紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。     

一维中子-光子输运程序ANISN在核聚变实验装置HT-7U周围环境辐射剂量计算中的应用

在一维几何模型的基础上采用ＮＡＩＳＮ程序,计算并分析了ＨＴ－７Ｕ超导Ｔｏｋａｍａｋ在Ｄ－Ｄ放电时周围环境辐射剂量当量率的变化规律,计算与分析的结果可供Ｔｏｄａｍａｋ核聚变实验装置作环境评价和防护设计参考。     

聚变实验增殖堆He冷包层中子学设计研究

在一维计算的基础上，优化分析聚变实验增殖堆Ｈｅ气冷却包层设计参数对堆中子学性能的影响，给出了年产生１００ｋｇ钚、氚自持、安全性好的包层初步设计方案，并用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ输运程序ＭＣＮＰ３Ｂ对此方案进行了三维中子学计算校核。     

二维中子-光子输运计算程序DOT3.5在核聚变实验装置HT-7U辐射屏蔽设计中的应用

利用二维中子－光子输运程序ＤＯＴ３．５计算和分析ＨＴ－７Ｕ在Ｄ－Ｄ放电运物时实验大厅内外的中子、光子通量及剂量当量率的空间分布,并评估大厅顶部不同防护材料的屏蔽效果,为辐射防护设计提供参考。