先进功能材料之核材料安全性及稳定性研究

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August 20, 2026

先进功能材料之核材料安全性及稳定性研究

功能材料凭借其在电学、磁学、光学、声学、力学及热学等领域的独特物化特性，或在外部激励下展现出特定功能，成为现代科技的关键物质基础。这类材料广泛应用于电子、核工业、能源、医药等多领域——其中，核材料作为核能系统的重要组成部分，在核反应堆运行、放射性同位素应用等场景中承担着维持核过程的关键角色。由于核材料需在高温、高压、强辐射、化学腐蚀等极端环境下长期稳定，因此，研发高安全性、高稳定性及经济性核材料至关重要。接下来，小编将带您聚焦核材料领域近期进展

U-Si化合物机械性能第一性原理研究

U-Si燃料（如：U3Si2）因高导热性和高裂变密度，被视为替代传统UO₂燃料的Accident-tolerant fuels（ATF）候选材料。然而，在机械性能方面数据匮乏。本研究旨在通过第一性原理计算，预测U-Si化合物的电子结构、弹性常数、硬度等关键参数，深入分析U-Si化合物机械性能。

研究人员借助MedeA Environment创建了U-Si化合物：U3Si2、γ-U3Si、β-U3Si、USi1.84；采用MedeA VASP优化各体系并计算电子性质，MedeA MT模块分析U-Si化合物机械性能与硬度。计算表明：U-Si化合物的能带穿过费米能级，均呈金属性；U 5f/6d与Si 3p轨道有重叠显示U-Si间成离子键；U3Si2机械性能最优；U3Si2、β-U3Si、γ-U3Si为脆性材料，富硅的USi1.84为韧性材料，与实验结果一致；通过分析泊松比发现离子健在U-Si化合物中起着重要作用。本研究首次系统比较U-Si化合物机械性能，为研究先进燃料性能提供了重要指导。

图1 U-Si化合物态密度图

表1 U-Si化合物体模量（B）、剪切模量（G）、杨氏模量（E）及泊松比（σ）

参考文献：https://doi.org/10.1140/epjb/s10051-024-00736-x

SiC基底上Cr涂层界面反应相热力学性质研究

SiCf/SiC复合材料因耐辐射、高温稳定性好，被视为ATF燃料包壳的候选材料，但其保护性SiO2层易在高温下会迅速溶解于水中。为解决此问题，研究人员提出采用Cr/CrN涂层作为屏障。本研究揭示高温下Cr涂层与SiC基底界面生成的反应相的稳定性、力学性能和热力学性能。

研究人员通过MedeA Environment创建界面反应相：Cr23C6、Cr7C3、Cr3C2、Cr3Si及Cr3Si3结构，MedeA VASP优化各体系计算形成焓，MedeA MT研究机械性能及热力学性能。研究表明Cr3C2机械性能最优；碳化铬相表现出延展性，而硅化铬相表现出脆性，界面反应相的整体硬度介于SiC和Cr之间；Cr7C3的热膨胀系数最高，其余反应相的热膨胀系数基于SiC和Cr之间，这表明升高氧化温度，SiC基底上Cr涂层有剥落风险，优化Cr涂层促进高熔点相生成，有助于缓解热应力。本研究为Cr涂层SiC包壳的寿命预测和安全设计提供了关键参数，有助于核材料进一步研发。

表1 各反应相的体模量B、剪切模量G、杨氏模量E、塑性δ及泊松比σ、硬度Hv

图1 温度与热力学参数关系：(a) 热熔Cv；(b) 热膨胀系数α

参考文献：https://ssrn.com/abstract=4918292

非化学计量钍基碳化物局部晶格畸变与热力学性质研究

钍基碳化物（如ThC）因其高高热性、耐辐射性和宽化学计量范围，被视为第四代反应堆和钍基熔盐堆的候选燃料材料。然而，实际反应堆环境中，燃料因辐射损伤会形成非化学计量相（如ThC1-x），碳空位浓度会影响结构稳定性及机械性能。本研究揭示碳空位浓度对ThC1-x的结构、电子性质及热力学性质的影响。

