以我国压水堆核电站为例，本文介绍了核裂变反应堆所应用的相关材料。欢迎在文末留言区补充说明。

核反应堆材料的要求有以下四点

低中子俘获截面

高的辐照稳定性

良好的耐蚀性

优异的材料相容性

裂变核燃料

含有易裂变核素、在反应堆内能实现自持核裂变链式反应的材料。主要有铀-235（U235）、钚-239（Pu239）和铀-233（U233）。已经大量建造的核反应堆使用的是裂变核燃料U235和Pu239，很少使用U233。由于至今还未有建成使用聚变核燃料的反应堆，因此通常说到核燃料时指的是裂变核燃料。

包壳材料

包壳材料是反应堆安全的第一道屏障，它包容裂变产物，阻止裂变产物外泄，是燃料和冷却剂之间的隔离屏障，避免燃料与冷却剂发生反应，其具有最低可能的热中子吸收截面。按生产和使用的成熟程度排序，可选用的包壳材料仅限于Al、Mg、Zr和Be等。

包壳材料工作是在高温高压环境中，暴露于快中子辐照场下，服役期间需承受不断增加的应力，应力一方面来自外部冷却剂的压力及热应力，另一方面来自内部的燃料肿胀、裂变气体释放造成的内应力和芯块与包壳相互作用产生的机械应力等。

1 Al合金

一般含有较多的Cu，少量Fe、Si、Mn、Mg、Cr、Zn、Ti、Ni等元素，有1100、X8001（MX8001）和6061等三种型号。受到中子辐照时，易硬化。在冷却水包围中，存在点腐蚀和均匀腐蚀；在高热负荷条件下易氧化，主要腐蚀生成物为Al?O?·H?O

2 Mg合金

比Al合金有更低的热中子吸收截面，与铀有优异的相容性。以Magnox合金为例，含有Be、Ca、Al等元素，有三种实用牌号：MagnoxAl80、MagnoxZR55和MagnoxMN70。其化学稳定性强，在一定温度下抗氧化性强，如MagnoxAl80作为包壳材料至少可安全使用到450摄氏度。在CO?保护气氛中，其合金燃点升高，可到800摄氏度左右。该合金如晶粒较粗，存在因空穴较多而发生包壳泄露。

3 Zr合金

Zr具有熔点高（1852℃）的特点，其合金含有Sn、Fe、Cr、Ni、Nb和O等元素，可提高其对高温水的耐蚀性，减少吸氢效过。其存在Zr、Hf分离生产和Zr合金制备等两大难点。其堆内行为包括：在辐照条件下，可强化其力学性能，具有各向异性生长的特点，包壳与芯块间机械作用增强，增强蠕变效果，氧化性增强，从而导致包壳膨胀，可能引起燃烧棒的破损。

Zr合金包壳材料制备过程：

① 将锆石转变为ZrCl₄

② Zr、Hf分离，通过一系列反应提纯ZrCl4

③ 制取纯金属Zr

④ 配置合金，将多种元素压制成形，真空熔炼炉中熔炼

⑤ 制造包壳管，热锻、水淬，热挤压成形，再冷轧

冷却剂材料

用以安全、经济的将裂变能以热量形式输出反应堆加以应用；同时冷却堆芯、控制各部件的使用温度。

其选材的要求：

① 冷却能力强

② 在较低压力下可获得高温

③ 易于靠自然循环排除余热

④ 化学稳定性好

⑤ 核性能良好

现有的冷却剂材料有以下几种：

1 二氧化碳和氦

二氧化碳用于石墨和改进型气冷堆，制备经济，可控性强、低温下化学活性弱；氦在高温中化学活性依然较弱，适用于高温气冷堆，制备较复杂、昂贵。

2 轻水及其蒸汽

相对重水，轻水制备成本低廉。易产生杂志溶解、材料腐蚀、化学作用等不良因素。为了抑制水的辐射分解，可加入适量氢（硼酸提供），同时加入适当LiOH进行酸碱平衡。对于轻水，其净化技术采用机械过滤和离子交换法。

