核反应堆结构材料包括堆芯结构材料、燃料(棒)包壳材料以及反应堆压力容器、驱动机构材料等。选择反应堆结构材料时，应考虑其强度、韧性、耐腐蚀性以及铁素体钢抗辐照脆化的性能。

反应堆结构材料主要指用于核燃料元件包套和其他堆芯构件的核反应堆材料。在核反应堆发展初期，天然铀反应堆较多，堆运行温度较低，一般采用中子吸收截面低的铝、镁做结构材料；后来浓缩铀大量应用于反应堆，堆的运行温度和功率密度大大提高，锆，不锈钢，镍基合金开始作为反应堆结构材料。

通常可将核反应堆结构材料分为气冷堆、水冷堆和快中子堆结构材料。

镁和石墨是气冷堆常用结构材料。

(1)镁。较早用于气冷堆的结构材料。镁的热中子吸收截面很低，在干燥的二氧化碳气体中相当稳定。镁的再结晶温度不高，辐照不会明显改变镁和镁合金的力学性能。镁与铀是相容的。在用石墨作慢化剂，天然铀作核燃料的二氧化碳气冷堆中，镁合金广泛用作包壳材料。用镁合金作包壳的核燃料元件的强度由金属铀芯保证，而镁合金包壳则主要用以防止芯体受冷却剂的腐蚀。在气冷堆的工作温度下，镁合金的塑性足以阻止铀芯变形时燃料元件包壳密封性遭到破坏。而辐照损伤也不会使其塑性降低到危险的程度。但是由于镁的熔点较低，高温下力学性能差，限制了它的应用。

(2)石墨。当反应堆工作温度超过700℃时，实际上就找不到可用的金属包壳材料。而在高温气冷堆中，工作温度高达1000℃，这时只有石墨可以作为核燃料元件包壳和堆芯结构材料。另外，高纯石墨的热中子吸收截面比镁还小。用于核反应堆的石墨要严格控制其中的杂质含量，例如一般要求硼含量小于1×10。由于石墨的热导率高，抗热震性能好，在高温氦中稳定，即使在辐照条件下，石墨与氦也不起作用。因此被选作为高温气冷堆中惟一可用的结构材料。

铝和锆是水冷堆常用的结构材料。

(1)铝。具有较小的热中子吸收截面和较低的密度，这使它较早地应用于以天然铀作核燃料的堆芯并达到较深的燃耗。在第一座生产钚的铀-石墨反应堆中，就曾使用牌号为1100的铝作为核燃料包壳材料。中国最早建成的几座用水或重水作冷却剂的研究堆也都采用铝作为堆芯结构材料。铝在水冷堆中的最高使用温度决定于其腐蚀稳定性。由于铝在水中的局部腐蚀，使反应堆的工作温度不超过200℃。铝及其合金的再结晶温度较低，所以其辐照损伤不严重。辐照也不会明显改变铝的腐蚀稳定性。铝与金属铀之间的相容性不好，它们之间的相互作用所生成的金属间化合物往往散落成粉末，从而破坏了铝与铀之间的接触。为了提高其稳定性，常常采用镍中间层。在这种情况下，铝与铀之间的相互作用速度降低，并保证了包壳与铀芯体之间的牢固结合。

(2)锆。在水冷堆的工作温度超过200℃时，铝合金已不能使用，而锆则成为理想的结构材料。锆在高温水中的耐腐蚀性与不锈钢差不多，但其中子吸收截面却只有不锈钢的1/15。锆在水中的腐蚀稳定性因受氮的玷污而降低。为此，常在锆中加入合金元素锡。例如在美国用作核电站的沸水堆和压水堆中，普遍采用含锡的Zr-2或Zr-4合金作为UO2陶瓷燃料芯块的包壳材料。但是，锆锡合金包壳在受应力状态下，会由于气态碘的侵蚀而破裂，这称为碘应力腐蚀破裂。锆是强烈的氢化物形成元素。氢化锆的存在将导致锆锡合金发生氢脆，这要求改进锆合金管生产工艺并降低芯块的含水量。在高温下，锆与水或水蒸气将发生化学反应并释放出热量，从而使反应进一步加剧，这称为锆水反应。锆水反应使包壳的延性和强度很快下降，最终引起燃料元件畸变和破坏。锆水反应时还释放出氢气，当积累到一定浓度时将有爆炸的危险。

对于用液态金属作冷却剂的快中子堆来说，奥氏体铬镍不锈钢是合适的结构材料。它具有高的热强性和热稳定性，与UO2的相容性也好。特别是碱金属对它的侵蚀最少，因而铬镍不锈钢可在其中长期使用。例如法国马库尔凤凰快堆就采用了不锈钢作为堆芯结构材料。当冷却剂成分复杂时，在系统中将产生质量迁移。为此，必须限制铬镍不锈钢的含碳量。辐照使不锈钢的屈服极限提高，伸长率降低，引起材料的脆化。加之不锈钢的热导率较低，从而引起较高的热应力，这有可能导致燃料元件的破坏。当堆内工作温度高于700℃时，可采用热强性和热稳定性更好的镍基合金。当温度超过800℃时，则应采用难熔金属(钽，钼，铌，钨)及其合金。

由于核反应堆结构材料工作在高温、强辐射和腐蚀条件下，对它提出了极为苛刻要求，主要要求有：

(1)低的中子吸收截面。特别在采用天然铀作核燃料的热中子反应堆中，更要求堆芯结构材料具有低的热中子吸收截面，并要求严格限制那些中子吸收截面大的杂质含量。否则将破坏堆芯的中子平衡，使核裂变链式反应难以进行。

(2)好的力学性能。堆芯构件承受着很高的机械载荷，加之高温和高速流体的冲击，要求结构材料能在较高热应力、交变应力和振动条件下工作。为了减少对中子的吸收，堆芯构件，特别是核燃料元件包壳，往往做得很薄。这就要求结构材料能在上述条件下保持构件的尺寸和形状稳定。

(3)高的热导率。这对于降低核燃料元件包壳的温差是必要的，而高的温度梯度将会引起很大的热应力。此外，结构材料高的热导率使核燃料元件得到可靠冷却，是保证核反应堆无事故和安全工作的重要条件。

(4)好的辐照稳定性。堆芯结构材料受到强烈的辐照，这可能严重影响材料的性能。例如强度增加、塑性下降。有些材料由于辐照生长或辐照蠕变而使其尺寸发生变化。这些都要求对材料进行复杂的、长时间的试验，其中包括直接在核反应堆内进行试验，以选择合用的堆芯结构材料。

(5)耐冷却剂腐蚀。堆芯结构材料直接和冷却剂接触，冷却剂常含有腐蚀性的杂质。有些冷却剂本身即使纯度很高也具有腐蚀性。因此堆芯结构材料有可能由于腐蚀(特别是局部腐蚀)而遭到破坏。有时在腐蚀过程中还产生氢，它可能溶入材料内而引起材料的脆化。再加上核反应堆内的高温、高的机械应力和热应力、以及辐照条件下材料性质和冷却剂成分的变化，使材料的腐蚀环境更加复杂。

(6)与核燃料相容。为了利于将核燃料所产生的热量经过包壳传给冷却剂，一般包壳与核燃料之间是直接接触的。如果在给定的条件下，两者之间不发生相互作用或作用很慢，不引起燃料元件的形状改变或密封性的破坏，则认为它们是相容的。核燃料与包壳之间的相容性是决定核燃料元件寿命和最高工作温度的重要因素。

根据对反应堆结构材料的要求，对于各种不同的核反应堆类型，各自有其不同的适用材料。

某些堆芯结构材料的性能和适用堆型