Nukleare Simulation

Erhalt und Stärkung der Kernforschungskompetenz in Baden-Württemberg

ProfProfProfProf. Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine . Dr. Sabine PrysPrysPrysPrys

1. Kerntechnik• Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)• Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenenniveau)

2. Strahlungsmesstechnik

1.1 Lehrangebot Nukleartechnik

S. Prys, Fakultät CEE

2

2. Strahlungsmesstechnik• VL: Strahlungsmesstechnik• P: Strahlungsmesstechnik

3. Strahlenschutzausbildung• Grundkurse: Fachkundegruppen S 2.2 +S 4.2• Auffrischkurse: Alle Fachkundegruppen

4. Forschungsnahe Lehrprojekte• VL: MCNP Simulationen Strahlenschutz• VL: MCNP Simulationen zum Reaktor SUR-100• VL: MCNP Simulation zur Dosisverteilung am Menschen

1.1.1 Kerntechnik

• Experimentalvorlesung Kernreaktor (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Kennenlernen einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100

- Grundlagen von Atomspaltung, Kettenreaktion, - Reaktortypen, Aufbau des SUR-100, - Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität

3

- Anfahrprozedur, Reaktorkinetik, Kritikalität- unterkritische Neutronenvermehrung, - überkritische Neutronenvermehrung,- Steuerstabkalibrierung

• Vorlesung Reaktorphysik & Praktikum Kernreaktorexperimente (Fortgeschrittenes Niveau)

- 2 SWS, 3 ECTS � Steuerung einer nuklearen Anlage- Inhalte: Vorlesung mit integrierten Fahrübungen am SUR 100

- Theorie und Praxis des Anfahrvorganges- Arbeiten am Simulator, Funktionstests- Theorie und Experimente zu Überschussreaktivität und Neutronenflussdichte- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor

• Vorlesung Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:

- Nuklidkarte, Radioaktivität- Grundlagen der Strahlungsphysik, - Wechselwirkungsprozesse mit Materie,

1.1.2 Strahlungsmesstechnik

4

- Wechselwirkungsprozesse mit Materie, - Aktivität, Strahlendosis, Abstandsgesetz, Abschirmung- Grundlagen der Strahlungsmesstechnik- Neutronenaktivierungsanalyse

• Praktikum Strahlungsmesstechnik (Anfängerniveau)- 2 SWS, 3 ECTS � Grundkenntnisse von Strahlungsphysik und -messtechnik- Inhalte:

- Arbeiten mit der Nuklidkarte- Messung von Alpha-, Beta-, Gammastrahlen- Dosisleistungsmessungen, Isodosismessungen- Abschirmungsversuche, Kontaminationsmessungen, Wischtest- Ausmessung des Strahlenfelds am Reaktor- Radonmessungen

1.1.3 Strahlenschutzkurse

• Genehmigte Kurse nach Fachkunderichtlinie S 4.1 und S 2.2Ziele und Voraussetzungen nach Fachkunderichtlinie � staatlich anerkanntes Zertifikat für Strahlenschutzbeauftragte

- Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes

5

- Gesetzliche Grundlagen des Strahlenschutzes- Aufgaben und Pflichten des Strahlenschutzbeauftragten- Naturwissenschaftliche Grundlagen- Strahlenschutzberechnungen- Stand der Technik im Strahlenschutz- Biologische Strahlenwirkungen- Praktikum: Strahlenschutzmesstechnik- Strahlenschutz und Sicherheit- Umgang mit radioaktiven Substanzen- DIN-Vorschriften, Beförderung radioaktiver Stoffe, radioaktive Abfälle

1.1.4 Forschungsnahe Lehrprojekte

• Einführung in MCNP (Demonstrationsvorlesung)Mittleres Niveau, Grundkenntnisse in Atom- und Reaktorphysik 2 SWS, 3 ECTS � erster Umgang mit MCNP

– Grundlagen von Monte-Carlo Verfahren + das Programm MCNP– Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen

6

– Simulation von Strahlenfeldern und Abschirmungen– Statistische Güte

• Reaktorsimulationen mit MCNPFortgeschrittenes Niveau, Grundkenntnisse in MCNP2 SWS, 3 ECTS � vertiefte Erfahrungen mit MCNP

– MCNP Simulationen mit komplexer Geometrie– MCNP Simulationen zur Kritikalität– Verifizierung von Daten aus Sicherheitsberichten– Qualität von Cross Section Libraries

Simulation von experimentell unzugänglichen Szenari enVergleich Messung und Simulation

