Πειραματική Μελέτη της Αντίδρασης 232Th(n, f) στην Ενεργειακή Περιοχή 14 − 20 MeV με χρήση Aνιχνευτών Micromegas

Χασάπογλου, Σωτήριος; Chasapoglou, Sotirios

dc.contributor.author	Χασάπογλου, Σωτήριος	el
dc.contributor.author	Chasapoglou, Sotirios	en
dc.date.accessioned	2019-11-14T11:31:31Z
dc.date.available	2019-11-14T11:31:31Z
dc.identifier.uri	https://dspace.lib.ntua.gr/xmlui/handle/123456789/49417
dc.identifier.uri	http://dx.doi.org/10.26240/heal.ntua.17115
dc.description	Εθνικό Μετσόβιο Πολυτεχνείο--Μεταπτυχιακή Εργασία. Διεπιστημονικό-Διατμηματικό Πρόγραμμα Μεταπτυχιακών Σπουδών (Δ.Π.Μ.Σ.) “Φυσική και Τεχνολογικές Εφαρμογές”	el
dc.rights	Αναφορά Δημιουργού-Μη Εμπορική Χρήση-Όχι Παράγωγα Έργα 3.0 Ελλάδα	*
dc.rights.uri	http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/gr/	*
dc.subject	Πυρηνική φυσική	el
dc.subject	Αντιδράσεις νετρονίων	el
dc.subject	Ενεργός διατομή	el
dc.subject	Σχάση	el
dc.subject	Ανιχνευτές Micromegas	el
dc.subject	Nuclear physics	en
dc.subject	Neutron induced reactions	en
dc.subject	Cross section	en
dc.subject	Fission	en
dc.subject	Micromegas detectors	en
dc.title	Πειραματική Μελέτη της Αντίδρασης 232Th(n, f) στην Ενεργειακή Περιοχή 14 − 20 MeV με χρήση Aνιχνευτών Micromegas	el
heal.type	masterThesis
heal.classification	Πυρηνική Φυσική	el
heal.language	el
heal.access	free
heal.recordProvider	ntua	el
heal.publicationDate	2019-07-15
heal.abstract	Η παρούσα εργασία έγινε στα πλαίσια του Δ.Π.Μ.Σ. ”Φυσική και Τεχνολογικές Εϕαρμογές”. Σκοπός της εργασίας αυτής ήταν ο προσδιορισμός της ενεργού διατομής της αντίδρασης 232Th(n, f) σε ενέργειες νετρονίων En = 14.8, 16.5, 17.8 και 19.2MeV. Παράλληλα, μέσω του ελέγχου αναπαραγωγής των αναμενόμενων αποτελεσμάτων των ενεργών διατομών των αντιδράσεων 234,236U, έγινε ένας περαιτέρω έλεγχος και χαρακτηρισμός της ενέργειας των παρασιτικών νετρονίων. Οι μετρήσεις του πειράματος έλαβαν χώρα στον επιταχυντή Tandem 5.5 MV του Ινστιτούτου Πυρηνικής και Σωματιδιακής Φυσικής του Ε.Κ.Ε.Φ.Ε. ”Δημόκριτος”. Δέσμες δευτερίων επιταχύνθηκαν σε ενέργειες Ed = 1.75, 2.3, 2.8 και 3.6MeV και προσέκρουσαν σε στόχο Τριτίου. Μέσω της αντίδρασης 3H(d, n)4He (Qvalue = 17.59 MeV) παράχθηκαν οι δέσμες νετρονίων σε ενέργειες En = 14.8, 16.5, 17.8 και 19.2 MeV. Η ροή των νετρονίων προσδιορίσθηκε μέσω προσομοιώσεων Monte Carlo με τη συνδυασμένη χρήση των κωδίκων NeuSDesc και MCNP5. Η δυνατότητα υπολογισμού των σκεδαζόμενων νετρονίων εντός του πειραματικού χώρου ήταν επίσης δυνατή με τη χρήση των ίδιων προσομοιώσεων. Τα νετρόνια αυτά στη συνέχεια προσέκρουσαν στον πειραματικό θάλαμο ο οποίος περιείχε τη συστοιχία των στόχων των ακτινίδων καθώς και των ανιχνευτών Micromegas σε συνεχή και σταθερή ροή αέριου μείγματος Ar : CO2 (80 : 20). Η ανίχνευση των θραυσμάτων σχάσης που παράχθηκαν από τις ακτινίδες ήταν δυνατή μέσω των ανιχνευτών Micromegas. Από το σύνολο των γεγονότων σχάσης που καταγράϕηκαν προσδιορίστηκε η τιμή της ενεργού διατομής σε σχέση με στόχους αναϕοράς (235U, 238U). Επιπρόσθετες προσομοιώσεις Monte Carlo έλαβαν χώρα με τη χρήση του κώδικα FLUKA με σκοπό την αναπαραγωγή της κατανομής της εναπόθεσης ενέργειας των σωματιδίων-α και των θραυσμάτων σχάσης εντός του αερίου του ανιχνευτή. Οι κατανομές των θραυσμάτων σχάσης παράχθηκαν με τη χρήση του κώδικα GEF. Για τον τελικό υπολογισμό της ενεργού διατομής σχάσης των ισοτόπων 234,236U και 232Th, έγιναν και οι απαραίτητες διορθώσεις για τη συμβολή των παρασιτικών νετρονίων της δέσμης στην παραγωγή θραυσμάτων σχάσης.	el
heal.abstract	One ofthe most important problems ofthe 21st century, is the production of energy in quantities large enough to accommodate for the needs of the modern man. The two main ways for achieving this goal is the burning of carbonhydrates (which is the dominant one) and the utilization of nuclear energy through nuclear reactors. Both of these ways have some negative effects. The first one, has a tremendous effect in the environment in a large radius from the energy plant, and the latter produces long lived nuclear waste that has to be dealt upon. A solution to the incineration of nuclear waste, is the development of new generation nuclear reactors (Generation IV reactors and Accelerator Driven Systems-ADS). These reactors will use as fuel, what was considered to be nuclear waste. This way long lived radioactive isotopes can become short lived ones, and additionally more energy can be produced due to more available nuclear fuel. The operation of these reactors