Bewertung der ITER-Strahlungsumgebung während der Fernmessung

Scientific Reports Band 13, Artikelnummer: 3544 (2023) Diesen Artikel zitieren

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Während der Betriebsdauer von ITER wird ein ferngesteuerter Behälter verwendet, um Komponenten im Schiff zu Wartungs-, Lagerungs- und Stilllegungszwecken in die Heiße Zelle zu transportieren. Aufgrund der Verteilung der Durchdringungen zur Systemzuordnung in der Anlage weist das Strahlungsfeld jedes Übertragungsvorgangs eine hohe räumliche Variabilität auf; Alle Vorgänge müssen zum Schutz der Arbeitnehmer und der Elektronik unabhängig untersucht werden. In diesem Artikel stellen wir einen vollständig repräsentativen Ansatz zur Beschreibung der Strahlungsumgebung während des gesamten Fernhandhabungsszenarios von In-Vessel-Komponenten in der ITER-Anlage vor. Die Auswirkungen aller relevanten Strahlungsquellen während der verschiedenen Phasen der Operation werden berücksichtigt. Es wird davon ausgegangen, dass die Bestandsstrukturen und die Basisentwürfe für 2020 das bislang detaillierteste neutronische Modell des Tokamak-Komplexes, der 400.000 Tonnen schweren zivilen Struktur, die den Tokamak beherbergt, liefern. Neuartige Funktionen des D1SUNED-Codes haben es ermöglicht, die Integraldosis, die Dosisleistung und den photoneninduzierten Neutronenfluss sowohl von bewegten als auch von statischen Strahlungsquellen zu berechnen. In die Simulationen werden Zeitabschnitte einbezogen, um die Dosisleistung zu berechnen, die durch Komponenten im Gefäß an allen Positionen entlang des Transfers verursacht wird. Die zeitliche Entwicklung der Dosisleistung wird im Videoformat mit einer Auflösung von 1 m erstellt, was besonders für die Identifizierung von Hotspots nützlich ist.

ITER, das Spitzenprojekt im Bereich Fusionsenergie, soll die Machbarkeit der Kernfusion als zuverlässige Energiequelle im großen Maßstab demonstrieren. Während des 500-MW-Pulsbetriebs werden jede Sekunde etwa 1,77·1020 Neutronen mit 14,1 MeV erzeugt, die aus den Deuterium-Tritium-Fusionsreaktionen resultieren. Das intensive Neutronenfeld interagiert mit den Materialien in der Nähe (insbesondere denen von Komponenten aus dem Inneren des Gefäßes) und wandelt diese um und aktiviert sie. Solche aktivierten Komponenten stellen eine sekundäre und verzögerte Gammastrahlungsquelle dar, die im Vergleich zu Plasmaneutronen während des Maschinenbetriebs radiologisch vernachlässigbar sein kann, während der Maschinenabschaltung jedoch zur Hauptstrahlungsquelle in der Anlage wird.

Während der Betriebsdauer von ITER wird erwartet, dass Wartungs-, Lagerungs- und Stilllegungsaufgaben für schiffsinterne Komponenten im Hot-Cell-Komplex durchgeführt werden müssen. Gegenstand dieser Aufgaben sind unter anderem die 440 ersten Wandpaneele, die 54 Divertorkassetten und alle Anschlussstopfen (dargestellt in Abb. 1). Doch zunächst müssen diese Komponenten vom Tokamak-Komplex in die Heiße Zelle transferiert werden. Aufgrund der hohen Aktivierung wird zu diesem Zweck ein ferngesteuertes Fass verwendet. Der Transfervorgang umfasst mehrere Schritte, wie das Entfernen des Bioschildstopfens, das Laden der Komponente in das Fass, das Öffnen der Portzellentür und den eigentlichen Transfer. Folglich ist mit Veränderungen des Strahlungsfeldes zu rechnen, da sich während solcher Vorgänge sowohl die Quellen- als auch die Abschirmungsgeometrien in der Anlage ändern. Die Beurteilung des Strahlungsfeldes ist erforderlich, um die Einhaltung der radiologischen Zoneneinteilung zum Arbeitsschutz zu überprüfen und ggf. Elektronikqualifizierungsprogramme zu unterstützen.

Querschnitt des ITER-Tokamaks. Komponenten im Gefäß, die aus der Ferne übertragen werden, werden angezeigt und ihre Positionen innerhalb des Tokamaks werden hervorgehoben. Die 3 Ebenen des Tokamak werden angezeigt.

Frühere Arbeiten haben sich mit diesem Problem befasst1, es sind jedoch neue Anstrengungen erforderlich, da (i) ein umfassender Ansatz hinsichtlich Strahlungsquellen und Behälterbetrieben verfolgt werden muss, (ii) die Gebäude- und Komponentenkonstruktionen ständig weiterentwickelt werden und (iii) Verbesserungen vorgenommen werden von Codes und Methoden.

Die methodische Leistungsfähigkeit der Berechnung von Strahlungskarten aufgrund bewegter Strahlungsquellen wurde durch frühere Arbeiten1 nachgewiesen. Dennoch konnte das Remote-Handling-Szenario von In-Vessel-Komponenten aus folgenden Gründen nicht vollständig abgebildet werden:

Es wurde eine begrenzte Anzahl von Fassbahnen berücksichtigt. Für den oberen Portstopfen wurde nur eine Flugbahn, beginnend bei Portzelle Nr. 10, berücksichtigt. Strahlungskarten von Transfers von äquatorialen Hafenstopfen wurden nicht berücksichtigt.

Nur eine Phase des Vorgangs, der Fasstransfer in die Heiße Zelle, wurde untersucht. Die Strahlungsumgebung, die in anderen Phasen entsteht, beispielsweise beim Öffnen der Portzellentür, wurde nicht berücksichtigt.