3 液态金属钠

具有熔点低、沸点高、比热容大和导热性好等特点。特别是其密度低，能量损耗小，与不锈钢及其他合金相容性好。需利用钠净化装置控制钠纯度。

慢化剂材料

其主要功能是降低由裂变产生的中子动能，以便于裂变材料俘获而发生核裂变，并维持其链式反应。

选材要求：

① 原子量要求，一般是原子量越小，中子慢化效过越好

② 慢化能量参数

③ 热中子吸收截面越小，慢化效果越好

综合以上要求，氢（氘）、铍、碳（石墨）最佳

1 重水

最好的慢化剂材料，须从天然水中把氢水分离，因氢、氘的物化性能差异较大，可进行同位素分离生产重水。

2 石墨

具有优越的核性质，大量用于生成堆和生产发电两用堆。其热膨胀系数比金属小，经中子辐照时弹性模量增加，其比热容在80~2800℃之间较稳定。

3 铍

其密度高，慢化能力良好，但中子吸收截面较大，慢化比不如石墨高。

4 其他慢化剂

含有氢密度高的金属氧化物、金属氢氧化物和有机物等，实用的只有ZrH?，其慢化能力良好，但中子吸收截面较小，热导率高、热稳定性和辐照稳定性较好，与包壳材料相容性好。

中子吸收控制材料

可吸收堆内中子，完成控制反应性的功能，从而达到启动、停堆和功率调节等目的。

选材要求：

①需要具有较大或者适当的中子吸收截面的元素组成

②要求中子吸收元素有较简单的中子吸收反应

③其他条件包括熔点高、导热性好、强度大、抗腐蚀、耐辐照等

1 碳化硼陶瓷

唯一得到广泛应用的硼化物中子吸收材料。其中子俘获反应中可产生氚。具有很好的化学惰性，不过不适合中高温氧化气氛，与包壳材料的相容性好。但在堆内使用时，存在晶格畸变、热导率下降、释放氦气和辐照肿胀等问题。

2 银-铟-镉合金

可改善中子吸收性质、提高强度、增加耐蚀性。该三元合金具有较高的蠕变强度和良好的加工硬化性能。辐照后强度和延性均能满足压水堆控制棒的要求。

3 铪

其具有很好的核性质（其六种同位素都可作为有效的中子吸收材料）、良好的加工性能、强度高、对高温水耐蚀性佳，但一般与Zr在矿物中共生，分离和制备较难、费用高。

压力容器和管道材料

指核电厂内容纳加压冷却剂的主回路和二回路系统的所有部件，包括压力容器、蒸汽发生器、蒸汽管道和主冷却管道、阀门、泵、管嘴等。

选材要求：

① 高强度和延性

② 耐高温腐蚀

③ 抗辐照

④ 还需较高的热导率、较低的热膨胀率、耐疲劳、易加工和焊接等

压力容器钢

有A508-2和A533B两种钢板，都具有良好的强度、延性和低温冲击韧性

影响其辐照催化的原因：

a.中子辐照剂量

b.辐照温度高于260℃时，脆化效应减小

c.冶金学因素，特别是Cu的影响最大。为了防止辐照脆化，要求硫含量最低、限制Cu、P和V的含量。

铝合金堆容器

铝合金堆容器多采用6061-T6或T651铝-镁-硅合金。受快中子辐照时，同样存在强度升高、塑性下降和脆性增加现象。

管道材料

轻水反应堆管道材料多采用304和316型不锈钢，这种管道一般有几千米长，需几千个焊缝。存在应力腐蚀开裂（SCC）可能，可归纳如下：

a.裂纹扩展速率随循环频率提高而增加

b.当频率高于0.03C/s时发生穿晶开裂，低于时发生晶间开裂

c.在高氧含量的冷却剂中有较快的裂纹扩展速率

d.通常在未敏化材料中产生穿晶行为

屏蔽材料

用来屏蔽反应堆中因裂变和衰败而释放出带能量的中子和各种粒子、射线的器件。

可分为非金属和有机材料、金属、混凝土三类。

a.非金属主要以水、石墨为主，慢化中子

b.金属，特别是重金属用以屏蔽γ射线，如铅。硼钢可有效屏蔽热中子

c.混凝土具有一下特点：

① 含有可屏蔽中子和γ射线的物质

② 作为结构件，强度和耐用性高

③ 成形、加工容易

④ 价格较低

蒸汽发生器传热管材料

需要耐极高的载荷和恶劣的环境，目前水冷堆和高温气冷堆多采用镍合金，先进型气冷堆和快中子堆采用铬-钼钢。

① 镍合金会出现应力腐蚀开裂（SCC）可能，可采取针对性的热处理措施，或降低碳含量

② 铬-钼钢具有较好的抗高温氧化和耐高温腐蚀性，需考虑水侧和钠侧的腐蚀行为