Accurate modeling and simulation of neutron and gamma transport and interactions within fusion tokamaks represents a critical area of research for fusion energy development. This paper presents a method to couple computational fluid dynamics (CFD) results to high-fidelity neutronics analyses, to explore the fusion neutronics’ feedback to blanket temperature and density. This method is demonstrated on a sector model of a tokamak with immersion molten salt blanket, and the relative differences in tritium breeding ratio (TBR) with spatially-resolved temperature modeling are explored. Additionally, the influence of higher fidelity neutronics results on the subsequent CFD analysis is explored. Results show that global TBR changes 0.1% due to temperature spatial distribution modeling. However, local TBR in areas with high temperature variability can have up to ∼4% difference.
核融合トカマク内における中性子およびガンマ線の輸送と相互作用の正確なモデリングとシミュレーションは、核融合エネルギー開発にとって重要な研究分野である。本論文では、計算流体力学(CFD)結果を高忠実度中性子工学解析に結合する手法を提示し、ブランケット温度および密度に対する核融合中性子工学のフィードバックを探求する。この手法は、溶融塩浸漬ブランケットを備えたトカマクのセクターモデルで実証され、空間分解温度モデリングを用いたトリチウム増殖比(TBR)の相対差が調査される。さらに、高忠実度中性子工学結果がその後のCFD解析に与える影響も調査される。結果は、全体的なTBRは温度空間分布モデリングにより0.1%変化することを示す。しかしながら、温度変動が大きい領域の局所TBRは、最大約4%の差があり得る。