Нейтроника термоядерной плазмы, конструкций и диагностических систем токамака ИТЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Афанасенко Роман Станилавович

• Афанасенко Роман Станилавович
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Афанасенко Роман Станилавович

Оглавление

СПИСОК ОСНОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ И ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕЙТРОННЫХ ПРОЦЕССОВ В ТОКАМАКАХ

1. Метод Монте-Карло

1.1 Реализация метода Монте-Карло

1.2 Схема расчета метода Монте-Карло

1.3 Проблематика моделирования

1.4 Программная реализация

2. Международный экспериментальный термоядерный реактор - ИТЭР

3. Диагностика плазмы

3.1 Плазма, как источник нейтронного излучения

3.2 Нейтронный источник

3.3 Изменение положения нейтронного источника (плазмы)

4. Диагностика Спектроскопии Водородных Линий и Примесей

4.1 Компоновка экваториального порта №11

4.2 Компоновка экваториального порта №12

5. Радиационная безопасность

ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ

ГЛАВА 2. ГАММА-НЕЙТРОННЫЕ НАГРУЗКИ В ЭКВАТОРИАЛЬНЫХ ПОРТАХ ИТЭР

1. Нейтронно-физический анализ радиационных полей в экваториальном порту №11 токамака ИТЭР, этап №1

1.1 Модель ЭП11, версия

1.2 Результаты нейтронного анализа в ЭП11

2. Нейтронно-физический анализ радиационных полей в экваториальном порту №11 токамака ИТЭР, этап №2

2.1 Расчет новых конфигураций защиты в ДЗМ#2

2.2 Поток нейтронов при дополнительной защите над NPA коллиматором

2.3 Вклад в поток нейтронов от каждого ДЗМ

3. Моделирование радиационных нагрузок при Шафрановском сдвиге плазмы

4. Нейтронно-физический расчет экваториального порта №12 токамака ИТЭР

4. 1 Результаты нейтронного анализа в ЭП12

4.2 Анализ нейтронного и гамма потоков в элементах конструкции СВЛ диагностики

4.3 Анализ сна нагрузок в элементах конструкции СВЛ диагностики

ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ

ГЛАВА 3. РАДИАЦИОННЫЕ НАГРУЗКИ В ЭКВАТОРИАЛЬНЫХ ПОРТАХ ИТЭР

1. Диагностика СВЛ

2. Диагностика NPA

3. Тепловой расчет экваториального порта №11 токамака ИТЭР

3. 1 Расчет новых конфигураций защиты в ДЗМ#2

4. Тепловой расчет экваториального порта №12 токамака ИТЭР

5. Температурный расчет экваториального порта №12 токамака ИТЭР

6. Плазменные режимы работы ИТЭР

ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Список основных обозначений и принятых сокращений

- Дейтерий; : - Тритий;

RAMI - Надежность, Доступность, Ремонтопригодность,

Инспектируемость;

ТЯР - Термоядерный Реактор;

ТЯУ - Термоядерная Установка;

ITER (ИТЭР) - Международный Термоядерный Экспериментальный

Реактор;

'-г!.. - Спектроскопия Водородных Линий;

>Т'._ - Управляемый Термоядерный Синтез;

-IУ1 - Электронно - Вычислительная Машина;

- Уникальная Научная Установка; МКК - Метод Монте-Карло;

- Экваториальный Порт; — - Полоидальное Поле; ТП - Тороидальное Поле;

U - Центральный Соленоид;

Л..- Диагностическая Первая Стенка;

Л 3. ■ 1 - Диагно стиче ский Защитный Модуль;

КДС - Корпус Диагностической Сборки;

Л FA - Анализатор Нейтральных Частиц;

УБЗ - Узел Входного Зеркала;

- Узел Промежуточного Зеркала; УЗШ - Узел Защитной Шторки;

ВО - Вакуумное Окно;

LFSR - Рефлектометрия со стороны Низкого Поля;

- Рентгеновская Спектроскопия Кристаллов;

- Видимый Ультрафиолет;

- Центральный соленоид;

- смещение на атом.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Нейтроника термоядерной плазмы, конструкций и диагностических систем токамака ИТЭР»

Введение

Современные токамаки занимают лидирующую позицию среди магнитных ловушек для удержания высокотемпературнойЭ плазмы по достигнутым параметрам, научным результатам и финансовым вложениям. В основе их функционирования лежит идея удержания термоядерной плазмы тороидальным магнитным полем и её нагрев до температуры 20-30 кэВ, необходимой для протекания интенсивных реакций термоядерного синтеза. Международный экспериментальный термоядерный реактор ИТЭР [1, 2] будет использовать в качестве топлива дейтерий-тритиевую (DT) смесь и удерживать термоядерную плазму с выходом высокоэнергичных нейтронов до 1020 нейтронов в секунду. Многие физические процессы, происходящие в плазме и при взаимодействии заряженных частиц с веществом, достаточно хорошо изучены в теории и экспериментах (TFTR [3], JET [4], T-10 [5], Глобус-М [6]). В связи с этим планируемые параметры реактора ИТЭР на основе токамака, вызывают доверие.

Нейтронно-физический расчет (нейтроника) термоядерного реактора имеет ряд особенностей по сравнению с расчетом ядерного реактора, обусловленных высокой энергией термоядерных нейтронов, существенным увеличением числа возможных каналов ядерных реакций, а также необходимостью учета многочисленных продуктов реакций и схем их распада. По сравнению с существующими библиотеками, используемыми для расчета ядерных реакторов, у термоядерных возникает потребность в дополнительной информации о сечениях, угловых и энергетических характеристиках реакций, расширении энергетического диапазона участвующих частиц и увеличении числа рассматриваемых реакций.

