赵中华 渠广昊 姚佳池 闵道敏翟鹏飞 刘杰 李盛涛†

1) (西安交通大学电气工程学院, 电力设备电气绝缘国家重点实验室, 西安 710049)

2) (中国科学院近代物理研究所, 兰州 730000)

ZrO2陶瓷耐高温、耐腐蚀、抗辐照性能强, 是极具前景的反应堆惰性基质燃料和锕系元素固化材料.本文联合使用热峰模型和分子动力学方法, 模拟了核辐射环境下ZrO2的相变过程: 基于热峰模型, 从快速重离子注入后能量沉积和传导的多物理过程出发, 建立热扩散方程, 求得ZrO2晶格温度时空演变特性; 然后运用分子动力学方法模拟了该热峰作用下, 单斜ZrO2相变的微观物理过程.研究发现, 电子能损为30 keV·nm–1的单一快速重离子注入后, ZrO2中心产生一个半径为7 nm的柱形径迹, 径迹中心晶格迅速熔融, Zr原子配位数由7降至4—6, 2 ps时开始结晶并形成空洞, 空洞周围为非晶区, 非晶区外Zr原子配位数变为8, 同时X射线衍射(X-ray diffraction, XRD)计算和分析结果确认发生了单斜相向四方相的转变.随着热峰能量向周围传递, 相变区逐渐扩大.经热峰计算和分子动力学模拟, 辐照诱导ZrO2由单斜相转为四方相的快速重离子的电子能损阈值为21 keV·nm–1.

1 引 言

随着核能的不断开发利用, 高放射性核废料持续增多, 如何有效地提高核燃料利用率并减少放射性核废料, 已成为核能可持续发展所必须解决的关键问题.近年来研究发现, 在反应堆以及加速器驱动的次临界系统中, 采用惰性基质燃料能够有效地促进钚的回收利用和次锕系元素的嬗……