Evaluación del entorno de radiación del ITER durante el control remoto

Scientific Reports volumen 13, Número de artículo: 3544 (2023) Citar este artículo

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Durante la vida operativa del ITER, se usará un contenedor manejado a distancia para transferir los componentes del buque a la celda caliente con fines de mantenimiento, almacenamiento y desmantelamiento. Debido a la distribución de penetraciones para la asignación del sistema en la instalación, el campo de radiación de cada operación de transferencia presenta una alta variabilidad espacial; Todas las operaciones deben estudiarse de forma independiente para la protección de los trabajadores y la electrónica. En este documento, presentamos un enfoque completamente representativo para describir el entorno de radiación durante el escenario completo de manejo remoto de los componentes de In-Vessel en las instalaciones de ITER. Se aborda el impacto de todas las fuentes de radiación relevantes durante las diferentes etapas de la operación. Se considera que las estructuras construidas y los diseños de referencia de 2020 producen el modelo neutrónico más detallado del Complejo Tokamak, la estructura civil de 400 000 toneladas que alberga el tokamak, hasta la fecha. Las nuevas capacidades del código D1SUNED han permitido calcular la dosis integral, la tasa de dosis y el flujo de neutrones inducido por fotones de fuentes de radiación estáticas y móviles. Los intervalos de tiempo se incluyen en las simulaciones para calcular la tasa de dosis causada por los componentes In-Vessel en todas las posiciones a lo largo de la transferencia. La evolución temporal de la tasa de dosis se construye en formato de video con una resolución de 1 m, especialmente valiosa para la identificación de puntos calientes.

ITER, el proyecto punta de lanza en energía de fusión, tiene como objetivo demostrar la viabilidad de la fusión nuclear como fuente de energía fiable a gran escala. Durante su operación de pulso de 500 MW, se producirán cada segundo alrededor de 1,77·1020 neutrones de 14,1 MeV, producto de las reacciones de fusión deuterio-tritio. El intenso campo de neutrones interactuará con los materiales cercanos (especialmente los de los componentes del interior de la nave), transmutándolos y activándolos. Dichos componentes activados implican una fuente de radiación gamma secundaria y retardada, que puede ser radiológicamente insignificante en comparación con los neutrones de plasma durante el funcionamiento de la máquina, pero que se convierte en la principal fuente de radiación de la instalación durante la parada de la máquina.

Durante la vida operativa del ITER, se prevé la necesidad de tareas de mantenimiento, almacenamiento y desmantelamiento de los componentes In-Vessel, que se realizarán en el Hot Cell Complex. Los 440 primeros paneles de pared, los 54 cassettes desviadores y todos los tapones de puerto, entre otros elementos (que se muestran en la Fig. 1), serán objeto de tales tareas. Pero primero, estos componentes deberán transferirse a la celda caliente desde el complejo Tokamak. Para ello se utilizará una barrica con mando a distancia debido a la alta activación. La operación de transferencia consta de varias etapas, como la extracción del tapón bioshield, la carga del componente en el barril, la apertura de la puerta de la celda del puerto y la transferencia en sí. En consecuencia, se esperan alteraciones en el campo de radiación a medida que cambian las geometrías de la fuente y del blindaje en la instalación durante tales operaciones. La evaluación del campo de radiación es necesaria para verificar el cumplimiento de la zonificación radiológica para la protección de los trabajadores y para apoyar los programas de capacitación en electrónica si es necesario.

Sección transversal del tokamak ITER. Se muestran los componentes del buque que se transfieren de forma remota y se resaltan sus ubicaciones dentro del tokamak. Se muestran los 3 niveles del tokamak.

Trabajos anteriores han abordado este tema1, sin embargo, se requieren nuevos esfuerzos debido a (i) la necesidad de seguir un enfoque exhaustivo con respecto a las fuentes de radiación y las operaciones del cofre, (ii) la constante evolución de los diseños de edificios y componentes, y (iii) la mejora de códigos y metodologías.

La capacidad metodológica de computar mapas de radiación debido a fuentes de radiación en movimiento fue probada por trabajos previos1. No obstante, el escenario de manejo remoto de componentes In-Vessel no pudo representarse completamente debido a las siguientes razones:

Se consideró un conjunto limitado de trayectorias de barriles. Solo se consideró 1 trayectoria, a partir de la celda de puerto #10, para el tapón de puerto superior. No se abordaron los mapas de radiación de las transferencias de tapones de puertos ecuatoriales.

Solo se estudió una etapa de la operación, el traslado de los toneles a la Celda Caliente. No se abordó el entorno de radiación producido en otras etapas, como la presente al abrir la puerta de la celda del puerto.