Außerdem haben sich die Entwürfe des Tokamak-Komplexes weiterentwickelt und sein Bau ist seit früheren Arbeiten fast abgeschlossen. Das zuvor verwendete geometrische Monte-Carlo-N-Teilchen-Modell (MCNP)2 war simpel (mit kaum Systemdurchdringungen in Gebäudewänden) und derzeit veraltet. In dieser Studie wurden Bestandskomponentenstrukturen und Basisentwürfe für 2020 berücksichtigt. Es wurden ca. 4800 Durchdringungen von Systemen erfasst, die Gebäudewände und -decken durchqueren.

Schließlich wurden im Hinblick auf die Methodik und Codeverbesserung neue Funktionen des D1SUNED-Codes3 entwickelt. Sie ermöglichten nicht nur die Berechnung der integralen Dosis, die durch bewegte Strahlungsquellen verursacht wird, sondern auch die Diskretisierung dieser Dosis innerhalb von Zeitintervallen. Das Ergebnis ist die zeitliche Entwicklung der Dosisleistung während des Fasstransfers im Videoformat. Dies ist besonders wertvoll, um problematische Behälterstandorte für die Designoptimierung zu identifizieren. Zum ersten Mal wurden Strahlungskarten durch photoneninduzierte Neutronen (oder Photoneutronen) aus den ersten Wandpaneelen aus Beryllium erstellt.

Die in diesem Artikel vorgestellte Arbeit hat weiteres Licht auf die ITER-Strahlungsumgebung während des Fernhandhabungsszenarios von In-Vessel-Komponenten geworfen. Der systematische Ansatz zur Beschreibung wird zusammen mit der aktualisierten Geometrie des Tokamak-Komplexes, der neuartigen Methodik und einigen relevanten Ergebnissen in den folgenden Abschnitten erläutert.

Das Szenario des ITER-Transferbetriebs ist umfassend und komplex. Es umfasst verschiedene Aufgaben und Komponenten sowie die Kombination aus ferngesteuerten und praktisch gesteuerten Vorgängen. In dieser Studie wurde nur das Fernabfertigungsszenario von In-Vessel-Komponenten behandelt. Es umfasst die Übertragung von:

14 äquatoriale Anschlussstopfen aus der Diagnostik, Testdeckenmodulen und Elektronen- und Ionenzyklotron-Heizsystemen.

14 obere Anschlussstopfen von Diagnose- und Elektronenzyklotron-Heizsystemen.

54 Umlenkkassetten.

440 Erstwandplatten.

6 Torus-Kryopumpen, 6 In-Vessel-Viewing-Systeme und 3 Diagnose-Racks.

Übertragungsvorgänge variieren je nach der betrachteten Komponente und der Portzelle, in der sie ausgeführt werden. Um den Prozess erheblich zu vereinfachen, umfasst der Transfervorgang eines Portstopfens die folgenden Schritte (siehe Abb. 2):

Extrahieren der Portzellenausrüstung. Entfernen des Bioschildstopfens und der Zwischenraumausrüstung.

Öffnen der Portzellentür, Betreten des Transferbehälters in der Portzelle und Schließen der Portzellentür.

Entfernen des Anschlussstopfens und Laden in den Transferbehälter. Diese Phase dauert etwa 16 Stunden.

Öffnen der Backbordzellentür und Überführen des beladenen Fasses in die Galerie. Dies dauert ungefähr 30 Minuten.

Schließen der Portzellentür und Fortsetzen des Fasstransfers in die Heiße Zelle. Abhängig von der Hafenzelle, in der der Fasstransfer beginnt, kann dieser Schritt 1 bis 6 Stunden dauern.

Vereinfachte Darstellung der Phasen während des Fasstransfervorgangs von Hafenzelle Nr. 14. In grau ist der Transferbehälter dargestellt, in gelb die aktivierte transferierte Komponente, in blau die zuvor zu entnehmende Ausrüstung.

Unter den zuvor genannten Stufen weisen die Nummern 3, 4 und 5 Strahlungsfelder auf, die für diese Arbeit besonders intensiv sind. Jene sind:

Das von der aktivierten Komponente erzeugte Strahlungsfeld soll übertragen werden.

Das Strahlungsfeld, das von allen aktivierten Komponenten erzeugt wird, die während des Transfers im Gefäß verbleiben.

Extraktionsvorgänge anderer Komponenten, wie etwa der ersten Wandpaneele oder der Divertorkassetten, können mehr Stufen umfassen, aber die zugehörigen Strahlungsfelder bleiben gleich. Alle Komponenten werden einzeln transportiert, mit Ausnahme der Platten, von denen drei pro Behälter geladen werden. Portstopfen, Torus-Kryopumpe, In-Vessel-Viewing-Systeme und Racks werden aus der entsprechenden Portzelle transferiert. Den ersten Wandpaneelen und Divertorkassetten sind vier bzw. drei Portzellen zugeordnet, aus denen sie entnommen werden können.

In dieser Studie wurde ein vollständig repräsentativer Ansatz verfolgt, um die Strahlungsumgebung des Fernwartungsszenarios von In-Vessel-Komponenten im Tokamak-Komplex zu beschreiben. Fünf verschiedene Komponenten (dargestellt in Abb. 1) wurden als repräsentativ für alle übertragenen Gegenstände betrachtet: (i) eine Divertorkassette, (ii) eine Torus-Kryopumpe, beide auf der unteren Ebene (B1), (iii) 3 erste Wandpaneele und (iv) ein äquatorialer Anschlussstopfen auf Bodenniveau (L1) und (v) ein oberer Anschlussstopfen auf oberer Ebene (L2).

Die Auswahl der spezifischen Anschlussstopfen und ersten Wandpaneelmodelle basierte auf einer Scoping-Analyse, bei der auf Konservatismus und Reife des Designs geachtet wurde. Ausgewählt wurde das Modell, das die höchste Dosisleistung liefert, aber die endgültige Entwurfsprüfung bestanden hat und über eine explizite Modellierung von Wasserkanälen in der ersten Wand verfügt. Der Ion-Cyclotron-Heating-Stecker und der Electron-Cyclotron-Heating-Stecker waren die ausgewählten äquatorialen bzw. oberen Anschlussstecker. Bei den Tafeln wurde das Modell der Reihe Nr. 18 berücksichtigt, das eine explizite Modellierung von Wasserlinien vorsah.

