熔盐堆中锕系材料缺陷结构的理论研究

基本信息
批准号:91326105
项目类别:重大研究计划
资助金额:78.00
负责人:程诚
学科分类:
依托单位:中国科学院上海应用物理研究所
批准年份:2013
结题年份:2016
起止时间:2014-01-01 - 2016-12-31
项目状态: 已结题
项目参与者:韩晗,怀平,李德辉,王昌英,邵宽,杨静怡
关键词:
5f电子特性缺陷结构密度泛函理论锕系材料新型核燃料
结项摘要

Due to the unique 5f bonding states, the physical and chemical properties of actinide materials are important research areas for advanced nuclear technology. Our work will focus on the theoretical studies of the microscopic structure formation and evolution of actinide solid fuel in Gen-4, the pebble-bed molten-salt cooled reactor. Based on DFT and DMFT theory, we will study the unique 5f electron states of point defects in actinide oxides, carbides and nitride. Moreover, the interaction between vacancy and fission produces as wells as its effects on optical and thermo-dynamical properties will be clarified. These studies on the microscopic structures and macroscopic properties of actinide materials would pave the way towards better performance of material, and establish theoretical foundation for the future generation of the nuclear fuel.

锕系元素独特的5f电子成键结构及其丰富的物理化学特性是先进核能技术的重要研究对象。本研究项目立足于探索第四代核反应堆——固态熔盐冷却堆中锕系固体燃料微观结构的形成和演化的问题。我们应用密度泛函结合动态平均场的理论方法,研究高温、辐照和高燃耗的熔盐堆环境中,锕系氧化物、碳化物和氮化物材料中点缺陷结构的5f电子态特性,阐明空位缺陷与裂变产物作用机制,揭示锕系材料中缺陷团簇的形成、聚集和扩散等行为的规律,及其对材料的光谱学和热力学等方面性质的影响。研究锕系材料缺陷结构的微观与宏观特性,为开发具有潜在应用前景的核燃料建立理论基础。

项目摘要

熔盐堆的核燃料根据堆型不同可分为传统的固态氧/碳化物燃料及液态氟化物燃料,它们的核心成分均是锕系材料。锕系材料面临熔盐堆中高温、强辐照、高燃耗等多重挑战,尤其是大量高能中子和裂变产物的轰击下形成的结构缺陷及裂变、嬗变反应产生的新元素都会导致材料性能的改变。因此,本项目围绕锕系材料中缺陷微观结构、缺陷对材料热力学性质的影响、缺陷结构的演化、熔盐-锕系燃料的微观结构、熔盐堆裂变产物与锕系材料缺陷团簇的相互作用展开了理论研究。.本报告总结了项目执行三年以来的研究成果。主要包括:(1)锕系材料缺陷结构的研究:针对锕系氧化物和碳化物核燃料中缺陷的微观结构、缺陷的演化以及扩散性质,开展了材料中原子空位和隙位等点缺陷以及各类复杂缺陷团簇的计算模拟,预测ThC<110>方向的C-C dimer与C空位的复合缺陷结构是最为稳定的缺陷构型以及ThO2多种缺陷构型的稳定性。(2)锕系材料热力学性质和相变的研究:系统研究了新型核燃料—锕系碳化物的热力学及相变机理。在传统的热力学计算研究基础上,加入了电子对热容的贡献项,从而获得了ThC高温区热容的准确结果;理论预测了ThC以及ThS2的加压相变过程。(3)熔盐-锕系燃料体系的研究:开展了熔盐堆液态燃料——锕系氟化物的微观结构研究。在钍基核燃料的计算中,将Born-Maye 刚性离子势能函数和极化模型的全原子极化力场应用到FLiBe-ThF4熔盐中的熔盐结构模拟中,证明了BeF2相比LiF更难破坏ThF4形成的[ThFx]配位单元构成的网格结构;发展了AIMD计算方法,获得了UF4液态核燃料的离子配位结果。(4)锕系材料缺陷与裂变产物相互作用的研究:采用第一性原理方法系统研究了Zr, Mo, Ru, Rh, He, Ne, Ar, Kr, Xe等裂变产物在锕系氧化物中的稳定性,发现ThO2中存在肖特基空位时,掺杂引起的应力在缺陷处得到了释放,使得部分裂变产物很容易被肖特基缺陷俘获。(5)锕系元素与核石墨相互作用的研究:系统开展了核燃料与包壳材料的相互作用机理,发现在Armchair和Zigzag两种石墨烯边界构型附近的锕系元素性质存在显著差异,说明其在石墨烯中的吸附以及扩散行为对石墨结构较为敏感。

项目成果
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数据更新时间:2023-05-31

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