پیوندهای مفید
اخبار و اعلانات
آمار
| تعداد نشریات | 25 |
| تعداد شماره‌ها | 954 |
| تعداد مقالات | 7,830 |
| تعداد مشاهده مقاله | 13,134,727 |
| تعداد دریافت فایل اصل مقاله | 9,290,185 |
مقاله پژوهشی: بررسی مشخصات اتمهای پسزدۀ اولیه (PKA) و آسیب ناشی از تابش نوترون در فولاد زنگ‌نزن 316 | ||
| فیزیک کاربردی ایران | ||
| مقاله 3، دوره 9، شماره 3 - شماره پیاپی 18، مهر 1398، صفحه 5-15 اصل مقاله (3.47 M) | ||
| نوع مقاله: مقاله پژوهشی | ||
| شناسه دیجیتال (DOI): 10.22051/jap.2020.30294.1149 | ||
| نویسندگان | ||
| علی محمدی1؛ محسن اسدی اسدآباد* 2؛ سعید حمیدی3؛ محمد امین امیرخانی دهکردی4 | ||
| 1دانش آموخته دکترا، دانشکده فیزیک، دانشگاه اراک | ||
| 2دانشیار، پژوهشکدۀ راکتور و ایمنی هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران | ||
| 3دانشیار، دانشکده فیزیک، دانشگاه اراک | ||
| 4دانش آموخته دکترا، پژوهشکدۀ راکتور و ایمنی هستهای، پژوهشگاه علوم و فنون هستهای، سازمان انرژی اتمی ایران | ||
| چکیده | ||
| یکی از آثار تابشهای هستهای در مواد، جابه‌جایی اتمها از جایگاه خود در شبکۀ بلوری است. برای محاسبۀ آسیب تابش نوترون باید طیف انرژی اتمهای پسزدۀ اولیه و همچنین توزیع زاویهای و مکانی آن‌ها را محاسبه کرد. برنامۀ AMTRACK به منظور محاسبۀ 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 می‌آورد. در این مطالعه، فولاد زنگ‌نزن 316 که یکی از مهمترین آلیاژها در ساخت محفظۀ فشار راکتور است، بررسی شده است. نوترون‌های تک انرژی keV 1 تاMeV 10 روی این فلز تابش داده شده‌اند و کسر PKAهای تولیدی، انرژی میانگین آن‌ها، بیشینۀ انرژی PKAها 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 زنگ‌نزن 316) برابر است با (dpa/fluence) 22-10× 2/7. | ||
| کلیدواژه‌ها | ||
| اتمهای پسزدۀ اولیه؛ برنامه AMTRACK؛ کد SRIM؛ VVER-1000؛ فولاد زنگ‌نزن سری316 | ||
| عنوان مقاله [English] | ||
| Survey of Primary Knock-on Atoms Characteristics and Radiation Damage in Stainless Steel Grade 316 | ||
| نویسندگان [English] | ||
| Ali Mohamadi1؛ Mohsen Asadi Asadabad2؛ Saied Hamidi3؛ Mohamad Amin Amirkhani Dehkordi4 | ||
| 1Ph.D. in Physics. Department of Physics, Arak University | ||
| 2Associate Professor, Reactor and Nuclear Safety Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI | ||
| 3Associate Professor, Department of Physics, Arak University | ||
| 4Ph.D. in Nuclear Engineering. Institute of Reactor and Nuclear Safety, Arak University | ||
| چکیده [English] | ||
| The displacement of the atoms from their lattice sites is one of the results of neutron irradiation on materials. The primary knocked-on atoms spectrum and their angular distribution should be calculated for consideration of neutron radiation damage calculation. The AMTRACK program has been developed to calculate this information. This program extracts and analyzes information about the primary knocked-on atoms by using Ptrac output of the MCNPX code. In this study, Stainless Steel 316, one of the most important alloys in the reactor pressure vessel, is investigated. The material is irradiated by single energy neutrons of 1keV to 10MeV, the fraction of produced PKAs, their average energy, their maximum energy, and radiation damage value are calculated. The calculations are performed by using the neutron spectrum of the Bushehr reactor. Using this method, the amount of damage in the Bushehr reactor pressure vessel (for Stainless Steel 316) is equal to 7.2×10-22 (dpa/ fluence). | ||
| کلیدواژه‌ها [English] | ||
| Primary Knocked-on Atom, SRIM Code, AMTRACK Program, VVER-1000, Stainless Steel 316 | ||
| مراجع | ||
|
