核反應堆材料
正文
核反應堆內用以產生可控核裂變鏈式反應並保證安全運行的各類材料。除核燃料外,還包括冷卻劑、慢化劑、反射層材料、結構材料、控制材料及禁止材料等（見圖）。這些材料一般在高溫、腐蝕介質和輻照等特殊條件下工作，因此對它們的物理、化學和力學性能有嚴格的要求。
核反應堆材料慢化劑和反射層材料 慢化劑用於熱中子反應堆內，使裂變產生的快中子減速為熱中子，從而提高裂變反應的幾率。慢化劑要求對中子有高的散射截面和低的吸收截面，多為含有氫（氘）、碳和鈹等輕元素的材料。除水和重水外，石墨是最常用的慢化劑。石墨化程度高而各向同性的石墨，具有較好的輻照穩定性。此外，石墨也是重要的高溫結構材料。鈹的慢化能力比石墨好，用它作慢化劑可以縮小堆芯的尺寸。但鈹有劇毒，價格昂貴，使用受到限制。這些慢化劑也都可用作反射層材料。反射層可以減少中子漏失，使儘可能多的中子參與裂變反應。
冷卻劑 又稱載熱劑。其作用在於將反應堆內因核裂
核子(含中子 ,質子)-內部結構模型圖結構材料 包括燃料包殼、堆芯構件、反應堆容器、熱交換器和主迴路管道等所用的材料。其中，對包殼材料的性能要求最嚴。熱中子堆的包殼材料一般使用鋁合金、鎂合金和鋯合金等；而快中子堆包殼材料的取材範圍要寬得多。
鋁合金和鎂合金是較早使用的結構材料，但它們的熔點較低，只能用於低溫。鋯合金在高溫下強度比鋁合金、鎂合金好,在高溫純水中的耐腐蝕性接近不鏽鋼,而其中子吸收截面卻只有不鏽鋼的1/15，因此成為目前水冷動力堆中廣泛使用的結構材料。一般多採用抗水腐蝕性能較好的Zr-2和Zr-4合金，它們可以適應高溫和深度燃耗的條件。
奧氏體不鏽鋼在高溫下的強度和抗腐蝕性能都很好，且價格比較便宜，也用作燃料元件包殼和其他結構材料。低合金鋼和碳鋼普遍用於製作核反應堆壓力容器等。為了防止冷卻劑的腐蝕，可在容器內壁襯以不鏽鋼覆面。此外，可作結構材料的還有鎳、鈦、鈮、釩等合金。
控制材料和禁止材料 常用的控制材料有硼、鎘、鉿和某些稀土元素(如釓)。硼不僅中子吸收截面高，而且吸收中子的能量範圍較寬。一般以碳化硼或硼鋼作為控制材料。鎘的熱中子吸收截面比硼高，但是對超熱中子的吸收截面小，一般製成銀銦鎘合金用於水冷堆。鉿不僅對熱中子和超熱中子都有高的吸收截面，而且是長壽命的中子吸收體，特別適於水冷堆。但鉿非常稀缺、昂貴，因而使用受到限制。
禁止材料必須能夠衰減γ射線，使快中子減速而被吸收。它可由某些含有重元素（如鉛）、輕元素（如水中的氫）以及中子吸收劑（如硼）的材料組成。加有重晶石或鐵礦石的混凝土也是常用的禁止材料。
各種類型的核反應堆所用的材料見表。
核反應堆材料（日）三島良績編著，張鳳林、郭豐守譯：《核燃料工藝學》，原子能出版社，北京,1981。（三島良績編著：《核燃料工學》，同文書院，東京，1972。）
