ˮ�����ֳ���������ѧģ��

建立起锂球壳模型,用三个不同的聚变评价中子数据库——FENDL2.1、FENDL3.0和JEFF3.2分别进行了中子输运模拟,比较了三个数据库的模拟结果.再对水冷增殖包层分别建立一维中子学模型和三维中子学模型,进行中子输运模拟.分析模拟结果表明,选择FENDL3.0作为水冷增殖包层三维中子学模拟的数据库;水冷增殖包层一维中子学模拟优先考虑柱壳模型模拟;水冷氚增殖包层的三维中子学模拟所得氚增殖率TBR能满足氚自持要求;而且外包层的TBR贡献是主要的.     

CFETR水冷陶瓷增殖剂包层中子学分析

基于中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂(WCCB)三维中子学模型,应用蒙特卡罗输运程序MCNP5和IAEA聚变评价核数据库FENDL2.1,完成了WCCB中子学性能分析。研究了在200MW、500MW、1.0GW、1.5GW聚变功率下中子壁载荷(NWL)、氚增殖率(TBR)、核热沉积以及包层材料的辐照损伤。结果显示,目前WCCB包层核分析结果满足CFETR设计要求。     

CFETR ˮ���մɰ���ʱ����ز�����Գ�������

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

CFETR 水冷陶瓷包层时间相关产氚特性初步分析

水冷陶瓷包层是中国聚变工程实验堆(CFETR)的三种候选包层概念之一。基于CFETR水冷陶瓷包层的一维中子学模型,通过蒙特卡罗输运模拟程序MCNP和活化计算程序FISPACT的耦合计算,经三维转换系数修正,分析了CFETR水冷陶瓷包层时间相关产氚特性。结果表明,当CFETR运行因子为0.5,聚变功率为200MW时,水冷陶瓷包层在运行5年、10年、20年后,氚增殖率(TBR)的降低都不显著,但是年产氚剩余量的降低很明显。此外,产氚包层内初始时刻TBR对产氚特性的影响也很大。     

ITER HCSB TBMһά����ѧ�Ż����

ITER实验包层模块(TBM)的中子学问题与系统的氚增殖、热工水力、安全等问题密切相关,因此TBM的中子学优化设计极为重要。在CHHCSBTBM设计描述报告的一维中子学计算模型的基础上,利用一维中子输运计算程序ONEDANT和配套的数据库,以功率密度和氚增殖比等参数为优化目标进行中子学优化设计,得到了更为合理的中子学设计方案。     

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li₄SiO₄固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。     

CFETR水冷陶瓷包层中子学试验模块初步设计与分析

针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析。试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量。通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择。     

CFETRˮ���մɰ�������ѧ����ģ�������������

针对中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷陶瓷增殖剂包层(WCCB)基本方案,进行了中子学试验模块初步设计与分析.试验模块由3个氚增殖区、2个中子倍增区、3个冷却板以及第一壁、钨保护层、背板组成,并在试验模块中放置碳酸锂探测器进行氚测量.通过MCNP输运程序和IAEA发布的聚变评价核数据库FENDEL-2.1对试验模块中子学性能进行评估,获得了试验模块各区域的中子能谱以及氚产生率(TPR)值;各个区域中子径向通量以及由中子能谱所得到的边缘效应,表明内部区域能谱最能代表原包层的中子能谱;加反射层能提高试验模块的TPR值,综合考虑能谱,TPR以及经济等因素,加钢反射层是较好的选择.     

ITER ƫ�������Ѷ�̽�����������ƽ�չ

基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。     

具有3×3子模块结构的中国HCSBTBM的三维中子学计算

采用三维中子学程序MCNP及FENDL2．0数据库,对具有3×3子模块结构的中国氦冷固体增殖剂（HCSB）的氚增殖包层模块（TBM）进行了三维中子学计算。计算条件是:壁负载因子是0．78MW／m^2、运行因子是22％。计算得到的TBM氚增殖比（TBR）是 0.907、总氚产生率是0．0175g／d、最大功率密度9．27MW／m^2及总功率沉积0．422MW／m^3。By using three-dimension MCNP code and FENDL2.0 data library, the neutronics calculation for a HCSB （Helium Cooling Solid Breeder） TBM （Test Blanket Module） with 3 × 3 sub-modules has been performed. Under neutron wall loading of 0.78 MW/m^2 and duty factor of 22%, it is given for the tritium breeding ratio （TBR） of 0. 907, total tritium generation rate of 0.0175 g/d, peak power density of 9.27 MW/m^3 and total power deposiit of 0.422MW/m^3.     

