裂變核燃料

含有易裂變核素、在反應堆內能實現自持核裂變鏈式反應的材料。主要有鈾-235（U235）、钚-239（Pu239）和鈾-233（U233）。已經大量建造的核反應堆使用的是裂變核燃料U235和Pu239，很少使用U233。由于至今還未有建成使用聚變核燃料的反應堆，因此通常說到核燃料時指的是裂變核燃料。

包殼材料

包殼材料是反應堆安全的第一道屏障，它包容裂變產物，阻止裂變產物外泄，是燃料和冷卻劑之間的隔離屏障，避免燃料與冷卻劑發生反應，其具有最低可能的熱中子吸收截面。按生產和使用的成熟程度排序，可選用的包殼材料僅限于Al、Mg、Zr和Be等。

包殼材料工作是在高溫高壓環境中，暴露于快中子輻照場下，服役期間需承受不斷增加的應力，應力一方面來自外部冷卻劑的壓力及熱應力，另一方面來自內部的燃料腫脹、裂變氣體釋放造成的內應力和芯塊與包殼相互作用產生的機械應力等。

一般含有較多的Cu，少量Fe、Si、Mn、Mg、Cr、Zn、Ti、Ni等元素，有1100、X8001（MX8001）和6061等三種型號。受到中子輻照時，易硬化。在冷卻水包圍中，存在點腐蝕和均勻腐蝕；在高熱負荷條件下易氧化，主要腐蝕生成物為Al?O?·H?O

比Al合金有更低的熱中子吸收截面，與鈾有優異的相容性。以Magnox合金為例，含有Be、Ca、Al等元素，有三種實用牌號：MagnoxAl80、MagnoxZR55和MagnoxMN70。其化學穩定性強，在一定溫度下抗氧化性強，如MagnoxAl80作為包殼材料至少可安全使用到450攝氏度。在CO?保護氣氛中，其合金燃點升高，可到800攝氏度左右。該合金如晶粒較粗，存在因空穴較多而發生包殼泄露。

Zr具有熔點高（1852℃）的特點，其合金含有Sn、Fe、Cr、Ni、Nb和O等元素，可提高其對高溫水的耐蝕性，減少吸氫效過。其存在Zr、Hf分離生產和Zr合金制備等兩大難點。其堆內行為包括：在輻照條件下，可強化其力學性能，具有各向異性生長的特點，包殼與芯塊間機械作用增強，增強蠕變效果，氧化性增強，從而導致包殼膨脹，可能引起燃燒棒的破損。

Zr合金包殼材料制備過程：

① 將鋯石轉變為ZrCl?

② Zr、Hf分離，通過一系列反應提純ZrCl?

③ 制取純金屬Zr

④ 配置合金，將多種元素壓制成形，真空熔煉爐中熔煉

⑤ 制造包殼管，熱鍛、水淬，熱擠壓成形，再冷軋

冷卻劑材料

用以安全、經濟的將裂變能以熱量形式輸出反應堆加以應用；同時冷卻堆芯、控制各部件的使用溫度。

其選材的要求：

① 冷卻能力強

② 在較低壓力下可獲得高溫

③ 易于靠自然循環排除余熱

④ 化學穩定性好

⑤ 核性能良好

現有的冷卻劑材料有以下幾種:

二氧化碳用于石墨和改進型氣冷堆，制備經濟，可控性強、低溫下化學活性弱；氦在高溫中化學活性依然較弱，適用于高溫氣冷堆，制備較復雜、昂貴。

相對重水，輕水制備成本低廉。易產生雜志溶解、材料腐蝕、化學作用等不良因素。為了抑制水的輻射分解，可加入適量氫（硼酸提供），同時加入適當LiOH進行酸堿平衡。對于輕水，其凈化技術采用機械過濾和離子交換法。