Mit der Kryopumpe werden In-Vessel-Viewing-Systeme und Diagnose-Racks repräsentiert. Es wird erwartet, dass die Aktivierung dieser drei Komponenten ähnlich und im Vergleich zur Aktivierung der Divertorkassette vernachlässigbar ist.

Insgesamt wurde die Untersuchung des gesamten Wartungsszenarios auf 41 Vorgänge an 37 verschiedenen Hafenzellen reduziert. Sie entsprechen (i) 14 oberen Port-Plug-Transfers bei L2, (ii) 14 äquatorialen Port-Plugs und 4 ersten Wandpaneel-Transfers bei L1, (iii) 3 Divertor- und 6 Torus-Kryopumpen-Transfers bei B1. Vier Portzellen werden von den Panels gemeinsam genutzt und die Portstopfen werden an L1 übertragen.

Seit der vorherigen Studie wurden zwei offizielle MCNP-Modelle des ITER-Tokamak-Komplexes veröffentlicht. Die Aktualisierungen stehen im Zusammenhang mit Änderungen im Design und der Verfügbarkeit von Bestandsgeometrien, wenn sich die Konstruktion der Fertigstellung nähert. Das Vorgängermodell stellte hinsichtlich der Modellqualität einen Fortschritt dar4. Letzteres, das in diesem Artikel beschrieben wird, folgt der gleichen Methodik, erweitert aber den Anwendungsbereich und erhöht die Genauigkeit durch die Einbeziehung mehrerer Gebäude, Strukturen und Komponenten, die in früheren Modellen des Tokamak-Komplexes nicht berücksichtigt wurden.

Der Tokamak-Komplex umfasst drei Gebäude: Das Tokamak-Gebäude (B11), in dem die Maschine untergebracht ist, das Tritium-Gebäude (B14), in dem Tritium verarbeitet wird, und das Diagnosegebäude (B74), in dem die Steuerungs- und Verarbeitungselektronik der meisten davon untergebracht sein wird die Diagnosesysteme. Für die Aktualisierung von B11 wurden Bestandsstrukturgeometrien berücksichtigt. Für die noch nicht gebauten Bauwerke wurden Basisentwürfe für 2020 in Betracht gezogen. Die MCNP-Modelle B14 und B74 wurden mit geringfügigen Änderungen vom Vorgängermodell übernommen.

Abbildung 3 zeigt einen vertikalen Querschnitt der CAD- bzw. MCNP-Modelle des Tokamak-Komplexes. Es werden Ebenen angegeben (B2 und B1 für unterirdische Ebenen und von L1 bis L5 plus R1 für oberirdische Ebenen).

Querschnitt des Tokamak Complex CAD-Modells (links) und des MCNP-Modells (rechts). Gebäude und Ebenen sind markiert. Unterschiedliche Farben in der MCNP-Modellansicht weisen auf unterschiedliche Materialien hin.

Die Anlage umfasst Tausende von Durchdringungen zur Unterbringung der unterstützenden Systeme, die unter anderem für Maschinensteuerung, Plasmaheizung, Diagnose, Kühlung, Betankung, Vakuumpumpe, Kabeltrassen, Stromversorgung, Heizung, Belüftung und Klimatisierung bestimmt sind. Folglich kombiniert die Strahlungsumgebung des Tokamak-Komplexes sowohl Dämpfungs- als auch Strömungsphänomene und weist eine hohe räumliche Variabilität auf. Um solche Öffnungen zu berücksichtigen, wurden alle Durchdringungen von Systemen, die die Gebäudestrukturen von B11 kreuzen, insgesamt etwa 4800, modelliert. Ihre Standorte, Abmessungen und Materialien wurden aktualisiert. Berücksichtigt werden dedizierte Hinterfüllzellen (d. h. die Komponente, die den Spalt zwischen der Wand/Decke und dem Kreuzungssystem füllt). Darüber hinaus wurden die größten B14- und B74-Durchdringungen auf den Basisentwurf von 2020 aktualisiert.

Eine weitere Änderung betrifft das Vorhandensein von 15 Abschirmmaßnahmen, die nach früheren Strahlungskarten entworfen wurden. Mit dem Ziel, die Strahlungswerte in bestimmten Bereichen innerhalb und außerhalb des Tokamak-Komplexes zu reduzieren, wurden sie im aktuellen Modell berücksichtigt.

Vereinfachte Geometrien der angrenzenden Gebäude wurden in das MCNP-Modell integriert. Dazu gehören das Dach B11, die seismische Plattform (B12-19), die Versammlungshalle (B13), die Heiße Zelle (B21), das Hochspannungsgebäude (B37) und der Graben zwischen B12-19 und B37. Berücksichtigt wurde eine vereinfachte Darstellung des ITER-Bodens sowie von Luftzellen bis zu 1 km vom Tokamak-Komplex entfernt. Eine allgemeine Ansicht der CAD- und MCNP-Modelle ist in Abb. 4 dargestellt.

Blick auf die angrenzenden Gebäude und den Tokamak-Komplex von CAD-Modell (links) und MCNP-Modell (rechts). Gebäude und Bauteile sind gekennzeichnet. In beiden Abbildungen ist die Nord-Süd-Richtung des Standorts dargestellt.

Darüber hinaus enthält das MCNP-Modell eine detaillierte Beschreibung der Umgebung der Neutralstrahlzelle und des Hochspannungsdecks sowie des Tokamak-Kühlwassersystems5, die nicht Gegenstand dieses Artikels sind.

Zur Vereinfachung der Berechnung wurde die Bewertung der beiden Strahlungsfelder, die den Phasen eines einzelnen Behältertransfers zugeordnet sind (Abb. 2), in vier Beiträge entkoppelt, die in Abb. 5 zusammengefasst sind. Diese sind:

Beitrag Nr. 1. Dies liegt daran, dass die Komponenten während Stufe 3 (Beladen der Komponente in das Fass) im Behälter verbleiben.

