毕业设计（论文）-新型核燃料的发展与ThO2晶格常数及表面能计算.doc

华北电力大学本科毕业设计（论文）毕 业 设 计（论 文）题 目新型核燃料的发展与tho2晶格常数及表面能计算院 系核科学与工程学院专业班级核电0701学生姓名指导教师二一一年六月华北电力大学大学毕业设计（论文）题目：新型核燃料的发展与计算初步院 系： 专业班级： 学生姓名： 俞立洋 指导教师： 完成时间： 29摘 要核工业目前的全球重建，由于其成本效益和减轻二氧化碳的排放，可能会导致在不久的将来建设相当数额轻水反应堆。对于世界核工业，铀资源将成为非常重要的课题。 因此需要控制铀资源的使用，这一研究的目的是论述钍在传统轻水反应堆中应用的可行性。世界钍资源是铀资源的三倍，钍矿中含有100%的th-232。钍是一种潜在的核燃料，在过去已有所研究，但尚未达到商业规模。钍的利用是一个有效的办法挽救前四代反应堆铀矿的限制。描述 tho2燃料的发展现状与前景。研究二氧化钍，用到了第一性原理的理论知识。通过materials studio软件来构建晶胞，并结合vasp软件分析tho2的稳定形态能量分布并对tho2的晶格常数及表面能进行计算分析。关键词：tho2，钍 ，铀 ，核燃料 abstractthe current renewal of the nuclear industry worldwide, due to its cost effectiveness and its ability to mitigate the co2 emissions, will probably lead to the construction of a considerable amount of light water reactors in the near future. the uranium resource will therefore be a very important topic for the world nuclear industry. therefore, there is a need to control our use of the uranium resources. the incentive of this study is to discuss the possibility to use thorium as fuel in conventional light water reactors. the world thorium resource is about 3 times more abundant than the uranium resource. mined thorium is composed at 100% of the th-232 isotope.thorium is a potential fuel, and has been studied in the past, but was not yet implemented at commercial scale. its utilisation could be an effective way to save the uranium resources before the implementation of iv-generation reactors. in this thesethes, by using materials studio software a computational cell of thorium dioxide is built, and then vasp software is used to calculate the morphology, energy, lattice constants, and surface energy of tho2.keywords: tho2 ， thorium，uranium，nuclear fuel 华北电力大学本科毕业设计（论文）目 录摘 要abstract第1章 绪论21.1研究背景及意义2第2章 核能技术发展及核燃料钍的研究42.1世界核能技术发展历程42.2关于钍利用特点及存在的问题62.3国际上钍资源利用研究92.4 国内钍资源利用研究10第3章 钍基熔盐堆的历史和现状113.1 钍基熔盐堆特点113.2钍基熔盐堆的历史和现状11第4章 二氧化钍晶格常数与能量计算134.1第一性原理介绍134.2 materials studio软件介绍154.3 二氧化钍体系单晶和晶胞的结构174.4 二氧化钍晶格常数与能量计算19总 结24参考文献25附录261. vasp输出文件262 vasp输出文件273. vasp28第1章 绪论1.1研究背景及意义全世界共有400多座核电站，提供了世界上大约17%的电能。当然，各国核电利用很不平衡，根据国际原子能机构提供的数据，法国用电量的75%是由核电站生产的。