is based on the use of fast neutrons, so the accurate knowledge of the neutron induced fission cross section is evident for the optimization of the design of such reactors. Especially for the 232Th case, using the Th/U cycle as nuclear fuel can have many advantages. The main advantage is that ADS systems produce 233U or 239Pu from natural Th (232Th 100%) and U (238U 99.3%) that are abundant in nature. By using the fission energy of these isotopes, energy can be produced for humanity for thousands of years. For the reasons mentioned above, in the present work that was carried out as a master thesis in the MSc program ”Physics and Technological Applications”, the neutron induced fission cross section of the 232Th(n, f) reaction was studied, for incident neutron energies En = 14.8, 16.5, 17.8 and 19.2 MeV. In this specific energy range, the existing experimental datasets are quite discrepant, a fact that may lead to poor evaluations. Thus emerges the need for new accurate measurements in the energy range in question. The experiment was carried out at the 5.5 MVTandem accelerator of the Institute ofNuclear and Particle Physics ofN.C.S.R. ”Demokritos”. Deuteron beams were accelerated at energies Ed = 1.75, 2.3, 2.6, 3.6MeV and intercepted by a tritiated titanium target. Quasi-monoenergetic beams were produced via the 3H(d, n)4He (Qvalue = 17.59MeV) (D−T) reaction at energies of En = 14.8, 16.5, 17.8, 19.2MeV. The flux of the produced neutrons was simulated via Monte Carlo simulations, utilizing the NeuSDesc and MCNP5 codes. Through these codes, an estimation of the number of scattered neutrons within the experimental hall area was also made possible. These neutrons then were intercepted by the experimental chamber that contained the Micromegas detectors as well as the actinide sample assembly in a constant flow of a gas mixture of Ar : CO2 (80 : 20) at atmospheric pressure. The detection of the fission fragments produced by the actinide samples was possible via the Micromegas detectors. The neutron induced fission cross section was measured by the total yield of fission fragments recorded by the detectors, relative to reference targets (238U, 235U). It should be mentioned here, that along with the neutrons with the nominal energy produced via the D-T reaction, a number ofparasitic reactions take place as well, that yield the respective parasitic neutrons at lower energies. Most of these parasitic reactions are expected to take place within the beam line and the target itself (12C(d, n), 16O(d, n)). Carbon is present due to the vacuum pressure system, and Oxygen due to oxidation processes of the materials within the beam line and the surrounding materials of the target itself. Another category of low energy parasitic neutrons can be considered as being the scattered with the materials of the experimental area and the chamber ones, along with those originating from various deuteron breakup processes. The contribution of these parasitic neutrons in the experimentally measured fission yield can be estimated by placing a Cu foil before the deuteron beam reaches the target, since no neutron production is expected to take place and the deuterons are expected to be absorbed by the Cu foil. If however, fission fragments are recorded in this case, they must originate from any of the aforementioned parasitic reaction and must be subtracted from the measured yield. This Cu foil imitates the Cu backing of the Ti tritiated target which is used for the neutron production. The estimation of the energy and the respective contribution to the fission yield, was also possible with the possible reproduction of the expected cross section data of the 234,236U(n, f) reactions. Auxiliary Monte Carlo simulations were performed via the use of the FLUKA code for the reproduction of the energy deposition of the α-particles within the gas volume and thus the subsequent partial reconstruction of the pulse height spectra of both the α-particles and the fission fragments. The fission fragment distributions were produced with the use of the GEF code.	en
heal.advisorName	Κόκκορης, Μιχάλης
heal.committeeMemberName	Κόκκορης, Μιχάλης
heal.committeeMemberName	Βλαστού, Ρόζα
heal.committeeMemberName	Λαγογιάννης, Αναστάσιος
heal.academicPublisher	Εθνικό Μετσόβιο Πολυτεχνείο. Σχολή Εφαρμοσμένων Μαθηματικών και Φυσικών Επιστημών	el
heal.academicPublisherID	ntua
heal.numberOfPages	79 σ.	el
heal.fullTextAvailability	false