U-Mo合金核燃料的制造工藝及應用前景

李明陽 康世棟 張雪偉 楊志遠 劉建成

摘要：U-Mo合金是一種極具發展潛力的金屬型核燃料，具有鈾密度高、抗輻照穩定性好、乏燃料易處理等優點，可作為快堆、熱管堆、研究試驗堆燃料及耐事故燃料的燃料，其制造工藝及應用前景日益受到關注。本文介紹了近年來U-Mo合金核燃料制備關鍵技術的實驗研究進展和機器學習輔助設計在金屬型核燃料研發中的應用情況，并展望了U-Mo合金核燃料在未來先進核能系統中的應用前景。

關鍵詞：U-Mo合金;核燃料;制造工藝;應用前景

1 ?U-Mo合金簡介

核燃料有三種主要形式：金屬型、陶瓷型、彌散型。金屬型核燃料主要是鈾金屬及其合金，特點是密度高，導熱性好，易于加工，乏燃料后處理方便，在熱導率、燃耗、加工性能、燃料循環、熱物理性能和中子學性能方面具有一定的優勢，尤其適合用于快堆、熱管堆等新堆型。彌散型燃料中也可采用鈾合金作為燃料物相。

作為燃料的鈾及其合金，需要滿足尺寸穩定、強度高、耐蝕、抗輻照等一系列條件。金屬鈾有3種物相，其中，體心立方γ相最適合作金屬燃料，其晶體結構對稱性高，在輻照生長過程中不會產生各向異性的生長，尺寸變化較小，強度較高，韌性也不差。早期的輻照試驗證明，γ相鈾合金具有相對較好的輻照穩定性和尺寸穩定性。Mo元素對γ相有強烈的穩定作用，在各類鈾合金中，U-Mo的γ相區相對較寬，Mo含量高時可在鑄態下得到完全的γ相，淬火處理也容易實施。Mo合金元素不僅能增加體心立方γ相穩定性，有效地提高抗輻照腫脹性能，提高合金強度和韌性，還具有提高耐腐蝕性的作用。因此，U-Mo合金是富有前景的金屬型核燃料。

U-Mo合金的性能已經有很多文獻進行了報道。隨著Mo含量的增長，U-Mo合金γ相穩定性和強度提高，塑性則降低。在耐蝕性方面，當鉬含量在11wt%左右時耐腐蝕性最強，繼續提高Mo含量耐蝕性反而會降低。2020年，大連理工大學、大連大學和中國工程物理研究院等單位研究了U-Mo合金的團簇結構，解析了Mo含量6～15wt%的一系列U-Mo合金，發現耐蝕性最好的U-10.7Mo合金團簇式為[Mo-U13.9Mo0.1]Mo3，最接近理想的18原子體心立方固溶體團簇式[Mo-U14]Mo3，與腐蝕試驗結果相符，為揭示U-Mo合金的耐蝕性提供了一個視角。

2 ?U-Mo合金核燃料制造工藝研發進展

U-Mo合金核燃料的制備技術路線可分為兩條：（1）熔鑄：熔煉獲得U-Mo合金，鑄造獲得鑄錠，進行均勻化退火，進行擠壓及機械加工，獲得燃料芯塊;（2）粉末冶金：熔煉獲得U-Mo合金，采用氫化-脫氫方法制得合金粉體，然后成型、燒結，獲得燃料芯塊。國內持續研究U-Mo合金核燃料制備關鍵技術，現具備不同Mo含量的鈾合金金屬型核燃料的實驗室級研制能力，并積累了堆外性能數據。其中，粉末冶金方法是制備多孔鈾合金的主要方法。輻照后發生腫脹是金屬型核燃料共同的缺點。向材料中引入適當的空隙，以容納裂變氣體，緩解裂變氣體腫脹效應，是金屬型燃料發展的方向之一。多孔U-10Mo合金新型金屬型核燃料已經有包括中國工程物理研究院在內的國家多家單位開展研究工作。

粉末冶金方法中，高效制粉是關鍵。為了高效制粉，需要對U-Mo合金進行均勻化熱處理和等溫分解處理。在均勻化熱處理方面，我們用感應熔煉工藝制備了Mo含量為6wt.%、7wt.%和8wt.%的U-Mo合金，通過實驗研究了均勻化熱退火過程中再結晶以及晶粒長大的機制以及均勻化退火過程中晶粒長大速度以及最終晶粒度的影響因素。我們觀察到在相同的均勻化熱處理條件下，U-6Mo的晶粒度最大，U-7Mo次之，U-8Mo的晶粒度最小;均勻化熱處理溫度升高，晶粒度也相應增大，但存在極限值;熱處理溫度越高，界面遷移速度越快，晶粒長大速度也越快;熱處理時間越長，晶粒越大;合金中第二相（雜質和α相）的含量也對于晶粒的極限尺寸有很大的影響，其體積分數越大，最終的極限平均晶粒度尺寸也越小。我們還測量了均勻化退火工藝狀態下合金的熱物理性能參數，發現在一定溫度區間內U-Mo合金的熱膨脹系數和熱導系數隨著溫度的升高而增大，這對于堆內傳熱是有利的。

等溫分解是在共析點附近溫度進行適當時間的時效，將較多量的γ相轉變為α相，使氫化-脫氫過程中的制粉率提高的處理。在等溫分解方面，我們研究了等溫分解過程中三種合金中物相變化的轉變機制，觀察到主要有兩種情況：其一為合金中的γ相直接轉變為α相并在晶界（Mo在此處具有貧化現象）析出，并不斷地以樹枝狀的形式向內擴散;其二為前者發生一段時間后，隨著α相的不斷析出，Mo也在晶粒內不斷擴散，生成U2Mo，其將作為新的形核位置，按照一定的取向發生共析反應，形成珠光體結構，形成α相和U2Mo交替分布的片層組織。此外，我們還研究了等溫分解過程中合金成分、等溫轉變溫度參數、時間參數對于物相轉變速度及比例的影響。

