Évaluation de l'environnement radiatif d'ITER pendant le télétravail

Rapports scientifiques volume 13, Numéro d'article : 3544 (2023) Citer cet article

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Au cours de la durée de vie opérationnelle d'ITER, un fût télécommandé sera utilisé pour transférer les composants du navire vers la cellule chaude à des fins de maintenance, de stockage et de démantèlement. Du fait de la répartition des pénétrations pour l'affectation du système dans l'installation, le champ de rayonnement de chaque opération de transfert présente une forte variabilité spatiale ; toutes les opérations doivent être étudiées indépendamment pour la protection des travailleurs et de l'électronique. Dans cet article, nous présentons une approche entièrement représentative pour décrire l'environnement radiatif pendant le scénario complet de télémanipulation des composants In-Vessel dans l'installation ITER. L'impact de toutes les sources de rayonnement pertinentes au cours des différentes étapes de l'opération est abordé. Les structures telles que construites et les conceptions de base de 2020 sont considérées comme produisant le modèle neutronique le plus détaillé du complexe tokamak, la structure civile de 400 000 tonnes hébergeant le tokamak, à ce jour. Les nouvelles capacités du code D1SUNED ont permis de calculer la dose intégrale, le débit de dose et le flux de neutrons induits par les photons des sources de rayonnement mobiles et statiques. Des plages de temps sont incluses dans les simulations pour calculer le débit de dose causé par les composants dans le vaisseau à toutes les positions le long du transfert. L'évolution temporelle du débit de dose est construite au format vidéo avec une résolution de 1 m, particulièrement utile pour l'identification des points chauds.

ITER, le projet phare de l'énergie de fusion, vise à démontrer la faisabilité de la fusion nucléaire comme source d'énergie fiable à grande échelle. Au cours de son fonctionnement pulsé de 500 MW, environ 1,77·1020 neutrons de 14,1 MeV seront produits chaque seconde, produit des réactions de fusion deutérium-tritium. Le champ neutronique intense va interagir avec les matériaux proches (en particulier ceux des composants de l'intérieur de la cuve), les transmutant et les activant. De tels composants activés entraînent une source de rayonnement gamma secondaire et retardée, qui peut être radiologiquement négligeable par rapport aux neutrons du plasma lors du fonctionnement de la machine, mais qui devient la principale source de rayonnement dans l'installation lors de l'arrêt de la machine.

Au cours de la durée de vie opérationnelle d'ITER, il est prévu que les tâches de maintenance, de stockage et de démantèlement des composants du navire soient effectuées dans le complexe de cellules chaudes. Les 440 premiers panneaux muraux, les 54 cassettes de dérivation et tous les bouchons de port, entre autres éléments (illustrés à la Fig. 1), feront l'objet de telles tâches. Mais d'abord, ces composants devront être transférés vers la Cellule Chaude depuis le Complexe Tokamak. Un fût manipulé à distance sera utilisé à cette fin en raison de la forte activation. L'opération de transfert comprend plusieurs étapes telles que le retrait du bouchon bioshield, le chargement du composant dans le fût, l'ouverture de la porte de l'alvéole et le transfert proprement dit. Par conséquent, des altérations du champ de rayonnement sont attendues car les géométries de la source et du blindage changent dans l'installation au cours de telles opérations. L'évaluation du champ de rayonnement est nécessaire pour vérifier le respect du zonage radiologique pour la protection des travailleurs et pour soutenir les programmes de qualification en électronique si nécessaire.

Vue en coupe du tokamak ITER. Les composants In-Vessel qui sont transférés à distance sont affichés et leurs emplacements dans le tokamak sont mis en évidence. Les 3 niveaux du tokamak sont affichés.

Les travaux antérieurs ont abordé cette question1, cependant, de nouveaux efforts sont nécessaires en raison (i) de la nécessité de suivre une approche exhaustive concernant les sources de rayonnement et les opérations des emballages, (ii) de l'évolution constante de la conception des bâtiments et des composants, et (iii) de l'amélioration des codes et des méthodologies.

La capacité méthodologique de calculer des cartes de rayonnement dues à des sources de rayonnement en mouvement a été prouvée par des travaux antérieurs1. Néanmoins, le scénario de télémanipulation des composants In-Vessel n'a pas pu être complètement représenté pour les raisons suivantes :

Un ensemble limité de trajectoires de fûts a été considéré. Une seule trajectoire, partant de la cellule de port #10, a été considérée pour le bouchon de port supérieur. Les cartes de rayonnement des transferts de bouchons de port équatorial n'ont pas été traitées.

Une seule étape de l'opération, le transfert des emballages vers la Cellule Chaude, a été étudiée. L'environnement de rayonnement produit à d'autres étapes, comme celui présent lors de l'ouverture de la porte de la cellule bâbord, n'a pas été abordé.

