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中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响
1
作者 吴亚贞 李国云 +5 位作者 王海东 黄娟 张海生 孙凯 雷阳 朱俐霓 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1114-1119,共6页
针对低铜(Cu≤0.08wt%)反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化效应,分析了国内压水堆核电站49根辐照监督管以及高通量工程试验堆(HFETR)和岷江试验堆(MJTR)的18次辐照试验结果,研究了不同中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响。结果表明... 针对低铜(Cu≤0.08wt%)反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化效应,分析了国内压水堆核电站49根辐照监督管以及高通量工程试验堆(HFETR)和岷江试验堆(MJTR)的18次辐照试验结果,研究了不同中子注量率对低铜RPV钢辐照脆化效应的影响。结果表明,研究试验堆高中子注量率(>1×10^(12) cm^(−2)·s^(−1)(E>1 MeV,下同))比压水堆核电站辐照监督管低中子注量率(≤1×10^(12) cm^(−2)·s^(−1))引起的低铜RPV钢韧脆转变温度变化更显著,并对不同中子注量和不同中子注量率的结果进行归一化处理,关联了研究试验堆加速辐照与压水堆辐照监督试验结果,这对通过研究试验堆加速辐照评估新型国产RPV的使用寿命有重要意义。 展开更多
关键词 低铜RPV钢 辐照脆化 中子注量率
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基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析 被引量：8
2
作者 靳忠敏 陈义学 +4 位作者 石生春 蒋远华 付学峰 蔡德昌 杨寿海 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期195-199,共5页
本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E〉1.0 MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影... 本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E〉1.0 MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%~7.6%、18%和6.7%左右。 展开更多
关键词 MCNP ENDF/B-Ⅵ 压力容器快中子注量率 敏感性分析
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反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究 被引量：4
3
作者 刘巧凤 韩静茹 +1 位作者 陈海英 张春明 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第12期1201-1204,共4页
反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过... 反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。 展开更多
关键词 压力容器 快中子注量 MC方法
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测量反应堆快中子注量率的电流型宽禁带半导体探测器设计 被引量：1
4
作者 苏春磊 欧阳晓平 +4 位作者 李达 刘洋 宋晓靓 余小任 欧阳潇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第12期2359-2363,共5页
为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型(SI)GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利... 为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型(SI)GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利用该探测器测量了西安脉冲堆1#径向孔道内混合场的快中子注量率,其结果与已有测量结果符合较好,验证了该方案的可行性。 展开更多
关键词 中子、γ混合场 反冲质子法 宽禁带半导体 快中子注量率 补偿电流并联结构
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大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算 被引量：1
5
作者 王梦琪 丁谦学 梅其良 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期39-43,共5页
对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%... 对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO_2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。 展开更多
关键词 MOX燃料 压力容器 快中子注量 TORT
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化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响 被引量：5
6
作者 黄鹤飞 RADIGUET Bertrand PAREIGE Philippe 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第23期106-112,共7页
在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容... 在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。 展开更多
关键词 压力容器钢缺陷 中子辐照损伤化学成分 中子注量 中子注量率
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压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究
7
作者 应栋川 田超 +9 位作者 温兴坚 苗建新 肖锋 唐松乾 张宏越 景福庭 黄迁明 刘汀 黄博琛 李文翰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第2期298-303,共6页
压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不... 压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。 展开更多
关键词 压力容器 快中子注量
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VVER机组堆芯中子源项计算程序的开发和验证
8
作者 张亚平 张萌 +2 位作者 杨兴旺 王东辉 钟志民 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1285-1290,共6页
堆芯中子源项计算是反应堆压力容器中子注量理论计算最关键步骤之一。采用Fortran语言,开发了堆芯中子源项计算程序SCON,并基于Balakovo-3VVER-1000基准算例所提供数据,结合中子输运理论计算DOORS软件系统,对SCON开展了验证。结果表明,... 堆芯中子源项计算是反应堆压力容器中子注量理论计算最关键步骤之一。采用Fortran语言,开发了堆芯中子源项计算程序SCON,并基于Balakovo-3VVER-1000基准算例所提供数据,结合中子输运理论计算DOORS软件系统,对SCON开展了验证。结果表明,计算得到的各探测片反应率与基准算例中所提供的实测结果符合良好,证明SCON程序可为六边形燃料组件机组中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也证明本文采用的中子注量率计算软件系统是适用于VVER机组的。 展开更多
关键词 VVER机组 反应堆压力容器 中子注量率 堆芯中子源项 程序开发 软件验证
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蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率
9
作者 成昱廷 周琦 +1 位作者 张寅 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期672-676,共5页
为了保证压力容器(RPV)在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进... 为了保证压力容器(RPV)在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明:本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 共轭输运 反应堆压力容器 快中子注量率
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基于FLUKA计算压力容器快中子注量的可行性研究
10
作者 苏耿华 韩嵩 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期2951-2954,共4页
基于知识产权的考虑,通过与蒙特卡罗程序MCNP计算结果比对,研究使用FLUKA程序替代MCNP程序进行反应堆压力容器快中子注量计算的可行性。通过修改和调用子程序对次级粒子堆栈进行操作,解决了关闭裂变中子这一关键问题,FLUKA程序的计算结... 基于知识产权的考虑,通过与蒙特卡罗程序MCNP计算结果比对,研究使用FLUKA程序替代MCNP程序进行反应堆压力容器快中子注量计算的可行性。通过修改和调用子程序对次级粒子堆栈进行操作,解决了关闭裂变中子这一关键问题,FLUKA程序的计算结果与MCNP程序的计算结果相对偏差在5%以内,符合得较好,证明使用FLUKA程序替代MCNP程序用于计算反应堆压力容器快中子注量在技术上是可行的。 展开更多
关键词 FLUKA程序 蒙特卡罗程序 反应堆压力容器 中子注量
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