反应堆材料辐照损伤概述
快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤
展 ” 到现 在 的“ 力发 展 ” ， 大 ，确 定 了 ” 水 堆 一快 压
堆 一聚变 堆 ” 能 三 步走 的 发展 战 略．迄 今 在 役 核
和 在建 的核 反 应 堆 均 为 二 、 代 堆 （ 堆 ） 其 迅 三 热 ，
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Ｋｅ ｒ ｙ ｗｏ ｄｓ： ｆｓ ｕｔｏ ｅ ｃ ｏ ； ｓｒ ｃ ｕ ａ ａｅｉｌ ；ｉｒ ｄａｉ ａ ａ ａｔｎｅ ｒ ｎ ｒ ａ ｔ ｒ ｔｕ ｔ ｒｌｍ ｔ ｒａｓ ｒａ ｉｔ ｏｎ ｄ ｍ ｇｅ；ｍ ｉｒ ｓｒ ｃｕｒ ｃ ｏ ｔｕ ｔ ｅ
１ 快 堆 是 未 来 核 电发 展 混合
燃料 ， 可满 足核 能 可 持续 发 展 和 防止 核 扩 散 的 双 重需 求 ． 今 国 际 上 已 建 成 ２ 迄 １座 快 堆 ， 累 了 积 ３ ０快 堆 ・ 的经 验 ． 国在 北 京 建 立 了 中 国实 ０ 年 我 验 快 堆 ， 在 福 建 三 明 建 立 示 范 快 堆 并 争 取 在 将 ２３ ０ ５年前 后建 成实 用化 的快堆 ． 罗 斯 ８ 俄 ０万 ｋ Ｗ 商用 快 堆和 印度 ５ ０万 ｋ 原 型快 堆 也在 建 造 中． Ｗ
化．
关 键词 ：快中子反应堆 ；结构材料 ；辐 照损 伤 ；微观结构
中 图 分 类 号 ：Ｔ ４ Ｌ３ １ 文 献 标 识 码 ：Ａ 文 章 编 号 ：１７ — ２ （０ １ ０ －２ ３０ ６ １６ ０ ２ １ ）３０ ０ —６ ６
Ｉ ｒ ｄｉ ｔｏ ｄａ ａ ｅ ｏ ｔ ｕｃ ｕｒ ｌｍ ａ ｅ ｉ ｌ ｏ ａ ｔ ｒ ａ ｔ ｒ ａ ｌｃ ｔｏ ｒ ａ ａ ｉ ｎ ｍ ｇ ｆｓ ｒ ｔ ａ ｔ ｒ ａ ｓ ｆ ｒ ｆ ｓ ｅ ｃ ｏ ｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ
快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤
在辐照生成的杂质原子中，辐照引起的合金 组成变化一般不大． 在快堆的高温环境下，H 足够 快的扩散速率达到与环境的平衡，而 He 基本上 不溶于合金而是以 He 泡析出，因此 He 成为对合 金性能影响最重要的杂质原子． He 的积累速率一 般情况下由 He 量（ appm） 与 dpa 之比来表征，比 值 He / dpa 对中子谱敏感．
204
材料与冶金学报
反应堆材料辐照损伤概述
反应堆材料辐照损伤概述【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。
本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。
【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料一、引言随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。
材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。
甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。
关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。
深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。
