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MATERIALS REPORTS2019,Vol.33,No.6www.mater-rep. com 事故容错热导率增强型uo2核燃料的研究进展
程亮，张鹏程Y
中国工程物理研究院材料研究所，绵阳621907
UO z+Zr合金燃料元件为当前轻水核反应堆应用最广泛的核燃料体系。然而，福岛“311”核事故的突发揭露了UO z+Zr合金燃料体系在事
故状态下的重大安全隐患，研发事故容错核燃料计划被提上议程。事故容错燃料是为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的新一代燃料系统。对现有核燃料形式进行设计改进，即在UO2基体中添加一定量高热导第二相，开发热导率增强型UO2核燃料，此方法对工业体系的改动小，
为近期事故容错核燃料的主要研究方向。
现阶段，在热导率增强型UO2核燃料开发历程中，已取得应用性研究进展的候选体系主要为UO2-SiC、UO2-BeO、UO2-金刚石以及UO?-Mo o其中，在UO2-SiC和UO2-金刚石体系中，对SiC以及金刚石与UO?的界面反应认识还不足，在堆内辐照条件下SiC和金刚石性质的演变
对UO2热物理性能的作用规律尚未明晰。电场辅助快速烧结技术是抑制界面反应、制备UO2-SiC和UO2-金刚石的有效途径。在UO2-BeO体
系中，前期大量实验研究和堆内模拟表明BeO与UO2具有优异的化学相容性以及良好的增强效果，UO2-BeO被视为具备工业应用前景的燃料
体系，然而，铍材料作为战略资源的稀缺性和BeO的剧毒性以及对乏燃料后处理流程的变革是工业化应考量的。在UO2-Mo体系中，Mo作为金
属中最具潜力的添加材料，呈现三维网状分布，展现出优异的热导率增强作用，这种微结构还兼具持留裂变产物的优势；与其他几种添加材料相比，Mo的中子吸收截面较高，添加量应合理调控，相应的基础研究需持续跟进。目前，上述候选燃料体系尚缺乏堆内辐照考核数据。可将高通量
制备、机器学习等引入UO2系核燃料的研制中，以加快热导率增强型UO2的工业化应用进程。
本文归纳了添加第二相的热导率增强型UO2核燃料的研究进展，分别对制备方法、微观结构、导热性能等进行介绍，分析了热导率增强型UO2面临的问题并展望了其应用前景，以期为研发轻水堆用事故容错燃料提供参考。
关键词轻水堆事故容错核燃料二氧化铀第二相
中图分类号:TB321文献标识码:A
Research Progress on Enhanced Thermal Conductivity Uranium Dioxide for Accident Tolerant Fuel
CHENG Liang,ZHANG Pengcheng"
Institute of Materials,China Academy of Engineering Physics,Mianyang621907
T he UO z+Zr alloy fuel assembly is the most widely used nu c lear fuel system for the curre n t light water nu c lear reactor.However,the Fukushi­ma Daiichi nuclear disaster revealed the primary safety risks of UO2+Zr alloy fuel system under accident,thereby various international pro­grams have been launched to develop accident tolerant fuel(ATF).ATF is a new generation of fuel system developed to enhance the ability nuclear fuel assembly under severe accident.The primary domain research of accident tolerant fuel is to design and improve current nuclear fuel forms and develop enhanced thermal conductivity UO2nuclear fuel on the basis of little change in industry.
At prese n t,the can d idate fuel systems for thermal con d uctivity enhan c ed UO2that have achieved progress are the UO2-SQ,UO2-BeO,UO2-diam o nd and UO2-Mo.For the UO2-SQ and UO2-diam o nd systems,the details of the in t erfacial reacti o ns betwee n SiC/diam o nd and UO2have been poorl
y understood.The role of the evolution of properties for SiC and diamond on the thermos-physical performance of UO2under irradiation has yet to be fully defined.Nevertheless,electric field assisted sintering(FAST)technology is an effective method to suppress the interfacial reaction and fabricate UO2-SQ and UO2-diamond.In the UO2-BeO system,the excellent chemical compatibility between BeO and UO2,and the enhan c eme n t effect for thermal con d uctivity of UO2has bee n dem o n s trated through the exte n sive work.Accordi n gly,UO2-BeO is regarded as the candidate fuel system for industrial application.However,the Be presenting as the scarcity material for the strategic resource,and the toxic nature
of BeO as well as the transformation of spent fuel reprocessing processes,should be considered for industrialization.In the UO2-Mo system,Mo has been considered as the most potential additive among the metals,and indicates outstanding thermal conductivity enhancement for the three­dimensional network distribution.Moreover,such microstructure is beneficial for retaining fission products.Compared with other additives,Mo has the property of higher n e utr o n absorptio n cross secti o n,and thus the amount of additi o n should be reas o n a bly regulated.While such fuel system also should be investigated in detail.It is well accepted that the candidate fuel system above is still lacks of irradiation data for assessments.High- throughput preparation and machine learning could be introduced into the
development of thermal conductivity enhanced UO2to accomplish the in­dustrial application at an earlier time.