研究人员通过MedeA Environment创建ThC1-x（x=0、0.03125、0.0625、0.1875、0.25、0.315）结构，MedeA VASP分析不同碳空位浓度对ThC1-x的结构及电子性质影响，MedeA MT分析其机械性能与热力学性质。计算表明：ThC0.75和ThC0.96875为两相区与单相区的边界，与实验观测一致。随着碳空位浓度x增加，ThC1-x总能量增加，说明空位降低结构稳定性；同样，随着x增加，ThC1-x的韧性和延展性均下降，设置导致脆性；热膨胀系数在低温区快速上升，350K后趋于饱和。碳空位高浓度（x≥0.125）显著提升热膨胀系数，归因于空位破坏了晶格对称性。Helmholtz自由能随温度升高而降低，空位缺陷对ThC0.96875影响最为显著。本研究可用于未来其它钍基核燃料安全性和稳定性分析。

表1 ThC1-x结构力学性质表

图1 热膨胀系数随温度变化曲线

图2 Helmholtz自由能随温度变化曲线

参考文献：https://doi.org/10.3390/ma16237484

石蜡热散射定律分子动力学模拟研究

石蜡因其中子慢化能力强、宏观截面高，被广泛应用于临界实验装置和辐射屏蔽。本研究构建真实石蜡模型，计算其结构、动力学性质及热散射定律（TSL），填补核数据空白。

研究人员采用MedeA Amorphous Builder创建了含1000条聚合物链的石蜡体系；采用MedeA LAMMPS结合Viscosity计算体系粘度，基于速度自相关函数推导声子态密度；MedeA Diffusion计算氢在石蜡中扩散系数。计算表明，石蜡粘度为22.74mm²/s，与实验值接近；氢在石蜡中的扩散系数（4.12x10⁻⁶cm²/s）比水中低一个量级，解释其高粘度特性；石蜡氢的总散射截面在低能中子区高于聚乙烯和重石蜡油，表现出其高效慢化能力。本研究通过多尺度模拟填补了石蜡核材料数据空白，可扩展至辐射环境或温度效应研究。

图1 石蜡结构

表1 各体系的粘度

表2 氢在不同体系中扩散系数

参考文献：2023 ANS Winter Conference and Expo

基于DFT计算对比新型U-Si燃料与传统UO2燃料的结构、弹性各向异性及热物理性质

铀硅化物(U-Si)燃料相对于传统的UO2核燃料具有更高的密度和导热性能，它在核反应堆中可以提供更好的物理、热学和机械性能，U-Si燃料被认为是一种很有前途的核燃料。本研究利用DFT方法研究了U-Si 燃料与传统UO2燃料的结构、力学、热物理性质，并将理论计算结果和实验数据进行对比。

研究人员通过MedeA Environment创建U3Si2、β-U3Si及UO2体系，MedeA VASP分析体系结构，MedeA MT研究体系机械性能。结果表明，三种材料的晶格常数与实验数据和其它理论值吻合较好；U3Si2、β-U3Si及UO2均表现出良好的机械稳定性，U3Si2、β-U3Si具有弹性各向异性行为，而UO2则具有弹性各向同性特征；U-Si化合物的硬度比UO2高得多，这与实验值非常吻合；β-U3Si因其热导率更高，表现出更好的热应力抗性。以上结果对未来U-Si化合物燃料的性质意义重大。

表1c和β-U3Si的晶体结构

表2 β-U3Si、β-U3Si及UO2的体模量B、剪切模量G、杨氏模量E及泊松比σ的Hill平均值

参考文献：https://doi.org/10.1140/epjb/s10051-022-00345-6

氧溶液和Mo/Cr界面偏析效应的第一性原理研究

自2011年福岛灾难以来，开发能够在非正常条件下更好地抵御氧化的轻水反应堆（LWR）覆层材料引起了人们的极大兴趣。使用抗事故燃料包壳将有助于现役核反应堆提高安全效率。本研究采用第一性原理计算方法研究了Mo/Cr界面性能，加深对Mo/Cr键合性能了解，指导微界面抗氧化行为研究在核包裹材料科学领域的应用。

