论文摘要
反应堆中各结构部件的抗辐照性能,对整个系统的使用寿命及安全性有较大的影响。本工作通过MCNPx2.70蒙特卡罗软件建立CiADS散裂靶次临界反应堆模型,结合NJOY2016核数据截面处理软件制作的材料原子离位截面,在堆芯组件数分别为30, 42, 72盒的情况下分别计算和分析了316L、15-15Ti、SIMP 3种不锈钢材料和ZTA陶瓷作为候选结构材料的中子辐照损伤情况。当用作CiADS燃料包壳时,3种不锈钢材料中SIMP制成的包壳的Rdpa值最小,在燃料组件数为30, 42, 72盒的情况下其年辐照损伤量分别约为1.16, 1.61和12.0 dpa/a。而ZTA制成的燃料包壳的Rdpa值均大于不锈钢材料的辐照损伤。在散裂靶次临界反应堆耦合区域,轴向上CiADS中心管在束靶作用面附近所受到的辐照损伤最大。燃料组件数为30盒时,由316L制成的中心管的辐照损伤率峰值约为2.7 dpa/a。
论文目录
文章来源
类型: 期刊论文
作者: 黄思洋,骆鹏,张璐,徐俊奎,黄郁旋,颜永刚
关键词: 辐照损伤
来源: 原子核物理评论 2019年04期
年度: 2019
分类: 基础科学,工程科技Ⅱ辑
专业: 核科学技术
单位: 中国科学院近代物理研究所,中国科学院大学
基金: 国家自然科学基金资助项目(91426301)~~
分类号: TL503
页码: 484-491
总页数: 8
文件大小: 992K
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