在铀-碳二元系中有UC、UC2和U2C3三种化合物，只有UC在熔点2763K以下无相变。UC晶体呈NaCl型面心立方结构，理论密度13.61t/m。与UO2相比，UC的含铀密度高，等于12.96t/m；在1237K时的热导率21.7W/(m·K)，约为二氧化铀的8倍，故被认为是性能优越的新型核燃料。

UC燃料可由铀和石墨在电弧炉里直接反应并铸成富碳锭，然后在高温H2中脱碳制成；或在高温真空中由碳还原高纯UO2制成。为获取化学计量的UC，要严格掌握组分的配料制度和细心控制反应参数。由于UC的化学性质活泼，易与水、空气发生反应，影响成品质量，操作UC必须在充有惰性气体的手套箱中进行。UC粉末易燃，粉碎时需用三氯乙烯保护。

在反应堆内使用时，UC燃料的最高工作温度为1773K，远比UO2的为低。即使在燃耗80000MW·d/t时，裂变气体释放量只有30%~50%，约为UO2的1/2。保存在燃料内的裂变气体使燃料肿胀，引起燃料与包壳的机械相互作用，可能导致包壳破损。为改进燃料棒性能，将有效密度限制为80%理论密度，线功率低于90kW·m。在辐照到更高的燃耗时，观察到奥氏体不锈钢的碳化，但不会使包壳性能变坏。试验也表明:碳化铀与Na、Ta、Zr及Ti等材料可相容到1273K。所以，只要元件设计时采用较宽的芯块-包壳间隙，并用Na结合代替He结合来增加辐照稳定性和提高传热效率，碳化物是有希望用作快中子增殖堆燃料的。例如印度的FBTR快中子堆就是采用UC-PuC混合物作为燃料的。