Además, los diseños del Complejo Tokamak han evolucionado y su construcción está casi terminada desde el trabajo anterior. El modelo geométrico Monte Carlo N-Particle (MCNP)2 utilizado anteriormente era simplista (sin apenas penetraciones del sistema en las paredes de los edificios) y actualmente está desactualizado. En este estudio se han considerado las estructuras de los componentes construidos y los diseños de referencia de 2020. Se incluyeron aproximadamente 4800 penetraciones de sistemas que cruzan paredes y losas de edificios.

Finalmente, en lo que respecta a la mejora de la metodología y el código, se han desarrollado capacidades novedosas del D1SUNED code3. Han permitido no solo calcular la dosis integral causada por fuentes de radiación en movimiento, sino también discretizar dicha dosis dentro de intervalos de tiempo. El resultado es la evolución temporal de la tasa de dosis durante el traslado del contenedor en formato de vídeo. Esto es especialmente valioso para identificar ubicaciones de contenedores comprometidas para la optimización del diseño. Se han producido por primera vez mapas de radiación debido a los neutrones (o fotoneutrones) inducidos por fotones de los primeros paneles de pared de berilio.

El trabajo presentado en este artículo ha arrojado más luz sobre el entorno de radiación del ITER durante el escenario de operación de manejo remoto de componentes In-Vessel. El enfoque sistemático para describirlo, junto con la geometría compleja de Tokamak actualizada, la metodología novedosa empleada y algunos resultados relevantes se explican en las siguientes secciones.

El escenario de la operación de transferencia ITER es amplio y complejo. Implica varias tareas y componentes, además de mezclar operaciones controladas remotas y prácticas. En este estudio, solo se ha abordado el escenario de operación de manejo remoto de componentes In-Vessel. Comprende la transferencia de:

14 tapones de puerto ecuatorial de diagnóstico, módulos de manta de prueba y sistemas de calentamiento de ciclotrón de iones y electrones.

14 tapones de puerto superior de diagnóstico y sistemas de calentamiento de ciclotrón de electrones.

54 cassettes desviadores.

440 paneles de primera pared.

6 criobombas toroidales, 6 sistemas de visualización en recipiente y 3 bastidores de diagnóstico.

Las operaciones de transferencia varían según el componente considerado y la celda del puerto donde se están realizando. Simplificando mucho el proceso, la operación de transferencia de un tapón de puerto comprende las siguientes etapas (ver Fig. 2):

Extracción del equipo de la celda del puerto. Extracción del tapón bioshield y del equipo interespacial.

Abriendo la puerta de la celda del puerto, ingresando el barril de transferencia en la celda del puerto y cerrando la puerta de la celda del puerto.

Quitar el tapón del puerto y cargarlo en el barril de transferencia. Esta etapa dura aproximadamente 16 h.

Apertura de la puerta de la celda del puerto y transferencia del barril cargado a la galería. Esto toma 30 min aproximadamente.

Cerrar la puerta de la celda del puerto y continuar con la transferencia del barril a la celda caliente. Dependiendo de la celda del puerto donde se inicie el traslado de las barricas, esta etapa puede durar de 1 a 6 h.

Representación simplificada de las etapas durante la operación de transferencia de cofres desde la celda de puerto #14. El contenedor de transferencia se muestra en gris, el componente transferido activado en amarillo, el equipo que se retirará previamente en azul.

Entre las etapas antes mencionadas, las números 3, 4 y 5 presentan campos de radiación particularmente intensos para este trabajo. Esos son:

El campo de radiación producido por el componente activado a transferir.

El campo de radiación producido por todos los componentes activados que permanecen en el recipiente durante la transferencia.

Las operaciones de extracción de otros componentes, como los primeros paneles de pared o los cassettes desviadores, pueden incluir más etapas, pero los campos de radiación asociados siguen siendo los mismos. Todos los componentes se trasvasan uno a uno, excepto los paneles, de los cuales se cargan tres por tonel. Los tapones de puerto, la criobomba toroide, los sistemas de visualización en el recipiente y los bastidores se transfieren desde su celda de puerto correspondiente. Los primeros paneles de pared y los cassettes desviadores tienen, respectivamente, cuatro y tres celdas de puerto asignadas para ser extraídas.

En este estudio, se ha seguido un enfoque completamente representativo para describir el entorno de radiación del escenario de mantenimiento de manejo remoto de componentes In-Vessel en el Complejo Tokamak. Se han considerado cinco componentes diferentes (que se muestran en la Fig. 1) como representativos de todos los elementos transferidos: (i) un cassette desviador, (ii) una bomba criogénica toroide, ambos en el nivel inferior (B1), (iii) 3 primeros paneles de pared y (iv) un tapón de puerto ecuatorial, a nivel del suelo (L1), y (v) un tapón de puerto superior a nivel superior (L2).

