用燃料芯体细观辐照-热-力学行为演化模拟
核电站用过的乏燃料中存在约1％的次锕系核素(Minor Actinide-MA),如镎Np,镅Am, 锔Cm等, 其中Am所占份额最大.这些核废物寿命长(大于10万年),放射毒性大,随着核能的发展,其储量日益增多.如何对其进行处置是关系到核能可持续发展和影响公众对核能接受度的关键问题之一”1”.加速器驱动的次临界系统(ADS)被认为是最理想的次锕系核素的焚烧炉.欧盟、美国、俄罗斯等国从20世纪90年代就制定了长期的ADS发展研究计划”2-6”,我们国家2011年也将ADS列入国家战略性先导项目:未来先进核裂变能.ADS系统由强流质子加速器、散裂靶和次临界反应堆组成.次临界反应堆中的燃料包含大量次锕系核素,不能产生自持的链式反应.在堆芯当中设有提供外源中子的散裂靶”2”,受到加速器产生的强流质子束轰击,散裂靶中的液态Pb-Bi合金将由散裂反应产生中子,以维持核燃料中的链式反应.ADS系统反应堆中的中子能谱很硬,中子经济性好,又有外源中子,可以保证次锕系核素嬗变(与中子产生核反应、衰变)成短寿命、低放射性或无放射性的物质.ADS反应堆使用液态Pb或Pb-Bi液态合金作为冷却剂,堆芯温度高于目前的压水堆,可以产生比较高的效率.ADS不仅能够高效地产生核能,而且能够焚烧高放核废料,所以是未来的一种先进的核裂变能.ADS次临界堆中的核燃料元件是产生核能和嬗变MA最基本的构件.核燃料元件的设计关系到整个堆芯的安全和性能.ADS核燃料元件的概念设计结构类似于核电站用元件的形式,主要由包壳管和装于其中的多个柱形燃料芯块组成.与目前核电站用均匀的UO2芯块不同,ADS用燃料芯块除产生核能,很关键的一点是嬗变MA.如何确定ADS专用燃料成为关键.经过欧盟多个国家10几年的研究,两种非均相复合燃料成为主要的选择”2,4,7-9”:一种是由Pu,MA的氧化物燃料颗粒弥散分布在MgO金属陶瓷中构成,称为CERCER(Ceramic-Ceramic);另一种是由同样的燃料颗粒弥散分布在惰性金属钼Mo92 基体中, 称为CERMAT(Ceramic-Metallic).它们由燃料颗粒弥散分布在惰性基体(不易产生核反应的基体材料)中,称为惰性基体燃料IMF(Inert Matrix Fuel)或弥散核燃料,具有高的嬗变率,能够有效地处理核废料.在结构力学性能方面,燃料元件长期的热力学行为的演化是堆芯设计和燃料元件设计中最关键的问题之一”10-12”.要得到一种好的ADS堆芯设计,需要对CERCER、CERMET燃料堆内燃烧(裂变、嬗变)的性能演化有很好的把握,并明确燃料芯块细观结构变化(比如体积含量、颗粒尺寸及分布形式等)、芯块几何尺寸及辐照工况变化对其性能演化的影响,以对燃料芯块进行优化.但对于这些新型的非均相燃料,上述数据很有限,大量的工作需要开展.为了对CERCER、CERMET嬗变燃料进行优化,国际上一系列的辐照试验研究”10(” EFTTRAT3/T4,MATINA 1/1A/2-3, BORA-BORA, ECRIX-H/B, COCHIX, HELIOS, FUTURIX-FTA)已经完成或正在进行.辐照试验研究十分必要,但花费极高又十分耗时,并且不能在线观察.而堆芯的设计条件可能与辐照实验条件不同,也不可能针对所有设计方案都进行试验.所以,要考察ADS非均相燃料芯块尺寸、细观结构和操作工况对其热力学行为影响,需要结合辐照试验,考虑燃料颗粒和基体的相互作用,建立理论模型和数值模拟方法来对其细观辐照热力学行为进行预测,以解析辐照试验现象、为ADS燃料芯块的优化提供理论基础、计算手段和数值参考依据、从而可以为ADS元件设计和次临界堆芯设计奠定基础.ADS次临界堆当中的中子能谱硬,属于快中子堆,并且具有比压水堆更高的堆芯温度.这给芯块细观热力学行为的模拟带来了难点和复杂性.本文针对CERCER非均相核燃料芯块,对其堆内的细观热力耦合行为进行数值研究.考虑燃料颗粒和基体的相互作用,假设燃料颗粒沿芯块厚度和周向呈周期性排列,选取三维的细观有限元模型;考虑燃料颗粒的热弹性效应、辐照肿胀效应导出其大变形本构关系和应力更新算法;考虑MgO基体的热弹性和辐照蠕变效应建立其对应的大变形本构关系和应力更新算法;基于商业软件平台,编制各相材料的用户材料子程序,实现CERCER堆内细观热力耦合行为的数值模拟,考察堆内温度场和结构力学场量随燃耗发展而演化的趋势,解析辐照试验芯块损伤的机理.
ADS燃料 热力耦合 辐照蠕变 细观力学 数值模拟
万继波 廖伟 丁淑蓉 龚辛 霍永忠
复旦大学力学与工程科学系,上海,200433
国内会议
第十三届现代数学和力学学术会议(MMM-XIII)暨钱伟长诞辰100周年纪念大会
上海
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2012-10-05（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）