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这篇研究由Mouna Saoudi、Aaron Barry、Julien Lang等人完成，他们均来自加拿大核实验室（Canadian Nuclear Laboratories, CNL）。该研究发表于《Journal of Nuclear Materials》2022年第558卷。

在全球范围内，为了减少高浓铀（HEU）在研究和测试反应堆中的使用，低浓铀（LEU）燃料正逐渐成为替代品。本研究的重点是开发基于铀-钼（U-Mo）合金的核燃料，特别是通过将U-Mo颗粒分散在镁（Mg）基体中以提高其抗辐照性能。传统的铝（Al）基体与U-Mo颗粒之间的相互作用层（FMI）会导致燃料膨胀和失效，而Mg基体具有较低的热中子截面，并且不会与U-Mo发生化学反应，从而避免了这一问题。因此，这项研究旨在评估U-7Mo/Mg和U-10Mo/Mg燃料在辐照条件下的性能，为未来研发提供实验依据。

研究流程分为多个步骤进行。首先，研究团队在CNL制造了两种燃料元件：U-7Mo/Mg和U-10Mo/Mg迷你型元件，这些元件被封装在铝-1060合金包壳中。每种燃料元件包含4.5 g U/cm³的铀负载量，其中U-235的富集度为19.75 wt%。随后，这些燃料元件在国家研究通用反应堆（Nru Reactor）中进行了辐照测试，最大线功率为100 kW/m，直至达到80 at%的U-235燃耗水平。在每个中期检查阶段（分别为10、30、60和80 at%的U-235燃耗），取出部分燃料元件用于分析。

辐照后检查（PIE）包括非破坏性检测和破坏性检测两部分。非破坏性检测主要通过光学显微镜观察燃料元件外观，并测量直径变化和密度变化。对于破坏性检测，选取了两个样品（PRF 7-64-7和PRF 10-72-10）进行金相分析和中子衍射分析。金相分析包括制备横截面和纵截面样品，以研究燃料芯直径、包壳厚度以及腐蚀层特性。中子衍射分析则利用C2粉末衍射仪收集数据，采用Rietveld精修方法确定不同晶相的组成比例。此外，还对未辐照的存档燃料样品进行了相同的中子衍射测试，以便对比分析。

研究结果表明，在30 at%的U-235燃耗条件下，U-7Mo/Mg和U-10Mo/Mg燃料元件表现出良好的抗辐照性能。非破坏性检测显示，燃料元件表面完整，没有明显的贯穿性缺陷或显著的膨胀现象。直径测量结果显示，所有样品的残余应变均为压缩应变，且与轴向位置无关。密度测量表明，从辐照前到辐照后的密度变化较小，平均值为-0.6%，这可能与裂变气体被捕获有关。金相分析进一步揭示，燃料芯直径和包壳厚度基本保持不变，未发现Mg基体与U-Mo颗粒之间的相互作用层。相比之下，传统的U-Mo/Al燃料在20 at%的U-235燃耗下已显示出显著的FMI层。

中子衍射分析结果确认了辐照后燃料芯的主要晶相仍为γ-U(Mo)，且其含量与未辐照样品相当。α-U和UO₂的含量较低，Mg基体的含量与名义值一致。未发现新的结晶产物或非晶化现象，表明Mg基体在辐照条件下具有较高的稳定性。此外，U-10Mo/Mg样品中UO₂的浓度低于U-7Mo/Mg样品，而α-U的浓度则较高。

基于上述结果，可以得出以下结论：U-7Mo/Mg和U-10Mo/Mg燃料在30 at%的U-235燃耗条件下表现出优异的抗辐照性能，未出现显著的燃料芯膨胀或包壳失效现象。Mg基体有效抑制了U-Mo颗粒与基体之间的相互作用层形成，避免了传统U-Mo/Al燃料中存在的问题。这些结果验证了Mg作为U-Mo分散燃料基体材料的优势，为进一步优化燃料设计提供了重要参考。

本研究的亮点在于首次系统地评估了U-7Mo/Mg和U-10Mo/Mg燃料在实际辐照条件下的性能。研究采用了先进的中子衍射技术结合Rietveld精修方法，精确分析了辐照后燃料的晶相组成。此外，通过与传统U-Mo/Al燃料的对比，突出了Mg基体在抑制FMI层方面的优越性。未来的研究计划包括对更高燃耗水平的燃料元件进行深入表征，以进一步探索Mg基体的潜力及其对燃料性能的影响。

这项研究不仅为开发高性能低浓铀燃料提供了重要的实验数据，还展示了Mg基体在核燃料领域的广阔应用前景。研究成果有望推动全球范围内高浓铀燃料的逐步淘汰，促进核能的安全与可持续发展。