CFETR第一壁及赤道面外包層中子輻照損傷初步分析

石 巍 曾 勤 李 衛(wèi) 陳紅麗

（中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 合肥 230027）

CFETR第一壁及赤道面外包層中子輻照損傷初步分析

石 巍 曾 勤 李 衛(wèi) 陳紅麗

（中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 合肥 230027）

中國(guó)聚變工程實(shí)驗(yàn)堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor, CFETR)的包層和偏濾器第一壁面向堆芯等離子體，第一壁輻照損傷分析對(duì)于托克馬克安全運(yùn)行至關(guān)重要。赤道面外包層較其它包層距離堆芯等離子體中心更近，其結(jié)構(gòu)材料承受中子輻照大。因此，進(jìn)行中子輻照損傷評(píng)估十分必要。基于此目的，采用計(jì)算機(jī)輔助設(shè)計(jì)(Computer Aided Design, CAD)模型和蒙特卡羅中子學(xué)建模轉(zhuǎn)換接口McCAD完成中子學(xué)建模，并用蒙特卡羅方法的粒子輸運(yùn)程序計(jì)算第一壁和氦冷固態(tài)外包層結(jié)構(gòu)材料輻照損傷。此外，對(duì)比了鈹和鎢作為面向等離子體材料兩種情況下第一壁的受損情況。計(jì)算結(jié)果表明，氦冷固態(tài)包層模型下結(jié)構(gòu)材料可以滿足CFETR一期的運(yùn)行要求。

中國(guó)聚變工程實(shí)驗(yàn)堆，第一壁，赤道面外包層，中子輻照損傷

中國(guó)聚變工程實(shí)驗(yàn)堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)是一個(gè)類似國(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)堆芯的超導(dǎo)托卡馬克聚變實(shí)驗(yàn)裝置，用于彌補(bǔ)ITER與未來(lái)聚變示范堆的技術(shù)空白。CFETR一期的主要目標(biāo)是建立一個(gè)功率為50-200 MW聚變堆，并且實(shí)現(xiàn)氚自持[1-2]。為確保一期正常運(yùn)行7-8 a的目標(biāo)，對(duì)第一壁和外包層結(jié)構(gòu)材料進(jìn)行中子輻照損傷分析顯得尤為重要。

本文基于CFETR氦冷固態(tài)包層(Helium Cooled Solid Blanket, HCSB)模型[3]下開展中子輻照損傷分析，采用蒙特卡羅中子-光子輸運(yùn)軟件MCNP對(duì)于第一壁和赤道面外包層的平均原子離位(Displacements Per Atom, DPA)和氣體濃度產(chǎn)值（氦產(chǎn)值、氫產(chǎn)值）進(jìn)行計(jì)算。……