美国的100多座核电站提供了该国15%的电能。我国核电所占比例尚不足21。核电是一种安全、清洁、经济、高效能源。核电站是把原子核裂变释放出来的能量转化为高温蒸汽，然后推动蒸汽轮机发电。反应堆用的燃料是浓缩铀（或用钚）。u-235俘获中子产生裂变，裂变时同时放出2-3个中子，这些中子又去轰击其他铀核，于是裂变反应得以连续进行，称作链式反应。在铀同位素中，只有铀235吸收中子后才能发生核裂变并释放出原子能。原子弹用的铀235浓度在90以上，而核电燃料的铀235浓度只有24，核燃料不可能爆炸；核电反应堆是完全可控的，镉棒吸收中子的数量（没有中子，铀不会裂变），裂变速度通过镉棒控制，而原子弹不可控，设计的质量远远超过其临界质量（超过临界质量极易引爆，235铀的临界质量为0.9公斤，钚239的临界质量大约是283 克）。当然，核电站的安全绝对是第一位的1。（1）核电资源蕴藏量丰富 据统计，虽然全世界已探明可开发铀储量（1997年）只够使用几十年至近百年，但如果采用快中子增殖堆，通过燃料的转化、再生，则可再用2000多年，如果进一步实现受控聚变反应，并在海水中提取氘加以利用，则所获取的聚变能可供全世界享用百亿年以上。（2）高能量、低燃料 1 kg u-235全部裂变释放的能量相当于2700吨标准煤燃烧的能量，这比任何一种化学反应所释放的能量都要大几百万倍；一顿海水中的氘聚变反应时释放的能量相当于250吨标准煤。一座1000mw的火电厂每天烧8000吨左右的标准煤，每年需3000000吨煤，而同样规模的核电厂，每天只需2.86kg 纯u-235；若用平均富集度为2.86%的铀燃料，则每年只需40吨左右，可缓解交通运输。（3）核电是清洁能源一座1000mw的火电厂，每年向大气排放几十万吨二氧化硫、烟尘和700多万吨的二氧化碳，以及几十吨的重金属和放射性同位素，给人类生存环境带来并造成了严重的污染，而每千瓦时的核发电量，从采矿直至完成，整个处理过程及排放的二氧化碳总和只有12克。因此，只有逐步以核电代替火电，才有可能从根本上解决环境问题，特别是“温室效应”问题1。（4）核电是安全的能源 由于核电是一种有潜在危险的能源，因此从它的发展初始阶段，就把安全性放在首要位置。为了防止放射性物质泄漏污染环境，核电厂一般都在放射性物质与环境之间设置三道屏障：第一道是燃料元件包壳，它能承受200个大气压，使放射性裂变产物被限制在包壳内；第二道屏障是反应堆压力壳及一回路耐压管道；第三道屏障是反应堆安全壳，将一回路系统及设备密封在里面，即使一回路系统及设备发生了严重的破裂事故，放射性物质也不会扩散到厂房以外。同时，核电厂中还设置了各种安全设施，以保证核电站在最严重的假想事故下放射物不扩散2。遗憾的是，铀235只占到铀矿储量的0.7，其余全是铀238。科学家发现，使用慢中子轰击铀238得到钚239（钚239也可裂变，做为核燃料），如此可充分利用铀235，,可供人类使用的核燃料增加了近千倍。钍的储量目前已探明在地壳中是铀的3-4倍，我国铀储量有限，但有丰富的钍资源，约是铀的6倍，通过增殖途径将th转换成铀233，将极大的丰富核燃料资源。有如下核反应3：由于钍可能在新型核燃料的特殊地位我们将调研th作为新型核燃料的应用背景并利用基于第一性原理的vasp软件，计算tho2的一些物理特性与结合能晶格长度3。基本概念 堆型2：超临界水冷堆、超高温气冷堆、熔盐堆、钠冷快堆、气冷快堆、铅冷快堆.核裂变2：可裂变重核裂变成两个、三个或更多个中等质量核的核反应。在裂变过程中有大量能量释放出来，且相伴放出23个次级中子。裂变反应包括用中子轰击引起的裂变和自发裂变两种。 核聚变2: 由轻原子核熔合生成较重的原子核，同时释放出巨大能量的核反应。为此，轻核需要能量来克服库仑势垒，当该能量来自高温状态下的热运动时，聚变反应又称“热核反应”。 链式反应：u-235俘获中子产生裂变，裂变时同时放出2-3个中子，这些中子又去轰击其他铀核，于是裂变反应得以连续进行。第2章 核能技术发展及钍的研究2.1世界核能技术发展历程关于核电的发展历程 , 国际上普遍沿用美国能源部的提法 , 即上世纪 5060 年代的原型堆被称为“第一代” , 70 年代以来建成并运行的商用动力堆被称为“第二代”, 近 10 年来开发成功或正在开发的先进水冷堆(如 abwr , epr , system80 + ,ap1000 等)和先进气冷堆被称为“第三代”, 正在进行概念设计并可能于 2030 年以后大规模采用的新型核能系统被称为“第四代”5 。目前全世界正在运行的核电站 , 除了在日本建造的几台 abwr机组属于“第三代”之外 , 绝大部分属于“第二代”反应堆。三十多年来 , 随着核电技术的不断改进, “第二代”核电已经发展成为一种成熟可靠的技术 , 具有可接受的安全性和和较好的经济性 , 并积累了超过 11 000 堆 年的安全、稳定运行经验。核电在运行成本和燃料成本方面已具有竞争性。影响核电经济性的主要问题是投资费用高( 1500 美元/ kw)和建设周期长(46 年) 。