De plus, les conceptions du complexe tokamak ont évolué et sa construction est presque terminée depuis les travaux précédents. Le modèle géométrique Monte Carlo N-Particle (MCNP)2 utilisé précédemment était simpliste (avec pratiquement aucune pénétration de système dans les murs des bâtiments) et est actuellement obsolète. Les structures des composants tels que construits et les conceptions de base de 2020 ont été prises en compte dans cette étude. Environ 4 800 pénétrations de systèmes traversant les murs et les dalles des bâtiments ont été incluses.

Enfin, en ce qui concerne la méthodologie et l'amélioration du code, de nouvelles fonctionnalités du code D1SUNED3 ont été développées. Ils ont permis non seulement de calculer la dose intégrale causée par les sources de rayonnement en mouvement, mais aussi de discrétiser cette dose dans des intervalles de temps. Le résultat est l'évolution temporelle du débit de dose lors du transfert de l'emballage au format vidéo. Ceci est particulièrement utile pour identifier les emplacements de fûts compromettants pour l'optimisation de la conception. Des cartes de rayonnement dues aux neutrons photon-induits (ou photoneutrons) des premiers panneaux muraux en béryllium ont été réalisées pour la première fois.

Les travaux présentés dans cet article ont apporté un éclairage supplémentaire sur l'environnement radiatif d'ITER lors du scénario d'opération de télémanipulation des composants In-Vessel. L'approche systématique pour le décrire, ainsi que la géométrie mise à jour du complexe tokamak, la nouvelle méthodologie employée et certains résultats pertinents sont expliqués dans les sections suivantes.

Le scénario de l'opération de transfert d'ITER est vaste et complexe. Il implique diverses tâches et composants, en plus de mélanger des opérations contrôlées à distance et manuelles. Dans cette étude, seul le scénario de fonctionnement à distance des composants In-Vessel a été abordé. Il comprend le transfert de :

14 fiches de port équatorial des diagnostics, des modules de couverture de test et des systèmes de chauffage à cyclotron à électrons et à ions.

14 bouchons d'orifice supérieur des diagnostics et des systèmes de chauffage à cyclotron électronique.

54 cassettes de divertor.

440 panneaux de premier mur.

6 cryopompes toriques, 6 systèmes de visualisation en cuve et 3 portoirs de diagnostic.

Les opérations de transfert varient selon le composant considéré et la cellule portuaire où elles sont réalisées. Simplifiant grandement le procédé, l'opération de transfert d'un bouchon de port comprend les étapes suivantes (voir Fig. 2) :

Extraction de l'équipement de la cellule portuaire. Extraction du bouchon bioshield et de l'équipement interspace.

Ouverture de la porte de la cellule bâbord, entrée de la hotte de transfert dans la cellule bâbord et fermeture de la porte de la cellule bâbord.

Retrait du bouchon de port et chargement dans la hotte de transfert. Cette étape dure environ 16 h.

Ouverture de la porte de la cellule bâbord et transfert du fût chargé vers la galerie. Cela prend environ 30 minutes.

Fermeture de la porte de la cellule bâbord et poursuite du transfert des fûts vers la Cellule Chaude. Selon la cellule portuaire où débute le transfert des emballages, cette étape peut durer de 1 à 6 h.

Représentation simplifiée des étapes lors de l'opération de transfert des emballages depuis la cellule portuaire n°14. La hotte est représentée en gris, le composant transféré activé en jaune, le matériel à retirer au préalable en bleu.

Parmi les étapes précédemment citées, les numéros 3, 4 et 5 présentent des champs de rayonnement particulièrement intenses pour ce travail. Ce sont:

Le champ de rayonnement produit par le composant activé à transférer.

Le champ de rayonnement produit par tous les composants activés restant dans le vaisseau pendant le transfert.

Les opérations d'extraction d'autres composants, tels que les premiers panneaux muraux ou les cassettes du divertor, peuvent comprendre plusieurs étages mais les champs de rayonnement associés restent les mêmes. Tous les composants sont transférés un à un, à l'exception des panneaux dont trois sont chargés par fût. Les bouchons de port, la cryopompe torique, les systèmes de visualisation en cuve et les racks sont transférés de leur cellule de port correspondante. Les premiers panneaux muraux et les cassettes de divertor ont, respectivement, quatre et trois cellules de port assignées à extraire.

Dans cette étude, une approche entièrement représentative a été suivie pour décrire l'environnement radiatif du scénario de maintenance à distance des composants In-Vessel du Complexe Tokamak. Cinq composants différents (illustrés à la Fig. 1) ont été considérés comme représentatifs de tous les éléments transférés : (i) une cassette de divertor, (ii) une cryopompe torique, toutes deux au niveau inférieur (B1), (iii) 3 premiers panneaux muraux et (iv) un bouchon de port équatorial, au niveau du sol (L1), et (v) un bouchon de port supérieur au niveau supérieur (L2).

