ITER屏蔽包層活化分析

楊 琪,李 斌,鄭 劍,何 桃,蔣潔瓊,吳宜燦

(1.中國科學技術大學,安徽 合肥230027;2.中國科學院核能安全技術研究所,中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室,安徽 合肥230031)

ITER屏蔽包層活化分析

楊 琪1,2,李 斌1,2,鄭 劍2,何 桃2,蔣潔瓊2,吳宜燦1,2

(1.中國科學技術大學,安徽 合肥230027;2.中國科學院核能安全技術研究所,中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室,安徽 合肥230031)

作為國際熱核聚變實驗堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包層承受高強度聚變中子輻照,需要定期更換和維修。當活化的屏蔽包層從ITER托卡馬克裝置移到熱室時,可能會給工作人員造成嚴重的輻射照射,是ITER大廳和熱室屏蔽設計的重要輻射源。文中基于ITER最新中子學分析基準模型和“二步法”停堆劑量計算方法,使用超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統Super MC針對15號屏蔽包層建立精細的中子學模型,并計算分析包層的活化情況及最嚴重情況下的周圍輻射劑量率,并初步應用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。計算結果顯示,單個包層周圍最大劑量率為350 Sv/hr,當傳送小車停留在赤道窗口室內時,窗口室屏蔽門外劑量率高于10 mSv/hr,不足以滿足設計要求。

ITER;屏蔽包層;活化計算;輻射源

國際熱核聚變實驗堆(International Thermonuclear Experiment Reactor,簡稱ITER)屏蔽包層由第一壁和屏蔽模塊組成,第一壁直接面向等離子體,屏蔽模塊為內真空磁體提供輻射屏蔽。在ITER的設計中,包層的第一壁和屏蔽模塊都可能需要進行維修更換[1]。為了計算對包層維修過程中周圍環境的劑量率,優化相關屏蔽設計,確保其滿足合理可行盡量低(ALARA)原則,首先需要精確評估典型包層模塊的活化情況。

2008年,ITER組織使用ITER中子學分析基準模型Alite-3[2],選擇14號包層作為代表性模型,使用平板結構進行簡化建模,評估了14號包層的活化情況[3]。計算得到停堆1×106s后,活化包層正前方5 cm處最大劑量率為215 Sv/hr。但是由于該計算使用的模型非常簡化,ITER需要基于精細模型計算,評估模型簡化對包層活化結果的影響,并驗證設計的屏蔽方案的保守性。

本文基于最新的ITER中子學分析基準模型,選取中子壁負載最強的15號包層模塊,利用中國科學院核能安全技術研究所自主研發的超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統Super MC[4-17]進行精細的建模,然后,使用“二步法”停堆劑量計算方法[19,20],分析活化包層周圍的劑量場分布,并評估了包層維修更換時,托卡馬克赤道窗口室的劑量水平。

1 中子學模型

本文計算主要基于ITER 40度托卡馬克中子學基準模型Blite-3。如圖1所示,Blite-3基于重復結構,使用模塊化建模,模型中所有內包層模塊,13號、14號、15號、16號外包層模塊以及赤道窗口插件等部件使用最新工程設計并且相對精細的幾何描述,從而使Blite-3對這些部件進行核分析時可以獲得更加精確的結果。

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

ITER最新中子壁負載計算結果顯示,15號包層將受到最強的中子輻照[21],因此文中計算選擇15號包層為分析對象。首先利用超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統,沿中子貫穿方向將15號包層模型切割成5 cm厚的平板,以降低輸運計算和活化計算的計算誤差。同時,根據設計將包層中第一壁的鈹合金,銅合金與不銹鋼及冷卻水混合物分離,如圖2所示。最后,利用修改好的15號包層模型替換Blite-3中的對應模塊。

圖2 修改后的15號包層模塊(不含空腔)Fig.2 Modified No.15 blanket model(without void)

2 計算方法與程序

包層活化計算使用“二步法”停堆劑量計算方法,即首先進行中子輸運,獲得中子通量及能譜分布,然后進行活化計算,獲得衰變光子能譜,利用衰變光子能譜再進行光子輸運,最終得到不同停機時間的光子劑量。中國科學院核能安全技術研究所·FDS團隊針對“二步法”研發了三維停堆劑量率計算程序,能自動耦合輸運計算和活化計算。

