中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

胡晓; 陈效先; 陈晓亮; 章秩烽; 周敏兰

doi:10.13832/j.jnpe.2023.03.0038

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0038

中国原子能科学研究院，北京，102413

详细信息

作者简介:
胡　晓（1990—），女，博士研究生，现主要从事反应堆物理的研究，E-mail: 13051193928@163.com

通讯作者:
陈效先，E-mail: chenxiaoxian@ciae.ac.cn

中图分类号: TL32
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出版历程
- 收稿日期: 2022-07-13
- 修回日期: 2022-08-29
- 刊出日期: 2023-06-15

Application Research of Neutron Flux Detector in Irradiation Damage of Fast Reactor Structural Materials

China Institute of Atomic Energy, Beijing, 102413, China

摘要

摘要: 为评估快堆结构材料的辐照损伤，本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案，分析探测片特性和反应道截面，选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱，并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算，同时与SPECTER 计算值进行对比。结果表明，本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内，符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系，对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。
- 辐照损伤 /
- 快堆 /
- 解谱
Abstract: In order to evaluate the radiation damage of fast reactor structural materials, a set of evaluation methods for radiation damage of fast reactor structural materials is proposed in this paper. According to the characteristics of the fast reactor energy spectrum, the irradiation scheme of the neutron flux detector is designed, the characteristics of the detector foil and the section of the reaction channel are analyzed, and seven kinds of fast neutron flux detectors are selected. At the same time, the iterative method is used to develop the spectrum analysis program in Labview platform. Based on the radiation experimental data of the Russian boron carbide module, the spectrum is analyzed, and combined with the calculation of the module cladding dpa of the Lindhard-Robinson model, and compared with the calculated value of SPECTER. The results show that the deviation between the dpa obtained by the experimental method and the calculated value of SPECTER is within 6%, which is in good agreement. In this paper, a complete set of radiation damage evaluation system for fast reactor structural materials is established, which is of great significance to the radiation damage monitoring of structural materials.
- Radiation damage /
- Fast reactor /
- Spectrum analysis

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图 1 CEFR理论计算中子能谱

Figure 1. Theoretical Calculation of Neutron Spectrum in CEFR

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图 2 加工完的中子注量探测器

Figure 2. Processed Neutron Flux Detector

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图 3 中子注量监测罐

Figure 3. Neutron Flux Monitoring Tank

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图 4 SD 解谱流程图

Figure 4. Flow Chart of SD Spectrum Analysis

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图 5 碳化硼元件棒

Figure 5. Boron Carbide Element Rod

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图 6 CEFR建模

Figure 6. CEFR Modeling

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图 7 碳化硼组件

Figure 7. Boron Carbide Assembly

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图 8 碳化硼组件轴向3个位置处的中子注量率

Figure 8. Neutron Flux at Three Axial Positions of Boron Carbide Assembly

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图 9 NJOY程序群截面加工流程图

Figure 9. Processing Flow Chart of NJOY Program Group Section　　　　　　　　

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图 10 5种反应道群截面

Figure 10. Five Reaction Channel Group Sections

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图 11 位置2解谱结果

Figure 11. Spectrum Analysis Result at Position 2

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图 12 包壳钢损伤能量产生截面

Figure 12. Damage Energy Generation Section of Cladding Steel

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表 1 CEFR主要参数

Table 1. Main Parameters of CEFR

参数名	参数值
额定热功率/MW	65
净电功率/MW	20
堆芯等效直径/mm	600
堆芯高度/mm	450
最大燃耗/[MW·d·t⁻¹(U)]	6×10⁴
辐照周期/d	80
换料周期/d	240

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表 2 CEFR拟选用的探测片及反应道

Table 2. Activation Foil and Reaction Channel to be Selected by CEFR

核素	核反应	富集度/%	半衰期	待测能量/keV	有效阈能/MeV
⁴⁷Ti	⁴⁷Ti(n,p)⁴⁷Sc	7.28	3.39 d	159.39	2.2
⁵⁸Ni	⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co	67.88	70.83 d	810.759	2.8
⁶⁴Zn	⁶⁴Zn(n,p)⁶⁴Cu	48.9	12.70 h	1345.77	3.0
⁵⁴Fe	⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn	5.845	312.13 d	834.838	3.1
⁴⁶Ti	⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc	7.28	83.34 d	889.258	3.9
²⁴Mg	²⁴Mg(n,p)²⁴Na	78.99	15.00 h	1368.60	6.8
²⁷Al	²⁷Al(n, α)²⁴Na	100	15.00 h	1368.60	7.2
⁴⁸Ti	⁴⁸Ti(n,p)⁴⁸Sc	73.94	44.0 h	175	7.6
⁶³Cu	⁶³Cu(n,α)⁶⁰Co	0.691	5.2714 a	1173.24	6.8
⁹³Nb	⁹³Nb(n,n’)⁹³Nb^m	1	16.13 a	30.77	1.0
⁸⁹Y	⁸⁹Y (n,2n)⁸⁸Y	1	106.65 d	898.04	9.6