Существует, возможно, одна из главных причин для серьезной доработки диагностических систем с целью применения их на исследовательском токамаке ИТЭР, которая заключается в воздействии

радиационных нагрузок на оптические и другие элементы конструкции, которые будут изменять свои свойства под гамма-нейтронным излучением из горячей ЭТ плазмы. Такие элементы как оптические линзы и окна, фильтры и оптические волокна, которые используются для сбора данных из плазмы и доставки его к детектирующим устройствам, быстро теряют пропускание, особенно в ультрафиолетовой области излучения. Причиной данных потерь является наведенное оптическое поглощение в оптических элементах, которое возникает из-за образования дефектов под облучением центров окраски. Также, под действием радиации многие стекла сами становятся источниками излучения вследствие эффектов радиолюминесценции.

Надежная работа диагностических систем в ИТЭР может быть обеспечена за счет создания радиационно-стойких элементов и эффективной гамма-нейтронной защиты, которая значительно снижает потоки нейтронов и гамма-квантов из термоядерной плазмы. Необходимо произвести оценку радиационных полей в местах размещения оптических элементов и выявить радиационно-стойкие оптические материалы, а также определить допустимые уровни их облучения. Актуальность темы исследования

Актуальность решения задач моделирования нейтроники термоядерной установки с дейтерий-тритиевой плазмой, генерирующей высокоэнергичные частицы и излучения, включая нейтроны и гамма- кванты, определяется:

1. Необходимостью разработки диагностических систем для токамаков, выдерживающих высокие нейтронные потоки термоядерной DT и DD плазмы.

2. Потребностями в совершенствовании современных методов численного моделирования, используемых для исследования термоядерной плазмы, как источника нейтронов и вторичных гамма-квантов в планируемых условиях работы токамака ИТЭР.

3. Важностью уточнения нейтронных эффектов при создании нового источника энергии в виде термоядерной плазмы при проектировании гамма-

нейтронной защиты материалов и конструкций.

4. Высоким уровнем заинтересованности проекта ИТЭР в скорейшем создании современных диагностических систем, включая поставляемую РФ систему диагностики плазмы «Спектроскопия Водородных Линий и Примесей» (СВЛ) [7].

В развивающейся области решения задач моделирования физических процессов, проходящих в термоядерной дейтерий-тритиевой плазме и конструкциях термоядерных установок с участием высокоэнергичных частиц, включая нейтроны и гамма- кванты, актуальность определяется в первую очередь необходимостью развития Управляемого Термоядерного Синтеза (УТС). Исследования в этой области ведутся уже на протяжении более полувека. Наиболее перспективными являются разработки в рамках международного проекта ИТЭР, который откроет новые горизонты не только в ядерной физике, но и термоядерной.

Одним из важнейших направлений исследования термоядерной плазмы, как источника нейтронов, является широкое внедрение современных расчетных моделей. Термоядерная плазма является принципиально новым источником излучений, пока еще слабо изученным. В тоже время овладение термоядерной энергией открывает новые пути к без-углеродной глобальной энергетике. Однако, сложным испытанием будет тщательное изучение и удержание плазмы как можно дольше, в поле зрения диагностического оборудования. Для предотвращения пагубного воздействия радиоактивного излучения термоядерной плазмы на внутрикамерные элементы важно проанализировать радиационные нагрузки на применяемые конструкционные материалы термоядерных установок для оценки их технических характеристик.

Нельзя забывать про растущую потребность в уточнении характеристик радиационной обстановки при использовании совершенно нового источника ионизирующих излучений в виде термоядерной плазмы и проектировании

гамма-нейтронной защиты.

Имеется ряд правил и требований к условиям безопасного доступа персонала в зоны обслуживания термоядерных технологических систем после полной остановки реактора, которые используются для оценки и выбора границ применимости технических предложений в задачах диссертационной работы. Необходимость обеспечения наилучшей компоновки защиты в экваториальных портах, для снижения нейтронной активности в межпортовых пространствах, для беспрепятственного доступа персонала на 12 день после расхолаживания, заставляет проводить оптимизацию распределения защиты и диагностических систем, и выявлять наиболее проблемные места. В рамках работы исследуется гамма-нейтронные нагрузки на элементы диагностического оборудования, а также влияние оптических вырезов на общую радиационную обстановку в зоне герметизирующей плиты экваториальных портов.

На этапе проектирования установок с термоядерным источником энергии и нейтронов многие работы по нейтронной физике стараются получить возможность использования численных методов для оценки достоверных характеристик RAMI (reliability, availability, maintainability, inspectability) (Надежность, Доступность, Ремонтопригодность, Инспектируемость) [8].

Развитие физически обоснованных электронных моделей конструкций и методов моделирования нейтронных процессов в термоядерных реакторах продолжает оставаться в числе наиболее актуальных задач на современном этапе решения проблемы УТС.

Вышесказанное определяет актуальность и перспективность работы по созданию новых и усовершенствованию существующих инструментов нейтронного анализа, реализующих метод Монте-Карло для расчета термоядерных реакторов типа токамак. Цели и задачи

Целью диссертационной работы является развитие и применение новых подходов, использующих метод Монте-Карло при интегрированном моделировании нейтронно-физических процессов в DT и ВО плазме термоядерных установок и позволяющих определять радиационные нагрузки, формируемые за время жизненного цикла диагностических систем в различных режимах работы токамака ИТЭР.

Поставленная цель достигалась путем решения следующих задач:

1. Разработать алгоритмы расчета и реализовать новые программные средства, решая актуальные инженерно-физические задачи термоядерного синтеза и с их помощью спрогнозировать гамма-нейтронные параметры плазмы и эволюцию радиационных свойств технологических систем установок типа токамак на основе метода Монте-Карло.

2. Создать высоко детализированные электронные макеты диагностики плазмы «Спектроскопия Водородных Линий и Примесей» и компонентов токамака ИТЭР, способные обеспечить проведение расчетов со статистической погрешностью результатов менее 10 %.

