El Barcelona Supercomputing Centre – Centre Nacional de Supercomputació (BSC, https://www.bsc.es/es) coordina FusionCAT, una iniciativa que reuneix set institucions catalanes per col·laborar en el camp de la investigació i el desenvolupament de tecnologies d’energia de fusió. El BSC també participa en els tres projectes tècnics de la iniciativa: Projecte 1 “Cap al modelatge integrat complet d’un reactor de fusió”, Projecte 2 “Neutrónica, producció de Triti i cicle operacional del combustible” i Projecte 3 “Estudi del reactor de fusió”. Aquest article es centra en el modelat neutrònic en el marc del Projecte 2.
Els futurs reactors de fusió per a la producció d’energia, com DEMO, es basen en la producció massiva de neutrons del plasma. Això inclou el seu impacte i efectes en el mantell fèrtil per multiplicar la producció de neutrons i sostenir així el cicle del combustible. Per aconseguir una producció energètica eficient cal entendre i optimitzar el cicle del combustible, per aquest motiu el segon projecte dins de FusionCAT està orientat a l’anàlisi de la interacció entre els neutrons i els components del reactor. En aquest projecte, la primera tasca involucra el desenvolupament d’un model determinista de transport de neutrons d’alta fidelitat anomenat NEUTRO.
El model es basa en l’equació estacionària de transport de Boltzmann que considera l’energia de la partícula, el seu angle sòlid (direcció de desplaçament) i la posició, el flux (que depèn de la posició, l’angle sòlid i l’energia), i les seccions eficaces macroscòpiques totals de captura i dispersió elàstica. El domini espacial es discretitza fent servir el mètode d’elements finits. Aquesta decisió va permetre que NEUTRO es desenvolupés dins d’Alya, un sistema paral·lel multifísic d’elements finits creat a BSC (https://www.bsc.es/es/research-development/research-areas/engineering-simulations/alya-high- performance-computational). Alya està dissenyat per resoldre diferents fenòmens físics de forma acoblada a supercomputadors a gran escala, aconseguint alts estàndards de paral·lelisme i escalabilitat amb models físics codificats i compilats de forma independent en mòduls separats.
L’aproximació multigrup es fa servir per discretitzar l’espectre d’energia. Es divideix en un nombre donat d’intervals, cadascun dels quals es considera que té una energia mitjana i una secció eficaç constant dins el rang cobert pel grup. L’espai de fase també s’ha de discretitzar per tenir un nombre finit d’adreces on les partícules es poden desplaçar. Això s’aconsegueix amb el Mètode de les Ordenades Discretes o Sn, definint un conjunt d’adreces, cadascuna amb un pes relatiu sobre una porció angular que es pot representar com a punts en una esfera de ràdio unitari. Finalment, l’anisotropia del material del medi de dispersió es considera utilitzant expressions per als harmònics esfèrics amb base real. Actualment, el model pot considerar condicions de contorn de buit (els neutrons escapen del material), de superfície reflectant (els neutrons es reflecteixen especularment en la direcció disponible més propera) i de font (s’aplica una font de neutrons isotròpica al contorn). El domini pot estar format per múltiples materials compostos per diversos constituents cadascun.
Figura 1. Esquerra: aproximació multigrup de la secció eficaç total macroscòpica per a alumini 27. Dreta: exemple del mètode d’ordenades discretes.
Les dades d’entrada necessàries per a cada simulació de NEUTRO (per exemple, les seccions eficaces de captura i dispersió elàstica) es construeixen a partir de fitxers de dades nuclears avaluades (ENDF, per la seva sigla en anglès) disponibles públicament utilitzant el programari de codi obert NJOY (http://www.njoy21.io). Les darreres validacions de NEUTRO es van fer seleccionant alguns casos de SINBAD (Shielding Integral Benchmark Archive Database), un projecte conjunt del Banc de Dades de l’OCDE/NEA (Organization for Economic Cooperation and Development, Nuclear Energy Agency Data Bank) i ORNL/RSICC (Oak Ridge National Laboratory, Radiation Safety Information Computational Centre). El seu objectiu principal era establir una base de dades que contingués conjunts de dades de dosimetria i blindatge contra la radiació relatives a experiments rellevants per al blindatge de reactors, la neutrònica de mantells fèrtils de fusió i el blindatge d’acceleradors. Els assajos escollits van utilitzar esferes buides de diverses mides i diferents materials, amb una font de neutrons de Deuteri-Tritio (DT) al centre, estudiant l’espectre d’escapament de neutrons a la superfície exterior de l’esfera. Es van realitzar simulacions tant en capes 2D com en estrats i esferes 3D per ferro, níquel, alumini, tungstè, manganès i silici, entre d’altres. Els resultats d’espectres d’escapament calculats amb NEUTRO tenen un bon acord amb els resultats experimentals, encara que hi ha algunes desviacions. Es va publicar part dels resultats obtinguts en un article a la revista Fusion Engineering and Design el 2021 (https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2021.112497).
Figura 2. Resultats de NEUTRO per a l’espectre d’escapament comparats amb mesuraments experimentals de SINBAD. Esquerra: estrat 3D de manganès. Dreta: estrat 3D de silici.
Actualment s’està treballant en ajustaments i millores de NEUTRO per realitzar noves validacions de la variació del flux de neutrons a través de l’espessor dels dominis a més d’incloure la possibilitat de calcular la producció de calor i triti provocada per la interacció dels neutrons amb els materials a la primera paret d’un reactor i els mantells fèrtils. Aquestes validacions inclouen comparar els nostres resultats amb els obtinguts per altres codis, com el codi Monte Carlo MCNP. A més, tot i que NEUTRO forma part d’Alya, es requereix treball addicional per acoblar-lo a altres mòduls d’Alya, com el de termohidràulica.
El projecte FusionCAT amb número d’expedient 001-P-001722 ha estat cofinançat en un 50% amb 1.960.963,66€ pel Fons Europeu de Desenvolupament Regional de la Unió Europea en el marc del Programa Operatiu FEDER de Catalunya 2014-2020, amb el suport de la Generalitat de Catalunya.