【摘要】：第四代核反應(yīng)堆具有高固有安全性、核燃料可循環(huán)和物理防止核擴(kuò)散等優(yōu)點(diǎn)，核石墨在反應(yīng)堆中扮演中子慢化劑、反射層和堆芯結(jié)構(gòu)材料等角色，它具有高慢化比、低熱膨脹系數(shù)、耐高溫、耐熱沖擊等優(yōu)異性能。第四代反應(yīng)堆之一的氟鹽冷卻高溫堆（FHR）采用多層碳化硅、石墨包覆的顆粒燃料（TRISO）作為核燃料。反應(yīng)堆在極端條件下，放射性金屬裂變產(chǎn)物可能從燃料芯核中釋放出來，直接與作為慢化劑、反射層以及裂變產(chǎn)物屏障的核石墨相互接觸，核石墨在中子輻照下不可避免地產(chǎn)生缺陷，因此理解放射性裂變產(chǎn)物與缺陷石墨之間的相互作用對第四代反應(yīng)堆的安全評估具有非常重要的意義。由于銫（Cs）、鍶（Sr）和銀（Ag）是典型的放射性金屬裂變產(chǎn)物，且具有較長的半衰期。因此，本論文基于密度泛函理論，對金屬裂變產(chǎn)物Cs、Sr和Ag與石墨表面的相互作用機(jī)理做了探索性的研究。 首先，研究了Cs、Sr和Ag與完美石墨表面和缺陷石墨表面的相互作用。發(fā)現(xiàn)在完美石墨表面上Cs和Sr是化學(xué)吸附，最穩(wěn)定的位置是六元環(huán)中心，而Ag是物理吸附。在缺陷石墨表面上缺陷結(jié)構(gòu)對Cs、Sr和Ag具有更強(qiáng)的吸附作用。通過微動彈性帶方法研究了Cs、Sr和Ag在石墨表面上的擴(kuò)散過程，發(fā)現(xiàn)在完美石墨上Cs和Sr尤其是Cs很容易擴(kuò)散，在缺陷石墨上缺陷形成了一個束縛位，將原子束縛在缺陷區(qū)域。 核電是保障國家能源安全、促進(jìn)節(jié)能減排的重要手段，隨著核能漸漸地廣泛使用，以及核事故所導(dǎo)致嚴(yán)重后果，放射性核廢料的處理和處置已成為全世界關(guān)注的焦點(diǎn)。碳納米管具有高的機(jī)械強(qiáng)度和彈性、高的比表面、強(qiáng)的吸附能……等優(yōu)良性質(zhì)，是放射性核素預(yù)濃縮的優(yōu)秀候選者。目前，中國科學(xué)院等離子體物理研究所王祥科課題組將碳納米管應(yīng)用于核廢料的治理，取得了很好的結(jié)果，因此本論文還研究了Cs和Sr與不同直徑扶手椅型的單壁碳納米管的相互作用。對比了Cs和Sr在（6，6）、（7，7）和（8，8）上的吸附參數(shù)，發(fā)現(xiàn)Cs和Sr在碳納米管內(nèi)部吸附比外部更穩(wěn)定，隨著碳納米管直徑的越來越大，吸附原子在碳納米管內(nèi)、外表面的吸附能量之差越來越小，最終趨近于吸附原子在石墨烯上的吸附能。
【學(xué)位授予單位】：中國科學(xué)院研究生院（上海應(yīng)用物理研究所）
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號】：TL342

【參考文獻(xiàn)】

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1 江綿恒;徐洪杰;戴志敏;;未來先進(jìn)核裂變能——TMSR核能系統(tǒng)[J];中國科學(xué)院院刊;2012年03期

本文編號：2775704