3. Исследовать влияние источника термоядерных DT и DD нейтронов из плазмы ИТЭР на различные конструкционные материалы установки ИТЭР.

4. Использовать полученные результаты моделирования радиационных нагрузок и эволюции свойств материалов для создания диагностической системы СВЛ токамака ИТЭР.

Диссертация состоит из введения, трёх глав и заключения.

Во Введении описываются современное состояние проблемы УТС, методы нейтронно-физического анализа процессов переноса нейтронов и гамма-излучения в термоядерных установках, обосновывается актуальность данной диссертационной работы. Сформулированы также цель и задачи исследования, отмечена его научная новизна и практическая значимость, приведены положения, выносимые на защиту.

В Главе 1 описана методике расчетов нейтронно-физических

характеристик с использованием метода Монте-Карло, а также в общем виде приведена схема расчета нейтронных и гамма- потоков в плазме и радиационных повреждений в элементах конструкции токамака. Приведена краткая характеристика универсального транспортного кода МС№, используемого для оценки гамма-нейтронных характеристик и расчета энерговыделения в ключевых элементах установки. Глава содержит обзор и анализ литературы, посвященной управляемому термоядерному синтезу, а также диагностическому оборудованию, используемому в ИТЭР. На их основе были сформулированы требования, предъявляемые к расчету радиационных полей в плазме токамака, зоне экваториальных портов ИТЭР, а также в местах размещения внутрикамерных элементов СВЛ-диагностики. Также, проанализированы экспериментальные и теоретические исследования плазмы токамака, как источника ионизирующих излучений. Описан нейтронный источник в виде термоядерной плазмы и приведены краткие выкладки по описанию изменения его положения в вакуумной камеры токамака.

Глава 2 посвящена нейтронным полям, нагрузкам и повреждениям материалов в разрабатываемых конструкциях токамака ИТЭР. В ней описана конструкция экваториальных портов вакуумного корпуса ИТЭР (ЭП11, ЭП12), в которые интегрировалась Российская диагностическая система -«Спектроскопии Водородных Линий и Примесей».

В ходе работы исследовалось влияние положения УВЗ диагностики СВЛ на полный по энергии поток нейтронов в зоне герметизирующей плиты, отделяющей внутри-вакуумное пространство порта от межпортового пространства, а также оценивались радиационные повреждения материалов, путем определения количества смещений атомов кристаллической решетки из первоначальных равновесных положений за время облучения. Также, рассмотрены изменения гамма-нейтронных потоков и сна нагрузок за время жизни диагностической системы при движении центра плазмы наружу от

геометрического центра вакуумной камеры на Шафрановский сдвиг.

Глава 3 рассматривает тепловые поля, формируемые нейтронным и гамма-излучением, а также характеристики переноса тепла излучением в комплексе диагностики СВЛ. Для оценки радиационных нагрузок и выводе о необходимости использования принудительного водяного охлаждения элементов СВЛ диагностики были проведены расчеты трехмерных профилей ядерного энерговыделения от нейтронного и гамма- потоков, а также мощности поглощенной дозы в элементах диагностической системы.

Для определения энерговыделения в области расположения зеркала М2 в ЭП12, было проанализировано 6 сценариев режимов работы для ЭТ и ЭЭ плазмы, в качестве нейтронного источника, при различной термоядерной мощности плазмы и электронной температуры.

В заключении сформулированы основные результаты диссертационной работы. Список используемой литературы включает в себя 95 источников. Полный объём диссертации составляет 134 страницы. Научная новизна

Впервые создана детализированная электронная модель термоядерной установки ИТЭР, обеспечившая нейтронно-физический анализ процессов взаимодействия плазмы с конструкциями и материалами диагностических систем, включая СВЛ.

В состав электронной модели системы включены: плазма, как первичный источник нейтронов с характеристиками базовых режимов работы токамака, внутрикамерные и внутрипортовые элементы сектора токамака размером 1/9 установки, включая детальную конструкцию СВЛ диагностики в патрубках № 11,12. Модель учитывает детальную конструкцию диагностической первой стенки (ДПС), включающую форму вырезов в конструкционных и функциональных материалах, обеспечивающих транспортировку светового луча. Использование детальной модели плазмы и внутри-вакуумной части диагностики СВЛ позволило обосновать и выбрать

размещение конструкционных элементов, определить оптимальные материалы, выявить критические радиационные нагрузки.

Разработанная нейтронно-физическая модель жизненного цикла СВЛ диагностики впервые позволила получить картину нейтронных и гамма-полей, радиационных повреждений материалов и конструкций в области Узла Входных Зеркал (УВЗ) с разрешением, существенно превышающим достигнутое в аналогичных работах по проектированию ИТЭР.

Впервые с использованием созданной модели сектора ИТЭР, определены:

• условия работы СВЛ диагностики в течение жизненного цикла ИТЭР и показано, что они являются допустимыми для предложенной конструкции защиты и теплоотвода, что важно для создания поставочного варианта диагностической системы;

• перспективная компоновка нейтронной и гамма защиты диагностических модулей в портах вакуумной камеры, а также оптимальные материалы конструкций СВЛ диагностики;

• места локальных максимумов радиационных нагрузок и их градиенты в области системы СВЛ и ее окружения;

• температурные поля, на основе которых оказалось возможным выбрать наиболее простую и надежную конструкцию СВЛ с охлаждением за счет переизлучения потоков тепла из плазмы на стенки патрубка.

Выполнено моделирование взаимодействия высокоэнергичных частиц, испускаемых DT и DD плазмой, с материалами конструкций ИТЭР в реальной трехмерной геометрии, и путем оценки нейтронных и гамма потоков, выбраны оптимальные конструкционные и функциональные материалы.

