manbetx网页登录入口 106， 03004 (2016)
https://doi.org/10.1051/epjconf/201610603004

整体固有安全轻水堆反应堆压力容器辐射损伤评估(I²S-LWR)

佐治亚理工学院，核与辐射工程，770州街，佐治亚州亚特兰大30332-0745，美国

^一个通讯作者:timothy.flaspoehler@gatech.edu

网上发表:2016年2月3日

摘要

反应堆压力容器(RPV)的辐射损伤是影响反应堆寿命的主要因素之一。旧反应堆的设计假设运行寿命为40年，而新反应堆设计的使用寿命预计将达到100年。为了安全运行，必须确保RPV的完整性不受重大材料性能变化的影响。在本工作中，在I的RPV中计算了典型的中子损伤指标²S-LWR(积分固有安全LWR)电站，包括DPA(每原子位移)和快中子通量(>1 MeV和>0.1MeV)。我²S-LWR是一种整体设计的压水堆，这意味着它更宽的下行管为容器提供额外的屏蔽。然而，其较高的核心功率密度和较长的寿命可能会抵消这一优势。为了准确地表示RPV损伤评估的中子环境，在初步设计规范的基础上建立了详细的模型²S-LWR被开发用于Scale6.1代码包的MAVRIC (Monaco with Automated Variance Reduction using Importance计算)序列。MAVRIC使用CADIS(一致伴随驱动重要性抽样)方法对固定源MC(蒙特卡罗)模拟进行偏置。为了建立边界包络的上限，使用了平源分布。对于下限，使用KENO-VI临界序列生成了一个中心峰值源，假设新鲜燃料芯均匀。结果基于初步的I²S-LWR模型表明，DPA率和快速通量率保守地比美国目前运行的典型PWRs低75%。