石 巍 曾 勤 李 衛(wèi) 陳紅麗

（中國科學(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

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

中國聚變工程實驗堆(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于托克馬克安全運行至關(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)行中子輻照損傷評估十分必要?；诖四康?，采用計算機(jī)輔助設(shè)計(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程序計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一期的運行要求。

中國聚變工程實驗堆，第一壁，赤道面外包層，中子輻照損傷

中國聚變工程實驗堆(Chinese Fusion Engineering Test Reactor, CFETR)是一個類似國際熱核聚變實驗堆(International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER)堆芯的超導(dǎo)托卡馬克聚變實驗裝置，用于彌補(bǔ)ITER與未來聚變示范堆的技術(shù)空白。CFETR一期的主要目標(biāo)是建立一個功率為50-200 MW聚變堆，并且實現(xiàn)氚自持[1-2]。為確保一期正常運行7-8 a的目標(biāo)，對第一壁和外包層結(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-光子輸運軟件MCNP對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)行計算。

1 計算模型

1.1 包層模型

如圖1所示，包層按照極向可劃分為15個模塊，其中12號包層位于赤道面平面上。

圖1 CFETR模型Fig.1 Configuration of CFETR.

圖2為氦冷固態(tài)包層模型，其結(jié)構(gòu)材料主要由第一壁(First Wall, FW)、加強(qiáng)板(Stiffening Plate, SP)、冷卻板(Cooling Plate, CP)、蓋板(Cap)和背板(Back Plate, BP)構(gòu)成。第一壁為U型鋼板，其前壁涂有一層涂層(Armor)且面向堆芯等離子體。第一壁之后，7個等間距垂直于第一壁排列的加強(qiáng)板，用于加固包層結(jié)構(gòu)并且將增殖區(qū)和冷卻板沿極向方向分為8層。每一層中Be和Li4SiO4交替排列且由U型冷卻板分隔開。蓋板位于包層頂、底兩側(cè)。6塊背板平行排列，置于包層背向等離子體一側(cè)。氦冷固態(tài)包層模型結(jié)構(gòu)材料主要尺寸及材料成分見表1[4]。

圖2 氦冷固態(tài)包層結(jié)構(gòu)模型Fig.2 HCSB model structure.

表1 氦冷固態(tài)包層模型結(jié)構(gòu)材料成分Table1 Structure material composition of HCSB module.

包層第一壁厚28 mm，成分為低活化馬氏體鋼（RAFM鋼），其面向等離子體一側(cè)涂有2 mm厚涂層，用于保護(hù)作用[5]。由于鎢具有高熱導(dǎo)率、高熔點、低濺射率等優(yōu)點，鈹有低原子序數(shù)、對等離子體污染小、截面小等優(yōu)點，因此，鎢、鈹被認(rèn)為是聚變反應(yīng)堆面向等離子體材料的兩種最佳候選材料[6-7]。

1.2 偏濾器模型

偏濾器簡化模型由基座和它的第一壁（內(nèi)靶板第一壁、外靶板第一壁、穹頂?shù)谝槐冢?gòu)成。偏濾器第一壁由monoblock結(jié)構(gòu)拼接而成，如圖3所示。monoblock結(jié)構(gòu)為鎢材料，內(nèi)部插有直徑10 mm、厚1 mm的CrZrCu管道，外側(cè)涂有1 mm厚Cu涂層[8]。在CFETR第一壁簡化模型中，monoblock被分為三層：第一層和第三層分別由8 mm和4 mm厚的鎢材料構(gòu)成，第二層為鎢、銅、CrZrCu合金和水的混合物（圖3）。

圖3 Monoblock結(jié)構(gòu)及其簡化模型Fig.3 Simplified model of tungsten monoblock.

1.3 CFETR中子學(xué)模型

在中子學(xué)設(shè)計中，通過基于計算機(jī)輔助設(shè)計(Computer Aided Design, CAD)模型和蒙特卡羅中子學(xué)建模轉(zhuǎn)換接口McCAD，及手動建模結(jié)合的方法完成三維全堆的中子學(xué)建模，將CAD模型轉(zhuǎn)化為蒙特卡羅幾何模型[9]。CFETR全堆三維中子學(xué)模型截面如圖4所示。

圖4 CFETR中子學(xué)模型及HCSB精細(xì)結(jié)構(gòu)模型Fig.4 Neutronics model of CFETR and detailed structure model of HCSB.