二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤1.燃料芯块的结构与辐照损伤水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。
为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。
芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。
燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。
随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。
对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。
2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。
原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究
核聚变反应堆中材料辐照效应的研究核聚变作为一种清洁、可持续的能源形式，备受科学家们的关注。
然而，核聚变反应堆中的材料辐照效应给其应用带来了一定的挑战。
本文将探讨核聚变反应堆中材料辐照效应的研究，以及相关的挑战和前景。
在核聚变反应堆中，高能中子在与材料相互作用时会引起辐射损伤。
这些损伤可能导致材料的物理和化学性质的变化，限制了反应堆的寿命和性能。
因此，研究材料的辐照效应对于设计和改进核聚变反应堆至关重要。
为了研究材料的辐照效应，科学家们采用了多种技术和方法。
其中一种常用的方法是利用离子束辐照实验。
通过将高能离子束轰击样品，科学家们可以模拟中子辐照对材料的影响。
这种方法可以用来评估材料的辐照损伤程度、研究辐照引起的晶格结构和组织的变化等。
除了离子束辐照实验外，还有其他一些研究方法被广泛应用于材料的辐照效应研究中。
例如，透射电子显微镜（TEM）和扫描电子显微镜（SEM）可以用来观察材料的微观结构和缺陷。
X射线衍射（XRD）和拉曼光谱等技术可以进一步揭示材料的结构变化和晶格畸变。
材料的辐照效应主要表现为晶格缺陷的形成和累积。
在辐照过程中，中子会与材料中的原子相互作用，撞击原子并将它们从原子晶格中击出。
这些撞击所产生的空位和间隙被称为位错。
位错的积累会导致材料的机械性能下降，使其容易变脆和脆裂。
此外，辐照还会引起材料的微观结构和宏观性质的变化。
例如，辐照会导致材料的晶格变形和畸变，使金属材料的电导率下降，导致半导体材料的导电性能发生改变。
辐照还会引起材料的气泡形成和膨胀，从而降低材料的密度和强度。
面对材料辐照效应带来的挑战，科学家们不断努力寻找新材料和改进材料性能，以提高核聚变反应堆的效率和可靠性。
一些研究重点是寻找抗辐照材料和开发辐照后自愈合能力的材料。
这些材料可以通过自愈合或结构重新排列来减轻或修复辐照引起的损伤。
此外，模拟辐照损伤并预测材料性能的数值模拟方法也取得了重要进展。
通过建立数学模型和计算方法，科学家们可以预测材料在不同辐照条件下的性能变化，并优化材料的设计和配方。
核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测理论构建
核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测理论构建核能作为一种可再生、清洁的能源形式，正在在全球范围内得到越来越广泛的应用。
然而，核能的应用也带来了核反应堆材料的辐射损伤问题。
