ITER屏蔽包层活化分析

杨 琪,李 斌,郑 剑,何 桃,蒋洁琼,吴宜灿

(1.中国科学技术大学,安徽 合肥230027;2.中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽 合肥230031)

ITER屏蔽包层活化分析

杨 琪1,2,李 斌1,2,郑 剑2,何 桃2,蒋洁琼2,吴宜灿1,2

(1.中国科学技术大学,安徽 合肥230027;2.中国科学院核能安全技术研究所,中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室,安徽 合肥230031)

作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和“二步法”停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。

ITER;屏蔽包层;活化计算;辐射源

国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experiment Reactor,简称ITER)屏蔽包层由第一壁和屏蔽模块组成,第一壁直接面向等离子体,屏蔽模块为内真空磁体提供辐射屏蔽。在ITER的设计中,包层的第一壁和屏蔽模块都可能需要进行维修更换[1]。为了计算对包层维修过程中周围环境的剂量率,优化相关屏蔽设计,确保其满足合理可行尽量低(ALARA)原则,首先需要精确评估典型包层模块的活化情况。

2008年,ITER组织使用ITER中子学分析基准模型Alite-3[2],选择14号包层作为代表性模型,使用平板结构进行简化建模,评估了14号包层的活化情况[3]。计算得到停堆1×106s后,活化包层正前方5 cm处最大剂量率为215 Sv/hr。但是由于该计算使用的模型非常简化,ITER需要基于精细模型计算,评估模型简化对包层活化结果的影响,并验证设计的屏蔽方案的保守性。

本文基于最新的ITER中子学分析基准模型,选取中子壁负载最强的15号包层模块,利用中国科学院核能安全技术研究所自主研发的超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC[4-17]进行精细的建模,然后,使用“二步法”停堆剂量计算方法[19,20],分析活化包层周围的剂量场分布,并评估了包层维修更换时,托卡马克赤道窗口室的剂量水平。

1 中子学模型

本文计算主要基于ITER 40度托卡马克中子学基准模型Blite-3。如图1所示,Blite-3基于重复结构,使用模块化建模,模型中所有内包层模块,13号、14号、15号、16号外包层模块以及赤道窗口插件等部件使用最新工程设计并且相对精细的几何描述,从而使Blite-3对这些部件进行核分析时可以获得更加精确的结果。

图1 ITER Blite-3模型(不含空腔)Fig.1 ITER Blite-3 model(without void)

ITER最新中子壁负载计算结果显示,15号包层将受到最强的中子辐照[21],因此文中计算选择15号包层为分析对象。首先利用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统,沿中子贯穿方向将15号包层模型切割成5 cm厚的平板,以降低输运计算和活化计算的计算误差。同时,根据设计将包层中第一壁的铍合金,铜合金与不锈钢及冷却水混合物分离,如图2所示。最后,利用修改好的15号包层模型替换Blite-3中的对应模块。

图2 修改后的15号包层模块(不含空腔)Fig.2 Modified No.15 blanket model(without void)

2 计算方法与程序

包层活化计算使用“二步法”停堆剂量计算方法,即首先进行中子输运,获得中子通量及能谱分布,然后进行活化计算,获得衰变光子能谱,利用衰变光子能谱再进行光子输运,最终得到不同停机时间的光子剂量。中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队针对“二步法”研发了三维停堆剂量率计算程序,能自动耦合输运计算和活化计算。

计算基于中科院核能安全技术研究所·FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC开展。该程序计算正确性已经通过ITER Benchmark例题测试验证[22]。

计算中中子输运主要FENDL2.1聚变数据库[23],活化计算使用FISPACT及EAF2007数据[24]。

3 包层活化计算

3.1 计算条件

为保守计算,包层活化计算中使用ITER推荐的SA2辐照方案[25]。按照ITER的建议使用的NCRP 74号报告中公布的通量剂量转换因子[26]。

输运计算使用ITER托卡马克中子学模型B-lite。考虑到包层维修时,内部冷却水将已全部被抽除,因此,活化计算中只考虑铍合金,铜合金及不锈钢等包层结构材料的活化,并且根据工程设计使用的材料准确定义各核素成分[27,28],特别是对于对活化影响比较严重的Co,Cr等微量元素。在光子输运计算中,混合材料中所含冷却水都被移除,并且根据不锈钢的实际体积定义混合材料的密度。例如,第一壁中钢水混合栅元是由73.9 Vol.%SS316 L(G)-IG和26.1 Vol.% 冷却水组成,混合材料密度为6.081 g/cm3。在光子输运计算时,该材料中所有冷却水被移除,并且材料的密度改为不锈钢的等效密度,即5.833 g/cm3。