This review offers a retrospection of the research efforts with respect to the thermal conductivity enhanced UO2,and provides the fabrication process,microstructure and thermal conductivity respectively.Then the current problems confronting the thermal conductivity enhanced UO2are concerned as well as the application prospects are presented to the benefit for ATF in light water reactor.
Key words light water reactor,accide n t tolera n t fuel,uranium dioxide,seco n d phase
0引言
随着国家经济和社会的高速发展，能源需求总量急剧增加。传统能源如煤、石油等大量消耗，给生态环境和气候带来诸多影响，成为制约我国社会、经济可持续发展的瓶颈。核能作为一种清洁能源，具有环境可持续性及良好的生态效益，因此发展核能是优化能源结构、解决现阶段能源与环境相互矛盾的重要途径。在核电站反应堆中，“核心”为核燃料元件，其性能反映了核能的安全性、经济性和先进性，核燃料材料的研究和发展是核能应用的基石。
在核反应堆发展历程中，二氧化铀(UO2)核燃料由于具有熔点高(2865T)、非裂变组合元素氧的热中子俘获截面
基金项目：国家重点研发计划重点专项资助项目(2017YFB0702400)
This work was financially supported by National Key Research and Development Program of China(2017YFB0702400).
K zpc113@sohu1787DOI：10.11896/cldb.18050107
材料导报(A),2019,33(6)：1787-1792
低(<0.0002b)、在化学和结构方面具有较高的辐照稳定性，且制造费用较低等优势［1］，是轻水反应堆核电站广泛应用的核燃料。UO?作为核燃料的显著缺点为导热性能较差(7.7 W/(m-K),300K)［2］，仅为金属铀的十几分之一，这就降低了燃料芯块到冷却剂间的能量输出效率。2011年日本福岛核电站事故揭露了UO：核燃料低热导率引发的核安全隐患［3］。可以认为，二氧化铀核燃料的导热性能直接关联核电站的安全性和经济性。
在福岛核事故后，为提高核反应堆中燃料元件抵抗严重事故的能力，美国能源部发起了“研制和开发事故容错核燃料(Accident tolerant fuel,ATF)计划”［3］。其中，事故容错核燃料具有以下特点：与当前UO?
+Zr合金燃料体系相比，在堆芯失水事故工况下，燃料元件能在足够长的时间范围内保持完整性；在正常运行工况下，能维持或者提高燃料性能。近期事故容错核燃料的研究主要聚焦于发展热导率增强型UO2核燃料，该燃料体系是通过在UO2基体中添加一定量的高导热第二相来实现［4-7］。此类燃料体系的优势在于对工业制造体系的改动小、制造成本低。近年来，美国、韩国、日本等国的高校及科研院所相继开展了热导率增强型UO2核燃料的系统研究。中国在响应国家安全高效发展核电的政策下，也启动了相关的研发计划，旨在通过研发事故容错UO2核燃料来推动新一代核燃料元件的开发与应用。
1UO2本征热导率
固体材料中，热传导通过晶格振动波(声子)和自由电子实现。在UO2陶瓷材料中，由于缺乏自由电子，热传导主要由声子实现。而声子对材料微观结构缺陷敏感，易发生散射，热传导效率通常比自由电子低。实验数据表明，UO2具有低的热导率值，表达式通常可表示为［2,8-9］:
肛t)=a+；t+:exp卜T)⑴
式中:*n2,A、B、C、D为拟合常数。第一项为声子对热传输的贡献，适用温度范围为298~1300K，第二项为导带和价带中的电子、空穴对热传输的贡献，适用温度范围为1300~ 3100K，第二项对热导率的贡献相较于第一项可忽略。
在UO?本征热导率理论研究方面，Yin等应用局域密度近似结合动力学平均场理论的计算模拟方法［10］，发现在UO：晶格中由于纵向声子高度非谐性，不能有效参与热传输，导致UO?的本征热导率较低。中子衍射实验表明［11］，在30~ 3000K下UO2晶体结构并非完全是Fm3m空间，而是存
