全超导非圆截面托卡马克中性束注入窗口材料活化研究

陈玉庆，杨 振，吴 斌，李 军，钟国强，张瑞雪，王进芳，谢远来

(中国科学院 等离子体物理研究所，安徽 合肥 230031)

中性束注入(NBI)全超导非圆截面托卡马克(EAST) 提高了热等离子体的温度， 同时也增加了束束聚变中子、束靶聚变中子，这使得等离子体中子出射强度明显增加[1-6]。然而面向等离子体区域的中性束注入窗口完全是开放式，注入窗口内壁材料易被活化。活化所带来的停机剂量率和余热对聚变堆中性束注入系统的安全运行和安全维护非常重要，尤其影响两次放电间隙出现故障时的维修方案[7-8]。因此有必要研究EAST NBI窗口的活化与停机剂量率问题，为未来聚变堆中性束注入系统关键材料的活化与停机剂量率研究提供参考。

前期的模拟研究针对同向中性束注入时，泄露中子对EAST NBI 窗口材料活化及停机剂量率的影响。尚未对EAST NBI两条束耦合后泄露的中子所造成的材料活化进行研究[9]。本工作利用普林斯顿大学等离子体物理实验室研发的TRANSP程序[10]研究两条中性束同时注入后的中子强度，然后利用国际通用的中子光子输运程序MCNP[11]模拟中子经过同向束注入后，中子强度与能谱分布。最后利用欧洲国际辐照测试平台IFMIF 开发的FISPACT程序[12]模拟研究不同样品在窗口处的活化与停机剂量率，并利用高纯锗γ能谱仪对辐照样品进行测量，利用活化后核素释放的γ计数反推样品的放射性活度。

1 研究模型与方法

1.1 研究模型

核聚变实验装置全超导非圆截面托卡马克(EAST)为非圆截面的环形全超导Tokmak装置，结构极其复杂，故需要对EAST 及中性束(NBI) 几何结构进行简化。考虑模拟运算的耗时与评估的保守因素，本文采用二维中子输运分析柱体半径(R)-高度(Z)模型，研究两条束线夹角为112.5°时，同向和反向束耦合后产生的中子对NBI窗口材料造成的活化与辐照损伤情况。 图1为EAST NBI 简化后基本模型。坐标原点为EAST中心轴线和赤道面交接处。

a——垂直剖面；b——水平剖面图1 EAST NBI RZ模型Fig.1 EAST RZ model

沿着EAST 装置径向方向依次为第一壁、硼水屏蔽层、内外氮瓶、杜瓦等，NBI系统保留了关键部件漂移管道和束线本体真空壁。NBI窗口开口尺寸为95 cm×118.60 m，等效半径为60 cm的圆截面。未来的聚变堆中性束注入窗口可能采用材料SS304和铜，故制作这两种样品放置在位置A，并对其中子学特性进行分析。不同区域的材料组分比和密度列于表1。

表1 同向束注入窗口位置A样品材料组分比与密度Table 1 Material composition and densityof sample A at the co-NBI port

1.2 研究方法

1.2.1中子出射强度计算方法 虽然EAST 配套的U-235裂变中子探测器可以实时反馈等离子体芯部中子出射强度，但不能区分中子的具体来源，不能具体给出中子的空间分布。美国普林斯顿大学等离子体物理实验室基于托卡马克实验数据分析研发出TRANSP 程序，不仅考虑了多条束线耦合后的中子出射强度，还能模拟不同的中子来源对总出射中子的贡献，并利用椭圆修正模型获得整个等离子体区域的中子出射剖面。

1.2.2材料活化计算方法 中子辐照稳定的核素A，使其变为不稳定的核素B，B以衰变常量λB进行衰变后变为核素C，设中子的照射时间为t0，辐照后的冷却时间为tc，则B在(t0+tc)时刻的放射性活度A(t0)为[12]：

(1)

式中，λB=ln 2/T1/2，s-1；φn为中子通量，cm2/s；σAB为反应截面，cm2；nA为靶核体积密度，atoms/cm3；θA为核素A在自然界中的丰度。

核素B的放射性活度也可以利用高纯锗γ能谱仪反演获得。假设经过tm测量时间后，γ能谱仪的计数为C，则根据公式(2)可推断获得B的放射性活度。

(2)

