U-Mo合金核燃料的制造工艺及应用前景

李明阳 康世栋 张雪伟 杨志远 刘建成

摘要：U-Mo合金是一种极具发展潜力的金属型核燃料，具有铀密度高、抗辐照稳定性好、乏燃料易处理等优点，可作为快堆、热管堆、研究试验堆燃料及耐事故燃料的燃料，其制造工艺及应用前景日益受到关注。本文介绍了近年来U-Mo合金核燃料制备关键技术的实验研究进展和机器学习辅助设计在金属型核燃料研发中的应用情况，并展望了U-Mo合金核燃料在未来先进核能系统中的应用前景。

关键词：U-Mo合金;核燃料;制造工艺;应用前景

1  U-Mo合金简介

核燃料有三种主要形式：金属型、陶瓷型、弥散型。金属型核燃料主要是铀金属及其合金，特点是密度高，导热性好，易于加工，乏燃料后处理方便，在热导率、燃耗、加工性能、燃料循环、热物理性能和中子学性能方面具有一定的优势，尤其适合用于快堆、热管堆等新堆型。弥散型燃料中也可采用铀合金作为燃料物相。

作为燃料的铀及其合金，需要满足尺寸稳定、强度高、耐蚀、抗辐照等一系列条件。金属铀有3种物相，其中，体心立方γ相最适合作金属燃料，其晶体结构对称性高，在辐照生长过程中不会产生各向异性的生长，尺寸变化较小，强度较高，韧性也不差。早期的辐照试验证明，γ相铀合金具有相对较好的辐照稳定性和尺寸稳定性。Mo元素对γ相有强烈的稳定作用，在各类铀合金中，U-Mo的γ相区相对较宽，Mo含量高时可在铸态下得到完全的γ相，淬火处理也容易实施。Mo合金元素不仅能增加体心立方γ相稳定性，有效地提高抗辐照肿胀性能，提高合金强度和韧性，还具有提高耐腐蚀性的作用。因此，U-Mo合金是富有前景的金属型核燃料。

U-Mo合金的性能已经有很多文献进行了报道。随着Mo含量的增长，U-Mo合金γ相稳定性和强度提高，塑性则降低。在耐蚀性方面，当钼含量在11wt%左右时耐腐蚀性最强，继续提高Mo含量耐蚀性反而会降低。2020年，大连理工大学、大连大学和中国工程物理研究院等单位研究了U-Mo合金的团簇结构，解析了Mo含量6～15wt%的一系列U-Mo合金，发现耐蚀性最好的U-10.7Mo合金团簇式为[Mo-U13.9Mo0.1]Mo3，最接近理想的18原子体心立方固溶体团簇式[Mo-U14]Mo3，与腐蚀试验结果相符，为揭示U-Mo合金的耐蚀性提供了一个视角。

2  U-Mo合金核燃料制造工艺研发进展

U-Mo合金核燃料的制备技术路线可分为两条：（1）熔铸：熔炼获得U-Mo合金，铸造获得铸锭，进行均匀化退火，进行挤压及机械加工，获得燃料芯块;（2）粉末冶金：熔炼获得U-Mo合金，采用氢化-脱氢方法制得合金粉体，然后成型、烧结，获得燃料芯块。国内持续研究U-Mo合金核燃料制备关键技术，现具备不同Mo含量的铀合金金属型核燃料的实验室级研制能力，并积累了堆外性能数据。其中，粉末冶金方法是制备多孔铀合金的主要方法。辐照后发生肿胀是金属型核燃料共同的缺点。向材料中引入适当的空隙，以容纳裂变气体，缓解裂变气体肿胀效应，是金属型燃料发展的方向之一。多孔U-10Mo合金新型金属型核燃料已经有包括中国工程物理研究院在内的国家多家单位开展研究工作。

粉末冶金方法中，高效制粉是关键。为了高效制粉，需要对U-Mo合金进行均匀化热处理和等温分解处理。在均匀化热处理方面，我们用感应熔炼工艺制备了Mo含量为6wt.%、7wt.%和8wt.%的U-Mo合金，通过实验研究了均匀化热退火过程中再结晶以及晶粒长大的机制以及均匀化退火过程中晶粒长大速度以及最终晶粒度的影响因素。我们观察到在相同的均匀化热处理条件下，U-6Mo的晶粒度最大，U-7Mo次之，U-8Mo的晶粒度最小;均匀化热处理温度升高，晶粒度也相应增大，但存在极限值;热处理温度越高，界面迁移速度越快，晶粒长大速度也越快;热处理时间越长，晶粒越大;合金中第二相（杂质和α相）的含量也对于晶粒的极限尺寸有很大的影响，其体积分数越大，最终的极限平均晶粒度尺寸也越小。我们还测量了均匀化退火工艺状态下合金的热物理性能参数，發现在一定温度区间内U-Mo合金的热膨胀系数和热导系数随着温度的升高而增大，这对于堆内传热是有利的。

