正在研发的中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)集成设计平台包括物理设计平台和工程设计平台,工程设计平台采用模块化方式,包括磁体、真空室、偏滤器、中子学等模块。模块设计中涉及用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件来对堆内部件开展热工水力分析,CFD的热源项包括中子学计算产生的核热,而中子学分析软件(如Monte Carlo N particle transport code,MCNP)核热输出结果文件存在CFD软件无法直接读取等问题。因此,基于网格-网格插值和点-点插值法,开发了中子学与CFD核热耦合模块,提供两种途径实现高精度的三维核热耦合。使用CFX软件,以CFETR的一种氦冷陶瓷包层(Helium Cooled Ceramic Breeder blanket,HCCB)中增殖单元模块为对象,进行了热工水力分析,计算结果表明了核热耦合模块功能的可靠性。
在托卡马克实验装置中,D-T聚变反应释放出的14 Me V高能中子,与周围部件接触会引起包层材料活化、热负载过高等一系列问题,因此在包层设计和优化过程中,相关的中子学计算显得尤为重要。为了研究不同描述的中子源模型对中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)中子学计算的影响,使用基于蒙特卡罗方法的MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序来模拟中子输运过程,分别计算点源、均匀体源、基于L、H、A模约束的中子源模型对不同中子学计算的影响。结果表明,不同描述的中子源模型对氚增殖比影响较小,对中子壁负载和功率密度分布影响比较明显。