MCNP-4c BenchmarkingVoraussagen von Eigenschaften

2 F&E Nukleartechnik

S. Prys, Fakultät CEE

7

1. MCNP-4c Simulation am Reaktor SUR 100 der HS-Furtwangen2. MCNP-4c Simulationen am Hochflussreaktor Grenoble in Frankreich3. MCNP-4c Simulationen zur Gammadetektion an der Ben Gurion

Universität in Israel4. MCNP-4c Simulationen am Menschenmodell5. MCNP-5 Simulation des Strahlungsfeldes an einem CASTOR-Lager6. Strahlungsmessroboter

Voraussagen von EigenschaftenKalibrierung von Messgeräten

2.1 MCNP Simulationen

MCNP: Teilchentransport (Neutronen, Photonen und Elektronen) durch Materie mit Hilfe von Monte-Carlo-Algorithmen

Eingabe:

Monte Carlo N Particle Transport Code

8

Eingabe: Raumgeometrie, Wahrscheinlichkeiten für die Teilchenprozesse (σ), Startbedingungen (Source), ...Endbedingungen (Detektor)

Seit 1948 in Los Alamos entwickelt, Standardsoftware Nukleare Simulation, Reaktorberechnung, Strahlenschutz,..

2.1.1 Transport Code

Version 4C.2 / Version 5

• physical system

Monte Carlo N Particle Transport Code

9

• physical process described by probability density functions (pdf's)• random number generator for particle sampling from the pdf's• sampling rule for sampling from the pdf’s• scoring (tallying)_______________________________________________________• variance reduction• parallelization

2.1.2 Physical System

radiation source: � materials � radiation detector

nuclear particle transport

Monte Carlo N Particle Transport Code

10

radiation source: � materials � radiation detector

any geometry reactor point detectorpoint source shielding ring detectorsurface source air volume detector

manCASTOR

2.1.3 Geometry Cells

• Defined surfaces• Defined cells

– Cubes– Tubes– Speres

e.g. thyroide

11

– Speres– Ellipsoids– ....

• Boolean expressions– Intersections– …

• Space filling• Defined Materials

– ZAIDs– Particle densities

2.1.4 MCNP Particle Reactions

neutron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

system detector

12

angular distribution

photon � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

electron � reactions � terminationpropertiespdfenergy , angular distribution

system detector

system detector

2.1.5 Particle Sources

Particles: neutrons, photons, electrons

surface source

neutron start

13

mode nsdef sur 1051 erg d1 pos=-30.93 45.00 28.10 rad=d2 par=1 dir=d3si1 1E-9 7E-7sp1 -5 2.52E-8sc1 evaporation energy spectrum si2 4.9si3 -1. -0.9998 1. sp3 0. 1. 0.SSW 1059

spherical source direction biasing

2.1.5 Cross Sections

1 Neutron Scatter � Photon Production3 5 6

cross sections σσσσ

neutron reactions

14

1 Neutron Scatter � Photon Production2 Fission � Photon Production3 Neutron Capture4 Neutron Leakage5 Photon Scatter6 Photon Leakage7 Photon Capture

2

3

4

5

1

6

7

cross section [barns]: probability of an interaction event between two particles.

3. Simulation von Neutronenflüssen am Siemens Unterrichts Reaktor

Pierre-Alexander Eidam FB: Elektronik Februar 2004, Betreuung: S. Mahling / D. Lotze

15

Neutronenflüsse, Neutronenspektren und Reaktivitätsüberschuss des Reaktors SUR-100 wurden mit MCNP-4C simuliert und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen: ausgezeichnete Übereinstimmung

Die Regelstabkalibierkurve wurde nur mit grober Übereinstimmung durch MCNP Simulationen abgebildet

SUR-100Nullleistungsreaktor, max Leistung 1 Wattthermisch

3.1 Modell des SUR 100 Schnittbild

KernNeutronenquelle

16

NeutronenquelleSteuerstabModerator

Gamma AbschirmungNeutronen

AbschirmungNeutronendetektor

3.2 Modell des SUR 100 MCNP 2-D Schnittbild

•• KernKern•• ModeratorModerator

17

•• ModeratorModerator•• RegelplattenRegelplatten•• GammaGamma--

AbschirmungAbschirmung•• NeutronenNeutronen--

AbschirmungAbschirmung

3.3 Neutronenfluss experimentelldurch Manganaktivierung

Modell des Reaktors in der MCNP Simulation

γβγ ++ → FeMnnMn h 5658,25655 ),(

18

MCNP Simulation

•• ProbenhalterProbenhalter• Mn-55 an definierten

Positionen im Reaktor• Aktivierung durch Neutronen• γ - Spektroskopie� Neutronenflussmessung an