等温分解是在共析点附近温度进行适当时间的时效，将较多量的γ相转变为α相，使氢化-脱氢过程中的制粉率提高的处理。在等温分解方面，我们研究了等温分解过程中三种合金中物相变化的转变机制，观察到主要有两种情况：其一为合金中的γ相直接转变为α相并在晶界（Mo在此处具有贫化现象）析出，并不断地以树枝状的形式向内扩散;其二为前者发生一段时间后，随着α相的不断析出，Mo也在晶粒内不断扩散，生成U2Mo，其将作为新的形核位置，按照一定的取向发生共析反应，形成珠光体结构，形成α相和U2Mo交替分布的片层组织。此外，我们还研究了等温分解过程中合金成分、等温转变温度参数、时间参数对于物相转变速度及比例的影响。

近年来，基于数据的信息学习方法正逐渐融入材料的研发过程中，特别是利用机器学习以及优化算法能够挖掘隐藏在数据中的规律，加速开发具有优异性能的新材料。我们将机器学习辅助设计方法应用于等温分解制备α相的U-Mo合金的参数设计中，利用α相硬度高于γ相的特点，选取硬度作为优化的指标，使用了机器学习线性模型、多项式模型以及径向基函数核支持向量机模型（SVM.rbf）来回归估计，其中SVM.rbf模型拟合程度较高，误差较小，同时具有较优的泛化能力，能够准确描述U-Mo合金的硬度。我们对均匀化处理温度、等温时效温度、等温时效时间以及Mo含量这四个参数进行优化，找到最佳的工艺参数组合，减少了实验量，提高了综合研发效率。

3  U-Mo合金核燃料应用前景

3.1  铅冷快堆的特点及其对燃料的需求

铅冷快堆是采用铅或铅/铋低熔点液态金属作为一回路系统冷却剂的快中子反应堆，具有高安全、小型化、寿命长、可持续、多用途、机动性等优点，可实现发电、制氢以及燃料增殖。许多国家在铅冷堆研发和应用领域获得了大量的成果和实践经验，国际竞争激烈。铅冷快堆的核燃料元件应具有与冷却剂相容性好、性质稳定、富集度高等性能特点，燃料芯体、包壳及相关结构材料、燃料组件结构形式是国内外主要的技术热点。铅冷快堆可用的燃料芯体包括金属燃料、氧化物燃料、氮化物燃料及碳化物燃料等。其中，U-Mo金属燃料具有高热导率、后处理工艺简单等独特优势，虽然有在冷却剂中溶解的不足，总体来看是芯体的良好选择，具有广阔前景，应尽快深入开展相关研究。

3.2  热管固态堆对燃料的需求

热管固态堆使用固态核燃料，不同于传统反应堆通过冷却剂流经燃料组件导出热量，其换热方式采用热管相变沸腾。热管固态堆的堆芯结构简单而紧凑，可在具有高的安全特性的同时减小反应堆的体积与重量，此外还具有较强的负反馈能力、稳定的功率自调节功能及较低的外场放射水平，适用于新型可移动的核反应堆应用场景。根据反应堆功率水平和应用环境，结合不同类型的燃料，热管堆可以表现出不同的性能特点。目前国外热管堆提出了U-Mo（美国Kilopower）、UO2或UN（美国HPS、HOMER热管堆）、UXH等多种燃料形式。其中，U-Mo燃料具有铀密度高、抗辐照稳定性好、热导率高的优点。面向热管固态堆的燃料需求，应开展不同成分金属型燃料的性能与燃料堆内辐照特性研究研究，优化制备工艺。

3.3  研究试验堆U-Mo弥散燃料

弥散燃料是研究试验堆低浓化燃料的热点和重要发展方向，在国内外得到广泛的研究和应用。其中，U-Mo/Al弥散燃料元件是常用的研究试验堆弥散燃料。国外，美国爱达荷国家实验室开发了U-Mo整体型核燃料，将U-Mo金屬片夹在Al合金包壳之间。该燃料应用于高功率实验堆，如爱达荷华国家实验室的先进测试堆（ATR）和橡树岭国家实验室的高通量同位素堆（HFIR）。国内，中国核动力研究设计院等单位开展了U-Mo弥散燃料研发工作。

3.4  U-Mo耐事故燃料

金属型燃料是耐事故燃料（ATF燃料）的一个发展方向。耐事故燃料提供更长的事故应对时间、缓解事故后果，在尽量不降低经济性的前提下提高电站安全性、特别是燃料在事故中的安全性能，即降低堆芯（燃料）熔化的风险，缓解或消除锆水反应导致的氢爆风险，提高事故下裂变产物的包容能力。U-Mo合金具有高的铀密度，也成为耐事故燃料的候选。2019年，俄罗斯核燃料产供集团（TVEL）完成了该国首批铀钼合金芯块的入堆辐照测试，在首次循环后包壳没有发生破损，燃料棒的几何形状也没有发生改变，迈出了U-Mo耐事故燃料发展的关键一步。

4  总结与展望

U-Mo合金具有铀密度高、抗辐照稳定性好、乏燃料易处理等优点，其制造工艺和应用前景日益受到关注。近年来，国内对U-Mo合金的性能、U-Mo合金核燃料制造工艺进行了深入研究，掌握了均匀化热处理和等温分解处理过程中U-Mo合金组织变化规律，具备了不同Mo含量的铀合金金属型核燃料的实验室级研制能力，并积累了U-Mo合金核燃料的堆外性能数据。U-Mo合金可作为快堆、热管堆、研究试验堆的燃料，并有望作为耐事故燃料得到应用。未来应综合应用材料理论研究、实验手段，借助先进的机器学习研发方法，加快对U-Mo合金核燃料的研究。