图1UO2的晶体结构：(a)Fm3m；(b)Pa3[11]
Fig.1Crystal structures of UO：in the(a)Fm3m and(b)Pa3space groups】11]在局域的低对称性的Pa3空间，如图1所示，这种低对称
性的Pa3结构削弱了声子的传输效率，从结构上反映了UO：的低导热性。美国洛斯阿拉莫斯国家实验室的研究结果也表明［12］,UO2晶体的热导率并非是各向同性的，其值与晶体取向相关，而晶界的存在则会在一定程度内降低热导率。
2热导率增强型UO?核燃料
UO2的性能与其显微结构密切关联［13］，实验研究表
明［14］，调控UO2制备工艺可优化显微结构和氧铀原子比，可在一定程度上改善UO2的导热性能。而基于UO2的低本征热导率，在制备工艺优化后，纯UO2芯块热导率并无提升潜力。因此，发展热导率增强型UO2的有效途径为在UO2基体 中添加高导热性的第二相，其中候选增强相主要为碳化硅(SiC)［4,1
5-17］、氧化铍(BeO)［5，18-22］、金刚石(Diamond)［6,23］、钼(Mo)［7,24-27］等高热导率材料，且这些添加材料要求同时具备高熔点和低中子吸收截面，以确保燃料芯块在高温下的完整性和核燃料循环的经济性。
2.1UO2-SiC核燃料
SiC(p-SiC)具有优异的导热性能、高化学稳定性、低中子吸收截面和高熔点等特性，是事故容错UO2核燃料热导率增强相和核燃料包壳的重点研究材料，在核反应堆中具有广阔的应用前景［28-33］。
UO2燃料芯块是应用粉末冶金方法制备，烧结制度通常是在高于1700T的还原气氛下，保温较长时间获得致密度在95%TD(Theoretical density)以上的产品，以满足反应堆使用要求。SiC为核反应堆结构和功能的候选材料，已有研究表明［31］,SiC与UO2在1373K开始发生反应；在一定条件下,SiC与UO?会发生复杂的界面反应，生成U-C系(UC、UC2)、U-Si系(USi2、U3Si2、U3Si5、USig)、U-Si-C系(匕心3&2』20丄)的化合物，同时伴随CO和SiO气体的释放，反应的产物类型和程度取决于制备工艺。生成的界面产物会影响核燃料的服役性能。因此，为避免UO2与SiC的界面反应，采用低温烧结技术制备UO2-SiC获得了广泛研究。Tulenko等［34］以SiC晶须与UO：粉体为原料，采用热压烧结技术制备了两相均匀分布的UO2-SiC燃料，但导热性能并无显著改善。其原因可能为UO2与SiC晶须界面结合不够，界面热阻较大。
近期,YeO等将放电等离子体烧结(Spark plasma sinte-ring,SPS)技术应用于UO2-SiC燃料的研制［15］，获得了界面结合较好的UO2-SiC燃料，界面处U、Si原子发生一定程度的固相扩散，但仍存在一定孔隙，如图2所示。导热性能测试结果表明：UO2导热性能提升较为显著，其中SiC含量为10% (体积分数)的UO?-SiC材料的热导率值相比标准UO?燃料芯块在100T和900T最大提高了54.9%和62.1%。利用 SPS烧结UO2-SiC，在较低温度(1200T)下快速烧结(保温5min)即可达到常规烧结方法高温(1600T)下的烧结密度；且由于保温时间十分短，在SPS烧结过程中有效控制了UO2和SiC的界面反应［15］。2018年，中国工程物理研究院材料研究所事故容错燃料与材料联合实验室(与中广核研究院
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事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展/程亮等
有限公司共建)系统研究了SiC添加量和SPS工艺对UO2-SiC燃料热物理性能的影响，研究结果表明［4］，在高温(1600 T)下UO2-SiC燃料的热导率较纯UO2显著提升，且SiC的添加可有效降低UO2-SiC燃料的热膨胀系数。该研究结果为UO2-SiC燃料在反应堆的应用设计提供了参考。因此，SPS技术为UO2-SiC材料的制备开辟了一条全新途径。
图2SPS法制备的LO2-SiC颗粒界面的EDS线扫描［15］
Fig.2EDS line scan across the interface of UO2-SiC grains in the composite pellet fabricated by SPS［15］