为了确保核反应堆的高效、安全运行，需要对核反应堆材料的辐射损伤进行模拟和预测，以及构建相应的理论。
核反应堆材料受到辐射的主要形式是中子辐照。
中子辐照会导致材料中原子发生碰撞，产生位错、空位、脆性相的形成等失效机制，从而影响材料的性能。
因此，建立适当的模型来模拟核反应堆材料的辐射损伤是非常重要的。
对于核反应堆材料的辐射损伤模拟，首先需要建立中子传输方程。
中子传输方程描述了中子在材料中的传播行为，包括中子的散射、吸收和裂变等过程。
通过求解中子传输方程，可以得到材料中的中子通量分布，从而确定辐射损伤的分布情况。
在求解中子传输方程时，需要考虑散射截面、吸收截面和裂变截面等物理参数。
这些物理参数以及衍生的辅助参数通常需要通过实验或计算来得到。
因此，需要开展大量的实验和计算工作，以获取这些参数的准确值。
除了中子传输方程，还需要考虑辐射诱导缺陷的形成和演化过程。
在材料中，中子的能量会引起原子的散射，造成原子位置改变，从而引发位错和空位的生成。
位错与晶体的其他缺陷相互作用，导致辐射损伤的累积。
通过理论模拟和实验研究，可以分析和预测材料中缺陷形成和演化的特征。
基于以上的模拟和研究，可以构建核反应堆材料辐射损伤预测的理论模型。
该模型可以用于评估材料在实际工作条件下的辐射损伤情况，预测材料的寿命，为核反应堆的运行和维护提供参考。
此外，为了提高模拟和预测结果的准确性，还需要建立材料的实时监测与评估体系。
这个体系可以通过传感器等设备对材料进行实时监测，获取材料在实际运行过程中的辐射损伤数据，以验证模拟和预测结果的准确性，并及时提供维护建议。
核反应堆材料辐射损伤模拟和损害预测的理论构建是一个复杂而重要的工作。
它不仅可以帮助我们更好地理解核反应堆材料的辐射损伤机制，还可以为核能的安全运行提供可靠的技术支持。
反应堆材料的辐射损伤与性能评估
反应堆材料的辐射损伤与性能评估引言核能是一种重要的能源来源，而核反应堆是核能的重要装置之一。
然而，核反应堆中的材料在长期的辐射环境下，会发生辐射损伤。
对于核反应堆材料的辐射损伤情况进行评估，对于确保核反应堆的安全运行至关重要。
本文将讨论反应堆材料的辐射损伤机理和性能评估方法。
第一章反应堆材料的辐射损伤机理1.1 核反应堆中的辐射环境核反应堆中存在各种粒子的辐射，包括中子、γ射线等。
这些粒子与材料原子之间发生相互作用，导致材料的辐射损伤。
1.2 辐射损伤的机理辐射损伤的主要机理包括核反应中的原子位移和核激发效应。
核反应中的原子位移会导致材料晶格缺陷的产生，如点缺陷（空位、间隙、杂质等）、线缺陷（位错）和面缺陷（螺旋缺陷等）。
而核激发效应会导致材料的电子激发和排斥效应。
第二章材料辐射损伤的性能评估2.1 性能评估的重要性对于反应堆材料的辐射损伤进行性能评估，可以提供有关材料在辐射环境下的性能变化情况，以及对材料长期稳定性和安全性的评估依据。
2.2 辐射损伤的评估指标辐射损伤的评估指标主要包括材料的辐照损伤剂量、位错密度变化、材料的硬度、断裂韧性等。
这些指标可以反映材料的辐射损伤程度和性能变化情况。
2.3 辐射损伤性能评估方法（1）实验方法实验方法是评估反应堆材料辐射损伤性能的主要手段之一。
常用的实验技术包括电子显微镜观察、穆斯堡尔谱、X射线衍射等，这些技术可以用来分析材料的晶格缺陷和变化情况。
（2）数值模拟方法数值模拟方法可以通过建立适当的材料模型和辐射损伤模型，对材料的辐射损伤进行模拟和预测。
常用的数值模拟方法包括分子动力学模拟、蒙特卡洛模拟等。
（3）性能预测方法性能预测方法通过建立材料的辐射损伤与性能之间的关联模型，根据辐射损伤指标预测材料的性能变化情况。
常用的性能预测方法包括统计学方法和机器学习方法等。
第三章材料辐射损伤的修复与改进3.1 辐射损伤的修复方法辐射损伤修复方法包括热退火、离子注入、局部加热等。
