材料基因工程與核燃料元件材料

盧 勇，王翠萍，李林陽，賈建平，劉興軍

(1.廈門大學材料學院，福建廈門361005) (2.表面物理與化學重點實驗室，四川綿陽621907)

材料基因工程與核燃料元件材料

盧 勇1，王翠萍1，李林陽1，賈建平2，劉興軍1

(1.廈門大學材料學院，福建廈門361005) (2.表面物理與化學重點實驗室，四川綿陽621907)

核能由于其高能量密度和低污染排放等優點，已經成為未來能源的重要組成部分。然而，民用核燃料材料因其特殊的放射性，實驗研究的安全防護成本極高，尤其是經過輻照后的核燃料材料，分析和表征手段極其有限，如果采用傳統的“試錯法”材料研發方法，將會使材料的研發成本大幅提高，因此，材料基因工程的研究思路正是適合于新型民用核燃料材料研究的技術路線。本研究組多年來以開發新型民用核燃料元件材料為目標，通過第一性原理和CALPHAD技術的結合，先后建立了U、Pu等錒系元素的多組元熱力學數據庫，并建立了輻照場作用下的熱力學模型，對輻照場作用下核燃料材料的相變熱力學和動力學進行了深入研究，在熱力學數據庫的基礎上，運用相場動力學模型對核燃料元件材料的凝固和時效過程組織演化規律進行了系統的研究。這種基于材料基因工程的多尺度、多組元的材料設計研發思路為我國新一代具有自主知識產權的民用核燃料元件材料的成分設計、組織控制、工藝優化、性能改善及服役時間預測提供了重要的理論基礎，同時對材料基因工程方法在材料開發中的廣泛應用具有重要意義。

材料基因工程；核燃料元件材料；材料設計；CALPHAD；相場法

1 前 言

核燃料元件的安全性是核反應堆高效率、安全運行的重要保證。然而，目前核燃料元件材料仍然有許多問題，即使在核能源技術發達的歐洲與日本也經常由于其可靠性造成核反應堆的核燃料元件的壽命降低、嚴重時會造成核泄漏。

目前，核能的產生和應用，基本上是依靠含鈾的核燃料。由于世界上廣泛應用的UO2-Zr類型的輕水堆核燃料存在熱導率不高，以及事故狀態下鋯水反應導致的氫爆問題[1]，促使核燃料材料有了升級換代的強烈驅動。新型核燃料元件材料的研發不僅涉及傳統材料中元素、成分、相組成和組織的設計，還涉及到材料在高溫高壓、輻照腫脹和應力腐蝕等條件下的材料整體性能的穩定性和安全性，因而傳統材料研發思路對于核燃料元件來說并不適用。

相對于傳統材料，核材料的實驗信息比較匱乏，公開的可以利用的實驗信息極少，那么核燃料元件材料的設計過程中可以參照的有價值的信息也就大打折扣了。基于材料基因工程理念的材料設計方法包含了材料基因數據庫、高通量的材料設計、制備和檢測方法和多尺度的材料計算方法。材料基因組計劃能將現有成熟的、運用于材料性能預測和材料行為模擬的各種模型和算法無縫接合到現有的材料產品設計中[2]。材料基因組計劃的材料研發思路將大大促進先進核燃料、核結構材料的研發效率，節省材料研發成本，降低核材料研發過程中的環境污染。

本文將以本研究組在金屬型核燃料材料數據庫和多尺度設計方面的研究為例，介紹面向核燃料元件材料的材料基因工程研究方法。

2 核燃料元件材料的材料基因工程研究方法

隨著新一輪國家重點研發計劃“材料基因工程關鍵技術與支撐平臺”的實施，面向核燃料元件材料的材料基因工程研究給新一代事故容錯型核燃料和核結構材料的研發提供了重要的機遇。然而，材料基因工程所涉及的材料“基因”數據庫，高通量計算、實驗和表征手段在核燃料元件材料的研發方面還面臨著重大的挑戰，目前國內對于核燃料元件的研究工作在實驗和計算方面的協作還遠遠不夠，材料基礎數據庫方面的研究還比較少，在這種情況下，利用現有的理論手段，實現核燃料元件材料的基礎熱力學、動力學和物性數據庫的研發，并結合多尺度材料設計方法，實現核燃料元件材料成分、組織、結構和性能的預測就非常有必要[3]。