La selección de los tapones de puerto específicos y los primeros modelos de paneles de pared se basó en un análisis de alcance, teniendo en cuenta el conservadurismo y la madurez del diseño. Se seleccionó el modelo que proporcionó la tasa de dosis más alta, pero que había pasado su revisión de diseño final y tenía un modelado explícito de canales de agua en la primera pared. La bujía de calentamiento de ciclotrón de iones y la bujía de calentamiento de ciclotrón de electrones fueron las bujías de puerto superior y ecuatorial seleccionadas, respectivamente. En cuanto a los paneles, se consideró el modelo de la fila #18, que presentó modelado explícito de líneas de agua.

Los sistemas de visualización en el recipiente y los bastidores de diagnóstico se representan con la bomba criogénica. Se espera que la activación de estos 3 componentes sea similar e insignificante en comparación con la activación del cassette desviador.

En total, el estudio del escenario de mantenimiento completo se redujo a 41 operaciones desde 37 celdas portuarias diferentes. Corresponden a (i) 14 transferencias de tapón de puerto superior en L2, (ii) 14 tapones de puerto ecuatorial y 4 transferencias de paneles de primera pared en L1, (iii) 3 transferencias de desviador y 6 de criobomba de toro en B1. Cuatro celdas de puerto son compartidas por los paneles y las transferencias de conectores de puerto en L1.

Desde el estudio anterior, se han lanzado dos modelos oficiales de MCNP del Complejo ITER Tokamak. Las actualizaciones están asociadas a cambios en el diseño y la disponibilidad de geometrías conforme a obra a medida que la construcción se acerca a su finalización. El modelo anterior representó un paso adelante en cuanto a la calidad del modelo4. Este último, descrito en este artículo, sigue la misma metodología pero amplía el rango de aplicabilidad y aumenta la precisión al incluir varios edificios, estructuras y componentes no considerados en los modelos anteriores del Complejo Tokamak.

El Complejo Tokamak incluye tres edificios: el Edificio Tokamak (B11), que alberga la máquina, el Edificio Tritium (B14), donde se procesará el tritio, y el Edificio de Diagnóstico (B74), que albergará la electrónica de control y procesamiento de la mayoría de los sistemas de diagnostico Las geometrías de las estructuras construidas se han considerado para la actualización de B11. Para aquellas estructuras aún no construidas, se han considerado diseños de línea de base 2020. Los modelos B14 y B74 MCNP se han reciclado del modelo anterior con modificaciones menores.

La Figura 3 muestra una sección transversal vertical de los modelos CAD y MCNP del Complejo Tokamak respectivamente. Se especifican los niveles (B2 y B1 para los niveles subterráneos, y de L1 a L5, más R1, para los de superficie).

Sección transversal del modelo CAD Tokamak Complex (izquierda) y modelo MCNP (derecha). Los edificios y los niveles están marcados. Los diferentes colores en la vista del modelo MCNP indican diferentes materiales.

La instalación comprende miles de penetraciones para acomodar los sistemas de apoyo, dedicados al control de máquinas, calentamiento por plasma, diagnóstico, enfriamiento, abastecimiento de combustible, bomba de vacío, bandejas de cables, fuentes de alimentación, calefacción, ventilación y aire acondicionado, entre otros. En consecuencia, el entorno de radiación del Complejo Tokamak combina fenómenos de atenuación y transmisión y presenta una alta variabilidad espacial. Para considerar tales aberturas, se modelaron todas las penetraciones de los sistemas que cruzan las estructuras del edificio de B11, alrededor de 4800 en total. Se han actualizado sus ubicaciones, dimensiones y materiales. Se consideran celdas de relleno dedicadas (es decir, el componente que llena el espacio entre el muro/losa y el sistema de cruce). Además, las penetraciones más grandes de B14 y B74 se actualizaron al diseño de referencia de 2020.

Otra modificación se refiere a la presencia de 15 medidas de blindaje diseñadas a partir de mapas de radiación anteriores. Con el objetivo de reducir los niveles de radiación en áreas específicas dentro y fuera del Complejo Tokamak, se han considerado en el modelo actual.

Las geometrías simplificadas de los edificios adyacentes se han integrado en el modelo MCNP. Incluyen el techo B11, la Plataforma Sísmica (B12-19), el Salón de Actos (B13), la Celda Caliente (B21), el Edificio de Alta Tensión (B37) y la zanja entre B12-19 y B37. Se ha considerado una representación simplificada del suelo ITER, así como celdas de aire hasta 1 km del Complejo Tokamak. En la Fig. 4 se muestra una vista general de los modelos CAD y MCNP.

Vista de los edificios adyacentes y el Complejo Tokamak del modelo CAD (izquierda) y el modelo MCNP (derecha). Los edificios y componentes están marcados. La dirección norte-sur del sitio se muestra en ambas figuras.

Además, el modelo MCNP incluye una descripción detallada del entorno de la celda de haz neutro y la plataforma de alto voltaje, y el sistema de agua de refrigeración Tokamak5, que están fuera del alcance de este artículo.