Впервые разработаны вспомогательные программные средства (на языке программирования - python [9]), для комплексного нейтронно-физического расчета термоядерной установки. Использовалась возможность

python быстро читать и обрабатывать большие текстовые файлы (от 100 Мб до 10 Гб), таким образом были созданы скрипты для быстрого редактирования входных файлов для нейтронно-физического анализа, а также для обработки и визуализации выходных данных расчета плазменно-физических процессов в токамаке.

Итоговыми результатами диссертационной работы являются - создание расчетных моделей для нейтронно-физического анализа условий работы перспективных термоядерных установок типа токамак и электронных макетов элементов диагностической системы СВЛ, работающих в области интенсивных плазменных излучений и нейтронных потоков, а также обоснование выбора материалов и формы конструкций одной из важных диагностических систем ИТЭР. Теоретическая и практическая значимость

Создание детализированных моделей сектора термоядерной установки ИТЭР с учетом формы плазмы, генерируемых потоков нейтронов и гамма-квантов, режимов горения плазменного разряда, а также формы и состава конструкционных и функциональных материалов позволило более точно определить радиационные нагрузки на компоненты не только для диагностического оборудования, но и всего порта вакуумного корпуса, позволило спроектировать общую планировку порта, выбрать наиболее эффективные материалы и радиационную защиту.

Разработанные новые методы расчета дали надежную оценку условий теплообмена с участием нейтронов и гамма-квантов, а также обосновали радиационное охлаждение элементов диагностики СВЛ.

Полученные результаты использованы при проектировании, подготовке и проведении испытаний макетов компонент диагностики СВЛ и будут учтены при создании Российской Федерацией поставочного варианта диагностики для ИТЭР. Положения, выносимые на защиту:

1. Оригинальная методология компьютерного моделирования процессов с участием нейтронов плазмы, базирующаяся на глобальной модели термоядерного реактора ИТЭР и использующая высоко детализированные модели конструкций токамака для определения жизненного цикла материалов и компонентов.

2. Обоснование на основе электронных моделей технических решений по оптимальному взаимному расположению систем диагностики плазмы в патрубках токамака ИТЭР и эффективному использованию радиационной защиты от нейтронов и гамма-квантов.

3. Важные для оценки работоспособности диагностических систем ИТЭР результаты моделирования: нейтронных и гамма потоков термоядерной DT и DD плазмы, радиационных повреждений (смещений на атом - сна), энерговыделения, температурных полей.

4. Выбор перспективных конфигураций диагностических систем в портах ИТЭР и прогнозы изменения характеристик разрабатываемых конструкций и свойств материалов в течение жизненного цикла работы установки в базовых плазменных режимах.

Методы исследования используют фундаментальные положения ядерной физики, физики взаимодействия частиц и физики высокотемпературной плазмы; законы сохранения и преобразования энергии. Помимо этого, используется математическое моделирование вероятностей первых столкновений заряженных частиц методом Монте-Карло для прецизионного кода MCNP (Monte-Carlo N-Particle Code) и мульти физического кода FISPACT-II [10]. Степень разработанности темы исследования

В настоящее время схожую с ИТЭР установку строят в НИЦ «Курчатовский институт» - токамак Т-15 [11]. Токамак Т-15 является прототипом будущей большой установки - гибридного реактора, на котором можно будет решить проблему замыкания топливного цикла в атомной

энергетике. По задумке учёных, токамаки как источники термоядерных нейтронов позволят эффективно возобновлять топливо для атомных тепловых станций. Для тестирования методов управления плазмой еще в 1999 был сооружен сферический токамак Глобус-М в ФТИ имени А. Ф. Иоффе. Установка Глобус-М является отечественной исследовательской лабараторной установкой для изучения плазмы, наравне с зарубежными аналогами, такими как NSTX (США) [12] и MAST (Великобритания) [13]. На Глобус-М позволяет разогреть плазменный шнур до температуры порядка 10 млн. °С, которая достигается с помощью тока, протекающему по плазменному шнуру, а также с помощью дополнительного нагрева.

Анализ взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с материалами проектируемых конструкций путем подбора решений уравнения переноса излучения, методом Монте-Карло [14] используется в ряде программ: MCNP (США) [15], Geant - 4 (Швейцария) [16], TRIPOLI (Нидерланды) [17], SuperMC (Китай) [18], MCU и TDMCC (Россия) [19, 20].

Современный метод Монте-Карло является прецизионным расчётом, который с помощью современных электронно-вычислительных машин (ЭВМ) позволяет получить достаточно точный и достоверный результат. Обладая мощными вычислительными ресурсами, можно произвести полноценный анализ характеристик систем термоядерных установок, к которым наука движется в течение последних 60 лет.

Степень достоверности полученных результатов основывается на использовании положений и законов физики плазмы и нейтронной физики, многократно проверенных методов численного моделирования процессов взаимодействия плазмы с материалами и элементами конструкции токамаков. Проведенный анализ аналогичных работ [21, 22, 23] и проверка на их основе использованных численных методов позволяют сделать вывод, что развитые модели и полученные научные результаты работы согласуются с теоретическими, расчетными и экспериментальными данными в области

физики плазмы и нейтронной физики. Апробация работы

Результаты работы докладывались и обсуждались на семинарах НИЦ «Курчатовский институт» и НИЯУ «МИФИ». Также, материалы диссертации были представлены на следующих конференциях:

• XLIII Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 8 - 12 февраля 2016 г.

• 59-ая конференция МФТИ, факультета ФПФЭ, секция ИТЭР - шаг в энергетику будущего, 2016.

• Международная конференция «Лазерные, плазменные исследования и технологии» ЛаПлаз, НИЯУ МИФИ, 2017, 2022.

• XLIV Международная Звенигородская конференция по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу Секция №5 - ИТЭР: Шаг в энергетику будущего, 13-17 февраля 2017.