Beitrag Nr. 2. Wird von der Komponente produziert, die in Stufe 3 (Beladen der Komponente in den Behälter) umgefüllt werden soll.

Beitrag Nr. 3. Aufgrund der Komponenten, die während Phase 4 im Behälter verbleiben (Öffnen der Portzellentür und Überführen des Fasses in die Galerie).

Beitrag Nr. 4. Produziert durch die übertragene Komponente während der Phasen 4 und 5 (Öffnen der Portzellentür und Übertragen des Fasses in die Galerie, Schließen der Portzellentür und Fortsetzen des Fasstransfers in die Heiße Zelle).

Rechnerische Aufschlüsselung der Strahlungsumgebung während der Phasen eines einzelnen Transfervorgangs von Portzelle Nr. 14. Beiträge zum Strahlungsfeld werden entweder mit einem roten Pfeil (für Komponenten, die im Gefäß verbleiben) oder einem roten Quadrat (für übertragene Komponenten) markiert. Die Bilder zeigen die verschiedenen betrachteten Geometrien des Tokamak-Komplexes.

Variationen des MCNP-Modells des Tokamak-Komplexes wurden erstellt, um die Geometrie jeder Stufe darzustellen. Die Zwischenraum- und Portzellenausrüstung sowie der Bioschildstopfen werden in allen Beiträgen entfernt, indem ihre Materialien durch Luft ersetzt werden. Der Portstopfen wurde bei allen Beiträgen ebenfalls aus seiner Position entfernt. Die zu übertragende Komponente (entweder ein Portstopfen, eine Divertorkassette, die drei ersten Wandplatten oder eine Torus-Kryopumpe) wurde während Beitrag Nr. 2 im Behälter in der Portzelle platziert. Für Beitrag Nr. 4 wird im nächsten Abschnitt die Methodik zum Umgang mit bewegten Strahlungsquellen erläutert. Die Portzellentür ist für die Beiträge Nr. 3 und Nr. 4 geöffnet (Luft), während sie für die Beiträge Nr. 1 und Nr. 2 geschlossen bleibt.

In dieser Studie wurden zerfallende Gammastrahlungsquellen von In-Vessel-Komponenten berücksichtigt, die durch die Einwirkung der Neutronenfluenz aus den Fusionsreaktionen erzeugt werden. Darüber hinaus wurde auch die verzögerte Photoneutronenquelle angesprochen, die entsteht, wenn das in den ersten Wandpaneelen vorhandene Beryllium dem Zerfall-Gammafeld der Paneele ausgesetzt wird, da sie Auswirkungen auf Komponenten haben kann, die keinen Neutronen ausgesetzt wären6. Solche Quellen wurden mithilfe eines überlagerten Geometrienetzes mit einer räumlichen Auflösung zwischen 2 × 2 × 2 und 4 × 4 × 4 cm3, abhängig von der Komponente, aufgezeichnet. Alle Quellen und ihre Intensitäten sind in Abb. 6 dargestellt.

Zerfalls-Gammaquellen aus den im Gefäß verbliebenen aktivierten Komponenten wurden mithilfe der SRC-UNED7-Methode modelliert. Dies ermöglicht die Verknüpfung der Informationen aus dem In-Bioshield-MCNP-Modell, E-lite8, mit dem Out-Bioshield-Modell, dem Tokamak Complex MCNP-Modell, das bereits beschrieben wurde. Um die Maschinenkonfiguration richtig zu erfassen, wenn diese Strahlungsquelle relevant ist (Stufen 3 und 4), wurden in E-lite mehrere Modifikationen implementiert. Die Zwischenraum- und Portzellenausrüstung wurde zusammen mit dem Bioshield-Stecker und dem Portstopfen aus der Geometrie entfernt.

Alle Strahlungsquellen wurden unter Verwendung des vollständigen ITER-Lebensdauerbestrahlungsszenarios (SA2) berechnet, gefolgt von einer dreiwöchigen Abkühlzeit. Die Cell-under-Voxel-Fähigkeit9 wurde eingesetzt, um nur Informationen in Zellen der gewünschten Komponenten aufzuzeichnen. Die Aktivierung der Gebäude wurde in dieser Studie nicht berücksichtigt, da sie im Vergleich zu den anderen Strahlungsquellen voraussichtlich vernachlässigbar ist.

Für die Berechnung bewegter Strahlungsquellen wurden neue D1SUNED-Funktionen entwickelt. Die erforderliche Methodik zum Definieren zweier unabhängiger Regionen in derselben MCNP-Eingabe: die Transportdomänenregion und das Quelluniversum. In dieser Studie handelt es sich bei ersterem um das bereits erwähnte Tokamak Complex MCNP-Modell. Letzteres beinhaltet die Geometrie des transferierten Bauteils und eine vereinfachte Darstellung des Transferbehälters. Diese beiden Regionen sind durch einen Friedhof (Zone, in der keine Strahlung transportiert wird) getrennt; Daher können Partikel in einer normalen Simulation nicht durch sie hindurchwandern. Eine schematische Ansicht ist in Abb. 7 dargestellt.

Nicht maßstabsgetreue geometrische Darstellung der D1SUNED-Methodik zur Bewegung von Strahlungsquellen. Die Grenzen des Quelluniversums und seine Spur entlang der Transportdomänenregion während seiner Bewegung sind rot gestrichelt. Grüne Linien stellen Zerfallsphotonen dar.

Die Fassflugbahn muss in einer separaten Textdatei bereitgestellt werden. Die räumliche Auflösung wurde durch die Definition einer ausreichenden Anzahl von Punkten entlang einer Kurve festgelegt, um eine glatte Flugbahn zu erhalten. Für jeden betrachteten Punkt enthält die Datei die Koordinaten des Behälterschwerpunkts, den Behälterwinkel in Bezug auf eine Referenzachse und die Zeit.