随着核电技术的不断改进与革新 , 改进型的“第二代”(或称“二代 +” )核电站将进一步提高核电的经济性和安全性。“第三代”核电是对“第二代”核电技术的改进与发展。 “第三代”反应堆的设计特点包括: 采用标准化设计,以加速许可证审批过程,降低建造成本, 并缩短建造周期; 采用更简洁,更坚实的设计,使操作更加简便和安全; 具有更高的可利用率和更长的运行寿命 (一般为60年) ; 具有更高的燃耗 , 以减少燃料用量和废物产生量; 采用可燃的中子毒物,以延长燃料寿命5。“第三代”反应堆最主要的优点是比“第二代”反应堆具有更好的安全性和经济性,尤其是严重事故应对措施,可避免设备故障演变成反应堆事故 ,从而使堆芯熔化事故的概率进一步降低。应当指出, 核电由“第二代”技术向“第三代”技术的发展与过渡 , 是在已经成熟的核电技术的基础上, 不断进行技术改进与创新的渐进过程 ,以期不断提高核电的安全性和经济性, 使之具有更好的竞争力。目前世界上属于“第三代”的压水堆核电机组尚未取得实际的运行经验 , 首期“第三代”核电机组的建设与运行 , 应由政府和企业共同承担风险。所以 , 在今后的若干年内 , 会出现“第二代”核电站与“第三代”核电站共存的局面。在“第三代”技术被市场全面接受之前 , 改进型的“第二代”技术或“二代 +”技术将具有相当规模的发展空间。无疑 , 改进型的“第二代”的建设将推动“第三代”核电技术的发展。“第四代”核能技术将是在“第三代”核电站的基础上发展起来的先进核能系统, 它最显著的特点是从循环经济的角度出发, 将先进反应堆技术和先进核燃料循环技术作为一个系统工程进行研究, 不是孤立地研究反应堆技术本身。 “第四代”核能系统不仅考虑发电 , 还将考虑供热和制氢等应用。为了满足核能可持续发展的需要 , “第四代”核能系统应能同时满足: 资源的可持续性 , 即通过先进燃料循环 , 充分利用核能资源 , 实现核废物最少化 , 降低未来核废物处置库的长期管理压力; 高度的安全性 , 即改善核电站操作性能和可靠性 , 降低堆芯损坏的可能性和严重性 , 免除核电站外部应急响应要求; 良好的经济性 , 即在全寿期内具有比其它能源更大的费用优势; 可靠的防扩散性 , 防止核材料的偷盗或非法转移5。世界核电发展已经走过半个世纪的历程。根据世界核能协会(wna)2009年4月的数据:世界核能发电量居前三位的国家依次是美国、法国和日本;美国拥有104个运行反应堆,居世界第一;法国2006年核能发电量占总发电量77%,核能发电比例是世界第一;全世界核能发电量2007年占世界发电总量的15%;世界正在运行的反应堆有436个,分布在30个国家,机组容量3722亿瓦;全世界正在建设的反应堆有44个,已落实资金待建的反应堆有110个,还有272个反应堆正在报批和筹措资金,计划在2030年前建成;全球2009年铀燃料需求是65405吨。 中国目前正在使用的反应堆有13个。还有27个反应堆在建设中。另外还计划建设50个反应堆6。核燃料存在着一个明显的悖论, 即它可被视为是核电的最大优势, 但同时也可以说它是核电发展的最大阻碍。积极的方面是, 第一, 由于核能的能量密度大, 仅需少量铀就可产生大量能量, 因此产生的固体废物总量较少,能够在不影响环境的前提下安全地贮存和管理。第二, 核反应堆在运行期间通过原子核裂变来产生能量, 不需要燃烧碳, 因此不会产生温室气体,其大部分废物产生于易裂变的燃料。第三,由于核燃料的价格相对较低, 且能量密度大,因此燃料储存这项工作可以很容易地进行,从而能为应对未来可能发生的燃料供应不足提供缓冲。第四,由于燃料费用在核电总发电成本中所占的比例很低, 因此燃料价格的波动对核电的发电成本影响不大, 从而可以确保电价的相对稳定。消极的方面是, 核电的反对者将核废物的数量(尽管这一数量很小 )视为是致命弱点。今为止, 全球还没有一座高放废物的最终处置库投运, 并且是否应建设最终处置库在核工业界内外还存在不少争议。图2-1 世界钍资源量62.2关于钍利用特点及存在的问题铀-235,钚-239和铀-233都是易裂变核材料,但其中只有铀-235 是天然存在的(天然铀中铀-235 的含量也只有0.712%) ,钚-239和铀-233在自然界中并不存在, 它们需分别由天然存在的铀-238 和钍-232通过核反应转换而来。天然铀中大量为铀-238 (含量99.285%以上).铀-238在反应堆中俘获中子后,可转换为易裂变的钚-239。钚-239参与裂变,也产生核能,并释放中子,这是铀的核能利用途径,称铀.钚燃料循环。铀/钚燃料循环工艺较成熟,早已用于世界各国的核能生产。天然钍(钍-232)可通过俘获中子,转换为易裂变的铀-233, 这与铀-238转换为钚-239的性质相似。天然钍与天然铀不同的是, 天然铀中含有易裂变的铀-235, 而天然钍中没有易裂变的材料,所以,钍资源的核能利用要依赖于易裂变核素铀-235 或钚-239 裂变产生的中子被钍-232 所俘获,使钍-232变成铀-233,铀-233 裂变,产生核能此途径称为钍-铀燃料循环,它至今尚未真正用于世界各国的核能生产。