현재 핵융합의 실증을 위해 KSTAR, ITER와 같은 메가와트급 핵융합로가 지속해서 연구 및 개발 중이다. 완공 이후, 초당 개 이상의 중성자를 방출하는 플라즈마가 짧게는 수 초에서 수개월 동안 유지된다. 이러한 운전 상황에서 핵융합로 내부의 방사선 환경은 일차적으로 플라즈마에서 방출되는 중성자에 의해 만들어지며, 이차적으로 중성자에 의해 방사화된 구조물들이 안정화 상태로 돌아가는 붕괴 ...
현재 핵융합의 실증을 위해 KSTAR, ITER와 같은 메가와트급 핵융합로가 지속해서 연구 및 개발 중이다. 완공 이후, 초당 개 이상의 중성자를 방출하는 플라즈마가 짧게는 수 초에서 수개월 동안 유지된다. 이러한 운전 상황에서 핵융합로 내부의 방사선 환경은 일차적으로 플라즈마에서 방출되는 중성자에 의해 만들어지며, 이차적으로 중성자에 의해 방사화된 구조물들이 안정화 상태로 돌아가는 붕괴 감마선에 의해 만들어진다. 이러한 복합적인 방사선 환경은 운전 중 플라즈마와 핵융합로의 정상 작동을 확인하기 위해 설치된 진단 장비들의 성능 저하 및 오작동을 일으키며, 핵융합로 정지 이후에도 유지보수를 위한 작업자들의 출입을 불가능하게 만든다. 따라서 핵융합로의 진단 장비들의 적절한 내 방사선 설계와 정지 이후 작업자들의 안전한 작업 환경 및 효율적인 유지보수를 위해서 핵융합 시스템의 방사선 환경에 대한 면밀한 파악이 요구된다. 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNP를 통해 이러한 핵융합 시스템을 모델링하여 운전되는 동안 진단 장비들이 받는 선량에 대한 계산을 수행하였으며, R2S 방법론을 적용하여 방사화된 구조물에 의해 방출되는 감마 선원을 도출하여, 원자로 정지 이후 핵융합로 내의 방사선 환경을 계산하였다. 본 연구의 결과를 통해 핵융합로 정지 이후 작업자의 출입이 가능한 지점 및 시점을 도출하였다. 원자로 정지 이후 DSM의 방사화로 인해 진단 장비들이 위치하여 작업자의 출입이 잦을 것으로 판단되는 port plug 내부에서 상대적으로 높은 선량을 확인하였다. 보수적인 가정에도 불구하고 ITER의 권고인 초 이후에도 port plug 내에서는 선량한도를 초과하여 접근할 수 없을 것으로 판단되며, 진입을 위해서는 약 110일 이상의 냉각 시간이 필요할 것으로 생각된다. 본 연구의 보수적인 모델링은 실제 핵융합로 모델에 많은 가정이 더해져 계산 결과에 큰 차이는 있을 수 있지만, 이례적인 중성자 선원을 사용하는 시설이라는 점과 지속된 운전을 통한 방사화의 누적을 고려한다면 선량을 저감화시키기 위한 추가적인 차폐는 충분히 고려해볼 만한 사항이라 생각한다. 핵융합로의 복잡한 구조를 고려하여 가장 최소한의 변화를 통한 차폐의 가능성을 확인해보았다. 그 결과 매우 효율적인 저감화 방안은 아니었지만, 충분히 선량을 저감화시킬 가능성을 보였다. 시스템 내의 다양한 component에 대한 방사화 계산 또한 수행되었으며, 구조물 대부분을 차지하고 있는 stainless steel의 영향으로 인해 생성된 장 반감기의 Co 핵종과 Fe 핵종으로 인한 높은 방사능을 확인하였다.
현재 핵융합의 실증을 위해 KSTAR, ITER와 같은 메가와트급 핵융합로가 지속해서 연구 및 개발 중이다. 완공 이후, 초당 개 이상의 중성자를 방출하는 플라즈마가 짧게는 수 초에서 수개월 동안 유지된다. 이러한 운전 상황에서 핵융합로 내부의 방사선 환경은 일차적으로 플라즈마에서 방출되는 중성자에 의해 만들어지며, 이차적으로 중성자에 의해 방사화된 구조물들이 안정화 상태로 돌아가는 붕괴 감마선에 의해 만들어진다. 이러한 복합적인 방사선 환경은 운전 중 플라즈마와 핵융합로의 정상 작동을 확인하기 위해 설치된 진단 장비들의 성능 저하 및 오작동을 일으키며, 핵융합로 정지 이후에도 유지보수를 위한 작업자들의 출입을 불가능하게 만든다. 따라서 핵융합로의 진단 장비들의 적절한 내 방사선 설계와 정지 이후 작업자들의 안전한 작업 환경 및 효율적인 유지보수를 위해서 핵융합 시스템의 방사선 환경에 대한 면밀한 파악이 요구된다. 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNP를 통해 이러한 핵융합 시스템을 모델링하여 운전되는 동안 진단 장비들이 받는 선량에 대한 계산을 수행하였으며, R2S 방법론을 적용하여 방사화된 구조물에 의해 방출되는 감마 선원을 도출하여, 원자로 정지 이후 핵융합로 내의 방사선 환경을 계산하였다. 본 연구의 결과를 통해 핵융합로 정지 이후 작업자의 출입이 가능한 지점 및 시점을 도출하였다. 원자로 정지 이후 DSM의 방사화로 인해 진단 장비들이 위치하여 작업자의 출입이 잦을 것으로 판단되는 port plug 내부에서 상대적으로 높은 선량을 확인하였다. 보수적인 가정에도 불구하고 ITER의 권고인 초 이후에도 port plug 내에서는 선량한도를 초과하여 접근할 수 없을 것으로 판단되며, 진입을 위해서는 약 110일 이상의 냉각 시간이 필요할 것으로 생각된다. 본 연구의 보수적인 모델링은 실제 핵융합로 모델에 많은 가정이 더해져 계산 결과에 큰 차이는 있을 수 있지만, 이례적인 중성자 선원을 사용하는 시설이라는 점과 지속된 운전을 통한 방사화의 누적을 고려한다면 선량을 저감화시키기 위한 추가적인 차폐는 충분히 고려해볼 만한 사항이라 생각한다. 핵융합로의 복잡한 구조를 고려하여 가장 최소한의 변화를 통한 차폐의 가능성을 확인해보았다. 그 결과 매우 효율적인 저감화 방안은 아니었지만, 충분히 선량을 저감화시킬 가능성을 보였다. 시스템 내의 다양한 component에 대한 방사화 계산 또한 수행되었으며, 구조물 대부분을 차지하고 있는 stainless steel의 영향으로 인해 생성된 장 반감기의 Co 핵종과 Fe 핵종으로 인한 높은 방사능을 확인하였다.
