Neutron interactions in a fusion power plant play a pivotal role in determining critical design parameters such as coil-plasma distance and breeding blanket composition. Fast predictive neutronic capabilities are therefore crucial for an efficient design process. For this purpose, we have developed a new deterministic neutronics method, capable of quickly and accurately assessing the neutron response of a fusion reactor, even in three-dimensional geometry. It uses a novel combination of arbitrary-order discontinuous Galerkin spatial discretization, discrete-ordinates angular and multigroup energy discretizations, arbitrary-order anisotropic scattering, and matrix-free iterative solvers, allowing for fast and accurate solutions. One, two, and three-dimensional models are implemented. Cross sections can be obtained from standard databases or from Monte-Carlo simulations. Benchmarks and literature tests were performed, concluding with a successful blanket simulation.
核融合発電所における中性子相互作用は、コイル・プラズマ間距離や増殖ブランケット組成などの重要な設計パラメータを決定する上で極めて重要な役割を果たす。したがって、効率的な設計プロセスには高速な予測型中性子工学能力が不可欠である。この目的のために、我々は、三次元幾何形状においてさえも核融合炉の中性子応答を迅速かつ正確に評価できる、新しい決定論的中性子工学手法を開発した。本手法は、任意次数不連続ガラーキン空間離散化、離散座標角度および多群エネルギー離散化、任意次数異方性散乱、行列フリー反復ソルバーの新しい組み合わせを用いており、高速かつ正確な解を可能にする。一次元、二次元、三次元モデルが実装されている。断面積は、標準データベースまたはモンテカルロシミュレーションから取得できる。ベンチマークおよび文献テストを実施し、最終的にブランケットシミュレーションの成功で締めくくった。