La sélection des bouchons de port spécifiques et des premiers modèles de panneaux muraux a été basée sur une analyse de la portée, en tenant compte du conservatisme et de la maturité de la conception. Le modèle fournissant le débit de dose le plus élevé, mais qui avait passé son examen final de conception et avait une modélisation explicite des canaux d'eau dans le premier mur a été sélectionné. Le bouchon Ion-Cyclotron-Heating et le bouchon Electron-Cyclotron-Heating étaient respectivement les bouchons équatorial et supérieur sélectionnés. Concernant les panneaux, le modèle de la rangée #18, qui présentait une modélisation explicite des lignes d'eau, a été considéré.

Les systèmes de visualisation en cuve et les racks de diagnostic sont représentés avec la cryopompe. L'activation de ces 3 composants devrait être similaire et négligeable par rapport à l'activation de la cassette du divertor.

Au total, l'étude du scénario de maintenance complet a été réduite à 41 opérations à partir de 37 cellules portuaires différentes. Ils correspondent à (i) 14 transferts de bouchons de port supérieur en L2, (ii) 14 transferts de bouchons de port équatorial et 4 transferts de premiers panneaux muraux en L1, (iii) 3 transferts de divertor et 6 transferts de cryopompe torique en B1. Quatre cellules de port sont partagées par les panneaux et les bouchons de port se transfèrent à L1.

Depuis l'étude précédente, deux modèles MCNP officiels du complexe ITER Tokamak ont été publiés. Les mises à jour sont associées aux modifications de la conception et à la disponibilité des géométries telles que construites à mesure que la construction touche à sa fin. L'ancien modèle représentait un pas en avant concernant la qualité du modèle4. Ce dernier, décrit dans cet article, suit la même méthodologie mais étend la plage d'applicabilité et augmente la précision en incluant plusieurs bâtiments, structures et composants non pris en compte dans les modèles précédents du Complexe Tokamak.

Le Complexe Tokamak comprend trois bâtiments : le Bâtiment Tokamak (B11), abritant la machine, le Bâtiment Tritium (B14), où sera traité le tritium, et le Bâtiment Diagnostic (B74), qui abritera l'électronique de contrôle et de traitement de la plupart des systèmes de diagnostic. Les géométries de la structure telle que construite ont été prises en compte pour la mise à jour de B11. Pour les structures non encore construites, des conceptions de base de 2020 ont été envisagées. Les modèles B14 et B74 MCNP ont été recyclés à partir du modèle précédent avec des modifications mineures.

La figure 3 montre une coupe verticale des modèles CAD et MCNP du complexe tokamak respectivement. Des niveaux sont précisés (B2 et B1 pour les niveaux souterrains, et de L1 à L5, plus R1, pour ceux au-dessus du sol).

Coupe transversale du modèle CAO du Complexe Tokamak (à gauche) et du modèle MCNP (à droite). Les bâtiments et les niveaux sont marqués. Différentes couleurs dans la vue du modèle MCNP indiquent différents matériaux.

L'installation comprend des milliers de pénétrations pour accueillir les systèmes de support, dédiés au contrôle de la machine, au chauffage du plasma, aux diagnostics, au refroidissement, au ravitaillement en carburant, à la pompe à vide, aux chemins de câbles, aux alimentations électriques, au chauffage, à la ventilation et à la climatisation, entre autres. Par conséquent, l'environnement radiatif du Complexe Tokamak combine à la fois des phénomènes d'atténuation et de flux et présente une forte variabilité spatiale. Pour considérer de telles ouvertures, toutes les pénétrations des systèmes traversant les structures des bâtiments du B11, environ 4800 au total, ont été modélisées. Leurs emplacements, dimensions et matériaux ont été mis à jour. Des cellules de remblai dédiées (c'est-à-dire le composant remplissant l'espace entre le mur/dalle et le système de traversée) sont envisagées. De plus, les plus grandes pénétrations B14 et B74 ont été mises à jour selon la conception de base de 2020.

Une autre modification concerne la présence de 15 mesures de blindage conçues d'après les précédentes cartes de rayonnement. Visant à réduire les niveaux de rayonnement dans des zones spécifiques à l'intérieur et à l'extérieur du complexe tokamak, ils ont été pris en compte dans le modèle actuel.

Des géométries simplifiées des bâtiments adjacents ont été intégrées au modèle MCNP. Ils comprennent le toit B11, la plate-forme sismique (B12-19), le hall d'assemblage (B13), la cellule chaude (B21), le bâtiment haute tension (B37) et la tranchée entre B12-19 et B37. Une représentation simplifiée du sol d'ITER a été envisagée, ainsi que des cellules d'air jusqu'à 1 km du Complexe Tokamak. Une vue générale des modèles CAD et MCNP est présentée à la Fig. 4.

Vue des bâtiments adjacents et du complexe tokamak du modèle CAO (à gauche) et du modèle MCNP (à droite). Les bâtiments et les composants sont marqués. La direction nord-sud du site est représentée sur les deux figures.

De plus, le modèle MCNP comprend une description détaillée de l'environnement de la cellule de faisceau neutre et du pont haute tension, ainsi que du système d'eau de refroidissement du tokamak5, qui sortent du cadre de cet article.

