反应堆材料学
反应堆材料的热力学性质研究
反应堆材料的热力学性质研究随着能源需求的日益增长和环境污染的加剧，人类对于清洁、安全能源的追求越来越强烈。
核能作为一种“清洁”能源，一直备受关注。
而反应堆材料的热力学性质研究则是核能发展的重要组成部分。
反应堆材料是指核反应堆中用于控制反应、承载燃料和产生热量的材料。
其中最重要的材料是燃料和包覆燃料的包壳。
这些材料不仅需要满足热力学性质等基本要求，而且需要具有良好的辐射抗性、耐高温性、耐腐蚀性等特点。
燃料是核反应堆中最为关键的组成部分，它们的受热和冷却过程对于反应堆系统的稳定性和安全性至关重要。
同时，燃料还必须具备良好的放射性耐受性和耐久性。
因此，燃料材料的热力学性质研究是核反应堆设计、建设和运行中非常重要的一环。
目前，燃料热力学性质的研究主要集中在热力学参数的测定和材料热力学模型的建立。
其中，液压法和加热扩散法是常用的测量方法。
而燃料热力学模型则是在测量数据的基础上，根据燃料热性能变化的规律建立的数值计算模型。
除了燃料材料之外，燃料包壳材料的热力学性质也是核反应堆设计和建设中需要考虑的因素之一。
包壳材料需要满足较高的耐腐蚀性和耐高温性能，并且还需要具有一定的抗辐射能力。
同时，包壳材料的热膨胀系数、热导率等热力学特性也需要满足设计需求。
建立包壳材料的热力学模型同样需要进行热力学参数的测定，并建立相应的数值计算模型。
此外，包壳材料还需要进行辐射损伤的研究，以预测材料在高温和辐射环境下的损伤程度，进而确定包壳的寿命。
需要注意的是，反应堆材料的热力学性质研究不仅局限于燃料和包壳材料，还包括反应堆冷却剂的热力学性质。
反应堆冷却剂不仅需要具备热导率和比热容等基本热力学性质，还需要考虑在高温、辐射和高压环境下的化学和放射性影响。
因此，反应堆冷却剂的热力学性质研究同样非常重要。
总之，反应堆材料的热力学性质研究是核能发展的重要组成部分。
它不仅关系到反应堆设计和建设，更关系到反应堆的稳定运行和安全性。
随着科技的不断进步，热力学参数测量和数值计算模型的建立将更加准确和精细化，为核能的发展提供更大的支持。
铍在核聚变试验中的应用
铍在核聚变试验中的应用引言：核聚变是一种能源利用的潜在方法，它可以产生大量的清洁能源。
而在核聚变反应堆中，铍作为一种重要材料，具有重要的应用价值。
本文将探讨铍在核聚变试验中的应用。
一、铍的特性铍是一种化学元素，其原子序数为4，化学符号为Be。
它具有低密度、高熔点、高热导率和高抗腐蚀性等特点，这些特性使得铍成为核聚变试验中理想的材料选择。
二、铍在核聚变反应堆中的应用1. 铍作为反应堆材料铍在核聚变反应堆中作为材料使用，主要用于反应堆的壁板和底板。
由于铍具有高热导率和高抗腐蚀性，可以有效地承受高温和高能粒子的冲击，从而保护反应堆的结构安全和稳定运行。
2. 铍作为反应堆材料的优势相比其他材料，铍具有更高的熔点和更低的密度，这使得它在高温和高压环境下更加稳定。
此外，铍还具有良好的机械性能和较低的辐射损伤，这使得它在核聚变反应堆中具有更长的使用寿命。
3. 铍与聚变等离子体的相互作用在核聚变反应堆中，铍与聚变等离子体之间存在重要的相互作用。
当高能粒子与铍表面碰撞时，会产生大量的中子和α粒子。
这些粒子的产生会导致铍材料的辐射损伤和退化，因此需要定期更换和维护。
4. 铍的辐射损伤和退化问题铍材料在长时间的辐射作用下会发生辐射损伤和退化，这会导致它的性能下降。