Calculations of the 3-D neutronics for CH HCSB TBM with 3×3 sub-modules

Using three dimension MCNP code and FENDL2.0 data library, neutronics calculation for a HCSB (helium cooling solid breeder ) TBM ( test blanket module ) with 3×3 sub-modules has been performed. Local tritium breeding ratio (TBR) of 0.907, total tritium generation rate of 0.0175 g•d^-1, peak power density of 9.27MW•m^-3  and total power deposit of 0.422MW•m^-3 are obtained under neutron wall loading of 0.78MW•m^-2 and duty factor of 22%.     

Calculations of the 3-D neutronics for CH HCSB TBM with 3×3 sub-modules

Using three dimension MCNP code and FENDL2.0 data library, neutronics calculation for a HCSB (helium cooling solid breeder) TBM (test blanket module) with 3×3 sub-modules has been performed. Local tritium breeding ratio (TBR) of 0.907, total tritium generation rate of 0.0175g·d-1, peak power density of 9.27MW·m-3 and total power deposit of 0.422MW·m-3 are obtained under neutron wall loading of 0.78MW·m-2 and duty factor of 22%.     

均匀化模型对CFETR氦冷包层中子学影响研究

在CFETR氦冷固态包层及球床结构的最新概念设计方案中,基于均匀化模型、仅球床均匀化模型与高保真模型分别进行了中子学计算分析.研究了结构均匀化及球床空间自屏效应对包层中子学影响以及小球尺寸对氚增殖比的影响.结果表明,(1)结构均匀化模型对氦冷包层中子学影响较小;(2)随着小球直径的减少,球床空间自屏效应堆氚增殖比的影响...     

紧凑型托卡马克聚变实验堆包层设计及中子学分析

利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,对紧凑型托卡马克(CT)聚变实验堆方案进行了三维中子学计算分析,特别是氚增殖比(TBR)计算。包层采用了氦冷固态包层(HCCB Blanket)概念,选用正硅酸锂(Li₄SiO₄)作为氚增殖剂,铍作为中子倍增剂,低活化铁素体钢为结构材料。给出了不同增殖单元在不同的排列方式下,TBR 随增殖单元厚度的变化情况,得到了满足氚自持条件下的初步优化的包层设计方案,给出了相关中子壁负载、能量沉积和功率密度的相关特性结果,为后续热工水力和相关设计分析提供了数据支持。     

������п���˾۱�ʵ��Ѱ�����Ƽ�����ѧ����

Using Monte Carlo particle transport code MCNP, the 3D neutronics analysis as well as TBR calculation for high power compact tokamak (CT) test reactor were done. The structure design for helium cooling ceramic breeder (HCCB) blanket was carried out with Li₄SiO₄, Be and the low activated ferrite steel as the tritium breeder, neutron multiplier and structural material respectively. The variation of TBR vs the breeding unit thickness was simulated, under different breeding unit with different structure arrangement. The preliminary optimum design of blanket with tritium self-sufficiency was obtained. The related characteristics of neutron wall loading, energy deposit and power density was given, as supplies data support for the thermal hydraulics and related design and analysis in next step.     

�۱�-�ѱ��϶������ӱ��������ѧ������������

采用球形托卡马克(ST)等离子体位形,对氦冷嬗变包层、钠冷嬗变包层、氟锂铍(FLiBe)熔盐冷嬗变包层三种嬗变包层中子学方案进行了初步计算分析,并就各自的中子学特性进行了比较.结果表明,从嬗变长寿命放射性锕系核素237Np的角度考量,FLiBe冷却嬗变包层的嬗变性能最优.对氦冷嬗变包层的计算结果表明,通过改变初装料时237Np在次锕系元素中的成分比例,可使包层在比较长的运行时间(9.62年)内,保持稳定有效增殖系数、稳定功率、稳定产氚率.