Static neutronic calculation of a fusion neutron source

Abstract

The MCNPX numerical code has been used to model a fusion neutron source based on a combined stellarator-mirror trap. Calculation results for the neutron flux and spectrum inside the first wall are presented. Heat load and irradiation damage on the first wall are calculated.

С использованием программы MCNPX разработана концептуальная модель термоядерного источника нейтронов на основе комбинации стелларатора и открытой ловушки. Представлены результаты расчетов потока, а также спектра нейтронов на первой стенке установки. Рассчитаны тепловая нагрузка и радиационные повреждения первой стенки.

За допомогою програми MCNPX розроблена концептуальна модель термоядерного джерела нейтронів на основі комбінації стелларатора та відкритої пастки. Представленo результати розрахунків потока, а також спектра нейтронів на першій стінці установки. Розрахованo теплове навантаження та радіаційні ушкодження першої стінки.