核反应堆材料

关于核反应堆材料第1页，课件共60页，创作于2023年2月主要内容2.核燃料

3.慢化剂材料

4.冷却剂材料

5.结构材料

1.材料的辐照效应

第2页，课件共60页，创作于2023年2月反应堆材料在核电站中的作用和地位是十分重要的：1.反应堆安全的重点是防止堆内放射性物质外逸；2.核电厂的可靠性和经济性也与材料密切相关；3.反应堆材料对各种堆型的设计、建造和寿命也有密切的关系；4.反应堆材料对反应堆的建设质量和水平以及系列化、商品化和改进与发展都起着重要的先导作用。核动力设备的材料必须按照其使用条件合理选用，必须符合国家制定的相应规范和标准前言第3页，课件共60页，创作于2023年2月核电站材料问题建造、运行上出现的问题多半与材料有关；国内：秦山二期压力容器、田湾蒸汽发生器…国外：Davis-Besse封头腐蚀，南Texas下部仪表管腐蚀…反应堆材料的工况比较复杂：温度、压力和腐蚀介质、中子辐照、震动、流体冲刷等；设计时，堆材料的使用性能需与工况要求相互匹配，并留有充足余量，需要通过合理选材、改进工艺或开发新材料，以降低成本、延长寿命和改进堆型。在核电站的定型化、标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要有大量材料数据作基础。

第4页，课件共60页，创作于2023年2月2002年3月6日，Davis-BesseUSA2004年8月9日，日本美滨给水管2003年4月12日，南TexasUSA第5页，课件共60页，创作于2023年2月核性能力学性能化学性能物理性能辐照性能工艺性能经济性反应堆材料的性能应满足下列要求:第6页，课件共60页，创作于2023年2月反应堆材料的性能要求-1（1）核性能为减少中子消耗、降低235U的临界质量(堆芯临界尺寸)和浓度(富集度)，除控制材料外，堆芯所有结构材料的中子吸收截面都应该尽可能地小；为减少放射性危害，制造反应堆的材料活化截面也应该尽可能小，含长半衰期元素少，如Co。第7页，课件共60页，创作于2023年2月3反应堆材料的性能要求-2（2）机械性能强度、塑韧性和热强性高，缺口敏感性和晶体长大倾向性小。（3）化学性能抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。（4）辐照性能辐照期间组织、结构应稳定，脆化、肿胀等辐照效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小；杂质和气体合量少，纯洁度高，尤其Cu、P、S含量应尽量少，成分偏析小；晶粒和沉淀强化相要细小稳定。第8页，课件共60页，创作于2023年2月3反应堆材料的性能要求-3(5)工艺性能冶炼、铸造、煅压、冷加工和焊接性能都应良好；淬透性大，无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性等倾向。(6)物理性能导热率大，热膨胀系数小；(7)经济性工艺简单易行，原材料来源方便，制造成本低廉。在满足上述要求基础上，应优先选用工艺成熟，使用经验丰富的材料。第9页，课件共60页，创作于2023年2月辐照产生的晶体缺陷是引起材料性能变化的根源，由于性能的变化直接关系到反应堆的安全和寿命，因而工程上最关心的就是辐照效应。来源：α、β粒子,γ射线,中子和裂变碎片1.材料的辐照效应（1）带电粒子和γ射线