• XVII Всероссийская конференция диагностика высокотемпературной плазмы. Звенигород, 13-17 июня 2017.

• XLV Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 2 июня 2018.

• МНТК НИКИЭТ, 2-5 октября 2018.

• Современные средства диагностики плазмы, НИЯУ МИФИ, 13-15 ноября 2018.

• 31st Symposium on Fusion Technology, SOFT 2020, 20-25 September 2020.

• Диагностика Высокотемпературной плазмы, Сочи, Россия, 2021.

Личный вклад автора

Вынесенные на защиту положения отражают личный вклад автора в

выполненные работы:

• созданы детализированные трехмерные нейтронно-физические электронные макеты диагностических систем ИТЭР и оценил характеристики взаимодействия термоядерной плазмы с диагностическим оборудованием

токамака;

• нейтронно-физический анализ и компьютерное моделирование были проведены лично автором, им осуществлялась обработка и анализ полученных результатов, автор принимал также активное участие в разработке и оптимизации рабочих характеристик диагностической системы ИТЭР.

Глава 1. Моделирование нейтронных процессов в токамаках

В современной физике термоядерной плазмы и ее приложениях особое место занимают численные методы моделирования взаимодействия плазмы с внутрикамерными конструкциями установок. При проектировании и сооружении термоядерных установок численные методы позволяют учесть наиболее существенные процессы, трудно поддающиеся экспериментальной реализации с использованием физических макетов.

В данном обзоре обсуждается современное состояние метода Монте-Карло (ММК) и возможности его применения на объекте исследований -экспериментальной термоядерной установке ИТЭР.

1. Метод Монте-Карло

В диссертационной работе описан подход к работе со специализированными программными комплексами, основанными на методе Монте-Карло, для оценки нейтронно-физических параметров и характеристик элементов конструкции термоядерного реактора ИТЭР.

Метод Монте-Карло представляет собой один из множества методов численного моделирования, который основывается на реализации большого числа случайных величин и формируется таким образом, что его вероятностные решения совпадают с значениями решаемой задачи [24]. Данный метод достаточно прост, понятен и легко реализуем в базовой конфигурации и позволяет сохранить точную связь с искомой задачей. Метод Монте-Карло принято описывать как приближенный. Его применение хорошо подходит для сложных задач, состоящих из нескольких понятных более мелких. Метод широко используется в области физики, математики, экономики и техники. В связи с тем, что нейтронное моделирование является сложной и важнейшей задачей при проектировании ядерной энергетической установки, одним из первых его на практики применили для моделирование переноса частиц в нейтронной физике [25].

История развития ММК начинается в первой половине ХХ века, когда выдвинули теорию о связи дифференциальных уравнений и случайных процессов. Идея была развита с помощью обычной монетки, с «орлом» и «решкой», или при разложении карточного пасьянса. В данных задачах необходимо определить вероятность выпадения только «орла» или только «решки», а в случае пасьянса - успешного разложения. Вместо использования соображения комбинаторики, предполагалось, что можно использовать реальный эксперимент, для явной демонстрации работы метода. Суть эксперимента заключалась в выполнении множества попыток - броски монеты и раскладки пасьянса, при этом определялось число удачных исходов. В конце оценивалась вероятность удачного исхода события - выпадение «орла» или «решки» и удачное складывание пасьянса [26].

Для получения точного результата эксперимента необходимо провести огромное количество экспериментов, так как чем больше экспериментов, тем больше выборка, что говорит о более точном результате. Как можно понять, такое исследование накладывает существенные временные ограничения (раскладка одного карточного пасьянса может длиться более 1 часа).

Появление мощной вычислительной техники, которая позволяет эффективно использовать генератор случайных чисел, расширяет область применение ММК. Метод Монте-Карло может быть применен в различных жизненных сферах, от финансового сектора до прогноза погоды. Стоит отметить, что использование ММК не всегда может быть оправдано и эффективно из-за большого количества вычислений производимое при моделировании, которое необходимого для получения результата с необходимой точностью [27].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Афанасенко Роман Станилавович, 2023 год

Список литературы

1. Aymar, R. The ITER design / Barabaschi P., Shimomura Y. // Plasma Phys. Control. Fusion, 2002, vol. 44, p. 519—565.

2. Mukhovatov, V. Overview of physics basis for ITER / M Shimada // Plasma Phys. Control. Fusion 45(2003) A235-A252.

3. Meade, Results and Plans for the Tokamak Fusion Test Reactor // Journal of Fusion Energy. 7 (2-3):107. DOI: 10.1007/BF01054629. S2CID 120135196. September 1988.

4. Pamela, J. JET-EFDA team overview of recent JET results and future perspectives // In: Proc. 18th Intern. Conf. on Fusion Energy. IAEA-CN-77/PD/1, Sorrento, 2000.

5. Lysenko, S.E. First Results from T-10 Tokamak / Berlizov A.B. et al. // Report IAEA-CN-35/A 1, 1976.

6. Bakharev, N.N. Tokamak research at the Ioffe Institute / Abdullina G.I., Afanasyev V.I., et al. // Nucl. Fusion, v.59, 11, 2019.

7. Вуколов, К.Ю. Особенности применения волоконной оптики в ИТЭР / Е.Н. Андреенко, Р. С. Афанасенко, А.А. Борисов, А.А. Морозов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. - 2017. - Т. 3. Вып.3.

8. Maisonnier, D. RAMI: The main challenge of fusion nuclear technologies // Fusion Engineering and Design, Volume 136, Part B, November 2018, Pages 12021208. https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018.04.102.

9. Маккинли, У Python и анализ данных.— Перевод с английского. — М.: ДМК Пресс, 2015. — 482 с. — ISBN 978-5-9706-0315-4.

