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。

1 计算模型

1.1 包层模型

如图1所示，包层按照极向可划分为15个模块，其中12号包层位于赤道面平面上。

图1 CFETR模型Fig.1 Configuration of CFETR.

图2为氦冷固态包层模型，其结构材料主要由第一壁(First Wall, FW)、加强板(Stiffening Plate, SP)、冷却板(Cooling Plate, CP)、盖板(Cap)和背板(Back Plate, BP)构成。第一壁为U型钢板，其前壁涂有一层涂层(Armor)且面向堆芯等离子体。第一壁之后，7个等间距垂直于第一壁排列的加强板，用于加固包层结构并且将增殖区和冷却板沿极向方向分为8层。每一层中Be和Li4SiO4交替排列且由U型冷却板分隔开。盖板位于包层顶、底两侧。6块背板平行排列，置于包层背向等离子体一侧。氦冷固态包层模型结构材料主要尺寸及材料成分见表1[4]。

图2 氦冷固态包层结构模型Fig.2 HCSB model structure.

表1 氦冷固态包层模型结构材料成分Table1 Structure material composition of HCSB module.

包层第一壁厚28 mm，成分为低活化马氏体钢（RAFM钢），其面向等离子体一侧涂有2 mm厚涂层，用于保护作用[5]。由于钨具有高热导率、高熔点、低溅射率等优点，铍有低原子序数、对等离子体污染小、截面小等优点，因此，钨、铍被认为是聚变反应堆面向等离子体材料的两种最佳候选材料[6-7]。

1.2 偏滤器模型

偏滤器简化模型由基座和它的第一壁（内靶板第一壁、外靶板第一壁、穹顶第一壁）构成。偏滤器第一壁由monoblock结构拼接而成，如图3所示。monoblock结构为钨材料，内部插有直径10 mm、厚1 mm的CrZrCu管道，外侧涂有1 mm厚Cu涂层[8]。在CFETR第一壁简化模型中，monoblock被分为三层：第一层和第三层分别由8 mm和4 mm厚的钨材料构成，第二层为钨、铜、CrZrCu合金和水的混合物（图3）。

图3 Monoblock结构及其简化模型Fig.3 Simplified model of tungsten monoblock.

1.3 CFETR中子学模型

在中子学设计中，通过基于计算机辅助设计(Computer Aided Design, CAD)模型和蒙特卡罗中子学建模转换接口McCAD，及手动建模结合的方法完成三维全堆的中子学建模，将CAD模型转化为蒙特卡罗几何模型[9]。CFETR全堆三维中子学模型截面如图4所示。

图4 CFETR中子学模型及HCSB精细结构模型Fig.4 Neutronics model of CFETR and detailed structure model of HCSB.

图5 包层第一壁涂层辐照损伤 (a) DPA分布，(b) 氦产值分布，(c) 氢产值分布Fig.5 Radiation damage of blanket FW armor. (a) DPA distribution, (b) Helium production distribution, (c) Hydrogen production distribution

2 结果及分析

CFETR中子学模型的中子源由堆芯等离子体提供，中子源分布可由式(1)对14 MeV中子源进行抽样得到[10]：

式中：a是聚变堆小半径。

本文由ENDF/B-V评价数据库获得相应核素的截面、离位阈能等核反应参数，采用Lindhard模型计算材料的原子离位数[11]，在反应堆以每年满功率运行180 d情况下（CFETR功率运行因子为0.3-0.5，取其上限0.5[12]）运行至CFETR一期8 a结束，对CFETR聚变堆第一壁以及赤道面外包层中子辐照损伤进行计算与分析。

2.1 第一壁结构

CFETR概念设计模型采用F82H钢作为第一壁材料，第一壁结构材料平均原子离位数及氦产值限值标准分别为10 dpa和1.5×10-4[13]。

2.1.1 包层第一壁涂层

钨、铍作为包层第一壁涂层的候选材料，在分别作为涂层的情况下，所受到的辐照损伤情况也不相同，如图5所示。结果表明，当材料为钨时，第一壁涂层的DPA值约为材料为铍情况下的两倍，而氦产值、氢产值相比于铍作材料情况下则低得多。

2.1.2 包层第一壁

第一壁辐照损伤如图6所示，12号包层受损情况最为严重。在分别选择钨与铍作为第一壁涂层材料情况下，12号包层平均原子离位数分别为8.760dpa和9.032 dpa，氦产值分别为1.0016×10-4和1.0344×10-4，两种材料均满足第一壁的中子辐照损伤负荷标准。相比较而言，钨作为第一壁涂层时辐照损伤情况略小于铍的结果，说明采用钨做材料时中子辐照的防护能力更好。

图6 包层第一壁辐照损伤 (a) DPA分布，(b) 氦产值分布，(c) 氢产值分布Fig.6 Radiation damage of blanket FW. (a) DPA distribution, (b) Helium production distribution, (c) Hydrogen production distribution

2.1.3 偏滤器第一壁

偏滤器第一壁由monoblock结构拼接而成，monoblock在面向等离子体方向被简化为三层结构（图3）。偏滤器第一壁辐照情况列于表2。

外靶板第一壁损伤最为严重。偏滤器第一壁损伤情况比包层第一壁轻微得多，这是由于偏滤器第一壁距离堆芯等离子体较远，不如包层所处的环境恶劣。偏滤器材料的辐照损伤限值为10 dpa[14]，计算结果表明，偏滤器第一壁受到辐照的情况未超过标准限值。本文对偏滤器第一壁支撑结构（主要材料为不锈钢）辐照损伤也进行了计算，结果表明，偏滤器结构材料辐照损伤同样满足一期稳态运行的标准。

表2 偏滤器第一壁DPA、氦产值和氢产值Table2 DPA, helium and hydrogen production rate of divertor FW.

