小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算

通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。     

铅冷小堆堆芯初步设计

铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。     

结构材料核的原子位移截面计算

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。     

辐照后石墨潜能计算方法研究

<正>石墨是核反应堆广泛使用的一种重要材料,石墨经过中子辐照后将产生并积累一定的魏格纳能,即潜能,对反应堆的运行、退役和废物处理处置的安全都有重要的影响。从辐照损伤原理出发,建立了石墨潜能与辐照损伤程度DPA之间的关系,因此,DPA的计算是计算潜能的关键。为了计算石墨内DPA的大小,分别采用通用程序MCNP和SRIM分两步进行辐照损伤模拟。首先,利用MCNP的PTRAC卡记录反     

DORT程序进行RPV中子注量率计算的可靠性验证

反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。     

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。     

PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压力容器的辐照监督试验可以获得压力容器材料辐照脆化及辐照环境的相关数据,利用这些数据修订反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆的安全运行。随着反应堆服役时间的增加,PWR冷却剂的压力-温度运行窗将逐渐缩小,直到寿期末运行窗将…     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样拉伸试验

反应堆压力壳钢系体心结构材料,本身不但具有冷脆特征,而且辐照会增加其冷脆趋势,即强度升高,塑韧性下降,韧脆转变温度上升,因而增加了容器突发性脆性破坏的可能性。反应堆压力容器材料的辐照监督试验,目的就在于监测水冷反应堆束带区（即压力容器最大通量辐照区）的筒体及焊缝材料受中子辐照和热环境所造成的这种材质性能的变化,从而为制定反应堆运行限制曲线、确保压力容器在设计寿期内的安全提供必要约依据。拉伸试验则是其中的一个重要组成部分。 根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》要求,定期从堆内抽出监督试样进行拉伸试验,测量筒体母材及焊缝材料强度和延伸率因辐照引起的变化。第三根辐照监督管母材及     

秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样冲击试验

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成,它是一种铁素体低合金钢。筒身段的参考无延性转变温度（RTNDT）低于-20℃。但由于反应堆的中子辐照效应,钢的韧性下降,无延性转变温度上升,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆性断裂的可能性。 辐照监督的目的,在于监测压力容器环带区（即压力容器筒体正对活性区的环带）材料受中子辐照和热环境影响所造成的材料性能变化。根据《辐照监督大纲》,定期从堆内抽出监督试样进行试验,实测冲击韧性试验数据,得到△RTNDT,并用这些数据来确定反应堆开、停堆的压力-温     

聚变驱动次临界堆第一壁材料辐照损伤的初步研究

介绍了中子对材料的辐照损伤原理及化合物原子平均离位(DPA)截面计算方法;使用辐照损伤计算程序SPECTER计算了聚变驱动次临界堆(FDS-I)第一壁材料CLAM钢的辐照损伤参数,并将CLAM钢的辐照损伤计算结果与相同条件下316SS、SiC等聚变堆结构材料的计算结果进行了比较.     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。