Understanding Fission Gas Bubble Distribution, Lanthanide Transportation, and Thermal Conductivity Degradation in Neutron-irradiated α-U Using Machine Learning
铀锆基金属核燃料是美国下一代钠冷快堆的主要候选燃料。美国研究堆自20世纪60年代以来一直在使用和试验这种燃料类型，并积累了相当多的经验和有关燃料性能的知识。然而，大多数知识仍然是经验性的。对燃料性能的机械理解的缺乏阻碍了UZr燃料用于商业用途的资格。本文提出了一种数据驱动的方法，再加上先进的辐照后检查，由机器学习算法提供动力，通过提供前所未有的量化裂变气泡的新见解来促进这种理解的发展。具体来说，基于先进的后辐射检查数据收集的中子辐照的U-10 Zr环形燃料，我们开发了一种方法来自动检测，分类~19,000裂变气泡到不同的类别，并定量链接的数据，镧系元素蒸腾沿径向温度梯度。该方法是通用的，可以修改，以研究不同的耦合辐照效应，如二次相的再分布和热导率的退化，在辐照核燃料。
2021-04-12 cond-mat.mtrl-sci cs.CV
Thermal Energy Transport in Oxide Nuclear Fuel
为了有效地捕获核键的能量，先进的核反应堆概念寻求必须承受前所未有的极端温度和辐射的固体燃料。在这些先进燃料中，辐照下的热能传输直接关系到反应堆性能以及反应堆安全。由于计算和实验的复杂性，核燃料的热输运科学是一个巨大的挑战。在这里，我们提供了一个全面的审查的热输运研究两个锕系氧化物：一个目前在商业核反应堆中使用，二氧化铀（UO 2），和一个先进的燃料候选材料，二氧化钍（Th O 2）。在这两种材料中，热量都是由晶格波或声子携带的。裂变事件引起的晶体缺陷有效地散射声子，并导致燃料性能随着时间的推移而退化。在新的计算和实验工具的支持下，研究人员正在开发精确建模并最终控制先进核燃料热传输所需的基础工作。我们首先回顾了旨在理解完美单晶中的热输运的研究。缺陷的存在使得研究能够集中在声子输运的基本方面。接下来，我们回顾针对缺陷产生和演变的研究。在这里，重点是作为裂变产物造成的损害的替代品的离子辐照研究。最后，我们讨论的建模和实验的努力，直接在预测和验证中尺度的辐射缺陷的存在下的热输运。虽然在这些研究领域的努力是强大的，但在开发整体工具以捕获和预测各种环境条件下的热能传输方面仍然存在挑战性工作。
2022-04-28 cond-mat.mtrl-sci cond-mat.str-el physics.app-ph
Interatomic potentials for mixed oxide (MOX) nuclear fuels
我们将最近发展的UO_{2}的原子间相互作用势推广到混合氧化物燃料系统（U，Pu，Np）O_{2} .我们这样做是通过拟合对一个广泛的数据库的从头计算结果，以及实验测量。这些相互作用的各种混合环境以外的拟合域的适用性也进行了评估。所采用的形式主义，使这些潜力适用于所有的原子间的距离，而不需要任何模糊的样条到公认的短程齐格勒-比尔萨克-利特马克通用对潜力。因此，我们希望这些是可靠的潜力进行损伤模拟（和分子动力学模拟一般）在核燃料的各种成分的所有相关的原子碰撞能量。
2010-10-05 cond-mat.mtrl-sci
Production of Low-Density Aerogel Nuclear Fuels for Use in Fission Fragment Rockets and Novel Reactor Design
Texas Tech University（德克萨斯理工大学）
本文报道了一种低密度气凝胶核燃料的制备方法，通过负载铀硝酸盐或钍硝酸盐并冷冻干燥获得，具有超低密度，可有效释放高能离子，应用于空间推进和核能领域。
2026-03-13 cond-mat.mtrl-sci nucl-ex
Experimental Confirmation of First-Principles Thermal Conductivity in Zirconium-Doped ThO$_2$
本研究通过实验测量锆掺杂ThO2单晶热导率，并与第一性原理计算对比，验证了计算方法的准确性，为系统研究裂变产物对热导率的影响及开发更精确的燃料性能程序奠定了基础。
2024-12-16 cond-mat.mtrl-sci
Helium Behavior in Oxide Nuclear Fuels: First Principles Modeling
