Az atomenergia fenntarthatóságának javítása érdekében világszerte intenzív kutatás-fejlesztési programok zajlanak az ún. negyedik generációs reaktorokkal és azon belül is a gyorsreaktorokkal kapcsolatban. Európában az iparilag legfejlettebb folyékony nátrium hűtésű technológia mellett egyik alternatív technológiaként a folyékony ólom vagy ólom-bizmut eutektikum hűtésű reaktor technológia kap kiemelt figyelmet. Utóbbi technológiával kapcsolatban több kísérleti vagy demonstrációs rektor is tervezés alatt áll:
- a belgiumi Molban 2025-be üzembe helyezni tervezett MYRRHA ólom-bizmut hűtésű gyorsítóval hajtott rendszer (ADS) egyben a nehézfém hűtés első demonstrációja is lesz
- a 150 MW teljesítményű ALFRED ólomhűtésű demonstrációs reaktor, amelyet Romániában terveznek felépíteni.
Ezek előkészítése képpen a Molban már jelenleg is üzemel a VENUS-F zéró teljesítményű kritikus rendszer melynek egyik feladata, hogy validációs méréseket szolgáltasson a fenti reaktorok számításaihoz. A BME-NTI célja a következő években európai kutatás-fejlesztési projektek keretében bekapcsolódni a fenti fejlesztésekbe, ezért a doktori kutatási téma keretében feladat az ott felmerülő rektorfizikai kérdések vizsgálatához való hozzájárulás. Erre való felkészülésként és a vizsgálatok megalapozása érdekében a jelöltnek a következő feladatokkal kell foglalkoznia:
- Ólomhűtésű gyorsreaktorok modellezésére alkalmas determinisztikus számítási rendszer összeállítása, amely képes a reaktor alapvető reaktorfizikai paramétereinek meghatározására és egy egyszerűsített reaktormodellhez szükséges integrális paraméterek számítására (pl. pontkinetikai modell paraméterei, vagy csoportállandók homogenizált diffúziós modellhez).
- A különböző számítási közelítések és homogenizációs technikák vizsgálata abból a szempontból, hogy melyik nyújtja a legjobb közelítést az ólomhűtésű reaktorokra jellemző feltételek mellett (moderáció hiánya, nagy szabadúthossz, szóródás ólmon, nagy kiszökés, geometriai anizotrópia).A számítási rendszer részletes validációja a VENUS-F mérések segítségével és összevetés Monte Carlo számításokkal.
- A reaktor megvalósíthatóságának vizsgálatánál fontos meghatározni a tervezést megalapozó számítások bizonytalanságát. A reaktorfizikai számítások bizonytalanságát alapvetően meghatározza az alkalmazott hatáskeresztmetszet adatok bizonytalansága. Az erre vonatkozó adatok ún. kovariancia könyvtárakban állnak rendelkezésre és hatásuk a zóna integrális paramétereinek bizonytalanságára perturbáció számításon alapuló módszerekkel vizsgálható. A jelölt feladata a kiválasztott zónákra meghatározni az ilyen eredetű bizonytalanságok mértékét és forrását.
- A jelentős bizonytalanságok egyik oka, hogy csak nagyon kevés kísérleti adat áll rendelkezésre az ólomhűtésű gyorsreaktorra jellemző spektrumban végzett mérésekből, mivel a kutatóreaktorok szinte mind termikus spektrumúak. Érdemes ezért megvizsgálni annak a lehetőségét, hogy egy termikus zónában hogyan lehet létrehozni a gyorsreaktorokhoz hasonló spektrummal jellemezhető "szigetet".
- A gyorsreaktor alkalmazásának egyik indoka a másodlagos aktinidák transzmutációja. A fenti reaktorok ugyan még plutónium alapú üzemanyaggal fognak üzemelni, de alkalmasak lehetnek másodlagos aktinida tartalmú üzemanyag tesztelésére. Ezért érdemes megvizsgálni, hogy ilyen üzemanyag részleges betöltése hogyan befolyásolja a zóna paramétereit és azok bizonytalanságát
- Egy alapvető tranziensek vizsgálatára alkalmas egyszerűsített reaktordinamikai és kapcsolt thermohidraulikai modell összeállítása.
Atomenergetikai, reaktorfizikai ismeretek, programozási gyakorlat, angol nyelvtudás