单片型UMo合金核燃料元件的界面破坏机理研究

UMo nuclear fuel elements have a promising prospect to be used in advanced nuclear reactors. In this study, taking into account the resolution effects, the recrystallization together with the effect induced by the external hydrostatic pressure, the theoretical model and computation method for fission gas swelling are to be established; combining the spherical stress tensors of the nuclear fuel in the macro-scale with the irradiation swelling in the grain-scale, the three-dimensional large-deformation constitutive relation, the stress update algorithm and the consistent toughness moduli are to be developed with the irradiation-induced swelling and creep involved; considering the time-dependent and location-dependent irradiation conditions together with degradation of the thermal conductivity induced by the fission gas swelling, the user material subroutines are to be programmed to define the thermo-mechanical constitutive relations of the components including the nuclear fuel meat and cladding in the nuclear fuel elements, and the corresponding numerical simulation method for calculating the in-pile irradiation-induced thermo-mechanical coupling behaviors will be developed; the finite element models will be built for several irradiation-tested fuel elements, the effective theoretical models and simulation method are to be obtained through comparing the calculation results with the post-irradiation examination (PIE) ones; the distribution and evolution rules for the interfacial stresses between the fuel meat and cladding are to be investigated, and the interfacial fracture mechanisms are to be analyzed in accordance with the obtained PIE interfacial fracture phenomena and the interfacial strength distribution by Hot Isostatic pressing. This research can supply theoretical models and simulation methods for prediction of the in-pile behaviors in monolithic UMo fuel elements, and will lay a foundation for advanced fabrication of these elements.

UMo合金燃料元件在先进核反应堆中具有良好的应用前景。本研究考虑UMo核燃料中重溶、亚晶化效应以及外界静压的影响，建立时变辐照条件下裂变气体肿胀理论模型和计算方法；将核燃料宏观球形应力张量与裂变气体肿胀相耦合，重点考虑辐照肿胀和蠕变效应，建立其三维大变形本构、应力更新算法和一致刚度模量；考虑随时间、空间变化的辐照条件及裂变气体肿胀对热导率的影响，编制定义元件内各部分材料（核燃料、包壳）的热力学本构关系的用户材料子程序，建立元件堆内热力耦合行为的计算方法；针对辐照测试的核燃料元件建模，将元件的一些计算结果与辐照试验结果进行对比分析，获得有效的理论模型和模拟方法；计算核燃料芯体与包壳之间的界面应力分布和演化规律，并结合辐照试验的界面堆内破坏现象和元件等静压加工所获界面强度分布情况，分析元件界面坡坏机理。此研究可为UMo元件的堆内行为预测提供理论模型和计算方法、为其先进制造奠定基础。

UMo合金燃料具有铀密度高、辐照性能稳定及中子吸收截面小的特点，在未来先进核反应堆中具有良好的应用前景。本研究考虑核燃料晶内、晶界气泡中的裂变气体原子重溶效应、亚晶化效应及时变辐照条件所导致的裂变气体原子产生率及扩散系数的时变性，基于拉普拉斯变换及反变换建立了晶界气体原子面浓度及其变化率的理论模型及计算方法，继而考虑外界静压的影响获得裂变气体肿胀的计算模型。将应力张量球形部分的更新与裂变气体肿胀计算相耦合，将应力张量偏斜部分的更新与辐照蠕变计算相关联，推导出了UMo燃料的三维大变形本构、应力更新算法及一致刚度模量。考虑燃料的多孔结构、孔压、孔半径和表面张力的影响，建立了燃料细观正应力的计算模型。进而考虑随时间及空间变化的辐照条件编制了定义UMo合金燃料元件各部分材料热-力学本构关系的用户材料子程序，实现了元件辐照热力耦合行为的计算模拟。对单片型UMo/Al元件的辐照实验进行了数值模拟，所获得的元件厚度变化结果与实验结果符合很好，验证了模型、算法及程序的正确性，并对元件的辐照热力耦合行为进行了影响因素分析。分别对UMo/Al及UMo/Zr的塑性加工过程及堆内辐照下的界面细观应力分布及演化行为进行了数值模拟，发现UMo/Al的界面破坏与界面层化学反应所产生的气孔及孔压密切相关，与其界面强度弱也有关，因为UMo/Zr元件轧制加工过程中的芯体与包壳最大接触压力为UMo/Al元件等静压加工过程所得接触压力的2-3倍多。为了防止UMo芯体与Al包壳产生化学反应，工程实际已经制造出含Zr层的UMo/Al燃料元件（在UMo表面包覆了Zr层），进一步的辐照实验发现近UMo/Zr界面处的芯体会产生破坏。本研究考虑UMo的多孔结构、气孔内压及辐照蠕变损伤的影响，基于不同燃耗下的UMo弯曲强度实验结果，又建立了UMo的细观强度模型，很好地预测了含锆层UMo/Al单片式燃料元件的芯体破坏位置及开裂燃耗，得出近界面芯体的破坏除了与多孔结构及气孔内压有关外，辐照蠕变损伤起了关键作用。本研究为UMo合金燃料元件的服役行为预测提供了理论模型及计算手段，可以为元件的先进制造及优化设计奠定基础。