Pour des raisons de commodité de calcul, l'évaluation des deux champs de rayonnement associés aux étages d'un même transfert de hotte (Fig. 2) a été découplée en 4 contributions, résumées sur la Fig. 5. Ce sont :

Cotisation #1. En raison des composants restant dans le récipient lors de l'étape 3 (chargement du composant dans le fût).

Cotisation #2. Produit par le composant à transférer lors de l'étape 3 (chargement du composant dans le fût).

Cotisation #3. En raison des composants restés dans le navire lors de l'étape 4 (ouverture de la porte de la cellule bâbord et transfert du fût vers la galerie).

Cotisation #4. Produit par le composant transféré lors des étapes 4 et 5 (ouverture de la porte de la cellule bâbord et transfert du fût vers la galerie, fermeture de la porte de la cellule bâbord et poursuite du transfert du fût vers la Cellule Chaude).

Répartition informatique de l'environnement radiatif lors des étapes d'une seule opération de transfert depuis la cellule portuaire #14. Les contributions au champ de rayonnement sont marquées soit par une flèche rouge (pour les composants restant dans le vaisseau), soit par un carré rouge (pour les composants transférés). Les images montrent les différentes géométries du Complexe Tokamak considérées.

Des variantes du modèle Tokamak Complex MCNP ont été préparées pour représenter la géométrie de chaque étage. Les équipements de la cellule interspace et port, ainsi que le bouchon bioshield sont supprimés dans tous les apports en changeant leurs matériaux à l'air. Le bouchon de port a également été retiré de sa position pour toutes les contributions. Le composant à transférer (soit un bouchon de port, une cassette de divertor, les 3 premiers panneaux de paroi ou une cryopompe torique) a été placé, au sein du fût, à l'intérieur de la cellule de port lors de la contribution #2. Pour la contribution #4, la méthodologie utilisée pour traiter les sources de rayonnement mobiles est expliquée dans la section suivante. La porte de la cellule bâbord est ouverte (en plein air) pour les contributions #3 et #4, alors qu'elle reste fermée pour les contributions #1 et #2.

Dans cette étude, les sources de rayonnement gamma de désintégration des composants In-Vessel, produites par l'exposition à la fluence neutronique des réactions de fusion, ont été considérées. De plus, la source de photoneutrons retardés, émergeant lorsque le béryllium présent dans les premiers panneaux muraux est exposé au champ gamma de désintégration des panneaux, a également été abordée, car elle peut avoir un impact sur les composants qui ne seraient pas exposés aux neutrons6. De telles sources ont été enregistrées à l'aide d'un maillage géométrique superposé avec une résolution spatiale comprise entre 2 × 2 × 2 et 4 × 4 × 4 cm3, selon le composant. Toutes les sources et leurs intensités sont présentées à la Fig. 6.

Les sources gamma de désintégration des composants activés restant dans le récipient ont été modélisées à l'aide de la méthodologie SRC-UNED7. Cela permet de relier les informations du modèle MCNP in-bioshield, E-lite8, au modèle out-bioshield, le modèle Tokamak Complex MCNP déjà décrit. Pour capturer correctement la configuration de la machine lorsque cette source de rayonnement est pertinente (étapes 3 et 4), plusieurs modifications ont été mises en œuvre dans E-lite. L'équipement de la cellule interspace et port, ainsi que le bouchon bioshield et le bouchon port, ont été retirés de la géométrie.

Toutes les sources de rayonnement ont été calculées à l'aide du scénario d'irradiation complet de la durée de vie d'ITER (SA2) suivi de 3 semaines de temps de refroidissement. La capacité de cellule sous voxel9 a été utilisée pour enregistrer uniquement les informations dans les cellules des composants souhaités. L'activation des bâtiments n'a pas été abordée dans cette étude, car on s'attend à ce qu'elle soit négligeable par rapport aux autres sources de rayonnement.

Pour faire face aux calculs des sources de rayonnement en mouvement, de nouvelles capacités D1SUNED ont été développées. La méthodologie requise pour définir deux régions indépendantes dans la même entrée MCNP : la région du domaine de transport et l'univers source. Dans cette étude, le premier est le modèle MCNP du Complexe Tokamak déjà mentionné. Ce dernier comprend la géométrie de la pièce transférée et une représentation simplifiée de la hotte de transfert. Ces deux régions sont séparées par un cimetière (zone où le rayonnement n'est pas transporté) ; ainsi, les particules ne peuvent pas les traverser dans une simulation normale. Une vue schématique est illustrée à la Fig. 7.

Représentation géométrique, non à l'échelle, de la méthodologie D1SUNED pour le déplacement des sources de rayonnement. Les limites de l'univers source et sa trace le long de la région du domaine de transport pendant son mouvement sont en pointillés rouges. Les lignes vertes représentent les photons de désintégration.

La trajectoire du fût doit être fournie dans un fichier texte séparé. La résolution spatiale a été définie en définissant un nombre suffisant de points le long d'une courbe pour avoir une trajectoire lisse. Pour chaque point considéré, le fichier contient les coordonnées du barycentre du fût, l'angle du fût par rapport à un axe de référence et le temps.