Por conveniencia computacional, la evaluación de los dos campos de radiación asociados a las etapas de transferencia de un solo cofre (Fig. 2) se desacoplaron en 4 contribuciones, resumidas en la Fig. 5. Estas son:

Contribución #1. Debido a que los componentes permanecen en el recipiente durante la etapa 3 (carga del componente en el barril).

Contribución #2. Producido por el componente a transferir durante la etapa 3 (carga del componente en el barril).

Contribución #3. Debido a que los componentes permanecen en el recipiente durante la etapa 4 (abrir la puerta de la celda de puerto y transferir el barril a la galería).

Contribución #4. Producido por el componente transferido durante las etapas 4 y 5 (apertura de la puerta de la celda de puerto y traslado del barril a la galería, cierre de la puerta de la celda de puerto y continuación del traslado del barril a la celda caliente).

Desglose computacional del entorno de radiación durante las etapas de una sola operación de transferencia desde la celda de puerto #14. Las contribuciones al campo de radiación están marcadas con una flecha roja (para los componentes que permanecen en el recipiente) o con un cuadrado rojo (para el componente transferido). Las imágenes muestran las diferentes geometrías del Complejo Tokamak consideradas.

Se han preparado variaciones del modelo Tokamak Complex MCNP para representar la geometría de cada etapa. El equipo de la celda interespacial y del puerto, así como el tapón de bioescudo se eliminan en todas las contribuciones cambiando sus materiales a aire. El tapón del puerto también se ha quitado de su posición para todas las contribuciones. El componente que se va a transferir (ya sea un tapón de puerto, un cassette desviador, los 3 primeros paneles de pared o una bomba criogénica toroide) se ha colocado, dentro del barril, dentro de la celda del puerto durante la contribución n.º 2. Para la contribución #4, la metodología utilizada para tratar con fuentes de radiación en movimiento se explica en la siguiente sección. La puerta de la celda del puerto está abierta (aire) para las contribuciones #3 y #4, mientras que permanece cerrada para las contribuciones #1 y #2.

En este estudio, se han considerado fuentes de radiación gamma de decaimiento de componentes In-Vessel, producidas por la exposición a la fluencia de neutrones de las reacciones de fusión. Además, también se ha abordado la fuente de fotoneutrones retardados, que surge cuando el berilio presente en los primeros paneles de pared se expone al campo gamma de decaimiento de los paneles, ya que puede tener un impacto en los componentes que no estarían expuestos a los neutrones6. Dichas fuentes han sido registradas utilizando una malla superpuesta de geometría con resolución espacial entre 2 × 2 × 2 y 4 × 4 × 4 cm3, dependiendo del componente. Todas las fuentes y sus intensidades se muestran en la Fig. 6.

Las fuentes gamma de decaimiento de los componentes activados restantes en el buque se han modelado utilizando la metodología SRC-UNED7. Esto permite vincular la información del modelo MCNP dentro del bioescudo, E-lite8, al modelo fuera del bioescudo, el modelo Tokamak Complex MCNP ya descrito. Para capturar correctamente la configuración de la máquina cuando esta fuente de radiación es relevante (etapas 3 y 4), se implementaron varias modificaciones en E-lite. El equipo interespacial y de la celda del puerto, junto con el tapón de protección biológica y el tapón del puerto, se eliminaron de la geometría.

Todas las fuentes de radiación se han calculado utilizando el escenario de irradiación de por vida (SA2) completo del ITER seguido de 3 semanas de tiempo de enfriamiento. La capacidad Cell-under-Voxel9 se ha empleado para registrar solo información en celdas de los componentes deseados. La activación de los edificios no se ha abordado en este estudio, ya que se espera que sea insignificante en comparación con las otras fuentes de radiación.

Para hacer frente a los cálculos de fuentes de radiación en movimiento, se desarrollaron nuevas capacidades D1SUNED. La metodología requería definir dos regiones independientes en la misma entrada MCNP: la región del dominio de transporte y el universo de origen. En este estudio, el primero es el modelo Tokamak Complex MCNP ya mencionado. Este último incluye la geometría del componente transferido y una representación simplificada del contenedor de transferencia. Estas dos regiones están separadas por un cementerio (zona donde no se transporta la radiación); por lo tanto, las partículas no pueden viajar a través de ellos en una simulación normal. En la Fig. 7 se muestra una vista esquemática.

Representación geométrica, no a escala, de la metodología D1SUNED para fuentes de radiación en movimiento. Los límites del universo de origen y su rastro a lo largo de la región del dominio de transporte durante su movimiento están punteados en rojo. Las líneas verdes representan fotones de descomposición.

La trayectoria del barril debe proporcionarse en un archivo de texto separado. La resolución espacial se ha establecido definiendo un número suficiente de puntos a lo largo de una curva para tener una trayectoria suave. Para cada punto considerado, el archivo contiene las coordenadas del centroide del barril, el ángulo del barril con respecto a un eje de referencia y el tiempo.