[1] Was G.S., Fundamentals of radiation materials science, Metals and alloys., 1st ed. Springer, Berlin, 2007 [2] Averback R.S., Atomic displacement processes in irradiated metals., Journal of nuclear materials, 216, 49-62, 1994 [3] Vladimirov P., Bouffard S., Displacement damage and transmutations in metals under neutron and proton irradiation., Comptes Rendus Physique, 9, 303-322, 2008 [4] Robinson M.T., Basic physics of radiation damage production., Journal of nuclear materials, 216, 1-28, 1994 [5] Blue T., Lohan B., Khorsandi B. and Miller D., Neutron Damage in SiC Semiconductor Radiation Detectors in the GT-MHR., Journal of ASTM International, 3, 1-8, 2006 [6] Herman M., Trkov A., Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF/B-VI and ENDF/B-VII., Brookhaven National Laboratory, 1, 2010 [7] Kapyrin P.G., Krylov S.Y., Album of neutronic characteristics of reactor core of the initial fuel inventory (for operation personnel of mcr)., Boston, 3, 2005 [8] Jr. Karnoski Pj., Fretague Wj., Potapovs Uldis and Steele L.E., Stainless Steel Reactor Pressure Vessels., Nuclear Engineering and Design, 11, 347-367, 1970 [9] Klueh R.L., Elevated-temperature ferritic and martensitic steels and their application to future nuclear reactors., Int. Mater. Rev., 50, 287-310, 2005 [10]IAEA-TECDOC-665, Materials for advanced water cooled reactors., Proceedings of a Technical Committee Meeting held in Plzeh, Czechoslovakia, 5, 14-17, 1991 [11]Gillemot F., Overview of reactor pressure vessel cladding., Int. J. Nuclear Knowledge Management, 4, 265-278, 2010 [12]Stegemann D., Reimche W., Feiste K.L., Reichert Ch., Bernard M., Weber W., characterization of reactor pressure vessel steels by magneto inductive harmonic analysis., NDT.net, 5, No. 08, 2000 [13]Gilbert M.R., Marian J., Sublet j.Ch., Energy spectra of primary knock-on atoms under neutron irradiation, Journal of nuclear materials, 467, 121-134, 2015 [14]Luneville L., Simeone D., Gosset D., A new tool to compare neutron and ion irradiation in materials., Nuclear Instruments and methods in Physics B, 250, 71-75, 2006 [15] Ghazi Ardakani S.F., Hadad K., Evaluation of radiation damage in belt-line region of VVER-1000 nuclear reactor pressure vessel., Progress in Nuclear Energy, 99, 96-102, 2017 [16]Ghazi Ardakani S.F., Hadad K., Monte Carlo evaluation of neutron irradiation damage to the VVER-1000 PRV., Nuclear Energy and Technology, 3, 73-80, 2017 [17]Amirkhani M.A., Asadi AsadAbad M., Hasanzadeh M., Mirvakili S.M., Mohamadi A., Calculation of dpa rate in graphite box of Tehran Research Reactor (TRR), Nuclear Science and Techniques, 30:92, 2019 [18] Pelowitz D.B., MCNPX 2.7D Extensions., Los Alamos National Laboratory Report LA-UR-10-07031, 2010 [19]SAE International AMS 5524L, Steel Corrosion and Heat-Resistant Sheet Strip and Plate., SAE 30316 Solution Heat Treated, 2014 [20]Ziegler J.F., SRIM-2003., Nuclear Instrument and Methods in Physics Research Section B, 219, 1027-1036, 2004 [21]Ziegler J.F., Biersack J.P., Ziegler M.D. , SRIM The Stopping Range of Ions in matter, Ion Implantation Press, 15th ed, Boston, 4, 2008 [22]Ziegler J.F., Biersack J., Littmark U., The Stopping and Range of Ions in Matter., Treatise on Heavy-Ion Science, 99-129, 1985 [23]Ziegler J.F., Ziegler M.D., Biersak J.P., SRIM the Stopping Range of Ions in matter., Nuclear Instrument and Methods in Physics Research Section B, 268, 1818-1823,2010 [24]Standard Practice for Investigating the Effects of Neutron Radiation Damage Using Charged-Particle Irradiation, Annual Book of ASTM Standard, 17, E521-16 | ||
|
آمار تعداد مشاهده مقاله: 1,365 تعداد دریافت فایل اصل مقاله: 707 |
||