相較陶瓷性核燃料來說，金屬型核燃料的設計通常添加合金化元素，因此，核燃料的設計要考慮到成分、相組成和微觀結構等燃料本身的因素以及包殼材料對整個核燃料元件性能和安全性的影響。例如，對于鈾基金屬型核燃料來說，燃料通常在α相是平衡相的溫度范圍內運行。然而，α相(斜方晶結構)最重要的輻照特性是它的自身尺寸不穩定性，由斜方晶結構的各向異性引起腫脹，導致核燃料尺寸不穩定[4]。此外，由于包殼與核燃料間存在著機械的或化學的相互作用，導致包殼破損的現象時有發生。核燃料－包殼化學相互作用的本質是一個復雜的多組元相互擴散的問題。例如，U-Pu-Zr作為核燃料時，當U-Pu-Zr被輻照后發生腫脹并接觸包殼，包殼中的Ni和Fe容易擴散到核燃料中，在包殼與核燃料相鄰處發生相變，將易形成脆性相或低熔點相[5]。一旦燃料與包殼界面處的溫度超過低熔點相的熔點時，由于液態物質的滲透會引起包殼破壞，限制了燃料元件在反應堆中的使用壽命。

對于金屬型核燃料元件材料來說，材料基因工程的的實施方案可以采用如圖1所示的框架圖來實施。首先基于高通量實驗和理論計算，采用CALPHAD方法和第一性原理方法建立核燃料和核結構材料的熱力學和動力學、物性和輻照性能數據庫，在此基礎上，通過第一性原理方法、分子動力學、相圖計算、相場動力學和有限元等多尺度材料模擬計算方法的集成，實現對核燃料元件材料成分、組織、結構和性能的預測。

圖1 面向核燃料元件材料的材料基因工程研究方法Fig.1 Methodology of MGI for nuclear fuel element materials

3 核燃料元件材料的多尺度材料設計

近年來本研究組通過收集和整理國內外文獻報道的有關核燃料體系的實驗相平衡和熱力學性質的信息，利用CALPHAD計算相圖方法，較為系統地優化計算了鈾、钚、釷基核燃料和Fe、Zr基包殼材料體系的熱力學性質，建立了多組元核燃料的熱力學數據庫，系統地探索了相圖計算在核材料設計中的應用。基于熱力學數據庫，開展了輻照條件下相穩定性的和相平衡的研究，逐步開展了部分重要的鈾基二元系在輻照條件下的相圖計算，進行了凝固過程和時效過程的微觀組織演化的組織模擬，完善了核燃料元件材料從成分到組織的多尺度材料設計方法。

3.1 核燃料元件材料的第一性原理和分子動力學的計算

近年來，國內外學者運用第一性原理和分子動力學方法對核燃料和包殼材料開展了大量的研究工作。這對于開展核燃料元件材料的多尺度設計具有重要的意義。

對于目前應用的鈾基核燃料來說，國內外學者普遍采用局域密度近似＋U(LDA＋U)或廣義梯度近似＋U (GGA＋U)方法計算體系的總能量和電子結構，進而計算出結合能、生成能、相變熱等熱力學參量[6－9]。對于核燃料來說，實驗報道的熱力學和物性數據有限，采用第一性原理進行相關計算，可以為后續的熱力學優化和成分設計提供有效的數據支撐[10]。除此之外，第一性原理方法可以開展裂變產物[11，12]、輻照缺陷[13，14]等的研究。基于分子動力學的核燃料和包殼材料的研究主要集中于包括熱膨脹、熱熔和熱導率的熱物性計算[15，16]，以及對輻照損傷[17，18]、裂變產物的形核和擴散[19]等的研究。