考虑核反应堆实际运行工况，燃料芯块需具备一定的抗辐照性能，以保证在辐照条件下核燃料的性能稳定。Chau-han等应用拉曼光谱结合时域反射测量方法对3C-SiC离子束辐照后的缺陷演变和热导率值变化进行了分析［35］，结果表明SiC的热导率由(338±64.42)W/(m-K)显著降低至(146.25±68.08)W/(m-K)(420K)，在2xl014ion/cm2的强度下，室温热导率仅为(1.62±0.30)W/(m-K)，且SiC发生非晶化转变。因此，以SiC作为燃料芯块的添加相，仍需对UO2-SiC在堆内辐照条件下热物理性能和微观结构的演变进行深入研究，以明确UO2-SiC应用于核反应堆事故容错燃料的可行性。
2.2UO2-BeO核燃料
BeO作为导热性能较好的陶瓷材料之一，除具有高热导率外，还具有与UO2燃料和错合金包壳良好的化学相容性，不与水发生反应，以及高熔点、低中子吸收截面等特点，是事故容错UO2燃料增强相的候选材料［5，18-22］。UO2-BeO燃料体系在制备方法、工艺优化、微观结构和服役性能模拟计算等方面已有相关研究。
在早期研究中，通常采用热压烧结法制备UO2-BeO燃料，获得的燃料棒样品的力学强度较好，但导热性能未达到预期效果［36］。Ishimoto等研究了BeO分布状态对UO2燃料热导率的影响规律［37］,BeO在UO2中的分布状态见图3。结果表明：BeO在UO?基体中以连续相分布相较于离散相分布的导热性能显著改善；在UO2-1.2%BeO(质量分数)中，BeO 以离散相分布的燃料的热导率提高10%，而以连续相分布的燃料的热导率提高约25%(1100K)o Sarma等利用共烧结法制备了致密度达98%TD的UO2-BeO燃料［38］，通过优化制备工艺，BeO以良好的连续性分布。他们将UO?-BeO样品放入浓度为50%的沸硝酸中15min,UO?全部溶解后，获得BeO 骨架，如图4所示，证实了BeO在UO2基体中以连续相的形式分布。Garcia等应用气氛烧结制备BeO连续分布的UO2-BeO燃料［39］，系统研究了BeO含量对UO2-BeO导热性能的影响，结果表明每添加1%(体积分数)的BeO,UO2热导率可提升10%(25~250T)，添加10%(体积分数)的BeO最大可提升100%。Garcia等通过实验再次证实了BeO以连续相分布提升UO?热导率的效果，如图5所示。中国工程物理研究院材料研究所的研发团队制备BeO以连续相分布的UO2-BeO燃料［5］，研究了该燃料体系在高温下的热物理性能，该研究结果为UO'/BeO燃料体系在高温近事故工况下的燃料性能评估提供了数据支撑。
图3UO2-0.9%BeO（质量分数）的显微结构：（a）BeO连续分布；（b）BeO离散分布[37]
Fig.3Microstructure photograph of UO2-0.9wt%BeO:（a）BeO continuous type；（b）BeO dispersed type[37]
图4(a)硝酸溶解前(暗)、后(亮儿02-弘0实物照片；(b)_BeO骨架的放大照片［38］
Fig.4(a)The UO z-BeO pellet(dark)and the remaining BeO'skeleton' (light)after dissolution of the UO2；(b)the BeO skeleton at higher magnifi-cation［38］
McCoy等深入研究了添加BeO对UO2燃料芯块在模拟环境服役性能的影响［40］，结果表明UO'-BeO燃料芯块的内部温度梯度和压力、裂变气体释放量显著下降，燃耗和功率密度显著增加。其中，与标准UO2芯块相比，UO2-BeO芯块的热导率增强10%，内部温度梯度下降38%。UO2-10%BeO (体积分数)在燃耗为50000MWd/MTU时，芯块内部压力较标准UO?芯块下降约50%，裂变气体释放量仅为标准UO?芯块的20%。与标准UO2芯块相比，UO2-10%BeO(体积分数)的燃耗增加11.1%，功率密度增加41%。现阶段BeO增强型UO2燃料芯块制备工艺的优化实验和服役性能的大量研究为BeO增强型UO：燃料的应用奠定了基础。然而，室温下BeO为a-BeO相(六方纤锌矿结构)，晶体结构的空间为
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C："（P63mc），在中子辐照条件下表现为各向异性长大，在高 剂量下易导致微裂纹及粉化［41］。因此，还需进一步探究
