核材料（第Ⅱ部分）

歷史概述
7 核應(yīng)用中的鋯合金
7.1 歷史
7.2 制造與產(chǎn)品
7.3 堆內(nèi)行為
7.4 挑戰(zhàn)
7.5 致謝
7.6 參考文獻
8 結(jié)構(gòu)材料
8.1 緒言
8.2 法規(guī)、標準和質(zhì)保
8.3 水冷堆材料
8.4 加壓重水堆（PHWR）
8.5 快增殖堆（FBR）的結(jié)構(gòu)材料
8.6 先進型氣冷堆（AGR）
8.7 高溫氣冷堆（HTGR）
8.8 研究堆（RR）
8.9 堆外燃料循環(huán)部件的結(jié)構(gòu)材料
8.10 鳴謝
8.11 參考文獻
9 金屬的輻照損傷物理
9.1 引言
9.2 輻射與固體的基本相互作用
9.3 單個Frenkel對的產(chǎn)生
9.4 離位級聯(lián)
9.5 高溫時陷的產(chǎn)生和相互作用
9.6 致謝
9.7 參考文獻
10 聚變堆材料
11 混合氧化物燃料棒的性能
12 核廢料
索引