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| 1 | 中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究显示文摘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。 | 胡晓 陈效先 陈晓亮 章秩烽 周敏兰 | 2023 | 核动力工程2023，44，3： | 0 |
| 2 | 小型长寿期铅铋堆主要设备辐照损伤计算显示文摘通过计算小型长寿期铅铋堆主要部件和设备的原子离位数dpa,评估结构材料的辐照损伤程度。首先用MCNP计算反应堆内部最敏感的位置,采用SPECTER、SRIM程序分别计算包壳、组件外套管、异型钢、吊篮在寿期内的dpa。结果表明:SRIM与SPECTER计算结果对比,偏差在6%以内;铅铋堆堆内部件辐照损伤最严重的部件是堆芯中心补偿棒组件的外套管,在辐照寿期内dpa为17.95,远小于设计限值30;铅铋堆在寿期内运行,结构材料的辐照损伤均在安全限值范围内。研究结论对小型铅铋堆设计和安全运行具有参考价值。 | 胡晓 喻宏 郭佳欣 黄毅 乔鹏瑞 王事喜 | 2023 | 核电子学与探测技术2023，43，5： | 0 |
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