CFETR第一壁及赤道面外包层中子辐照损伤初步分析

石 巍 曾 勤 李 卫 陈红丽

（中国科学技术大学 核科学技术学院 合肥 230027）

CFETR第一壁及赤道面外包层中子辐照损伤初步分析

石 巍 曾 勤 李 卫 陈红丽

（中国科学技术大学 核科学技术学院 合肥 230027）

中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor, CFETR)的包层和偏滤器第一壁面向堆芯等离子体，第一壁辐照损伤分析对于托克马克安全运行至关重要。赤道面外包层较其它包层距离堆芯等离子体中心更近，其结构材料承受中子辐照大。因此，进行中子辐照损伤评估十分必要。基于此目的，采用计算机辅助设计(Computer Aided Design, CAD)模型和蒙特卡罗中子学建模转换接口McCAD完成中子学建模，并用蒙特卡罗方法的粒子输运程序计算第一壁和氦冷固态外包层结构材料辐照损伤。此外，对比了铍和钨作为面向等离子体材料两种情况下第一壁的受损情况。计算结果表明，氦冷固态包层模型下结构材料可以满足CFETR一期的运行要求。

中国聚变工程实验堆，第一壁，赤道面外包层，中子辐照损伤

中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)是一个类似国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)堆芯的超导托卡马克聚变实验装置，用于弥补ITER与未来聚变示范堆的技术空白。CFETR一期的主要目标是建立一个功率为50-200 MW聚变堆，并且实现氚自持[1-2]。为确保一期正常运行7-8 a的目标，对第一壁和外包层结构材料进行中子辐照损伤分析显得尤为重要。

本文基于CFETR氦冷固态包层(Helium Cooled Solid Blanket, HCSB)模型[3]下开展中子辐照损伤分析，采用蒙特卡罗中子-光子输运软件MCNP对于第一壁和赤道面外包层的平均原子离位(Displacements Per Atom, DPA)和气体浓度产值（氦产值、氢产值）进行计算。……