核材料的辐照损伤机制研究
核材料的辐照损伤机制研究在当今的能源领域，核能作为一种高效、清洁的能源形式，具有巨大的潜力和重要性。
然而，核材料在长期的辐照环境下会发生损伤，这严重影响了核反应堆的安全性和可靠性。
因此，深入研究核材料的辐照损伤机制对于核能的可持续发展至关重要。
首先，我们需要了解什么是辐照。
辐照是指高能粒子（如中子、质子、电子等）与物质相互作用，将其能量传递给物质中的原子和分子，从而导致物质的结构和性能发生变化的过程。
在核反应堆中，核燃料（如铀、钚等）和结构材料（如不锈钢、锆合金等）会受到强烈的辐照。
核材料在辐照下会产生多种损伤形式。
其中，最常见的是原子位移。
当高能粒子与原子核发生碰撞时，会将原子核撞离其原来的位置，形成空位和间隙原子。
这些缺陷会破坏晶体的晶格结构，导致材料的力学性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
除了原子位移，辐照还会导致材料中的杂质原子聚集和沉淀。
杂质原子在辐照下会获得能量，从而更容易扩散和聚集。
这些杂质的聚集和沉淀会进一步影响材料的性能，例如降低材料的热导率和耐腐蚀性。
此外，辐照还会引发相变。
在高温和辐照的共同作用下，核材料的晶体结构可能会发生转变，从而改变材料的物理和化学性质。
例如，某些金属在辐照下可能会从面心立方结构转变为体心立方结构，导致材料的脆性增加。
那么，辐照损伤是如何影响核材料的性能的呢？首先，辐照损伤会导致核材料的肿胀和变形。
由于空位和间隙原子的产生和聚集，材料的体积会增大，从而引起肿胀。
同时，材料内部的应力分布不均匀，会导致变形和开裂。
其次，辐照损伤会降低核材料的热导率。
材料中的缺陷会阻碍热传递，从而影响反应堆的冷却效果，增加反应堆运行的风险。
再者，辐照损伤会削弱核材料的耐腐蚀性能。
材料表面的缺陷会成为腐蚀介质的侵入通道，加速腐蚀过程，缩短核材料的使用寿命。
为了研究核材料的辐照损伤机制，科学家们采用了多种实验方法和技术。
其中，离子辐照实验是一种常用的手段。
通过向材料表面注入高能离子，可以模拟核反应堆中的辐照环境，从而研究材料的损伤行为。
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料
核反应堆中的损伤效应与辐照增强材料核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应产生能量的装置，它在能源领域具有重要的地位。
然而，核反应堆在长期运行过程中会受到辐照的影响，导致材料的损伤效应。
为了提高核反应堆的安全性和可靠性，科学家们研发了辐照增强材料，以抵抗辐照引起的损伤效应。
一、核反应堆中的损伤效应核反应堆中的损伤效应主要包括辐照损伤、辐照诱发的缺陷和辐照引起的材料性能变化。
1. 辐照损伤辐照损伤是指材料在受到辐照后，晶体结构发生变化，导致材料的物理和力学性能发生变化。
辐照损伤主要包括位错、空位、间隙等缺陷的形成和聚集，以及晶体结构的变形和破坏。
2. 辐照诱发的缺陷辐照诱发的缺陷是指在材料中由于辐照引起的缺陷形成。
这些缺陷包括空位、间隙、位错等，它们会导致材料的力学性能下降，甚至引发材料的断裂。
3. 辐照引起的材料性能变化辐照会引起材料的物理和化学性质发生变化，包括晶体结构的改变、晶粒尺寸的增大、晶界的移动等。
这些变化会导致材料的力学性能、热学性能、电学性能等发生变化。
二、辐照增强材料为了抵抗核反应堆中的辐照损伤效应，科学家们研发了辐照增强材料。
辐照增强材料是指在材料中添加一定的元素或合金，以提高材料的抗辐照性能。
1. 晶界工程晶界工程是一种通过控制晶界的结构和性质，来提高材料的抗辐照性能的方法。
晶界是晶体中两个晶粒的交界面，它对材料的力学性能和辐照损伤具有重要影响。
