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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