式中：εP(E)为γ射线的全能峰效率(峰效率)，Iγ(E)为能量为E的γ射线的发射概率，fcgs为样品的修正因子，tlive/treal为死时间修正因子。

利用γ能谱仪反推获得放射性活度与FISPACT程序计算获得的放射性活度进行校对和验证。

2 结果与讨论

2.1 中子强度与EAST NBI 运行参数的演化

中性束注入后，等离子体芯部总中子出射强度Sn=Sbb+Sbt+Stt。Sn为总中子出射强度(n/s)，Sbb为束束聚变中子出射强度(n/s)，Sbt为束靶聚变中子出射强度(n/s)，Stt为热核聚变中子出射强度(n/s)。EAST及NBI的运行物理参数列于表2。

表2 EAST及NBI主要运行物理参数Table 2 EAST and NBI main operating physics parameters

典型71320炮中子出射强度与EAST和NBI 运行参数的关系示于图2、图3。从图2、图3中可以看出，TRANSP程序模拟的芯部中子强度最大值为1.4×1014n/s，U-235测量结果为1.38×1014n/s。TRANSP程序模拟的中子强度与U-235探测器获得的中子强度基本吻合。该炮中，束靶中子84%，束束中子11%，热核中子5%，说明大部分束功率沉积在等离子体靶上。图2、图3表明中性束注入后，发生了大量的束靶反应，使得等离子体内的中子出射率大大增强[13]，远大于只有欧姆和低杂波加热的中子出射强度。故可近似认为中性束注入的总有效时间即为中子辐照的时间t0。

图2 EAS 典型运行参数-71320炮Fig.2 EAST operating parameters-71320 shot

图3 NBI注入后中子产额随时间演化Fig.3 The neutron yield vs injecting time

中子出射剖面与等离子体磁面相重叠，即一个磁面上发射的中子强度相等，故可采用修正的椭圆函数s(r)=S0(1-(r/a)2)1.65来描述EAST等离子体区域的中子空间分布。S0为等离子体芯部的中子出射强度，r为沿着小半径方向的距离(0

p(E)=Cexp[-((E-b)/a0)2]

(3)

式中：C为归一化常数，b为聚变中子的平均能量2.45 MeV，a0为聚变中子的谱宽。

2.2 NBI 注入窗口的中子能谱分布

中子能谱是影响材料活化与辐照损伤的重要因素之一。基于EAST NBI两条束线耦合后的中子强度和几何模型，利用国际通用的中子光子输运工具MCNP研究中性束注入窗口的中子能谱分布。图1b表明EAST 同向束与反向束几乎呈对称分布，两者的中子能谱分布几乎一样。故以EAST NBI同向束注入窗口样品位置A为例，研究该位置的中子能谱和通量分布，中子能谱采用通用的Vitamin提出的175能群。

模拟的中子能谱分布和通量分布示于图4、图5。模拟结果表明，EAST NBI输送通道区域内的中子通量大于真空壁外围区域的中子通量，接近窗口区域的中子通量数量级为108n/(cm2·s)(图4)，A窗口NBI真空壁外的中子通量约为107n/(cm2·s)。从A窗口泄露的中子通过NBI真空壁沿着束轴线传播。真空壁的反射散射使得中子大部分留在束通道内，从而使得NBI真空壁外的中子通量小于真空壁束通道区域。图5表明样品处的中子能量集中在0.1～2.45 MeV区间。由于本模型为二维RZ模型，为了与实际EAST模型接近，需要对模型进一步优化。

图4 EAST NBI中子通量分布Fig.4 Neutron flux distribution for EAST NBI

图5 EAST NBI样品处的中子能谱Fig.5 Neutron spectrum for EAST NBI sample

2.3 NBI 注入窗口样品的活化分析

材料活化释放的γ光子是停机辐射剂量率的主要来源。聚变堆中性束注入系统自身主要发生氘氘聚变，产生2.45 MeV中子。为了研究2.45 MeV中子对聚变堆中性束注入系统材料的活化与辐照位移损伤影响，本部分以聚变堆中性束系统可能用到的关键材料Cu和不锈钢材料SS304为例，研究样品的活化与辐照位移损伤情况。将2.2节获得175能群中子能谱和辐照时间，作为材料活化程序FISPACT的输入文件。基于表1的运行参数，获得EAST NBI 同向束注入窗口A位置处样品的放射性活度。样品SS304和Cu在表1运行参数下的放射性比活度随冷却时间的变化示于图6。