計算基于中科院核能安全技術研究所·FDS團隊自主研發的超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統Super MC開展。該程序計算正確性已經通過ITER Benchmark例題測試驗證[22]。

計算中中子輸運主要FENDL2.1聚變數據庫[23],活化計算使用FISPACT及EAF2007數據[24]。

3 包層活化計算

3.1 計算條件

為保守計算,包層活化計算中使用ITER推薦的SA2輻照方案[25]。按照ITER的建議使用的NCRP 74號報告中公布的通量劑量轉換因子[26]。

輸運計算使用ITER托卡馬克中子學模型B-lite?？紤]到包層維修時,內部冷卻水將已全部被抽除,因此,活化計算中只考慮鈹合金,銅合金及不銹鋼等包層結構材料的活化,并且根據工程設計使用的材料準確定義各核素成分[27,28],特別是對于對活化影響比較嚴重的Co,Cr等微量元素。在光子輸運計算中,混合材料中所含冷卻水都被移除,并且根據不銹鋼的實際體積定義混合材料的密度。例如,第一壁中鋼水混合柵元是由73.9 Vol.%SS316 L(G)-IG和26.1 Vol.% 冷卻水組成,混合材料密度為6.081 g/cm3。在光子輸運計算時,該材料中所有冷卻水被移除,并且材料的密度改為不銹鋼的等效密度,即5.833 g/cm3。

3.2 活化包層輻射場

計算中比較了包層維修過程中可能發生的三種情況:整塊包層維修、僅第一壁模塊維修、僅屏蔽模塊維修。停機21天后,三種情況下的光子劑量場分布如圖3所示。表1比較了三種情況下距源一定距離處的光子劑量水平。

圖3 活化包層周圍光子劑量率分布 (單位:Sv/hr)Fig.3 Gamma dose rate distribution around activated blanket(Sv/hr)(a)整塊活化包層的劑量場;(b)活化的第一壁的劑量場;(c)活化的屏蔽模塊的劑量場

表1 活化包層周圍光子劑量水平Table 1 Gamma dose rate level around activated blanket

續表

從圖3的分布及表1的數據可以看到,停堆21天后,活化包層中最大劑量率為890 Sv/hr,距離包層第一壁面向等離子體表面5 cm處,停堆劑量約為350 Sv/hr。由于第一壁直接面向等離子體,受中子輻照后的活化比屏蔽模塊嚴重?？紤]整塊包層活化時,雖然源強變高,但是由于屏蔽模塊對第一壁活化釋放的衰變光子有一定的屏蔽作用,包層后方的劑量率比僅考慮第一壁活化時更低。因此包層維修時的輻射計算中,應該使用活化第一壁作為輻射源。

3.3 比較與分析

為了分析包層活化源的主要影響因素,將計算結果與2008年基于Alite-3模型及14號包層簡化模型獲得的活化結果進行比較。圖4展示了簡化計算中所使用的包層模型。圖5和圖6分別展示了兩個計算中,沿中子貫穿方向,歸一化中子通量密度和衰變光子強度隨包層厚度的分布。

圖4 簡化的14號包層Fig.4 View of the simplified No.14 blanket

圖5 歸一化中子通量密度隨包層厚度的分布Fig.5 Normalized neutron flux distribution in blanket

圖6 衰變光子強度隨包層厚度的分布Fig.6 Decay gamma intensity distribution in blanket

從圖5中可以看到,Alite模型中中子壁負載最強的包層,即14號包層的第一壁鈹層的中子通量比Blite模型中15號包層的中子通量高。在15 cm厚度后的屏蔽模塊中,簡化模型屏蔽效果比詳細模型好,這是因為在簡化模型中,屏蔽模塊為含30 Vol%水的鋼水混合物,而詳細模型中屏蔽模塊則僅含6 Vol% 水且有大量空腔。此外,從圖6中可以看出,在包層的各個厚度上,詳細模型的衰變光子強度總比簡化模型高,詳細模型的活化比簡化模型嚴重。

