ANÁLISIS NEUTRÓNICO DE UNA ENVOLTURA

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1 ANÁLISIS NEUTRÓNICO DE UNA ENVOLTURA REPRODUCTORA DOBLEMENTE REFRIGERADA HE/LIPB PARA UN REACTOR DEMO J.P. Catalán a,*, F. Ogando a,c, J. Sanz a,c, I. Palermo b, G. Veredas b, J. M. Gómez-Ros b, L. Sedano b a Departamento de Ingeniería Energética, UNED, C/ Juan del Rosal 12, Madrid, SPAIN b CIEMAT. Avda. Complutense Madrid, SPAIN c Instituto de Fusión Nuclear, UPM, Madrid, SPAIN RESUMEN Bajo el programa español en tecnología de envoltura regeneradora TECNO_FUS se está desarrollando el diseño conceptual de una envoltura doblemente refrigerada de He/LiPb para un reactor DEMO. En este trabajo analizaremos, desde el punto de vista neutrónico, las siguientes características del diseño: capacidad de amplificación de potencia, capacidad de producción de tritio en el LiPb, deposición de potencia en las bobinas superconductoras y daño producido por la radiación neutrónica en los diferentes aceros estructurales. Se han usado diferentes combinaciones de agua y acero para optimizar el blindaje de las bobinas. La fuente de neutrones usada está basada en un perfil de reacción de fusión 2D axisimétrico para una configuración de plasma en equilibrio. MCNPX ha sido usado para los cálculos de transporte y ACAB para manejar las secciones eficaces de producción de gas y energía de daño. 1. Introducción Bajo el proyecto nacional TECNO_FUS se está desarrollando el diseño conceptual de una envoltura reproductora basada en la tecnología He/LiPb como doble refrigerante para un reactor tipo DEMO. El diseño está inicialmente basado en el modelo C del European Fusion Power Plant Conceptual Study (PPCS) [1] actualizando los parámetros del reactor y las especificaciones de planta. La carga neutrónica media en la primera pared de la envoltura es 2.1 MW/m 2 con 3450 MW de potencia de fusión. El diseño tiene una zona reproductora doblemente refrigerada por He y Pb Li ( 6 Li enriquecido al 90%) que a su vez sirve como reproductor. Eurofer-97, un acero de baja activación ferrítico-martensítico (reduced activation ferritic-martensitic, RAFM), es usado como material estructural de la envoltura y el acero austenítico 316LN en la cámara de vacío (vacuum vessel, VV). Las inserciones de los canales de LiPb están hechas de SiC que sirve de aislante tanto térmico como eléctrico. Para analizar el comportamiento neutrónico del diseño hemos puesto atención en las siguientes magnitudes: La razón de reproducción de Tritio (tritium breeding ratio, TBR) para tratar la autosuficiencia en el combustible del reactor. Deposición de energía debida a calentamiento nuclear (nuclear heating) tanto en las bobinas para asegurar su comportamiento superconductor como en la envoltura para estimar el factor de amplificación de potencia. Daño en los materiales estructurales debido a la radiación neutrónica para estimar su posible vida operativa dentro de la instalación. Además se han considerado diferentes combinaciones de agua y acero para optimizar el blindaje frente a la radiación de las bobinas. Para este trabajo se han realizado cálculos de transporte de radiación en 3D usando MCNPX [2] con los datos nucleares de la ENDF/B-VII. El modelo geométrico ha sido 1

2 desarrollado usando CATIA y traducido a una geometría entendida por MCNP a través de MCAM [3]. Las secciones eficaces de daño (producción de He e H y energía de daño) procesadas en el formato VITAMIN-J 211 desde la ENDF/B-VII [4], han sido tratadas con ACAB [5] usando el flujo medio como entrada. 2. Metodología 2.1. Procedimiento de cálculo La Figura 1 muestra el esquema de cálculo seguido que consiste en cuatro pasos: 1. La interfaz Excel/CATIA genera un modelo CAD 3D simplificado en el formato STEP y que nos permite un estudio paramétrico. 2. MCAM para convertir la geometría CAD en una entrada de MCNP. 3. MCNP para los cálculos de transporte. 4. ACAB par los cálculos de daño Figura 1 Esquema de cálculo Descripción de la fuente Para los cálculos de transporte se ha utilizado un modelo realista para la fuente de neutrones. Este modelo está basado en un perfil 2D axi-simétrico para una configuración de equilibrio del plasma para la geometría dada [6]. El uso de una fuente realista tiene un impacto considerable en la distribución de neutrones entre las regiones internas y externas del tokamak, así como para calcular con precisión la fracción de neutrones que cruza la envoltura y la que cruza el divertor. Para implementar esta fuente realista en MCNPX se ha aplicado un proceso de discretización. Se ha dividido el volumen de la fuente en un conjunto de celdas anulares heterogéneas con distribuciones planas independientes con la misma intensidad integrada que la fuente original. Este método, con el suficiente refinamiento, produce una fuente tan parecida a la real como se requiera para una precisión dada. El proceso ha sido automatizado para un refinamiento arbitrario y un uso directo en los códigos MCNP y MCNPX Geometría Partiendo de el modelo 3D detallado (modelo de referencia) se ha derivado un modelo simplificado (modelo neutrónico) para los cálculos de transporte de partículas, ver Figura 2. El modelo neutrónico está dividido en capas teniendo en cuenta que el perfil de D de la geometría toroidal tenga las mismas dimensiones en ambos modelos. Los diferentes materiales que componen la envoltura se han colocado manteniendo los volúmenes reales y en consecuencia sus ratios relativos. Algunos de los materiales han sido homogeneizados asegurando que los neutrones y las gammas atraviesan la misma densidad media en ambos modelos. La zona del divertor ha sido modelada de una manera simple pero nos permite mantener la relación entre volumen y espesor en las capas de la envoltura. La Figura 3 muestra de manera esquemática las capas y los materiales, con su respectiva distancia a la primera pared, del modelo neutrónico. Los bloques numerados en la Figura 3 representan las diferentes partes donde se ha calculado la potencia depositada, ver Tabla 2, y los números representan las diferentes capas de Eurofer 2