圖5 包層第一壁涂層輻照損傷 (a) DPA分布，(b) 氦產(chǎn)值分布，(c) 氫產(chǎn)值分布Fig.5 Radiation damage of blanket FW armor. (a) DPA distribution, (b) Helium production distribution, (c) Hydrogen production distribution

2 結(jié)果及分析

CFETR中子學(xué)模型的中子源由堆芯等離子體提供，中子源分布可由式(1)對14 MeV中子源進(jìn)行抽樣得到[10]：

式中：a是聚變堆小半徑。

本文由ENDF/B-V評價數(shù)據(jù)庫獲得相應(yīng)核素的截面、離位閾能等核反應(yīng)參數(shù)，采用Lindhard模型計算材料的原子離位數(shù)[11]，在反應(yīng)堆以每年滿功率運行180 d情況下（CFETR功率運行因子為0.3-0.5，取其上限0.5[12]）運行至CFETR一期8 a結(jié)束，對CFETR聚變堆第一壁以及赤道面外包層中子輻照損傷進(jìn)行計算與分析。

2.1 第一壁結(jié)構(gòu)

CFETR概念設(shè)計模型采用F82H鋼作為第一壁材料，第一壁結(jié)構(gòu)材料平均原子離位數(shù)及氦產(chǎn)值限值標(biāo)準(zhǔn)分別為10 dpa和1.5×10-4[13]。

2.1.1 包層第一壁涂層

鎢、鈹作為包層第一壁涂層的候選材料，在分別作為涂層的情況下，所受到的輻照損傷情況也不相同，如圖5所示。結(jié)果表明，當(dāng)材料為鎢時，第一壁涂層的DPA值約為材料為鈹情況下的兩倍，而氦產(chǎn)值、氫產(chǎn)值相比于鈹作材料情況下則低得多。

2.1.2 包層第一壁

第一壁輻照損傷如圖6所示，12號包層受損情況最為嚴(yán)重。在分別選擇鎢與鈹作為第一壁涂層材料情況下，12號包層平均原子離位數(shù)分別為8.760dpa和9.032 dpa，氦產(chǎn)值分別為1.0016×10-4和1.0344×10-4，兩種材料均滿足第一壁的中子輻照損傷負(fù)荷標(biāo)準(zhǔn)。相比較而言，鎢作為第一壁涂層時輻照損傷情況略小于鈹?shù)慕Y(jié)果，說明采用鎢做材料時中子輻照的防護(hù)能力更好。

圖6 包層第一壁輻照損傷 (a) DPA分布，(b) 氦產(chǎn)值分布，(c) 氫產(chǎn)值分布Fig.6 Radiation damage of blanket FW. (a) DPA distribution, (b) Helium production distribution, (c) Hydrogen production distribution

2.1.3 偏濾器第一壁

偏濾器第一壁由monoblock結(jié)構(gòu)拼接而成，monoblock在面向等離子體方向被簡化為三層結(jié)構(gòu)（圖3）。偏濾器第一壁輻照情況列于表2。

外靶板第一壁損傷最為嚴(yán)重。偏濾器第一壁損傷情況比包層第一壁輕微得多，這是由于偏濾器第一壁距離堆芯等離子體較遠(yuǎn)，不如包層所處的環(huán)境惡劣。偏濾器材料的輻照損傷限值為10 dpa[14]，計算結(jié)果表明，偏濾器第一壁受到輻照的情況未超過標(biāo)準(zhǔn)限值。本文對偏濾器第一壁支撐結(jié)構(gòu)（主要材料為不銹鋼）輻照損傷也進(jìn)行了計算，結(jié)果表明，偏濾器結(jié)構(gòu)材料輻照損傷同樣滿足一期穩(wěn)態(tài)運行的標(biāo)準(zhǔn)。

表2 偏濾器第一壁DPA、氦產(chǎn)值和氫產(chǎn)值Table2 DPA, helium and hydrogen production rate of divertor FW.

2.2 赤道面外包層模型（12號）

2.2.1 冷卻板

將7個冷卻板從1至7進(jìn)行編號（方向為從第一壁至背板）。在極向方向，每一塊冷卻板被7層加強(qiáng)板分為8個等高的模塊（從下至上進(jìn)行1-8編號）。7塊冷卻板在極向方向的輻照損傷分布如圖7所示。

相比于赤道面外包層第一壁，冷卻板的DPA與氣體產(chǎn)值較小。不同冷卻板的損傷程度也較大，這是由于第一壁和增殖區(qū)為冷卻板提供了較好的保護(hù)，沉積了較多的中子能量。損傷程度下降最快的位置為Li4SiO4-1（CP1到CP2），下降幅度最大的位置在Be-2（CP2到CP3），說明絕大部分中子能量在CP3之前便沉積在包層中。對于每一塊冷卻板的8個模塊，損傷程度均比較接近，這是因為8個模塊都正對堆芯等離子體且與堆芯距離相近，又因為堆芯對于赤道面外包層不是完全對稱，所以在極向方向上5-7模塊的冷卻板的輻照損傷略大于其他模塊。

圖7 冷卻板極向DPA (a)、氦產(chǎn)值(b)和氫產(chǎn)值(c)分布Fig.7 DPA (a), helium (b) and hydrogen (c) production of CPs distribution in poloidal direction.

