SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应北大核心CSCD

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。     

长期中子辐照Al-Mg-Si合金的压缩力学行为

利用材料试验机及分离式霍普金森压杆装置,开展长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金（反应堆内实际服役近30年的LT21铝合金）在不同温度和应变率下压缩力学行为的实验研究,获得了实验温度、应变率对其屈服强度及流动应力的影响规律。结果表明：材料在一定的温度区间（−40～300 ℃）和应变率区间（0.001～3 000 s⁻¹）内,分别呈现出较为明显的温度效应与正应变率效应;其中在较低的温度（−80～−40 ℃）和较高的应变率（3 000～5 000 s⁻¹）区间力学性能受温度和应变率变化的影响较小;当温度升至300 ℃时,材料的塑性变形行为已趋于理想塑性流动。根据前述实验结果,计及材料内部的微观辐照缺陷对力学性能的影响,建立了考虑辐照损伤的Zerilli-Armstrong本构模型,模型的计算结果与前述实验结果吻合较好。结合文献中高纯铝的微观辐照缺陷的演化数据,对不同快中子辐照剂量LT21铝合金的屈服强度,以及另两个来自反应堆内不同受辐照区域试样在不同应变率和温度下的屈服强度进行了计算。上述研究表明,本文建立的考虑辐照损伤的Z-A本构方程不仅能较好地反映长期中子辐照后的Al-Mg-Si合金宏观应力和应变、应变率、温度等参数的关系,也能针对位错运动及辐照硬化机制进行较好地描述,并且能够为反应堆内相应结构元件的设计、运行和安全评估提供一定的参考。

     

采用MCNP模拟及落棒法刻度CMRR控制棒价值

反应堆控制棒是核反应堆紧急控制和功率调节所不可缺少的控制部件,控制棒价值直接关系反应堆的停堆深度。采用MCNP和ORIGEN程序对CMRR反应堆全堆芯三维详细建模计算,并分别利用落棒法、逆动态法对控制棒积分价值、微分价值进行刻度,理论与实验吻合较好。单根安全棒的积分价值约大于4%Δk/k,事故工况下卡一根安全棒的停堆深度仍然大于10%Δk/k,验证了堆芯物理设计,保障了CMRR反应堆的运行安全。     

300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。     

300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。