图6 EAST NBI样品活化分析Fig.6 EAST NBI sample activation analysis

不锈钢SS304为NBI真空壁的关键材料。由于不锈钢SS304成分复杂，其活化的核素多达20种，本文只考虑对放射性比活度贡献较大的核素。冷却1 min后，其总活度值为4.41×103Bq/kg。其中，58Ni (n,p)58mCo和58Ni (n,p)58Co核反应产生的58mCo和58Co的比活度为3.75×103Bq/kg和5.22×102Bq/kg,占总比活度的85.1%和12.1%。58mCo的半衰期为9.04 h，而58Co的半衰期为70.86 d，故冷却半年时间，58Co对比活度贡献较大。即使冷却1 a，其比活度也达到15.1 Bq/kg。具有中长寿命的58Co含量决定了SS304的活化程度。此外54Mn对不锈钢SS304的比活度贡献也较大。对于样品铜Cu，中子诱发的主要核反应为63Cu(n,p)63Ni与63Cu(n,γ)64Cu。主要的活化核素为63Ni和64Cu。64Cu的半衰期仅12.7 h，故冷却至1 d后，具有长寿命核素63Ni (T1/2=100.1 a)成为样品Cu的主要活化来源，活度为2.80 Bq/kg。

实验上，借助于EAST中性束注入系统实验平台，在 EAST NBI同向束注入窗口位置A放置尺寸为1 cm×1 cm×1 cm的样品Cu和SS304样品。跟随EAST NBI 实验进行辐照。实验结束后，将样品取出，然后利用高纯锗γ能谱仪对样品的γ能谱进行测量。图7给出了EAST 及NBI 停机运行后样品活化的γ能谱。其中60Co衰变后释放的1.17和1.33 MeV的γ能谱峰值为本底峰值。虽然铜经历过长时间的辐照，由于其活化核素的半衰期较短，故很快衰减到本底水平。而对于样品SS304，其活化后含有的中长寿命核素较多，故能明显测量到51Cr、58Co、54Mn的γ能谱峰值。与FISPACT模拟结果相比，样品多出了99Mo γ谱峰。这可能是样品中Mo杂质较多。活化测量结果与模拟结果基本吻合(见表3)，不存在量级差。

图7 活化样品的γ能谱图Fig.7 Gamma spectra of activated samples

表3 材料活化后放射性活度分析Table 3 Analysis of material activation

2.4 NBI注入窗口样品处的停机剂量率分析

EAST停止运行或者两次运行间隙，NBI工作人员可能需要接近装置进行维修维护工作，因此研究实验停止间隙或者运行后注入窗口的辐射剂量率，对确定工作人员的等待时间和维护方案的设计具有重要指导意义。NBI注入窗口为NBI工作人员接收剂量率最大的位置。图8为NBI 同向束能量为60 keV/30 A，反向束能量为55 keV/26.5 A，共同注入时间为3 s，脉冲间隙为600 s，EAST 等离子体电子平均密度为3.0×1013/cm，有效运行350shot时停机剂量率随冷却时间的变化。模拟结果表明，EAST停止运行约5 min后，NBI注入窗口材料活化诱发的停机剂量率低于10-5Sv/h(ITER设计的工作人员辐射剂量率限值)。即此时可进入EAST大厅，对NBI系统进行维护与维修。

图8 样品处的停机剂量率与冷却时间的关系Fig.8 The relationship between the shutdown dose rate and the cooling time

3 总结

本文基于EAST 中性束注入系统二维模型，研究了同向和反向中性束耦合后，产生的中子对未来聚变堆中性束注入系统可能用到的关键材料SS304和Cu 的活化情况。当两条束同时注入EAST 后，中子的出射强度峰值可达到1.4×1014n/s。大部分为束靶反应的贡献，这表明中性束的加热效果良好。然而，由于中性束注入窗口尺寸较大，故从窗口泄露的中子容易造成NBI 关键部件材料活化。理论和实验模拟结果表明，Cu被活化为64Cu与66Cu，其半衰期较短，故很快衰减掉。而对于不锈钢样品SS304，具有中长寿命的核素51Cr、58Co、54Mn为主要的活化核素。EAST两条束耦合后，同向束注入窗口由中子活化诱发的停机辐射剂量率较低。当EAST 停止运行5 min后，辐射剂量率低于IAEA规定的水平。本模拟结果为中国聚变工程实验堆 (China Fusion Engineer Test Reactor, CFETR)NBI测试台充氘运行时的材料活化特性研究提供了指导与借鉴。