3 donde se ha calculado el daño. Las diferentes combinaciones de agua y acero usadas se han colocado en la zona hueca de la cámara de vacío, tocando con la pared interna y en dirección hacia fuera, como capas de 10 cm de espesor. Figura 2 Modelos geométricos del reactor: modelo geométrico detallado (referencia) (izquierda) y modelo geométrico simplificado (neutrónico) (derecha). La interfaz entre las macros de Excel y el programa de diseño CATIA nos permite cambiar el espesor de las capas del modelo neutrónico de forma automática, por esta razón esta herramienta es muy útil para un estudio paramétrico. 3. Cálculos y Resultados 3.1. Razón de reproducción de Tritio Se ha calculado la razón de reproducción de Tritio (TBR) como la producción de átomos de Tritio por neutrón que atraviesa la primera superficie de la envoltura. Esto es sobre el 85% de los neutrones fuente, ya que el resto van hacia la zona del divertor. Se ha tenido en cuenta tanto la reproducción de Tritio debida a 6 Li como la del 7 Li, pero esta última es insignificante y siempre por debajo del 1%. El TBR ha sido calculado para las diferentes combinaciones de agua y acero utilizadas en el blindaje de las bobinas, ver Tabla 1. El TBR se mantiene prácticamente constante para todas las combinaciones (el cambio de agua por He como produce un pequeño descenso siempre menor al 1%) y su valor es ~1.17. El valor de referencia para el TBR es 1.10 [7], el cual considera los efectos de las incertidumbres en los datos nucleares, el puerto de la cámara de vacío y la perdidas de tritio en el ciclo de combustible. 3

4 Merece la pena mencionar que el modelo utilizado no tiene en cuenta los huecos entre las diferentes unidades que forman la envoltura. Figura 3 Las diferentes capas del modelo neutrónico desde el plasma hasta las bobinas superconductoras Blindaje de las bobinas Para estimar el pico de deposición de potencia en las bobinas debido al calentamiento nuclear, se ha calculado el kerma por neutrones y gammas en diferentes zonas. En aras de optimizar el diseño de la cámara de vacío para blindar las bobinas superconductoras se han considerado diferentes combinaciones de agua y acero para el hueco de cámara de vacío (Las dos primeras columnas de la Tabla 1). La primera columna en la Tabla 1 representa la capa más próxima a la pared interna de la cámara de vacío y la segunda columna la siguiente capa en la dirección hacia fuera. Tabla 1 Resultados del TBR y del pico de potencia en las bobinas par a las diferentes combinaciones de materiales estudiadas. H 2 O (cm) Steel (cm) Coolant VV TBR Peak Power (W/m 3 ) 0 0 He He He H 2 O H 2 O He H 2 O

5 Los resultados obtenidos se muestran en la Tabla 1. Se puede ver que con 20 cm cualquier combinación cumple con el límite requerido para la energía depositada en las bobinas, siendo este límite de 5000 W/m 3, ver ref. [7]. La mejor combinación de la estudiadas es 10 cm de agua y 10 de acero con agua como refrigerante de la cámara de vacío, obteniendo un factor de seguridad de un orden de magnitud. Este espesor de 20 cm cumple con la limitación de espacio que encontramos en la cámara de vacío en la zona del inboard. El pico de deposición de potencia se localiza, en todos los casos, en el plano ecuatorial en la zona del inboard, el asterisco de la Figura 4 muestra la zona crítica. La contribución de los neutrones que atraviesan el puerto (ver Figura 2 izqd.) no es considerada por el modelo utilizado. Para solventar este problema en la próxima etapa de cálculo se ha creado un modelo geométrico detallado. Este modelo incluye además un diseño más realista del divertor y de los huecos entre las unidades de la envoltura. Figura 4 Las diferentes zonas utilizadas en los cálculos de deposición de potencia de las bobinas. *Pico de deposición de potencia Deposición de Energía Para estimar el factor de amplificación de potencia en la envoltura se ha calculado la deposición de potencia debida a calentamiento nuclear en la misma. Los cálculos que se presentan en esta sección están realizados considerando vacío el hueco de la cámara de vacío. La deposición de potencia se ha calculado en los diferentes bloques (Figura 2) de la envoltura y los resultados se muestran en la Figura 5 y en la Tabla 2. Se puede ver que los neutrones y las gammas tienen una contribución total similar. Las deposiciones de potencia más importantes se dan en las primeras capas de Eurofer y en la primera de LiPb. 5

