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原子核物理评论 2017年第3期34卷 302-309页

作者：朱升云袁大庆中国原子能科学研究院核物理研究所北京102413

首先简要介绍第一代到先进的第四代核能系统的发展、与核能系统发展密切的抗辐照结构材料研发进展、第四代核能系统结构材料辐照性能研究新方法。第四代核能系统发展中,辐照引起材料性能退化是一个需要研究和解决的瓶颈问题。现有中子... 详细信息

首先简要介绍第一代到先进的第四代核能系统的发展、与核能系统发展密切的抗辐照结构材料研发进展、第四代核能系统结构材料辐照性能研究新方法。第四代核能系统发展中,辐照引起材料性能退化是一个需要研究和解决的瓶颈问题。现有中子源都不能满足第四代核能系统结构材料高剂量中子辐照性能研究的要求。为此,发展了用于核能系统结构材料高剂量辐照性能快速检测加速器重离子辐照方法和第四代核能系统实际辐照工况模拟的重离子与氢和氦三束同时辐照新方法,文中进行了详细的介绍。最后介绍了中国原子能科学研究院核能系统结构材料辐照性能研究现状和近期发展计划。该院在HI-13串列加速器器上建立了多种不同用途的重离子辐照装置、三个独立加速器构成的重离子与氢和氦三束同时辐照实验平台,开展了一系列核能结构材料,例如国产改进型奥氏体钢、CLAM钢、1515钢、钽、钨等的辐照性能的系统测试和研究。为了更好地开展核能结构材料性能研究,从国外引进了一台超导直线加速器和一台可变能量重离子回旋加速器。结合现有2×13 Me V,2×1.7 MV串列加速器、30 Me V和100 Me V质子回旋加速器、高压倍加器,中国实验快堆、中国先进研究堆、微堆等,CIAE将建成一个比较完整和先进的核能系统结构材料辐照实验平台系统供国内外用户使用。

关键词：第四代核能系统结构材料加速器重离子辐照三束同时辐照

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