Partikel werden zunächst entsprechend der Quellverteilung und -geometrie beprobt und im Quelluniversum transportiert. Sobald sie die Grenzen des Quelluniversums erreichen, werden sie gemäß den in der Trajektoriendatei definierten Zeiten im Transportdomänenbereich abgetastet. Je höher die Zeitspanne zwischen zwei Punkten ist, desto mehr Ereignisse werden erfasst. Die zweite Probenahme verändert weder die Energie noch die Richtung der Partikel. Schließlich werden Partikel wie in normalen MCNP-Simulationen im Transportdomänenbereich transportiert.

Diese Methodik ist der aus der vorherigen Studie1 sehr ähnlich, da von denselben Prinzipien ausgegangen wird. Allerdings bringt die hier vorgeschlagene Methode einen klaren Vorteil mit sich: Für den Transport von Quellteilchen im Tokamak-Komplex-Modell ist nur eine Simulation erforderlich und nicht zwei. Dies ist rechnerisch einfacher und erspart Annahmen, die bei der zweiten Simulation getroffen werden müssen.

Die Berechnung von Strahlungskarten statischer Strahlungsquellen ist eine unkomplizierte Aufgabe, bei bewegten Strahlungsquellen ist jedoch die zeitliche Diskretisierung der gewünschten Kerngröße erforderlich. D1SUNED v.4.1.1 ermöglicht die Definition von Zeitintervallen auf die gleiche Art und Weise, wie der Benutzer räumliche oder Energieintervalle im Netz definieren würde, um die Ergebnisse auszuwerten. Jetzt kann die zeitliche Entwicklung nuklearer Mengen, die von sich bewegenden Strahlungsquellen erzeugt werden, in einer einzigen Berechnung berechnet werden; Es ist nicht erforderlich, mehrere Simulationen durchzuführen, um die Geometrie des MCNP-Modells zu ändern. Diese neuartige Fähigkeit wurde auf den Behältertransfer von In-Vessel-Komponenten in der ITER-Anlage angewendet.

Es ist erwähnenswert, dass die Definition eines getrennten Universums für die Strahlungsquelle eine natürliche Konsequenz mit sich bringt: Die Quellengeometrie wird im Transportdomänenbereich nicht berücksichtigt. Dies führt zu einer Unterschätzung der in der Transportdomänenregion erfassten Mengen in den Bereichen, die innerhalb des Quelluniversums liegen würden, wenn die Geometrien nicht unabhängig wären (siehe die Region innerhalb des Quelluniversums, d. h. Fassuniversum, aus Abb. 9 oder Abb. 12). ). Bedenken Sie, dass Partikel in der Transportdomänenregion erfasst werden, sobald sie die Grenzen des Quelluniversums erreichen, und nicht vorher. Ein im ersteren definiertes überlagertes Netz enthält keine Informationen darüber, was im letzteren geschieht. Beachten Sie, dass dies für ein bestimmtes Voxel nur während der Zeit geschieht, in der das Fass in demselben Voxel „platziert“ wird. Dieses Problem besteht bei allen Methoden, die die Quellgeometrie trennen. In dieser Studie wurde dieser Effekt so weit wie möglich abgemildert, indem die Größe des Quelluniversums auf ein minimales Maß reduziert wurde.

Offensichtlich beeinflusst jede Strahlungsquelle die Ergebnisse unterschiedlich. Diese Studie hat jedoch gezeigt, dass sowohl die Flugbahn des Transferbehälters als auch die Ausrichtung der Komponente innerhalb des Behälters Schlüsselfaktoren sind, die berücksichtigt werden müssen. Aufgrund der hohen Anzahl von Wand- und Plattendurchdringungen in der ITER-Anlage macht die Variation dieser Faktoren bestimmte Strömungspfade wahrscheinlicher als andere. Abbildung 8 zeigt die unterschiedlichen Dosisleistungsverteilungen innerhalb des Behälters für die ersten Wandplatten und den äquatorialen Anschlussstopfen.

Vertikale Ansicht der Dosisleistung (in Sv/h) für die 3 ersten Wandpaneele und den äquatorialen Portstopfenbehälter. Die 20- und 50-Sv/h-Konturlinien werden angezeigt.

Die erstellten Karten wurden soweit möglich mit früheren Ergebnissen1 verglichen. Es werden Unterschiede beobachtet, die jedoch durch die Verwendung unterschiedlicher (und, wie bereits erwähnt, viel detaillierterer) MCNP-Modelle sowohl des Tokamak-Komplexes als auch der übertragenen Komponenten erklärt werden können.

Aufgrund der in den vorherigen Abschnitten beschriebenen rechnerischen Aufschlüsselung erfordert die Berechnung der Integraldosis eines bestimmten Fassbetriebs die Kombination der Ergebnisse aus den in Abb. 5 gezeigten Beiträgen.

Als Beispiel betrachten wir die integrale Dosis während der Extraktion aller Divertoren, dargestellt in Abb. 9. Obwohl es 54 Kassetten gibt, werden sie nur aus 3 Portzellen auf B1-Ebene extrahiert: Portzellen Nr. 02, Nr. 08 und Nr. 14 . Die gesamte Integraldosis wäre die Summe des Produkts aus der Integraldosis eines Fassvorgangs von einer einzelnen Anschlusszelle aus und der Anzahl der von demselben Anschluss durchgeführten Vorgänge. In diesem Fall wurden 18 Extraktionen für jede Portzelle berücksichtigt. Die Integraldosis eines einzelnen Fassbetriebs ist die Summe der für diese Hafenzelle berechneten Beiträge.

Integrale Gesamtdosiskarte (in μSv), erstellt durch die Extraktion der 54 Divertorkassetten. Jeder der 18 Vorgänge von den Portzellen Nr. 2, Nr. 8 und Nr. 14 umfasst die Beiträge Nr. 2, Nr. 3 und Nr. 4 aus Abb. 5. Abgeschirmte Ecken der B1-Ebene sind markiert.

