国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

实验快堆发展计划中包壳材料轻离子辐照损伤探讨

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10~(23)n/cm~2的快中子辐照,相当于100～120 dpa。在超过空洞孕育期(～10~(22)n/cm~2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。对快堆     

HFETR辐照孔道中子特性研究

采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。     

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E1 MeV)注量为3.0×10~(19)cm~(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT_0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_(T0)代替RT_(NDT)作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT-21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,〔Cl~-〕≤0.1×10~(-6),〔Cu~(2 )〕≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5a,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21     

重水研究堆热柱石墨潜能释放分析研究

重水研究堆堆内石墨构件在长期中子辐照下将会累积潜能,为确保重水研究堆堆内石墨构件安全退役及处理处置,本文采用差示扫描量热仪对重水研究堆3个不同位置所取热柱石墨样品进行了潜能测量,扫描温度范围为10～550℃、升温速率为10℃/min。结果表明:3个位置的样品在80～500℃温度积分区间内潜能释放量分别为70.690、42.167、18.158 J/g;潜能释放率曲线峰值温度均大于300℃,未辐照石墨样品的比热容较热柱石墨样品释放率dS/dT(S为潜能释放量(J/g),T为温度(℃))高,表明本实验所取石墨样品不会发生潜能释放导致石墨自身温度上升的情况;3个位置样品的快中子注量分别为6.75×10~(16)、6.10×10~(14)、1.89×10~7 cm~(-2);获得了潜能释放分数曲线与潜能释放速率曲线,1~#和2~#位置样品的潜能释放速率曲线具有至少2个释放峰,表明潜能释放过程中具有至少2个动力学过程。     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

中子辐照对15MnTi钢力学性能影响

通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×10~(18)cm~(-2),获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明,中子辐照导致15MnTi钢母材、热影响区韧脆转变温度上升,其中母材增幅较热影响区大,但冲击功上平台变化不大;15MnTi钢母材屈服强度、拉伸强度上升,其中室温屈服强度变化大,高温拉伸性能变化不明显。     

高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证

材料辐照考验是高通量工程试验堆(HFETR)的主要任务之一,辐照孔道内样品中子注量率的准确计算是进行材料辐照试验的前提。介绍了HFETR材料辐照中子注量率计算的方法,并利用P15孔道材料辐照的计算值与实测值进行对比,对比结果显示,计算值与实测值偏差为7.14%,满足材料辐照考验的预示计算要求。