The neutron-induced irradiation field is a key problem in a fusion reactor related to nuclear responses, shielding design, nuclear safety and thermo-hydraulic analysis. To support the system design of the China Fusion Engineering Test Reactor (CFETR), a comprehensive analysis of the irradiation field has been conducted in support of many newly developed advanced tools. This paper first summarizes recent progress on the related effort to develop neutronics code including the geometry conversion tool cosVMPT, Monte Carlo variance reduction technology and 'on-the-fly' global variance reduction. Such developed tools have been fully validated and applied to the CFETR nuclear analysis. The neutron irradiation has been evaluated on the CFETR water-cooled ceramic breeder blanket, divertor, vacuum vessel (VV), superconductive coils and four kinds of heating systems: electron cyclotron resonance heating, ion cyclotron resonance heating, low hybrid wave and neutral beam injection. The nuclear responses of tritium breeding ratio, heating, irradiation damage and the hydrogen/helium production rate of material have been analyzed. In the case of neutron damage and overheating, deposition on the superconductive coils and VV, the interface and the shielding design among heating systems, and the blanket and other systems, has been initialized. The results show the shielding design can meet the requirement of coil and VV after several iterated neutronics calculations.
中性子誘起照射場は、核的応答、遮蔽設計、核安全性、熱水力解析に関連する核融合炉における重要な問題である。CFETRのシステム設計を支援するために、多くの新しく開発された先進ツールを支援する形で、照射場の包括的な解析が実施されてきた。本論文はまず、幾何変換ツールcosVMPT、モンテカルロ分散低減技術、および「オンザフライ」グローバル分散低減を含む中性子工学コードを開発するための関連取り組みにおける最近の進展を要約する。このように開発されたツールは完全に検証され、CFETR核解析に適用されてきた。中性子照射は、CFETRの水冷セラミック増殖ブランケット、ダイバータ、真空容器（VV）、超伝導コイル、および4種類の加熱システム、すなわち電子サイクロトロン共鳴加熱、イオンサイクロトロン共鳴加熱、低ハイブリッド波、中性粒子ビーム入射について評価されてきた。トリチウム増殖比、加熱、照射損傷、および材料の水素/ヘリウム生成率の核的応答が解析されてきた。中性子損傷と過熱、超伝導コイルとVVへの堆積、加熱システム間、ならびにブランケットと他のシステム間の界面と遮蔽設計に関して、着手されてきた。結果は、数回の反復中性子工学計算の後、遮蔽設計がコイルとVVの要件を満たすことができることを示している。