10. Flemming, M. et al. The FISPACT-II User Manual // UKAEAR (18)001. Issue January 2018.

11. Хвостенко, П.П. и др. Экспериментальная термоядерная установка токамак Т- 15МД // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2019, т. 42, вып. 1, с. 15—38.

12. Kaye, S.M. NSTX/NSTX-U theory, modeling and analysis results / D.J. Battaglia, et al. // Nuclear Fusion, Volume 59, Number 11, 2019.

13. Walkden, N. Properties of Intermittent Transport in the Mega Ampere Spherical Tokamak // DOI: 10.13140/RG.2.1.4372.0803.

14. Коробейников, В.В. Универсальный алгоритм метода Монте-Карло для расчета бланкетов электроядерных установок // Ядерная энергетика. Известия ВУЗов. - 1999. - Вып. 2.

15. MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Code. Version 5. LA-ORNL, RSICC LA-UR-03-1987. Los Alamos National Laboratory. 2003

16. Allison, J. (Geant4 Collaboration) et al., Geant4 developments and applications // IEEE Transactions on Nuclear Science. — 2006. — Т. 53. — С. 270.— DOI: 10.1109/TNS.2006.869826.

17. Jean-Charles Jaboulaya, TRIPOLI-4 Monte Carlo code ITER A-lite neutronic model validation / Pierre-Yves Caylab, Clement Fausserb et al. // Fusion Engineering and Design, Volume 89, Issues 9-10, October 2014, Pages 2174-2178.

18. Wu, Y. CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulation / F.D.S. team // Fusion Eng. Des. 84 (2009) 1987-1992.

19. Gurevich, M.I. Estimation of some neutron physics characteristics by Monte-Carlo method using the importance function / Kalugin M.A., Oleynik D.S., Shkarovsky D.A. // Annals of Nuclear Energy, Volume 130, August 2019, Pages 388-393.

20. Семенова, Т.В. Расширение возможностей программы TDMCC для исследования больших и слабосвязанных систем / Митенкова Е.Ф. // Вопросы атомной науки и техники. Cер. Ядерно-реакторные константы, 2015, вып. 1, 1:3.

21. Serikov, A. Mitigation of radiation streaming inside the ITER ports / U. Fischer, M. Henderson, D. Leichtle, C.S. Pitcher, et al. // ICRS - 12 & RPSD - 212 Conference, September 2-7, Nara, Japan, Progress in Nuclear Science and Technology (2012).

22. Yunbo Zhai, Design and Analysis Progress of ITER Diagnostic Equatorial Port #09 / Allan Basile, R. Feder et all // IEEE Transactions on Plasma Science PP (99):1-8, January 2018, DOI: 10.1109/TPS.2017.2788188.

23. Шелудяков, С.В. Нейтронно-физический анализ H-альфа и CXRS диагностических систем в реакторе ИТЭР / К.Ю. Вуколов, Г.Е. Шаталов. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2004, вып.1, с. 26-40.

24. Yamamoto, T. A new concept of Monte Carlo kinetics parameter calculation using complex-valued perturbation/ Sakamoto H. // Annals of Nuclear Energy. -2014. - Vol. 71. P. 480-488.

25. Бусленко, Н.П. Метод статистических испытаний (Монте-Карло) и его реализация на цифровых вычислительных машинах / Ю.А. Шрейдер. М.: Физматгиз, 1961.

26. Metropolis, N., Ulam, S. The Monte Carlo Method, // Journal of the American Statistical Association, 1949 (44) № 247 335—341.

27. Соболь, И. М. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973.

28. Sauvan, P. Development of the R2SUNED Code System for Shutdown Dose Rate Calculations / J. P. Catalan, F. Ogando, R. Juarez and J. Sanz // IEEE Transactions on Nuclear Science, vol. 63, no. 1, 2016.

29. ANSYS Inc., ANSYS Mechanical APDL Theory Reference, Release 17.0, January 2016.

30. Ландау Л. Д., Лившиц, Е. М. Квантовая механика. М., Наука, 1972. — с. 78 — 82.

31. Пискунов, Н.С. Дифференциальное и интегральное исчисления: Учеб. пособие для вузов: В 2 т. — 13-е изд. М.: Наука. Гл. ред. физ-мат. лит., 1985. — 432 с.

32. Марчук, Г.И. Метод Монте-Карло в проблеме переноса излучений. М.: Атомиздат, 1967.

33. Etemadi, N. Z. An elementary proof of the strong law of large numbers // Zeitschrift für Wahrscheinlichkeitstheorie und Verwandte Gebiete. 55 (1), 1981:

119 — 122. doi: 10.1007/BF01013465.

34. Kaplan, E.L. Monte Carlo Methods for Equilibrium Problems in Neutron Multiplication / McCormick N.S. // UCRL 5275-T. 1958.

35. Shultis, J. K. An MCNP primer / Faw R. E. // Dept. of Mechanical and Nuclear Engineering Kansas State University Manhattan, KS 66506, 2004-2011.

36. Weinberg, A. Current Status of Nuclear Reactor Theory // Amer. J. Phys. -1952. - Vol. 20. P. 401.

37. Кипин, Дж. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атом - издат. 1967.

38. Forrest, R. FENDL-3 Library Summary Documentation / Capote R., Otsuka N., Kawano T., Koning A., Kunieda S., Sublet J.-C., Watanabe Y. // INDC (NDS) -0628, Dec. 2012.

39. Abdou, M.A. A Computer Program to Calculate Neutron Energy Release Parameters (Fluence-to-Kerma Factors) and Multigroup Reaction Cross Sections from Nuclear Data in ENDF Format / Maynard C.W., Wright R.Q. // Oak Ridge National Laboratory Report ORNL-TM-3994, 1973.

40. Fleming, M. Probing experimental & systematic trends of the neutron-induced TENDL-2014 nuclear data library / Jean-Christophe C Sublet, Jiri Kopecky // Report number: UKAEA-R(15)30, Affiliation: Tech. Rep. UKAEA, October 2015.