definierten Positionen

Experimente: C. Goller, D. Lotze

3.4 2D Thermische Neutronenflussdichteverteilung

Vergleich Experiment Simulation

4,00E+07

4,50E+07

Vergleich Messung und Simulation

experimentell

Neu

tron

enflu

ssdi

chte

in n

/cm

2 .s

19

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,50E+07

2,00E+07

2,50E+07

3,00E+07

3,50E+07

-35 -30 -25 -20 -15 -10 -5 0 5 10 15 20 25 30 35

Abstand vom Kern in cm

Neu

tron

enflu

ss (

n/cm

2*s)

experimentell simuliert 4E-08 MeV

simuliert

Neu

tron

enflu

ssdi

chte

in n

/cm

Abstand vom Zentrum des Brennelementes in cm

1,20E+07

3.5 3D Neutronenflussdichteverteilung

Simulation des gesamten Energiebereichs

Abstand vom Zentrum

Neutronenflussdichte

20

-31,0

-21,0

-11,5

-6,5

-1,5

3,5

8,5

15,0

25,0

1,00

E-0

82,

00E

-08

3,00

E-0

84,

00E

-08

5,00

E-0

86,

00E

-08

7,00

E-0

88,

00E

-08

9,00

E-0

81,

00E

-07

1,10

E-0

71,

20E

-07

1,30

E-0

71,

40E

-07

1,50

E-0

71,

60E

-07

1,70

E-0

71,

80E

-07

1,90

E-0

7

0,00E+00

2,00E+06

4,00E+06

6,00E+06

8,00E+06

1,00E+07

n/(cm^2·s)

cm

MeV

Maximum in Energiebereich

3.10-8 – 4.10-8 MeV

Nur messbar für thermische Neutronen!

Abstand vom Zentrum des Brennelementes

3.6 Neutronenspektrum im Kern

1,50E+07

2,00E+07

2,50E+07n/

cm^2

Thermische Neutronen

Neu

tron

enflu

ssdi

chte

in n

/cm

2 .s

Simulation des gesamten Energiebereichs

21

Reaktor SUR-100, Neutronenspektrum im Kern19,9% U-235: U-235 683 g, U-238 2734 g

Moderator: HD-PE

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01

Energie in MeV

n/cm

^2

Schnelle Neutronen

Neutronenenergie in MeV

Neu

tron

enflu

ssdi

chte

in n

/cm

3.7 Reaktivität der Regelstäbe (Kalibrierung)

0,4

0,5

0,6

simuliert

Vergleich Messung und Simulation

Rea

ktiv

ität i

n $

22

0,0

0,1

0,2

0,3

0 50 100 150 200 250

Abstand von Grundstellung in cm

$

RP1 RP2 Simulation

experimentell

simuliert

Rea

ktiv

ität i

n $

Fahrstrecke der Steuerstäbe

3.8 Schlussfolgerungen

MCNP SUR Simulationen erzielen

• Gute Ergebnisse für die Neutronik

23

• Gute Ergebnisse für die Neutronik• Gute Ergebnisse für Kritikalitätsbetrachtungen• Mittelmäßige Ergebnisse für Reaktivitätsberechnungen

Folgeprojekt erforderlich: Optimierung des SUR Reaktormodells hinsichtlich der Reaktivität

4. Neutronenflüsse am Hochflussreaktor in Grenoble

Forschungssemester 1999S. Mahling, H. Faust

Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îm

24

Es wurden Szenarien berechnet zur Veränderung des Urangehalts îmBrennelement: hochangereichertes Uran � niedrig angereichertes Uran � Neutronenquelle liefert wesentlich weniger Neutronen

Es wurde die Kalibrierkurve des Steuer-stabes simuliert und mit empirischen Werten verglichen: auftretende Diskrepanzen können mit Brennelementabbrand erklärt werden

Hochflussreaktor Grenoble (HFR) 58 MWh therm , 1,5 . 1015 n/cm 2.s

3 Swimming Pool (H2O)

5 Security Rod

6 Fuel Element Cap

7 Reactor Valve

8 Reactor Holding Tank (H2O)

4.1 HFR Model

5

67

3

9 Central Chimney (D2O)

10 Reactor Retaining Tank (D2O)

11 Neutron Guides H1 / H2

13 Vertical Cold Source

14 Fuel Element

15 Horizontal Cold Source

16 Control and Compensation Rod

9

1315

10

11

16

14

8

MCNP HFR Model

4.2 MCNP Model of the HFR Grenoble

Retaining tankRetaining tank

ReflectorReflector

View of Reactor Tank and Central Chimney

26

ReflectorReflector

corecore

Neutron Guide H6Neutron Guide H6

central chimneycentral chimney

HFR05a2 + HFR05c Core Thermal Neutron Spectra

1.6E+12

2.0E+12

Flu

x [n

/(s.c

m2 )]