因此，研究人员需要不断寻找更好的铍合金材料，以提高其辐射抗性和延长使用寿命。
5. 铍的研究与发展科学家们正在进行大量的研究来解决铍材料的辐射损伤和退化问题。
他们通过改变铍合金的成分和结构，尝试提高其辐射抗性和延长使用寿命。
此外，还在研究其他材料替代铍的可能性，以寻找更好的材料选择。
结论：铍作为一种重要的材料，在核聚变试验中发挥着重要的作用。
它的特性使得它成为反应堆材料的理想选择，同时也面临着辐射损伤和退化等问题。
通过持续的研究和发展，科学家们将能够找到更好的铍材料或其他替代材料，以推动核聚变技术的发展和应用。
反应堆燃料与材料国家重点实验室开放课题
反应堆燃料与材料国家重点实验室开放课题反应堆燃料及材料重点实验室成立于1992年，秉承"开放、流动、联合、竞争"的运行机制，承担着引领我国核燃料及材料研究发展的重任。
是国内唯一在核燃料与核材料的制备，基础性能研究，反应堆运行环境中的服役性能评价等方面都具备配套研究条件的专业实验室。
实验室立足于开展核燃料和材料领域探索性、创新性的基础研究和应用基础研究，解决核电技术中燃料和材料的关键技术问题。
透射电子显微镜、场发射扫描电子显微镜、MTS万能试验机、X射线衍射仪、应力腐蚀装置等（1）材料基础研究设备包括JEM-200CX透射电镜（TEM）、X射线衍射仪（XRD）、离子耦合等离子体发射光谱仪、示差扫描量热计（DSC）、原子吸收光谱仪、X射线荧光光谱仪、NANO SEM400场发射扫描电镜（SEM）、光学显微镜（配图象仪，OM），MTS万能材料试验机、示波冲击及落锤试验机等。
（2）材料应用基础研究设施包括持久蠕变试验机、慢应变速率腐蚀试验装置、微型动水腐蚀回路、高温高压动水腐蚀回路、电化学腐蚀测试装置、高压釜腐蚀试验系统、乏燃料后处理模拟环境腐蚀试验装置等。
3）工艺设备包括NORMAL62真空电子束焊机、VBF334真空钎焊炉、EBCS10A/60电子束焊机、ZRML-350热处理炉、以及各类材料制备和加工设备。
（4）无损检测分析设备包括VSD-15-S超声探伤仪、DSA1000多道能谱仪、CSS2200 MG452-X光机等。
（5）热室设备包括实验室具有开展材料辐照行为研究的、国内规模最大、功能最齐全的热室群及热室内配套科研设施。
人才队伍固定人员44名，其中博士研究生导师4人，硕士研究生导师4人；博士后1名、博士8名、硕士28名。
重点实验室的专家委员会中有中国工程院院士3名，设置有“核燃料循环与材料”博士后流动站。
国际合作与法国(SACLAY研究中心)、日本（东京大学、日本原子力研究机构、名古屋大学、大阪大学、日本核融合研究所）、韩国（韩国原子能研究中心）俄罗斯（夏罗特国立技术大学技术物理系）等多个国家长期合作。
核聚变反应堆的材料研究
核聚变反应堆的材料研究核聚变，作为一种潜在的近乎无限且清洁的能源来源，一直是科学界和工程界追求的目标。
然而，要实现可控核聚变并将其有效地转化为实用能源，面临着诸多挑战，其中材料问题是关键之一。
在核聚变反应堆中，材料需要承受极端恶劣的环境条件。
首先是高温，核聚变反应产生的温度可高达数亿摄氏度，这对材料的耐热性能提出了极高的要求。
其次是高能量粒子的轰击，包括中子、质子等，这些粒子会导致材料的结构损伤和性能退化。
此外，还有强烈的辐射场，会使材料发生辐照损伤和活化，产生放射性物质。
面对如此苛刻的条件，科学家们一直在努力寻找和开发合适的材料。