近年來，基于數據的信息學習方法正逐漸融入材料的研發過程中，特別是利用機器學習以及優化算法能夠挖掘隱藏在數據中的規律，加速開發具有優異性能的新材料。我們將機器學習輔助設計方法應用于等溫分解制備α相的U-Mo合金的參數設計中，利用α相硬度高于γ相的特點，選取硬度作為優化的指標，使用了機器學習線性模型、多項式模型以及徑向基函數核支持向量機模型（SVM.rbf）來回歸估計，其中SVM.rbf模型擬合程度較高，誤差較小，同時具有較優的泛化能力，能夠準確描述U-Mo合金的硬度。我們對均勻化處理溫度、等溫時效溫度、等溫時效時間以及Mo含量這四個參數進行優化，找到最佳的工藝參數組合，減少了實驗量，提高了綜合研發效率。

3 ?U-Mo合金核燃料應用前景

3.1 ?鉛冷快堆的特點及其對燃料的需求

鉛冷快堆是采用鉛或鉛/鉍低熔點液態金屬作為一回路系統冷卻劑的快中子反應堆，具有高安全、小型化、壽命長、可持續、多用途、機動性等優點，可實現發電、制氫以及燃料增殖。許多國家在鉛冷堆研發和應用領域獲得了大量的成果和實踐經驗，國際競爭激烈。鉛冷快堆的核燃料元件應具有與冷卻劑相容性好、性質穩定、富集度高等性能特點，燃料芯體、包殼及相關結構材料、燃料組件結構形式是國內外主要的技術熱點。鉛冷快堆可用的燃料芯體包括金屬燃料、氧化物燃料、氮化物燃料及碳化物燃料等。其中，U-Mo金屬燃料具有高熱導率、后處理工藝簡單等獨特優勢，雖然有在冷卻劑中溶解的不足，總體來看是芯體的良好選擇，具有廣闊前景，應盡快深入開展相關研究。

3.2 ?熱管固態堆對燃料的需求

熱管固態堆使用固態核燃料，不同于傳統反應堆通過冷卻劑流經燃料組件導出熱量，其換熱方式采用熱管相變沸騰。熱管固態堆的堆芯結構簡單而緊湊，可在具有高的安全特性的同時減小反應堆的體積與重量，此外還具有較強的負反饋能力、穩定的功率自調節功能及較低的外場放射水平，適用于新型可移動的核反應堆應用場景。根據反應堆功率水平和應用環境，結合不同類型的燃料，熱管堆可以表現出不同的性能特點。目前國外熱管堆提出了U-Mo（美國Kilopower）、UO2或UN（美國HPS、HOMER熱管堆）、UXH等多種燃料形式。其中，U-Mo燃料具有鈾密度高、抗輻照穩定性好、熱導率高的優點。面向熱管固態堆的燃料需求，應開展不同成分金屬型燃料的性能與燃料堆內輻照特性研究研究，優化制備工藝。

3.3 ?研究試驗堆U-Mo彌散燃料

彌散燃料是研究試驗堆低濃化燃料的熱點和重要發展方向，在國內外得到廣泛的研究和應用。其中，U-Mo/Al彌散燃料元件是常用的研究試驗堆彌散燃料。國外，美國愛達荷國家實驗室開發了U-Mo整體型核燃料，將U-Mo金屬片夾在Al合金包殼之間。該燃料應用于高功率實驗堆，如愛達荷華國家實驗室的先進測試堆（ATR）和橡樹嶺國家實驗室的高通量同位素堆（HFIR）。國內，中國核動力研究設計院等單位開展了U-Mo彌散燃料研發工作。

3.4 ?U-Mo耐事故燃料

金屬型燃料是耐事故燃料（ATF燃料）的一個發展方向。耐事故燃料提供更長的事故應對時間、緩解事故后果，在盡量不降低經濟性的前提下提高電站安全性、特別是燃料在事故中的安全性能，即降低堆芯（燃料）熔化的風險，緩解或消除鋯水反應導致的氫爆風險，提高事故下裂變產物的包容能力。U-Mo合金具有高的鈾密度，也成為耐事故燃料的候選。2019年，俄羅斯核燃料產供集團（TVEL）完成了該國首批鈾鉬合金芯塊的入堆輻照測試，在首次循環后包殼沒有發生破損，燃料棒的幾何形狀也沒有發生改變，邁出了U-Mo耐事故燃料發展的關鍵一步。

4 ?總結與展望

U-Mo合金具有鈾密度高、抗輻照穩定性好、乏燃料易處理等優點，其制造工藝和應用前景日益受到關注。近年來，國內對U-Mo合金的性能、U-Mo合金核燃料制造工藝進行了深入研究，掌握了均勻化熱處理和等溫分解處理過程中U-Mo合金組織變化規律，具備了不同Mo含量的鈾合金金屬型核燃料的實驗室級研制能力，并積累了U-Mo合金核燃料的堆外性能數據。U-Mo合金可作為快堆、熱管堆、研究試驗堆的燃料，并有望作為耐事故燃料得到應用。未來應綜合應用材料理論研究、實驗手段，借助先進的機器學習研發方法，加快對U-Mo合金核燃料的研究。