以数值计算法计算了第一壁冷却剂泄漏氦杂质在等离子体中的分布,氦分布的峰值在SOL(Scrape-ofLayer)区。当要求等离子体中心的氦浓度小于5%时,允许的最大泄漏率N_max约为0.35×10^-3Mol/s,允许的最大裂纹尺寸长约为3.1mm,宽约为0.63mm。影响杂质分布和浓度的主要因素有壁温、等离子体边缘温度、密度和SOL区的温度密度长度。壁温越低、等离子体边缘温度越低、密度越高、温度和密度长度越大,则中心杂质浓度越小,且杂质分布峰值越接近第一壁。

用蒙特卡罗方法建立了适用于静态复成分非晶态靶的中子输运和带电粒子辐照损伤连接模拟程序。在模拟带电粒子级联碰撞时,特别考虑了替位碰撞,修正后的DPA(Displacement Per Atom)值比未考虑时减少了10%~20%;同时统计了DPA中反常替位所占的比例。用此程序模拟研究了聚变堆中子对两种第一壁候选材料的辐照损伤,计算了中子辐照在材料中引起的PKA(Primary Knock-on Atom)、气体产生率、DPA以及它们的深度分布。计算结果表明,中子引起的辐照损伤基本上为均匀的体损伤;计算的PE-16材料的DPA值比SS316的稍高,氢气体产生率近似为SS316的两倍;氦气体产生率为SS316的1.45倍;所用聚变堆第一壁中子对PE-16材料的辐照损伤比对SS316的严重。计算中使用的核数据来自MC(87)n数据库。

自开展聚变堆研究以来,由于中子源强不够,直接用14MeV中子源研究聚变中子辐照损伤很难实现,人们寻找了各种代替手段,比如电子模拟、带电粒子模拟和计算机模拟等方法来研究聚变中子的辐照损伤问题,由于大型计算机的飞速发展,计算机模拟聚变中子辐照损伤的方法越来越受到人们的重视,本文介绍了用计算机模拟聚变中子辐照损伤的蒙特卡罗程序和研究方法,这个程序对其它堆型的中子辐射损伤同样也是适用的。

本文用蒙特卡罗法建立了适用于静态复成份非晶态靶的中子输运程序NTGM和辐照损伤程序NRDGM,用以研究第一壁的辐照损伤。计算了EHR第一壁(316ss)的PKA能谱在30eV到1MeV之间,在平均壁负荷为1MW/m²时,平均原子位移率dpa为20.6dpa/a,平均氦产生率为247.18appm/a,平均氢产生率为721.15appm/a。用此结果与EHP结果比较得出,在相同壁负荷下,混合堆的辐照损伤比纯聚变堆严重。计算中使用的截面数据来自MC(87)n数据库。