一种铅冷快堆主要构件的辐照损伤计算

摘要

为满足公众对更安全、更经济和环境更友好的核能系统的需求,提出一种铅铋合金冷却的铅冷快堆(Breeding Lead-based Economical Safe System–Demonstration,BLESS-D).BLESS-D反应堆采用池式结构,热功率300 MW.金属材料受中子辐照时将造成材料的晶格缺陷,导致材料的宏观性能变化,改变其物理和机械性能.BLESS-D反应堆中有许多在反应堆寿期内不可更换的关键部件和设备,这些构件在反应堆运行期间如受到中子辐照损伤,将影响构件材料的性能,进而导致设备的使用寿命,限制了反应堆的寿命.本文通过计算BLESS-D反应堆主要部件和设备的原子离位数(Displacement Per Atom,DPA),评估结构材料的辐照损伤程度.利用SPECTER程序和MCNP程序进行燃料包壳、内部容器、主泵泵壳、蒸汽发生器壳和反应堆容器的DPA模拟计算,计算结果与发生材料辐照效应的DPA限值进行比较,发现内部容器的累积DPA在20年寿期内超过了材料辐照效应限值,需要进一步分析并优化设计,确保其寿期内的安全性.