41. Cabellos, O. Sensitivity and Uncertainty Analysis to Burn-up Estimates on ADS using the ACAB Code / Sanz, J., Rodriguez, A., Gonzalez, E., Embid, M., Alvarez, F., Reyes, S. // American Institute of Physics (AIP) Conf. Proceedings, vol. 769, 1576, 2005.

42. Santoro, R. Nuclear analysis for ITER / H. Iida, V. Khripunov et al. // Fusion energy 2000. Fusion energy 1998 (2001 Edition).

43. Juárez, R. ITER plasma source and building modelling to produce radiation maps / J.P. Catalan et al. // Nuclear Fusion, Volume 58, Number 12, 2018.

44. Голант, В.Е. Основы физики плазмы / Жилинский А.П., Сахаров С.А. // М., Атомиздат, 1977. 384 c.

45. Жданов, С.К. Основы физических процессов в плазме и плазменных установках / В.А. Курнаев, М.К. Романовский, И.В. Цветков; под ред. В.А. Курнаева. М. : МИФИ, 2007. 368 с.

46. Summary of the ITER final design report IAEA, Vienna, 2001 IAEA/ITER EDA/DS/22.

47. Тамм, И.Е. Физика плазмы и проблемы управляемых термоядерных реакций / Сахаров А.Д. // Т. 1. М. Ж АН СССР, 1958.

48. Baghdadi, F. An overview of plasma confinement in toroidal systems / R. Amrollahi, R. & Khorasani // Horizons World Phys. 271, 71, S. 2011.

49. Polevoi, A. Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER / Alberto Loarte, Nariyuki Hayashi // Nuclear Fusion 55(6):063019, June 2015, DOI: 10.1088/0029-5515/55/6/063019.

50. Polevoi, A.R. et al. Assessment of neutron emission from DD to DT

operation of ITER, P4.126, in 42th EPS Conference on Plasma Physics, Lisbon, Portugal, 22-26 June 2015.

51. J. D. Lawson. Some Criteria for a Power Producing Thermonuclear Reactor // Proceedings of the Physical Society. — 1957. — Vol. 70. — doi:10.1088/0370-1301/70/1/303.

52. Арцимович Л. А. Избранные труды. Атомная физика и физика плазмы. — М. : Наука, 1978. — С. 98—163.

53. ITER Physics Basis 1999 Nucl. Fusion 39 2175.

54. В.Д. Шафранов. Равновесие плазмы в магнитном поле // В кн.: Вопросы теории плазмы. М., Госатомиздат. 1963. Вып. 2, сс. 92-131.

55. Wesson J. Tokamaks, 3rd ed. Oxford: Clarendon Press, 2004.

56. Иванов, А.А. Вычислительный код SPIDER. математическое моделирование равновесия и эволюции плазмы токамака / А.А. Мартынов, С.Ю. Медведев, Ю.Ю. Пошехонов, С.В. Коновалов, Р.Р. Хайрутдинов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2014, т. 37, вып. 1, с. 80-96.

57. Костомаров, Д.П. Математическое моделирование МГД равновесия плазмы/ Медведев С.Ю., Сычугов Д.Ю. // Матем. моделирование, 2008, том 20, номер 5, 3-34.

58. URL: http://www.iter.org.

59. Siren, P. Expanding the use of Serpent 2 to fusion applications: Development of a neutron source / J. Leppanen. // In proc. PHYSOR 2016, Sun Valley, ID, May 1-6, 2016.

60. Shu Zhang, Verification of SuperMC with ITER C-Lite neutronic model / Shengpeng Yu, Peng He // Fusion Engineering and Design 113, November 2016.

61. Leichtle, D. The ITER tokamak neutronics reference model C-Model / B. Colling, M. Fabbri, R. Juarez, M. Loughlin, R. Pampin, E. Polunovskiy, A. Serikov, A. Turner, L. Bertalot // Fusion Engineering and Design Volume 136, Part A, November 2018, Pages 742-746, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2018.04.002.

62. Rodionov, R. Calculation of DD and DT neutron contribution matrix for ITER vertical neutron camera detectors / Kumpilov D., Nemtcev G. et al. // September 2021 Fusion Engineering and Design 173:112874 DOI: 10.1016/j.fusengdes.2021.112874.

63. Орловский, И.И. Анализ трансмутации материалов диагностических зеркал в ИТЭР / К.Ю.Вуколов, Д.В.Марковский, Р.А. Форрест // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2011, вып.1, с.25-28.

64. Афанасьев, В. И. Особенности измерения изотопного состава водородных ионов в плазме ИТЭР с помощью диагностики по потокам атомов в условиях инжекции в плазму нейтральных пучков / Гончаров П. Р., Миронов М. И., Несеневич В. Г., Петров М. П., Петров С. Я., Сергеев В. Ю. // Физика плазмы. 2015. 41(12). 1062.

65. Вуколов, Д.К. Разработка привода защитной шторки для диагностики «Спектроскопия водородных линий и примесей ИТЭР» / Д.К. Вуколов, Е.С. Николаев, И.Д. Карпушов, Е.Е. Баркалов, С.Н. Звонков, А.А. Морозов, А.Г.

Алексеев // XVI Всероссийская конференция «Диагностика высокотемпературной плазмы». - 7-11 июня 2015. Звенигород.

66. CATIA V5, система автоматизированного проектирования (САПР) французской фирмы Dassault Systèmes, https://www.3ds.com.

67. Vukolov, K.Yu. Radiation effects in window materials for ITER diagnostics // Fusion Engineering and Design. 84 (2009) 1961-1963.

