Forschungszentrum Karlsruhe - Wissenschaftliche Berichte – FZKA 7075
Coupled Monte Carlo-Discrete Ordinates Computational Scheme
for Three-Dimensional Shielding Calculations of Large and Complex Nuclear
Facilities
Y. Chen
Abstract
Shielding calculations of advanced nuclear facilities such as
accelerator based neutron sources or fusion devices of the tokamak type are
complicated due to their complex geometries and their large dimensions,
including bulk shields of several meters thickness. While the complexity of the
geometry in the shielding calculation can be hardly handled by the discrete
ordinates method, the deep penetration of radiation through bulk shields is a
severe challenge for the Monte Carlo particle transport simulation technique.
This work proposes a dedicated computational approach for coupled Monte Carlo
– deterministic transport calculations to handle this kind of shielding
problems. The Monte Carlo technique is used to simulate the particle generation
and transport in the target region with both complex geometry and reaction
physics, and the discrete ordinates method is used to treat the deep
penetration problem in the bulk shield.
To enable the coupling of these two different computational methods, a
mapping approach has been developed for calculating the discrete ordinates
angular flux distribution from the scored data of the Monte Carlo particle
tracks crossing a specified surface. The approach has been implemented in an
interface program and validated by means of test calculations using a
simplified three-dimensional geometric model. Satisfactory agreement was
obtained for the angular fluxes calculated by the mapping approach using the
MCNP code for the Monte Carlo calculations and direct three-dimensional
discrete ordinates calculations using the TORT code.
In the next step, a complete program system has been developed for coupled
three-dimensional Monte Carlo- deterministic transport calculations by
integrating the Monte Carlo transport code MCNP, the three-dimensional discrete
ordinates code TORT and the mapping interface program. Test calculations with
two simple models have been performed to validate the program system by means
of comparison calculations using the Monte Carlo technique directly. The good
agreement of the results obtained demonstrates that the program system is
suitable to treat three-dimensional shielding problems with satisfactory
accuracy.
Finally the program system has been applied to the shielding analysis of
the accelerator based IFMIF (International Fusion Materials Irradiation
Facility) neutron source facility. In this application, the IFMIF-dedicated
Monte Carlo code McDeLicious was used for the neutron generation and transport
simulation in the target and the test cell region using a detailed geometrical
model. The neutron/photon fluxes, spectra and dose rates across the back wall
and in the access/maintenance room were calculated and are discussed. The
comparison to the results of shielding analyses conducted previously for IFMIF
on the basis of approximate methods and models shows severe discrepancies.
These are due to the poor geometry representation and the approximate treatment
of the neutron source simulation employed in those calculations. The successful
application to IFMIF thus demonstrates the suitability of the program system
for the analysis of shielding problems of large and complex nuclear facilities
based on coupled Monte Carlo – discrete ordinates calculations.
Programmsystem für gekoppelte
probabilistisch-deterministische Abschirmrechnungen von großen und komplexen
nuklearen Anlagen in dreidimensionaler Geometrie.
Zusammenfassung
Abschirmrechnungen zu
fortgeschrittenen nuklearen Anlagen, wie etwa beschleunigergetriebenen
Neutronenquellen oder Fusionsreaktoren des Tokamaktyps, sind durch deren
komplexe Geometrie und die großen Abmessungen mit Abschirmdicken von mehreren
Metern erschwert. Die komplexe Geometrie kann in deterministischen
Transportrechnungen, die auf dem Verfahren der diskreten Ordinaten
(SN-Verfahren) beruhen, nur schwer dargestellt werden. Der Strahlungstransport
durch dicke Abschirmungen stellt andererseits eine ernste Herausforderung für
das (probabilistische) Monte-Carlo-Transportverfahren dar. Zur Behandlung von
Abschirmproblemen dieser Art wird in dieser Arbeit ein dezidiertes
Rechenverfahren vorgeschlagen, das auf einer Kopplung von probabilistischen und
deterministischen Transportrechnungen beruht. Das Monte-Carlo-Verfahren wird
für die Beschreibung der Teilchenerzeugung und des Teilchentransports im
Bereich der Teilchenquelle eingesetzt, wo sowohl die Geometrie als auch die
Reaktionsphysik im allgemeinen komplexer sind, während das SN-Verfahren für die
Behandlung des Strahlungstransports durch die dicke Abschirmung genutzt wird.