Las partículas se muestrean inicialmente y se transportan en el universo fuente, de acuerdo con la distribución y la geometría de la fuente. Una vez que alcanzan los límites del universo de origen, se muestrean en la región del dominio de transporte según los tiempos definidos en el archivo de trayectoria. Cuanto mayor sea el tiempo que separa dos puntos, mayor será el número de eventos muestreados. El segundo muestreo no altera la energía ni la dirección de las partículas. Finalmente, las partículas se transportan como en las simulaciones normales de MCNP en la región del dominio de transporte.

Esta metodología es muy similar a la del estudio anterior1, ya que se asumen los mismos principios. Sin embargo, el propuesto aquí trae una clara ventaja: solo se requiere una simulación para transportar partículas de origen en el modelo Tokamak Complex, y no dos. Esto es computacionalmente más simple y ahorra suposiciones que deben hacerse en la segunda simulación.

Calcular mapas de radiación de fuentes de radiación estáticas es una tarea sencilla, pero cuando se trata de fuentes de radiación en movimiento, se requiere la discretización en el tiempo de la cantidad nuclear deseada. D1SUNED v.4.1.1 permite definir bins de tiempo, de la misma manera que el usuario definiría bins espaciales o de energía en la malla para contabilizar los resultados. Ahora, la evolución temporal de las cantidades nucleares producidas por fuentes de radiación en movimiento se puede calcular en un solo cálculo; no es necesario realizar múltiples simulaciones modificando la geometría del modelo MCNP. Esta capacidad novedosa se ha aplicado a la transferencia de contenedores de componentes In-Vessel en las instalaciones de ITER.

Cabe mencionar que la definición de un universo separado para la fuente de radiación conlleva una consecuencia natural: la geometría de la fuente no se considera en la región del dominio de transporte. Esto provoca la subestimación de las cantidades, contabilizadas en la región del dominio de transporte, en aquellas áreas que estarían dentro del universo fuente si las geometrías no fueran independientes (ver la región dentro del universo fuente, es decir, el universo cask, de la Fig. 9 o la Fig. 12). ). Tenga en cuenta que las partículas se muestrean en la región del dominio de transporte una vez que alcanzan los límites del universo de origen, no antes. Una malla superpuesta definida en el primero no contendrá información de lo que ocurre en el interior del segundo. Tenga en cuenta que esto ocurre, para un determinado vóxel, solo durante el tiempo en que el barril se "coloca" en ese mismo vóxel. Este problema es compartido por todas las metodologías que separan la geometría de origen. En este estudio, este efecto se ha mitigado en la medida de lo posible al reducir al mínimo el tamaño del universo de origen.

Claramente, cada fuente de radiación influye en los resultados de manera diferente. Sin embargo, este estudio ha demostrado que tanto la trayectoria del barril de transferencia como la orientación del componente dentro del barril son factores clave a considerar. Debido al elevado número de penetraciones de muros y losas en las instalaciones del ITER, la variación de estos factores hace que ciertas rutas de transmisión sean más probables que otras. La Figura 8 muestra las diferentes distribuciones de tasa de dosis dentro del cofre para los primeros paneles de pared y el tapón del puerto ecuatorial.

Vista vertical de la tasa de dosis (en Sv/h) para los 3 primeros paneles de pared y el barril del tapón del puerto ecuatorial. Se muestran las curvas de nivel de 20 y 50 Sv/h.

Los mapas producidos se han comparado con resultados anteriores1 en la medida de lo posible. Se observan diferencias, pero pueden explicarse por el uso de modelos MCNP diferentes (y mucho más detallados, como se mencionó anteriormente) tanto del Complejo Tokamak como de los componentes transferidos.

Debido al desglose computacional descrito en las secciones anteriores, el cálculo de la dosis integral de una determinada operación de barrica requiere combinar los resultados de las contribuciones que se muestran en la Fig. 5.

Como ejemplo, consideramos la dosis integral durante la extracción de todos los desviadores, que se muestra en la Fig. 9. Aunque hay 54 casetes, solo se extraen de 3 celdas de puerto a nivel B1: celdas de puerto #02, #08 y #14 . La dosis integral total sería la suma del producto de la dosis integral de una operación de cofre desde una celda de un solo puerto, y el número de operaciones realizadas desde ese mismo puerto. En este caso, se consideraron 18 extracciones por cada celda de puerto. La dosis integral de una operación de un solo cofre es la suma de las contribuciones calculadas para esa celda de puerto.

Mapa integral de dosis total (en μSv) producido por la extracción de los 54 cassettes desviadores. Cada una de las 18 operaciones de las celdas de puerto #2, #8 y #14 comprende las contribuciones #2, #3 y #4 de la Fig. 5. Las esquinas protegidas de nivel B1 están marcadas.