Les particules sont initialement échantillonnées et transportées sur l'univers source, selon la distribution et la géométrie de la source. Une fois qu'ils atteignent les frontières de l'univers source, ils sont échantillonnés dans la région du domaine de transport selon les temps définis dans le fichier de trajectoire. Plus le temps séparant deux points est élevé, plus le nombre d'événements échantillonnés est élevé. Le deuxième échantillonnage ne modifie pas l'énergie ou la direction des particules. Enfin, les particules sont transportées comme dans les simulations MCNP normales dans la région du domaine de transport.

Cette méthodologie est très similaire à celle de l'étude précédente1, car les mêmes principes sont supposés. Cependant, celui proposé ici apporte un net avantage : une seule simulation est nécessaire pour transporter les particules sources dans le modèle du Complexe Tokamak, et non deux. Ceci est plus simple sur le plan des calculs et évite les hypothèses qui doivent être faites sur la deuxième simulation.

Le calcul des cartes de rayonnement des sources de rayonnement statiques est une tâche simple, mais lorsqu'il s'agit de sources de rayonnement mobiles, la discrétisation dans le temps de la quantité nucléaire souhaitée est nécessaire. D1SUNED v.4.1.1 permet de définir des intervalles de temps, de la même manière que l'utilisateur définirait des intervalles spatiaux ou énergétiques dans le maillage pour comptabiliser les résultats. Désormais, l'évolution dans le temps des quantités nucléaires produites par des sources de rayonnement en mouvement peut être calculée en un seul calcul ; il n'est pas nécessaire d'effectuer plusieurs simulations modifiant la géométrie du modèle MCNP. Cette nouvelle capacité a été appliquée au transfert en fût de composants en cuve dans l'installation ITER.

Il convient de mentionner que la définition d'un univers séparé pour la source de rayonnement entraîne une conséquence naturelle : la géométrie de la source n'est pas prise en compte dans la région du domaine de transport. Cela entraîne la sous-estimation des quantités, comptées dans la région du domaine de transport, dans les zones qui seraient à l'intérieur de l'univers source si les géométries n'étaient pas indépendantes (voir la région à l'intérieur de l'univers source, c'est-à-dire l'univers du fût, de la Fig. 9 ou Fig. 12). Gardez à l'esprit que les particules sont échantillonnées dans la région du domaine de transport une fois qu'elles atteignent les limites de l'univers source, pas avant. Un maillage superposé défini dans le premier ne contiendra pas d'informations sur ce qui se passe à l'intérieur du second. Notez que cela se produit, pour un certain voxel, uniquement pendant le temps où le fût est "placé" dans ce même voxel. Ce problème est partagé par toutes les méthodologies qui séparent la géométrie source. Dans cette étude, cet effet a été atténué autant que possible en réduisant au minimum la taille de l'univers source.

De toute évidence, chaque source de rayonnement influence les résultats différemment. Cependant, cette étude a montré que tant la trajectoire de la hotte que l'orientation du composant dans la hotte sont des facteurs clés à prendre en compte. En raison du nombre élevé de pénétrations dans les murs et les dalles de l'installation ITER, la variation de ces facteurs rend certains chemins de flux plus probables que d'autres. La figure 8 montre les différentes distributions de débit de dose à l'intérieur du château pour les premiers panneaux de paroi et le bouchon du port équatorial.

Vue verticale du débit de dose (en Sv/h) pour les 3 premiers panneaux de paroi et le bouchon port équatorial. Les lignes de contour de 20 et 50 Sv/h sont indiquées.

Les cartes produites ont été comparées aux résultats précédents1 dans la mesure du possible. Des différences sont observées mais elles peuvent s'expliquer par l'utilisation de modèles MCNP différents (et beaucoup plus détaillés, comme mentionné précédemment) à la fois du Complexe Tokamak et des composants transférés.

En raison de la répartition des calculs décrite dans les sections précédentes, le calcul de la dose intégrale d'une certaine opération de fût nécessite de combiner les résultats des contributions illustrées à la Fig. 5.

A titre d'exemple, nous considérons la dose intégrale lors de l'extraction de tous les divertors, illustrée à la Fig. 9. Bien qu'il y ait 54 cassettes, elles ne sont extraites que de 3 cellules de port au niveau B1 : cellules de port #02, #08 et #14. La dose intégrale totale serait la somme du produit de la dose intégrale d'une opération de fût à partir d'une cellule à port unique et du nombre d'opérations effectuées à partir de ce même port. Dans ce cas, 18 extractions ont été considérées pour chaque cellule de port. La dose intégrale d'une opération de fût unique est la somme des contributions calculées pour cette cellule portuaire.

Carte de dose totale intégrale (en μSv) produite par l'extraction des 54 cassettes de divertor. Chacune des 18 opérations des cellules de port n° 2, n° 8 et n° 14 comprend les contributions n° 2, n° 3 et n° 4 de la figure 5. Les coins blindés de niveau B1 sont marqués.

