人类正面临着能源短缺和化石燃料使用带来的环境压力,核能因其具有能量密度高、不排放温室气体等优点是解决能源问题的一个重要途径。目前,核能领域正发展的聚变-裂变混合堆、快中了堆、ADS能源系统等新型核能系统拟采用金属型核燃料,而金属型核燃料在制备和使用过程中存在成分不均匀、辐照肿胀、与包壳材料在高温发生反应,从而导致金属型核燃料存在长期稳定性问题,因此对燃料制备过程中元素扩散、界而反应及使用过程中辐照稳定性的系统研究非常必要。本论文选择铀锆合金为研究对象,开展的研究内容和结果如下:铀锆合金熔炼铸造技术和组织结构研究。采用二次合金化技术真空感应熔炼制备了 U-2wt.%Zr、U-4wt.%Zr、U-6wt.%Zr、U-8wt.%Zr、U-10wt.%Zr、U-12wt.%Zr和U-15wt.%Zr等铀锆合金,制备的公斤级U-10wt.%Zr合金锆含量偏差小于0.5%,杂质含量低于1000 μg/g。研究表明,铸态铀锆合金即使Zr含量很低,也是由过饱和固溶的α-U相和δ-UZr2相组成,即所有富铀的铸态铀锆合金都为双相组织。铀锆合金在铸造冷却过程中,首先发生γ→γ1+γ2调幅分解,然后γ1相和γ2相分别发生固态反应,其中γ1相发生了 γ1→α-U马氏体相变,γ2相则先通过晶面坍塌形成ω相,然后有序化形成δ-UZr2相。TEM研究表明,α-U和δ-UZr2之间共格,位向关系为（010）[001]_α//（0（?）10）[（?）110]_δ。多孔U-10wt.%Zr合金粉末冶金制备技术研究。U-10wt.%Zr合金中的孔隙在使用过程中可以容纳裂变产物,本论文采用氢化-去氢化法制备U-10wt.%Zr合金粉末,通过冷等静压制备坯料,真空烧结制备了不同孔隙率的多孔U-10wt.%Zr合金。氢化-去氢化法可以得到不被氧化、粒径可控的U-10wt.%Zr合金粉末,U-10wt.%Zr合金粉末冷等静压坯料的密度对烧结后致密度影响不大,通过控制压坯真空烧结的时间和温度可以得到相对密度为70～91%的多孔铀锆合金。孔隙度对U-10wt.%Zr合金热导率的影响符合Loeb关系。Zr-4合金包覆U-10wt.%Zr合金技术研究。采用真空热压扩散法和热等静压法应用Zr-4合金包覆U-10wt.%Zr合金。真空热压扩散实验表明,为了得到U-10wt.%Zr合金燃料与包壳材料Zr-4合金结合良好的界面,应精确控制热压温度和时间,避免在界面处形成过多的UZr2金属间化合物。α-U基体与δ-UZrr共共格,UZr2在靠近Zr-4合金界面铀元素富集,UZr₂与Zr-4合金共格。热等静压包覆结果表明,合金元素体扩散受到各向相等压力的抑制,激活能明显增大,扩散速率降低,而晶界扩散受到的影响较小,铀在Zr-4合金中扩散表现为晶界择优扩散。在U-10wt.%Zr/Zr-4合金界面生成了 UZr2金属问化合物层,在U-10wt.%Zr合金与UZr₂层之间生产了纯锆层。U-10wt.%Zr与Zr-4合金之间相容性研究。U-10wt.%Zr合金和Zr-4合金之间的界面扩散行为受扩散速率控制,U元素向Zr-4合金的扩散速率相对较快,扩散层生长厚度与时间的关系符合抛物线规律。U-10wt.%Zr/Zr-4合金体系在800℃～1100℃C温区的互扩散系数为1× 10^-15～1 × 10^-13 m²/s,在锆含量小于40 at.%时扩散系数相对较小。在380℃～1100℃温度区间,U-10wt.%Zr/Zr-4合金界面扩散层生长行为分为三个区间,分别受不同的扩散生长机制控制。在380℃～600℃温区,受到铀元素在δ-UZr₂相内扩散的控制,生长速率常数为9.85×10⁴m²/s,激活能为340.93kJ/mol。在650℃～800℃温区,U原子在α-Zr中以置换机制扩散,扩散层生长受此机制控制,生长速率常数为4.10× 10^-4 m²/s,激活能为206.33 kJ/mol;在900℃～1100℃温区,元素在Y（U,Zr）固溶体中以空位机制扩散,生长速率常数为3.43×10-6 m²/s,激活能为158.50 kJ/mol。实验结果表明,在温度小于500℃时U-10wt.%Zr合金燃料与Zr-4合金之间相容性良好。