随着全世界的能源供应日益紧张,以及人们对气候变暖和可持续发展等问题的关注,核能必将在未来的发展中发挥举足轻重的作用。但铀资源短缺和核废料处理的问题一直存在,为了解决核能发展中的这些难题,第四代核能系统国际论坛(Generation IV International Forum,简称GIF)应运而生。2002年,GIF发布了《第四代核能系统技术路线图》,路线图提出了包含：钠冷快堆、超高温气冷堆、气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆和熔岩堆在内的第四代核能系统。其中,钍基熔岩堆(TMSR)因其具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防止核扩散等优点,成为我国未来10年先导研究专项之一。Th的碳化物因其优良特性,如：较高的熔点、耐腐蚀、较低的热膨胀系数和较高的热导率成为第四代核能系统的重要核燃料。正因为Th的碳化物具有这些性质,研究它的机械与热力学特性显得尤为重要。Th以两种主要的碳化物形式存在,分别是ThC和ThC2。ThC以岩盐结构存在,而ThC2有三种不同的结构：当温度低于1700 K时,它显示为单斜结构,在1700 K到1754 K的温度区间,它以四角结构存在,当温度上升到1754 K以上后,它变成立方结构。目前,研究者们已经采用第一性原理的方法,研究了ThC的晶格结构、电子结构、机械性质和热力学性质。然而对ThC2热力学与热导率性质的研究依旧有限。本文采用密度泛函理论和力常数方法研究了单斜相ThC2的机械性质和热力学性质随温度的变化关系。计算的热膨胀系数、比热容和弹性常数等数据与实验相符合。我们还研究了ThC2中的C2二聚物结构的振动特性,研究表明,它与自由状态下的C2二聚物振动特性相似,这表明了ThC2中的C2二聚物与它周围的Th原子成键较弱。最后,通过Debye-Callaway模型计算了ThC2的晶格热导率,作为对比,也计算了ThC的晶格热导率。计算结果表明,ThC和ThC2的晶格热导率对总热导率的贡献分别占到29%和17%。