核级一词，其实是根据化学“核级钠”的名称借鉴而来。核级纳具有高于多数金属的比热和良好的导热性能，能够适应反应堆的特殊条件。

核级就是核安全级设备和部件，定义是执行核安全功能的设备和部件，简单的理解，就是这些设备和部件要起到包容放射性、控制反应性及在应对设计基准事故的时候要使用。其他为非核级。

当今，在全球越来越关注地球温室效应、气候变化以及低碳生活的形势下，发展清洁能源必然成为将来能源的主流。核电作为世界上公认的清洁能源，具有高效、较安全和经济的特点，可以缓解当前水资源和煤电的短缺。而锆金属是核电站中不可缺少的材料，随着核电的发展，锆工业必然迅速发展。因此，锆成为一种重要的战略材料，被誉为“原子时代的第一金属”。

锆优异的核性能在于它的热中子吸收截面只有0.18×10-28m2，在考虑到中子经济性的条件下，推动了锆合金的研究与发展。用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料，可以节省铀燃料一半左右；锆合金在300～400℃高温高压水蒸汽中有很好的抗腐蚀性能，在堆内有相当好的抗中子辐照性能；锆合金还有适中的力学性能、良好的加工性能以及和铀燃料良好的相容性。因而锆合金主要应用于：燃料的包壳材料、压力管、活性区支撑部件和核燃料芯体等。

锆合金在核电反应堆中起着不可替代的作用，对于海绵锆的冶炼、合金熔炼、塑性加工和性能的研究都非常重要。制备海绵锆的方法分为金属热还原法和熔盐电解法两大类。原子能级锆的生产包括4个主要工艺流程，如图1所示。

用作核燃料包壳的锆合金是核反应堆中一种重要的结构材料，腐蚀和吸氢是锆合金应用中的两个重要问题，涉及核燃料元件的寿命和核电站运行时的安全性。国内外对锆合金的耐腐蚀性能和吸氢性能有广泛的研究。

锆及锆合金的腐蚀包括均匀腐蚀和非均匀(疖状)腐蚀。影响腐蚀行为的因素有很多，如合金成分、热加工工艺、表面状态、水化学环境、温度、pH值、辐照和热流等。研究锆及锆合金的耐腐蚀性能是保证核反应堆正常运行和安全的重要保证。

Aylin Yilmazbayhan等人对4种锆基合金(Zr-4，ZIRLO，Zr-2.5%Nb和Zr-2.5%Nb-0.5%Cu)在360℃水中形成的氧化物，从结构到腐蚀性能做了细致的研究。以保护层周期破裂和重组使氧化物长大的模型为条件，通过光学显微镜可以显示出氧化物的层状结构，其中平均层厚与转折后的腐蚀速率成反比。详细的衍射图样研究表明，在一个大致相当于一个氧化层区域内，氧化物包含四方相二氧化锆和单斜相二氧化锆，在靠近氧化物一金属界面四方相氧化物的分数高一些。也可以观察到，四方相和单斜相的氧化物通过氧化物的厚度，随着层厚的周期而循环变化。结果也表明，四方相的最终晶粒尺寸比单斜相小，在Zr-4和ZIRLO中的单斜相晶粒尺寸比另外的两种合金小。