نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

1 گروه فیزیک، دانشکده علوم پایه، دانشگاه اراک، صندوق پستی: 3848177584، اراک- ایران

2 پژوهشکده رآکتور و ایمنی هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1339-14155، تهران- ایران

چکیده

محاسبات آسیب ناشی از تابش نوترون برای تخمین طول‌عمر تأسیسات هسته‌­ای بسیار حایز اهمیت است. هدف از این پژوهش، بررسی حساسیت میزان آسیب نسبت به طیف نوترون در ناحیه­ بیشینه شار از محفظه فشار می‌­باشد. محاسبات آسیب تابشی برای سه ساختار گروه‌بندی انرژی مختلف در ناحیه بیشینه شار توسط کدهای SPECOMP و SPECTER صورت گرفته است. با مقایسه نتایج حاصل از ارزیابی کد SPECTER و مقادیر به‌­دست آمده از استاندارد ASTM E-693، برای سه ساختار گروه‌بندی انرژی WIMS، CINDER و OPENMC در ضخامت یک­‌چهارم محفظه فشار، میزان اختلاف محاسبات به­‌ترتیب 4-10×25/4-10×75/0 و 4-10×74/1 به‌­دست آمده است. بنابراین گروه‌بندی انرژی WIMS با اختلاف
4-10×25/0، میزان آسیب دقیق‌تری در ضخامت یک‌­­چهارم محفظه فشار رآکتور
‌WWER 1000 را به‌­دست می‌­دهد. در ضخامت سه‌­­چهارم محفظه فشار (با توجه به تغییر ترکیبات ماده محفظه فشار)، میزان اختلاف محاسبات به‌­ترتیب برابر با 4-10×43/4-10×52/4-10×86/1 می­باشد. بنابراین در ضخامت سه‌­چهارم محفظه فشار نیز گروه‌بندی انرژی WIMS با کم‌­ترین اختلاف نسبت به مقدار استاندارد ASTM E-693 (4-10×43/0)، دقیق‌­ترین آسیب را نسبت به دو طیف دیگر محاسبه می­‌کند. نتایج حاصل از آنالیز حساسیت محاسبات آسیب در ضخامت­‌های مختلف گویای این واقعیت است که محاسبات آسیب نسبت به تعداد گروه انرژی نوترون بسیار حساس است و با افزایش گروه­ انرژی، اختلاف بین مقادیر آسیب با مقدار استاندارد ASTM E-693 کاهش یافته است. با توجه به نتایج آسیب برای ضخامت یک‌­چهارم، میزان تنش عملکردی به‌­وجود آمده توسط گروه‌بندی انرژی­ WIMS در مدت زمان 1، 5، 10، 15، 20، 25، 30، 35 و 40 سال کارکرد رآکتور WWER 1000 محاسبه شده است.

کلیدواژه‌ها

عنوان مقاله [English]

Radiation damage and yield strength calculations in the pressure vessel of WWER-1000 reactor and sensitivity analysis of neutron spectrum on the shield of vessel

نویسندگان [English]

  • E. Moslemi-Mehni 1
  • F. Khoshahval 2
  • R. Pour-Imani 1
  • M. A. Amirkhani-Dehkordi 2

1 Department of Physics, Faculty of Science, Arak University, 3848177584, Arak, Iran

2 Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 14155-1339, Tehran- Iran

چکیده [English]

Radiation damage calculation is very important for estimating the lifetime of nuclear power plant instruments. The purpose of the present study is to evaluate the sensitivity of the damage values to the neutron group energy, where the neutron flux rate is maximum. In the present study, we propose three neutron group energy (WIMS, CINDER, and OPENMC) to evaluate the sensitivity of radiation damage calculations. The obtained result from SPECTER code shows that the differences between these results and the standard values (ASTM E-693) for three group energy WIMS, CINDER and OPENMC are respectively 0.25E-04, 0.75E-04, and 1.74E-04 in the ¼ diameter of reactor pressure vessel (RPV). Therefore, the WIMS energy group is the most accurate spectrum compared to other spectrums in this region. Also, these differences are respectively 0.43E-04, 0.52E-04, and 1.86E-04 in the ¾ diameter of RPV. Moreover, the WIMS group energy is the most accurate spectrum in this region. This result shows that increasing the number of neutron energy group cause to reduce the difference between calculation of damage and its standard values. According to the results of calculated damage that induced by WIMS group energy in ¼ diameter of RPV, the values of yield strength at 1, 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 and 40 years are calculated by SPECOMP and SPECTER codes.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Radiation damage
  • SPECTER code
  • Sensitivity Analysis
  • Yield strength
  • Reactor pressure vessel
1.  K. Dohi, et al. Effect of neutron flux on low temperature irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steel, Journal of nuclear materials, 265, 78-90 (1999).‏

 

2.   B. Z. Margolin, and V. I. Kostylev. Radiation embrittlement modelling for reactor pressure vessel steels: II. Ductile fracture toughness prediction. International journal of pressure vessels and piping, 76.10, 731-740 (1999).‏

 

3.  S. Alhassan, Radiation Damage Assessment of Zircaloy and Stainless Steel Cladding materials based on Neutron Flux and Energy Deposition using both Computational Tools and Analytical Solution. Diss. University of Ghana, (2016).‏

 