通过调控晶界的结构和性质，可以减缓辐照损伤的发展，提高材料的抗辐照性能。
2. 溶质强化溶质强化是一种通过在材料中添加溶质元素，来提高材料的抗辐照性能的方法。
溶质元素可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的溶质元素包括镍、铬、钼等。
3. 相变强化相变强化是一种通过控制材料的相变过程，来提高材料的抗辐照性能的方法。
相变可以改变材料的晶体结构和晶粒尺寸，从而减缓辐照损伤的发展。
常用的相变材料包括铁素体、奥氏体等。
三、辐照增强材料的应用辐照增强材料在核反应堆中具有广泛的应用。
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反应堆材料辐照损伤概述【摘要】随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
反应堆材料的辐照损伤问题直接关系到反应堆的安全性和经济性。
本文对反应堆燃料芯块、包壳、压力容器的辐照损伤机理进行了概述，并提出一些减小辐照效应的措施。
【关键字】辐照损伤燃料芯块包壳压力容器材料一、引言随着能源问题日益严峻，发展核电成为人类缓解能源紧缺问题的重要手段之一。
当今核电站反应堆的技术已经比较成熟，但仍存在很多难以解决的技术问题。
其中，反应堆材料的辐照损伤问题尤为重要。
材料的辐照损伤问题与反应堆的安全性和经济性有密切的关系。
甚至直接关系到未来反应堆能否安全稳定运行。
关于反应堆的材料辐照损伤问题，主要包括三个方面：燃料芯块的辐照损伤，包壳的辐照损伤，压力容器的辐照损伤。
深入认识和了解这三方面的问题，并讨论有关缓解措施具有极大地研究价值。
二、水冷堆燃料芯块的辐照损伤1.燃料芯块的结构与辐照损伤水冷堆燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度UO2粉末经混合、压制、烧结、磨削等工序制成。
为了减小轴向膨胀和PCI（芯块-包壳相互作用），芯块两端做成浅碟形并倒角。
芯块制造工艺必须稳定，以保证成品芯块的化学成分、密度、尺寸、热稳定性及显微组织等满足要求。
燃料芯块中的铀在辐照过程中会发生肿胀，造成尺寸的不稳定性和导热性能的下降。
随着燃耗的增加，铀的力学性能和物理性能将发生变化，铀将变得更硬、更脆，热导率减小，燃料包壳的腐蚀作用也在加剧。
对燃料芯块辐照损伤的认识和研究，一方面有助于了解在役燃料元件的运行状态和使用寿命，及时地发现并解决问题；另一方面根据辐照特性，可以采取适当的措施增强燃料元件的性能，进一步提高核电的经济效益。
2.辐照条件下燃料芯块微观结构的演化燃料芯块在辐照过程中，辐射与物质相互作用的方式可以分为原子过程和电子过程两大类。
原子过程主要产生位移效应，位移效应的主要产物是间隙-空位对。
而电子过程主要产生电离效应，其主要产物是电子-离子对。
燃料芯块在辐照过程中，将产生能量很高的裂变碎片，造成严重的辐照损伤，并伴有大量的原子重新分布，尤其是裂变产物中的氙和氪，产额高，又不溶于固体，在辐照缺陷的协同作用下形成气泡，造成肿胀。
另外，固体裂变产物具有很强侵蚀作用，将使芯块发生应力腐蚀而开裂。
3.燃料芯块辐照损伤机理和宏观性能变化（1）辐照肿胀辐照会引起体膨胀，称辐照肿胀。
燃料芯块中所使用的重要金属铀，其单晶体会显示出特殊的辐照生长现象。
在辐照过程中，铀的晶体线度发生异常变化。
引起燃料辐照肿胀的根本原因是裂变产物的积累。
发生肿胀一方面是由于铀原子的固体裂变产物以金属、氧化物、盐类等形态与燃料相形成固溶体或作为夹杂物存在于燃料相中，裂变产物的总体积超过了裂变前裂变原子所占的体积（一般在2-3%），另一方面是由于在金属中形成了大量的裂变气泡（或气孔），气体肿胀可能达百分之几十，甚至几百。