2.2.1钍的核能利用的优点由于钍-232的热中子俘获截面大约为铀-238的3倍,故在相同条件下,钍-232 转换为铀-233的转换率比铀-238转换为钚-239的转换率要高而且,由于在热中子反应堆中铀-233裂变产生的次级中子数比铀-235和钚-239 都多, 故中子经济性也较好。因此,钍-铀燃料循环在热中子反应堆中有可能实现核燃料自持或近增殖。而铀-钚循环在热中子反应堆中的转换率总小于1,不能实现增殖与铀-钚燃料循环比较, 钍-铀燃料循环产生较少的次锕系核素(ma)次锕系核素是具有高毒性和长寿命的放射性核素。所以, 钍基反应堆中积累的次锕系核素毒性低于铀基反应堆累积的次锕系毒性作为核燃料芯块的二氧化钍 ( tho2)与二氧化铀(uo2)相比较, tho2 具有较好的化学和辐照稳定性、较高的热导率、较低的热膨胀系数以及耐高温性能(熔点3300 摄氏度)，这表明钍基燃料在反应堆内可允许更高的燃料芯块温度和更深的燃耗6。2.2.2钍-铀燃料循环的优势1）232th/233u的转换效率高。232th的热中子俘获截面（7.4barns)比238u(2.7barns)约高3倍, 而233u的热中子俘获截面(45.76barns)比239pu(270.33barns)小得多。这意味着在热堆中233u的产出率高于239pu，而233u的消耗率低于239pu7。2）钍/铀燃料循环在热堆中也能增殖。233u的裂变截面与239pu相差不大，但233u的平均二次中子数比239pu大0.2左右，因此中子经济性更好。这意味着在热堆中232th/233u的转换比可以大于1。大的平均二次中子数还说明233u在热堆中降低速率较低，可以有较高的燃耗。3） 钍/铀燃料循环产生较少的高毒性放射性核素。由于233u的热中子俘获截面(45.76barns)比239pu(270.33barns)小得多，与铀/钚循环相比，在热堆中钍/铀燃料循环产生的钚和长寿命次锕系核素要少得多。此外，233u要多次俘获中子才能生成239pu和重次锕系核素7。4）有利于防核扩散。233u通过(n,2n)反应产生232u，232u的衰变链产生短寿命强辐射的208tl（22.6mev），这种固有的放射性障碍增加了化学分离的难度和成本,较少的钚含量降低了分离的经济性。5）233u适合在快堆中生产。在快中子条件下，232th的裂变截面（0.01barns)比238u(0.04barns)低，而且232th裂变的中子阈高（1.4mev)。239pu的平均二次中子数高，而且随中子能量增加迅速增加。这意味着232th和233u在快堆中的裂变性能不如238u和239pu。但232th的快中子俘获截面比238u略高，故232th适合在快堆中增殖233u7。6）钍和氧化钍化学性质稳定耐幅照、耐高温、热导性高、热膨胀系数小，产生的裂变气体较少，这些优点使钍基反应堆更高的运行温度和更深的燃耗。2.2.3钍-铀燃料循环的难点和存在的问题如前所述,天然钍中不含有易裂变物质,不像天然铀那样含有易裂变的铀-235,所以钍的核能利用必须依赖于铀的利用。钍-铀循环过程中, 钍在反应堆中受辐照产生铀-233 的同时, 也伴随产生同位素铀-232 子体, 它有强 辐射。这种强 辐射就给反应堆乏燃料的贮存、运输、后处理、最终处置和燃料的再加工带来困难, 这将加大后处理和燃料元件制造等的放射性防护难度,从而增加生产成本。在钍基乏燃料后处理过程的首端,由于tho2化学性质非常稳定, 必须在 hno3 中引入少量 hf 后才能溶解乏燃料, 这样加剧了对设备和管线的腐蚀。 对于钍基乏燃料的后处理, 迄今只有上世纪50年代中期美国开发的一个不太成熟的 thorex 流程, 且只有少数国家开展过该流程的实验或中试规模研发, 取得的研究数据和经验甚少, 离商业应用尚有相当距离7。1）tho2的熔点(3350c)比uo2(28000c)高得多,故生产制备高密度的tho2和tho2基混合氧化物(mox)燃料需要更高的烧结温度（ 2000c)。2）在后处理上,因为tho2和tho2基混合氧化物燃料比较惰性,不易溶于hno3,而要加入一定量的hf,容易造成后处理设备和管道的腐蚀。而目前还没有成熟有效的后处理分离流程。实验和经验都非常缺乏7。3）在辐照钍转换铀的过程中，也同时产生了232u， 232u的衰变子核有短寿命强辐射的208tl，给反应堆乏燃料的贮存、运输、后处理、最终的安全处置和燃料的再加工带来困难，这将加大后处理和燃料元件制造的放射性防护难度和生产成本的增加。4）钍铀转换链要经过中间核233pa，而233pa的衰变半衰期约为27天，这意味着至少需要一年的冷却时间使233pa能完全衰变到233u，这个时间对反应堆来说过长。5）相对uo2和(u,pu)o2而言，目前关于th和th燃料循环的数据库和经验还比较缺乏，还需要大量钍的基础研究。