Evaluation and Extension of the Monte Carlo Code Toolkit Geant4 for Fusion Nuclear Analyses of DEMO

Das Monte-Carlo-Teilchentransportprogramm Geant4 wurde ursprünglich für Hochenergie-Teilchenphysik entwickelt, aber es unterstützt mittlerweile auch den Transport von Neutronen im Energiebereich <20 MeV auf Basis von evaluierten nuklearen Wirkungsquerschnitts-Bibliotheken. Daher kommt es möglicherweise als Alternative für das Standard-Programm MCNP (Monte Carlo N-Particle) für Kernfusions-Neutronik-Berechnungen in Frage.

Diese Dissertation präsentiert die Untersuchung von Geant4 für neutronenphysikalische Analysen des DEMO Kernfusionsreaktors. Einerseits wird untersucht ob Geant4 notwendige Funktionen bereitstellt, die für Neutronik-Analysen benötigt werden, und andererseits wird die Verlässlichkeit der erzielten Ergebnisse für verschiedene wichtige Berechnungsgrößen überprüft.
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Notwendige Funktionen sind die Fähigkeit, komplexe Geometrien darzustellen und die Möglichkeit Geometrie-Beschreibungen aus der Computer Aided Design (CAD) Syntax automatisch in das interne Format des Programms konvertieren zu können. Außerdem sollen die Profile komplexer Neutronenquellen, wie das Fusionsplasma des DEMO-Reaktors, oder bei Experimenten eingesetzte Neutronengeneratoren repräsentiert werden können.

Die flexible Toolkit-Struktur von Geant4 wird genutzt um fehlende Funktionen zu programmieren. Dies beinhaltet eine Funktion für reflektierende Oberflächen, welche es ermöglicht symmetrische Geometrien vereinfacht zu repräsentieren, und eine Funktion zur Berechnung vom Teilchenfluss abgeleiteter, energieabhängiger Größen wie der Reaktionsrate.

Zur Prüfung der Verlässlichkeit wurden mehrere Benchmark-Tests eingesetzt. Zunächst wurde die grundlegende Funktion des Programms durch Berechnungen im Vergleich mit dem standardmäßig eingesetzten und gut validierten Programm MCNP getestet. Hierzu werden sehr einfache Geometrien und Neutronenquellen verwendet. Im ersten Aufbau werden Ergebnisse nach einer Material-Interaktion verglichen und beim zweiten Aufbau nach vielen Interaktionen.

Danach kommen experimentelle Benchmark-Tests aus der Shielding Integral Benchmark Archive and Database (SINBAD) zum Einsatz. Hier werden Berechnungen mit Geant4 mit den experimentellen Ergebnissen und Berechnungen mit MCNP verglichen. SINBAD stellt MCNP Eingabe-Dateien zur Verfügung, die das Experiment beschreiben, welche für Geant4 konvertiert werden. Die eingesetzten Benchmark-Tests behandeln den Neutronentransport im wichtigsten strukturellen Material Eisen, die Berechnung der Tritiumbrutrate (TBR) in einem Test-Brutblanket-Modul (TBM), und eine Abschirmungsberechnung mit kombiniertem Neutronen- und Photonentransport und Varianzreduktion.

Abschließend wird Geant4 auf eine TBR-Berechnung für ein DEMO-Reaktor-Modell mit Brutblanket des Typs Helium Cooled Pebble Bed (HCPB) angewendet. Dazu wird die Beschreibung der Fusionsplasma-Neutronenquelle, die für MCNP als Unterprogramm vorliegt, umgewandelt und validiert. Die Reaktorgeometrie wird vereinfacht durch einen 10°-Sektor dargestellt, an dessen Grenzflächen reflektierende Oberflächen angebracht sind. Die Berechnung wird außerdem mit einer bereits vorliegenden Eingabe-Datei mit MCNP durchgeführt und die Ergebnisse verglichen.

In dieser Arbeit wird gezeigt, dass Geant4 nur begrenzt auf DEMO-Designanalysen angewendet werden kann: verlässliche Ergebnisse können für den Neutronentransport und abgeleitete nukleare Größen erwartet werden, wenn diese nicht zu stark von tief eindringendem Transport abhängen. Die Benchmark-Tests zeigen Probleme in der Gamma Produktion und in der Varianzreduktion auf, welche die verlässliche Anwendung von Geant4 auf nukleare Aufheizung und Abschirmrechnungen verhindern. Jedoch haben die Neuentwicklungen im Rahmen dieser Arbeit die notwendigen Voraussetzungen für DEMO-Designanalysen geschaffen, sobald diese Probleme behoben sind. Die weiteren Fortschritte von Geant4 können mithilfe der entwickelten Benchmark-Anwendungen kontrolliert werden.

The Monte Carlo particle transport code Geant4 was originally developed for high energy particle physics. In the meantime, it has been expanded to support the transport of neutrons in the energy range below 20$\,$MeV based on evaluated nuclear cross section libraries. Therefore it is considered a potential alternative for the standard code MCNP (Monte Carlo N-Particle) for fusion neutronics applications.

This thesis presents the investigation of Geant4 for neutronics analyses of the DEMO nuclear fusion reactor. On the one hand, it is investigated if Geant4 provides the necessary functionalities for neutronics analyses and on the other hand, the reliability of the calculated results for various important physical quantities are assessed.
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Necessary functionalities are the ability to support complex geometry descriptions and the option to automatically convert geometry descriptions from the Computer Aided Design (CAD) syntax into the code-internal format. Furthermore, the code needs to be able to represent the characteristics of complex neutron sources such as the fusion plasma of the DEMO reactor or the neutron generators used in experiments.

The flexible toolkit structure of Geant4 is used to program missing functionalities. This includes a functionality to create reflecting surfaces, which allow the simplification of symmetrical geometries, and a functionality to calculate energy dependent quantities derived from the particle flux such as the reaction rate.

Several benchmarks are used to assess the reliability. Initially, the basic functioning is verified in comparison with the well-validated code MCNP, which is used as a standard in fusion neutronics. For this, very simple geometries and neutron source descriptions are used. In the first set-up, results are compared after a single material interaction and in the second set-up after multiple interactions.

Subsequently, experimental benchmarks taken from the Shielding Integral Benchmark Archive and Database (SINBAD) are used. In this part, results of calculations with Geant4 are compared with the experimental results and the results of calculations with MCNP. SINBAD provides input files for MCNP, which describe the parameters of the experiment. These are converted for Geant4. The benchmarks cover the neutron transport in the most important structural material iron, the calculation of the Tritium Breeding Ratio (TBR) in a Test Blanket Module (TBM), and a shielding calculation with combined neutron and photon transport and variance reduction.

Finally, Geant4 is applied to a TBR calculation for a DEMO reactor model with integrated tritium breeding blanket of the type Helium Cooled Pebble Bed (HCPB). For this, the description of the fusion plasma neutron source available for MCNP as a subroutine is converted and validated. The reactor geometry is represented in a simplified way by a 10° sector to whose bounding surfaces the reflecting surface functionality is applied. Despite this, the geometry description is still large and complex. The calculations are also performed with MCNP using an available input file and the results are compared.

This thesis shows that Geant4 can be applied to DEMO design analyses only in a limited way: reliable results can be expected for neutron transport and related nuclear responses, as long as they are not too affected by deep penetration transport. The benchmarks revealed issues in photon production and variance reduction, which prevent the reliable application to nuclear heating and shielding calculations. However, the developments in this thesis have created the necessary requirements to enable the application to DEMO design analyses provided these issues are resolved. Further progress of Geant4 can be monitored using the benchmark applications developed in this thesis.