2.3 HFR Thermal Core Spectrum HEU and LEU Fuel Element

high enriched uranium (HEU) vs. low enriched uran ium (LEU)

� neutron flux declines

� neutron source less efficient

Neu

tron

Flu

x n/

cm2 .

s

0.0E+00

4.0E+11

8.0E+11

1.2E+12

0.0E+00 5.0E-08 1.0E-07 1.5E-07 2.0E-07

Energy [MeV]

Flu

x [n

/(s.c

m

core HEU core LEU1,0=∆

E

ENeutron Energy in MeV

Neu

tron

Flu

x n/

cm

4.4 MCNP Control & Compensation Rod Model

105,5 cmMCNP plane 410

MCNP plane 401

Rod is fromNi-201

28

45 cm MCNP plane 391

MCNP plane 360

MCNP plane 392

MCNP plane 380

MCNP plane 370

Ni-201

4.5 Different Control Rod Positions

In the MCNP HFR Model

29a b c d

4.6 HFR Control Rod Reactivity

Control Rod Calibration

9001000

Con

trol

Rod

Pos

ition

[mm

]difference is due to fuel element burn up

control & compensation Rod

30

0100200300400500600700800900

0 5000 10000 15000 20000

Reactivity [pcm]

Con

trol

Rod

Pos

ition

[mm

]

Empirical Calculation MCNP Calculation

5 Simulation von Detektoren für Gammastrahlung

Forschungssemester 2005S. Mahling, Z. Alfassi

Ziel:Aufspüren radioaktive Materialien in

31

Aufspüren radioaktive Materialien in Lastwagen (Nuklearschmuggel)Gammastrahler, Neutronenstrahler

ProblemHalbleiterdetektoren, z.B. HPGeMassenabsorptionskoeffizient unbekannt

Lösung:Verwendung zweier HPGe sAnnahme Punktquelle, Punktdetektoren

Ben Gurion Universität, Beer Scheva, Israel

5.1 Virtual Detector Simulations

Ge Detector Simulation

x(0,0,0)

r = 13 cm

210211216217

147

32

• MCNP virtual detector model: the real detector can be represented by a point within or behind the detector, depending on the detector geometry

• MCNP virtual detector simulations: efficiencies of virtual detectors were calculated for different detector geometries and at different energies

hd= 13 cmhs= 30 cm

source energy 1332 keV

100

5.2 The Dependence of the Virtual Point-Detector on the HPGe Detector Dimensions

The dependence of the HPGe detector efficiency when collecting full energypeaks vs. the distance of the point source from the detector cap was studiedby Monte Carlo methods for 49 cylindrical detectors , having different radii andthicknesses. It was shown that in all cases interpolation and extrapolation canbe done using the model of the virtual point-detector. The dependence of thedistance of the virtual point-detector position from the detector cap was studied

33

distance of the virtual point-detector position from the detector cap was studiedas a function of the geometrical dimension of the detector. A general formulawas found:

h0 distance of the virtual point-detector position from the detector cap a,b,c parameters depending on the photon energy r,h radius, thickness of the detector,

m/ρ mass attenuation coefficient

)1(0ρm

ch

ebrah⋅⋅−

⋅−⋅⋅=

5.3 ForschungssemesterWS 2009/2010

• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions

• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions

34

• The Dependence of the Virtual Surface-Detector on the HPGe Detector Dimensions

• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the NaI Detector Dimensions

• The Dependence of the Virtual Point-Detector on the BGO Detector Dimensions

BGO = Bismuth Germanate, (Bi4 (GeO4) 3)

5.3 Energy Independent Virtual Detectors

4,55

5,56

6,5

Energy Independent Virtual Detectors[c

m]

Det

ecto

r R

adiu

s [c

m]

35

The detector efficiency is for sizes according to t his graph energy independent !!

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13

0,51

1,52

2,53

3,54

4,5

hd [cm]

rd*

[cm

]

h [cm]

r d*

[cm

]

Det

ecto

r R

adiu

s [c

m]

Detector Diameter [cm]

6. Simulation zu Organdosen am Menschen

Eva Maria Stoiber FB: Elektronik Februar 2005, Betreuung: S. Mahling, H. Sauerburger

Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2

36

Im Rahmen dieser Arbeit wurden 2 menschliche Modelle mit MCNP erstellt: weiblich und männlich. Verschiedene Szenarien einer Bestrahlung dieser Modelle wurden mit MCNP simuliert. Es lassen sich Dosisleistungsverteilungeninfolge externer oder interstitieller Bestrahlungen an bestimmten Organen des Menschen nachvollziehen.