6）对钍基乏燃料的后处理，要考虑钍和铀的提取和分离；而对于（th，pu）o2的后处理，则要考虑钍、铀和钚的提取和分离。在钍铀的提取和分离之前，还要首先分离钍基乏燃料中的233pa，造成后处理流程复杂7。2.3国际上钍资源利用研究 1) 早在50年代中期至70年代中期，核反应堆研究伊始，钍就被认识到是重要的可转换核素，国际上就已开始了对钍燃料循环进行研究开发。如德国的avr实验堆和thtr堆、英国的dragon堆、美国桃花谷高温石墨慢化氦冷堆（htgr）和fsv、美国shippingport的pwr。分别在高温气冷堆中使用（th，u）o2和（th，u）c2燃料；在轻水堆中使用(th，u）o2和在熔盐增殖堆中使用li7f/bef2/thf4/uf4燃料。但由于天然钍中不含有易裂变物质，而天然铀有易裂变的235u，所以钍燃料需要235u或239pu提供中子源来启动，故钍的研究和利用一直落后于铀，这也是钍资源没有得到利用的主要原因之一。2）从90年代开始，一些发达国家（主要是美国）出于防止核扩散、达到更高的燃耗、更长的燃料周期和焚化消耗掉武器级钚和民用分离钚等因素又重新对钍燃料产生了兴趣。目前国际上主要的两个研究规划：以iaea牵头的innovative nuclear reactors and fuel cycle programme（inpro）和以美国领导的generation iv international forum（gif）。3）80至90年代，由于新铀矿的不断发现和铀产品供大于求，价格下降，致使大多数国家中止了钍燃料利用的研究开发。唯有印度因其铀资源极其有限（50,000吨），而钍储量非常丰富，是铀的6倍。从90年代开始就始终坚持钍燃料利用的三阶段发展规划。该规划的要点是通过闭式循环来提高核燃料的利用率。 第一阶段：利用加压重水堆（phwr），其特点是天然铀燃料，钍包层，使用压力管技术作物理隔离的高温高压水冷却剂和低温低压重水慢化剂。旨在生产积累239pu和分离得到部分233u。 第二阶段：利用快中子增殖堆，由第一阶段生产的239pu作燃料在快堆中生产233u。 第三阶段：设计和利用先进重水堆（ahwr）：其特点是压力管式、重水慢化、沸腾轻水冷却的自然循环式直立反应堆。以第一和第二阶段分离得到的233u做成（th-233u）o2和（th-pu）o2 棒束燃料，并最后达到自持钍铀循环 4.) 加拿大、俄国、日本与欧洲国家等国家积极开展钍铀燃料应用研究，挪威更是将钍铀核燃料作为重大国家发展机遇与战略在考虑。 5) 许多公司积极开展钍资源利用研究，如 thorium power，thoreco llc, thorium energy, dbi等, 其中thoreco llc 利用lbnl设计，开发钍基10m级可移动式的小型堆. carlo rubia与aker公司的adtr方案是其中一个范例。2.4 国内钍资源利用研究1）1965年在上海嘉定召开全国钍的利用会议。2） 上世纪60年代末，上海原子核研究所（现上海应用物理研究所）开展了“u-233核素的小批量制备和提纯研究”，从中子辐照二氧化钍中成功提取了6克核纯级u-233。这也是我国thorex流程研究的起步。3）70年代初，上海原子核研究所与中国原子能院等联合开展了“钍元件后处理工艺热验证实验”研究 ，从小试验开始，发展到热室验证，并研制出一个较先进的两个半循环工艺流程 。4)70年代起，张家骅的领导下，上海原子核研究所进行了长达二十多年的“钍-铀核燃料循环研究”项目。主要开展下列各项工作：高通量堆辐照钍样品的实验研究；钍-铀零功率堆临界实验；压水堆中进钍方式的研究；th-233u自持堆有关理论问题的探讨 。4)80年代，上海原子核所与清华大学核能院共同承担863项目“高温气冷堆钍铀燃料后处理研究”，制定了一个处理高燃耗钍铀燃料的溶剂萃取工艺流程，并在核所完成半热区热验证工作 。5)钍资源核能利用得到科学院和能源局的领导与专家的重视6) 中国科学院学部咨询评议工作委员会于2005年12月设立了“钍的核能利用研究”咨询项目，并于2007年12月向国务院呈送了“钍的核能利用研究”的报告。7)近期中国科学院呈报国务院的由路甬祥院长等18位中科院院士和专家撰写的题为二十一世纪上半叶我国能源可持续发展体系战略研究咨询报告中，明确提出设立“设立以快中子堆和钍资源利用为重点的先进核能系统与核燃料循环的研究开发和产业化国家重大专项”的建议。8)2008年12月，国家能源局组织召开了“钍资源核能利用专家研讨会”，会议对我国当前钍资源核能利用的重要性和迫切性、现存问题及应对措施进行了探讨，也建议设立钍资源核能利用国家级科研专项。9）2007年12月，中核北方、包钢稀土高科和清华大学签订了核电重水堆用钍基燃料试验组件设计技术合同书。10）2009年7月，中核北方，秦山第三核电有限公司，中国核动力研究设计院和加拿大aecl签署了先进candu堆燃料开发及示范第二阶段合作协议9第3章 钍基熔盐堆的历史和现状3.1 钍基熔盐堆特点 1) 固有的安全性：熔盐具有很大的负温度系数，当温度升高引起熔盐膨胀溢出堆芯，从而降低了反应性，达到安全的目的。