3.2 核燃料元件材料熱力學數據庫的建立

利用國內外到目前為止所積累的有關核燃料材料的熱力學性能及實驗相圖的信息，本研究組對核燃料元件材料開展相圖的熱力學計算并建立熱力學數據庫，預測在不同溫度下的相平衡與相變、各種熱力學性能等，為核燃料元件材料的研發提供重要的基礎理論積累。本研究組在收集本實驗室所建立的相關熱力學數據庫的基礎上，綜合國際國內所發表的相關熱力學計算結果，目前，初步建立了由核燃料元件材料中常用元素(U，Pu，Th，Al，B，C，Co，Cr，Cu，Fe，Mg，Mn，Mo，Nb，Ni，O，Pb，Re，Ru，Si，Sn，Ti，V，W，Zr等)組成的熱力學數據庫[20－36]，如表1所示。其中代表本實驗室完成的體系；代表的是其他實驗室完成的體系；代表未完成的體系。

表1 核材料二元熱力學數據庫信息Table 1 Information of binary thermodynamic database of nuclear materials

已完成的三元核燃料材料體系主要有:U-Al-Co、U-Al-Ga、U-Al-Mo、U-Al-Zr、U-B-Cr、U-B-Fe、U-B-Mo、U-B-W、U-C-Al、U-C-B、U-C-Fe、U-C-Si、U-Cr-Nb、U-Fe-Co、U-Mo-Cr、U-Mo-Nb、U-Mo-Ti、U-Mo-V、U-Mo-W、U-Mo-Zr、U-Pu-Cr、U-Pu-Mg、U-Pu-Nb、U-Pu-O、U-Si-Fe、U-Si-Mo、U-Si-Nb、U-Si-Ti、U-Th-Cr、U-Th-Cu、U-Th-Mg、U-Th-Mn、U-Th-Nb、U-Th-O、U-Th-Pu、U-Th-Zr、U-Ti-Zr、Pu-C-Cr、Pu-C-Mo、Pu-C-Nb、Pu-Zr-Ti、Th-Co-Fe、Th-Ti-Zr。其余交叉的二元和三元系均采用最新的文獻報道的數據。該數據庫覆蓋面廣，所含信息量巨大，將在核燃料材料的研發以及核反應堆的安全運行等方面提供一定的理論依據。

3.3 核燃料元件材料熱力學數據庫在核燃料設計中的應用

利用本研究組所建立的核燃料元件材料熱力學數據庫，可以計算各個二元系、三元系以及多元系的穩態及亞穩相平衡、液相面、各種極端條件下的相平衡(如:極高溫度、極低溫度、氣體狀態等)、各種熱力學性質(如:Gibbs自由能、形成焓、形成熵、活度、相變驅動力、熱容等)等，同時可以進行平衡狀態下相分數和體積分數的計算，平衡和非平衡過程組織凝固的模擬等。

U-Mo合金燃料具有鈾密度更高、γ相穩定、輻照性能優良和后處理簡單等優點，已成為RERTR計劃開發低濃鈾燃料的熱點，目前是研究試驗堆用燃料的重要發展方向[37]。通過添加合金元素，提高U-Mo合金γ相的穩定性是一種常用的方法，借助熱力學數據庫，可以對合金化元素的種類和含量進行設計。

從熱力學的角度來說，為了能獲得更穩定的bcc相結構的γU相，合金化元素必須要與U或Mo形成較大的穩定bcc相區，根據熱力學數據庫的篩選可知，滿足條件的元素有:Cr，Nb，Ti，V和Zr等。借助相圖計算方法，可以研究這5種bcc相穩定化元素對U-Mo合金中γU相相區的影響。例如，Cr雖然可以和Mo形成穩定的bcc相，但U-Cr-Mo合金的γU相的單相區比U-Mo合金的小，當Cr的添加量為5 at%時，γU單相消失，因此Cr的添加，無法起到穩定γU相的作用。添加Nb，γU單相范圍稍微減小，但總體較穩定，當Nb含量達到10 at%時，γU相仍穩定存在。因此，Nb的添加一定程度上可起到穩定γU相的作用。Ti元素的少量添加一定程度上可起到穩定γU相的作用，當添加量大于5 at%時，會引起bcc相區的縮小。V的添加量達到5 at%，γU單相幾乎消失，因此V的添加，可能無法起到穩定γU相的作用。Zr可以和U形成穩定的bcc相，可起到bcc相穩定化作用，是金屬燃料的常用添加元素之一，根據計算結果可知，Zr的添加可起到很好的穩定γU相的作用。

