Methodological advances in the analysis of shutdown dose rate and shielding design proposals to mitigate it in iter diagnostic port interspaces aljaz kolsek

Resumen

ITER es uno de los proyectos de energía más ambiciosos a día de hoy, en el cual colaboran conjuntamente 35 naciones para construir el Tokamak más grande del mundo. Dado que ITER es un proyecto experimental, su principal objetivo es demostrar la viabilidad científica y tecnológica de la fusión como fuente de energía para fines pacíficos. Como primer Tokamak con una fase nuclear extensa, ITER tiene proyectada una producción total de alrededor de 1027 neutrones a lo largo de toda su vida de operación. Estos neutrones del plasma y su interacción con la materia dan lugar a intensos campos de radiación a lo largo de toda la instalación y presentan un serio reto para el proyecto. Mientras que las tasas de dosis no suponen un problema para los trabajadores durante la operación del reactor dadas las restricciones de acceso al Tokamak Building, tras la parada de éste surge una compleja fuente de radiación secundaria que domina los niveles de radiación dentro del Bioshield. En efecto, cuando los neutrones del plasma activan los nucleidos presentes en los materiales de los componentes, tras la parada del reactor los consiguientes radionucleidos emiten fotones altamente penetrantes, los cuales son cuantificados por medio de la magnitud física conocida como Shutdown Dose Rate (SDDR). De cara a poder realizar tareas de mantenimiento manuales en los Port Interspaces, los niveles de SDDR deben cumplir con el requerimiento del proyecto que establece que la SDDR debe estar por debajo de 100 μSv/h tras 106 segundos después de la parada del reactor. El Tokamak de ITER cuenta con 44 puertos de acceso en la Vaccuum Vessel (VV), los cuales albergan una gran variedad de sistemas. Entre ellos, los puertos de diagnósticos son unos de los más desafiantes en términos de SDDR, ya que, para poder crear espacio suficiente dentro del puerto de diagnóstico para integrar un determinado sistema y su correspondiente camino óptico, es necesario evacuar blindaje del Diagnostic First Wall (DFW), del Diagnostic Shield Module (DSM) y del Closure Plate. La evacuación de tales cantidades de blindaje afecta a la atenuación del flujo neutrónico y, además, la integración de los sistemas de diagnóstico puede a su vez abrir caminos de fuga de radiación que, en última estancia, repercutan en altos niveles de SDDR en el Port Interspace. Después de realizar una revisión de los análisis nucleares existentes de los puertos de ITER, se identificó una clara necesidad de definir y estandarizar una metodología para analizar los niveles de SDDR en los Port Interspaces de diagnósticos de ITER en los que se prevé llevar a cabo tareas de mantenimiento manuales. Por esta razón, se han empleado grandes esfuerzos para implementar una serie de mejoras en la metodología. Con el fin de facilitar la identificación de los distintos componentes dentro del modelo de MCNP de un puerto de diagnóstico, se ha implementado y estandarizado un sistema de etiquetado de las celdas del modelo por medio de comentarios. Más aún, se han estandarizado los tallies usados para calcular la SDDR en los Port Interspaces de los puertos superiores y ecuatoriales (y se han hecho propuestas para los puertos inferiores) de tal forma que los valores medidos en ellos permiten comprobar de manera directa el cumplimiento o no del requerimiento antes mencionado sobre SDDR. Se ha definido y se ha implementado una técnica de análisis locales y globales para ahorrar tiempo computacional durante la realización de estudios de blindaje y para unificar la evaluación de los cross-talk de radiación entre puertos. Además, se ha desarrollado y optimizado una metodología a la vanguardia del estado del arte actual para aumentar la resolución de los cálculos de SDDR en los estudios de integración de puertos. Dicha metodología permite desglosar la contribución a la SDDR total de los distintos sistemas de diagnóstico de un puerto en base, por un lado, al nivel radiación neutrónica que dejan pasar a través de sus aperturas y, por otro lado, a su grado de activación. Finalmente, se ha definido una metodología para reusar modelos genéricos de MCNP de los puertos de diagnóstico en los que poder integrar sistemas de diagnóstico específicos de cada puerto, mostrando una mejora considerable en el tiempo de respuesta de los análisis nucleares que hacen frente a las sucesivas actualizaciones de los diseños de ingeniería. Dentro de esta tesis, se abordan también dos propuestas de blindaje de gran relevancia. Por un lado, el concepto de DSM modular para los Puertos de Diagnósticos Ecuatoriales de ITER, el cual ha sido desarrollado por el PBS55 de IO-CT y es tanto compatible con la filosofía ALARA como con el límite peso de 48 toneladas impuesto sobre los Port Plugs una vez han sido drenados. Los análisis nucleares presentados en este trabajo han sido uno de los agentes conductores del desarrollo de este concepto durante los últimos 3-4 años. Por otro lado, se ha propuesto un conjunto de blindajes ex-vessel, que cubren una estructura de la Vaccum Vessel común a todos los puertos superiores y ecuatoriales, respectivamente, para mitigar el fuerte cross-talk de radiación de los puertos vecinos. Los resultados prometedores obtenidos con dicho conjunto de blindajes llevaron a la Unidad de Integración Nuclear de ITER a programar un estudio de viabilidad y una evaluación estructural, los cuales fueron realizados por la empresa Assystem. Todos estos esfuerzos se han demostrado a través de los análisis de integración de los dos puertos de diagnósticos más importantes de ITER: los puertos ecuatoriales #11 y #12. Usando los avances metodológicos previamente presentados para el cálculo y el análisis de la SDDR, se ha seguido el desarrollo de ambos puertos a través de distintas etapas de diseño hasta la Revisión Final de Diseño. En cada etapa de diseño, la integración de los distintos sistemas de diagnóstico se ha estudiado desglosando, tal y como se ha explicado previamente, la contribución de estos a la SDDR total en los pasillos de mantenimiento de los Port Interspaces. Es más, los cross-talks de radiación entre puertos han sido evaluados en cada iteración, mostrando una contribución de hasta 125 μSv/h tras 106 segundos después de la parada del reactor. Además, se ha evaluado el impacto del conjunto de blindajes suplementarios propuestos mostrando, cada vez, una reducción significativa de la SDDR. Finalmente, para la Revisión Final de Diseño, se han considerado medidas ALARA adicionales mostrando que, en efecto, el requerimiento de SDDR impuesto por el proyecto se puede cumplir con ambos puertos de diagnóstico de primer plasma.