Un análisis de los resultados ha mostrado que las contribuciones más importantes fuera de la celda del puerto son la #3 y la #4. Los componentes activados que permanecen en el recipiente provocan una contribución no despreciable durante el tiempo que la puerta de la celda del puerto está abierta (es decir, contribución n.º 3). Dependiendo de la región, esto puede ser más relevante que el producido por el componente durante su transferencia (es decir, la contribución #4); no se puede descuidar y debe estudiarse a fondo en todas las celdas del puerto.

Las contribuciones #1 y #2 solo son relevantes en la celda del puerto y son insignificantes en otros lugares, siendo la primera más pequeña que la última fuera de la celda del puerto. Por esta razón, no se contabilizó el aporte #1 para generar la dosis integral de una determinada operación de barrica.

Se ha calculado la tasa de dosis producida por el componente activado durante su transferencia (contribución 4 de la Fig. 5), en todas las posiciones a lo largo de su trayectoria más larga (es decir, desde la celda de puerto #08 hasta la celda caliente). La evolución temporal de la tasa de dosis en la instalación se ha producido en formato de vídeo (ver material complementario). Cada cuadro de video corresponde a la tasa de dosis promediada durante el tiempo que tarda el barril en moverse 1 m. La Figura 10 muestra una pequeña selección de los casi 200 mapas correspondientes a la distancia recorrida de 1 m sobre los 200 m de la trayectoria desde la celda de puerto #08 hasta la celda caliente. La distancia recorrida por el barril de una imagen a la siguiente es de 10 m aproximadamente. Los casi 200 mapas se han calculado en una única simulación en la que se han considerado 1e11 eventos muestreados.

Evolución temporal de los mapas de tasas de dosis (en μSv/h) producidos por la transferencia del tapón del puerto ecuatorial desde la celda del puerto #08 a la celda caliente. La línea negra muestra el contorno de la tasa de dosis de 1 mSv/h. No se muestran tasas de dosis inferiores a 0,1 μSv/h.

La figura 11 muestra la naturaleza compleja del entorno de radiación durante la transferencia de un tapón de puerto ecuatorial y el primer contenedor de paneles de pared. Muestra la tasa de dosis, promediada sobre las esquinas protegidas noroeste (NW), noreste (NE), suroeste (SW) y sureste (SE) de B11 en el nivel L1 (las esquinas protegidas B1 se muestran en la Fig. 9) sobre el barril recorrido distancia.

Evolución temporal de la tasa de dosis, promediada en las esquinas protegidas de L1, para la transferencia del tapón del puerto ecuatorial y los 3 primeros paneles de pared a lo largo de la distancia recorrida. Se muestran las posiciones dentro de la celda del puerto, las galerías oeste, sur y este y el elevador de carga y más allá.

Además de identificar los picos de la tasa de dosis y las posiciones del contenedor asociadas a ellos, la Fig. 11 demuestra cómo la orientación del componente y la distribución de la tasa de dosis (ver Fig. 8) asociada a él, impactan en los resultados. Como ejemplo, en la esquina NE, la transferencia del tapón del puerto desde la celda del puerto #8 proporciona la tasa de dosis más alta. Esto se debe a que la primera pared del tapón del puerto mira hacia el norte una vez que ingresa al lado este de la galería; está "apuntando" hacia la esquina NE. Por otro lado, la tasa de dosis en la esquina NW es más alta para la transferencia de los primeros paneles de pared, ya que la primera pared del tapón del puerto mira hacia el sur una vez que sale de la celda del puerto #8.

Los mapas de radiación de fotoneutrones emitidos desde los primeros paneles de pared de berilio se han producido en el Complejo Tokamak por primera vez. El barril, cargado con 3 paneles, se ha colocado en diferentes lugares de la geometría. La Figura 12 muestra un ejemplo del flujo de fotoneutrones frente a la esquina blindada SE, donde el flujo de neutrones debe ser inferior a 10 n·cm−2·s−1 para que la electrónica crítica alojada allí pueda operar en condiciones de radiación aceptables. Estudios previos han abordado el cumplimiento de dicho límite para los neutrones de plasma durante el funcionamiento de la máquina10, pero nunca se produjeron mapas de fotoneutrones de berilio durante la transferencia de los primeros paneles de pared. El flujo de fotoneutrones no cuestiona el cumplimiento de dicho límite. La Figura 12 también muestra la contribución de los fotoneutrones a la tasa de dosis. Como puede verse, es insignificante con respecto a la contribución de los gammas de desintegración del primer contenedor de paneles de pared.

Mapas de radiación del primer contenedor de paneles de pared frente a la esquina protegida sureste de L1. Izquierda: Flujo de fotoneutrones (en n·cm−2·s−1) y líneas de contorno. Centro: Tasa de dosis (en µSv/h) producida por gammas de desintegración. Derecha: Tasa de dosis (en µSv/h) producida por fotoneutrones.