Currently, megawatt nuclear fusion reactors such as KSTAR and ITER are under research and development for the demonstration of nuclear fusion. After completion, plasma emitting more than neutrons per second is last for a few seconds to several months. In this operating situation, the radiation envir...
Currently, megawatt nuclear fusion reactors such as KSTAR and ITER are under research and development for the demonstration of nuclear fusion. After completion, plasma emitting more than neutrons per second is last for a few seconds to several months. In this operating situation, the radiation environment inside the fusion reactor is created by the neutrons emitted from the plasma first, and secondly, by the collapsing gamma rays, which are activated by the neutrons to return to the stabilized state. This complex radiation environment causes the performance degradation and malfunction of the diagnostic equipment installed to check the normal operation of the plasma and fusion reactor during operation, and makes it impossible for workers to carry out maintenance work even after shutdown. Therefore, a detailed understanding of the radiation environment of the fusion system is required for the safe working environment and efficient maintenance of the workers after proper radiation design and stop of the diagnostic equipment of the fusion reactor. In this study, the dose of the diagnostic equipment was calculated during the operation of the nuclear fusion system through the MCNP, which is a Monte Carlo code. The R2S methodology was applied to derive the gamma source emitted by the activated structure, After shutdown, the radiation environment in the fusion reactor was calculated. From the results of this study, the time and the location where the worker can enter after shutdown has been derived. After the reactor shutdown, diagnostic equipment was located due to the activation of DSM, and relatively high doses were confirmed in the port plug, which is considered to be frequently accessed by workers. Despite conservative assumptions, it seems that even after the recommendation period of ITER, the port plug can not be accessed beyond the limit, and the cooling time of about 110 days or more is considered necessary to enter. Conservative modeling of this study may have a large difference in calculation results due to the fact that many assumptions are added to the actual fusion model. However, considering that the facility is using an unusual neutron source and the accumulation of activation through continuous operation is considered, additional shielding to reduce dose is desirable. We considered the possibility of shielding through the least change considering the complex structure of the fusion reactor. As a result, it was not a very effective mitigation measure, but it showed the possibility of reducing dose sufficiently. Radiation calculations for various components in the system have also been performed and confirmed high radioactivity due to the long half-life Co and Fe nuclides generated by the influence of stainless steel, which occupies most of the structure.
Currently, megawatt nuclear fusion reactors such as KSTAR and ITER are under research and development for the demonstration of nuclear fusion. After completion, plasma emitting more than neutrons per second is last for a few seconds to several months. In this operating situation, the radiation environment inside the fusion reactor is created by the neutrons emitted from the plasma first, and secondly, by the collapsing gamma rays, which are activated by the neutrons to return to the stabilized state. This complex radiation environment causes the performance degradation and malfunction of the diagnostic equipment installed to check the normal operation of the plasma and fusion reactor during operation, and makes it impossible for workers to carry out maintenance work even after shutdown. Therefore, a detailed understanding of the radiation environment of the fusion system is required for the safe working environment and efficient maintenance of the workers after proper radiation design and stop of the diagnostic equipment of the fusion reactor. In this study, the dose of the diagnostic equipment was calculated during the operation of the nuclear fusion system through the MCNP, which is a Monte Carlo code. The R2S methodology was applied to derive the gamma source emitted by the activated structure, After shutdown, the radiation environment in the fusion reactor was calculated. From the results of this study, the time and the location where the worker can enter after shutdown has been derived. After the reactor shutdown, diagnostic equipment was located due to the activation of DSM, and relatively high doses were confirmed in the port plug, which is considered to be frequently accessed by workers. Despite conservative assumptions, it seems that even after the recommendation period of ITER, the port plug can not be accessed beyond the limit, and the cooling time of about 110 days or more is considered necessary to enter. Conservative modeling of this study may have a large difference in calculation results due to the fact that many assumptions are added to the actual fusion model. However, considering that the facility is using an unusual neutron source and the accumulation of activation through continuous operation is considered, additional shielding to reduce dose is desirable. We considered the possibility of shielding through the least change considering the complex structure of the fusion reactor. As a result, it was not a very effective mitigation measure, but it showed the possibility of reducing dose sufficiently. Radiation calculations for various components in the system have also been performed and confirmed high radioactivity due to the long half-life Co and Fe nuclides generated by the influence of stainless steel, which occupies most of the structure.
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