68. Афанасенко, Р.С. Радиационные нагрузки на узел входного зеркала диагностики СВЛ в экваториальном порту ИТЭР № 12 / А.Г. Алексеев, Б.В. Кутеев, А.А. Морозов, Д.К. Вуколов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. -2020. - Т. 43. Вып. 1.

69. URL: https://www.plansee.com.

70. Juárez, R. et al. Shutdown dose rates at ITER equatorial ports considering radiation cross - talk from torus cryopump lower port // Fusion Eng. Des. 100, 501-506 (2015).

71. Catalan, J.P. Neutronics in support of the Bioshield Plug design of equatorial port12 for ITER / A. Suarez et al. // Fusion Engineering and Design 96-97 (2015) 231-235.

72. Serikov, A. Radiation In-Port Cross - Talks of Diagnostics inside the ITER Equatorial and Upper Ports / U. Fischer et al. // XIth ITER Neutronics Meeting, Karlsruhe, Germany, 23 - 27 May 2016.

73. Serikov, A. Neutronics Analysis for the Edge Charge Exchange Recombination Spectroscopy in Equatorial Port of ITER / L. Bertalot // TOFE-2018 embedded in ANS Winter Meeting, Orlando, Nov 11-15, 2018.

74. Drevon, J. M. Progress on Diagnostics Integration in ITER Equ. Ports #11 & #17/ Evgeny Alexandrov, Russell Feder et all // Conference: SOFT 2014 At: San Sebastian, October 2014, DOI: 10.13140/2.1.4579.9201.

75. ANSYS Space Claim 2018, www.spaceclaim.com.

76. Pedroche, G. Nuclear data for D1SUNED for the study of ITER planned in-situ maintenance dose scenarios / P. Sauvan, J. Alguacil, J. Sanz, R. Juárez // Fusion Engineering and Design Volume 170, September 2021, 112646.

77. Sartori, E. GROUPSTRUCTURES, VITAMIN-J, XMAS, ECCO-33, ECCO2000 Standard Group Structures. Organization for Economic Co-Operation and Development / Panini G.C. // Nuclear Energy Agency - OECD/NEA, Le Seine Saint-Germain, 12 boulevard des Iles, F-92130 Issy-les-Moulineaux (France).

78. Davis, A. Comparison of global variance reduction techniques for Monte Carlo radiation transport simulations of ITER / Turner A. // Fus. Eng. Des. 86, Issues 9-11, October 2011, Pages 2698-2700.

79. ADVANTG. An Automate Variance Reduction Generator ORNL/TM-2013/416.

80. Ташлыков, О.Л. Расчётно - экспериментальное исследование гомогенных защит от гамма-излучения органометаллических композиций / Щеклеин С.Е., Хомяков А.П., Русских И.М., Селезнев Е.Н. // Ядерная и радиационная безопасность. №3 (77). 2015. С. 17-24.

81. Loughlin, M. J. Recommended Plasma Scenarios for Activation Calculations / N. P. Taylor // ITER Internal Report ITER_D_2V3 V8G v 1.1, (28 Oct. 2009).

82. Ташлыков, О.Л. Оптимизация состава радиационной защиты / Щеклеин С.Е., Лукьяненко В.Ю., Михайлова А.Ф., Русских И.М., Селезнев Е.Н., Козлов А.В. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика 2015. №4. С. 36-42.

83. Norgett, M.J. et al. Method of calculating displacement dose rates // NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 33 (1975) 50-34.

84. Was, G.S. Fundamentals of Radiation Materials Science Metals and Alloys // 2017, DOI: 10.1007/978-1-4939-3438-6.

85. Lopes, A. Neutronics analysis of the ITER Collective Thomson Scattering system / R. Luis, Esben Klinkby et. all // Fusion Engineering and Design 134: 2228, September 2018, DOI: 10.1016/j.fusengdes.2018.06.008.

86. Поваров, В.Д. Методика расчета радиационного энерговыделения в ядерных реакторах / Поливанов И.Ф., Терещенко А.Б. // Препринт. НИИАР-26С707. -М.: атоминформ. 1986.- с. 20.

87. Бартоломей, Г.Г. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов / Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А. //. — Москва: Энергоатомиздат, 1982.

88. Афанасенко, Р.С. Тепловые нагрузки на узел входного зеркала диагностики СВЛ в экваториальном порту № 12 ИТЭР / А.Г. Алексеев, Б.В. Кутеев, А.А. Морозов, Д.К. Вуколов, А.М. Козлов. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2020, т. 43, вып. 3.

89. Капустин, Ю.В. Исследование деградации молибденовых зеркал при моделировании разгерметизации системы водяного охлаждения в ИТЭР / А.В. Рогов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез, 2019, т. 42, вып. 1. DOI: 10.21517/0202-3822-2019-42-1-57-65.

90. Orlovskiy, I. Thermal testing of the first mirror unit mock-up for H-alpha and visible spectroscopy in ITER / A. Alekseev, E. Andreenko, K. Vukolov et. all // Fusion Engineering and Design 96-97 (2015) 899-90, https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.02.049.

91. Вуколов, К.Ю. Радиационная стойкость оптических диагностик в условиях термоядерного реактора ИТЭР // Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора физико-математических наук, 2012.

92. Готт, Ю.В. На пути к энергетике будущего / Курнаев В.А. // 2017. ISBN 978-5-7262-22-96-7.

93. Stott Peter, E. Diagnostics for Experimental Thermonuclear Fusion Reactors 2 / Gorini Giuseppe, Prandoni Paolo (Eds.) // 1990.

94. Polevoi, A. Assessment of operational space for long-pulse scenarios in ITER / Alberto Loarte, Nariyuki Hayashi // Nuclear Fusion 55(6):063019, June 2015, DOI: 10.1088/0029-5515/55/6/063019.

95. ASTRA - an automatic system for transport analysis in a tokamak / G. V. Pereverzev et al. — 1991.