El entorno de radiación en la instalación ITER cambiará durante el escenario de mantenimiento de manejo remoto de los componentes In-Vessel. Las operaciones de transferencia de cofres requieren la extracción de componentes altamente activados de todas las celdas del puerto y su movimiento a través de las galerías. Para ello, la puerta de la celda del puerto debe abrirse y el tapón bioshield y otros equipos deben retirarse de antemano. Tal configuración crea un fenómeno de transmisión desde el interior de la embarcación hasta la celda del puerto y más allá. En consecuencia, el entorno de radiación de cada operación de transferencia presenta una alta variabilidad espacial, y todas las operaciones deben ser estudiadas minuciosamente.

El entorno de radiación del ITER durante el escenario de mantenimiento de manipulación remota de componentes In-Vessel se ha abordado siguiendo un enfoque sistemático con respecto a las operaciones de transferencia y las fuentes de radiación. Se han considerado las contribuciones más relevantes al entorno de radiación, algunas por primera vez, como la causada por los componentes que permanecen en el buque cuando la puerta de la celda del puerto está abierta.

Se han considerado las geometrías construidas y los diseños de referencia de 2020 para actualizar el modelo MCNP del Complejo Tokamak. Se han incluido alrededor de 4800 penetraciones del sistema en muros y losas de edificios. También se han considerado geometrías simplificadas de edificios Auxiliares, como la Celda Caliente, el Salón de Actos o la losa Sísmica. Se ha incluido una descripción detallada del entorno de la celda de haz neutro y la plataforma de alto voltaje, y el sistema de agua de refrigeración Tokamak.

Se han desarrollado capacidades novedosas de D1SUNED para calcular, en una sola simulación, cantidades nucleares producidas durante el movimiento de fuentes de radiación. Además, la discretización del tiempo durante el movimiento del contenedor ha permitido calcular la evolución de la tasa de dosis en un formato de vídeo, especialmente valioso para la optimización del diseño. Se han calculado por primera vez mapas de flujo de fotoneutrones de los primeros paneles de pared de berilio y se ha comprobado el cumplimiento de los límites electrónicos en las esquinas protegidas.

El trabajo presentado en este artículo ha mejorado el conocimiento del entorno de radiación del ITER durante el escenario de mantenimiento de manipulación remota de los componentes de In-Vessel. Los resultados de alta calidad obtenidos se han incorporado al conjunto de mapas oficiales de radiación del ITER.

El proceso de simplificación del modelo CAD de Tokamak Complex se realizó con Space Claim11, mientras que la traducción de CAD a MCNP se realizó con SuperMC12,13. En los cálculos se utilizó la reducción de la varianza global14. El número de eventos considerados en las simulaciones, tanto en reducción de varianza como en corridas de producción, está en el rango de 1e9 y 1e11. Los errores estadísticos, que se muestran en el material complementario, están por debajo del 10% en las regiones de interés, según lo recomendado por MCNP. Se aplica un factor de seguridad multiplicativo de 2 a los resultados siguiendo las recomendaciones de la Organización ITER.

Todas las fuentes de radiación han sido calculadas con la metodología D1SUNED. Los cálculos de activación se realizaron con el código ACAB15 para seleccionar las vías que conducen a la formación del 99 % de los radioisótopos que contribuyen al menos al 99 % de la tasa de dosis de contacto16. En general, se utilizó FENDL 3.1c/d17 para el transporte de neutrones, mientras que EAF200718 se utilizó para la activación y el transporte de fotones.

Ambos modelos de referencia ITER MCNP in-bioshield, C-Model19 y E-lite8, se han utilizado para registrar las diferentes fuentes de radiación de los componentes In-Vessel. El primero, para registrar las fuentes de desintegración gamma y de fotoneutrones de los primeros paneles de pared y casete desviador. Este último, para la criobomba torus y tapones de puerto superior y ecuatorial. El rango completo de energía gamma se consideró al calcular el DGS.

La fuente de fotoneutrones se calculó acoplando una simulación de neutrón-fotón de desintegración-fotoneutrón, donde solo se consideraron fotones de desintegración con energía superior a 1,66 MeV (umbral de producción de fotoneutrones en Be).

La fuente de radiación de los componentes activados que quedan en el recipiente se calculó utilizando SRC-UNED7. La información de los fotones de descomposición se registró en una superficie cilíndrica justo detrás del bioescudo (r = 1470 cm) en el modelo E-lite y se almacenó en un archivo WSSA externo. Para capturar correctamente la configuración de la máquina cuando esta fuente de radiación es relevante (etapas 3 y 4), se implementaron varias modificaciones en E-lite. El equipo interespacial y de la celda del puerto, junto con el tapón de protección biológica y el tapón del puerto, se eliminaron de la geometría. Para este propósito se utilizó D1SUNED PMT, que permite alterar el material (y la densidad) de las células en las que se transportan los fotones de descomposición. En este caso, el aire "llena" todas las celdas pertenecientes al tapón del puerto, al tapón de protección biológica y al equipo de celdas interespaciales y del puerto. La producción de fotones tampoco ocurre en ninguna de estas células.