裂变气体原子不溶于燃料相，当裂变密度较低时，裂变气体原子作为间隙原子存在于燃料晶格间隙中或被各种天然缺陷和辐照缺陷捕获。
随着裂变密度增加，裂变气体原子通过热运动而迁移，通过相互碰撞，被点缺陷、位错、晶界和空洞等捕获形成气泡核，气泡核不断吸收游离气体原子而长大。
当裂变密度较高时，燃料相的亚晶化过程产生大尺寸气泡，气泡密度随气泡增大而降低，气泡密度亦与燃料相的物理条件和外界约束有关。
气体裂变产物引起的辐照肿胀量较大，它在燃料相中的行为是决定辐照肿胀随燃耗变化的主要因素。
影响燃料肿胀大小的因素有铀的组织，杂质含量，燃耗速率和深度，应力状态，热振，辐照过程中组织变化（相变、结晶等）。
燃料芯块的辐照肿胀会引起燃料元件的尺寸不稳定。
尺寸的变化可能堵塞水流，引起燃料元件的过热和损伤，还可能破坏燃料元件的包壳，将沾污冷却剂。
辐照肿胀还会导致燃料元件的传热性能下降，使堆芯的热量无法有效地导出，可能造成堆芯的熔化。
（2）辐照硬化和辐照脆化当燃料芯块进行辐照时，在材料中引入了大量的缺陷或尺寸很小的缺陷团，阻碍了位错的运动，起到了硬化作用，称为辐照硬化。
辐照硬化归因于辐照而产生了种种缺陷。
材料受中子辐照产生的缺陷包括：点缺陷（空位和间隙原子），杂质缺陷（以原子态弥散的核反应产物），小的空位团（贫原子区），位错环（层错的或非层错的，空位或间隙型），层错四面体，位错线（和原有位错网已经联在一起的非层错环），洞（空洞及氦泡）等。
辐照可以以两种不同的方式使含铀芯块硬化。
一是辐照能启动一个位错使其在滑移面上行动所需要的应力增加，造成位错启动阻力；另一个是一旦运动起来，位错还可能被接近或处在滑移面上原来就有的或者辐照产生的障碍物所阻滞。
辐照硬化的程度与辐照剂量有关，一般情况下辐照剂量越大，辐照硬化程度越高。
辐照硬化使材料的强度升高、塑韧性下降，对反应堆部件的安全使用带来了威胁。
燃料芯块中生成的裂变气体在热力学上是不溶于芯块的，如果温度高到气体原子可以迁移的温度，它们就要析出来形成气泡。
如果基体中形成了气泡，它们能像空洞一样对辐照硬化作出贡献。
大多数工作者都认为，晶界上的气泡因应力诱发而长，气泡联接起来造成晶间断裂，引起燃料芯块的辐照脆化。
辐照脆化与辐照剂量有关，还与材料中杂质的含量也有着密切的关系。
辐照脆化容易引起材料的脆性断裂，严重影响反应堆运行安全。
三、锆合金包壳的辐照损伤锆合金因其热中子吸收截面小、良好的机械性能和耐高温、耐高压高纯水腐蚀性能，在核反应堆中得以广泛的应用，主要用作燃料元件的包壳材料、结构材料、核燃料芯体组分、慢化材料及控制材料组分等。
由于锆合金的耐腐蚀性能对核反应堆安全运行至关重要，世界主要核电国家一直重视对锆合金辐照损伤的研究。
大量事实表明：辐照可使锆合金的腐蚀速率比未受辐照的锆合金高出2倍～4倍，在高中子通量的工况条件（4×1013cm-2s-1，能量大于1MeV）下，其腐蚀速率可增加10倍。
与此同时，为了进一步提高核反应堆的效率，人们提出了深燃耗的概念，这势必会导致中子辐照剂量加大、工作温度提高等一系列变化，从而将大大增加腐蚀速率。
因此，加强锆合金电化学性能的辐照损伤研究，深入了解锆合金在辐照条件下的腐蚀行为、机理和结构变化，建立研究辐照损伤下锆合金电化学性能的基本方法，并探索改善堆用锆合金耐蚀性能的新的思路，具有重要的理论价值和应用前景。
1.堆内辐照对锆合金电化学性能的影响（1）辐照对锆合金电化学性能影响的概况包壳材料处于恶劣的工作环境，壳内是核燃料，壳外是快速流动的高温高压水，同时包壳材料还承受着强烈的辐照作用。
研究结果表明，在一定环境下的辐照增强了腐蚀，堆内腐蚀增重与无辐照条件而其他条件相同的腐蚀增重之比（增强因子）为2~3。