此外，運用熱力學數據庫也可以研究Th、Pu等核元素對U-Mo基金屬燃料的影響。例如，通過計算可知，當U-Mo合金中添加少量的Th時，會使U-Mo合金中穩定的bcc(γU)轉化為bcc(γU)＋fcc(αTh)兩相平衡，隨著Th含量的增加，bcc(γU)＋fcc(αTh)兩相區范圍不斷擴大，不利于燃料組織的穩定性。因此Th的添加無法起到穩定γU相的作用。當U-Mo合金中添加少量的Pu時，會降低bcc(γU)的熔點，但和Th相比，Pu的添加對bcc(γU)的影響遠遠小于Th的影響。因此，若采用Pu替代部分的U進行燃料設計時，需要控制Pu的添加量。

3.4 輻照條件下材料熱力學穩定性的研究

核燃料的服役過程中會受到輻照的影響，合金體系中的相平衡關系也會隨之改變，此時的熱力學平衡相圖將不再適用于輻照過程中相穩定性的研究。基于Martin等人提出的輻照條件下有效自由能模型[38]，結合平衡相圖熱力學數據庫，可以實現對輻照條件下相穩定性的預測。基于本實驗室優化的最新U-X(X:Nb，Zr)二元合金系的熱力學參數，結合計算輻照條件下平衡相圖的有效自由能模型[38]，首次計算了輻照條件下U-Nb合金和U-Zr合金的平衡相圖，分析了不同輻照條件對其擴散系數、自由能及平衡相圖的影響[20]。U-Nb二元系輻照下的相圖如圖2所示，在高溫區，輻照下平衡相圖的相平衡關系與熱力學平衡相圖基本保持一致，γ(U，Nb)相依然發生相分離，形成富U和富Nb相，即γ (U，Nb)→γ1＋γ2；而在低溫區，由于輻照的影響，γ (U，Nb)相的溶解度間隙由原來的開口狀逐漸變成一個封閉區域，并發生了αU＋γ2?γ(U，Nb)和γ1＋γ2?γ(U，Nb)相變反應，形成了連續固溶的γ(U，Nb)相。U-Zr二元系輻照下的相圖如圖3所示，在高溫區，輻照下平衡相圖的相平衡關系與熱力學平衡相圖基本保持一致，γ(U，Zr)相依然發生相分離，形成富U和富Zr相，即γ(U，Zr)→γ1＋γ2；而在低溫區，由于輻照的影響，發生了δ?γ(U，Zr)＋α(U)和δ＋α(Zr)?γ(U，Zr)相變反應，從而形成了連續固溶的γ(U，Zr)相。

圖2 U-Nb二元系輻照下的相圖與熱力學平衡相圖的比較[20]Fig.2 Comparison of phase diagram under irradiation of U-Nb binary system with thermodynamic equilibrium phase diagram[20]

圖3 U-Zr二元系輻照下的相圖與熱力學平衡相圖的比較[20]Fig.3 Comparison of phase diagram under irradiation of U-Zr binary system with thermodynamic equilibrium phase diagram[20]

該研究結果從熱力學角度很好地解釋了Bleiberg等人的實驗結果，即在輻照條件下，原本在高溫條件下穩定的γ相可以在低溫穩定存在[39]。

3.5 凝固和時效過程的組織演化模擬

核燃料元件的微觀組織對其本身的力學性質、抗輻照性能以及高燃耗條件下的失效行為有非常重要的影響，對于材料的微觀組織設計也是材料基因工程的重點研究內容。目前，對微觀組織演化過程的模擬主要通過相場動力學來實現[40]。基于材料熱力學和動力學數據庫可對核燃料及核結構材料的微觀組織演化進行模擬，從而實現組織和工藝的優化設計。本研究組通過耦合溫度場、彈性應力場和濃度場建立相場動力學模型[41－44]，基于熱力學數據庫，對U-Nb合金凝固組織和時效組織的演化過程進行模擬，揭示其在不同工藝條件下的組織演變規律。