首先要提到的是结构材料，它们构成了反应堆的主体框架。
在众多候选材料中，钨及其合金由于具有高熔点、高强度和良好的抗辐照性能，成为备受关注的结构材料之一。
钨在高温下仍能保持较好的机械性能，但其脆性较大，需要通过合金化和微观结构优化来改善。
另一种重要的材料是面向等离子体材料，直接与高温等离子体接触。
这类材料需要具备良好的热导性能、低溅射率和低氢同位素滞留等特性。
目前，碳基材料如石墨和碳纤维复合材料在这方面表现出一定的优势，但它们在高温下的稳定性和耐辐照性能仍有待提高。
在核聚变反应堆中，超导材料也扮演着至关重要的角色。
超导磁体用于产生强大的磁场来约束等离子体，以实现可控核聚变反应。
高温超导材料如钇钡铜氧（YBCO）具有较高的临界温度和临界磁场，能够减少制冷成本和提高磁场强度。
然而，高温超导材料在强磁场和高电流密度下的性能稳定性仍然是一个需要解决的问题。
除了上述材料，还有用于绝缘、密封和传热等功能的材料。
例如，陶瓷材料在绝缘方面具有良好的性能，但在高温和辐照环境下容易发生开裂和性能劣化。
液态金属如锂和铅锂合金在传热方面具有潜在应用价值，但它们的腐蚀问题和与其他材料的相容性需要深入研究。
材料的研发不仅要考虑其在反应堆中的性能表现，还需要考虑制造工艺的可行性和成本。
例如，一些高性能材料可能由于制造难度大、成本高而难以大规模应用。
核聚变反应堆的关键材料都有哪些特点
核聚变反应堆的关键材料都有哪些特点在追求清洁能源的道路上，核聚变一直被视为人类未来能源的希望之光。
而要实现可控核聚变，关键材料的选择和性能至关重要。
这些关键材料具有一系列独特的特点，下面我们就来详细了解一下。
首先，让我们谈谈用于核聚变反应的燃料。
核聚变反应通常使用氢的同位素，如氘和氚。
氘在自然界中的含量相对丰富，可以从海水中提取，这是其一大优势。
氚则相对较为稀少，但可以通过在反应堆中利用锂与中子的反应来产生。
这两种燃料的特点在于它们能够在极高的温度和压力条件下发生核聚变，释放出巨大的能量。
而且，与传统的化石燃料相比，核聚变燃料的储量几乎是无限的，为人类提供了几乎取之不尽的能源供应。
说到核聚变反应堆，就不能不提到第一壁材料。
第一壁材料直接面对高温等离子体，承受着巨大的热负荷和粒子辐照。
常见的第一壁材料包括钨、钼等金属。
钨具有极高的熔点，能够在高温环境下保持稳定的结构和性能。
它的强度高，能够承受等离子体的冲击和侵蚀。
钼也具有良好的高温性能和机械强度。
除了第一壁材料，包层材料也是核聚变反应堆中的关键部分。
包层材料的主要作用是吸收中子产生热能，并实现氚的增殖。
目前，常用的包层材料有锂陶瓷和钒合金等。
锂陶瓷具有良好的中子吸收性能和热稳定性，能够有效地将中子的能量转化为热能，并增殖氚。
钒合金则具有较高的强度和韧性，能够在复杂的环境中保持结构完整性。
在核聚变反应堆中，还有一种重要的材料——超导材料。
超导材料能够在低温下实现零电阻，大大降低了能量损耗，提高了磁场的强度和稳定性。
常用的超导材料如铌钛合金和铌锡化合物等。
这些超导材料需要在极低的温度下工作，通常需要液氦或液氮来进行冷却。
它们的特点是能够承载极高的电流密度，从而产生强大的磁场，用于约束和控制核聚变反应中的等离子体。
另外，结构材料也是不可或缺的。
结构材料需要在高温、高压、强辐照等极端条件下保持良好的力学性能和稳定性。
例如，低活化钢具有较低的放射性活化特性，在长期使用后产生的放射性废物较少。
000反应堆材料化学-腐蚀化学