或当熔盐温度高到溶化安全塞,全部熔盐从堆芯流入备用容器而自动关闭反应堆。2) 可利用的裂变燃料种类丰富，包括钍、铀、钚（反应堆级或武器级）和次锕系元素。3) 用途广泛性：熔盐堆可用于发电，可擅变燃烧锕系元素，可用于热化学高温制氢，也可用于增殖。而整个堆芯不要作大变动，既可运行在快中子谱，又可运行于热中子谱，适合钍铀增殖。4) 熔盐堆采用在线按需增减燃料不需要加工制备燃料棒，回避了钍难加工缺点。5) 熔盐堆采用在线后处理，去除挥发性高的中子截面大的裂变产物（氪和氙），故中子利用率高，反应性稳定。适合于用干法流程进行在线燃料和融盐的化学分离和处理，克服了钍铀循环中的pa-233效应，也适用于u-233分离。6) 废物中长寿命锕系元素含量要比其他堆型低一到两个量级，减轻降低了后处理难度和成本。7) 在1mw的熔盐堆中，达到临界约需要2kg燃料，相比较轻水堆需3-5kg，快堆约需25kg，燃料成本大大低于固体燃料。裂变能大部分沉积于燃料/冷却剂中，可以达到很高功率密度，易反应堆小型。3.2钍基熔盐堆的历史和现状1)美国橡树林国家实验室于1954年制造了用naf-zrf4熔盐的2.5mw空间动力试验反应堆(are), 并于1963年建成了8mw的熔盐增殖试验堆(msbr)，大约运行了5年，很少发现有操作上的困难。以上这些试验证实了： 17lif-bef2可用于熔盐增殖堆， 2.石墨作慢化剂与熔盐相容性， 3中子经济性和固有的安全性， 4裂变产物氪和氙可从熔盐中分离， 5熔盐堆可使用不同的燃料，包括235u、233u和239pu。2）1971年9月，核所的熔盐堆零功率物理实验装置首次达到临界状态。3.2.1美国橡树岭国家实验室 1）在橡树岭国家实验室熔盐堆的研究已有50年的历史91.1954年，建成are（2.5mwt）；2.1966年，建成msre （7.8mwt），成功开展了钍基燃料实验研究3.1970-1976年，完成msbr概念设计4.至今，一直开展熔盐冷却反应堆研究2）70年代之后，美国的熔盐堆研究主要集中于核不扩散及钚处理，提出了三种新概念堆 amsr、pr-msr和ahtr。3.2.2 俄罗斯1）俄罗斯的熔盐堆研究始于上世纪70年代，研究方向集中于钍铀循环对的概念设计9。3.2.3欧洲原子能机构（euratom)1）在第五届框架计划下，开展most（molten salt & molten salt reactor technology) 研究11。 2）欧洲7个国家14家研究机构，评价了5个熔盐堆概念，在第六届 framework programs下，开展alisia(assessment of liquid salts for innovative applications)研究93.2.4法国cnrslpsc的反应堆研究组1）peren中子学-钍-铀循环核数据-thorium-uranium cycle nuclear data 2）设计及热工水力学3)熔盐的化学性和处理 molten salt chemistry and treatment 11第4章 二氧化钍晶格常数与能量计算4.1第一性原理介绍4.1.1第一性原理介绍第一性原理（first principle），是物理化学计算的专业名词，通常是跟计算联系在一起，指在进行计算的时候除了告诉程序你所使用的原子和他们的位置外，没有其他的实验的，经验的或者半经验的参量，且移植性很好。作为评价事物的依据，第一性原理和经验参数是两个极端。第一性原理是某些硬性规定或推演得出的结论，而经验参数则是通过大量实例得出的规律性的数据，这些数据可以来自第一性原理(称为理论统计数据)，也可以来自实验(称为实验统计数据)。但是就某个特定的问题，第一性原理和经验参数没有明显的界限，必须特别界定。如果某些原理或数据来源于第一性原理，但推演过程中加入了一些假设(这些假设当然是很有说服力的)，这些原理或数据就称为“半经验的”10第一性原理又有广义和狭义之说广义的第一原理包括两大类，以hartree-fork自洽场计算为基础的ab initio从头算，和密度泛函理论（dft）计算。也有人主张，ab initio专指从头算，而第一性原理和所谓量子化学计算特指密度泛函理论计算。广义的第一性原理计算指的是一切基于量子力学原理的计算。我们知道物质由分子组成，分子由原子组成，原子由原子核和电子组成。量子力学计算就是根据原子核和电子的相互作用原理去计算分子结构和分子能量（或离子），然后就能计算物质的各种性质。广义的第一原理包括两大类，以hartree-fork自洽场计算为基础的ab initio从头算，和密度泛函理论（dft）计算。也有人主张，ab initio专指从头算，而第一性原理和所谓量子化学计算特指密度泛函理论计算11。