Documenti sottoposti a revisione paritaria sull'analisi e l'applicazione presso ITER: mappe di radiazione durante il movimento del divertore attivato nell'edificio ITER, l'uso di MCAM nella creazione di un modello neutronico 3D dell'edificio ITER e analisi di schermatura per i connettori bio-scudo TCP e IVVS. Pubblicato in Ingegneria e progettazione della fusione.
Riferimenti
- Assessment of radiation maps during activated divertor moving in the ITER building[J]. Fusion Engineering and Design, 2011, 86(9–11): 2087–2091. DOI:10.1016/j.fusengdes.2011.01.089
- Zeng Q, Wang G, Dang T, et al. Use of MCAM in creating 3D neutronics model for ITER building[J]. Fusion Engineering and Design, 2012, 87(7–8): 1273–1276. DOI:10.1016/j.fusengdes.2012.02.119
- Shielding analysis for TCP and IVVS bio-shield plugs of ITER[J]. Fusion Engineering and Design, 2020, 153: 111478. DOI:10.1016/j.fusengdes.2020.111478
Pubblicazioni
Assessment of radiation maps during activated divertor moving in the ITER building
Valutazione delle mappe di radiazione durante lo spostamento del divertore attivato nell'edificio ITER
Assessment of radiation maps during activated divertor moving in the ITER building[J]. Fusion Engineering and Design, 2011, 86(9–11): 2087–2091.
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Use of MCAM in creating 3D neutronics model for ITER building
Utilizzo di MCAM nella creazione di un modello neutronico 3D per la costruzione di ITER
Zeng Q, Wang G, Dang T, et al. Use of MCAM in creating 3D neutronics model for ITER building[J]. Fusion Engineering and Design, 2012, 87(7–8): 1273–1276.
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Shielding analysis for TCP and IVVS bio-shield plugs of ITER
Analisi di schermatura per connettori bioschermati TCP e IVVS di ITER
Shielding analysis for TCP and IVVS bio-shield plugs of ITER[J]. Fusion Engineering and Design, 2020, 153: 111478.
Abstract
Il modello di neutronica ITER (complesso Tokamak) continua a evolversi e ogni sviluppo richiede un'analisi completa del trasporto per la verifica e la convalida. I tappi bio-scudi del complesso tokamak sono le principali barriere schermanti tra il tokamak e le celle della porta. Pertanto, l'analisi della schermatura e l'ottimizzazione dei connettori bioschermati fanno parte dei fattori chiave per la licenza di ITER. In questo lavoro, è stata condotta la valutazione delle prestazioni di due connettori bio-scudo progettati: cella n. 3 con porta IVVS e cella n. 4 con porta TCP nel livello B1. L'analisi del calcolo del trasporto di neutroni sui nuovi progetti (progetti generici) ha mostrato un flusso di neutroni totale di 1,71 × 106 n/cm2/s e 2,86 × 105 n/cm2/s rispettivamente in una cella di conteggio specifica dietro il tappo bio-scudo IVVS e TCP. La distribuzione spaziale dei neutroni dietro il bios-shield plug (port cell) ha mostrato un significativo miglioramento della schermatura rispetto al design originale del bio-shield IVVS e TCP. È stato proposto un ulteriore schema di schermatura ottimizzato iterativo per ridurre il flusso totale di neutroni da 1,71 × 106 a 8,8 × 104 n/cm2/s e da 2,86 × 105 a 6,4 × 104 n/cm2/s per la rispettiva cella di conteggio dietro i connettori di bioschermatura IVVS e TCP.