同時,從圖5和圖6中可以看出,在厚度為5.5 cm左右,即銅合金后的不銹鋼中,兩個模型的中子通量水平相同,但是詳細模型的衰變光子強度比簡化模型高。圖7比較該位置處的中子通量譜,圖8交叉比較了兩種計算下使用的材料和中子能譜對衰變光子譜的影響。

圖7 5.5 cm厚度處不銹鋼的中子通量譜Fig.7 Neutron spectrum of steel at depth of 5.5 cm

圖8 5.5 cm處不同計算條件下的衰變光子譜Fig.8 Gamma spectrum at depth of 5.5 cm with different inputs

厚度為5.5 cm處衰變光子主要是由不銹鋼活化后產生的51Cr,58Co,57Co,54Mn,60Co等核素。從圖8可以看出,5.5 cm處簡化模型與詳細模型計算得到的衰變光子強度差別主要是由于中子通量譜的差異造成的。而中子通量譜的差異則是受輸運計算中模型幾何及材料定義的影響。所以在計算部件活化時,需要謹慎描述部件的幾何,準確定義材料成分。

4 窗口室屏蔽分析

基于活化包層衰變光子源,本論文計算了ITER赤道窗口室的輻射場,并評估窗口室屏蔽門的屏蔽效果。如圖9所示,裝有四塊活化包層第一壁的小車位于赤道窗口室內。窗口室與走廊之前的屏蔽門是等效厚度為32.6 cm的SS304不銹鋼,門與上下左右的門框之間有10 cm、1.8 cm、10 cm、10 cm 寬的縫隙,門楣是混凝土結構,內有半徑為23 cm的管道貫穿(圖10)[20]。

圖9 赤道窗口室結構圖Fig.9 View of the equatorial port cell

圖10 赤道窗口屏蔽門示意圖Fig.10 View of the shielding door of port cell

圖11 為小車移動到赤道窗口室時的劑量場分布。傳送車前方最大劑量率為16 Sv/hr,走廊間劑量率為10 mSv/hr至0.9 Sv/hr。從圖11中的場分布可以看出,走廊的劑量率主要是由于屏蔽門門楣上的管道泄漏。根據ITER的設計標準,走廊劑量率應該不超過25μSv/hr[20],因此需要對赤道窗口室屏蔽門或者ITER方法進行優化。

圖11 赤道窗口室劑量率分布(Sv/hr)Fig.11 Dose rate in port cell(Sv/hr)

5 總結

本文對基于ITER最新中子學基準模型B-lite,利用超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統Super MC更新細化了第15號包層模型,并利用二步法停堆劑量計算方法,計算了第15號包層的活化情況,分析了包層活化計算結果的主要影響因素。然后基于包層活化源,對窗口室的屏蔽進行簡單評估。

計算發現,ITER停機21天后,單個包層周圍最大劑量率為350 Sv/hr。包層的活化結果主要受到幾何描述及材料定義的影響。

當裝有四個活化包層第一壁的傳送車移動到赤道窗口室時,由于屏蔽門上方管道貫穿影響,門外走廊劑量率高于10 mSv/hr,超出ITER的設計限值。窗口室屏蔽門的優化應該是ITER屏蔽設計需要解決的緊急問題之一。

致謝

本文工作開展過程中得到了FDS團隊成員以及ITER組織的Michael Loughlin,Eduard Polunovskiy等的支持與幫助,在此表示感謝。

[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] 王國忠．MCAM4．8在ITER建筑大廳中子學建模中的應用[J]．核科學與工程 ,2011,31(4):351-355.

[7] 吳宜燦．蒙特卡羅粒子輸運計算自動建模程序系統的研究與發展[J]．核科學與工程,2006,26(1):20-27．

[8] 盧磊．MCAM在ITER窗口限制器蒙特卡羅計算建模過程中的應用[J]．核科學與工程,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] 吳宜燦,李宜驚,李瑩.大型集成多功能中子學計算與分析系統VisualBUS的研究與發展[J]．核科學與工程,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] 吳宜燦,柏云清,宋勇,等．中國鉛基研究反應堆概念設計研究[J]．核科學與工程,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專項2014GB112001

楊 琪(1989—),女,湖南省武岡市,博士研究生,核科學與工程專業

蔣潔瓊:jieqiong.jiang＠fds.org．cn