趙中華 渠廣昊 姚佳池 閔道敏翟鵬飛 劉杰 李盛濤?
1) (西安交通大學電氣工程學院, 電力設備電氣絕緣國家重點實驗室, 西安 710049)
2) (中國科學院近代物理研究所, 蘭州 730000)
ZrO2陶瓷耐高溫、耐腐蝕、抗輻照性能強, 是極具前景的反應堆惰性基質燃料和錒系元素固化材料.本文聯合使用熱峰模型和分子動力學方法, 模擬了核輻射環境下ZrO2的相變過程: 基于熱峰模型, 從快速重離子注入后能量沉積和傳導的多物理過程出發, 建立熱擴散方程, 求得ZrO2晶格溫度時空演變特性; 然后運用分子動力學方法模擬了該熱峰作用下, 單斜ZrO2相變的微觀物理過程.研究發現, 電子能損為30 keV·nm–1的單一快速重離子注入后, ZrO2中心產生一個半徑為7 nm的柱形徑跡, 徑跡中心晶格迅速熔融, Zr原子配位數由7降至4—6, 2 ps時開始結晶并形成空洞, 空洞周圍為非晶區, 非晶區外Zr原子配位數變為8, 同時X射線衍射(X-ray diffraction, XRD)計算和分析結果確認發生了單斜相向四方相的轉變.隨著熱峰能量向周圍傳遞, 相變區逐漸擴大.經熱峰計算和分子動力學模擬, 輻照誘導ZrO2由單斜相轉為四方相的快速重離子的電子能損閾值為21 keV·nm–1.
隨著核能的不斷開發利用, 高放射性核廢料持續增多, 如何有效地提高核燃料利用率并減少放射性核廢料, 已成為核能可持續發展所必須解決的關鍵問題.近年來研究發現, 在反應堆以及加速器驅動的次臨界系統中, 采用惰性基質燃料能夠有效地促進钚的回收利用和次錒系元素的嬗……