核反應堆結構材料（structurematerialfornuclearreactor）hefany一ngduiJlegouea一4舊。
簡介
核反應堆結構材料(Strueturematerialfornuelearreaetor)主要指用於核燃料元件包套和其他堆芯構件的核反應堆材料。在核反應堆發展初期，天然鈾反應堆較多，堆運行溫度較低，一般採用中子吸收截面低的鋁、鎂做結構材料;後來濃縮鈾大量套用於反應堆，堆的運行溫度和功率密度大大提高，錯，不鏽鋼，鎳基合金開始作為反應堆結構材料。要求由於核反應堆結構材料工作在高溫、強輻射和腐蝕條件下，對它提出了極為苛刻要求，主要要求有:(1)低的中子吸收截面。特別在採用天然鈾作核燃料的熱中子反應堆中，更要求堆芯結構材料具有低的熱中子吸收截面，並要求嚴格限制那些中子吸收截面大的雜質含量。否則將破壞堆芯的中子平衡，使核裂變鏈式反應難以進行。(2)好的力學性能。堆芯構件承受著很高的機械載荷，加之高溫和高速流體的衝擊，要求結構材料能在較高熱應力、交變應力和振動條件下工作。為了減少對中子的吸收，堆芯構件，特別是核燃料元件包殼，往往做得很薄。這就要求結構材料能在上述條件下保持構件的尺寸和形狀穩定。(3)高的熱導率。這對於降低核燃料元件包殼的溫差是必要的，而高的溫度梯度將會引起很大的熱應力。此外，結構材料高的熱導率使核燃料元件得到可靠冷卻，是保證核反應堆無事故和安全工作的重要條件。(4)好的輻照穩定性。堆芯結構材料受到強烈的輻照，這可能嚴重影響材料的性能。例如強度增加、塑性下降。有些材料由於輻照生長或輻照蠕變而使其尺寸發生變化。這些都要求對材料進行複雜的、長時間的試驗，其中包括直接在核反應堆內進行試驗，以選擇合用的堆芯結構材料。(5)耐冷卻劑腐蝕。堆芯結構材料直接和冷卻劑接觸，冷卻劑常含有腐蝕性的雜質。有些冷卻劑本身即使純度很高也具有腐蝕性。因此堆芯結構材料有可能由於腐蝕(特別是局部腐蝕)而遭到破壞。有時在腐蝕過程中還產生氫，它可能溶入材料內而引起材料的脆化。再加上核反應堆內的高溫、高的機械應力和熱應力、以及輻照條件下材料性質和冷卻劑成分的變化，使材料的腐蝕環境更加複雜。(6)與核燃料相容。為了利於將核燃料所產生的熱量經過包殼傳給冷卻劑，一般包殼與核徽料之間是直接接觸的。如果在給定的條件下，兩者之間不發生相互作用或作用很慢，不引起燃料元件的形狀改變或密封性的破壞，則認為它們是相容的。核燃料與包殼之間的相容性是決定核燃料元件壽命和最高工作溫度的重要因素。根據上述要求，對於各種不同的核反應堆類型，各自有其不同的適用材料
