电子辐照高纯铁电阻率回复的团簇动力学模拟

电阻率回复实验是研究材料辐照损伤机理的有效手段,可表征材料中辐照缺陷数量的变化。本文基于平均场速率理论开发了模拟辐照缺陷演化的团簇动力学程序,模拟了高纯铁经3MeV电子辐照至2.0×10-6 dpa后等时时效过程的缺陷演化过程,并与电阻率回复实验结果进行了对比。模拟结果表明,辐照缺陷数量随温度升高的演化过程与电阻率的变化趋势吻合得很好,电阻率回复的峰值分别对应于间隙原子、间隙原子团簇、空位团簇等缺陷的数量变化。该方法对于研究材料辐照损伤机理具有重要意义。     

非均匀形核对辐照诱导钨内微结构演化行为影响的团簇动力学模拟

金属钨(W)及其合金作为未来聚变堆最具应用前景的面向等离子体结构材料(PFMs),其服役性能直接影响聚变堆长期服役的安全性,辐照诱导W及其合金内微结构演化导致的辐照脆化现象始终是限制其工程应用的关键因素。本文基于分子动力学计算结果,进一步完善了辐照诱导材料微结构演化行为的团簇动力学模型,采用更加完备的物理模型描述材料内辐照缺陷的产生行为,并进一步探讨了W基体内辐照缺陷产生过程对微结构演化行为的影响。模拟结果表明,高能初始离位原子(PKA)诱发级联碰撞直接产生的缺陷团簇是W内位错环、空洞演化中最重要的形核机制;非均匀形核所产生的间隙团簇的扩散行为对位错环的长大行为有重要影响,会导致位错环尺寸分布中出现亚尖峰与台阶状形貌。     

钨中自间隙原子团簇扩散行为的分子动力学模拟

钨被视为未来聚变堆中最有可能全面使用的面对等离子体材料。而在未来聚变堆真实环境下,氘氚聚变反应产生的14 MeV高能中子辐照将在材料中产生严重的原子离位损伤和各种缺陷积累。其中自间隙原子（SIA）及其团簇是中子辐照损伤中最常见的缺陷种类。本文采用分子动力学模拟系统研究钨中1/2〈111〉和〈100〉 SIA团簇的稳定结构和形成能,发现SIA团簇最稳定结构是1/2〈111〉 SIA团簇结构,SIA团簇聚集后会稳定存在。并研究了不同尺寸1/2〈111〉 SIA团簇的动力学扩散行为,发现单个SIA在温度高于700 K时易扩散和转向,而两个以上的SIA团簇在300~900 K时主要表现为一维方向的运动。为准确描述各种尺寸SIA团簇的动力学行为,给出了一套计算SIA团簇跃迁频率的经验参数。相关结果将为更大尺度的动力学蒙特卡罗和团簇动力学模拟提供准确和完备的输入参数,为正确掌握和评价钨中子辐照行为提供依据。     

FeCu模型合金中Cu析出物导致硬化的位错动力学研究

压水反应堆压力容器（RPV）钢服役过程经高能中子辐照产生的溶质-缺陷团簇,导致辐照硬化和脆化,是影响其服役寿命的关键因素。利用位错动力学方法结合分子动力学和分子静力学计算获得的缺陷钉扎力,研究了FeCu模型合金中Cu析出物导致硬化的机理,分析了钉扎力、脱钉临界角等因素对计算结果的影响,并对计算结果的置信度进行了分析。结果表明：半径小于1 nm析出物的脱钉判据主要为力判据,需精确计算缺陷对位错的钉扎力;半径大于1 nm析出物的脱钉判据主要为临界角判据,对于Cu析出物,其临界角约为130°。本研究结果对于深入研究RPV钢辐照硬化机理以及预测辐照脆化趋势具有重要意义。     

数值堆材料辐照损伤并行动力学蒙特卡罗软件MISA-AKMC的设计与实现

材料辐照损伤模拟是数值堆软件的重要内容。原子动力学蒙特卡罗（AKMC）方法是研究核材料辐照行为的重要手段,可在保持原子级别精度下,有效地扩展模拟的时间尺度到秒甚至年量级。但在面向实际应用需求时,其仍面临内存限制和复杂的计算量等挑战。通过并行计算技术提升计算效率是解决这一挑战的有效手段。本文论述一款并行AKMC程序MISA-AKMC的设计原理与实现技术。MISA-AKMC实现了一种并行KMC模拟框架,重点包括sub-lattice并行算法的实现、加速优化方法、转发通信方法、KMC模型接口等。基于该框架,开发了空位-间隙的演化模型,可实现热老化模拟和析出模拟。通过并行性能测试获得了良好的并行性能,结合算例结果验证说明了MISA-AKMC的正确性和可靠性。     

