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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。 相似文献
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托卡马克(Tokamak)聚变装置中子学分析中,聚变中子源描述是重要的输入参数,其准确性直接影响分析结果的可靠性。通过分析ITER和欧洲聚变示范堆(EU DEMO)中子学分析中所采用的聚变中子源模型,提出了一种完整描述Tokamak中L-mode、H-mode等离子体的D-D、D-T聚变中子源的数值模型。在中国聚变工程实验堆(CFETR)的工程集成设计平台上,编写了基于蒙特卡罗算法的程序SCG求解该数值模型,实现了读取(零维)等离子体参数、输出可供典型中子学软件MCNP直接读取的中子源定义文件的功能。以CFETR氦冷球床包层的中子学分析模型为基准,在相同的L-mode等离子体D-T聚变工况下,相较于采用EU DEMO源子程序,采用本模型计算得到的中子壁负载差异最大值为2.02%,包层氚增殖率差异为0.18%,全堆能量增益因子的差异为0.23%。结果表明,本模型与其他源描述的差异较小,可应用于CFETR的中子学分析。 相似文献
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