1977年发生在美国三里岛和1986年发生在前苏联切尔诺贝利的核泄露事件，大力地推动了辐照对堆用锆合金电化学性能影响的的研究。
Satoru Ozaki，Peter Rudling等进一步探讨了辐照损伤效果，并建立模型来解释压水堆（BWR）中锆合金的均匀腐蚀、疖状腐蚀和氢化行为。
堆用锆合金的辐照损伤研究一直是该领域的主要前沿课题之一。
（2）辐照损伤的机理堆内辐照主要是裂变碎片(作用于包壳内侧)和中子，α，β，γ射线（作用于包壳水侧或整个包壳)，对于水侧腐蚀而言，最重要的是快中子辐照，因为快中子具有足够高的能量和质量，可以直接与材料点阵发生碰撞，产生大量的离位级联和热峰效应，包壳水侧的辐照损伤和缺陷主要来自这一过程，从而导致材料的结构、性能发生变化。
对电子辐照而言，由于初级离位原子获得的能量不足以引起其它原子的离位，因此只能形成单一的缺陷，原子的离位主要是与电子弹性碰撞引起的。
对γ射线辐照而言，如果γ量子的能量E>1MeV，则能量可按康普顿散射机理传递给电子，若康普顿电子的能量足够大，以至于使传给介质原子的能量大于原子离位能时，则这种电子将引起原子离位。
此外，热中子能量太小，对腐蚀不产生直接的影响。
β，γ辐照虽然可导致水的辐照分解，但对堆内辐照增强腐蚀的影响远没有快中子大。
实验进一步表明，在低快中子流(2×109n／cm2．s)下，腐蚀速度仍非常高(实验中快中子流为2×109n／cm2．s～3×1012n／cm2．s)。
因此，在低中子流下快中子流的作用已经饱和了。
在快中子流下即从2×109n／cm2．s增加到3×1012n／cm2．s，而引起的增强腐蚀应归因于低能中子或γ辐照作用。
在核反应堆中，引发辐照损伤的因素除了堆内辐照源的种类及其参数外，介质水的化学性质与温度也是其中的主要因素。
上述因素综合作用，共同加速了堆用锆合金的辐照损伤。
2.中子辐照对锆合金微观结构的影响Zr-2和Zr-4合金常被用作水冷堆中燃料元件的包壳材料。
在Zr-2中，合金元素主要以密排六方(hcp)结构的Zr(Fe，Cr)2和体心四方(bct)结构的Zr2(Fe，Ni) 2种中间相的形式存在，而在Zr-4中只有hcp结构的Zr(Fe，Cr)21种中间相。
大量实验表明，中子辐照对锆合金微观结构的影响主要表现在2个方面，即缺陷的形成和中间相的溶解。
中子辐照尤其是快中子辐照，导致氧化膜和金属基体内产生众多的原子移位，形成大量的缺陷，包括点缺陷、位错和空洞等。
其中最简单且浓度最大的是Frankel缺陷对。
这些缺陷势必对O2-离子的迁移产生影响。
此外，由于金属锆氧化后体积增大，氧化膜处于压应力状态，引起位错密度的增加；中子辐照下，水将分解生成H2，H2在氧化膜内聚集使之脆化；中子辐照还导致金属基体的脆化和蠕变，直接改变氧化膜的应力状态，甚至引起氧化膜的开裂和脱落。
中子辐照作用下，锆合金中间相的形貌、成分和结构都发生了变化。
Gilbert等人首先发现，中子辐照时锆合金中间相出现非晶转化；并观察到Fe，Cr原子在非晶区的贫化现象。
非晶转变是由缺陷产生速率与复合速率共同决定的。
当单位时间内级联碰撞产生的缺陷数目大于由热回复而导致的缺陷减少的数目时，缺陷有净积累，自由能升高，中间相无序程度增加，最终形成非晶，否则，非晶无法形成。
在中间相边缘由于邻近基体中合金元素的含量极低，溅射和辐照增强扩散共同导致合金元素在中间相周边首先发生贫化；随着中子辐照剂量的增加，中间相的内部也逐步发生合金元素的贫化现象，非晶转变向芯部扩展。
中子辐照还导致了中间相的粗化和溶解。
中子辐照的溅射效应使得合金元素在中间相附近富集，引起中间相的粗化；辐照增强扩散导致合金元素在锆合金中趋于均匀化，即合金元素的溶解。
3.中子辐照对锆合金氧化性能的影响关于锆合金氧化膜组织结构、氧化性能的研究，一直是核材料领域的重要课题。