Une analyse des résultats a montré que les contributions les plus importantes en dehors de la cellule du port sont #3 et #4. Les composants activés restant dans le vaisseau provoquent une contribution non négligeable pendant la durée d'ouverture de la porte de la cellule bâbord (c'est-à-dire la contribution #3). Selon les régions, celle-ci peut être plus pertinente que celle produite par la composante lors de son transfert (c'est-à-dire la contribution #4) ; elle ne peut être négligée et doit faire l'objet d'une étude approfondie dans toutes les cellules portuaires.

Les contributions #1 et #2 ne sont pertinentes que dans la cellule de port et négligeables ailleurs, la première étant plus faible que la seconde en dehors de la cellule de port. Pour cette raison, la contribution #1 n'a pas été prise en compte pour générer la dose intégrale d'une certaine opération de fût.

Le débit de dose produit par le composant activé lors de son transfert (contribution 4 de la Fig. 5), à toutes les positions le long de sa trajectoire la plus longue (c'est-à-dire de la cellule de port #08 à la cellule chaude), a été calculé. L'évolution temporelle du débit de dose dans l'installation a été réalisée sous format vidéo (voir le complément). Chaque image vidéo correspond au débit de dose moyenné pendant le temps de déplacement du fût de 1 m. La figure 10 montre une petite sélection des près de 200 cartes correspondant à la distance de 1 m parcourue sur les 200 m de la trajectoire de la cellule portuaire #08 à la cellule chaude. La distance parcourue par le tonneau d'une image à l'autre est de 10 m environ. Près de 200 cartes ont été calculées dans une seule simulation où 1e11 événements échantillonnés ont été considérés.

Évolution dans le temps des cartes de débit de dose (en μSv/h) produites par le transfert du fût bouchon port équatorial de la cellule port #08 vers la Cellule Chaude. La ligne noire montre le contour du débit de dose de 1 mSv/h. Les débits de dose inférieurs à 0,1 μSv/h ne sont pas représentés.

La figure 11 montre la nature complexe de l'environnement radiatif lors du transfert d'un bouchon de port équatorial et d'un premier caisson à panneaux de paroi. Il montre le débit de dose, moyenné sur les coins blindés nord-ouest (NW), nord-est (NE), sud-ouest (SW) et sud-est (SE) de B11 au niveau L1 (les coins blindés B1 sont illustrés à la Fig. 9) sur la distance parcourue par le fût.

Evolution temporelle du débit de dose, moyenné sur les coins blindés L1, pour le transfert du bouchon du port équatorial et des 3 premiers panneaux muraux sur la distance parcourue. Les positions dans la cellule portuaire, les galeries ouest, sud et est et le monte-charge et au-delà sont indiquées.

En plus d'identifier les pics de débit de dose et les positions des fûts qui leur sont associées, la Fig. 11 montre comment l'orientation du composant et la distribution de débit de dose (voir Fig. 8) qui lui est associée impactent les résultats. Par exemple, à l'angle NE, le transfert de prise de port à partir de la cellule de port #8 fournit le débit de dose le plus élevé. En effet, le premier mur du bouchon du port est orienté vers le nord une fois qu'il pénètre du côté est de la galerie ; il "pointe" vers le coin NE. En revanche, le débit de dose au coin NW est plus élevé pour le premier transfert de panneaux muraux, car le premier mur du bouchon de port est orienté vers le sud une fois qu'il sort de la cellule de port #8.

Des cartes de rayonnement des photoneutrons émis par les premiers panneaux muraux en béryllium ont été réalisées pour la première fois dans le Complexe Tokamak. Le tonneau, chargé de 3 panneaux, a été placé à différents endroits de la géométrie. La figure 12 montre un exemple du flux de photoneutrons devant le coin blindé SE, où le flux de neutrons doit être inférieur à 10 n·cm−2·s−1 pour que l'électronique critique qui y est hébergée puisse fonctionner dans des conditions de rayonnement acceptables. Des études antérieures ont porté sur le respect de cette limite pour les neutrons du plasma lors du fonctionnement de la machine10, mais les cartes des photoneutrons du béryllium lors du transfert des premiers panneaux muraux n'ont jamais été réalisées. Le flux de photoneutrons ne remet pas en cause le respect de cette limite. La figure 12 montre également la contribution des photoneutrons au débit de dose. Comme on peut le voir, elle est négligeable par rapport à la contribution des gammas de désintégration du premier fût à panneaux de paroi.

Cartes de rayonnement du premier fût de panneaux muraux devant le coin blindé sud-est L1. A gauche : flux de photoneutrons (en n·cm−2·s−1) et courbes de niveau. Centre : Débit de dose (en µSv/h) produit par la désintégration gamma. A droite : Débit de dose (en µSv/h) produit par les photoneutrons.