La información almacenada en el archivo WSSA se usa luego para generar una distribución de fuente gamma, que se usa para muestrear y transportar partículas en el modelo Tokamak Complex MCNP. La extensión angular de las distribuciones generadas cubre una única región de tapón de protección biológica. Como la geometría alrededor de dichas áreas es similar para todos los puertos del mismo componente cuando se anulan las celdas, solo se calcularon cuatro distribuciones. Representan: (i) la extracción del tapón del puerto superior en L2, (ii) la extracción del tapón del puerto ecuatorial y los primeros paneles de pared en L1, (iii) la extracción del desviador y (iv) la extracción de la criobomba del toro, ambos en B1.

Los cálculos se realizaron en el modelo Tokamak Complex MCNP mediante la rotación de la distribución, en el ángulo de acimut, para que coincida con el tapón del puerto donde se calcula la contribución en el buque.

Los datos y el modelo presentados son propiedad intelectual de la Organización ITER. Los datos del texto principal y la información complementaria estarán disponibles previa solicitud razonable (al autor correspondiente) después de que los destinatarios confirmen por escrito que el propósito de obtener los datos es solo para reproducir los resultados y después de que los destinatarios hayan firmado y devuelto un acuerdo de confidencialidad que confirma que ninguna parte de los datos se distribuirá de ninguna manera.

El código MCNP6 v.2.0 es distribuido por Radiation Safety Information Computational Center (RSICC, Oak Ridge National Laboratory) bajo licencias de usuario, siguiendo el procedimiento proporcionado en línea (https://mcnp.lanl.gov/mcnp_how_to_get_to_mcnp.shtml). El código D1SUNED v.4.1.1, desarrollado por la UNED, es un código de parche propietario para MCNP6 v.2.0. El código estará disponible previa solicitud razonable (al autor correspondiente) después de que los destinatarios confirmen por escrito que el propósito de obtener el código es solo para reproducir los resultados y después de que los destinatarios hayan firmado y devuelto un acuerdo de confidencialidad que confirme que no parte del código se distribuirá de cualquier forma.

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Este trabajo se ha llevado a cabo en el marco del Consorcio EUROfusion, financiado por la Unión Europea a través del programa de Investigación y Formación Euratom (Acuerdo de subvención n.º 101052200 — EUROfusion). Sin embargo, los puntos de vista y las opiniones expresadas pertenecen únicamente a los autores y no reflejan necesariamente las de la Unión Europea o la Comisión Europea. Ni la Unión Europea ni la Comisión Europea pueden hacerse responsables de ellos. Este trabajo se ha realizado bajo el contrato ITER IO/20/CT/6000000345 entre la UNED y la Organización ITER. Agradecemos el apoyo brindado por: MINECO para la financiación del programa Juan de la Cierva-incorporación 2016; y la financiación de I+D+i-Retos Investigación, Prj. ENE2015-70733R; Comunidad de Madrid bajo I+D en Tecnologías, Prj. TECNOFUSIÓN (III)-CM, S2018/EMT-4437; Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UNED) de España, proyecto 2022-ETSII-UNED-14; y la UNED para la financiación de los contratos predoctorales (FPI).

Las opiniones expresadas en esta publicación son responsabilidad exclusiva de los autores y no reflejan necesariamente las opiniones de la Organización ITER. Ni esta institución ni ninguna persona que actúe en su nombre es responsable del uso que se haya hecho de la información contenida en esta publicación. El contenido de este documento no compromete a la Organización ITER a ser un operador nuclear.

MJ Loughlin

Dirección actual: Laboratorio Nacional de Oak Ridge, One Bethel Valley Road, Oak Ridge, TN, EE. UU.

Dept. Ingeniería Energética, Universidad Nacional de Educación a Distancia (UNED), C/ Juan del Rosal 12, 28040, Madrid, Spain

P. Martínez-Albertos, P. Sauvan & R. Juarez

Organización ITER, Route de Vinon-sur-Verdon, CS 90 046, 13067, St. Paul Lez Durance Cedex, Francia

MJ Loughlin y Y. Le Tonqueze

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PM creó el modelo neutrónico. PS desarrolló el código. RJ concibió el enfoque. PM y PS concibieron el análisis, lo ejecutaron e interpretaron los datos con el apoyo de MJL y YTPM escribieron el artículo.

Correspondence to P. Martínez-Albertos.

Los autores declaran no tener conflictos de intereses.

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Reimpresiones y permisos

Martínez-Albertos, P., Sauvan, P., Loughlin, MJ et al. Evaluación del entorno de radiación ITER durante la operación de telemanipulación de componentes In-Vessel con D1SUNED. Informe científico 13, 3544 (2023). https://doi.org/10.1038/s41598-023-30534-x

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Recibido: 17 noviembre 2022

Aceptado: 23 de febrero de 2023

Publicado: 02 marzo 2023

DOI: https://doi.org/10.1038/s41598-023-30534-x

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