Estado de los Análisis de Alcance Nuclear para el Diseño Evolutivo de las Celdas de Puerto TBM de ITER
Autores: Harb, Moataz; Leichtle, Dieter; Kim, Byoung-Yoon; Martins, Jean-Pierre; Polunovskiy, Eduard; Somvanshi, Jayant; van der Laan, Jaap G.
Idioma: Inglés
Editor: MDPI
Año: 2022
Acceso abierto
Artículo científico
2022
Estado de los Análisis de Alcance Nuclear para el Diseño Evolutivo de las Celdas de Puerto TBM de ITER
Categoría
Ingeniería y Tecnología
Subcategoría
Ingeniería Nuclear
Palabras clave
Energía de fusión
Producción de tritio
Sistema de manta de prueba
Análisis nucleares
Rendimiento de blindaje
Flujo de neutrones
Licencia
CC BY-SA – Atribución – Compartir Igual
Consultas: 28
Citaciones: Sin citaciones
ITER es un esfuerzo colaborativo internacional hacia la realización de energía de fusión a través del concepto de confinamiento magnético. Dos de los puertos ecuatoriales en la instalación están dedicados a la prueba de conceptos de producción de tritio, que es esencial para la autosuficiencia de tritio de los futuros reactores de fusión. El Sistema de Manta de Prueba (TBS) en cuestión consiste en un Módulo de Manta de Prueba (TBM) que reside dentro del Tapón del Puerto de TBM (TBM-PP) y sus sistemas auxiliares asociados en la instalación Tokamak. En este documento, se discuten los resultados de un conjunto completo de análisis nucleares sobre el rendimiento del blindaje del Bosque de Tuberías (PF) y el Tapón de Bioshield (BP), para reflexionar sobre la evolución de sus diseños. En el lado del BP, se ha revisado el diseño de la parte periférica considerando las aberturas de ventilación y las puertas de mariposa, para asegurar el cumplimiento del diseño con los requisitos del Mapa de Radiación (RadMap) para el flujo de neutrones en la Celda del Puerto (PC), detrás del BP. En el lado del PF, se han rediseñado las tuberías y la puerta del corredor de mantenimiento, teniendo en cuenta los resultados de análisis nucleares previamente concluidos. El modelo de neutrones se desarrolló a partir de CAD y se utilizó para realizar simulaciones de transporte en dos modos de plasma: encendido y apagado. Para el modo de plasma encendido, se evaluó el campo de neutrones de plasma en el Espacio Intermedio del Puerto (PI) así como detrás del BP y se exploraron algunas opciones de blindaje. También se consideraron las respuestas debido a los neutrones de descomposición de N en el agua de enfriamiento activada. Para el modo de plasma apagado, el enfoque se trasladó a refinar aún más los mapas de Tasa de Dosis de Apagado (SDDR), que son importantes para las operaciones de mantenimiento que se prevén realizar en varias etapas de la operación de ITER, en particular después de los escenarios de operación FPO-1, FPO-2 y Corto. Además, se llevaron a cabo análisis de activación detallados para proporcionar una clasificación provisional de residuos.
Descripción
ITER es un esfuerzo colaborativo internacional hacia la realización de energía de fusión a través del concepto de confinamiento magnético. Dos de los puertos ecuatoriales en la instalación están dedicados a la prueba de conceptos de producción de tritio, que es esencial para la autosuficiencia de tritio de los futuros reactores de fusión. El Sistema de Manta de Prueba (TBS) en cuestión consiste en un Módulo de Manta de Prueba (TBM) que reside dentro del Tapón del Puerto de TBM (TBM-PP) y sus sistemas auxiliares asociados en la instalación Tokamak. En este documento, se discuten los resultados de un conjunto completo de análisis nucleares sobre el rendimiento del blindaje del Bosque de Tuberías (PF) y el Tapón de Bioshield (BP), para reflexionar sobre la evolución de sus diseños. En el lado del BP, se ha revisado el diseño de la parte periférica considerando las aberturas de ventilación y las puertas de mariposa, para asegurar el cumplimiento del diseño con los requisitos del Mapa de Radiación (RadMap) para el flujo de neutrones en la Celda del Puerto (PC), detrás del BP. En el lado del PF, se han rediseñado las tuberías y la puerta del corredor de mantenimiento, teniendo en cuenta los resultados de análisis nucleares previamente concluidos. El modelo de neutrones se desarrolló a partir de CAD y se utilizó para realizar simulaciones de transporte en dos modos de plasma: encendido y apagado. Para el modo de plasma encendido, se evaluó el campo de neutrones de plasma en el Espacio Intermedio del Puerto (PI) así como detrás del BP y se exploraron algunas opciones de blindaje. También se consideraron las respuestas debido a los neutrones de descomposición de N en el agua de enfriamiento activada. Para el modo de plasma apagado, el enfoque se trasladó a refinar aún más los mapas de Tasa de Dosis de Apagado (SDDR), que son importantes para las operaciones de mantenimiento que se prevén realizar en varias etapas de la operación de ITER, en particular después de los escenarios de operación FPO-1, FPO-2 y Corto. Además, se llevaron a cabo análisis de activación detallados para proporcionar una clasificación provisional de residuos.