2.2.2 加強(qiáng)板

從下至上，將7個加強(qiáng)板從1到7進(jìn)行編號，7個加強(qiáng)板的中子輻照情況如圖8所示。

圖8 加強(qiáng)板輻照損傷Fig.8 Neutron damages of SPs.

5號、6號加強(qiáng)板分別有最大的DPA值和氦產(chǎn)率，這是由于5號和6號加強(qiáng)板更靠近等離子體堆芯。因為加強(qiáng)板是垂直于第一壁排列，并不面向等離子體，且加強(qiáng)板距堆芯距離與第一壁相比更遠(yuǎn)，所以所得加強(qiáng)板的輻照損傷值要比第一壁小。相比于冷卻板，加強(qiáng)板輻照損傷值介于CP3與CP4之間，CP3和CP4與堆芯距離均比加強(qiáng)板中心點近，因此面向等離子體放置的結(jié)構(gòu)材料受到的輻照損傷比其橫向放置時更小。

2.2.3 背板

沿著徑向方向，按照距堆芯的距離，將6塊背板從1至6進(jìn)行標(biāo)號，背板中子輻照損傷情況由圖9所示。

隨著背板與堆芯距離的增加，背板模塊的DPA和氣體產(chǎn)生率逐漸降低。圖10為6塊背板的中子能譜分布情況。在高能區(qū)，編號數(shù)越大，背板的中子通量減少越多，在低能區(qū)中子通量變化相反，這是由于包層結(jié)構(gòu)材料對于中子的減速作用，使得高能區(qū)中子數(shù)減少而低能區(qū)增加。

然而，可以看到通過背板后仍然有較高的中子通量，說明包層并不能完全屏蔽堆芯產(chǎn)生的中子，因此包層的中子泄露問題不可忽視。

圖9 背板輻照損傷Fig.9 Neutron radiation damage of BPs.

圖10 背板中子通量譜分布Fig.10 BPs neutron flux distribution.

3 結(jié)語

本文比較了鎢與鈹分別作為包層第一壁涂層材料時的輻照損傷情況，結(jié)果表明鎢與鈹作為涂層材料時均可滿足CFETR一期8 a穩(wěn)態(tài)運行的標(biāo)準(zhǔn)，但從輻照損傷角度，鎢材料比鈹對于第一壁結(jié)構(gòu)的保護(hù)效果更好，因此更適合作為涂層材料。通過計算，本文確認(rèn)了12號包層第一壁是全堆結(jié)構(gòu)材料受到輻照損傷最大處，其DPA、氦產(chǎn)值（選取鎢為涂層材料）分別為8.72 dpa、1.0016×10-4，所以，所設(shè)

計的增殖包層模型可以滿足一期8 a DPA不超過10dpa和氦產(chǎn)值不超過1.5×10-4的參考標(biāo)準(zhǔn)，但在一期后需對包層及時更換以滿足其輻照損傷的需求。偏濾器外靶板為偏濾器受輻照最嚴(yán)重的部分，未超過一期的輻照損傷限值。本文也計算并且分析了氦冷固態(tài)包層模型赤道面外包層其他結(jié)構(gòu)部分的中子輻照損傷，隨著輻照損傷與堆芯的距離增大而減小，絕大部分中子能量沉積在Be-1、Li4SiO4-1和Be-2增殖區(qū)。

1 Wan Y. Consideration of the missions of CFETR[C]. 2012 ITER Training Forum & Second Workshop on MFE Development Strategy in China, Hefei, 2012

2 Song Y T, Wu S T, Li J G, et al. Concept design of CFETR tokamak machine[J]. IEEE Transactions on Plasma Science, 2014, 42(3): 503-509

3 Zeng Q, Chen H, Lyu Z, et al. Impact analysis of the model on CFETR neutronics calculation[J]. Journal of Fusion Energy, 2016, 35(4): 1-6