核材料中子辐照损伤的团簇动力学模拟综述

核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一。由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理，因此相关理论模拟至关重要。介观尺度团簇动力学（CD）模型由于不受时间和空间尺度的限制，是一种研究材料中子辐照损伤长时间演化的有效方法。本文综述了CD的模型、数值算法和最新进展，重点介绍了CD在典型核材料的中子辐照问题中的系列应用，并对CD的未来发展进行了展望。     

基于AKMC方法研究Mn对Cu团簇析出的影响

Cu团簇析出是影响FeCu合金体系安全服役的主要因素之一。本文基于原子动力学蒙特卡罗（AKMC）方法研究了热老化条件下,合金元素Mn对Fe-1.34at.%Cu-Xat.%Mn（X为0、0.27、1.2、3、5）合金中Cu团簇析出的影响。研究结果表明,随着体系中Mn含量的增加,析出形核的纳米级Cu团簇的数密度不断增加;Mn含量对形核Cu团簇的平均尺寸影响不大。团簇中主要成分为Cu;团簇中Mn含量随初始基体中Mn含量的增加而增加。合金元素的成团参与百分比决定了团簇平均尺寸。Cu-Vac复合体较强的扩散能力及其较远的扩散距离是造成Cu团簇析出的主要因素;而Mn的加入会抑制Cu-Vac复合体的可移动距离和可移动能力,从而提高Cu团簇的数密度。合金元素Mn的加入会影响形核Cu团簇的尺寸、数密度,从而影响Cu团簇引起的硬化效应。     

FeCr合金中Cr含量对微观结构影响的原子尺度模拟研究

低温辐照脆化是影响铁素体/马氏体（F/M）钢服役的主要问题之一。F/M钢低温辐照脆化的主要机理是辐照产生的纳米缺陷（如位错环、α′相(富Cr团簇)等）阻碍位错运动。本文利用分子动力学方法和迈氏蒙特卡罗方法对F/M钢模型材料--FeCr合金（Fe7%Cr、Fe9%Cr、Fe14%Cr）中Cr元素析出成团簇及在位错环上偏析的机理进行研究，并分析Cr团簇析出与合金成分的关系以及位错环尺寸、位错环类型和合金中Cr含量对位错环上Cr偏析量的影响。模拟结果表明：热力学模拟后，高Cr含量（>9%)的FeCr合金中会析出Cr团簇，且基体内Cr含量越高，析出的Cr团簇尺寸越大；在所研究的3种FeCr合金中，受位错环张应力场作用，合金元素Cr均会在位错环的外围偏析，且FeCr合金中Cr含量越高，Cr在位错环上偏析量越高。低Cr的FeCr合金中Cr对其辐照硬化的影响需考虑位错环上Cr偏析的影响，高Cr的FeCr合金中Cr元素对其辐照硬化的影响需综合考虑Cr团簇及位错环上Cr偏析。     

核材料中子辐照损伤的团簇动力学模拟综述

核材料中子辐照损伤是影响核能装置安全性和稳定性的关键问题之一.由于难以开展大量的中子辐照实验来评估核材料的损伤机理,因此相关理论模拟至关重要.介观尺度团簇动力学(CD)模型由于不受时间和空间尺度的限制,是一种研究材料中子辐照损伤长时间演化的有效方法.本文综述了CD的模型、数值算法和最新进展,重点介绍了CD在典型核材料的...     

碳团簇Cn^＋（n=1—5）注入NaCl晶体的研究

能量为0.6MeV/C荷能碳团簇离子Cn^ (n=2-5)注入到NaCl单晶，利用TRIM程序对碳团簇在NaCl单晶中的射程进行模拟，碳团簇NaCl单晶内存在一定长度的“团簇区域”。光学吸收谱表明：由于团簇区域的存在，不同碳离子团簇辐照产生的缺陷种类浓度都有很大不同，较大团簇会产生V2和V3色心，色心浓度也较大。     

MCU-PTR program for high-precision calculations of pool and tank type research reactors

The MCU-PTR program with a MDBPTR50 database has been developed. The purpose of this program is to perform high-precision mathematical modeling of nuclear reactors and to calculate their neutron-physical characteristics. The program uses the Monte-Carlo method to solve the equations governing n, γ radiation transfer and uses evaluated data describing the interaction of neutrons and photons with matter. The change of the isotopic composition of the reactor materials during the operation of the reactor is taken into account. The organization of the program makes it possible to organize parallel computation and perform the calculations on super and personal computers with multinuclear processes. The dynamical distribution of the memory removes the restrictions on the mathematic models of the reactor. The program is intended for computational tracking of the operation of research reactors, validating upgraded designs of reactors, planning, and optimizing experimental conditions with respect to nuclear physics, radiation materials science, creating optimal conditions for producing radionuclides, and solving nuclear and radiological safety questions for operating and shutting down reactors.     