Eine geeignetes Szenario zur Verifizierung aus der radiologischen Fachliteratur soll sich als Folgeprojekt anschließen.

Sabrina Plot eines MCNPInputfiles für das Menschenmodell

6.1 Ein weibliches Modell.....

Sabrina Plots vom MCNP Modell

37

Raytracing Program für MCNP Inputfiles

3D-Darstellung der Geometrie in MCNP

6.2 Optimierung des ModellsBauchraum 2D MCNP Plots

38

Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonad en

6.3 Optimierung des ModellsBauchraum 3D Sabrina Plots

39

Verbessertes MCNP Menschenmodell mit Darm und Gonad en

7. Strahlungsmessroboter

40

Oliver Jaeschke, Stefan Pilczewicz, u.a. WS 07 / 08Betreuung: S. Mahling / D. Lotze

Entwicklung und Optimierung eines Roboters zum Einsatz in Gammastrahlenfeldern mit kabelloser Datenübertragung

7.1 Projektziel ROBRAY

• Zweck des Roboters– Messungen in Gebieten mit hoher Aktivität– Automatisierung häufiger Vorgänge

41

– Exakte Positionierung des Messkopfes– Automatische Suche nach Strahlungsquellen

• Aufbau des Roboters– Raupenfahrzeug mit Fischertechnik-Interface– Dosisleistungsmessgerät FH 40 G mit Zählrohr– Anschluss an PC via RS232-Bluetooth-Adapter– Alternative Fernsteuerungstechniken– Steuerungssoftware mit JAVA

7.2 Messaufgaben

• Aufspüren einer Gammastrahlenquelle durch einen intelligenten

42

einen intelligenten Suchalgorithmus

• Drahtlose Übertragung und Aufzeichnung von Messwerten

• Einsatz bei höheren Strahlendosen

8. Geplante Forschungsprojekte

• Verbesserung des MCNP Modells des SUR 100 Reaktors – Damit experimentelles Reaktivitätsverhalten und die simulierten Ergebnisse

besser übereinstimmen, sollen hierzu detaillierte Untersuchungen durchgeführt werden;

– Schliesslich sollen simulierte Szenarien zur Temperaturabhängigkeit des Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem

43

Reaktivitätsverhaltens untersucht werden und mit Daten aus dem Sicherheitsbericht verglichen werden.

• Simulation eines Bestrahlungsszenarios zur Usability des MCNP Menschenmodels– Aus der radiologischen Forschung oder aus Berichten von Strahlenunfällen

sollen reale Daten von Menschenbestrahlungen extrahiert werden und entsprechende Szenarien am vorhandenen Modell simuliert werden.

• Fortsetzung der Untersuchung der Detektoreffizienz für NaI und BGO Detektoren

8.1 Simulation der Strahlenbelastung in einem CASTOR-Lager

Bachelor Thesis WS 09/10

• Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor

44

• Simulation des Strahlungsfeldes in einem Castor Lager, Neutronen- und Gamma-Strahlung

• Kombination von CAD-Files und MCNP-Input• Ziel: Kalibrierung von Albedodosimetrn und

elektronischen Neutronendosimetrn

7. Geplante Lehrprojekte

• Ein Teststrahlenfeld mit diversen Abschirmungen an der HS-Furtwangen soll ausgemessen und mit MCNP simulierten Daten verglichen werden

45

• Testen von MCNP-5 und Einsatz auf verteilten Rechnern

• Entwickeln von MCNP batch-Routinen und automatisierte Datenauswertung

• Erstellung von hochwertigen Lehrmaterialien für MCNP Kurse

1. Mahling, S.; Orion, I.; Alfassi, Z. B; Nuclear Instruments an Methods in Physic Research A 557 (2006) 544-553

2. Mahling-Ennaoui, S.; Jahn, S.; Proceedings of the ILL Millennium Symposium 2002

HS-FurtwangenPublications & Reports

46

Symposium 2002

3. Mahling-Ennaoui, S.; Neutron Flux Calculations, H13 - IN20 (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

4. Mahling-Ennaoui, S.; Shielding Calculations, Instrument BRISP (2002); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

5. Mahling-Ennaoui, S.; Criticality Calculations for the High Flux Reactor (1999); Institut Laue-Langevin Internal Security Reports (only for internal use)

Noch Fragen ?

47