摘要

    輕水反應(yīng)堆（LWR）是國際上多數(shù)核電站采用的堆型。鋯具有良好的加工性能，優(yōu)良的機械性能，較高的熔點、優(yōu)異的耐蝕性能及核性能，被用作燃料包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料，是發(fā)展核電及核動力艦船不可替代的關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料和功能材料。隨著核電技術(shù)的發(fā)展，對堆芯包殼材料性能提出了更高的要求，本文綜述了核用鋯合金包殼材料的國內(nèi)外研究和使用現(xiàn)狀以及新型SiC包殼材料的研發(fā)現(xiàn)狀。總體來說，鋯合金在未來幾十年內(nèi)仍是核反應(yīng)堆包殼材料的主要用材，開展新合金的研發(fā)，不斷提升鋯合金的性能是世界各國研究者共同的目標(biāo)；適時加大投入力度，強化條件建設(shè)，就能加快具有國內(nèi)自主知識產(chǎn)權(quán)鋯合金的產(chǎn)業(yè)化步伐，可最終實現(xiàn)核電及核動力堆用鋯合金材料的自主化；SiC材料具有更高的熔點？更好的耐腐蝕性能，是一種極具應(yīng)用潛力的材料，有可能成為第4代核反應(yīng)堆的包殼材料，但還需投入大量研究。

    1 前言

    鋯及鋯合金具有獨特的核性能，良好的加工性能，在300~400℃的高溫高壓水和蒸汽中有良好的耐蝕性能，被主要用作輕水反應(yīng)堆的燃料包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料（燃料包殼、壓力管、支架和孔道管），廣泛用于民用反應(yīng)堆和軍用動力堆，是發(fā)展核電及核動力艦船不可替代的關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料和功能材料，因此被譽為“原子時代第1金屬”。近年來，各國在提高反應(yīng)堆的安全性、可靠性以及在降低核電成本的同時，積極提高反應(yīng)堆的運行功率，這必然會對用作包殼和堆芯結(jié)構(gòu)材料的耐蝕性能和力學(xué)性能提出更高的要求。因此，國內(nèi)外科研人員都在持續(xù)研發(fā)性能更加優(yōu)異的鋯合金。SiC包殼材料以及開展包殼材料涂層保護(hù)技術(shù)的研究，目的均在提升核反應(yīng)堆的安全性、可靠性和經(jīng)濟性。

    2 Zr合金包殼材料研究進(jìn)展

    2.1 Zr合金的成分研究現(xiàn)狀

    軍事上的需求是推動鋯（鉿）工業(yè)起步的主要動力。金屬Zr就是美國發(fā)展核潛艇的產(chǎn)物，后來，隨著人類對高效、清潔能源的需求，鋯被大量地應(yīng)用到核電反應(yīng)堆。

    鋯主要以合金的形式被用于制作輕水核反應(yīng)堆的燃料組件的包殼管、壓力管、格架、端塞、儀表盒等，其中包殼管的用量最大，占整個鋯材用量的80%左右。燃料組件是核反應(yīng)堆的核心，其安全性和可靠性取決于Zr合金包殼，因此鋯合金材料是核反應(yīng)堆堆芯的關(guān)鍵結(jié)構(gòu)材料，被稱為核反應(yīng)堆的“第1道安全屏障”，燃料組件是核電站運行的消耗品，每一個換料周期（12個月或18個月），1/3的燃料組件需要更換。為了加深燃耗、降低燃料循環(huán)、提高反應(yīng)堆功率、延長換料周期，核發(fā)達(dá)國家將鋯合金包殼等結(jié)構(gòu)材料放到戰(zhàn)略性的高度加以重視，開發(fā)出了可用于大型先進(jìn)壓水堆、性能優(yōu)異的鋯合金材料及組件，壟斷了世界核電用Zr合金材料市場。

    目前國際上開發(fā)的鋯合金主要有Zr-Sn系、Zr-Nb系和Zr-Sn-Nb系3大類。在20世紀(jì)50年代，美國發(fā)展了Zr-2合金，由于Zr-2合金耐高溫水及蒸汽腐蝕的性能較好，因此自1967年以來，一直被用作沸水堆燃料元件包殼材料及其它堆芯結(jié)構(gòu)材料。