L'environnement radiologique dans l'installation ITER changera pendant le scénario de maintenance à distance des composants en cuve. Les opérations de hotte de transfert nécessitent l'extraction de composants hautement activés de toutes les cellules portuaires et leur mouvement à travers les galeries. À cette fin, la porte de la cellule bâbord doit s'ouvrir et le bouchon bioshield et les autres équipements doivent être retirés au préalable. Une telle configuration crée un phénomène de flux de l'intérieur du navire vers la cellule bâbord et au-delà. Par conséquent, l'environnement radiatif de chaque opération de transfert présente une forte variabilité spatiale, et toutes les opérations doivent être étudiées de manière approfondie.

L'environnement radiologique d'ITER pendant le scénario de maintenance à distance des composants en cuve a été traité selon une approche systématique concernant les opérations de transfert et les sources de rayonnement. Les contributions les plus pertinentes à l'environnement de rayonnement ont été prises en compte, certaines pour la première fois, comme celle causée par les composants restant dans le navire lorsque la porte de la cellule bâbord est ouverte.

Les géométries telles que construites et les conceptions de base de 2020 ont été prises en compte pour mettre à jour le modèle MCNP du complexe tokamak. Environ 4800 pénétrations de système dans les murs et les dalles des bâtiments ont été incluses. Des géométries simplifiées des bâtiments Auxiliaires, tels que la Cellule Chaude, le Hall d'Assemblée ou la dalle Sismique ont également été envisagées. Une description détaillée de l'environnement de la cellule de faisceau neutre et du pont haute tension, ainsi que du système d'eau de refroidissement du tokamak a été incluse.

De nouvelles capacités de D1SUNED ont été développées pour calculer, en une seule simulation, les quantités nucléaires produites lors du mouvement des sources de rayonnement. De plus, la discrétisation temporelle lors du déplacement du fût a permis de calculer l'évolution du débit de dose dans un format vidéo, particulièrement précieux pour l'optimisation de la conception. Des cartes du flux de photoneutrons des premiers panneaux muraux en béryllium ont été calculées pour la première fois, et la conformité des limites électroniques dans les coins blindés a été vérifiée.

Les travaux présentés dans cet article ont permis d'améliorer la connaissance de l'environnement radiatif d'ITER lors du scénario de maintenance à distance des composants In-Vessel. Les résultats de haute qualité produits ont été intégrés dans l'ensemble de cartes de rayonnement officielles d'ITER.

Le processus de simplification du modèle CAO du Tokamak Complex a été réalisé à l'aide de Space Claim11, tandis que la traduction CAO vers MCNP a été réalisée avec SuperMC12,13. La réduction de la variance globale14 a été utilisée dans les calculs. Le nombre d'événements pris en compte dans les simulations, tant dans la réduction de la variance que dans les cycles de production, est compris entre 1e9 et 1e11. Les erreurs statistiques, indiquées dans le matériel supplémentaire, sont inférieures à 10 % dans les régions d'intérêt, comme le recommande le MCNP. Un facteur de sécurité multiplicatif de 2 est appliqué aux résultats suivant les recommandations d'ITER Organization.

Toutes les sources de rayonnement ont été calculées avec la méthodologie D1SUNED. Des calculs d'activation ont été effectués avec le code ACAB15 pour sélectionner les voies conduisant à la formation des 99 % de radio-isotopes contribuant à au moins 99 % du débit de dose au contact16. En général, FENDL 3.1c/d17 a été utilisé pour le transport de neutrons, tandis que EAF200718 a été utilisé pour l'activation et le transport de photons.

Les deux modèles de référence ITER MCNP in-bioshield, C-Model19 et E-lite8, ont été utilisés pour enregistrer les différentes sources de rayonnement des composants In-Vessel. Le premier, pour enregistrer les sources de désintégration gamma et de photoneutrons des premiers panneaux muraux et de la cassette de divertor. Ce dernier, pour la cryopompe torique et les bouchons des orifices équatorial et supérieur. La gamme complète d'énergie gamma a été prise en compte lors du calcul du DGS.

La source de photoneutrons a été calculée en couplant une simulation neutron-photon de désintégration-photoneutron, où seuls les photons de désintégration d'énergie supérieure à 1,66 MeV (seuil de production de photoneutrons en Be) ont été considérés.

La source de rayonnement des composants activés restant dans la cuve a été calculée à l'aide de SRC-UNED7. Les informations sur les photons de désintégration ont été enregistrées dans une surface cylindrique juste derrière le bioshield (r = 1470 cm) dans le modèle E-lite et stockées dans un fichier WSSA externe. Pour capturer correctement la configuration de la machine lorsque cette source de rayonnement est pertinente (étapes 3 et 4), plusieurs modifications ont été mises en œuvre dans E-lite. L'équipement de la cellule interspace et port, ainsi que le bouchon bioshield et le bouchon port, ont été retirés de la géométrie. D1SUNED PMT, qui permet de modifier le matériau (et la densité) des cellules dans lesquelles les photons de désintégration sont transportés, a été utilisé à cette fin. Dans ce cas, l'air "remplit" toutes les cellules appartenant au bouchon de port, au bouchon de protection biologique et à l'équipement interspace et cellule de port. La production de photons ne se produit dans aucune de ces cellules.

