氧化物核燃料中的热能输运

为高效获取核键能，先进核反应堆概念寻求必须承受空前温度与辐照极端条件的固态燃料。在这些先进燃料中，辐照下的热能输运直接关系到反应堆性能与安全性。核燃料中热输运的科学因计算与实验的复杂性而成为重大挑战。在此，我们全面综述了两种锕系氧化物的热输运研究：一种目前用于商用核反应堆的二氧化铀（UO2），以及一种先进燃料候选材料二氧化钍（ThO2）。在这两种材料中，热由晶格波或声子携带。裂变事件引起的晶体缺陷有效散射声子，并导致燃料性能随时间退化。在新计算与实验工具的支撑下，研究人员正开展基础工作，以准确建模并最终控制先进核燃料中的热输运。我们首先综述旨在理解完美单晶中热输运的研究。缺陷的缺失使得研究可聚焦于声子输运的基本方面。接着，我们综述针对缺陷产生与演化的研究。此处重点是用作裂变产物损伤替代的离子辐照研究。我们以讨论在辐照缺陷存在下预测和验证介观尺度热输运的建模与实验努力结束本综述。尽管这些研究领域的工作已颇为扎实，在开发整体工具以捕捉和预测跨越广泛变化环境条件的热能输运方面仍存在挑战性工作。