    Zr-2合金在高溫下腐蝕時容易吸氫，造成合金的脆化，稱為“氫脆”，如美國薩凡納河反應(yīng)堆中的Zr-2合金包殼管就因“氫脆”的原因而造成了早期破損事故，隨后又有多起因“氫脆”而導(dǎo)致的反應(yīng)堆燃料元件破損事故的報道。為克服此缺點，研究人員去掉了Zr-2合金中的Ni并提高了Fe含量，從而開發(fā)出了Zr-4合金。在360℃高溫高壓水中，Zr-4合金的吸氫量明顯減少，僅為Zr-2合金的1/2至1/3?Zr-4合金被廣泛用作壓水堆和加壓重水堆的元件包殼和沸水堆的元件盒以及其它堆芯結(jié)構(gòu)材料等。在Zr-4合金基礎(chǔ)上，通過降低Sn含量進(jìn)一步發(fā)展了低SnZr-4合金。與常規(guī)Zr-4合金相比，低SnZr-4合金具有更好的耐腐蝕性能。

    前蘇聯(lián)開發(fā)成功的Zr-1Nb合金（Zr-Nb系合金）主要用作壓水堆元件的包殼材料。Zr-1Nb合金的強度和塑性與Zr-2合金基本相同，但吸氫要比Zr-2合金小。

    Zr-2合金、Zr-4合金、Zr-1Nb合金稱為第1代鋯合金，低SnZr-4合金稱為第2代鋯合金。

    核電反應(yīng)堆的發(fā)展方向是提高卸料燃耗，延長換料周期，以降低核電成本。這就要求增加燃料的燃耗，提高冷卻劑的溫度并調(diào)整冷卻劑的pH值，即燃料包殼的工況變得更為苛刻。目前的常規(guī)Zr-4合金和改進(jìn)Zr-4合金已不能滿足燃耗達(dá)55GWd/tU反應(yīng)堆的運行要求。為此各國都在研究性能更好的新型鋯合金，紛紛開展了綜合Zr-Sn及Zr-Nb系合金優(yōu)點的新型鋯合金（Zr-Sn-Nb系合金）的研制。20世紀(jì)90年代，法國成功開發(fā)出M5合金，當(dāng)燃耗達(dá)到60GWd/tU時，M5合金的氧化膜厚度只有Zr-4合金的1/3,吸氫量只有Zr-4合金的1/5,而且輻照生長和蠕變性能都優(yōu)于Zr-4合金。M5合金的堆內(nèi)腐蝕對反應(yīng)堆溫度和中子通量的敏感性比Zr-4合金的要小的多。

    美國開發(fā)了Zirlo合金作為燃料元件的包殼材料，在BR3堆中經(jīng)平均燃耗為71GWd/tU的考驗后，其均勻腐蝕比Zr-4合金小50%,輻照生長和蠕變性能也優(yōu)于Zr-4合金。

    此外，俄羅斯研制出E635合金、日本研制出NDA合金、韓國研制出HANA合金、德國研制出PCA合金、這些合金都具有比Zr-4合金更好的堆內(nèi)性能，尤其是德國開發(fā)的Zr-Nb-Sn-Fe-V合金經(jīng)反應(yīng)堆輻照考驗，在燃耗高達(dá)98GWd/tU時，腐蝕還未發(fā)生加速現(xiàn)象。

    Zirlo、M5、HANA等Zr-Sn-Nb系鋯合金稱為第3代鋯合金，它們已取代第1、2代鋯合金在第3代壓水堆核電站中進(jìn)行了系統(tǒng)廣泛的商業(yè)應(yīng)用，表1給出了國際上已經(jīng)使用和試用成功的典型鋯合金成分。

    近10年來，隨著核電技術(shù)的進(jìn)一步發(fā)展，各國在新鋯合金成分研制方面繼續(xù)前行，美國、法國、韓國等國家在已經(jīng)商用的成功的鋯合金基礎(chǔ)上，開展了成分優(yōu)化或新合金成分的研究，新研制的鋯合金大多已經(jīng)或正在進(jìn)行堆內(nèi)輻照考驗，并已部分取得堆內(nèi)輻照考驗數(shù)據(jù)。國內(nèi)為了打破國外廠商對鋯合金成分的壟斷，以中核集團、國家核電和廣核集團等為代表的核電龍頭企業(yè)也開始注重開發(fā)具有自主知識產(chǎn)權(quán)的鋯合金，目前堆外研究都已取得不錯研制結(jié)果，但缺乏堆內(nèi)輻照數(shù)據(jù)，總體上落后于國外。各國的新鋯合金成分研發(fā)見表2~表5。