反应堆材料化学
反应堆化学的一个分支。研究反应堆材料（包括核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等）在反应堆的温度、压力和强辐照条件下的稳定性和相容性等化学问题。
核燃料
铀是[1]主要的核燃料。用作固态燃料的有金属铀、铀合金、二氧化铀和碳化铀。金属铀在空气和水的作用下很容易腐蚀，其腐蚀速率随温度升高而迅速增加；铀合金的抗腐蚀性能比金属铀好；二氧化铀与高温水和水蒸气反应的速率很低，对氢、二氧化碳和氦是惰性的,在600℃下与金属钠的相容性很好；碳化铀的某些物理性能优于二氧化铀，但它容易与水和水蒸气反应。在均匀反应堆中采用液态燃料。硫酸铀酰具有较高的辐照稳定性，它的水溶液是水均匀反应堆的燃料流体；铀233含量为 700～1000ppm的液态铋铀合金是液态金属均匀反应堆的燃料，在腐蚀抑制剂的存在下，液态铋铀合金与含铬碳钢的相容性较好；四氟化铀具有很好的辐照稳定性和热稳定性，它与氟化锂、氟化铍、氟化锆组成的熔盐具有合适的熔点，是熔盐反应堆燃料流体的最佳选择对象。
气冷堆的腐蚀
在气冷堆中超过 650℃时二氧化碳会与石墨反应：C+CO2─→2CO，反应速率随温度升高而增加；高温时二氧化碳会使不锈钢渗碳；二氧化碳中的一氧化碳和水会引起不锈钢的氧化剥落。纯氦不侵蚀石墨和不锈钢，但氦气中的杂质,主要是水蒸气和空气,会与堆内石墨构件反应，生成一氧化碳、二氧化碳、氢和甲烷。
液态金属堆的腐蚀
在液态金属堆中存在几种腐蚀作用：①固态金属（或某组分）被液态金属溶解；②液态金属原子扩散到固态金属晶格中引起相变；③形成金属间化合物；④由于浓度、温度和流速不同，引起固体合金中某种组分的迁移。液态金属中的杂质氧通常会加速结构材料腐蚀，杂质碳会引起不锈钢渗碳，杂质氮和氢都会引起固体金属的脆变。腐蚀速率取决于反应堆的操作温度。
核岛反应堆压力容器材料
（作者单位：中国一重大连加氢反应器制造有限公司）核岛反应堆压力容器材料赵帅◎核岛一回路系统设备（包括：反应堆压力容器RPV、蒸发器SG、稳压器、主冷却剂泵和主管道等），其中根据不同标准和设计RPV 主要由四种堆型，表1是从图纸上总结出来的四种不同RPV 堆型参数的对照信息。
表1目前RPV 堆型参数对照（注：除以上信息外，锻造和设计的结构上还有很多差异，如径向支承块、换料密封环和顶盖组件等等。
）一、材料根据反应堆的设计及结构特征，反应堆压力容器（RPV ）壳体材料除了要承受高温、高压，还要处在强烈的中子辐照下。
所以，要求材料具有优良的抗中子辐照催化能力、较高的断裂韧性、足够的强度、良好的焊接性能以及大厚锻件的均匀性能等。
为了满足以上综合性能，开发出了Mn-Mo-Ni 系的低合金钢，目前普遍应用材料为20MnMoNi （国标）/16MND5（法国）/SA 508Gr.3（美国）。
根据RCC-M/ASME 标准以及相应技术条件要求，其母材的化学成分和力学性能如表2和表3所示。
表2母材锻件的化学成分/wt%（注：焊接再热裂纹敏感系数ΔG=3.3[Mo%]+[Cr%]+8.1[V%]-2≤-0.1；碳当量Ceq=C+Si/24+Mn/6+Ni/40+Cr/5+Mo/4+V/14=（0.55~0.65））表3母材锻件的力学性能（落锤试验+KV 冲击试验，RTNDT ≤-23.3℃；横向和纵向是指试样相对于锻件主加工方向的取向）二、主要材料的焊接性由于RPV 长期在高温高压下工作，并承受强烈的中子辐照，所以焊缝金属有严重的脆化倾向，通常表现为冲击韧性的显著降低和脆性转变温度的明显提高。