研究人员通过MedeA Interface Builder创建了Mo(100)/Cr(100)、Mo(110)/Cr(110)和Mo(110)/Cr(100)界面结构，MedeA VASP对一系列体系进行溶解能、表面能、功函数等分析，MedeA MT分析材料机械性能。研究发现：Mo、Cr两种材料都是韧性，Mo的抗变形能力比Cr强；Mo暴露在含游离氧的环境中氧化率高，Cr涂层可用于保护。随后Mo/Cr界面分析，Mo(110)/Cr(110)界面具有最小的界面能，最稳定，Mo(100)/Cr(100)界面稳定性较弱；杂质氧原子更倾向于溶解在Cr表面边缘，界面黏着功为7.09J/m²，随着O原子迁移到Cr内部，黏着功将至4.38J/m²，这意味着杂质氧原子能增强Cr涂层Mo合金的粘附机制，从而降低Mo的腐蚀率。本研究对Mo和Cr的多项性质进行了理论计算，并为其实际应用提供了参考价值。

表1 Mo(100)/Cr(100)、Mo(110)/Cr(110)和 Mo(100)/Cr(110)界面的黏着功和界面能

图1 Mo(100)/Cr(100)界面： (a) 带有杂质氧原子；(b) O靠近Cr表面边缘；(c) O远离界面处Cr晶格；(d) O靠近Mo表面边缘；(e) O远离界面处Mo晶格

参考文献：http://dx.doi.org/10.2139/ssrn.4003178

ZrC中掺杂H后结构稳定性、扩散行为及力学性质研究

碳化锆（ZrC）具有极高的熔点、高硬度、良好的耐磨性和耐腐蚀性、高耐热性等等，广泛应用于刀具、耐磨涂层行业、电子器件中。此外，ZrC还具有显著的中子效率、高耐裂变和较高辐射耐受性，是核燃料涂层机核裂变反应堆燃料涂层的候选材料。本研究通过第一性原理分析了含间隙氢缺陷ZrC结构稳定性及氢扩散路径、不同氢间隙浓度下ZrC力学性质。

研究人员通过MedeA Environment创建了ZrC及不同H掺杂ZrC结构；MedeA VASP对不同体系进行结构优化，发现ZrC中掺杂H最稳定结构是H位于center C-H site，形成能为0.71 eV；MedeA Phonon计算声子色散谱进一步证实center H-C site结构是稳定的；随后采用MedeA TSS模块分析H在ZrC中扩散行为；MedeA MT研究不同氢掺杂浓度下ZrC力学性质。研究发现：在ZrC中H先沿center C-H site扩散到邻近立方中心，然后在Zr/C原子平面中绕着最邻近的C原子旋转2圈进行扩散。本案例的研究具有非常重要的科学意义，为日后进一步研究ZrC材料打下了坚实的基础。

图1 (a) ZrC结构; (b)4个H间隙位置

图2 ZrC中H不同掺杂位置: (a) center C-H site; (b) center site; (c ) inlayer center site; (d) inlayer C-H site

图3 H在ZrC中最优扩散路径

参考文献：https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2019.04.041

Th3N4、Th2N3及Th2N2的第一性原理研究

钍基氮化物（Th-N）具有高熔点、高金属密度、高热导率、低蠕变率及良好的抗腐蚀能力，这类材料在核反应系统中，常被添加到锕系元素的混合亚临界氮化燃料里，用于核反应堆加速器驱动。钍基氮化物家族的其它同晶型材料（Th3N4、Th2N3、Th2N2）缺乏相关研究。本研究通过DFT方法系统分析了Th3N4、Th2N3、Th2N2材料结构、电子性质及机械性能。

研究人员通过MedeA Environment创建Th3N4、Th2N3、Th2N2结构；MedeA VASP计算各结构晶格参数及形成能、电子性质；MedeA MT研究机械性能。研究发现：Th3N4硬度最大，最稳定；Th3N4和Th2N2呈绝缘性，而Th2N3是金属性；这些材料中，电子从Th往N迁移，说明Th-N之间是离子键，由于-NH基团作用，体系电荷密度发生一定形变，说明体系中存在一定共价键。本研究理清了这一系列物质结构、弹性及电荷成键特性，对于核反应堆的燃料材料的研究又是一个重要贡献。