    2.2 鋯材工業(yè)化生產(chǎn)現(xiàn)狀

    目前，各個核發(fā)達(dá)國家均建成了從原子能級海綿鋯到核級鋯合金結(jié)構(gòu)材料（管、板棒材）完整的產(chǎn)業(yè)鏈，美國的華昌、西屋，法國的法瑪通等公司代表了鋯合金產(chǎn)業(yè)化的世界先進(jìn)水平。

    我國鋯合金的研究和工業(yè)化生產(chǎn)始于20世紀(jì)60年代，期間解決了鋯、鉿分離技術(shù)，制取出了原子能級海綿鋯，具備了原子能級海綿鋯的工業(yè)化生產(chǎn)技術(shù)，成為當(dāng)時少數(shù)幾個具備工業(yè)化生產(chǎn)海綿鋯，鉿的國家之一，并研制出了Zr-2、Zr-4合金結(jié)構(gòu)材料以及Hf控制棒，其中，Zr-2合金、Hf控制棒成功裝備了我國的第1代核動力工程，Zr-4合金用于秦山核電站，這是國內(nèi)首批應(yīng)用于核反應(yīng)堆的鋯、鉿產(chǎn)品？Zr-2合金及Hf材獲得了國家科技進(jìn)步特等獎（子項），秦山核電站用鋯材獲得了國家科技進(jìn)步二等獎。

    “八五”以后，西北有色金屬研究院在國家項目的支持下，研制了低SnZr-4合金（改進(jìn)Zr-4合金），以該材料制備的成套技術(shù)為依托，組建了具有20世紀(jì)90年代世界先進(jìn)裝備水平的西北鋯管有限責(zé)任公司，主要生產(chǎn)動力堆用Zr-4合金包殼管，實現(xiàn)了真正意義上與國際接軌的鋯合金結(jié)構(gòu)材料的批量化生產(chǎn)，基本滿足了我國重點工程對鋯材的需求。但因裝備的不配套，其生產(chǎn)線并不完整，缺少專用熔煉爐及大型的管坯擠壓設(shè)備，因此Zr-4管的生產(chǎn)是從管坯開始的，而管坯則依賴國外進(jìn)口，因其產(chǎn)量低，對管坯的需求量也較少，因此，進(jìn)口渠道暫時還未受到限制。

    西北有色金屬研究院與中國核動力研究設(shè)計院一起開展了高性能新型鋯合金的研制，并取得了突破性進(jìn)展？研制了兩種新型鋯合金——N36（NZ8）、N18（NZ2）合金，并獲得了相關(guān)的專利。

    在“十五”期間，西北有色院針對N18新型鋯合金板材進(jìn)行工藝優(yōu)化和擴大規(guī)模試驗，開展應(yīng)用性能研究。基本上弄清了N18新鋯合金的相轉(zhuǎn)變溫度，為合金板材的加工工藝提供了依據(jù)。研究了合金的應(yīng)力腐蝕開裂行為；對中試N18新鋯合金板材開展了加工后的顯微組織、滲氫、氫化物取向、織構(gòu)等研究；開展了工業(yè)規(guī)模N18新鋯合金的工程應(yīng)用研究。結(jié)果表明：與Zr-4合金相比，N18合金的抗癤狀腐蝕性能顯著提高，均勻腐蝕、應(yīng)力腐蝕、吸氫性能、焊接性能、力學(xué)性能也有所提高，物理性能等其它性能與Zr-4合金相當(dāng)。目前，N18新鋯合金已有堆內(nèi)初步輻照數(shù)據(jù)。“十一五”期間，針對N18合金重點研究了板材工程化所涉及的加工工藝問題，掌握了工業(yè)規(guī)模鑄錠的熔煉、鍛造等工藝、獲得了優(yōu)化的板材熱。冷軋加工工藝，具備了工業(yè)化生產(chǎn)的技術(shù)基礎(chǔ)。