Monte Carlo calculation of radiation damage in first wall of an experimental hybrid reactor

This work was focused on the neutronic calculation of the nuclear parameters (neutron spectrum, displacement per atom (DPA), gas production, tritium breeding ratio (TBR), nuclear heating) for structural materials in the first wall (FW) and fuel clad (made of ferritic/martensitic steels, vanadium alloy, silicon carbide, copper alloy, and stainless steel) of an experimental hybrid reactor using the most current Monte Carlo Neutron-Particle Transport code MCNP5 1.4. Neutronic calculations were performed using a (DT) fusion driver hybrid reactor under a neutron wall loud of 2.25 MW/m² by full reactor power for one year. Obtained results were compared with three different data libraries (ENDF/B-V, ENDF/B-VI and CLAW-IV). TBR values in the reactor blanket for all investigated materials became greater than the minimum requirement (TBR > 1.05). Nuclear parameters like DPA, He-production and nuclear heating were considered as radiation damage limits for structural materials, copper alloy (Cu0.5Cr0.3Zr) showed better performance than all investigated materials.     

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认（V&V）等技术，建立在超级计算机上，可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像，是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上，描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系，分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求，并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统（CVR1.0）的研究进展。进展主要包括：两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件，以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

Analysis of WWER-440 and PWR RPV welds surveillance data to compare irradiation damage evolution

It is known that for Russian-type and Western water reactor pressure vessel steels there is a similar degradation in mechanical properties during equivalent neutron irradiation. Available surveillance results from WWER and PWR vessels are used in this article to compare irradiation damage evolution for the different reactor pressure vessel welds. The analysis is done through the semi-mechanistic model for radiation embrittlement developed by JRC-IE. Consistency analysis with BWR vessel materials and model alloys has also been performed within this study. Globally the two families of studied materials follow similar trends regarding the evolution of irradiation damage. Moreover in the high fluence range typical of operation of WWER the radiation stability of these vessels is greater than the foreseen one for PWR.     

Overview of the RPV-2 and INTERN-1 packages: From primary damage to microplasticity

In the framework of the European project PERFECT, four multiscale simulation packages dedicated to the prediction of evolution of material properties were developed. Among them, the RPV-2 and INTERN-1 are two simulation sequences of similar structure dealing with radiation damage in the reactor pressure vessel and the reactor internal structures, respectively. Both start at the atomic scale, where the neutron spectrum of the specified reactor is used to determine the energy distribution of the primary knocked-on atoms (PKA). A database of molecular dynamics results is then used to integrate the instantaneous production of defect clusters resulting from the displacement cascades initiated by each PKA. Depending on the type of calculation chosen to model long-term diffusion and reactions of defect clusters, precipitates and mixed-clusters, this primary damage enters either in rate equations or in Object Kinetic Monte Carlo simulations. The later correspond to a more accurate (but also more computationally demanding) physical model for diffusion as positions of objects on a lattice are explicitly treated. Finally, the increase of critical resolved shear stress is estimated from these cluster distributions either using an analytical model, taking into account the self and mutual dipole interactions of dislocations pinned on randomly dispersed unshearable obstacles, or by simulating the glide of a single dislocation line in its main slip system. Dislocation dynamics simulations were already used to validate some of the assumptions of the latter models, and will be fully integrated in the next versions of the packages.     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

结构材料核的原子位移截面计算

中子辐照引起的材料损伤是裂变反应堆设计的重要考虑因素。对于晶体结构材料,其辐照损伤主要来自晶格原子的位移。结构材料核与中子发生带电粒子反应的截面、原子位移(DPA)截面、KERMA因子是计算辐照损伤的基础。为比较不同程序计算的DPA截面的差异和基于不同评价核数据库的DPA截面的差异,采用核模型计算程序UNF及核数据处理程序NJOY计算了27 Al、48 Ti、90Zr、Cr、Fe、Ni、Cu等结构材料核的DPA截面,将二者计算结果进行了比较分析;比较分析了基于不同评价核数据库的采用NJOY计算的DPA截面;比较分析了NJOY与蒙特卡罗程序计算的DPA截面。结果表明,UNF与NJOY的结果存在一定的差别,不同评价库的结果也是有差别的,蒙特卡罗程序采用不同模型计算时结果也存在一定的差别。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。