β粒子、γ射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它们仅扰动物质中原子和电子。由于β射线的射程短，因此电离主要是由于γ射线的影响。电离作用使化合物的化学键破坏而分解成单体。由于α粒子在物质中射程较短，在热中子反应堆中，它们并不重要，暂不讨论。第10页，课件共60页，创作于2023年2月在反应堆中，中子是引起材料辐照损伤的重要原因，中子进入物质后与原子发生碰撞，并把大量能量传递给原子，被碰撞的原子离开原来晶体点阵中的平衡位置，成为间隙原子，并留下一个相应的空穴。这样或多或少都会在晶体中造成永久的缺陷，从而引起材料物理化学性质的永久性质的变化。这样的效应通常称为辐照损伤。（2）中子反冲核电离和电子激发γ射线位移峰快中子激发的复核热中子由于(n,p)(n,α)反应产生杂质原子位移原子（间隙原子和空穴）吸收(n,p)(n,α)反冲核射程结束第11页，课件共60页，创作于2023年2月对于大多数金属，其位移能约为25eV。则由上式可求出对质量数为A的原子发生位移所必需的中子初始能量En。例如对于Fe，A=56，要把一个铁原子撞出平衡位置，中子初始能量至少为363eV。对于能量为1MeV的中子，可以在铁中发生一次弹性碰撞将评价使几百个原子产生位移。其中某些位移原子有可能移动到另一个空位而不造成材料缺陷。快中子穿过物质产生大量位移原子，这些位移原子都在一次碰撞原子附件很小的体积内产生，主要导致大量的能量传递给这样的小体积的物质，从而使这块小体积物质在短时间内温度升高甚至熔化。中子在弹性碰撞中所能传递的最大能量E为第12页，课件共60页，创作于2023年2月对于具有较大热中子吸收截面的材料。（n，γ）反应产物是靶核的同位素产物没有放射性，那么发生光子时，核会被反冲从而引起原子位移；产物有放射性，那么其放出的粒子会使材料中掺入杂质原子。（n，α），（n，β）反应直接产生杂质原子。相比于快中子，每次俘获产生的杂质原子只有一个，所以热中子俘获引起的辐照损伤比快中子小。第13页，课件共60页，创作于2023年2月

（3）裂变碎片裂变碎片带有大部分裂变所释放的能量，因此它也使原子发生位移。且由于它的射程短，所以原子位移只发生在发生裂变附近极小的区域出现，所形成的位移峰效应和快中子相似。裂变碎片会使核燃料点阵中掺入杂质原子，而裂变碎片相比于重核（核燃料）具有较低的固体密度，从而导致燃料体积的肿胀。气体裂变产物将聚集成气泡，其体积比核燃料原子大许多倍，是造成很燃料体积肿胀的重要原因。第14页，课件共60页，创作于2023年2月(1)热导率高；(2)抗辐照能力强，以达到高的燃耗；(3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力；(4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变；(5)机械性能好，易于加工。

核燃料：在反应堆内能使核裂变反应自持的易裂变物质。可作为核燃料的易裂变物质是铀-233、铀-235和钚-239。其中铀-235是天然存在的，而铀-233和钚-239分别由钍-232和铀-238用人工方法转换而得。2.核燃料

核燃料要求

第15页，课件共60页，创作于2023年2月

核燃料分类

第16页，课件共60页，创作于2023年2月1）金属型燃料：金属铀的优点：铀的核密度高，导热性能好。缺点是燃料的工作温度低化学活性强，在常温下也会与水起剧烈反应而产生氢气，在空气中会氢化，粉末状态的铀易着火。在高温下只能与少数冷却剂相容。铀合金与金属铀相比，其优点是能改善辐照稳定性、增加抗高温水腐蚀性能。缺点是合金元素会使中子有害吸收增加，需采用富集铀。用于动力堆的只有铀-锆合金。2）陶瓷型燃料：二氧化铀优点：抗辐照能力强，对裂变气体包容量大，辐照下尺寸变化很小，因此能达到高的比燃耗；熔点高，高温稳定性好；具有极好的抗高温水及钠的腐蚀能力，与包壳的相容性好。主要缺点是导热性能差，燃料元件内径向温度梯度大，所产生的热应力会使圆柱状的燃料芯块产生辐射状裂缝．同时晶粒的结构也发生改变。核燃料特点第17页，课件共60页，创作于2023年2月第18页，课件共60页，创作于2023年2月第19页，课件共60页，创作于2023年2月碳化铀的优点：高温下化学稳定性好；热导率比二氧化铀大许多倍，因此在相当高的比功率下也不致造成中心熔化；它的理论密度较高(13．63g／cm3)。因而每单位体积中含铀量比二氧化铀多。缺点是容易和水及蒸汽发生反应；包容裂变气体的能力不如二氧化铀，因此在高温下肿胀率大。氮化铀燃料的优点：抗辐照、抗高温蠕变能力强；热导率高，和碳化铀相当；含铀密度比二氧化铀、碳化铀都高；在空气中不发生明显的腐蚀；用作快堆构料时增殖比大于二氧化铀燃料。尤其是成分为(U0.8Pu0.2)N混合氮化物，与包壳的相容性好，肿胀较低。但高温下容易分解，所以，中心温度必须小于1250℃。此外，氮对中子的有害吸收较氧和碳大，使燃料循环成本增加。第20页，课件共60页，创作于2023年2月3）弥散型燃料：弥散型燃料是由二氧化铀或碳化铀等陶瓷燃料颗粒，依所需的物理性质弥散在金属、非金属或陶瓷基体上所组成。其优点是能比合金燃料承受更高的燃耗。弥散型燃料的基体应具有较小的中子吸收截面。在制作过程中应使燃料颗粒足够分散，这样，裂变碎片造成的辐照损伤区不会发生重叠，从而使燃料元件能在较高的燃耗下个发生明显的肿胀。弥散型燃料的各种性质与基体材料类似，通常具有较高的强度，导热性好，耐冷却剂腐蚀。但由于弥散型燃料中基体材料所占的百分比大，燃料颗粒弥散后会受到稀释，故必须采用富集铀。第21页，课件共60页，创作于2023年2月对固体慢化剂要求：(1)中子吸收截面小，质量数低，散射截面大；(2)热稳定性及辐射稳定性好；(3)传热性能好；(4)密度高；(5)价廉易得。

