偏滤器是国际热核聚变实验反应堆(简写ITER)的核心部件之一。由于直接面向等离子体,ITER偏滤器必然受到极高强度的高能中子辐照。分析评估偏滤器的中子学性能和偏滤器更换维修过程中的辐照剂量场分布,对确保偏滤器和ITER装置的稳定运行、评估相应的放射性安全和开展其屏蔽设计具有重要的意义。　　 为提高计算分析的效率和准确性,本文首先介绍了基于三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP与欧洲活化计算程序FISPACT耦合的自动计算程序的开发工作,并使用ITER发布的基准例题对程序进行测试,证实了程序的正确性和可靠性。该程序适用于开展聚变反应堆的活化、剂量计算分析,并将直接应用到本文的计算分析工作中。　　 然后;基于ITER托克马克装置40°的三维基准中子学模型,使用开发的自动耦合计算程序,较为完善和体系化的开展了现有偏滤器设计的中子学性能分析,具体包括:屏蔽性能,核热沉积,材料的辐照损伤,材料的活化以及冷却水的活化分析。计算分析的结果,将作为评估和优化ITER偏滤器设计及进一步开展放射性安全分析的重要依据。　　 最后,基于偏滤器的活化计算结果,使用托克马克外组合建筑三维中子学模型,对偏滤器更换过程中的辐照剂量场进行了计算分析,获得了ITER组合建筑内的生物剂量率场和电子设备剂量率场。辐射剂量场计算分析结果将用于进一步的屏蔽设计中,以保证工作人员和敏感电子设备的辐照安全。此外,辐射剂量场数据还可以作为ITER建筑内放射性分区的参考依据。