UO2-BeO在辐照条件下的导热性能、抗辐照性能等的变化情况，且BeO的剧毒性以及作为战略资源的稀缺性，在很大程度上制约了UO'-BeO作为事故容错燃料的大规模工业应用。
图5UO2-BeO的微观结构照片:(a)BSE谱图；(b)Be元素分布;(c)U 元素分布；(d)O元素分布[39]
Fig.5Electron micrographs of UO z-BeO composite:(a)BSE image,(b)Be X-ray map,(c)U X-ray map,(d)O X-ray map[39]图6UO2-5%金刚石(体积分数)燃料中的微裂纹[6]
Fig.6The micro-cracks in the UO2-5vol%diamond composite pellet[6]
在UO?-金刚石高温烧结过程中，应关注金刚石的高温稳定性及其与UO2基体的化学相容性，这与UO2核燃料的热物理性能和力学性能相关。金刚石是碳元素的亚稳态同素异形体，在一定条件下，金刚石会发生向石墨的相转变［48-50］，图7为碳元素的热力学相图阴。Chen等［23］应用显微拉曼光谱技术（Micro-Raman spectroscopy,MRS）定量研究了UO2-5%金刚石（体积分数）在SPS烧结过程中金刚石的石墨化程度，结果表明在1400T/5min烧结条件下，烧结体中心线处金刚石均发生了石墨相转变，其中表面处20%的金刚石发生石墨化，内部石墨化程度仅为10%。石墨可作为高温气冷堆中UO2核燃料的包覆层。Gosse研究了UO2与石墨的化学作用［51］，结果表明在温度高于1000K时，UO2与石墨开始发生反应，形成U-C系化合物和CO气体，如图8所示。Sub­hash等研究了UO2-70%金刚石（体积分数）在不同SPS烧结 温度下的相组成［6］，结果表明：当温度低于1300T时，产物
2.3UO2-金刚石核燃料
金刚石是自然界中已知热导率最高的材料，在室温下热导率可达到2000W/（m-1〈）［42］。在结构方面，金刚石晶体中每个碳原子以sp3杂化轨道与另外四个碳原子形成强共价键结构，使金刚石具有抗辐照性能，可应用于辐射探测领域［43-44］。此外，在经济性方面，由于人造金刚石制备技术的日益成熟，其制造成本大幅降低，价格已在工业应用要求范围内。在电子封装材料领域，以金刚石作为第二相增强材料来制备高导热复合材料已有广泛研究［45-47］o鉴于金刚石兼具优异的热物理性能和抗辐照性能以及在其他领域的应用研究基础，在事故容错热导率增强型UO：燃料中，金刚石是较为理想的第二相添加材料。
目前，UO2-金刚石核燃料的制备方法为SPS烧结。Sub­hash等［6］应用SPS烧结技术制备了高致密度的UO2-5%金刚石（体积分数）核燃料，并研究了金刚石颗粒尺寸（0.25“m、3^m、12pm和25pm）对材料微观结构和导热性能的作用规律，发现金刚石抑制了UO：晶粒长大，对基体晶界起到钉扎作用，金刚石颗粒尺寸越小，钉扎作用越显著。在金刚石颗粒尺寸较大（12pm和25pm）时，可观察到微裂纹，如图6所示，原因为UO?的热膨胀系数远大于金刚石，在降温过程中，金刚石受到压应力，其颗粒尺寸越大，这种压应力越大。UO2-5%金刚石（体积分数）燃料在金刚石尺寸为3pm时，热导率增强最为显著，在100T和900T热导率分别提升为UO2和金刚石；当温度为1400T时，出现石墨相；当温度达到1500T时，反应产物出现UC相。对此，中国工程物理研究院材料研究所的研发团队正在利用高分辨透射电镜对金刚石与UO：界面反应的动力学及界面产物类型进行研究，相关数据结果正在整理分析中。在
强辐照条件下，实验和理论研究均表明在常压和合适温度下石墨可向金刚石转变［52-54］，如图9所示，可能原因为在辐照条件下金刚石与碳原子的位移量差异大，碳原子自压缩导致金刚石晶体成核，并逐渐长大，最终转变为金刚石［52-54］o因此，面向核反应堆应用,UO2-金刚石核燃料的辐照诱导相转变和性能研究还需持续开展。
图7
400
300
火炬之光2洗点mod200
100
41.6%和34.2%
Shock wave
synthesis
Diamond
Diamond and
metastable、、、
graphite、、、
Catalyst-free、、
C ate l y,i e HP/HTgr0Wth^^J
—^^CVD growth diamond
-2region「
Liquid
carbon
10002000300040005000
Temperature/龙
碳元素的热力学稳定区相图［48］