Eine Analyse der Ergebnisse hat gezeigt, dass die wichtigsten Beiträge außerhalb der Portzelle Nr. 3 und Nr. 4 sind. Aktivierte Komponenten, die im Gefäß verbleiben, verursachen einen nicht vernachlässigbaren Beitrag während der Zeit, in der die Portzellentür geöffnet ist (dh Beitrag Nr. 3). Abhängig von der Region kann dies relevanter sein als das, was die Komponente während ihrer Übertragung erzeugt (dh Beitrag Nr. 4); Es kann nicht vernachlässigt werden und muss in allen Portzellen gründlich untersucht werden.

Beitrag Nr. 1 und Nr. 2 sind nur in der Portzelle relevant und andernorts vernachlässigbar, wobei ersterer kleiner ist als letzterer außerhalb der Portzelle. Aus diesem Grund wurde Beitrag Nr. 1 nicht berücksichtigt, um die Integraldosis eines bestimmten Fassbetriebs zu generieren.

Die von der aktivierten Komponente während ihres Transfers erzeugte Dosisleistung (Beitrag 4 aus Abb. 5) an allen Positionen entlang ihrer längsten Flugbahn (dh von Portzelle Nr. 08 zur heißen Zelle) wurde berechnet. Die zeitliche Entwicklung der Dosisleistung in der Anlage wurde in einem Videoformat aufgezeichnet (siehe Zusatzmaterial). Jedes Videobild entspricht der gemittelten Dosisleistung während der Zeit, die das Fass für eine Bewegung von 1 m benötigt. Abbildung 10 zeigt eine kleine Auswahl der fast 200 Karten, die der zurückgelegten Strecke von 1 m auf der 200 m langen Flugbahn von Hafenzelle Nr. 08 bis zur Heißen Zelle entsprechen. Die vom Fass zurückgelegte Distanz von einem Bild zum nächsten beträgt ungefähr 10 m. Alle fast 200 Karten wurden in einer einzigen Simulation berechnet, bei der 1e11 erfasste Ereignisse berücksichtigt wurden.

Zeitliche Entwicklung der Dosisleistungskarten (in μSv/h), die durch den Transfer des äquatorialen Port-Plug-Behälters von der Portzelle Nr. 08 zur heißen Zelle erstellt wurden. Die schwarze Linie zeigt die Kontur der 1 mSv/h-Dosisleistung. Dosisleistungen unter 0,1 μSv/h werden nicht angezeigt.

Abbildung 11 zeigt die komplexe Natur der Strahlungsumgebung während des Transports eines äquatorialen Hafenstopfens und eines Behälters mit ersten Wandplatten. Es zeigt die Dosisleistung, gemittelt über die abgeschirmten Ecken im Nordwesten (NW), Nordosten (NO), Südwesten (SW) und Südosten (SE) von B11 auf L1-Ebene (abgeschirmte Ecken von B1 sind in Abb. 9 dargestellt) über dem zurückgelegten Behälter Distanz.

Zeitliche Entwicklung der Dosisleistung, gemittelt an den L1-abgeschirmten Ecken, für die Übertragung des äquatorialen Anschlussstopfens und der drei ersten Wandpaneele über die zurückgelegte Distanz. Positionen innerhalb der Hafenzelle, der West-, Süd- und Ostgalerien sowie des Frachtaufzugs und darüber hinaus werden angezeigt.

Neben der Identifizierung der Dosisleistungsspitzen und der damit verbundenen Behälterpositionen zeigt Abb. 11, wie sich die Ausrichtung der Komponente und die damit verbundene Dosisleistungsverteilung (siehe Abb. 8) auf die Ergebnisse auswirken. Beispielsweise liefert an der nordöstlichen Ecke der Port-Plug-Transfer von Portzelle Nr. 8 die höchste Dosisleistung. Dies liegt daran, dass die erste Wand des Hafenstopfens nach Norden zeigt, sobald sie in die Ostseite der Galerie eintritt; es „zeigt“ zur nordöstlichen Ecke. Andererseits ist die Dosisleistung an der NW-Ecke für den Transfer der ersten Wandpaneele höher, da die erste Wand des Anschlussstopfens nach Süden zeigt, sobald sie die Anschlusszelle Nr. 8 verlässt.

Im Tokamak-Komplex wurden erstmals Strahlungskarten der Photoneutronen erstellt, die von den ersten Wandpaneelen aus Beryllium emittiert wurden. Das mit 3 Paneelen beladene Fass wurde an verschiedenen Stellen der Geometrie platziert. Abbildung 12 zeigt ein Beispiel des Photoneutronenflusses vor der abgeschirmten SE-Ecke, wo der Neutronenfluss unter 10 n·cm−2·s−1 liegen sollte, damit dort untergebrachte kritische Elektronik unter akzeptablen Strahlungsbedingungen betrieben werden kann. Frühere Studien haben sich mit der Einhaltung dieses Grenzwerts für Plasmaneutronen während des Betriebs der Maschine befasst10, es wurden jedoch nie Karten von Beryllium-Photoneutronen während des Transfers der ersten Wandpaneele erstellt. Der Photoneutronenfluss stellt die Einhaltung dieser Grenze nicht in Frage. Abbildung 12 zeigt auch den Beitrag von Photoneutronen zur Dosisleistung. Wie man sehen kann, ist es im Hinblick auf den Beitrag der Zerfallsgammastrahlen aus dem ersten Wandpaneelbehälter vernachlässigbar.

Strahlungskarten aus dem ersten Wandpaneelbehälter vor der südöstlichen abgeschirmten Ecke L1. Links: Photoneutronenfluss (in n·cm−2·s−1) und Konturlinien. Mitte: Dosisleistung (in µSv/h), erzeugt durch Zerfallsgammastrahlen. Rechts: Von Photoneutronen erzeugte Dosisleistung (in µSv/h).

