【摘 要】
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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
【机 构】
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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;中国科学院近代物理研究所, 兰州 730000
【基金项目】
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国家自然科学基金(批准号:11690040,11690041);强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室(西北核技术研究院)(批准号:SKLIPR1709)资助的课题
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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 p s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.
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