对液体慢化剂的要求：（1）熔点在室温以下，高温下蒸汽压要低（2）良好的传热性能（3）良好的热稳定性和辐照稳定性（4）原子密度高（5）不腐蚀结构材料3.慢化剂材料此外，对固体慢化剂还要求结构强度高，抗腐蚀性能好，易于加工。对液体慢化剂要求不腐蚀结构材料，熔点在室温以下，高温时具有低的蒸汽压。第22页，课件共60页，创作于2023年2月1）石墨

石墨分为天然石墨和人造石墨两种。天然石墨:天然石墨是一种非金属矿物。按其结晶的形状分两种：形状呈颗粒状的叫致密土状石墨;形状呈鱼鳞片的叫鳞片状石墨。我国的石墨资源以鳞片状石墨矿为主。

人造石墨:人造石墨是以无烟煤、焦碳、沥青等原料，经过煅烧、粉碎、筛分、成型、石墨化等工艺过程而制成的产品。反应堆用石墨的要求：纯度高；密度高；石墨化程度高。分类：辐照对石墨的影响：热导率下降；尺寸变化；潜能。在快中子辐照下，石墨热焓的增量称为潜能。当潜能释放率大于石墨比热容时，潜能就可以在无外热源的条件下自持释放，使石墨温度上升数百度，甚至上升千度，可导致石墨慢化材料严重氧化和损伤。