4 呂中良. CFETR氦冷固態(tài)氚增殖劑包層中子學(xué)設(shè)計及性能研究[D]. 合肥: 中國科學(xué)技術(shù)大學(xué), 2016 LYU Zhongliang. Neutronics design and analysis of helium cooled solid breeder blanket for CFETR[D]. Hefei: University of Science and Technology of China, 2016

5 Liu Q, Li M, Wang S, et al. Thermal-mechanical analysis of the first wall for CFETR helium cooled solid breeder blanket[J]. Annals of Nuclear Energy, 2015, 85: 12-16

6 Cambi G, Cepraga D G, Frisoni M, et al. Neutron irradiation effects on the ITER-EDA and ITER-RC first wall/blanket materials[C]. 18th Symposium on Fusion Engineering, IEEE, 1999: 330-333

7 Kaufmann M, Neu R. Tungsten as first wall material in fusion devices[J]. Fusion Engineering and Design, 2007, 82(5): 521-527

8 Chen P, Ye M, Peng X, et al. Preliminary thermo-hydraulic and mechanical analysis for CFETR divertor[J]. Journal of Fusion Energy, 2015, 34(4): 901-904

9 Lu L, Fischer U, Pereslavtsev P. Improved algorithms and advanced features of the CAD to MC conversion tool McCad[J]. Fusion Engineering and Design, 2014, 89(9): 1885-1888

10 Lyu Z, Chen H, Chen C, et al. Preliminary neutronics design and analysis of helium cooled solid breeder blanket for CFETR[J]. Fusion Engineering and Design, 2015, 95: 79-83

11 鄒俊. 聚變堆材料輻照損傷數(shù)值模擬初步研究[D]. 合肥: 合肥工業(yè)大學(xué), 2007 ZOU Jun. Preliminary study on radiation damage for the material of the fusion system[D]. Hefei: HeFei University of Technology, 2007

12 Liu S, Li J, Zheng S, et al. Neutronics analysis of inboard shielding capability for a DEMO fusion reactor CFETR[J]. Fusion Engineering and Design, 2013, 88(9): 2404-2407

13 Ishino S, Schiller P, Rowcliffe A F. Need for and requirements for a neutron irradiation facility for fusion materials testing[J]. Journal of Fusion Energy, 1989, 8(3-4): 147-155

14 Li J G. Closing gaps to CFETR readiness[C]. IAEA TCM 3rd DEMO Workshop, Hefei, China, 2015: 11-14

Primary analysis of radiation damage on first wall and the outboard blanket on equatorial plane for CFETR

SHI Wei ZENG Qin LI Wei CHEN Hongli
(School of Nuclear Science and Technology, University of Science and Technology of China, Hefei 230027, China)

Background: Chinese Fusion Engineering Testing Reactor (CFETR) is an International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER)-like test superconducting tokamak fusion reactor to bridge the gap between ITER and future fusion power plant. The first wall (FW) of blanket and divertor faces the plasma core directly, and the radiation damage of the FWs is an important parameter for tokamak design. Purpose: The purpose is to analyze radiation damage on the FWs and the out board blanket structure material on the equatorial plane through primary neutronic evaluation for CFETR to select a better armor material in two candidates-beryllium and tungsten. Methods: McCAD is used to convert the Computer Aided Design (CAD) model to Monte Carlo geometry model. And Monte Carlo particle transportation method is used to calculate the neutron radiation damage. Results: The results cover the neutron radiation damage distribution of first walls and the structure material of CFETR outboard blanket. Conclusion: Tungsten is better than beryllium to be the material of blanket first wall armor because has a better protection for blanket structure materials. The calculation results indicate that divertor and structure material of CFETR blanket can satisfy the radiation damage standard in 8 a’s testing stage.

CFETR, First wall, Outboard blanket, Neutron radiation damage

SHI Wei, male, born in 1994, undergraduate in University of Science and Technology of China, major in nuclear engineering and technology, participate in “The analysis of shielding performance for superconducting coils for CFETR” National Undergraduate Training Programs for Innovation and Entrepreneurship

ZENG Qin, E-mail: zengqin@ustc.edu.cn

TL61+3

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.120602

中央高?；究蒲袑ｍ椈?No.WK2140000008)資助

石巍，男，1994年出生，現(xiàn)為中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)本科生，核工程與核技術(shù)專業(yè)，參加“CFETR超導(dǎo)線圈屏蔽性能分析研究”

大學(xué)生創(chuàng)新創(chuàng)業(yè)計劃

曾勤，E-mail: zengqin@ustc.edu.cn

Supported by Fundamental Research Funds for the Central Universities (No.WK2140000008)

2016-09-05，

2016-11-01