Die Strahlungsumgebung in der ITER-Anlage wird sich während des Fernwartungsszenarios von In-Vessel-Komponenten ändern. Der Betrieb von Transferbehältern erfordert die Entnahme hochaktivierter Komponenten aus allen Portzellen und deren Bewegung durch die Galerien. Zu diesem Zweck muss die Tür der Portzelle geöffnet werden und der Bioschildstopfen sowie andere Ausrüstungsgegenstände sollten zuvor entfernt werden. Eine solche Konfiguration erzeugt ein Strömungsphänomen vom Inneren des Gefäßes zur Portzelle und darüber hinaus. Folglich weist die Strahlungsumgebung jedes Übertragungsvorgangs eine hohe räumliche Variabilität auf und alle Vorgänge müssen gründlich untersucht werden.

Die ITER-Strahlungsumgebung während des Fernwartungsszenarios von In-Vessel-Komponenten wurde nach einem systematischen Ansatz in Bezug auf Transfervorgänge und Strahlungsquellen behandelt. Die meisten relevanten Beiträge zur Strahlungsumgebung wurden berücksichtigt, einige davon zum ersten Mal, wie beispielsweise derjenige, der dadurch verursacht wird, dass die Komponenten im Schiff verbleiben, wenn die Tür der Portzelle geöffnet ist.

Zur Aktualisierung des MCNP-Modells des Tokamak-Komplexes wurden Bestandsgeometrien und Basisentwürfe für 2020 berücksichtigt. Rund 4800 Systemdurchdringungen in Gebäudewänden und -decken wurden berücksichtigt. Vereinfachte Geometrien von Nebengebäuden wie der Heißen Zelle, der Versammlungshalle oder der seismischen Platte wurden ebenfalls berücksichtigt. Eine detaillierte Beschreibung der Umgebung der Neutralstrahlzelle und des Hochspannungsdecks sowie des Tokamak-Kühlwassersystems wurde beigefügt.

Neuartige Fähigkeiten von D1SUNED wurden entwickelt, um in einer einzigen Simulation die nuklearen Mengen zu berechnen, die während der Bewegung von Strahlungsquellen entstehen. Darüber hinaus ermöglichte die Zeitdiskretisierung während der Fassbewegung die Berechnung der Entwicklung der Dosisleistung in einem Videoformat, was besonders wertvoll für die Designoptimierung ist. Zum ersten Mal wurden Karten des Photoneutronenflusses aus Beryllium der ersten Wandpaneele berechnet und die Einhaltung der Elektronikgrenzwerte in den abgeschirmten Ecken überprüft.

Die in diesem Artikel vorgestellte Arbeit hat das Wissen über die ITER-Strahlungsumgebung während des Fernwartungsszenarios von In-Vessel-Komponenten verbessert. Die qualitativ hochwertigen Ergebnisse wurden in den offiziellen Strahlungskartensatz von ITER integriert.

Der Vereinfachungsprozess des Tokamak Complex CAD-Modells wurde mit Space Claim11 durchgeführt, während die CAD-zu-MCNP-Übersetzung mit SuperMC12,13 durchgeführt wurde. Bei den Berechnungen wurde die globale Varianzreduktion14 verwendet. Die Anzahl der in den Simulationen berücksichtigten Ereignisse, sowohl bei der Varianzreduktion als auch bei den Produktionsläufen, liegt im Bereich von 1e9 und 1e11. Die im Zusatzmaterial aufgeführten statistischen Fehler liegen in den interessierenden Regionen unter 10 %, wie von MCNP empfohlen. Gemäß den Empfehlungen der ITER-Organisation wird auf die Ergebnisse ein multiplikativer Sicherheitsfaktor von 2 angewendet.

Alle Strahlungsquellen wurden mit der D1SUNED-Methode berechnet. Aktivierungsberechnungen wurden mit ACAB-Code15 durchgeführt, um die Wege auszuwählen, die zur Bildung der 99 % der Radioisotope führen, die mindestens 99 % der Kontaktdosisrate ausmachen16. Im Allgemeinen wurde FENDL 3.1c/d17 für den Neutronentransport verwendet, während EAF200718 für die Aktivierung und den Photonentransport verwendet wurde.

Beide In-Bioshield-ITER-MCNP-Referenzmodelle, C-Model19 und E-lite8, wurden zur Aufzeichnung der verschiedenen Strahlungsquellen von In-Vessel-Komponenten verwendet. Ersteres dient der Aufzeichnung der zerfallenden Gamma- und Photoneutronenquellen der ersten Wandpaneele und der Divertorkassette. Letzteres für die Torus-Kryopumpe und die äquatorialen und oberen Anschlussstopfen. Bei der Berechnung des DGS wurde der gesamte Gamma-Energiebereich berücksichtigt.

Die Photoneutronenquelle wurde durch Kopplung einer Neutronen-Zerfallsphotonen-Photoneutronen-Simulation berechnet, wobei nur Zerfallsphotonen mit einer Energie von mehr als 1,66 MeV (Photoneutronenproduktionsschwelle in Be) berücksichtigt wurden.

Die Strahlungsquelle der im Gefäß verbleibenden aktivierten Komponenten wurde mit SRC-UNED7 berechnet. Informationen über Zerfallsphotonen wurden in einer zylindrischen Oberfläche direkt hinter dem Bioschild (r = 1470 cm) im E-lite-Modell aufgezeichnet und in einer externen WSSA-Datei gespeichert. Um die Maschinenkonfiguration richtig zu erfassen, wenn diese Strahlungsquelle relevant ist (Stufen 3 und 4), wurden in E-lite mehrere Modifikationen implementiert. Die Zwischenraum- und Portzellenausrüstung wurde zusammen mit dem Bioshield-Stecker und dem Portstopfen aus der Geometrie entfernt. Zu diesem Zweck wurden D1SUNED PMT verwendet, die es ermöglichen, das Material (und die Dichte) von Zellen zu verändern, in denen Zerfallsphotonen transportiert werden. In diesem Fall „füllt“ Luft alle Zellen, die zum Port-Plug, Bioshield-Plug und der Zwischenraum- und Portzellenausrüstung gehören. In keiner dieser Zellen findet eine Photonenproduktion statt.