第23页，课件共60页，创作于2023年2月2）铍铍是较好的慢化剂和反射层材料。优点：慢化能力比石墨大、高温强度好、熔点、热导率、比热都比较高，所以适用于高温反应堆，较强的抗腐蚀能力，尤其在二氧化碳中稳定性良好。缺点：较脆、难于加工、辐照性能差，且铍有毒、价格贵。3）氧化铍氧化铍是陶瓷燃料，热中子吸收截面小、慢化能力大、熔点高，可在高温液态金属反应堆和高温气冷堆中做慢化剂、反射层及核材料基体。优点：具有良好的化学稳定性，在高温液态金属、二氧化碳等中都是稳定的。缺点：但在湿空气中加热会生成毒性的氢氧化铍挥发物，因此比金属铍难于加工。第24页，课件共60页，创作于2023年2月4）普通水优点：慢化能力优越、价格低、热中子徙动长度小、可同时作为慢化剂和冷却剂。缺点：热中子吸收截面相当高，相应堆型只能够使用浓缩铀作为燃料、沸点低，用于反应堆时需加高压。5）重水优点：慢化能力好、慢化比高。缺点：沸点101.42℃，因此在高温的反应堆仍然需要加高压。重水需要浓集（电解法、蒸馏法、化学交换法）。第25页，课件共60页，创作于2023年2月中子吸收和感生放射性小；高的沸点和低的熔点；高的比热，唧送功率低；热导率大；有良好的热和辐照稳定性；和系统其他材料相容性好；价格便宜。4.冷却剂材料冷却剂材料要求第26页，课件共60页，创作于2023年2月常用冷却剂水水作为冷却剂和慢化剂主要应用于轻水堆沸点低、存在沸腾临界、在高温下有腐蚀作用重水重水慢化堆采用重水作冷却剂的好处是可以减少核燃料的装载量或降低核燃料的浓缩度价格昂贵钠钠作为冷却剂主要应用于快中子堆。钠水剧烈反应、温度梯度质量迁移、金属的扩散结合、存在由反应性正空泡效应引起的控制和安全问题。气体气体作为冷却剂主要应用于气冷堆因运行压力和流量大而消耗功率大、价格昂贵、泄漏问题。第27页，课件共60页，创作于2023年2月包括：燃料包壳材料、堆内构件材料、反应堆压力容器材料、反应堆回路材料、蒸汽发生器材料、屏蔽材料和安全壳材料。5.结构材料a.铝、镁及其合金b.锆合金c.不锈钢d.镍基合金e.碳钢f.混凝土几种结构材料第28页，课件共60页，创作于2023年2月核燃料芯块外面通常都有一层金属保护层，即燃料包壳：保护燃料芯块不受冷却剂的侵蚀；避免燃料中裂变产物外泄，使冷却剂免受污染；保持燃料元件的几何形状并使之有足够的刚度和机械强度。包壳是反应堆中工况最苛刻的重要部件。其工况条件为：包容核燃料，承受高温、高压和强烈的中子辐照；包壳内壁受裂变气体压力、腐蚀、燃料肿胀、吸氢致脆和芯块与包壳的相互作用等危害；包壳外壁受冷却剂压力、冲刷、振动和腐蚀以及氢脆等威胁。减小元件破损率、保证包壳的完整性是提高元件燃耗、保证反应堆正常、高效和经济运行的重要前提和主要制约因素。1）包壳材料第29页，课件共60页，创作于2023年2月对包壳材料的性能要求核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格。对快中子堆，大多数元素的快中子吸收截面很小，选择材料的余地就较大。但对材料的、及耐蚀性的要求更为突出通常选用截面小于1巴的金属为主要组分，吸收截面为数巴的元素作为合金化元素，截面在几十巴的杂质的含量限制在量级。机械性能：足够的机械强度(高温强度)化学性能：抗腐蚀性能、与冷却剂、裂变产物及燃料的相容性；第30页，课件共60页，创作于2023年2月常见的包壳材料可作为包壳材料和堆内结构材料的金属元素必须是低中子吸收截面的材料。根据它们的性能特点，各种材料的包壳用于不同的堆型。如Al和Al合金用于低温水冷堆；压水堆中用Zr合金(如Zr-4)，BWR用Zr-2合金；Nb用于快中子堆。一些金属的中子吸收截面及熔点第31页，课件共60页，创作于2023年2月锆的物理性质银白色的金属，熔点1845oC金属锆的物理性质a相

b相862oC塑性比较差0.8%体积变化延展性好，冷加工变形达80％第32页，课件共60页，创作于2023年2月锆的化学性质锆是一种耐蚀性很强的金属：锆在室温下不易氧化，但随温度升高，易形成稳定的氧化物有很强的耐酸、碱能力在高温水中的耐蚀性也很好。在氧化动力学曲线上有一从抛物线型到直线型的“转折点”，在此点之前，在锆表面生成黑色、致密、呈保护性的非化学计量的氧化锆；在转折点后所生成的氧化膜则为白色﹑疏松的非保护性的化学计量氧化锆，易于呈薄片状剥落第33页，课件共60页，创作于2023年2月锆合金的合金化目的锆的性能很容易受杂质的影响锆与铪(Hf)的化学性质很相近，而铪的热中子吸收截面(~105靶)远大于锆，自然存在的锆中铪含量一般为0.5~3.0％，所以必须严格控制锆中的含铪量，一般应低于100ppm。氮、碳、钛、铝等杂质元素，即使是微量也对锆的抗蚀性能的影响也很显著。其中以氮最为有害。Zr的氧化是通过氧的扩散进行的，氮离子(N3-)置换氧化锆中的氧离子(O2-)，同时产生附加的空位，增加了氧的扩散速率，从而使氧化加剧。高纯锆有良好的抗蚀性，但对纯度要求苛刻，价格昴贵，因此工程中多降低对原料纯度要求，通过合金化提高其抗蚀性和机械性能。锆合金化的主要目的是抑制有害元素的作用。第34页，课件共60页，创作于2023年2月锆合金的发展1950s以来Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb合金在商业堆中用作燃料组件部件；Zr-2.5Nb合金压力管1980s和1990s发展了低Sn含量Zr-4合金，同时推动了新型锆合金的发展ZIRLO、E635（70年代末）