2.2 赤道面外包层模型（12号）

2.2.1 冷却板

将7个冷却板从1至7进行编号（方向为从第一壁至背板）。在极向方向，每一块冷却板被7层加强板分为8个等高的模块（从下至上进行1-8编号）。7块冷却板在极向方向的辐照损伤分布如图7所示。

相比于赤道面外包层第一壁，冷却板的DPA与气体产值较小。不同冷却板的损伤程度也较大，这是由于第一壁和增殖区为冷却板提供了较好的保护，沉积了较多的中子能量。损伤程度下降最快的位置为Li4SiO4-1（CP1到CP2），下降幅度最大的位置在Be-2（CP2到CP3），说明绝大部分中子能量在CP3之前便沉积在包层中。对于每一块冷却板的8个模块，损伤程度均比较接近，这是因为8个模块都正对堆芯等离子体且与堆芯距离相近，又因为堆芯对于赤道面外包层不是完全对称，所以在极向方向上5-7模块的冷却板的辐照损伤略大于其他模块。

图7 冷却板极向DPA (a)、氦产值(b)和氢产值(c)分布Fig.7 DPA (a), helium (b) and hydrogen (c) production of CPs distribution in poloidal direction.

2.2.2 加强板

从下至上，将7个加强板从1到7进行编号，7个加强板的中子辐照情况如图8所示。

图8 加强板辐照损伤Fig.8 Neutron damages of SPs.

5号、6号加强板分别有最大的DPA值和氦产率，这是由于5号和6号加强板更靠近等离子体堆芯。因为加强板是垂直于第一壁排列，并不面向等离子体，且加强板距堆芯距离与第一壁相比更远，所以所得加强板的辐照损伤值要比第一壁小。相比于冷却板，加强板辐照损伤值介于CP3与CP4之间，CP3和CP4与堆芯距离均比加强板中心点近，因此面向等离子体放置的结构材料受到的辐照损伤比其横向放置时更小。

2.2.3 背板

沿着径向方向，按照距堆芯的距离，将6块背板从1至6进行标号，背板中子辐照损伤情况由图9所示。

随着背板与堆芯距离的增加，背板模块的DPA和气体产生率逐渐降低。图10为6块背板的中子能谱分布情况。在高能区，编号数越大，背板的中子通量减少越多，在低能区中子通量变化相反，这是由于包层结构材料对于中子的减速作用，使得高能区中子数减少而低能区增加。

然而，可以看到通过背板后仍然有较高的中子通量，说明包层并不能完全屏蔽堆芯产生的中子，因此包层的中子泄露问题不可忽视。

图9 背板辐照损伤Fig.9 Neutron radiation damage of BPs.

图10 背板中子通量谱分布Fig.10 BPs neutron flux distribution.

3 结语

本文比较了钨与铍分别作为包层第一壁涂层材料时的辐照损伤情况，结果表明钨与铍作为涂层材料时均可满足CFETR一期8 a稳态运行的标准，但从辐照损伤角度，钨材料比铍对于第一壁结构的保护效果更好，因此更适合作为涂层材料。通过计算，本文确认了12号包层第一壁是全堆结构材料受到辐照损伤最大处，其DPA、氦产值（选取钨为涂层材料）分别为8.72 dpa、1.0016×10-4，所以，所设

计的增殖包层模型可以满足一期8 a DPA不超过10dpa和氦产值不超过1.5×10-4的参考标准，但在一期后需对包层及时更换以满足其辐照损伤的需求。偏滤器外靶板为偏滤器受辐照最严重的部分，未超过一期的辐照损伤限值。本文也计算并且分析了氦冷固态包层模型赤道面外包层其他结构部分的中子辐照损伤，随着辐照损伤与堆芯的距离增大而减小，绝大部分中子能量沉积在Be-1、Li4SiO4-1和Be-2增殖区。

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 吕中良. CFETR氦冷固态氚增殖剂包层中子学设计及性能研究[D]. 合肥: 中国科学技术大学, 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 邹俊. 聚变堆材料辐照损伤数值模拟初步研究[D]. 合肥: 合肥工业大学, 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

中央高校基本科研专项基金(No.WK2140000008)资助

石巍，男，1994年出生，现为中国科学技术大学本科生，核工程与核技术专业，参加“CFETR超导线圈屏蔽性能分析研究”

大学生创新创业计划

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