Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Tính toán kích thước giao thoa hư hại do dịch chuyển và các tính chất cơ học của vessel nhôm của lò phản ứng nghiên cứu Es-Salam
Tóm tắt
Sự lão hóa của các cơ sở hạt nhân là một trong những vấn đề lớn nhất trong kỹ thuật hạt nhân. Thiệt hại do bức xạ là một trong những nguyên nhân gây lão hóa. Loại thiệt hại này là một yếu tố quan trọng trong sự suy giảm các tính chất cơ học. Nghiên cứu này tập trung vào sự lão hóa của vessel nhôm ở lò phản ứng nghiên cứu Es-Salam do bức xạ neutron. Các mô phỏng Monte Carlo (MC) được thực hiện bằng các mã MCNP6 và SRIM để ước tính các khuyết tật được tạo ra bởi neutron trong vessel. Mô phỏng MC sử dụng MCNP6 đã được thực hiện để xác định sự phân bố của bức xạ neutron và sự tạo ra nguyên tử bị đánh bật ban đầu (PKA). Dựa trên điều kiện biên của các tính toán, việc sản xuất khí heli và hydro trong mô hình ở một lưu lượng neutron chuẩn hóa 6.62 × 1012 n/cm2 s đã được xác định lần lượt là 2.86 × 108 và 1.33 × 109 nguyên tử/cm3 s. Mã SRIM đã được sử dụng để mô phỏng sự tạo ra các khuyết tật (khoảng trống, hốc) trong hợp kim nhôm của vessel Es-Salam (EsAl) do heli và hydro với năng lượng xấp xỉ 11 MeV mỗi loại. Sự kết hợp giữa hai mã dựa trên việc xử lý sau phát sinh tệp đầu ra của theo dõi hạt (PTRAC) được tạo ra bởi MCNP6. Một chương trình nhỏ viết bằng ngôn ngữ MatLab được thực hiện để định dạng tệp đầu ra MCNP6 thành định dạng tệp đầu vào của SRIM. Nồng độ silicon đã được xác định cho vessel thông qua việc tính toán tỷ lệ tổng của phản ứng 27Al(n,γ)28Si. DPA (sự dịch chuyển trên mỗi nguyên tử) được tính toán trong SRIM theo các khuyến nghị của R.E. Stoller; giá trị tính toán được là 0.02 tại lưu lượng neutron nhanh 1.89 × 1019 n/cm2. Tiêu chuẩn RCC-MRx cho nhôm 6061-T6 được sử dụng cho mô phỏng sự tiến hóa của các tính chất cơ học ở bức xạ lưu lượng cao. Các giá trị tính toán của các tham số hạt nhân và DPA đạt được hoàn toàn nhất trí với các kết quả thực nghiệm từ Lò phản ứng đồng vị flux cao Oak Ridge (HFIR) báo cáo bởi Farrell và các đồng nghiệp.
Từ khóa
#lão hóa lò phản ứng hạt nhân #bức xạ neutron #mô phỏng Monte Carlo #khuyết tật trong vật liệu nhôm #tính chất cơ họcTài liệu tham khảo
F. Ozturk, A. Sisman, S. Toros et al., Influence of aging treatment on mechanical properties of 6061 aluminum alloy. Mater. Des. 31, 972–975 (2010). doi:10.1016/j.matdes.2009.08.017
M. Kolluri, Radiation Effects in Materials, in Neutron Irradiation Effects in 5xxx and 6xxx Series Aluminum Alloys: A Literature Review, ed. by A. Waldemar (Intech, Monteiro, 2016), pp. 393–411
H. Ju Jin, T. Kyu Kim, Neutron irradiation performance of Zircaloy-4 under research reactor operating conditions. Ann. Nucl. Energy 75, 309–315 (2015). doi:10.1016/j.anucene.2014.08.042
M. R. James, D. B. Pelowitz et al., Technical Report: MCNP6 User’s Manual Code Version 6.1.1beta (LA-CP-14-00745, 2011), (Los Alamos National Laboratory, 2014)
SRIM-2013 software package (2013), http://www.srim.org/SRIM/SRIMLEGL.htm. Accessed Sept 2014
B. Kapusta, C. Sainte-Catherine, X. Averty et al., Present status on the mechanical characterization of aluminum alloys 5754-NET-O and 6061-T6 irradiated at high fluences. Paper presented at the 9th Meeting of the International Group on Research Reactors, IGORR, Sydney, Australia, 24–28 March 2003
R. T. King, A. Jostsons, K. Farrell, in the Seventy-fifth Annual Meeting: Topics in the Effect of radiation on substructure and mechanical properties of metals and alloys, ed. by ASTM. A symposium presented at the Seventy-fifth Annual Meeting, Los Angeles, Calif., 25–30 June 1972. Neutron Irradiation Damage in a Precipitation-Hardened Aluminum Alloy, ASTM STP 529 (ASTM, Los Angeles, 1973), pp. 165–180
N.R. Mc Donald, C.J. Moss, The Ageing of the HIFAR Aluminum Tank: A Case Study. Paper presented at in IAEA Seminar for Asia and the Pacific on Ageing of Research Reactors, (Bangkok, Thailand, 1992)