Um eine Kopplung dieser beiden
Rechenverfahren zu ermöglichen, wurde ein Abbildungsverfahren entwickelt, mit
dessen Hilfe die winkelabhängigen Flussdichteverteilungen für die
SN-Transportrechnung über die Auswertung von Monte-Carlo-Trajektorien, die eine
festgelegte Fläche durchqueren, gewonnen werden. Das Verfahren wurde in ein
Schnittstellenprogramm implementiert und mittels Testrechnungen für eine
vereinfachtes dreidimensionales geometrisches Modell validiert. Es konnte eine
zufriedenstellende Übereinstimmung für die nach dem Abbildungsverfahren und dem
deterministischen SN-Verfahren berechneten winkelabhängigen Flussdichten
erreicht werden. Dabei wurde der MCNP-Code für die im Rahmen des
Abbildungsverfahrens durchgeführten Monte-Carlo-Rechnungen eingesetzt und der
TORT-Code für die deterministischen, dreidimensionalen Vergleichsrechnungen.
Im nächsten Schritt wurde ein
vollständiges Programmsystem zur Durchführung gekoppelter
probabilistisch-deterministischer Transportrechnungen entwickelt. Dieses
Programmsystem umfasst im wesentlichen den Monte-Carlo-Transport-Code MCNP, das
dreidimensionale SN-Transportprogramm TORT und das erwähnte
Schnittstellenprogramm zur Abbildung der winkelabhängigen
Flussdichteverteilungen aus den Resultaten der Monte-Carlo-Rechnung.
Testrechnungen wurden für zwei einfache Modelle durchgeführt, um das
Programmsystem anhand von Vergleichsrechnungen nach dem direkten
Monte-Carlo-Verfahren zu validieren. Die gute Übereinstimmung der dabei
erzielten Ergebnisse zeigt, dass das Programmsystem geeignet ist,
dreidimensionale Abschirmproblem mit befriedigender Genauigkeit behandeln zu
können.
Das Programmsystem wurde schließlich
zur Analyse von Abschirmproblemen der beschleunigergetriebenen
IFMIF-Neutronenquelle eingesetzt. Für diese Anwendung wurde das speziell für
IFMIF entwickelte Monte-Carlo-Programm McDeLicious zur Simulation der
Neutronenerzeugung im Target und des Neutronentransports innerhalb der
Testzelle eingesetzt. Dabei wurde ein detailliertes Geometriemodell der
IFMIF-Testzelle benutzt. Die Neutronen- u. Photonenflussdichten, Spektren und
die Dosisratenprofile wurden für die Rückwand der Testzelle sowie den
angrenzenden Handhabungsraum berechnet und diskutiert. Der Vergleich mit den
Ergebnissen von Abschirmanalysen, die bereits früher für IFMIF auf der Basis
von vereinfachten Verfahren und Modellen durchgeführt worden waren, zeigen
starke Diskrepanzen. Diese sind auf die grob vereinfachte Geometriedarstellung
sowie die sehr approximative Beschreibung der Neutronenerzeugung in jenen
Abschirmrechnungen zurückzuführen. Die erfolgreiche Anwendung für IFMIF
demonstriert somit die Eignung des entwickelten Programmsystem zur Analyse von
Abschirmproblemen großer und komplexer nuklearer Anlagen auf der Basis
gekoppelter probabilistisch-deterministischer Transportrechnungen.
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