因此，除了要求焊缝金属的力学性能与母材等同外，还要求焊缝金属的塑韧性有一定的余量，以保证RPV 能长期安全可靠地运行。
为了满足这一要求，主焊缝焊接要有合适的焊接工艺以及相匹配的焊接材料；而母材锻件属于低合金钢，Mn-Ni-Mo 合金元素的加入，增加了其淬透性，其碳当量Ceq=0.55~0.65之间，并且反应堆压力容器壁较厚，所以淬硬和冷裂倾向较大，这需要采用控制焊接线能量、降低氢含量；并且焊前预热和焊后热处理等措施，以防止冷裂纹的产生。
核聚变反应堆的材料科学研究
核聚变反应堆的材料科学研究在当今能源需求不断增长、传统能源面临诸多限制的背景下，核聚变作为一种几乎取之不尽、用之不竭的清洁能源，成为了科学界和工程界的研究热点。
然而，要实现可控核聚变并将其转化为实用的能源，面临着众多巨大的挑战，其中材料科学的研究是至关重要的一环。
核聚变反应发生在极高的温度和压力条件下，对反应堆内所使用的材料提出了极其苛刻的要求。
首先，材料需要能够承受高温环境，通常在数千万度甚至更高的温度下保持稳定的物理和化学性质。
在这样的高温下，大多数常规材料都会迅速熔化、气化甚至发生分解。
其次，材料还需要承受强大的中子辐照。
在核聚变反应中，会产生大量高能中子，这些中子会与材料中的原子发生碰撞，导致原子移位、产生缺陷，并引起材料的结构和性能发生变化。
长期的中子辐照可能会使材料变脆、失去强度，甚至出现放射性。
另外，核聚变反应堆内的材料还需要具备良好的导热性能。
快速将反应产生的热量导出，对于维持反应堆的稳定运行和防止局部过热至关重要。
同时，材料也需要具备良好的抗腐蚀性能，以应对复杂的化学环境。
在众多材料中，钨及其合金由于其高熔点、高强度和良好的抗中子辐照性能，成为了核聚变反应堆中面向等离子体部件的候选材料之一。
然而，钨在高温下容易脆化，并且其加工难度较大，这给实际应用带来了一定的困难。
科学家们正在通过改进制备工艺、添加合金元素等方法来改善钨材料的性能。
另一种备受关注的材料是碳化硅复合材料。
碳化硅具有良好的高温稳定性、导热性和抗辐照性能，同时其密度相对较低，有利于减轻反应堆的重量。
但碳化硅在高温下与氢气等气体的反应以及其复杂的制备工艺仍然是需要解决的问题。
除了上述材料，一些新型的高温超导材料也在研究之中。
这些超导材料在低温下能够实现零电阻，有助于提高磁场强度，从而更好地约束等离子体。
但超导材料的低温工作条件和复杂的冷却系统也带来了一系列技术挑战。
为了开发出适合核聚变反应堆的理想材料，科学家们采用了多种研究方法。
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概述
第一节核裂变反应和反应堆简介
1．1．1原子核的基本性质
1．1．2核裂变和核能的特点
1．1．3核裂变链式反应
1．1．4反应堆有效增殖系数与临界和反应性1．1．5反应堆与核电站
1．1．6反应堆的分类与各典型堆的特点概述1．1．7核电站的安全措施
第二节反应堆材料与中子的相互作用1．2．1中子与原子核的反应
1．2．2中子反应截面
1．2．3反应截面随中子能量的分区1．2．4燃耗和辐照参数
1．2．5中子平均速度和靶核的平均宏观截面1．2．6放射性及其衰变和半衰期
1．2．7放射性活度及其相关的剂量
参考文献
第二章反应堆材料体系概述