3.2 活化包层辐射场

计算中比较了包层维修过程中可能发生的三种情况:整块包层维修、仅第一壁模块维修、仅屏蔽模块维修。停机21天后,三种情况下的光子剂量场分布如图3所示。表1比较了三种情况下距源一定距离处的光子剂量水平。

图3 活化包层周围光子剂量率分布 (单位:Sv/hr)Fig.3 Gamma dose rate distribution around activated blanket(Sv/hr)(a)整块活化包层的剂量场;(b)活化的第一壁的剂量场;(c)活化的屏蔽模块的剂量场

表1 活化包层周围光子剂量水平Table 1 Gamma dose rate level around activated blanket

续表

从图3的分布及表1的数据可以看到,停堆21天后,活化包层中最大剂量率为890 Sv/hr,距离包层第一壁面向等离子体表面5 cm处,停堆剂量约为350 Sv/hr。由于第一壁直接面向等离子体,受中子辐照后的活化比屏蔽模块严重。考虑整块包层活化时,虽然源强变高,但是由于屏蔽模块对第一壁活化释放的衰变光子有一定的屏蔽作用,包层后方的剂量率比仅考虑第一壁活化时更低。因此包层维修时的辐射计算中,应该使用活化第一壁作为辐射源。

3.3 比较与分析

为了分析包层活化源的主要影响因素,将计算结果与2008年基于Alite-3模型及14号包层简化模型获得的活化结果进行比较。图4展示了简化计算中所使用的包层模型。图5和图6分别展示了两个计算中,沿中子贯穿方向,归一化中子通量密度和衰变光子强度随包层厚度的分布。

图4 简化的14号包层Fig.4 View of the simplified No.14 blanket

图5 归一化中子通量密度随包层厚度的分布Fig.5 Normalized neutron flux distribution in blanket

图6 衰变光子强度随包层厚度的分布Fig.6 Decay gamma intensity distribution in blanket

从图5中可以看到,Alite模型中中子壁负载最强的包层,即14号包层的第一壁铍层的中子通量比Blite模型中15号包层的中子通量高。在15 cm厚度后的屏蔽模块中,简化模型屏蔽效果比详细模型好,这是因为在简化模型中,屏蔽模块为含30 Vol%水的钢水混合物,而详细模型中屏蔽模块则仅含6 Vol% 水且有大量空腔。此外,从图6中可以看出,在包层的各个厚度上,详细模型的衰变光子强度总比简化模型高,详细模型的活化比简化模型严重。

同时,从图5和图6中可以看出,在厚度为5.5 cm左右,即铜合金后的不锈钢中,两个模型的中子通量水平相同,但是详细模型的衰变光子强度比简化模型高。图7比较该位置处的中子通量谱,图8交叉比较了两种计算下使用的材料和中子能谱对衰变光子谱的影响。

图7 5.5 cm厚度处不锈钢的中子通量谱Fig.7 Neutron spectrum of steel at depth of 5.5 cm

图8 5.5 cm处不同计算条件下的衰变光子谱Fig.8 Gamma spectrum at depth of 5.5 cm with different inputs

厚度为5.5 cm处衰变光子主要是由不锈钢活化后产生的51Cr,58Co,57Co,54Mn,60Co等核素。从图8可以看出,5.5 cm处简化模型与详细模型计算得到的衰变光子强度差别主要是由于中子通量谱的差异造成的。而中子通量谱的差异则是受输运计算中模型几何及材料定义的影响。所以在计算部件活化时,需要谨慎描述部件的几何,准确定义材料成分。