UO2和（U，Pu）O2固溶体（所谓的MOX）目前在许多国家用作商业核燃料。在这些燃料的储存期间的安全问题之一与它们的自辐照有关，所述自辐照在其中产生并积累点缺陷和氦。采用密度泛函理论（DFT）计算了UO2、PuO2和MOX中He原子位于八面体间隙位置的情况.特别是，我们计算了基本的MOX属性和他的掺入能量的自旋极化，广义梯度近似（GGA）的DFT计算内的钚浓度的函数。我们还包括使用哈伯德模型的现场电子相关校正（在所谓的DFT+U方法的框架内）。我们发现，PuO2保持半导体与他在八面体的位置，而UO2需要一个特定的晶格畸变。这两种材料揭示了一个积极的能量，他的掺入，因此，这是一个放热过程。混合氧化物燃料中钚的浓度越高，氦的掺入能量越大。
2010-01-22 cond-mat.mtrl-sci
Effects of Yttrium Doping on Oxygen Conductivity in Ba(Fe, Co, Zr, Y)O_{3-δ} Cathode Materials for Proton Ceramic Fuel Cells
针对质子陶瓷燃料电池阴极氧还原反应动力学慢的问题，研究了钇掺杂对Ba(Fe,Co,Zr,Y)O_{3-δ}钙钛矿材料氧导电性的影响，明确了钇掺杂的作用并提出串联电路模型，为优化阴极性能提供依据。
2025-11-14 cond-mat.mtrl-sci
UO2/BeO interfacial thermal resistance and its effect on fuel thermal conductivity
采用扩散失配模型（DMM）计算了UO 2/BeO界面热阻（ITR），研究了界面热阻对UO 2-BeO热导率的影响。DMM预测的ITR约为10-9 m2 K/W。利用该ITR，通过理论模型计算了UO_2-BeO的热导率，并与实验数据进行了比较。结果表明，DMM预测适用于UO 2与分散BeO之间的界面，而不适用于UO 2与连续BeO之间的界面。如果要使含连续BeO的UO_2的热导率与实验数据相符合，则其ITR应在10 ~（-6）~ 10 ~（-5）m ~ 2K/W的数量级。因此，DMM认为UO_2和BeO之间的振动失配是UO_2/弥散BeO界面热流衰减的主要机制，而不是UO_2/连续BeO界面热流衰减的主要机制。此外，它被发现，ITR的存在导致的UO 2的热导率分散BeO的BeO尺寸的依赖性。随着BeO尺寸的减小，UO 2-BeO的热导率降低。当BeO尺寸小于临界值时，UO 2-BeO热导率变得甚至小于UO 2热导率。对于含有连续BeO的UO 2，热导率随被BeO包围的UO 2颗粒尺寸的减小而减小，但不一定小于UO 2热导率。在临界温度下，UO 2-BeO体系的热导率始终大于UO 2的热导率。在临界温度以上，只有当UO 2颗粒尺寸足够大时，UO 2-BeO体系的热导率才大于UO 2的热导率。导出了通过掺杂BeO实现UO 2热导率有针对性提高的条件。这些条件可用于设计和优化BeO的分布、…
2020-06-21 cond-mat.mtrl-sci physics.app-ph
A new Surrogate Microstructure Generator for Porous Materials with Applications to the Buffer Layer of TRISO Nuclear Fuel Particles
Laboratoire de Mécanique des Solides, Ecole Polytechnique, CNRS, Institut Polytechnique de Paris（固体力学实验室，巴黎综合理工学院，法国国家科学研究中心，巴黎理工学院）；Safran Tech（赛峰技术）；Department of Mathematics,Technical University of Munich（慕尼黑工业大学数学系）
本文提出了一种新型替代微结构生成器，用于生成多孔材料的微结构样本，并应用于TRISO核燃料颗粒缓冲层的模拟。
2025-06-18 cond-mat.mtrl-sci
Fabrication of CeO2 by sol-gel process based on microfluidic technology as an analog preparation of ceramic nuclear fuel microspheres