    2009~2011年，西北有色院依托國家863課題研發(fā)成功了一種Zr-Nb系鋯合金——C7合金，其名義成分為Zr-1Nb-0.01Cu-0.0025S,已獲得發(fā)明專利（ZL200810232541.1）。目前已經(jīng)成功制備了φ280mm/500kg級鑄錠，生產(chǎn)出了φ9.5mm×0.57mm包殼管材？φ10mm端塞用棒材、δ0.8mm和δ0.3mm的格架用條帶材，摸索了管材的加工工藝，但未進(jìn)行工藝優(yōu)化及定型研究。

    2010~2013年，在中核集團的支持下，中國核動力研究設(shè)計院聯(lián)合西北有色院在前期研究的基礎(chǔ)上，開展了N36合金工程化規(guī)模的核電包殼用管、棒材研制、通過研究，掌握了N36鋯合金的t級鑄錠的熔煉、鍛造、擠壓工藝，打通了采用國產(chǎn)兩輥軋機兩道次軋制，配合進(jìn)口KPW25軋機生產(chǎn)φ9.5mm×0.57mm管材的生產(chǎn)工藝，所生產(chǎn)的管材的外觀、尺寸、超聲、渦流等測試均滿足核電包殼用材的苛刻技術(shù)條件，2012~2013年，N36鋯合金包殼管被制作成燃料組件，在中核集團的某核電站進(jìn)行實際工況下的輻照考驗，有可能成為中國自主知識產(chǎn)權(quán)的高性能燃料組件的標(biāo)志性產(chǎn)品。

    在鋯材的工業(yè)化生產(chǎn)方面，上海高泰稀貴金屬股份有限公司成立于1998年5月，專門從事鋯管和不銹鋼管的生產(chǎn)。目前已經(jīng)和法國法瑪通公司合資成立中核阿海琺（上海）鋯合金管材有限公司（CAST）（雙方各占50%股份），合資公司專門生產(chǎn)法瑪通公司的M5合金管。該公司不具備熔煉、鍛造、管坯加工能力，完全依賴法瑪通公司從法國進(jìn)口鋯管坯進(jìn)行生產(chǎn)。

    國核鋯業(yè)股份公司（國核鋯業(yè)）成立于2007年12月，是國家核電技術(shù)公司與寶鈦集團有限公司的合資公司，現(xiàn)在已經(jīng)建成了完整的鋯合金材加工生產(chǎn)線，承接美國西屋公司ZIRLO合金的技術(shù)轉(zhuǎn)讓任務(wù)，并將為我國引進(jìn)的AP1000核電站，提供換料用鋯合金材。

    西部新鋯核材料科技有限公司（西部新鋯）成立于2013年4月，公司是以發(fā)改委、工信部、財政部三部委批準(zhǔn)的“自主化先進(jìn)壓水堆燃料組件用鋯合金結(jié)構(gòu)材料產(chǎn)業(yè)化”項目為推動，由西北有色金屬研究院發(fā)起，并由西安工業(yè)資產(chǎn)經(jīng)營有限公司、中信金屬有限公司等股東共同出資設(shè)立的。2013年9月，中核集團的獨資子公司中國核燃料有限公司入股西部新鋯公司，成為公司的第一大股東，公司注冊資本變更為2.3億元。公司主要從事自主化核能用鋯材的研發(fā)與中試，肩負(fù)著自主知識產(chǎn)權(quán)核級鋯材核心技術(shù)的轉(zhuǎn)化、中試及小批量生產(chǎn)，對確保國家未來新型核電事業(yè)發(fā)展的戰(zhàn)略需求具有關(guān)鍵支撐作用。

    2.3 Zr合金研發(fā)及生產(chǎn)的國內(nèi)外差距

    具有自主化的核級海綿鋯生產(chǎn)技術(shù)尚未產(chǎn)業(yè)化

    目前僅有朝陽東鋯開發(fā)的鋯、鉿分離技術(shù)達(dá)到了100t級的規(guī)模并經(jīng)過了驗證。但其裝備水平和規(guī)模難以通過國家的核安全認(rèn)證，因此無法在工程中使用。

    已建成投產(chǎn)的大型海綿鋯生產(chǎn)企業(yè)國核維科鋯鉿有限公司，利用的技術(shù)為美國西屋公司轉(zhuǎn)讓技術(shù)，不具有自主知識產(chǎn)權(quán)，產(chǎn)品的使用還受到美國公司的嚴(yán)格控制。