M4、M5（80年代初）NDA、ELS（80年代末）N18、N36、HANG（90年代初）ZIRLO、M5、E635已商业化N18、ELS、DNA、HANG堆内考验代替Zr-4或Zr-2合金国际上锆合金的发展第35页，课件共60页，创作于2023年2月锆合金几种典型的锆合金的成分(wt%)堆用锆合金主要有锆锡合金和锆铌合金两类：锆合金的腐蚀、织构、吸氢和应力腐蚀以及芯块与包壳的相互作用(PCI)等对机械性能危害较大，它们是限制锆合金使用寿命的重要影响因素。第36页，课件共60页，创作于2023年2月锆合金的性能第37页，课件共60页，创作于2023年2月锆锡合金Zr-1Zr-2Zr-4Zr－Sn二元合金，抗腐蚀性能不能满足工程需要适当降低Sn含量，添加微量Fe,Cr,Ni元素抗腐蚀性得到改善，同时提高了机械强度尽量降低Ni含量到200ppm以下，适量增加Fe减轻氢脆，吸氢量仅为1/3~1/2低锡Zr-4降低Sn含量，适量增加Fe，Cr元素改善水侧腐蚀第38页，课件共60页，创作于2023年2月锆铌合金Zr－2.5Nb合金较高的强度和低的蠕变速度良好的抗吸氢脆化适用于制造高强度压力管主要问题是焊缝耐蚀性恶化(高温破坏了强化相)Zr－1Nb合金强度和塑性与Zr-2合金基本相同，耐蚀性略次吸氢量比Zr-2合金小力学性能与氧含量有密切关系俄罗斯用作PWR燃料包壳材料新型Zr－1Nb合金M5－法国Afa－3G包壳材料增加氧作为合金化元素，起强化作用消除其它杂质元素，降低腐蚀敏感性第39页，课件共60页，创作于2023年2月锆锡铌合金Zr-SnZr-NbZr-Sn-Nb适当调整Sn、Nb含量，

控制其它微量元素改善抗腐蚀性、氢脆，提高机械强度美Zirlo俄E635日NDA1％Sn、1％Nb，微量O元素增加Si元素，Fe元素低Fe元素高，用于强化以低锡Zr-4为基础，增加0.1%Nb元素用于强化第40页，课件共60页，创作于2023年2月锆合金包壳材料存在的问题高温下的耐蚀性不足：360℃以上水中的耐蚀性差氢脆锆合金在运行中吸氢而造成燃料包壳破坏是限制燃料元件使用寿命的因素；燃料芯块与包壳的交互作用(PCI)及包壳的应力腐蚀破坏（SCC）锆合金的堆内蠕变和辐照生长。锆合金在压水堆的运行温度下会发生蠕变，中子的辐照将使蠕变加速，而且产生辐照生长，造成包壳塌陷。锆水反应氢气爆炸第41页，课件共60页，创作于2023年2月功能：支撑燃料组件以及它们的精确定位；为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑和导向；合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量等。要求：(1)强度高、塑韧性大、高温性能好；(2)中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性；(3)抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好；(4)热膨胀系数小，导热性能好；(5)易加工、成本低。PWR的堆内构件用材主要是奥氏体不锈钢，部分材料采用镍基合金。2）堆内结构材料第42页，课件共60页，创作于2023年2月要求：强度高、塑韧性好、抗辐照、耐腐蚀，与冷却剂相容性好；纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定；容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；成本低，高温高压下使用经验丰富等。应用轻水动力堆压力容器早期曾采用A212B锅炉钢，但为了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能以及随着堆功率增大等原因，它又经历了A212B(板材)—A302B(板材)—A533B(板材)—A5082(锻材)—A5083(锻材)的发展过程。目前国内外广泛采用A5083钢。3）堆内压力容器材料第43页，课件共60页，创作于2023年2月要求：抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强；基体组织稳定、夹杂物少，具有足够的强度、塑性和热强性；铸造和焊接性能好，生产工艺成熟；成本低，有类似工况的使用经验；应用沸水堆多采用AISI304不锈钢，压水堆早期曾采用304或316无缝钢管。现在多采用含有少量δ铁素体的AISI316离心铸造管。快堆一回路管道多用316不锈钢，二回路管道采用304或316不锈钢。CANDU重水堆的回路管道也是采用奥氏体不锈钢。4）反应堆回路材料第44页，课件共60页，创作于2023年2月传热管材料要求：热强性、热稳定性和焊接性能好；基体组织稳定，导热率高、热膨胀系数小；抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强；具有足够的塑性和韧性。以便适应弯管、胀管的加工和抗振动。应用压水堆蒸汽发生器的传热管早期曾采用过18-8型不锈钢并满意地使用了三年多。但因奥氏体不锈钢对应力腐蚀敏感，后被耐热、耐蚀合金因科镍—600(Inconel-600)所代替。5）蒸汽发生器材料第45页，课件共60页，创作于2023年2月6）屏蔽材料