4 窗口室屏蔽分析

基于活化包层衰变光子源,本论文计算了ITER赤道窗口室的辐射场,并评估窗口室屏蔽门的屏蔽效果。如图9所示,装有四块活化包层第一壁的小车位于赤道窗口室内。窗口室与走廊之前的屏蔽门是等效厚度为32.6 cm的SS304不锈钢,门与上下左右的门框之间有10 cm、1.8 cm、10 cm、10 cm 宽的缝隙,门楣是混凝土结构,内有半径为23 cm的管道贯穿(图10)[20]。

图9 赤道窗口室结构图Fig.9 View of the equatorial port cell

图10 赤道窗口屏蔽门示意图Fig.10 View of the shielding door of port cell

图11 为小车移动到赤道窗口室时的剂量场分布。传送车前方最大剂量率为16 Sv/hr,走廊间剂量率为10 mSv/hr至0.9 Sv/hr。从图11中的场分布可以看出,走廊的剂量率主要是由于屏蔽门门楣上的管道泄漏。根据ITER的设计标准,走廊剂量率应该不超过25μSv/hr[20],因此需要对赤道窗口室屏蔽门或者ITER方法进行优化。

图11 赤道窗口室剂量率分布(Sv/hr)Fig.11 Dose rate in port cell(Sv/hr)

5 总结

本文对基于ITER最新中子学基准模型B-lite,利用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统Super MC更新细化了第15号包层模型,并利用二步法停堆剂量计算方法,计算了第15号包层的活化情况,分析了包层活化计算结果的主要影响因素。然后基于包层活化源,对窗口室的屏蔽进行简单评估。

计算发现,ITER停机21天后,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr。包层的活化结果主要受到几何描述及材料定义的影响。

当装有四个活化包层第一壁的传送车移动到赤道窗口室时,由于屏蔽门上方管道贯穿影响,门外走廊剂量率高于10 mSv/hr,超出ITER的设计限值。窗口室屏蔽门的优化应该是ITER屏蔽设计需要解决的紧急问题之一。

致谢

本文工作开展过程中得到了FDS团队成员以及ITER组织的Michael Loughlin,Eduard Polunovskiy等的支持与帮助,在此表示感谢。

[1] RenéRaffray．Overview of the ITER Blanket Design[R]．MFE Development Workshop,Hefei,China,May 30-June 1．2012．

[2] Q Zeng．Update of ITER 3D Basic Neutronics Model with MCAM[J]．Fusion Engineering and Design,2006,81(23-24):2773-2778．

[3] M．J．Loughlin．Activation of Blanket Module[R/OL]．ITER IDM,2008．https://user．iter．org/?uid＝2DK3WQ．

[4] Y．Wu．CAD-based Interface Programs for Fusion Neutron Transport Simulation[J]．Fusion Engineering and Design,2009,84:1987-1992．

[5] Y．Wu,J．Song,H．Zheng,et al．CAD-based Monte Carlo program for integrated simulation of nuclear system Super MC[J]．Annals of Nuclear Energy,2015,82:161-168.

[6] 王国忠．MCAM4．8在ITER建筑大厅中子学建模中的应用[J]．核科学与工程 ,2011,31(4):351-355.

[7] 吴宜灿．蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展[J]．核科学与工程,2006,26(1):20-27．

[8] 卢磊．MCAM在ITER窗口限制器蒙特卡罗计算建模过程中的应用[J]．核科学与工程,2007,27(3):277-281．

[9] Y．Li．Benchmarking of MCAM 4．0 with the ITER 3D model[J]．Fusion Engineering and Design,2007,82(15-24):2861-2866．

[10] H．Hu．Benchmarking of SNAM with the ITER 3D Model[J]．Fusion Engineering and Design,2007,82:2867-2871．

[11] 吴宜灿,李宜惊,李莹.大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展[J]．核科学与工程,2007,27(4):365-373．

[12] Y．Wu,Conceptual Design Activities of FDS Series Fusion Power Plants in China[J]．Fusion Engineering and Design,2006,81(23-24):2713-2718．

[13] Y．Wu．Design Analysis of the China Dual-Functional Lithium Lead(DFLL)Test Blanket Module in ITER[J]．Fusion Engineering and Design,2007,82(15):1893-1903.

