磁约束聚变-裂变混合堆能源系统(以下简称混合堆)的基本原理,是利用Tokamak装置内D-T聚变释放的高能中子驱动以238U或232Th为燃料的次临界裂变反应堆,实现能量倍增,并生产氚以维持Tokamak装置氚自持。其技术特点是：利用聚变中子良好的中子增殖特性,与可裂变核素作用产生易裂变核素,利用轻水的强慢化作用,将中能中子迅速慢化到热能,同时使易裂变核素就地裂变放能。使用的燃料,无论是天然铀/钍还是乏燃料,都无需进行同位素分离。混合堆的实现,将打破资源束缚,大幅度提高资源的利用效率,是突破性的技术进展。作为混合堆应用的关键技术和先决条件之一,次临界裂变堆燃料材料的设计与制造技术研发被提上了日程。裂变燃料元件承担着接受聚变中子辐照和裂变放能的任务,是次临界堆的核心部分,也是实现混合堆能量增殖的关键部件。混合堆是一个创新的能源系统概念,因此与传统裂变堆燃料元件不同,混合堆中次临界堆裂变燃料元件面临一个全新的工作环境,对其性能要求也有所不同。本论文针对聚变裂变混合堆应用背景,分析了次临界能源包层中裂变核燃料材料的技术要求,从成分和结构两个方面开展了材料设计工作。选择了铀钼系二元或三元合金作为研究对象,以U-10wt.%Mo合金为重点,设计并验证了一条真空熔炼铸造-氢化去氢制粉-真空固相烧结的技术路线,成功地制备了含一定孔隙度的核燃料材料。主要探讨了铀钼系合金的Y相稳定性、U-10wt.%Mo合金氢化反应机理、粉末冶金工艺对制品孔隙度的影响规律以及孔隙对合金力学、热物理性能的影响规律。主要研究结果如下：(1)研究了合金元素对铀钼合金γ相稳定性的影响规律。使用成熟的相图计算软件模拟计算了U-Mo-Zr和U-Mo-Nb三元合金相图,设计选择了几种典型成分并制备了三元合金样品。对样品的相结构和微观组织结构进行了表征。结果证实了对于γ相稳定性而言,在U-Mo系合金中添加Nb的效果比添加Zr要好。(2)运用氢化反应原位观察实验技术,结合表面分析技术详细研究了U-10wt.%Mo合金的氢化反应机理。结果表明,U-10wt.%Mo合金氢化反应可分为孕育期、形核期、生长期三个阶段。环境中的氢需要通过氧化层扩散到达金属表面才能发生氢化反应,因此氧化层的厚度与氢化反应的速率有关。由于部分相分解的U-10wt.%Mo合金表面氧化层存在龟裂现象,导致该处氧化层相对于γ相区更薄,氢易于从此处扩散到达氧化物-金属界面发生氢化反应,所以氢化物形核基本都在相变区域,且氢化反应速率远比Y相U-10wt.%Mo合金快；而γ相U-10wt.%Mo合金表面氧化层致密完整,因此存在一个较长的孕育期。实验结果显示,氧化层的结构对U-10wt.%Mo合金与氢的反应有重要的影响。(3)测试了不同Mo含量U-Mo合金的室温力学性能和硬度。结果证实材料的力学性能并不与Mo含量直接相关,而是与其微观组织结构相关。针对混合堆应用环境,测试了U-10wt.%Mo合金在400℃、500℃、600℃下的拉伸力学性能。发现在此温区,材料的强度下降到室温的一半左右。实验同时证实,铸态的U-10wt.%Mo合金塑性较差,这可能与晶界处富集的夹杂物弱化晶界结合强度有关。(4)开展了含孔隙U-10wt.%Mo合金样品粉末冶金制备方法研究。发现在800℃,900℃下铀钼合金的烧结致密化效果不明显,在1100℃下烧结样品才会出现比较快的致密化过程,但是如果想要再提高温度,则可能出现样品熔化。因此,1100℃是比较适宜的温度条件。而对烧结时间的控制则可实现对样品密度的控制。由此找到了制备适当密度样品的工艺方法。(5)测量了固态及多孔U-10wt.%MO合金的热物理性能数据。实验发现,U-1Owt.%Mo合金的热导率随温度的上升而上升,随样品中孔隙率的上升而近似线性下降,其规律复合Loeb方程。作为一种具有潜在应用前景的金属型核燃料材料,其热物理性能对其应用有重要的意义,也是堆物理模拟的关键参数。这些参数将对建立高置信度的模型具有重要的参考价值。