将微流控技术与溶胶-凝胶工艺相结合，以非活性铈为铀或钚的替代物，制备单分散MOX核燃料微球。提供了有关微流控器件和溶胶-凝胶工艺的详细信息。研究了连续相和分散相的粘度、流速对CeO2微球粒径及粒径分布的影响。对CeO2微球进行了XRD、SEM、密度、粒径及粒径分布等表征。所制备的单分散粒子的粒径可精确控制在10 μ m~1000 μ m范围内，粒径变异系数小于3%。
2012-12-15 cond-mat.mtrl-sci nucl-ex
Grain boundary and defects assisted thermal conductivity of nano-crystalline Gd2Ti2O7 Pyrochlore
研究烧绿石结构陶瓷的热导率对烧绿石结构陶瓷作为惰性基质燃料、氧化物燃料电池电解质和热障涂层的应用具有重要意义。采用放电等离子烧结结合高能球磨的方法制备了纳米晶Gd 2 Ti 2 O 7，研究了孔隙率、结构缺陷和晶界散射对材料热性能的影响。热导率已被测量的温度范围从室温到900 ℃，使用激光闪光装置（LFA），并讨论了结果，包括几个现象，有助于在nc-烧绿石的热传输的散射机制的支持。随着晶粒尺寸的减小，热导率的系统性降低可以通过声子-孔隙散射现象来理解。此外，还观察到随着温度的升高，边界散射对热传输的主导作用。实验确定的热导率值与热障涂层（TBC）应用的隔热要求相一致
2022-10-30 cond-mat.mtrl-sci
Thermophysical properties of spark plasma sintered UCo: a comparison with machine learning predictions
Kyoto University（京都大学）；Osaka University（大阪大学）
本研究通过实验验证了机器学习对UCo热导率预测的准确性，并展示了其在筛选高热导率铀化合物中的应用价值。
2026-02-02 cond-mat.mtrl-sci
High Phonon Scattering Rates Suppress Thermal Conductivity in Hyperstoichiometric Uranium Dioxide
二氧化铀（UO $_2$）是最重要的核燃料之一，它能以间隙缺陷的形式积累过量的氧原子，从而显著影响热性能。在这项研究中，热传导和非弹性中子散射测量UO $_2$和UO $_{2+x}$（x=0.3，0.4，0.8，0.11）在低温下（2-300 K）进行。与UO $_2$相比，UO $_{2+x}$的热导率被显著抑制，除了在Néel温度TN= 30.8 K附近，其中它与x无关。声子测量表明，UO $_2$和UO $_{2+x}$的热容和声子群速度相似，UO $_{2+x}$的热导率受到抑制是由于声子散射率较高所致.这些新的见解推进了我们对先进核燃料热传输特性的基本理解。
2022-03-23 cond-mat.mtrl-sci
Interesting magnetic response of the nuclear fuel material UO2
本文通过测量随温度和磁场变化的直流磁化强度，研究了二氧化铀的磁响应。UO 2在室温下是顺磁体。然而，磁化率，偏离居里-外斯（CW）的顺磁行为低于T = 280 K。进一步降低温度，UO 2经历相变到TN = 30.6 K以下的反铁磁状态。零场冷却（ZFC）和场冷却（FC）磁化强度在TN以下表现出明显的热磁不可逆性。FC磁化强度的温度依赖性更像铁磁体，而ZFC磁化强度表现出在反铁磁体中通常观察不到的独特结构。在低外加磁场中，这种磁化的热磁不可逆性以一种微妙的方式存在，即使在TN以上的顺磁区直到相当高的温度，但在高外加磁场中消失。对CW定律的偏离以及ZFC和FC磁化强度之间的不可逆性表明TN以上的顺磁态不是一个简单的顺磁态。TN以下的磁响应随外加磁场的增大而显著变化。磁化过程中的热磁不可逆性随外加磁场强度的增大而增大，但在较高的外加磁场下则减小。在磁化强度的等温磁场变化中也观察到磁场诱导相变的细微特征。所有这些实验结果突出了UO 2反铁磁态的非平凡性质
2021-04-23 cond-mat.mtrl-sci cond-mat.str-el
Hydride Conductivity in Nitride Hydrides
氮化物半导体是一种在固态氢燃料电池中具有广阔应用前景的未开发材料。在这里，我们使用第一性原理计算来表征缺陷和离子迁移率在Sr $_2$ LiH $_2$ N（SLHN），具有高氢化物导电性的氮化物氢化物。通过计算缺陷形成能，我们发现SLHN中含有高浓度的氢原子（H $_i$）. H $_i^-$以非常低的能量势垒迁移，这与其低形成能一起意味着SLHN将具有优异的氢化物动力学，潜在地超过其它已知氢化物电解质的氢化物动力学。氧气污染是一个问题，这意味着封装将是至关重要的。通过直接类比于具有类似晶体结构的La/Sr基氧化物，我们还研究了La基氮化物氢化物La $_2$ LiHN $_2$，但发现其导电性明显较低，因此在技术上不那么有用。我们的研究结果支持SLHN和类似的氮化物半导体用于固态氢燃料电池的探索。