[14] Y．Chen．Conceptual Study on High Performance Blanket in a Spherical Tokamak Fusion-Driven Transmitter[J]．Fusion Engineering and Design,2000,49-50:507-512．

[15] 吴宜灿,柏云清,宋勇,等．中国铅基研究反应堆概念设计研究[J]．核科学与工程,2014,34(2):201-208．

[16] Y．Wu．Neutronics Analysis of Dual-Cooled Waste Transmutation Blanket for the FDS[J]．Fusion Engineering and Design,2002,63-64:133-138．

[17] Y．Wu．A Discrete Ordinates Nodal Method for One-Dimensional Neutron Transport Calculation in Curvilinear Geometries[J]．Nuclear Science and Engineering,1999,133(3):350-357．

[18] J．Zou．Development and testing of multigroup library with correction of self-shielding effects in fusion-fission hybrid reactor[J]．Fusion Engineering and Design,85,PP．1587-1590(2010)．

[19] Q．Yang．Activation analysis of coolant water in ITER blanket and divertor[J]．Fusion Engineering and Design,87(7-8):1310-1314(2012)．

[20] Liangliang Wu．Shutdown Dose Rate Calculation Code System and Its Application to EAST Tokamak[J]．Fusion Engineering and Design,2012,87(7-8):1315-1318．

[21] E．Polunovskiy．The radial and poloidal variations of the blanket nuclear heating[R/OL]．ITER IDM,2008．https://user．iter．org/?uid＝284MGZ．

[22] J.Song,G.Sun,Z.Chen,et al.Benchmarking of CAD-based Super MC with ITER benchmark mode[J]．Fusion Engineering and Design,2014,89(11):2499-2503.

[23] D．L．Aldama．Evaluated Nuclear Data Library for Fusion Applications[CP/OL]．INDC(NDS)-467,2004．https://www-nds．iaea．org/fendl/index．html.

[24] R．A．Forrest．FISPACT-2007:User Manual,2007[CP]．

[25] M．J．Loughlin．Recommendation on Plasma scenarios[R/OL]．ITER IDM,2009．https://user．iter．org/?uid＝2V3V8G．

[26] NCRP Report No．74,Biological Effects of Ultrasound:Mechanisms and Clinical Implications[R]．NCRP,1996．

[27] V．Barabash．Chemical composition and some properties[R/OL]．ITER IDM,2010．https://user．iter．org/?uid＝2DKPK7．

[28] A．Turner．Preliminary Gamma Studies for the CTM and IVVS-Gamma studies for the Equatorial Galleries[R]．F4E-2008-OPE-02-01 Task 5 Report,2012．

Activation analysis for ITER shielding blanket

YANG Qi1,2,LI Bin1,2,ZHENG Jian2,HE Tao2,JIANG Jie-qiong2,WU Yi-can1,2
(1.University of Science and Technology of China,Hefei of Anhui Prov.230027,China;2.Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety,Institute of Nuclear Energy Safety Technology,Chinese Academy of Sciences,Hefei,Anhui,230031,China)

As one of the key components of the International thermonuclear experiment reactor(ITER),blankets will sustain radiation from fusion neutrons with high intensity and may need to be replaced and maintained regularly.During the maintenance,the cask with activated blankets will be transferred to hot cell from Tokamak,which will cause high level of radiation in the building and radiation exposure for workers.Employing the Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process(Super MC),the activation of No.15 shielding blanket and the shutdown dose around was analyzed based on the latest ITER neutronics model named Blite-3.The results were applied in the shielding analysis for ITER equatorial port cell.From theresults,the dose rate around one activated blanket should be as high as 350 Sv/hr.When the cask carrying four activated first walls was transferred to the equatorial port cell,the dose rate in the gallery outside the port cell could be more than 10 mSv/hr,not meeting with the design criteria.

ITER;Shielding blanket;Activation calculation;Radiation source

TL61

A

0258-0918(2016)02-0205-07

2016-2-11

ITER973专项2014GB112001

杨 琪(1989—),女,湖南省武冈市,博士研究生,核科学与工程专业

蒋洁琼:jieqiong.jiang＠fds.org．cn