El Barcelona Supercomputing Centre – Centro Nacional de Supercomputación (BSC, https://www.bsc.es/es) coordina FusionCAT, una iniciativa que reúne a siete instituciones catalanas para colaborar en el campo de la investigación y el desarrollo de tecnologías de energía de fusión. El BSC también participa en los tres proyectos técnicos de la iniciativa: Proyecto 1 “Hacia el modelado integrado completo de un reactor de fusión”, Proyecto 2 “Neutrónica, producción de Tritio y ciclo operacional del combustible” y Proyecto 3 “Estudio del reactor de fusión”. El presente artículo se centra en el modelado neutrónico en el marco del Proyecto 2.
Los futuros reactores de fusión para la producción de energía, como DEMO, se basan en la producción masiva de neutrones del plasma. Esto incluye su impacto y efectos en el manto fértil para multiplicar la producción de neutrones y sostener así el ciclo del combustible. Para conseguir una producción energética eficiente es necesario entender y optimizar el ciclo del combustible, por lo que el segundo proyecto dentro de FusionCAT está orientado al análisis de la interacción entre los neutrones y los componentes del reactor. En este proyecto, la primera tarea involucra el desarrollo de un modelo determinístico de transporte de neutrones de alta fidelidad llamado NEUTRO.
El modelo se basa en la ecuación estacionaria de transporte de Boltzmann que considera la energía de la partícula, su ángulo sólido (dirección de desplazamiento) y posición, el flujo (que depende de la posición, el ángulo sólido y la energía), y las secciones eficaces macroscópicas totales de captura y dispersión elástica. El dominio espacial se discretiza utilizando el método de elementos finitos. Esta decisión permitió que NEUTRO se desarrollara dentro de Alya, un sistema paralelo multifísico de elementos finitos creado en BSC (https://www.bsc.es/es/research-development/research-areas/engineering-simulations/alya-high-performance-computational). Alya está diseñado para resolver diferentes fenómenos físicos de forma acoplada en supercomputadoras a gran escala, logrando altos estándares de paralelismo y escalabilidad con modelos físicos codificados y compilados de forma independiente en módulos separados.
La aproximación multigrupo se utiliza para discretizar el espectro de energía. Se divide en un número dado de intervalos, cada uno de los cuales se considera que tiene una energía promedio y una sección eficaz constante dentro del rango cubierto por el grupo. El espacio de fase también debe discretizarse para tener un número finito de direcciones en las que las partículas pueden desplazarse. Esto se logra con el Método de las Ordenadas Discretas o Sn, definiendo un conjunto de direcciones, cada una con un peso relativo sobre una porción angular que puede representarse como puntos en una esfera de radio unitario. Por último, la anisotropía del material del medio de dispersión se considera utilizando expresiones para los armónicos esféricos con base real. Actualmente, el modelo puede considerar condiciones de contorno de vacío (los neutrones escapan del material), de superficie reflectante (los neutrones se reflejan especularmente en la dirección disponible más cercana) y de fuente (se aplica una fuente de neutrones isotrópica en el contorno). El dominio puede estar formado por múltiples materiales compuestos por varios constituyentes cada uno.
Figura 1. Izquierda: aproximación multigrupo de la sección eficaz total macroscópica para aluminio 27. Derecha: ejemplo del método de ordenadas discretas.
Los datos de entrada necesarios para cada simulación de NEUTRO (por ejemplo, las secciones eficaces de captura y dispersión elástica) se construyen a partir de archivos de datos nucleares evaluados (ENDF, por su sigla en inglés) disponibles públicamente utilizando el software de código abierto NJOY (http://www.njoy21.io). Las últimas validaciones de NEUTRO se realizaron seleccionando algunos casos de SINBAD (Shielding Integral Benchmark Archive Database), un proyecto conjunto del Banco de Datos de la OCDE/NEA (Organization for Economic Cooperation and Development, Nuclear Energy Agency Data Bank) y ORNL/RSICC (Oak Ridge National Laboratory, Radiation Safety Information Computational Centre). Su objetivo principal era establecer una base de datos que contuviera conjuntos de datos de dosimetría y blindaje contra la radiación relativos a experimentos relevantes para el blindaje de reactores, la neutrónica de mantos fértiles de fusión y el blindaje de aceleradores. Los ensayos elegidos utilizaron esferas huecas de diversos tamaños y diferentes materiales, con una fuente de neutrones de Deuterio-Tritio (DT) en el centro, estudiando el espectro de escape de neutrones en la superficie exterior de la esfera. Se realizaron simulaciones tanto en capas 2D como en estratos y esferas 3D para hierro, níquel, aluminio, tungsteno, manganeso y silicio, entre otros. Los resultados de espectros de escape calculados con NEUTRO tienen buen acuerdo con los resultados experimentales, aunque existen algunas desviaciones. Se publicó parte de los resultados obtenidos en un artículo en la revista Fusion Engineering and Design en 2021 (https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2021.112497).
Figura 2. Resultados de NEUTRO para el espectro de escape comparados con mediciones experimentales de SINBAD. Izquierda: estrato 3D de manganeso. Derecha: estrato 3D de silicio.
Actualmente se está trabajando en ajustes y mejoras de NEUTRO para realizar nuevas validaciones de la variación del flujo de neutrones a través del espesor de los dominios además de incluir la posibilidad de calcular la producción de calor y tritio provocada por la interacción de los neutrones con los materiales en la primera pared de un reactor y los mantos fértiles. Estas validaciones incluyen comparar nuestros resultados con los obtenidos por otros códigos, como el código Monte Carlo MCNP. Además, a pesar de que NEUTRO forma parte de Alya, se requiere trabajo adicional para acoplarlo a otros módulos de Alya, como el de termo hidráulica.
El proyecto FusionCAT con número de expediente 001-P-001722 ha sido cofinanciado en un 50% con 1.960.963,66€ por el Fondo Europeo de Desarrollo Regional de la Unión Europea en el marco del Programa Operativo FEDER de Cataluña 2014-2020, con el soporte de la Generalitat de Cataluña.