2021-05-10 cond-mat.mtrl-sci
Xe gas bubble re-solution in U-10Mo nuclear fuel
North Carolina State University（北卡罗来纳州立大学）；Idaho National Laboratory（爱达荷国家实验室）
研究通过BCA和MD模拟量化了铀-10钼燃料中氙气泡再溶解率，发现电子停止不促进再溶解，而核停止影响再溶解率，结果表明再溶解率随气泡压力降低而增加。
2026-03-12 cond-mat.mtrl-sci
Nuclear quantum effects in the thermal conductivity of solid hydrogen
University of Oxford（牛津大学）
该研究结合路径积分与晶格动力学方法，明确核量子效应等因素对固态仲氢热导率的关键作用，揭示低温下热输运由集体弛豫子模式主导，为量子晶体热输运研究提供了重要依据。
2026-09-07 cond-mat.mtrl-sci physics.chem-ph physics.comp-ph
Strain effects on the ionic conductivity of Y-doped ceria: A simulation study
在本文中，我们报告了一个计算研究的影响，应变的Y掺杂氧化铈（YDC）的导电性。选择这种材料是因为它在固体氧化物燃料电池（SOFC）领域具有技术意义。模拟是在实际操作温度和应变（ε）水平下进行的。对于块体和薄膜YDC，结果表明，拉伸应变导致电导率分别提高了3.5倍和1.44倍。这些增强的幅度与最近的实验和计算证据一致。此外，本文提出的方法使我们能够识别增强的离子电导率在YDC板的表面区域和其各向异性的字符。
2013-04-23 cond-mat.mtrl-sci physics.chem-ph physics.comp-ph
Experimentally Validated Multiphysics Modeling of Fracture Induced by Thermal Shocks in Sintered UO2 Pellets
商业核电站广泛依赖于来自提供热能的二氧化铀（UO 2）燃料芯块的裂变能量;因此，在当前一代反应堆中产生无碳电力。由于在正常运行期间燃料芯块上形成的大的热梯度，二氧化铀燃料在运行期间会受到损坏和破裂。这些过程发生的基本机制仍然知之甚少。这项工作是我们的实验和计算相结合的努力量化的二氧化铀燃料断裂行为引起的热冲击的一部分。在这项工作中，我们描述了一个实验研究，以了解燃料断裂行为的烧结粉末UO 2芯块暴露在热冲击条件下，以及多物理相场断裂模型，准确地预测实验结果。参数研究和敏感性分析用于评估不确定性。通过将二氧化铀芯块暴露于高温条件（900- 1200 ℃），随后在零度以下的水中淬火，从多个实验中收集实验数据。我们展示了在实验环境中收集的断裂结果可以一致地重建这个工作相场断裂模型，证明了我们的模型在模拟轻水反应堆（LWR）的主要燃料源中的热冲击梯度和随后的断裂力学的可靠能力。该模型推进了对热冲击和性能相关性的基本理解，以促进二氧化铀作为核反应堆燃料的利用。
2021-12-06 cond-mat.mtrl-sci physics.app-ph
Fast ion diffusion, superionic conductivity and phase transitions of the nuclear materials UO2 and Li2O
本文报道了氧化物UO_2和Li_2O正常相和超离子相的晶格动力学和分子动力学研究。晶格动力学计算已进行了使用壳模型在准谐波近似。计算得到的弹性常数、声子频率和比热与已有的实验数据吻合较好，这有助于验证进行分子动力学模拟所需的原子间相互作用势。计算的自由能揭示了高压萤石cottunite相变在70 GPa的UO 2和反萤石反cotunnite相变在25 GPa的锂，与报道的实验。分子动力学研究揭示了高温下扩散和超离子行为机制的重要见解。Li_2O的超离子转变温度为1000 K，UO_2的超离子转变温度为2300 K。
2007-07-29 cond-mat.mtrl-sci cond-mat.other