Les informations stockées dans le fichier WSSA sont ensuite utilisées pour générer une distribution de source gamma, qui est utilisée pour échantillonner et transporter des particules dans le modèle Tokamak Complex MCNP. L'extension angulaire des distributions générées couvre une seule région de bouchon bioshield. Comme la géométrie autour de ces zones est similaire pour tous les ports du même composant lorsque les cellules sont vides, seules quatre distributions ont été calculées. Ils représentent : (i) l'extraction du bouchon du port supérieur à L2, (ii) l'extraction du bouchon du port équatorial et des premiers panneaux muraux à L1, (iii) l'extraction du divertor et (iv) l'extraction de la cryopompe torique, toutes deux à B1.

Les calculs ont été effectués dans le modèle Tokamak Complex MCNP en faisant pivoter la distribution, dans l'angle d'azimut, pour correspondre au bouchon de port où la contribution In-Vessel est calculée.

Les données et le modèle présentés sont la propriété intellectuelle de l'organisation ITER. Les données du texte principal et les informations supplémentaires seront mises à disposition sur demande raisonnable (à l'auteur correspondant) après que les destinataires ont confirmé par écrit que le but de l'obtention des données est uniquement de reproduire les résultats et après que les destinataires ont signé et renvoyé un accord de non-divulgation confirmant qu'aucune partie des données ne sera distribuée de quelque manière que ce soit.

Le code MCNP6 v.2.0 est distribué par le Radiation Safety Information Computational Center (RSICC, Oak Ridge National Laboratory) sous licence utilisateur, suivant la procédure fournie en ligne (https://mcnp.lanl.gov/mcnp_how_to_get_to_mcnp.shtml). Le code D1SUNED v.4.1.1, qui est développé par UNED, est un patch-code propriétaire pour MCNP6 v.2.0. Le code sera mis à disposition sur demande raisonnable (à l'auteur correspondant) après que les destinataires aient confirmé par écrit que le but de l'obtention du code est uniquement de reproduire les résultats et après que les destinataires aient signé et renvoyé un accord de non-divulgation confirmant qu'aucune partie du code ne sera distribuée de quelque manière que ce soit.

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Ces travaux ont été réalisés dans le cadre du Consortium EUROfusion, financé par l'Union européenne via le programme Euratom de recherche et de formation (Grant Agreement No 101052200 — EUROfusion). Les vues et opinions exprimées sont toutefois celles des auteurs uniquement et ne reflètent pas nécessairement celles de l'Union européenne ou de la Commission européenne. Ni l'Union européenne ni la Commission européenne ne peuvent en être tenues responsables. Ce travail a été réalisé dans le cadre du contrat ITER IO/20/CT/6000000345 entre l'UNED et l'organisation ITER. Nous apprécions le soutien apporté par : MINECO pour le financement du programme Juan de la Cierva-incorporación 2016 ; et le financement par I+D+i-Retos Investigación, Prj. ENE2015-70733R ; Comunidad de Madrid sous I+D en Tecnologías, Prj. TECHNOFUSION (III)-CM, S2018/EMT-4437 ; Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales (UNED) d'Espagne, projet 2022-ETSII-UNED-14 ; et l'UNED pour le financement des contrats prédoctoraux (FPI).

Les opinions exprimées dans cette publication relèvent de la seule responsabilité des auteurs et ne reflètent pas nécessairement les vues de l'organisation ITER. Ni cette institution ni aucune personne agissant en son nom n'est responsable de l'usage qui aurait pu être fait des informations contenues dans cette publication. Le contenu de ce document n'engage pas ITER Organization à être un exploitant nucléaire.

MJ Loughlin

Adresse actuelle : Oak Ridge National Laboratory, One Bethel Valley Road, Oak Ridge, TN, États-Unis

Département d'ingénierie énergétique, Université nationale d'enseignement à distance (UNED), C/ Juan del Rosal 12, 28040, Madrid, Espagne

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

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

MJ Loughlin & Y. Le Tonqueze

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PM a créé le modèle neutronique. PS a développé le code. RJ a conçu l'approche. PM et PS ont conçu l'analyse, l'ont exécutée et ont interprété les données avec le soutien de MJL et YTPM a rédigé l'article.

Correspondance à P. Martínez-Albertos.

Les auteurs ne déclarent aucun intérêt concurrent.

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Réimpressions et autorisations

Martínez-Albertos, P., Sauvan, P., Loughlin, MJ et al. Évaluation de l'environnement radiatif d'ITER lors de l'opération de télémanipulation des composants In-Vessel avec D1SUNED. Sci Rep 13, 3544 (2023). https://doi.org/10.1038/s41598-023-30534-x

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Reçu : 17 novembre 2022

Accepté : 23 février 2023

Publié: 02 mars 2023

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

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