Комп'ютерне моделювання радіаційних пошкоджень конструкційних матеріалів ядерного реактора

Abstract

Метою роботи є проведення порівняльного комп'ютерного моделювання радіаційних пошкоджень конструкційних матеріалів оболонок твелів (сплавів Zircaloy-4, E110, E635) під дією нейтронного опромінення та уламків поділу. За допомогою програмного забезпечення SRIM-2013Pro встановлено, що прямий деструктивний вплив продуктів поділу 139Xe та 95Sr на оболонку сплаву Zircaloy-4 обмежується приповерхневим шаром глибиною до 10 мкм. Моделювання пошкодження оболонок у коді FLUKA показало, що нейтронне пошкодження має об'ємний характер, і найбільша кількість пошкоджень спостерігається на внутрішній частині оболонки. Встановлено ідентичність профілів розподілу пошкоджень для сплавів Zircaloy-4, E110 та E635. Новизна роботи полягає у комплексному аналізі топології пошкодженого шару з урахуванням реальної геометрії бар'єру ZrO2. Результати роботи рекомендується використовувати для удосконалення методик прогнозування ресурсу твелів, зокрема для оцінки внеску продуктів поділу у явища радіаційного росту, розпухання та крихкості. Можливим напрямом продовження роботи є використання отриманих профілів для оцінки абсолютної накопиченої дози (зна/рік) у випадку середовища реального ядерного реактора ВВЕР, PWR.

The aim of the work is to perform comparative computer modeling of radiation damage in structural materials of fuel-rod claddings (Zircaloy-4, E110, E635 alloys) under neutron irradiation and fission fragments. Using the SRIM-2013Pro software, it was established that the direct destructive effect of the fission products ¹³⁹Xe and ⁹⁵Sr on the Zircaloy-4 alloy cladding is limited to a near-surface layer with a depth of up to 10 μm. Modeling of cladding damage in the FLUKA code showed that neutron damage has a volumetric character, and the largest number of displacements is observed in the inner part of the cladding. The identity of the damage-distribution profiles for the Zircaloy-4, E110 and E635 alloys was established. The novelty of the work consists in a comprehensive analysis of the topology of the damaged layer taking into account the real geometry of the ZrO₂ barrier. The results of the work are recommended for use in improving the methodologies for predicting the service life of fuel rods, in particular for assessing the contribution of fission products to the phenomena of radiation growth, swelling and embrittlement. A possible direction for further work is the use of the obtained profiles to evaluate the absolute accumulated dose (dpa/year) in the environment of an actual VVER or PWR nuclear reactor.