快中子反應(yīng)堆與熱中子反應(yīng)堆比較,有節(jié)能、環(huán)保、安全等優(yōu)點(diǎn)。用于快中子反應(yīng)堆的碳化物燃料和氮化物燃料與已有的氧化物燃料相比,有著良好的導(dǎo)熱性,鈉冷卻劑相容性,較高的中子增殖率等優(yōu)點(diǎn),是一種非常有潛力的核反應(yīng)堆燃料。作為其重要組成部分的單碳化钚PuC1-x和單氮化钚PuN,其化學(xué)計(jì)量比行為應(yīng)該被深入研究。但是,已有的實(shí)驗(yàn)報(bào)道相對較早,當(dāng)時(shí)實(shí)驗(yàn)條件有限,且部分?jǐn)?shù)據(jù)還存在不確定性。由于钚的毒性與放射性,開展钚的相關(guān)實(shí)驗(yàn)受到極大的限制,難以依靠大量的可重復(fù)實(shí)驗(yàn)獲取準(zhǔn)確的材料數(shù)據(jù)。另外,已有的理論研究都著重于正化學(xué)計(jì)量比的單碳化钚PuC1-x和單氮化钚PuN,亞化學(xué)計(jì)量比行為的理論研究相對滯后。因此,我們開展了單碳化钚PuC1-x和單氮化钚PuN的亞化學(xué)計(jì)量比行為的理論研究。首先,我們用無序固溶體建模特殊準(zhǔn)隨機(jī)結(jié)構(gòu)的方法對不同化學(xué)計(jì)量比的單碳化钚PuC1-x進(jìn)行建模,其化學(xué)計(jì)量比范圍包含了已報(bào)道的實(shí)驗(yàn)范圍。然后通過密度泛函理論計(jì)算了不同化學(xué)計(jì)量比的單碳化钚PuC1-x的基態(tài)能量與基態(tài)體積。將基態(tài)體積轉(zhuǎn)化為對應(yīng)的晶格常數(shù),晶格常數(shù)與實(shí)驗(yàn)符合較好。計(jì)算不同化學(xué)計(jì)量比的單碳化钚PuC1-x的形成焓,得出了...

【文章頁數(shù)】：98 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

?亞化學(xué)計(jì)量比钚碳化物和氮化物理論研宄???釋放２００億電子伏特的熱，這些熱可以被用作蒸汽發(fā)電。考慮到Ｕ－２３５的稀缺性，而且??從鈾同位素中分離出Ｕ－２３５需要大量的能量。因此，將增殖性材料Ｕ－２３８和Ｔｈ－２３２轉(zhuǎn)??化為裂變材料的增殖性核反應(yīng)被人們提出。Ｕ－２３８的增殖性反....

?亞化學(xué)計(jì)量比钚碳化物和氮化物理論研宄???釋放２００億電子伏特的熱，這些熱可以被用作蒸汽發(fā)電�？紤]到Ｕ－２３５的稀缺性，而且??從鈾同位素中分離出Ｕ－２３５需要大量的能量。因此，將增殖性材料Ｕ－２３８和Ｔｈ－２３２轉(zhuǎn)??化為裂變材料的增殖性核反應(yīng)被人們提出。Ｕ－２３８的增殖性反....

斷的將Ｕ－２３８變成燃料Ｐｕ－２３９，快速增殖，所以也被稱為快速增荊堆，見閣１．１�？�??中子反應(yīng)堆能夠消耗熱中子反應(yīng)堆的廢料Ｕ－２３８，產(chǎn)生更少的廢棄物，從｜ｆｉ丨使彳（丨利川率??大大提高［２，?１４］。??：ｎｅｕｔｒｏｎ??＇＾Ｆ．Ｐ．?＾Ｆｕ?＾＾ｌ＾ｌ?ｉｓｓｉｏｎ?....

多。典型地，氧化物燃??料的中心溫度大于２０００°Ｃ，而碳化物燃料的中心溫度在１５００°Ｃ范圍內(nèi)。較低的溫度導(dǎo)??致燃料組分以及裂變產(chǎn)物的遷移顯著減少Ｐ］。??－？，???????????°＝２０??１?！??Ｐ?、｛Ｕ，Ｐｕ）Ｃ?８５％?ＴＤ??〇??３?１〇Ｌ??Ｏ??２??....

本文編號：4009440