Die in der WSSA-Datei gespeicherten Informationen werden dann verwendet, um eine Gammaquellenverteilung zu generieren, die zur Probenahme und zum Transport von Partikeln im Tokamak Complex MCNP-Modell verwendet wird. Die Winkelausdehnung der erzeugten Verteilungen deckt einen einzelnen Bioshield-Plug-Bereich ab. Da die Geometrie um solche Bereiche bei entleerten Zellen für alle Anschlüsse derselben Komponente ähnlich ist, wurden nur vier Verteilungen berechnet. Sie sind verantwortlich für: (i) die Extraktion des oberen Portstopfens bei L2, (ii) die Extraktion des äquatorialen Portstopfens und der ersten Wandplatten bei L1, (iii) die Extraktion des Divertors und (iv) die Extraktion der Torus-Kryopumpe, beide bei B1.

Berechnungen wurden im Tokamak Complex MCNP-Modell durchgeführt, indem die Verteilung im Azimutwinkel gedreht wurde, um sie an den Anschlussstopfen anzupassen, an dem der Beitrag im Gefäß berechnet wird.

Die präsentierten Daten und Modelle sind geistiges Eigentum der ITER-Organisation. Daten des Haupttextes und der ergänzenden Informationen werden auf begründete Anfrage (an den entsprechenden Autor) zur Verfügung gestellt, nachdem die Empfänger schriftlich bestätigt haben, dass der Zweck der Datenerhebung nur der Reproduktion der Ergebnisse dient und nachdem die Empfänger eine unterzeichnete und zurückgesandte a Geheimhaltungsvereinbarung, die bestätigt, dass kein Teil der Daten in irgendeiner Weise weitergegeben wird.

Der MCNP6 v.2.0-Code wird vom Radiation Safety Information Computational Center (RSICC, Oak Ridge National Laboratory) unter Benutzerlizenzen gemäß dem online bereitgestellten Verfahren verteilt (https://mcnp.lanl.gov/mcnp_how_to_get_to_mcnp.shtml). Der von UNED entwickelte D1SUNED v.4.1.1-Code ist ein proprietärer Patchcode für MCNP6 v.2.0. Der Code wird auf begründete Anfrage (an den entsprechenden Autor) zur Verfügung gestellt, nachdem die Empfänger schriftlich bestätigt haben, dass der Zweck des Erhalts des Codes nur der Reproduktion der Ergebnisse dient, und nachdem die Empfänger eine Geheimhaltungsvereinbarung unterzeichnet und zurückgesandt haben, in der sie bestätigen, dass dies nicht der Fall ist Ein Teil des Codes wird in irgendeiner Weise weitergegeben.

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Diese Arbeit wurde im Rahmen des EUROfusion-Konsortiums durchgeführt, das von der Europäischen Union über das Euratom-Forschungs- und Ausbildungsprogramm finanziert wird (Finanzhilfevereinbarung Nr. 101052200 – EUROfusion). Die geäußerten Ansichten und Meinungen sind jedoch ausschließlich die der Autoren und spiegeln nicht unbedingt die der Europäischen Union oder der Europäischen Kommission wider. Weder die Europäische Union noch die Europäische Kommission können dafür verantwortlich gemacht werden. Diese Arbeiten wurden im Rahmen des ITER-Vertrags IO/20/CT/6000000345 zwischen UNED und der ITER-Organisation durchgeführt. Wir bedanken uns für die Unterstützung von: MINECO für die Finanzierung des Juan de la Cierva-incorporación-Programms 2016; und die Finanzierung im Rahmen von I+D+i-Retos Investigación, Prj. ENE2015-70733R; Comunidad de Madrid unter I+D en Tecnologías, Prj. TECHNOFUSIÓN (III)-CM, S2018/EMT-4437; Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UNED) aus Spanien, Projekt 2022-ETSII-UNED-14; und UNED für die Finanzierung der Doktorandenverträge (FPI).

Die in dieser Veröffentlichung geäußerten Ansichten liegen in der alleinigen Verantwortung der Autoren und spiegeln nicht unbedingt die Ansichten der ITER-Organisation wider. Weder diese Institution noch eine in ihrem Namen handelnde Person ist für die Verwendung der Informationen in dieser Veröffentlichung verantwortlich. Der Inhalt dieses Papiers verpflichtet die ITER-Organisation nicht dazu, ein Nuklearbetreiber zu sein.

MJ Loughlin

Aktuelle Adresse: Oak Ridge National Laboratory, One Bethel Valley Road, Oak Ridge, TN, USA

Abteilung Energietechnik, Nationale Universität für Fernunterricht (UNED), C/ Juan del Rosal 12, 28040, Madrid, Spanien

P. Martinez-Albertos, P. Sauvan und R. Juarez

ITER Organization, Route de Vinon-sur-Verdon, CS 90 046, 13067, St. Paul Lez Durance Cedex, Frankreich

MJ Loughlin & Y. Le Tonqueze

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PM hat das Neutronikmodell erstellt. PS hat den Code entwickelt. RJ hat den Ansatz konzipiert. PM und PS konzipierten die Analyse, führten sie durch und interpretierten die Daten mit Unterstützung von MJL und YTPM schrieb den Artikel.

Korrespondenz mit P. Martínez-Albertos.

Die Autoren geben an, dass keine Interessenkonflikte bestehen.

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Zusatzvideo 1.

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Nachdrucke und Genehmigungen

Martínez-Albertos, P., Sauvan, P., Loughlin, MJ et al. Bewertung der ITER-Strahlungsumgebung während des Fernhandhabungsbetriebs von In-Vessel-Komponenten mit D1SUNED. Sci Rep 13, 3544 (2023). https://doi.org/10.1038/s41598-023-30534-x

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Eingegangen: 17. November 2022

Angenommen: 23. Februar 2023

Veröffentlicht: 02. März 2023

DOI: https://doi.org/10.1038/s41598-023-30534-x

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