    所以國內(nèi)海綿鋯（鉿）的產(chǎn)能還不足以支撐國內(nèi)自主發(fā)展核電、核動力堆及出口電站用料的需求。

    新一代鋯合金尚未實現(xiàn)商業(yè)化生產(chǎn)和應(yīng)用

    國內(nèi)新一代鋯合金堆外研究水平基本和國際同步，但是國外新合金如M5、Zirlo等已現(xiàn)了工業(yè)化生產(chǎn)，并在核電站得到了應(yīng)用，國外新研發(fā)的鋯合金也很快進(jìn)行了堆內(nèi)輻照考驗而國內(nèi)研發(fā)的新合金（N18、N36、C7等）仍處于工程化研發(fā)階段。

    國內(nèi)自主化堆芯用鋯合金結(jié)構(gòu)材料僅具備了小型核電站用Zr-4合金配套的生產(chǎn)能力，1991年正式并網(wǎng)發(fā)電的秦山核電站使用了西北有色院等研發(fā)的Zr-4合金材料？我國引進(jìn)核電站全部使用的是國外鋯合金材料，包括法國M5合金？美國西屋公司Zirlo合金和俄羅斯的E110鋯合金，造成目前我國大型核電站使用的鋯材全部依賴進(jìn)口的不安全局面。

    尚無自主化核心技術(shù)的核級鋯材生產(chǎn)企業(yè)

    國內(nèi)目前已建成的核級鋯材生產(chǎn)企業(yè)，均無自主知識產(chǎn)權(quán)的鋯合金專利產(chǎn)品生產(chǎn)核心技術(shù)，其鋯材生產(chǎn)技術(shù)及合金均依靠國外引進(jìn)。如中核阿海琺（上海）鋯合金管材有限公司生產(chǎn)M5合金材，其生產(chǎn)技術(shù)、生產(chǎn)管理均依靠法方提供。國核寶鈦鋯業(yè)股份公司引進(jìn)的是美國Zirlo合金材生產(chǎn)技術(shù)，目前自身并無自主知識產(chǎn)權(quán)的合金。由于多種原因，國內(nèi)還未能依托自主知識產(chǎn)權(quán)的鋯合金及制備技術(shù)建立的專業(yè)核級鋯材生產(chǎn)線。

    這種局面制約了我國核電自主發(fā)展，更無從談及走出國門，參與國際競爭。不樹立我國核電自主品牌，就不可能使我國從核電大國走向核電強國。

    雖然國內(nèi)在核級鋯材方面和國外存在著差距，但目前國內(nèi)企業(yè)已掌握了工程化條件下的核級海綿鋯生產(chǎn)技術(shù)及一整套鋯合金結(jié)構(gòu)材料的加工技術(shù)。因此適時加大投入力度，強化條件建設(shè)，就能加快具有自主知識產(chǎn)權(quán)鋯合金的產(chǎn)業(yè)化步伐，最終實現(xiàn)核電及核動力用鋯合金材料的自主化，并參與國際市場競爭。

    3 SiC包殼材料研究進(jìn)展

    鋯合金作為核燃料包殼材料已經(jīng)40多年了，在未來幾十年內(nèi)鋯合金仍將是壓水堆堆芯用主要包殼材料，但隨著核電技術(shù)的進(jìn)步，換料周期的增長，安全性要求的提升，尤其是2011年3月日本福島核電站事故中的氫氣爆炸給核電站造成了最嚴(yán)重的損害，并造成大量的放射性產(chǎn)物釋放事故，而爆炸的元兇———氫氣是灼熱蒸汽與過熱核燃料棒的鋯合金包殼接觸產(chǎn)生的。因此，研發(fā)具有一定程度包容事故能力的包殼材料，成為國際上核燃料領(lǐng)域發(fā)展的新方向。而SiC是一種極具應(yīng)用潛力的材料，有可能成為第4代核反應(yīng)堆的包殼材料。

    SiC/SiC復(fù)合材料與鋯合金相比有以下優(yōu)勢：①由于其熔點高（高純SiC熔點2730℃，Zr熔點1852℃），工作溫度極限很高（2000℃），所以在冷卻劑喪失（LOCA）事故發(fā)生時也不會發(fā)生危險。②由于SiC與水蒸氣反應(yīng)活性很低，發(fā)生失水事故時，溫度升高也不會產(chǎn)生大量氫氣發(fā)生危險，并且避免反應(yīng)放熱。③SiC水側(cè)腐蝕速率很低，可以大大延長換料周期。④相比鋯合金，SiC具有更低的中子吸收截面，可以節(jié)省約25%的燃料。⑤高的機械強度降低了磨損導(dǎo)致失效的幾率。⑥得益于SiC可以在LOCA工況下工作，可以提高約30%的功率。⑦核燃料燃燒更充分，提高功率，減少廢料的放射性，降低廢料處理難度。