第一性原理计算 (the first- principles calculation)，又称为从头 (ab initio)计算）是指从所研究材料的原子组分开始，运用量子力学及其它基本物理规律通过自洽计算来确定材料的几何结构、力学、热动力学、输运性质等各种各样的实际材料性能的方法。它的基本思想是将多原子构成的实际体系理解为由电子和原子核组成的多粒子系统，运用量子力学等基本的物理原理最大限度地对问题进行“非经验”处理。第一性原理计算所采用最基本的计算模型中一般不包括经验参数，只涉及到元素周期表中各组分元素的电子结构，以及一些基本物理量(如普朗克常数h、电子电荷e等)。所涉及的物理规律包括量子力学的基本方程薛定愕方程、相对沦效应、电磁相互作用关系、能量最低原理等11。狭义的第一性原理计算是从头算（ab initio），量子力学能够准确的解决的问题很少很少，绝大多数都是有各种各样的近似，为此计算量子力学提出一个称为“从头计算”的原理作为第一性原理，除了schrdinger方程外还允许使用下列参数和原理： (1) 物理常数，包括光速c、planck常数h、电子电量e、电子质量me以及原子的各种同位素的质量，尽管这些常数也是通过实验获得的。(在国际单位值中，光速是定义值，planck常数是测量值，在原子单位制中则相反。) (2) 各种数学和物理的近似，最基本的近似是“非相对论近似”(schrdinger方程本来就是非相对论的原理)、“绝热近似”(由于原子核质量比电子大得多，而把原子核当成静止的点处理)和“轨道近似”(用一个独立函数来描述一个独立电子的运动)。 它是指不使用经验参数，只用电子质量，光速，质子中子质量等少数实验数据去做量子计算。但是这个计算很慢，所以就加入一些经验参数，可以大大加快计算速度，当然也会不可避免的牺牲计算结果精度。基于第一性原理的理论计算的主要理论基础是量子力学的基木方程和相对论效应，这些在上世纪二、三十年代就己发展完备。变分原理、泡利不相容原理、hartree-fock近似、slate:矩阵、关联相互能、密度泛函理论以及含时密度泛函理论等都是第一性原理计算中的一些重要发展过程和概念运用。人们在早期主要是关注一些简单体系，随着科学的发展和系统复杂性的增加，第一性原理往往和其他模型分析计算整合在一起，构成多尺度计算方法(muiti-scale computations)。目前，基于第一性原理的材料计算已经广泛地应用在凝聚态物理研究、量子化学研究、纳米元件研究、材料性能提高的微观机制改进途径、低成本的新药物分子结构发现12。目前主要的计算软件：material studio，vasp，wein2k等4.1.2小结这种计算能够从根本上计算出来分子结构和物质的性质，这样的理论很接近于反映宇宙本质的原理，就称为第一原理。物质由分子组成，分子由原子组成，原子由原子核和电子组成。量子力学计算就是根据原子核和电子的相互作用原理去计算分子结构和分子能量（或离子），然后就能计算物质的各种性质。第一性原理，是一个计算物理或计算化学专业名词，通常是跟计算联系在一起的，是指在进行计算的时候除了告诉程序你所使用的原子和他们的位置外，没有其他的实验的，经验的或者半经验的参量，且具有很好的移植性。第一性原理计算是指从所研究材料的原子组分开始，运用量子力学及其它基本物理规律通过自洽计算来确定材料的几何结构、力学、热动力学、输运性质等各种各样的实际材料性能的方法。在这次研究二氧化钍,用到了第一性原理的理论知识。通过materials studio软件来构建晶胞，并结合vasp软件分析tho2的稳定形态及能量分布。4.2 materials studio软件介绍4.2.1诞生背景 美国accelrys公司是目前全球范围内唯一能够提供分子模拟、材料设计以及化学信息学和生物信息学全面解决方案和相关服务的软件供应商。 accelrys材料科学软件产品提供了全面完善的模拟环境，可以帮助研究者构建、显示和分析分子、固体及表面的结构模型，并研究、预测材料的相关性质。accelrys软件用于材料科学研究的主要产品包括运行于unix工作站系统上的cerius2软件，以及全新开发的基于pc平台的materials studio软件。accelrys材料科学软件被广泛应用于石化、化工、制药、食品、石油、电子、汽车和航空航天等工业及教育研究部门，在上述领域中具有较大影响的世界各主要跨国公司及著名研究机构几乎都是accelrys产品的用户。4.2.2软件概况 materials studio是专门为材料科学领域研究者开发的一款可运行在pc上的模拟软件。它可以帮助你解决当今化学、材料工业中的一系列重要问题。支持windows 98、2000、nt、unix以及linux等多种操作平台的materials studio使化学及材料科学的研究者们能更方便地建立三维结构模型，并对各种晶体、无定型以及高分子材料的性质及相关过程进行深入的研究13。 多种先进算法的综合应用使materials studio成为一个强有力的模拟工具。无论构型优化、性质预测和x射线衍射分析，以及复杂的动力学模拟和量子力学计算，我们都可以通过一些简单易学的操作来得到切实可靠的数据。 