引入最新熱力學數據，模擬了U-Nb合金在不同凝固條件下的組織演變過程。首先，模擬了在等溫凝固條件下，U-Nb二元合金的組織演變過程，如圖4a所示。獲得了典型的枝晶形貌，重現了合金凝固過程中枝晶臂間相互碰撞、競爭的生長過程，并分析了凝固過程固相率及枝晶尖端生長速率的變化。其次，考慮潛熱對凝固過程中組織形貌的影響，模擬了非等溫條件下的凝固過程，如圖4b所示。這些模擬結果對核燃料在鑄造過程中溶質原子的分布、枝晶形貌及凝固溫度等提供重要的理論參考。

圖4 初始溫度為1525 K的條件下，Nb-86U(at%)合金的等溫(a)和非等溫(b)凝固過程中濃度場模擬結果Fig.4 The simulation results of concentration field during isothermal (a)and anisothermal(b)solidification of Nb-86U(at%) alloy at 1525 K

文獻報道的關于U-Nb合金時效過程的組織演變過程比較復雜，為了闡明各種組織的形成機理，本研究組基于最新的熱力學數據庫，模擬了不同溫度和初始成分條件下的U-Nb合金時效過程的組織演化過程，重點對γ相U-Nb合金在時效過程中，晶界形核機制對新生的α晶粒和富Nb的γ晶粒彼此協同長大的生長過程的影響，及晶界片層狀組織的形成機理和低溫馬氏體中的調幅分解進行了模擬，模擬結果如圖5所示。

圖5 單晶(a)和多晶合金(b)時效過程的組織模擬結果；共析轉變過程(c)和(130)馬氏體孿晶中調幅分解(d)的模擬結果Fig.5 Simulation results of microstructure evolution during aging in single crystal(a)and polycrystal(b)；Simulation results ofeutectoid transformation(c)and spinodaldecom-position in(130)martensitic twins(d)

此外，相場法在核燃料元件材料研究中的應用越來越受到國內外研究者的青睞[45]。基于多相場模型，可以實現對核燃料中空洞和氣泡演化[46，47]、位錯[48]、氫化物析出[49]、晶粒長大[50]等組織和缺陷演化過程的模擬，這對核燃料元件材料的設計和服役過程中安全性能評估等具有重要的意義。

4 結 語

本文以鈾基金屬型核燃料元件材料熱力學數據庫的建立和應用為例，介紹了以材料基因工程理念為指導的金屬型核燃料的多尺度設計思路，以及基于熱力學數據庫，對輻照條件下相穩定性和微觀組織演化的計算模擬方法，說明了材料基因工程研究方法在我國新一代核燃料元件材料研發中的重要作用。

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(編輯 惠 瓊)

Materials Genome Initiative and Nuclear Fuel Element Material

LU Yong1，WANG Cuiping1，LI Linyang1，JIA Jianping2，LIU Xingjun1
(1.College of Materials，Xiamen University，Xiamen 361005，China) (2.Science and Technology on Surface Physics and Chemistry Laboratory，Mianyang 621907，China)

Nuclear energy is an important partof the future source of energy due to their higher energy density and lower emission of pollutants.However，the traditional research method of“trial-and-error”may result in higher costs and lower efficiency because ofthe radioactivity of the nuclear fuel element material.The idea of Materials Genome Initiative(MGI)is suitable for the research and development of the nuclear fuel element material.Focused on the nuclear fuel element materi-al，our research group developed a multi-component thermodynamic database including U，Pu and other elements，by cou-pling CALPHAD method and the first-principle method.Based on the thermodynamic database，the thermodynamic model under irradiation was established and the phase transformations under irradiation were systematically investigated.The mi-crostructure evolutions during solidification and aging were simulated by using the Phase-Field method.The present multi-scale and multi-component materials design method based on MGI can provide important information for the design of com-position，microstructure controlling and property improvement of nuclear fuels materials.

MGI；nuclear fuel element material；materials design；CALPHAD；Phase-Field method

TB30；TL352

A

1674－3962(2017)06－0414－06

2016－12－24

中央高校基本科研業務費(20720170038)；國家自然科學基金資助項目(91226023)

盧 勇，男，1984年生，助理教授，碩士生導師

劉興軍，男，1962年生，教授，博士生導師，Email: lxj＠xmu.edu.cn

10.7502/j.issn.1674－3962.2017.06.03