Modeling of a Spherical Tokamak as an Extended Neutron Source Using ASTRA and MCNP

H SALAZAR CRAVIOTO, Martín de Jesús Nieto Pérez, G. Ramos, P. Valanju, M. Kotschenreuther, S. Mahajan

Producción científica: Contribución a una revistaArtículorevisión exhaustiva

Resumen

Los neutrones rápidos pueden realizar dos funciones que son fundamentales para la industria de la energía nuclear: generar material fisible a partir de material fértil y quemar actínidos menores en el combustible gastado. La reacción de fusión en un reactor de fusión entre núcleos de deuterio y tritio produce una partícula alfa y un neutrón con una energía de 14,5 MeV. Estos neutrones pueden convertir fácilmente material fértil (como 238U y 232Th) en material fisionable (como 239Pu y 233U) y destruir actínidos menores (Pu, Np, Am y Cm) presentes en el combustible nuclear gastado y reducir significativamente su radiotoxicidad. Sin embargo, cada neutrón generado implica un tritio consumido y el tritio se genera por reacciones nucleares entre un neutrón y núcleos de litio. Por lo tanto, la economía de neutrones se convierte en un tema crucial y un modelado neutrónico adecuado de la fuente de neutrones se vuelve crítico. En este articulo, el Sistema Automático para el Análisis de Transporte (ASTRA) y los códigos Monte Carlo N-Particle (MCNP) se utilizan en conjunto para caracterizar el flujo de neutrones que sale de una máquina tokamak de baja relación de aspecto. ASTRA se usa primero para determinar los perfiles de temperatura y densidad dentro del volumen de plasma y MCNP se usa para evaluar el flujo de neutrones. Dado que la simulación de una fuente de neutrones extendida con geometría compleja, como el plasma confinado dentro del tokamak, es difícil, se toman medidas para simplificar la geometría mediante la definición de dos fuentes simples, una pared cilíndrica y un disco, que deben tener distribuciones de emisión de neutrones similares a la fuente volumétrica. Esta reducción se realiza mediante un algoritmo Monte Carlo de preprocesamiento para establecer funciones de densidad de probabilidad de emisión de neutrones para la pared cilíndrica en función de la altura y para el disco en función del radio, en función de las características de emisión de la fuente extendida. Los resultados que comparan el flujo de neutrones que sale de un volumen para cuatro configuraciones diferentes de fuentes de neutrones (fuente isotrópica en el origen geométrico, fuente anular en el centro geométrico del plasma...
Idioma originalEspañol (México)
Número de artículo19686456
Páginas (desde-hasta)1810-1816
Número de páginas7
PublicaciónIEEE Transactions on Plasma Science
Volumen48
N.º10
DOI
EstadoPublicada - 18 may. 2020

Palabras clave

  • neutrones , Combustibles , Temperatura plasmática , Dispositivos Tokamak , Geometría

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