次锕系元素非均相核燃料燃烧演化的热力学行为多尺度模拟

A sub-critical Accelerator Driven System is being considered as an important means to transmute Minor Actinides, and the heterogeneous composite fuels containing MA are regarded as its main candidates. The in-pile thermo-mechanical behaviors evolution of the fuel pellet with increasing burnup is one of the critical issues in the core design. Based on the stacking style of the pellets in the cladding, the three-dimensional finite element models will be developed with considering the interactions between the fuel particles and the matrix, which can simulate both the mesocopic temperature fields, the meso-stress-strain fields and the main macro radial deformation; under certain irradiation conditions, the evolution simulation of the fission rates and decay rates in the nuclear fuel particles together with the irradiation damage fields in the matrix are to be calculated; the multi-scale relationships are to be constructed between the inert gas diffusion and swelling in the grain scale and the effective thermo-mechanical parameters and field variables in the macro material points; the three-dimensional finite strain constitutive relations of the fuel and matrix materials will be deduced with the irradiation damage effects involved; on base of the updated Lagrange Method the computation method of the thermo-mechanical coupling under irradiation is to be developed in order to simulate the thermo-mechanical behaviors evolution in the fuel pellet; the thermo-mechanical behaviors of the fuel pellets in the irradiation experiments are planned to be calculated, and the validity of the simulation methods is to be confirmed through contrasting the simulation results with the experimental ones, and the fracture mechanism will be analyzed. This research can provide a theoretical basis and computation method for the core design of ADS, which is of scientific significance and important practical engineering value.

加速器驱动的次临界系统(ADS)是嬗变次锕系元素(MA)的重要途径,含MA的非均相复合燃料是其主要选择。燃料芯块堆内燃烧的热力学行为演化是堆芯安全设计关注的关键问题之一。本研究考虑燃料颗粒和基体的相互作用，根据柱形芯块在堆芯的放置建立其三维的有限元模型，以模拟其细观的温度、结构力学场及 径向的主要变形；在一定的辐照工况下，计算模拟燃料相裂变率和衰变率及基体相的辐照损伤场的演化；建立核燃料晶粒尺度下的惰性气体扩散、肿胀与宏观材料点等效的热力学参数及场量之间的关联；考虑辐照损伤效应建立燃料和基体三维大变形本构关系和应力更新方法；基于更新的拉格朗日方法，建立辐照-热-力耦合的多尺度模拟方法，实现燃料芯块热力学行为的演化模拟；计算文献辐照试验芯块的热力学行为，对比辐照后检验结果，验证模拟方法的有效性，解析其破坏机理。本研究为次临界堆的设计提供理论基础和计算手段，具有科学意义且具重要的工程应用价值。

在核电站用过的乏燃料中，约存在0.1%的次锕系核素，其寿命长、放射毒性高。随着核能发展，其储量日益增多。如何对其进行处置关系到核能的可持续发展。加速器驱动的次临界系统（ADS）是未来的一种先进核裂变系统，其既能高效产生核能，又能焚烧次錒系核素。以含次锕系核素的燃料颗粒弥散分布在陶瓷和金属基体所形成的复合燃料在ADS的次临界反应堆中具有良好的发展前景，其在堆内的辐照热力耦合行为的演化规律是ADS堆芯安全设计所关注的关键问题之一。类似于欧盟前期的辐照试验研究，用氧化铀颗粒来模拟含次锕系核素的燃料颗粒。分别针对陶瓷和金属基体复合燃料，基于欧洲EFIT 400MW铅冷ADS系统的概念设计，建立了堆芯的几何模型，采用MCADS程序计算得到了燃料颗粒裂变率、功率密度沿堆芯径向、轴向的分布以及随时间的变化；计算得到燃料颗粒裂变与嬗变气体产额随时间空间的变化，得到了燃料芯块快中子注量率随时间和空间的变化，并得到了燃料颗粒周围裂变碎片损伤区的等效快中子注量率。上述计算分析表明，燃料颗粒中嬗变气体产额大约比裂变气体产额低2到3个量级，裂变碎片损伤区的等效快中子注量是其它基体区域的1000倍左右。考虑燃料晶界裂变气体原子的重溶效应和晶粒亚晶化效应，得到了晶界裂变气体原子浓度的半解析解，获得了在晶粒尺度上计算裂变气体肿胀的模型和方法。根据晶粒尺度上的裂变气体肿胀，建立了燃料颗粒宏观材料点孔隙率随时间的演化模型、得到燃料颗粒热传导率和弹性模量与裂变气体肿胀之间的关系。将晶粒尺度上的辐照肿胀引入燃料颗粒宏观材料点的三维大变形力学本构关系，并考虑弹性和热膨胀变形建立了三维的应力更新算法和一致刚度模量；考虑基体的主要辐照效应建立了三维应力更新算法和一致刚度模量。采用更新的拉格朗日方法，在ABAQUS软件中引入所编制的定义材料热-力本构关系的用户材料子程序，建立了多尺度的辐照热力耦合行为的模拟方法。针对文献中的辐照试验芯块，考虑颗粒与基体的相互作用，建立了三维的有限元模型，计算模拟了芯块内部细观的温度场、应力应变场和径向变形的分布与演化，研究发现辐照蠕变对陶瓷基体中的应力分布与演化产生了重要的影响，解释了基体产生破坏的机理；考察了颗粒体积含量和裂变率的影响。通过计算模拟，对比分析了陶瓷和金属基体燃料的不同行为。本研究为ADS燃料芯块及元件安全设计提供了理论基础和计算手段。