6 Figura 5 Deposición de potencia en MW en los diferentes bloques, valores en Tabla 2. De nuevo, como en el cálculo de TBR, el factor de amplificación de potencia ha sido calculado teniendo en cuenta los neutrones que entran en la envoltura (85%) ya que el divertor no se ha considerado. Teniendo en cuenta esto y 2790 MW de potencia neutrónica en la fuente el factor de amplificación obtenido es 1.12, siendo el valor estimado para el modelo C de 1.17 [1]. Tabla 2 Deposición de potencia en los diferentes bloques de la envoltura debido a neutrones y gammas. Blocks Neutrons (MW) Gammas (MW) Total (MW) I II III IV V VI VII TOTAL Cálculos de Daño Para estimar la vida de componentes estructurales de la envoltura y la cámara de vacío hechos de acero, se ha estudiado el daño por radiación en Eurofer y en SS316LN. Se han calculado el desplazamiento por átomo (dpa) y la producción de gas (He e H) en las diferentes capas de Eurofer (ver los números en la Figura 3) y en la pared interna de la cámara de vacío para el SS316LN. Para estos cálculos se ha usado el flujo obtenido de MCNP más las librerías de daño todo ello manejado con ACAB. Para convertir la energía de daño en dpa se ha usado el modelo NRT. Tabla 3 DPA y producción de gas. Zones DPA/fpy H appm/fpy He appm/fpy He/ DPA appm/dpa

7 Los resultados para las diferentes capas de Eurofer se muestran en la Tabla 3. Asumiendo que los aceros ferríticos (o sus versiones ODS) podrán soportar niveles de daño de aproximadamente dpa, ref. [8], el material estructural de la primera pared (zone 1) puede tener una vida útil de aproximadamente 6 años. El daño acumulado en el último blindaje de la envoltura (zone 7) después de 40 años de irradiación es de 6.8 dpa y 4 appm de He. Esta acumulación de He es mayor que la permitida para el límite de soldadura de 1 appm [9] de un componente permanente de la instalación. En el acero austenítico 316LN de la pared interior de la cámara de vacío los valores obtenidos para 40 años de irradiación son 0.1 dpa y 4 appm de He. Esta acumulación de He es menor que la referenciada en [10] para el límite de soldadura para los aceros austeníticos. 4. Conclusiones Se ha analizado el comportamiento de un diseño conceptual para una envoltura reproductora doblemente refrigerada con He/LiPb. Dentro del modelo neutrónico considerado, el TBR es mayor que el valor requerido por diseño y la deposición de potencia es aproximadamente Se ha optimizado el hueco de la cámara de vacío para el blindaje de las bobinas logrando un factor de seguridad de un orden de magnitud, respetando a su vez la limitación de espacio (20 cm) que se da en la zona del inboard de la cámara de vacío. Por último se han estimado la vida operativa de los componentes estructurales de acero en las zonas más críticas considerando 40 años de operación. La primera pared de la envoltura tiene una vida operativa de 6 años, el último blindaje tiene problemas con la soldadura si se elije como componente permanente y el acero austenítico de la cámara de vacío no presenta problemas con los límites considerados. La metodología de cálculo usada en el presente trabajo es considerada muy útil para estudios paramétricos ya que nos permite variar el espesor de las capas de manera automática. El modelo producido por la interfaz Excel/CATIA puede ser considerado como punto de partida para un estudio neutrónico para un diseño de envoltura. La próxima etapa de cálculo neutrónico para este diseño de envoltura es usar un modelo más detallado donde el puerto de la cámara de vacío, la limitación espacial de la cámara de vacío en la zona inboard, un modelo más realista de divertor y los huecos entre las unidades de envoltura sean considerados. Agradecimientos Este trabajo se ha realizado bajo el proyecto nacional en envolturas regeneradoras TECNO_FUS através de programa CONSOLIDER-INGENIO Referencias [1] A conceptual study of commercial fusion power plants, Final Report of the European Fusion PPCS [2] D. Pelowitz. MCNPX User s manual. Version 2.6. April [3] Y. Wu, FDS Team, Fusion Engineering and Design 84 (2009) ). [4] O. Cabellos. ENDF/B-VII nuclear data processed with NJOY NEA Data Bank, December [5] J. Sanz et al, ACAB Inventory code for nuclear applications: User s manual V NEA-1839 (2008). 7

8 [6] Y. Watanabe, M.Z. Youssef, M. Song, A.R. Raffray. Fusion Technolgy. 15, (1989). [7] U. Fischer et al, Fusion Engineering and Design 84 (2009) p [8] E.E.Bloom et al, Journal of Nuclear Materials (2004) [9] R. Aymar et al, Plasma Phys. Control. Fusion (2002) [10] K. Tsuchiya et al, Journal of Nuclear Materials (2000)