷24.8 keV
3 ÷ 9
1.5 ÷ 2
Pu241
fiss
454 eV ÷1.35 MeV
454.
÷1 35 MeV
8 ÷ 20
2÷5
2 ÷
Pu239
capt
2.04 ÷498 keV
7 ÷ 15
4 ÷ 7
Pu240
fiss
0.498 ÷1.35 MeV
6
1÷3
P 242
Pu242
fi
fiss
0 498 ÷2.23 MeV
0.498
2 23 M V
19 ÷ 21
3 5
3 ÷5
Pu238
fiss
0.183 ÷1.35 MeV
17
3 ÷5
Am242m
fiss
67.4 keV ÷1.35 MeV
17
3 ÷4
Am241
fiss
2.23 ÷6.07 MeV
9
2
Am243
fiss
0.498 ÷6.07 MeV
12
3
Cm244
fiss
0.498 ÷1.35 MeV
50
5
Cm245
Fiss
67.4 ÷183 keV
47
7
Fe56
Inel
0.498 ÷2.23 MeV
16 ÷ 25
3÷6
Na23
inel
0.498 ÷1.35 MeV
28
4 ÷10
Pb206
inel
1.35 ÷2.23 MeV
14
3
Pb207
Inel
0.498 ÷1.35 MeV
11
3
inel
1 35 ÷6.07 MeV
1.35
÷6 07 MeV
14 ÷ 50
3÷6
3 ÷
capt
6.07 ÷19.6 MeV
53
6
U238
Si28
Necessaria
accuratezza inferiore
al 3 % per Pu e Attinidi Minori, da
qualche keV a molti
MeV
Source: Aliberti, Palmiotti, Salvatores, NEMEA‐4 workshop, Prague 2007
Needs for new data on fission cross‐sections I database sezioni d’urto neutroniche (ENDF, JENDL, JEFF, BRONDL, etc…) per molti
isotopi coinvolti nei Gen IV / ADS sono incompleti,
incompleti presentano discrepanze fra loro o
con i dati sperimentali (sopratutto per gli attinidi).
Chiaramente inadatti per le necessità connesse allo sviluppo di sistemi nucleari
avanzati.
avanzati
Necessari nuovi dati (in particolare per reazioni di cattura e fissione) per molti
isotopi, spesso radioattivi.
Lista delle richieste continuamente aggiornata dalla NEA in un report periodico: THE
HIGH PRIORITY REQUEST LIST
www.nea.fr/html/dbdata/hprl/
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Lo strano caso del 243Am(n,f)
243Am
Esisteno numerose misure di
sezioni d’urto di fissione (dai
primi aanni ’60
p
60 aal 2004).
00 ).
Sopra soglia formano due
cluster, separati dal 15 % di
differenza.
differenza
dispersion
of 15%
Solo nuovi dati possono fornire
una
risposta
chiara
sul
problema (dati n_TOF
problema.
n TOF e Geel
confermano il cluster “basso”).
243Am σ(n,f)
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I database di sezioni d’urto
Risultati
sperimentali
Teoria
Laboratori
Evaluations
Evaluated
Data File
Industria
Organi di
controllo
Misure
integrali
Richiesta sforzo sinergico in vari campi per:
• misure di sezioni d
misure di sezioni d’urto
urto ad alta accuratezza
ad alta accuratezza
• sviluppo di modelli nucleari più attendibili (soprattutto per la fissione)
• data evaluation, analisi delle covarianze, aggiornamento librerie
• valida
validazione dei risultati (esperimenti integrali nei reattori)
ione dei risultati (esperimenti integrali nei reattori)
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Le misure di sezioni d’urto
Le sezioni d’urto sono affette da numerose incertezze:
•
massa e uniformità dei bersagli tipicamente qualche %
•
Presenza di contaminanti nei bersagli
dipende dai bersagli (qualche %) •
background
depende dalla facility e dai bersagli
•
neutroni wrap‐around
depende dalla facility
•
correzioni per efficienza e dead‐time
depende dai rivelatori (qualche %)
•
sezioni d’urto
sezioni d
urto usate come riferimento
usate come riferimento
tipicamente 1‐3
tipicamente 1
3 %
%
Non è facile misurare sezioni d’urto
Non è facile misurare sezioni d
urto con accuratezze (richieste) di qualche percento
con accuratezze (richieste) di qualche percento
Le misure più difficili richiedono miglioramenti nelle tecniche sperimentali e
nelle facilities (ma non è chiaro se alcune misure potranno mai essere fatte)
Alcune misure attulamente “impossibili” possono essere eseguite con metodi
alternativi (surrogate methods), o ricavati da modelli teorici.