 
4.    F. A. Garner, 4.02 Radiation damage in austenitic steels. Comprehensive nuclear materials, 4, 33-95 (2012).‏

 

5.     K. Nordlund, et al. Improving atomic displacement and replacement calculations with physically realistic damage models. Nature communications, 9.1, 1-8 (2018).‏

 

6.     Greenwood, R.Lawrence, R.K.Smither. SPECTER: Neutron damage calculations for materials irradiations. No. ANL/FPP/TM-197. Argonne National Lab, IL (USA), (1985‏

 

7.   ‏A. Pirouzmand, M. Kazem Dehdashti. Estimation of relative power distribution and power peaking factor in a VVER-1000 reactor core using artificial neural networks. Progress in Nuclear Energy, 85, 17-27 (2015).  ‏

 

8.    S.‌F.‌G.Ardekani, K. Hadad. Monte Carlo evaluation of neutron irradiation damage to the VVER-1000 RPV. Nuclear Energy and Technology, 3.2, 73-80 (2017).

 

9.    T. S. Byun, N. Hashimoto, K. Farrell. Deformation mode map of irradiated 316 stainless steel in true stress–dose space. Journal of nuclear materials, 351.1-3, 303-315 (2006).‏ ‏

 

10. E. H. Lee, et al. Origin of hardening and deformation mechanisms in irradiated 316 LN austenitic stainless steel. Journal of nuclear materials 296.1-3, 183-191 (2001).

 

11.   L. S. Waters, MCNPX user’s manual. Los Alamos National Laboratory, (2002).‏

 

12. W. Dorchester, RSICC COMPUTER CODE COLLECTION WIMS-D4. Atomic Energy Establishment, (1990).‏

 

13. P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, K. Smith, OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development, Ann. Nucl. Energy, 82, 90–97 (2015).

 

14. L. R. Greenwood, SPECOMP calculations of radiation damage in compounds. Reactor Dosimetry: Methods, Applications, and Standardization. ASTM International, (1989).‏

 

15.  K. Cass, An Evaluation and Validation of the Computer Code SPECTER for Use in Nuclear Materials Science Research. Diss. Pennsylvania State University, (2015).‏

 

16. ASTM E693-12, Standard Practice for Charactersing Neutron Exposures in Iron and Low Alloy Steels in Terms of Displacements Per Atom (DPA), E 706 (ID).

1.  K. Dohi, et al. Effect of neutron flux on low temperature irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steelJournal of nuclear materials265, 78-90 (1999).‏
 
2.   B. Z. Margolin, and V. I. Kostylev. Radiation embrittlement modelling for reactor pressure vessel steels: II. Ductile fracture toughness prediction. International journal of pressure vessels and piping, 76.10, 731-740 (1999).‏
 
3.  S. Alhassan, Radiation Damage Assessment of Zircaloy and Stainless Steel Cladding materials based on Neutron Flux and Energy Deposition using both Computational Tools and Analytical SolutionDiss. University of Ghana, (2016).‏
 
 
4.    F. A. Garner, 4.02 Radiation damage in austenitic steelsComprehensive nuclear materials, 4, 33-95 (2012).‏
 
5.     K. Nordlund, et al. Improving atomic displacement and replacement calculations with physically realistic damage modelsNature communications, 9.1, 1-8 (2018).‏
 
6.     Greenwood, R.Lawrence, R.K.Smither. SPECTER: Neutron damage calculations for materials irradiations. No. ANL/FPP/TM-197. Argonne National Lab, IL (USA), (1985‏
 
7.   ‏A. Pirouzmand, M. Kazem Dehdashti. Estimation of relative power distribution and power peaking factor in a VVER-1000 reactor core using artificial neural networksProgress in Nuclear Energy, 85, 17-27 (2015).  ‏
 
8.    S.‌F.‌G.Ardekani, K. Hadad. Monte Carlo evaluation of neutron irradiation damage to the VVER-1000 RPVNuclear Energy and Technology, 3.2, 73-80 (2017).
 
9.    T. S. Byun, N. Hashimoto, K. Farrell. Deformation mode map of irradiated 316 stainless steel in true stress–dose space. Journal of nuclear materials, 351.1-3, 303-315 (2006).‏ ‏
 
10. E. H. Lee, et al. Origin of hardening and deformation mechanisms in irradiated 316 LN austenitic stainless steelJournal of nuclear materials 296.1-3, 183-191 (2001).
 
11.   L. S. Waters, MCNPX user’s manualLos Alamos National Laboratory, (2002).‏
 
12. W. Dorchester, RSICC COMPUTER CODE COLLECTION WIMS-D4Atomic Energy Establishment, (1990).‏
 
13. P. K. Romano, N. E. Horelik, B. R. Herman, A. G. Nelson, B. Forget, K. Smith, OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development, Ann. Nucl. Energy, 82, 90–97 (2015).
 
14. L. R. Greenwood, SPECOMP calculations of radiation damage in compounds. Reactor Dosimetry: Methods, Applications, and StandardizationASTM International, (1989).‏
 
15.  K. Cass, An Evaluation and Validation of the Computer Code SPECTER for Use in Nuclear Materials Science Research. Diss. Pennsylvania State University, (2015).‏
 
16. ASTM E693-12, Standard Practice for Charactersing Neutron Exposures in Iron and Low Alloy Steels in Terms of Displacements Per Atom (DPA), E 706 (ID).