具有熔點低、沸點高、比熱容大和導熱性好等特點。特別是其密度低，能量損耗小，與不銹鋼及其他合金相容性好。需利用鈉凈化裝置控制鈉純度。

慢化劑材料

選材要求：

① 原子量要求，一般是原子量越小，中子慢化效過越好

② 慢化能量參數

③ 熱中子吸收截面越小，慢化效果越好

綜合以上要求，氫（氘）、鈹、碳（石墨）最佳

最好的慢化劑材料，須從天然水中把氫水分離，因氫、氘的物化性能差異較大，可進行同位素分離生產重水。

具有優越的核性質，大量用于生成堆和生產發電兩用堆。其熱膨脹系數比金屬小，經中子輻照時彈性模量增加，其比熱容在80~2800℃之間較穩定。

其密度高，慢化能力良好，但中子吸收截面較大，慢化比不如石墨高。

含有氫密度高的金屬氧化物、金屬氫氧化物和有機物等，實用的只有ZrH?，其慢化能力良好，但中子吸收截面較小，熱導率高、熱穩定性和輻照穩定性較好，與包殼材料相容性好。

中子吸收控制材料

可吸收堆內中子，完成控制反應性的功能，從而達到啟動、停堆和功率調節等目的。

選材要求：

①需要具有較大或者適當的中子吸收截面的元素組成

②要求中子吸收元素有較簡單的中子吸收反應

③其他條件包括熔點高、導熱性好、強度大、抗腐蝕、耐輻照等

唯一得到廣泛應用的硼化物中子吸收材料。其中子俘獲反應中可產生氚。具有很好的化學惰性，不過不適合中高溫氧化氣氛，與包殼材料的相容性好。但在堆內使用時，存在晶格畸變、熱導率下降、釋放氦氣和輻照腫脹等問題。

可改善中子吸收性質、提高強度、增加耐蝕性。該三元合金具有較高的蠕變強度和良好的加工硬化性能。輻照后強度和延性均能滿足壓水堆控制棒的要求。

其具有很好的核性質（其六種同位素都可作為有效的中子吸收材料）、良好的加工性能、強度高、對高溫水耐蝕性佳，但一般與Zr在礦物中共生，分離和制備較難、費用高。

壓力容器和管道材料

指核電廠內容納加壓冷卻劑的主回路和二回路系統的所有部件，包括壓力容器、蒸汽發生器、蒸汽管道和主冷卻管道、閥門、泵、管嘴等。

選材要求：

① 高強度和延性

② 耐高溫腐蝕

③ 抗輻照

④ 還需較高的熱導率、較低的熱膨脹率、耐疲勞、易加工和焊接等

有A508-2和A533B兩種鋼板，都具有良好的強度、延性和低溫沖擊韌性

影響其輻照催化的原因：

a.中子輻照劑量

b.輻照溫度高于260℃時，脆化效應減小

c.冶金學因素，特別是Cu的影響最大。為了防止輻照脆化，要求硫含量最低、限制Cu、P和V的含量。

鋁合金堆容器多采用6061-T6或T651鋁-鎂-硅合金。受快中子輻照時，同樣存在強度升高、塑性下降和脆性增加現象。

輕水反應堆管道材料多采用304和316型不銹鋼，這種管道一般有幾千米長，需幾千個焊縫。存在應力腐蝕開裂（SCC）可能，可歸納如下：

a.裂紋擴展速率隨循環頻率提高而增加

b.當頻率高于0.03C/s時發生穿晶開裂，低于時發生晶間開裂

c.在高氧含量的冷卻劑中有較快的裂紋擴展速率

d.通常在未敏化材料中產生穿晶行為

用來屏蔽反應堆中因裂變和衰敗而釋放出帶能量的中子和各種粒子、射線的器件。

可分為非金屬和有機材料、金屬、混凝土三類。

a.非金屬主要以水、石墨為主，慢化中子

b.金屬，特別是重金屬用以屏蔽γ射線，如鉛。硼鋼可有效屏蔽熱中子

c.混凝土具有一下特點：

① 含有可屏蔽中子和γ射線的物質

② 作為結構件，強度和耐用性高

③ 成形、加工容易

④ 價格較低

需要耐極高的載荷和惡劣的環境，目前水冷堆和高溫氣冷堆多采用鎳合金，先進型氣冷堆和快中子堆采用鉻-鉬鋼。

① 鎳合金會出現應力腐蝕開裂（SCC）可能，可采取針對性的熱處理措施，或降低碳含量

② 鉻-鉬鋼具有較好的抗高溫氧化和耐高溫腐蝕性，需考慮水側和鈉側的腐蝕行為