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Le facilities per neutroni
Fasci di neutroni termici: •
alti flussi disponibili presso i reattori nucleari
•
neutroni prodotti con acceleratori e moderati
Sorgenti di neutroni monoenergetici:
Sorgenti di neutroni
•
tipicamente basati su reazioni (p,n) o (d,n) D(d,n), T(p,n), T(d,n), 7Li(p,n), 9Be(p,n), ec…, •
richiedono acceleratori di energia bassa o media (VdG, Pelletron, …)
i hi d
l t i di
i b
di (VdG P ll t
)
•
energia dei neutroni può essere cambiata (fino a 20 MeV)
n
p
T (p
(p,n))3He
Facilities per tempi di volo (Time‐of‐flight facilities):
•
largo spettro energetico (in alcuni casi fino a centinaia di MeV)
•
alta risoluzione energetica (risonanze)
•
richiedono acceleratori più complicati (pulsati, alta energia, alta intensità)
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35
Facilities per tempi di volo
Reazioni (p,n) and (d,n) :
•
acceleratori di energia medio‐bassa (impulsati)
•
bersaglio di conversione (7Li, 9Be, etc…)
•
uso di moderatori
Le più blasonate:
GELINA (Geel Belgio)
GELINA (Geel, Belgio)
ORELA (Oak Ridge,USA)
FFacili da costruire e gestire
ili d
t i
ti
Numerose nel mondo
Reazioni fotonucleari (γ,n):
•
acceleratori di elettroni ad alta intensità
acceleratori di elettroni ad alta intensità
•
bersagli ad alto Z (in alcuni casi U) •
Uso di moderatori
Spallation neutron sources:
•
acceleratori di protoni di alta energia (GeV)
acceleratori di protoni di alta energia (GeV)
•
grossi blocchi di materiali pesante (Pb, W …) •
uso di moderatori (acqua)
LANSCE (Los Alamos, USA)
n TOF (CERN)
n_TOF (CERN)
Gatchina (S. Peters., Russia)
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36
La facility n_TOF al CERN
Costruita al CERN a tempo di record (1.5 anni), su proposta di C. Rubbia.
Neutroni prodotti per spallazione da p (20 GeV/c) su Pb.
Caratteristica principale: flusso di neutroni molto alto !
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Figura facility con pallino (Paolo)
Movie tunnel n_TOF
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37
La facility n_TOF
n_TOF è una sorgente di spallazione basata su protoni da 20 GeV/c del PS
(prodotti 360 neutroni per ogni protone).
• Bersaglio di spallazione di Pb, 80x80x60
cm3, raffreddato ad acqua (moderatore)
• Base di volo ~200 m
• Due collimatori, tre muri di schermaggio, un magnete
• Possibilià di cambiare il profilo del fascio
nella sala sperimentale (per misure di
cattura e fissione).
Elevato flusso istantaneo
105 n/cm2/pulse
Largo spettro energetico
1 eV < E
En < 250 MeV
250 MeV
Alta risoluzione energetica
ΔE/E ~ 10‐4 (fino a 100 keV)
Basso repetition rate
1 pulse/2.4 s (0.8 Hz)
Basso background
10‐5 (1 particella/cm2/pulse)
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Sezioni d’urto di cattura del 232Th
Le sezioni d’urto di cattura del 232Th fondamentali per la progettazione dei reattori che
sfruttano il ciclo Th/U (attualmente allo studio in Francia e India).
Regione delle risonanze risolte (En<3 keV)
F. Gunsing et al., Phys. Rev. C, in preparation
Regione delle risonance non risolte(En>3 keV)
G. Aerts et al., Phys. Rev. C 73, 054610 (2006)
La misura ad n_TOF ha permesso di risolvere una discrepanza del 40 % (ad alta energia) e di
determinare i parametri delle risonanze (utili anche per modelli statistici).
statistici)
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Le misure di cattura con il calorimetro
Isotopi misurati:
197Au Au
234U 233U 237Np
240Pu 243Am ………………………
………………………
………………………
…………………….