Fig.7Phase diagram of elemental carbon showing regions of thermodynamic stability for different conditions[48]
2.4UO2-Mo核燃料
金属钼具有高的熔点、良好的导热性能、合适的中子吸0匕
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事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究进展/程亮等
收截面及优异的高温强度等优势，是增强事故容错UO2核燃 料热导率的第二相添加材料[7,24-27]，同时也是事故容错核燃料包壳的重点关注候选材料[33,55-57]o金属钼在核燃料元件中的应用研究可推动事故容错核燃料领域的发展。
A
U
图8高温下UO2与C反应的相图[51]
Fig.8Evolution of the total composition of the sample during the high-tem­perature mass spectrometric experiment on a UO q+C pellet[51]
图9电子辐照下金刚石-石墨相转变关系[52]
Fig.9Non-equilibrium phase diagram of the diamond-graphite system under electron irradiation[52]
2006年，Kim等应用还原气氛烧结技术制备了UO2-MoO3燃料[24]，利用MoO3的低熔点（1073K）在还原气氛烧结过程中形成液相，在较高温度下MoO3被还原成Mo，其在UO2晶界形成了局域的网状分布，但由于MoO3的相对密度较小（＜90%TD）,UO2导热性能改善效果不理想。在事故容错燃料概念提出后，
以钼作为UO：热导率增强第二相，2015年Kim等应用气氛烧结技术制备了不同Mo含量的UO2-Mo 核燃料[25],Mo在UO2基体中为网状分布，形成Mo包覆UO2“微胞”结构，如图10所示。由于增强相呈连续网状分布，UO2-10%Mo（体积分数）热导率较标准UO2芯块在1000T 提升96%。这种第二相包覆UO：的微结构对UO：燃料在服役过程中裂变产物的持留有一定作用。中国工程物理研究院材料研究所的研发团队通过对UO2粉体进行改性设计，应用快速烧结技术在较低温度下制备了网状结构的UO2-Mo燃料，其微观结构如图11所示。
由于Mo具有一定的中子吸收截面，作为UO2核燃料添加相，应使Mo的添加量最小化，热导率增强效果最大化。纯Mo的辐照脆化是核工业应用面临的问题，有研究表明[58] ODS钼合金由于具有相对高的断裂应力及低的辐照敏感性，相较于纯钼和TZM合金（Mo-0.5%Ti-0.1%Zr），其抗辐照脆化的能力最强。因此，以ODS钼合金为热导率增强相是事故容错UO2-Mo核燃料的发展方向
(a)
T
图10添加不同第二相后UO2的微观结构：(a)UO2-5%MoO3(质量分数)[24]；(b)UO2-5%Mo(体积分数)[25]
Fig.10The microstructures for UO2with different second phase forms：(a) UO2-5wt%MoO3；(b)UOzdvo^Mo】25]
图11快速烧结制备的UO2-Mo的微观结构
Fig.11The Microstructure of UO2-Mo composite prepared by SPS
3结语与展望
目前，国内外关于事故容错热导率增强型UO2核燃料的研究关注点主要在于制备工艺的优化和导热性能的改善。而微观结构的调控、界面反应、两相热物理参数不匹配导致的微缺陷、增强相抗辐照性能的改善等仍是制约增强相效用最大化的瓶颈。对此，在技术研究层面，可系统开展热导率增强型UO：核燃料的高通量实验和机器学习、开发新型的快速制备技术如闪烧技术；在理论研究层面，应明晰增强相成分、结构、形态、分布等特征参量以及增强相与基体间界面类型等对UO2热物理性能的影响规律及作用机理，发展热导率增强型UO2燃料的热力学模型。通过微观结构控制和工艺创新，制备出热物理性能优异、稳定的热导率增强型UO2燃料样品，并对其进行堆内辐照考核，获得满足事故容错燃料要求的UO2燃料芯块，加快事故容错UO2核燃料应用于核反应堆的进程。
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