第一节反应堆各重要部件的功能和用材2．1．1核燃料
2．1．2包壳材料
2．1．3堆内构件材料
2．1．4反应堆压力容器材料
2．1．5反应堆回路材料
2．1．6蒸汽发生器材料
2．1．7控制材料
2．1．8慢化材料和反射材料
2．1．9冷却剂材料
2．1．10屏蔽材料
2．1．11安全壳材料
2．1．12典型堆主要部件的用材及运行参数第二节燃料元件和组件概述
2．2．1燃料元件和组件
2．2．2典型堆的燃料元件
2．2．3本节总结
参考文献
第三章金属学和位错基础
第一节金属学基础概述
3．1．1纯金属的晶体结构
3．1．2实际金属的晶体结构及其缺陷3．1．3晶面指数和晶向指数
3．1．4金属的典型晶胞结构
3．1．6合金的相结构
3．1．7铁碳平衡相图
3．1．8过冷奥氏体等温转变曲线3．1．9过冷奥氏体连续冷却曲线3．1．10回火脆性
3．1．11回复与再结晶和再结晶温度3．1．12几个常用名词的含义
第二节位错与强化
3．2．1位错的提出和类型
3．2．2柏氏回路和柏氏矢量
3．2．3位错密度
3．2．4位错应力场和应变能及位错的受力3．2．5位错的运动
3．2．6位错与晶体缺陷之间的交互作用3．2．7位错的萌生和增殖
3．2．8实际晶体中的位错
3．2．9位错反应
3．2．10扩展位错
3．2．11体心立方晶体中的位错3．2．12金属的强化
参考文献
第四章金属的力学性能和断裂韧性
第一节常规力学性能和相关机制概述4．1．1强度和塑性
4．1．2屈服现象和包申格效应
4．1．3应力状态柔性系数及力学状态图4．1．4金属的缺口效应
4．1．5冲击韧性和脆性断裂理论4．1．6金属的疲劳
4．1．7金属的蠕变
4．1．8金属的断裂
第二节金属的断裂韧性
4．2．1线弹性条件下的断裂韧性4．2．2弹塑性条件下的断裂韧性4．2．3动态断裂韧性
参考文献
第五章金属腐蚀概论
第一节金属腐蚀概念与理论概述5．1．1腐蚀的分类和压水堆腐蚀环境5．1．2腐蚀速度的表示方法
5．1．3化学腐蚀
5．1．4电化学腐蚀
5．1．5电化学腐蚀的热力学判据
5．1．6缓蚀剂和电化学腐蚀速度
5．1．7电化学腐蚀动力学
5．1．8金属的钝化
第二节金属的局部腐蚀
5．2．1孔蚀(点蚀)
5．2．2缝隙腐蚀
5．2．3电偶腐蚀
5．2．4晶间腐蚀
5．2．5苛性腐蚀
5．2．6氢损伤
5．2．7磨损腐蚀-
5．2．8应力腐蚀
5．2．9SCC的断裂特征
5．2．10应力腐蚀的开裂机制
5．2．11腐蚀疲劳
5．2．12腐蚀疲劳断裂机制
参考文献
第六章辐照效应
第一节辐照损伤
6．1．1反应堆结构材料的辐照损伤类型
6．1．2碰撞时的能量传递
6．1．3离位阈能和入射粒子阈能
6．1．4级联碰撞与撞出损伤函数
6．1．5离位峰和热峰
6．1．6沟道效应
6．1．7聚焦碰撞
6．1．8Seeger对离位峰的修正
6．1．9级联碰撞离位原子数的计算与修正和计算机模拟结果第二节辐照效应
6．2．1级联碰撞后点缺陷的变化趋向
6．2．2辐照产生的缺陷
6．2．3辐照硬化理论
6．2．4辐照硬化理论的实验证明
6．2．5辐照缺陷的回复
参考文献
第七章核压力容器材料
第一节核压力容器材料与安全规范
7．1．1轻水堆压力容器的结构与作用
7．1．2核压力容器材料
7．1．3水堆压力容器材料的安全研究重点
7．1．4水堆压力容器防脆断的规范标准
7．1．5防止脆性断裂的措施与判据
7．1．6运行限制曲线及其求法
