聚变堆材料辐照损伤数值模拟初步研究

摘要

材料问题是聚变能能否及早实现商业应用的关键技术问题之一,聚变堆产生的14MeV高能中子对结构材料的辐照损伤非常严重.聚变堆结构材料在高能中子辐照下会受到很大的离位损伤,尤其是面向等离子体第一壁材料在其堆寿期内会受到高达几百dpa,同时,高能中子还与材料原子核发生(n,α)、(n,p)反应,生成大量的氢、氦导致材料中产生空位及积累,形成空洞,引起材料的辐照肿胀和变形.因此,研究聚变堆材料的中子辐照损伤特征对聚变堆结构材料的概念设计非常必要. 由于14MeV中子的辐照损伤实验难以进行,所以采用可靠的数值模拟计算方法从理论上模拟聚变堆中子的辐照损伤和辐照效应变得尤为重要.通常采用计算机模拟程序模拟不同候选材料的辐照损伤,获得大量的辐照损伤数据,为聚变堆材料的设计与研究提供重要的参数.本论文从材料的辐照损伤基本概念出发,系统阐述了材料原子离位损伤和气体产生的基本原理,探讨了这些辐照损伤基本参数的计算方法,介绍了辐照损伤计算相关程序和数据库.同时,对中国低活化马氏体钢-CLAM钢(China Low.Activation Marttensitic steel)用作FDS(Fusion Design Study)系列反应堆的结构材料时所承受的辐照损伤进行模拟计算与分析,并且与SiC、316SS的辐照损伤特征进行了比较与分析.聚变驱动次临界反应堆FDS-I满功率运行一周年时,作为第一壁结构材料的CLAM钢产生的原子离位损伤为28.8dpa,气体产生为40.9appm;聚变发电反应堆FDS-Ⅱ在满功率运行一周年时,其第一壁结构材料CLAM的原子离位损伤为48.5dpa,气体产生为486.0appm.计算分析表明,纯聚变堆系统在运行过程中材料的辐照损伤程度要比聚变.裂变混合堆严重的多;在相同的辐照条件下CL,AM钢的综合抗辐照性能优于SiC、316SS.

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致谢

第一章引言

1.1聚变能发展的战略意义

1.2核聚变研究现状

1.3聚变堆材料辐照损伤数值计算模拟研究的意义

1.3.1聚变堆主要材料及其特点

1.3.2聚变堆材料辐照损伤数值计算模拟研究的意义

1.4本论文的意义及主要内容

第二章材料辐照损伤基本原理

2.1材料辐照损伤特性

2.1.1材料辐照效应

2.1.2辐照引起材料性能变化的途径

2.2气体产生损伤的物理原理

2.3原子离位损伤的物理原理

2.3.1中子引发的材料原子离位损伤

2.3.2其它粒子引发的辐照损伤机理

2.4小结

第三章辐照损伤的计算原理及方法

3.1气体产生损伤的计算方法

3.2原子离位损伤计算

3.2.1原子离位损伤计算方法

3.2.2原子离位损伤截面计算方法

3.3小结

第四章辐照损伤计算程序及数据库

4.1材料辐照损伤损伤计算程序

4.1.1 NPRIM

4.1.2 IOTA

4.1.3 SPECTER-ANL

4.2辐照损伤计算的相关数据库

4.2.1 NPRIM计算辐照损伤时所需要的数据库

4.2.2 SPECTER计算材料辐照损伤需要的数据库

4.3小结

第五章聚变反应堆材料辐照损伤数值模拟研究

5.1中子通量输运计算

5.1.1中子输运理论及其求解方法

5.1.2多功能中子学程序系统VisualBUS

5.1.3数据库HENDL

5.2 FDS-Ⅰ材料辐照损伤数值模拟计算分析

5.2.1 FDS-Ⅰ介绍

5.2.2典型区域结构材料辐照损伤分析

5.3 FDS-Ⅱ材料辐照损伤数值模拟计算分析

5.3.1 FDS-Ⅱ介绍

5.3.2 FDS-Ⅱ模型描述

5.3.3 FDS-Ⅱ典型区域结构材料的辐照损伤分析

5.4 小结

第六章总结与展望

参考文献

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