K. Farrell, Report: Assessment of aluminum structural materials for service with the ANS reflector vessel (ORNL/TM-13049), IAEA, August 1995
B.T. Kelly, Irradiation damage to solids, 1st edn. (Pergamon Press, Oxford, 1966), p. 180
R.S. Averback, T. Diaz De La Rubia, Displacement Damage in Irradiated Metals and Semiconductors, in Solid State Physics, vol. 51, ed. by H. Ehrenreich, F. Spaepen (Academic Press, Cambridge, 1998), pp. 281–402
G.H. Kinchin, R.S. Pease, The mechanism of the irradiation disordering of alloys. J. Nucl. Energy 1, 200–202 (1955). doi:10.1016/0891-3919(54)90016-9
J. Lindhard, M. Scharff, H.E. Shiott, Report: Range concepts and heavy ion ranges (Notes on Atomic Collisions II) (Academy of Sciences, Royal Danish, 1963)
M.J. Norgett, M.T. Robinson, I.M. Torrens, A proposed method of calculating displacement dose rates. Nucl. Eng. Des. 33, 50–54 (1975). doi:10.1016/0029-5493(75)90035-7
ASTM E521-16, Standard Practice for Investigating the Effects of Neutron Radiation Damage Using Charged-Particle Irradiation, ASTM International. (West Conshohocken, PA, 2016)
M. T. Robinson, in Proceedings of Nuclear Fusion Reactors, London, 1970, ed. by British Nuclear Energy Soc. (UKAEA)
R. SHA, B. ZHU, J. LIU et al., Report: Study on corrosion of LT-21 aluminum alloy samples hung in reactor (China Nuclear Information Centre), (Atomic Energy Press, 1998)
J. Chang, J.Y. Cho, C.S. Gil et al., A simple method to calculate the displacement damage cross section of silicon carbide. Nucl. Eng. Technol. 46, 475–480 (2014). doi:10.5516/NET.01.2013.051
H.L. Heinisch, L.R. Greenwood, W.J. Weber et al., Displacement damage cross sections for neutron-irradiated silicon carbide. J. Nucl. Mater. 327, 175–181 (2004). doi:10.1016/s0022-3115(02)00962-5
P. Domonkoš, G. Farkas, Computer Simulation by MCNP-4C2 and TRIM 98.01 Codes. Paper presented at the Anniversary of Nuclear Technology 2004, Duesseldorf, Germany, 2004
G. Farkas, P. Domonkoš, V. Slugeň et al., Nuclear Analysis of the Copper Alloys for Fusion Technologies by Monte Carlo Method. Comput. Mater. Sci. 36, 121–124 (2006). doi:10.1016/j.commatsci.2004.11.021
S. Boafo, Thesis: Simulation of defects in (Be, Al) by neutron irradiation in the Ghana Research Reactor (GHARR-1) core using the MCNP5 and TRIM codes, (University of Ghana, 2012)
M. Tajik, N. Ghal-Eh, G.R. Etaati et al., Modeling NE213 scintillator response to neutrons using an MCNPX-PHOTRACK hybrid code. Nucl. Instrum. Methods Phys. Res. Sect. A 704, 104–110 (2013). doi:10.1016/j.nima.2012.12.001
L. Hamidatou, H. Benkharfia, Experimental and MCNP calculations of neutron flux parameters in irradiation channel at Es-Salam reactor. J. Radioanal. Nucl. Chem. 287, 971–975 (2011). doi:10.1007/s10967-010-0922-9
R.E. Stoller, Primary Damage Radiation Formation. Oak Ridge Natl. Lab. (2012). doi:10.1016/B978-0-08-056033-5.00027-6
AFCEN, Design and Construction Rules for Mechanical Components of Nuclear Installations (RCC-MRx 2012). (AFCEN, France, 2012)
DXS displacement damage cross-section data file (Karlsruhe Institute of Technology, October 2010), https://www-nds.iaea.org/CRPdpa/. Accessed Jan 2017
K. Farrell, R.T. King, Tensile properties of neutron-irradiated 6061 aluminum alloy in annealed and precipitation-hardened conditions. ASTM STP 683, 440–449 (1979)
J. R. Weeks, C. J. Czajkowski, P. R. Tichler, in 14th International Symposium: Topics in Effects of Radiation on Materials, ed. by N. H. Packan, R. E. Stoller and A. S kumar. 14th International Symposium on Effects of Radiation on Materials, Philadelphia, 1990. Effects of High Thermal and High Fast Fluences on the Mechanical Properties of Type 6061 Aluminum in the HFBR, vol. II (ASTM, Philadelphia, 1990), pp. 441–452
Es-Salam DZ0002 (IAEA, 2009), https://nucleus.iaea.org/RRDB/RR/Utilization.aspx?RId=115, Accessed 05 Sept 2016