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表 3 快中子注量探测器

Table 3. Fast Neutron Flux Detector

核素	核反应	平均反应截面/mb	能量/MeV	强度/%
⁴⁶Ti	⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc	11.6	0.889	100
⁴⁶Ti	⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc	11.6	1.121	100
⁵⁴Fe	⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn	80.5	0.835	99.975
⁵⁸Ni	⁵⁸Ni(n,p)⁵⁸Co	108.5	0.811	99.4
⁶³Cu	⁶³Cu(n,α)⁶⁰Co	0.5	1.173	99.85
⁶³Cu	⁶³Cu(n,α)⁶⁰Co	0.5	1.332	99.98
⁹³Nb	⁹³Nb(n,n’)^93mNb	146.2	0.01652	9.25
⁵⁵Mn	⁵⁵Mn(n,2n)⁵⁴Mn	0.2	0.834	99.98
⁸⁹Y	⁸⁹Y (n,2n)⁸⁸Y	0.15	0.898	93.9
1 b=10⁻²⁸ m²

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表 4 俄罗斯报告实验数据^[9]

Table 4. Russia Reports Experimental Data^[9]

位置	距堆芯中心标高/mm	核反应截面
		⁹³Nb(n,n')⁹³Nb^m		⁹³Nb(n,g)⁹⁴Nb		⁵⁴Fe(n,p)⁵⁴Mn		⁴⁶Ti(n,p)⁴⁶Sc		⁶³Cu(n,α)⁶⁰Co
		活度/10⁶ Bq	单核反应率/10⁻¹¹	活度/10⁴ Bq	单核反应率/10⁻¹⁰	活度/10⁶ Bq	单核反应率/10⁻¹²	活度/10⁵ Bq	单核反应率/10⁻¹³	活度/10⁴ Bq	单核反应率/10⁻¹⁴
位置1	+275	1.802	1.752	1.564	1.869	0.760	4.066	1.465	4.968	0.602	2.210
位置2	0	8.360	7.940	2.365	2.599	4.656	25.360	未布置Ti片和Cu片
位置3	−200	6.310	5.845	2.127	2.346	3.315	18.235	7.925	23.115	2.841	10.160

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表 5 实验值与计算值对比

Table 5. Comparison between Experimental Value and Theoretical Value

位置	距堆芯中心标高/mm	模式	dpa值	与俄罗斯实验值偏差/%
位置1	+275	俄罗斯报告实验值	13.26
		根据探测片活度计算的实验值	12.86	−3.01
		SPECTER计算值	13.10	−1.21
位置2	0	俄罗斯报告实验值	18.6
		根据探测片活度计算的实验值	18.2	2.15
		SPECTER计算值	19.2	3.23
位置3	–200	俄罗斯报告实验值	13.46
		根据探测片活度计算的实验值	13.28	1.33
		SPECTER计算值	14.26	5.94

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参考文献(13)

[1]	郁金南. 材料辐照效应[M]. 北京: 化学工业出版社, 2007: 1.
[2]	AMIRKHANI M A, ASADI ASADABAD M, HASSANZADEH M, et al. Calculation of dpa rate in graphite box of Tehran Research Reactor (TRR)[J]. Nuclear Science and Techniques, 2019, 30(6): 92. doi: 10.1007/s41365-019-0621-3
[3]	CHEN X L, ZHOU K Y, CHEN X X. Analysis of irradiation ability of China experimental fast reactor: IAEA-CN245-108[R]. Russia: IAEA, 2017.
[4]	喻宏, 陈晓亮, 胡定胜, 等. 一种钠冷快堆中进行活化法辐照实验的系统及方法: 中国, CN102842348A [P]. 2012-12-26.
[5]	张鹏,王侃,李满仓,等. 蒙特卡罗均匀化与多群蒙特卡罗输运研究[J]. 核动力工程,2012, 33(4): 24-28.
[6]	MALKAWI S R, AHMAD N. Solution of the neutron spectrum adjustment problem in a typical MTR type research reactor[J]. Annals of Nuclear Energy, 2000, 28(1): 25-51.
[7]	李达,张文首,江新标,等. 西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量[J]. 原子能科学技术,2014, 48(7): 1243-1249. doi: 10.7538/yzk.2014.48.07.1243
[8]	陈树学, 刘萱. LabVIEW宝典[M]. 北京: 电子工业出版社, 2011: 3.
[9]	俄罗斯联邦科学中心-核反应堆科学研究院. CEFR反应堆硼屏蔽组件吸收元件反应堆辐照后研究结果总结报告[Z]. 沙仁礼译. 2004.
[10]	MACFARLANE R E, MUIR D W. The NJOY nuclear data processing system version 91: LA-12740-M[R]. Washington: Los Alamos National Laboratory, 1994.
[11]	HEYDARZADE A, KASESAZ Y, et al. Coupling the SAND-II and MCNPX codes for neutron spectrum unfolding[J]. Journal of Instrumentation, 2018, 13(8): 08010.
[12]	GREENWOOD L R, SMITHER R K. SPECTER: neutron damage calculations for materials irradiations: ANL/FPP/TM-197[R]. Argonne: Argonne National Laboratory, 1985.
[13]	AOYAMA T, SEKINE T, TABUCHI S. Characterization of neutron field in the experimental fast reactor JOYO for fuel and structural material irradiation test[J]. Nuclear Engineering and Design, 2004, 228(1-3): 21-34. doi: 10.1016/j.nucengdes.2003.06.003