核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究
来源：核动力工程杂志2016年第6期北京时间：
作者：朱杰, 张亚东, 佟振峰
单位：1. 国防科工局核技术支持中心, 北京, 100080;；2. 中国原子能科研学研究院, 北京, 102413；
摘要：应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子（<i>E</i>≥1 Me V）注量~6×10<sup>19</sup>cm<sup>-2</sup>的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。
关键词：压力容器材料, 快中子注量率, 辐照方案