用于防止光子、中子和放射性射线或热辐射危害的材料，称为屏蔽材料。它大量用在反应堆周围，以阻挡各种射线，防止堆内中子和γ射线对人员的危害、设备的损伤和测试信号的干扰等。根据射线和物质相互作用的机制可知，原子序数大、密度高的材料常用作屏蔽γ射线，如铅、铸铁和重混凝土等；原子序数小，密度低的材料，如石墨、石蜡和轻水等常用作屏蔽中子。但对高能中子也常用重金属或不锈钢作屏蔽材料，利用它们对高能中子的非弹性散射吸收中子能量。另外还常用硼、三氧化二硼或碳化硼的形式与中子屏蔽材料组合使用，以减少(n，γ)反应的放射源强度。第46页，课件共60页，创作于2023年2月安全壳的体积很大，直径约为40m，高60m左右。内层的钢密封衬是在现场组装和焊接的，焊前无法预热、焊后难以进行热处理。所以要求材料焊接性好、杂质少、强度高、塑韧性大。安全壳材料多采用碳锰钢，如A516，16Mn和15MnNi63钢等。当壳体厚度超过38mm时，为了提高淬透性，改善强度和韧性以及焊接性能，需采用低合金高强度钢A537或A387。7）安全壳材料第47页，课件共60页，创作于2023年2月控制材料是实现反应堆的可调功能的材料，其特点是中子吸收截面大，对反应推的正反应性有抑制、释放和调节的作用。能有效地吸收中子外，能抗腐蚀；在运行的温度和辐照条件下具有化学和尺寸稳定性；有足够的机械强度；有良好的热传导性以把吸收中子反应所产生的热量导出；价廉易得，容易加工。常用的控制材料是铪、镉、银-铟-镉、硼及钆、钐等稀土元素。6.控制材料控制材料要求第48页，课件共60页，创作于2023年2月镉镉具有很高的热中子吸收截面，而且价格也够便宜，但由于熔点低，在中子能量低于0.18eV时吸收截面很快下降，因此只能用于低温的研究性反应堆中。银-铟-镉把热中子吸收截面打的铟、银制成合金，具有很强的中子吸收能力。绝大多数反应堆都用这种合金做吸收体。它易于加工，有足够的强度，但在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。硼热中子反应堆中控制棒和可燃毒物多用含硼材料。天然硼有两种同位素——硼-10和硼-11，吸收中子主要依靠硼-10。所以把材料中的硼-10富集可提高控制效率。其缺点是吸收中子后产生氦气，产生的氦气会使材料体积膨胀，尤其在高燃耗时辐照损伤更为严重。硼的应用：将碳化硼做成芯块后装入不锈钢管在组合十字形控棒或装配成棒束型控制棒；在压水堆中用作化学补偿控制;补偿反应堆剩余反应性。主要控制材料特点第49页，课件共60页，创作于2023年2月铪铪是做水堆控制棒的最好材料。特点：（1）具有相当的热中子吸收及大的超热中子吸收截面（2）铪的四种同位素都有较大吸收截面（3）能以金属形式且没有包壳情况下应用（4）在高温水、氦、钠中都有很好的抗腐蚀性能（5）熔点高、耐热性好（6）有足够的机械强度，满意的焊接性能和加工性能（7）铪稀少而昂贵，因而限制了在民用堆上的应用稀土元素稀土元素有大的热中子吸收截面，也有较大的超热吸收截面。由于稀土元素金属的活性太高，成本也比稀土氧化物贵，因此都以氧化物的形式应用。稀土氧化物的熔点高，但在热水中会迅速水解而发生肿胀，因此即使将稀土氧化物弥散在基体金属内也必须有包壳。第50页，课件共60页，创作于2023年2月谢谢！第51页，课件共60页，创作于2023年2月压水堆都是采用控制棒和冷却剂中加硼酸(化控)以及固体可燃毒物三