……………………
……………………
237Np(n,γ)
in preparazione
in
preparazione
in preparazione
analisi dati
primo draft
primo draft
primo draft
analisi dati
240Pu(n,γ)
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Le misure di fissione ad n_TOF
Usati due diversi rivelatori per FF
Parallel Plate avalanche counter
(IN2P3, Santiago de Compostela)
Fission Ionization Chamber
(CERN Dubna INFN)
(CERN, Dubna, INFN)
Isotopi misurati (2003‐2004):
209Bi, 235U, 238U
standard
analisi dati (IN2P3)
preparazione
p
epa a o e ((INFN))
analisi dati (IN2P3)
analisi dati (INFN)
analisi dati (INFN)
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M Calviani et al subm to NIM
M. Calviani et al., subm. to NIM
……….
232Th ………………………
233U
U ………………………
237Np
…………………….
241,243Am ……………………
245Cm Cm
……………………
42
La reazione 233U(n,F)
• Misura simultanea della sezione
d’urto dal termico a 500 MeV
• Raggiunta accuratezza ~ 3 %
• Risonanze risolte fino a 10 keV
• Analisi delle risonanze in corso
in corso
M. Calviani et al., ND 2007 e Phys. Rev. C, in preparazione
• Risultati n_TOF utili per risolvere
di
discrepanza
d l 10 % fra
del
f 1 e 20 MeV
M V
• Prima misura fino a 500 MeV
F. Belloni et al., Nucl. Sci. Eng., in preparazione
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La fissione degli attinidi (241,243Am e 245Cm)
241Am(n,F)
Misure di fissione su 241,243Am e 245Cm,
fra le più accurate e complete
esistenti al momento (5 %).
245Cm(n,F)
M. Calviani et al., ND 2007 e NSE, in preparazione
• Dopo ND2007, ricevute numerose
richieste dei dati n_TOF
n TOF dagli
evaluators.
• Entro 2008 dati pubblicati e inseriti
su databases (EXFOR).
M. Calviani et al., ND 2007 e NSE, in preparazione
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Il metodo delle “surrogate reactions”
Alcune sezioni d’urto neutroniche (di fissione) non possono essere misurate
direttamente perché bersagli non sono disponibili (radioattività elevata, alte p
g
p
(
contaminazioni, piccole quantità disponibili).
Possibile studiarle attraverso reazioni surrogate: reazioni indotte da particelle cariche, che portano allo stesso nucleo composto:
cariche, che portano allo stesso nucleo composto:
237Np(n,f) 238U(3He,t)238Np
236U(n,f)
238U(3He,α)237U
242Cm(n,f)
Cm(n f)
243Am(3He,t)
He t)243Cm
243Cm(n,f)
243Am(3He,d)244Cm
244Cm(n,f)
243Am(3He,p)245Cm
….
Problema principale associato al momento angolare del nucleo composto,
che nelle reazioni surrogate può essere notevolmente diverso dalle reazioni
indotte da neutroni.
Necessario applicare correzioni con modelli.
In alcuni casi, l’unica possibilità di stimare le sezioni d’urto di fissione.
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The surrogate method
Reazione indotta da neutrone
(difficile da misurare)
Es.: 237U(n,f) t1/2= 6.75 d
Calculated
Reazione surrogata (facile da misurare)
(facile da misurare)
Ex.: : 238U(α,α’)
Measured
Calculated
Una reazione surrogata porta alla formazione dello stesso Nucleo Composto della reazione indotta da neutroni.
Assunzione di base: la formazione e decadimento del CN sono indipendenti fra loro.
In una reazione surrogata, il Nucleo Composto è selezionato dalla particella uscente (b) in coincidenza con i prodotti del decadimento del CN
(b) in coincidenza con i prodotti del decadimento del CN.
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Conclusions
Reattori di nuova generazione (Gen IV e ADS) risolvono in grossa parte i problemi dei
reattori attuali (Gen II e III), in particolare quello delle scorie.
R tt i veloci
Reattori
l i permettono
tt
di “riutilizzare”
“ i tili
” attinidi
tti idi minori.
i i
C’è un grosso sforzo internazionale per lo studio di fattibilità e progettazione dei Gen
IV, con forze che si stanno via via aggregando (compresa la EC, nel VII FP).
Esiste la necessità di migliorare l’accuratezza dei dati nucleari su numerosi isotopi
(attinidi minori, LLFF, materiale strutturale), al livello di qualche percento di
incertezza.
incertezza
Necessario migliorare le facilities per neutroni, ottimizzare le tecniche sperimentali,
raffinare le teorie. Aumentare le sinergie fra i diversi campi.
Sforzo immane, ma necessario.
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Grazie per l’attenzione
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Passato, presente e futuro dell’energia nucleare
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