materials studio软件采用灵活的client-server结构。其核心模块visualizer运行于客户端pc，支持的操作系统包括windows 98、2000、nt；计算模块（如discover，amorphous，equilibria，dmol3，castep等）运行于服务器端，支持的系统包括windows2000、nt、sgiirix以及red hat linux。浮动许可（floating license）机制允许用户将计算作业提交到网络上的任何一台服务器上，并将结果返回到客户端进行分析，从而最大限度地利用了网络资源13。 4.2.3 materials studio软件的优点materials studio软件相对于cerius2所具有的优点（1） materials studio是专门为材料科学领域研究者开发的一款可运行在pc上的模拟软件。支持windows 98、2000、nt、unix以及linux等多种操作平台。 （2） materials studio软件采用灵活的client-server结构。其核心模块visualizer运行于客户端pc，支持的操作系统包括windows 98、2000、nt；计算模块（如discoveramorphous，equilibria，dmol3，castep等）运行于服务器端，支持的系统包括window s 2000、nt、sgiirix以及red hat linux。 （3） 投入成本低，易于推广。浮动许可（floating license）机制允许用户将计算作业提交到网络上的任何一台服务器上，并将结果返回到客户端进行分析，从而最大限度地利用了网络资源，减少了硬件投资。accelrys的软件使任何的研究者都能达到和世界一流工业研究部门相一致的材料模拟的能力。模拟的内容囊括了催化剂、聚合物、固体化学、结晶学、晶粉衍射以及材料特性等材料科学研究领域的主要课题。materials studio采用了大家非常熟悉microsoft标准用户界面，它允许你通过各种控制面板直接对计算参数和计算结构进行设置和分析13。如图3-1所示：图3-1 materials studio主界面4.3 二氧化钍体系单晶和晶胞的结构利用materials studio软件构造空前群为fm-3m，晶格参数为a=b=c=5.47的网格，这是向网格里添加氧原子和钍原子。打开materials studio软件之后先要新建一个3d atomisticsdocument，之后单击build/crystals/build crystale，在enter group栏中输入“fm-3m” 同时，按下“tab”键确定输入的空间群代号。之后转换至lattice parameters 下，在lengths栏中的a的单元格中输入5.47。同时按下“build”发现一晶格已添加到 materials studio界面下。添加原子时选择build/add atoms在atoms栏下的element中输入要添加的原子，并将x，y，z的坐标本别填入x，y，z栏中，最后单击add，添加完成。如图3-2所示：图3-2 二氧化钍晶胞 1.1.1. 二氧化钍超晶胞的结构在建立好二氧化钍单胞后，在二氧化钍单胞附近右键单击选择display style选项找到lattice栏后在a，b，c，中的max栏下都将数值变成2，关闭。则二氧化铀222超晶胞显示出来。如图3-2所示： 图3-2 222二氧化钍超晶胞1.1.2. 小结materials studio是专门为材料科学领域研究者开发的一款可运行在pc上的模拟软件。多种先进算法的综合应用使materials studio成为一个强有力的模拟工具。无论构型优化、性质预测，复杂的动力学模拟和量子力学计算，我们都可以通过一些简单易学的操作来得到切实可靠的数据。在这次研究中，利用materials studio软件建立了二氧化钍的三维晶体模型。通过对二氧化钍晶体模型添加删减原子，为vasp软件输入poscar文件。为之后的研究打下重要的基础。4.4 二氧化钍晶格常数及表面能量计算4.4.1 vasp软件简介vasp是vienna ab-initio simulation package的缩写，它是使用赝势和平面波基组，进行从头量子力学分子动力学计算的软件包，它基于castep 1989版开发。vamp/vasp中的方法基于有限温度下的局域密度近似（用自由能作为变量）以及对每一md步骤用有效矩阵对角方案和有效pulay混合求解瞬时电子基态。这些技术可以避免原始的car-parrinello方法存在的一切问题，而后者是基于电子、离子运动方程同时积分的方法。离子和电子的相互作用超缓vanderbilt赝势(us-pp)或投影扩充波(paw)方法描述。两种技术都可以相当程度地减少过渡金属或第一行元素的每个原子所必需的平面波数量。力与张量可以用vamp/vasp很容易地计算，用于把原子衰减到其瞬时基态中。 vasp程