一種鉛冷快堆主要構件的輻照損傷計算

楊韻頤 李林森 陳笑松 陳耀東

（國家電投集團科學技術研究院有限公司 北京 102209）

鉛冷快堆（Lead-cooled Fast Reactor，LFR）作為第四代核能系統國際論壇（Generation IV International Forum，GIF）選擇的六種核反應堆技術之一，已成為最有前途的堆型之一［1］。國家電投集團科學技術研究院提出一種鉛冷快堆BLESS-D（Breeding Lead-base Economical Safe System -Demonstration）以滿足公眾對更安全、更經濟和更環境友好的核能系統的需求。BLESS-D反應堆采用池式結構，鉛鉍共晶合金（Lead-Bismuth Eutectic，LBE）冷卻，熱功率300 MW，電功率約100 MW［2-3］。

當高能放射性粒子與物體晶格發生相互作用時，將造成物體晶格的缺陷如空位、自間隙原子、電離和電子激發等，這些由于輻照導致材料的微觀缺陷稱為輻照損傷。這些材料的晶格缺陷進而導致材料的力學性能發生改變如輻照硬化、輻照脆化、輻照蠕變、輻照腫脹等，將影響材料的壽命。

BLESS-D反應堆中有許多在反應堆壽期內不可更換的關鍵部件和設備。這些構件在反應堆運行期間如受到中子輻照損傷，將影響設備材料的性能，從而限制了反應堆的壽命。因此需要對這些關鍵部件與設備進行輻照損傷的評估，以確保材料的輻照損傷程度滿足設計限值。

本文通過計算BLESS-D反應堆主要構件和設備的原子離位數（Displacement Per Atom，DPA），評估結構材料的輻照損傷程度。評估輻照損傷程度的主要構件包括BLESS-D的燃料包殼、燃料組件盒、內部容器、主泵、蒸汽發生器以及反應堆容器。

1 BLESS-D反應堆結構

BLESS-D反應堆采用池式結構，蒸汽發生器（SG）、主泵和堆芯放置在反應堆容器內，整個反應堆充滿鉛鉍合金冷卻劑。BLESS-D堆本體采用等直徑圓筒結構。……