بررسی مشخصات اتم های پس زده اولیه (PKA) و آسیب ناشی از تابش نوترون در فولاد زنگ نزن 316

سال انتشار: 1398
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 904

فایل این مقاله در 11 صفحه با فرمت PDF قابل دریافت می باشد

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_JAPAZ-9-3_001

تاریخ نمایه سازی: 7 مرداد 1399

چکیده مقاله:

یکی از آثار تابش­های هسته­ای در مواد، جابه جایی اتم­ها از جایگاه خود در شبکه بلوری است. برای محاسبه آسیب تابش نوترون باید طیف انرژی اتم های پس­زده اولیه و همچنین توزیع زاویه­ای و مکانی آن ها را محاسبه کرد. برنامه AMTRACK به منظور محاسبه این اطلاعات توسعه یافته است. این برنامه با استفاده از خروجی Ptrac کد MCNPX و تحلیل آن، اطلاعات مربوط به اتم­های پس­زده را به دست می آورد. در این مطالعه، فولاد زنگ نزن 316 که یکی از مهمترین آلیاژها در ساخت محفظه فشار راکتور است، بررسی شده است. نوترون های تک انرژی keV 1 تاMeV 10 روی این فلز تابش داده شده اند و کسر PKA های تولیدی، انرژی میانگین آن ها، بیشینه انرژی PKA ها و میزان آسیب تابشی به دست آمده است. محاسبات با استفاده از طیف نوترون راکتور بوشهر انجام شده است. با استفاده از این روش مقدار آسیب در راکتور بوشهر (برای فولاد زنگ نزن 316) برابر است با (dpa/fluence) 22-10× 2/7.

کلیدواژه ها:

اتم های پس زده اولیه ، برنامه AMTRACK ، کد SRIM ، VVER-1000 ، فولاد زنگ نزن سری316

نویسندگان

علی محمدی

دانش آموخته دکترا، دانشکده فیزیک، دانشگاه اراک

محسن اسدی اسدآباد

دانشیار، پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران

سعید حمیدی

دانشیار، دانشکده فیزیک، دانشگاه اراک

محمد امین امیرخانی دهکردی

دانش آموخته دکترا، پژوهشکده راکتور و ایمنی هسته ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته ای، سازمان انرژی اتمی ایران

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • Was G.S., Fundamentals of radiation materials science, Metals and alloys., ...
  • Averback R.S., Atomic displacement processes in irradiated metals.,  Journal of ...
  • Vladimirov P., Bouffard S., Displacement damage and transmutations in metals ...
  • Robinson M.T., Basic physics of radiation damage production., Journal of ...
  • Blue T., Lohan B., Khorsandi B. and Miller D., Neutron ...
  • Herman M., Trkov A., Data Formats and Procedures for the ...
  • Kapyrin P.G., Krylov S.Y., Album of neutronic characteristics of reactor ...
  • Jr. Karnoski Pj., Fretague Wj., Potapovs Uldis and Steele L.E., ...
  • Klueh R.L., Elevated-temperature ferritic and martensitic steels and their application ...
  • IAEA-TECDOC-665, Materials for advanced water cooled reactors., Proceedings of a ...
  • Gillemot F., Overview of reactor pressure vessel cladding., Int. J. ...
  • Stegemann D., Reimche W., Feiste K.L., Reichert Ch., Bernard M., ...
  • Gilbert M.R., Marian J., Sublet j.Ch., Energy spectra of primary ...
  • Luneville L., Simeone D., Gosset D., A new tool to ...
  • Ghazi Ardakani S.F., Hadad K., Evaluation of radiation damage in ...
  • Ghazi Ardakani S.F., Hadad K., Monte Carlo evaluation of neutron ...
  • Amirkhani M.A., Asadi AsadAbad M., Hasanzadeh M., Mirvakili S.M., Mohamadi ...
  • Pelowitz D.B., MCNPX 2.7D Extensions., Los Alamos National Laboratory Report ...
  • SAE International AMS 5524L, Steel Corrosion and Heat-Resistant Sheet Strip ...
  • Ziegler J.F., SRIM-2003., Nuclear Instrument and Methods in Physics Research ...
  • Ziegler J.F., Biersack J.P., Ziegler M.D. , SRIM The Stopping ...
  • Ziegler J.F., Biersack J., Littmark U., The Stopping and Range ...
  • Ziegler J.F., Ziegler M.D., Biersak J.P., SRIM the Stopping Range ...
  • Standard Practice for Investigating the Effects of Neutron Radiation Damage ...
  • نمایش کامل مراجع