    但與鋯合金包殼相比，SiC材料的劣勢有：①價格昂貴；②工藝不成熟，不能達(dá)到包殼管要求（尺寸，公差等）；③作為包殼管材料，工程應(yīng)用數(shù)據(jù)缺乏；④獲得許可證尚需漫長時間；⑤換用SiC做包殼，很多相關(guān)規(guī)格標(biāo)準(zhǔn)，甚至反應(yīng)堆熱工設(shè)計都需重新變動，比如UO2豐度、換料周期等。

    目前SiC復(fù)合材料包殼管一般有以下兩種類型：

    3.1 純SiC型

    純SiC型的結(jié)構(gòu)分內(nèi)、外兩層，如圖1所示：內(nèi)層為整體致密SiC層，防止氣態(tài)裂變產(chǎn)物外泄（見圖1a），圖1a中還標(biāo)注了內(nèi)層結(jié)構(gòu)的細(xì)節(jié)、外層為SiC/SiC復(fù)合材料層（纖維+滲入SiC）SiC纖維是提供機械強度，在發(fā)生事故時保持固態(tài)裂變產(chǎn)物不外泄，維持基本幾何形狀。其滲入SiC是增加致密度，并提供腐蝕保護(hù)，防止磨損。

    3.2 SiC金屬復(fù)合型

    這種包殼管將SiC材料與傳統(tǒng)的金屬材料復(fù)合制成包殼管，包殼管的形式為：金屬層+整體致密SiC層+纖維層結(jié)構(gòu)，圖2和圖3分別為碳化硅金屬復(fù)合型燃料棒樣品及結(jié)構(gòu)示意圖，從圖3看出，這種燃料棒分為內(nèi)層、中間層和外層3層復(fù)合結(jié)構(gòu)。內(nèi)層為金屬襯里，一般為傳統(tǒng)的鋯合金材料，主要起保證氣密性，防止氣態(tài)裂變氣體外泄，與傳統(tǒng)鋯合金燃料棒類似，包殼管兩端也采用焊接密封端口；中間層為整體致密SiC材料，主要增加包殼的強度，提升力學(xué)性能；外層為SiC纖維，與中間層的致密SiC間添加純碳潤滑層，通過滑動傳遞應(yīng)力，可獲得一定的延展性，并且具有良好的耐腐蝕性能。

    SiC包殼與水反應(yīng)緩慢，與傳統(tǒng)鋯合金包殼相比，可把產(chǎn)生氫氣的風(fēng)險降低幾千倍，避免福島核電站的類似事故，在正常工況條件下也具有老化慢？耐蝕性能好，使用壽期長的特點。但作為一種新型核電用材料，尚需投入大量基礎(chǔ)研究及工程應(yīng)用研究，才能進(jìn)一步走向?qū)嵱谩?/span>

    4 結(jié)語

    關(guān)于我國輕水反應(yīng)堆用包殼材料的研發(fā)工作謹(jǐn)提出以下幾點看法：

    1 鋯合金在未來幾十年內(nèi)仍是核反應(yīng)堆包殼材料的主要用材，開展新合金的研發(fā)，不斷提升鋯合金的性能是世界各國研究者共同的目標(biāo)。

    2 國內(nèi)在核級鋯材研制方面和國外存在著差距，但目前國內(nèi)企業(yè)已掌握了工程化條件下的核級海綿鋯生產(chǎn)技術(shù)及一整套鋯合金結(jié)構(gòu)材料的加工技術(shù)。因此適時加大投入力度，強化條件建設(shè)，就能加快具有自主知識產(chǎn)權(quán)鋯合金的產(chǎn)業(yè)化步伐，可最終實現(xiàn)核電及核動力用鋯合金材料的自主化，并參與國際市場競爭。

    3 SiC材料具有更高的熔點、更好的耐腐蝕性能，是一種極具應(yīng)用潛力的材料，有可能成為第4代核反應(yīng)堆的包殼材料，但還需投入大量研究。

    （本文版權(quán)屬于《中國材料進(jìn)展》）