7．1．7抗失水事故的韧性要求(承压热冲击)
第二节核压力容器钢的辐照效应
7．2．1压力容器钢辐照脆化的检验方法
7．2．2辐照参数对压力容器钢的辐照影响
7．2．3预期辐照效应的计算及容器不同壁厚处的△RNDT计算7．2．4合金元素对压力容器钢辐照性能的影响
7．2．5钢中杂质元素对辐照性能的影响
7．2．6生产工艺对辐照性能的影响
7．2．7辐照后退火
7．2．8减小辐照效应的措施
7．2．9环境介质对核压力容器完整性的影响
参考文献
第八章不锈钢
第一节不锈钢的类型和合金化原理
8．1．1不锈钢的产生
8．1．2不锈钢的分类与成分特点
8．1．3各类不锈钢的成分特点和发展
8．1．4不锈钢的性能比较
第二节反应堆用不锈钢
8．2．1反应堆中为何常用奥氏体型不锈钢
8．2．2奥氏体不锈钢的腐蚀
8．2．3铬镍奥氏体不锈钢的热处理
8．2．4奥氏体不锈钢的辐照效应
8．2．5快堆燃料元件包壳材料的改进和发展
参考文献
第九章耐热钢和高温合金
第一节耐热钢
9．1．1耐热钢的性能要求
9．1．2耐热钢的合金化措施
9．1．3反应堆用的耐热钢
9．1．4高铬镍奥氏体型耐热钢(改进型气冷堆元件包壳)
第二节耐热、耐蚀高温合金
9．2．1高温合金的合金化原理和相组织
9．2．2合金元素的作用及其对性能的影响
9．2．3反应堆用高温合金
9．2．4定位格架用的镍基合金
9．2．5高温合金的热处理
参考文献
第十章燃料元件包壳材料
第一节铝合金与镁合金
10．1．1铝合金
10．1．2镁合金
第二节锆合金
10．2．1锆合金分类及合金化原理
10．2．2锆锡合金的发展
10．2．3新型锆合金
10．2．4锆锡合金的性能要求
10．2．5锆铌合金
10．2．6锆合金管的生产工艺和累积退火参数10．2．7锆合金的力学性能
10．2．8锆合金的蠕变性能
10．2．9锆合金的疲劳性能
10．2．10锆合金的腐蚀
10．2．11锆合金的吸氢与氢脆
10．2．12锆合金的辐照生长
10．2．13芯块与包壳的相互作用
10．2．14辐照对锆合金力学性能的影响
10．2．15辐照对锆合金腐蚀性能的影响
参考文献
第十一章控制、慢化和反射材料
第一节反应堆控制材料
11．1．1反应性控制的任务和原理
11．1．2控制棒控制及其特点
11．1．3化学补偿控制
11．1．4可燃毒物控制
11．1．5控制棒材料的性能要求及其类型
11．1．6主要控制材料性能及其特点简述
第二节慢化剂材料与反射层材料
11．2．1有关中子慢化的几个物理量
11．2．2慢化材料的性能要求
11．2．3石墨
11．2．4石墨选材准则
11．2．5铍和氧化铍
11．2．6轻水和重水
11．2．7氢化物
参考文献
第十二章辐照装置与辐照后试验
第一节结构材料的辐照装置
12．1．1辐照装置的分类、特点和要求
12．1．2辐照参数的测量与堆内辐照温度的调节12．1．3核压力容器钢的辐照装置
12．1．4边辐照边测量性能数据的辐照装置
12．1．5堆内辐照回路
第二节辐照后试验
12．2．1辐照后的试验与要求
12．2．2国外热室自动冲击试验机简介
12．2．3中国原子能科学研究院自动冲击试验半热室简介12．2．4冲击试验自动化装置及其设计
12．2．5侧膨胀仪的研制
12．2．6冲击机的防护系统
12．2．7用于样品分装、尺寸测量和断口观测的小热室12．2．8冲击试验半热室的辅助设备
12．2．9其它试验设备
参考文献。