广义的核材料是核工业及核科学研究中所专用的材料的总称。包括核燃料及核工程材料（即非核燃料材料）。但人们通常说的核材料主要是指用于反应堆的各部分的材料，故又称反应堆材料。

用于核工程(或原子能工程)的各 种材料。核工程包括两类：

①基于核裂 变反应的反应堆工程和原子弹；

②基于核聚变反应的聚变堆工程和氢弹。

但人们通常说的核材料主要是指用于反应堆的各部分的材料，故又称反应堆材料。这是因为核反应堆的发展 已较成熟，全世界大约已有上千座反 应堆投入运行，而聚变堆至今仍在研 究阶段。反应堆材料包括在中子轰击 下原子核能发生裂变的核燃料、核燃 料元件的包壳材料、冷却剂、中子慢化材料(减速剂)、强烈吸收中子的控制 (棒)材料和防止中子泄漏到反应堆外 的反射(层)材料。

用于建造反应堆的材料，包括核燃料、冷却剂材料、慢化材料、结构材料、控制材料、屏蔽材料等，它已形成一个材料体系。反应堆材料除了应具有一般工程材料所具有的性能外，还应有良好的核物理性能，以及能很好地与反应堆环境相容的特性。

对反应堆材料的研究主要着重于其核物理性能、辐照效应、化学相容性等的研究，以及与各种应用有关的性能研究。这种研究大大拓宽了材料科学技术的发展和应用。

用于导出反应堆内核裂变产生热量的工作介质材料，主要有气态和液态两类。常见的液态冷却剂材料有水、重水以及液态金属——钠、钠钾合金、铋、铅铋合金等。常见的气体冷却剂材料有二氧化碳(CO2)、空气和氦气(He)等。(见反应堆冷却剂材料)

在热中子反应堆中用于将裂变中子慢化成热中子的材料，亦称慢化剂、减速剂(见中子慢化)。常用慢化材料有固态的和液态的两类。固态慢化材料有石墨、铍及氧化铍。常用的液态慢化材料有轻水及重水，此外还有有机慢化材料。对于慢化材料，除了要求其具有优良的核性能外， 还要求其有良好的工程使用性能。(见反应堆慢化剂材料)

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。选择商用反应堆结构材料时，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。核级高韧性低合金钢、不锈钢、基合金等广泛用作堆芯结构材料和反应堆压力容器材料。锆合金广泛用于燃料(棒) 包壳材料和燃料组件结构材料。

用于制造控制反应堆反应性的控制元件的材料，此类材料具有强吸收中子性质。这类材料有铪、银-铟-镉合金、含硼材料和稀土材料中的钐、铒、铕、钆以及它们的某些氧化物和碳化物。(见反应堆控制材料)

反应堆结构中用于减弱各种射线、避免使工作人员及设备遭受辐照损伤的设施所用的材料， 主要有铅、铁、重混凝土、水等材料。

是指能产生裂变或聚变核反应并释放出巨大核能的物质。核燃料可分为裂变燃料和聚变燃料(或称热核燃料)两大类。裂变燃料主要指易裂变核素如铀235、钚239和铀233等。此外，由于铀238和钍232是能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在一定条件下也可产生裂变，所以习惯上也称其为核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂6和其化合物等。

核工程材料是指反应堆及核燃料循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化剂、冷却剂、屏蔽材料等等。例如特种铝合金、铍、特种不锈钢、特种陶瓷、高分子材料等。

是指吸收中子后可发生链式反应的核素或可新生成易裂变核素的可转换材料。235U、239pu、233U的中子诱发裂变的能量阈值为零，它们被称作易裂变核素，即是能在热中子反应堆中使用的核燃料。232Th和238U吸收中子后，可生成新的易裂变材料233U和239pu，232Th和238U被称为可转换材料。238U和232Th资源丰富，为核能的利用提供了广阔的材料来源。核材料均是放射性核素，使用时必须注意防护。对Pu、233U、浓缩度超过20%的235U实行严格控制与管理，防止上述特种核材料被盗，用来非法生产核武器。

安全保障规程适用于燃料循环的全部环节，包括燃料制造、发电、燃料后处理、贮存和运输。核材料必须置于设有多重实体屏障的保护区内，并实行全面管制与统计，防止损失与扩散。

数据显示，截至2011年1月，全球运行的核电机组共442个。国际原子能机构预计，到2030年，全球运行核电站将可能在2011年1月的基础上增加约300座。世界核能协会预计，到2015年，全世界可能平均每5天就会开工一个装机容量约1000兆瓦的核电站。

截至2010年末，我国核电装机容量突破1000万千瓦，达1082万千瓦，在建规模达26台2914万千瓦。按照“十二五”开工4000万千瓦计算，核电建设周期一般为5年，至2020年我国核电在运机组将接近8000万千瓦。预计2011-2020年核电市场总投资额将达到9800亿元，年平均投资额接近1000亿元。

此次日本大地震引发的核泄漏无疑将引发国内对于核电安全的担忧。分析认为，日本核泄漏会增加国内对于核安全的忧虑，以及影响到国家未来的核电规划，但是“积极发展”的整体核电发展战略不会发生根本性改变。

2009年，全球已探明铀矿储量为630万吨。全球铀矿资源主要分布于澳大利亚、哈萨克斯坦、美国、巴西、加拿大、南非等国家，而高品位铀矿主要在加拿大，目前世界上最大的铀矿位于加拿大的阿萨巴斯卡盆地。据WNA统计，2009年全球铀产量为50772吨。

2009年，我国天然铀产量近1000吨，需天然铀1600吨左右。2010年，我国需天然铀1900吨左右。随着我国核电装机容量的不断增加，核电行业对铀的需求量将会不断增长，我国铀市场前景看好。如果2020年我国核电装机容量为8000万千瓦，则年需天然铀14000吨左右。

随着我国核电装机容量的逐年增加，一方面带来锆材的新增需求，另一方面每年对锆材的更新需求也不断增加，核级锆材的高增长将一直延续到2020年，预计2020年我国锆材需求量将达到1200吨。

假设2020年前的核能项目中15%采用快堆，按我国试验快堆的核级钠用量(65MW用量350吨)，国内快中子反应堆将产生近56377吨的核级钠需求，2011-2020年，平均每年核级钠需求量为5337.7吨。

中国正在加大能源结构调整力度。积极发展核电、风电、水电等清洁优质能源已刻不容缓。中国能源结构仍以煤炭为主体，清洁优质能源的比重偏低。中国目前建成和在建的核电站总装机容量为870万千瓦，预计到2010年中国核电装机容量约为2000万千瓦，2020年约为4000万千瓦。到2050年，根据不同部门的估算，中国核电装机容量可以分为高中低三种方案：高方案为3.6亿千瓦（约占中国电力总装机容量的30%），中方案为2.4亿千瓦（约占中国电力总装机容量的20%），低方案为1.2亿千瓦（约占中国电力总装机容量的10%）。

中国国家发展改革委员会正在制定中国核电发展民用工业规划，准备到2020年中国电力总装机容量预计为9亿千瓦时，核电的比重将占电力总容量的4%，即是中国核电在2020年时将为3600-4000万千瓦。也就是说，到2020年中国将建成40座相当于大亚湾那样的百万千瓦级的核电站。

从核电发展总趋势来看，中国核电发展的技术路线和战略路线早已明确并正在执行，当前发展压水堆，中期发展快中子堆，远期发展聚变堆。具体地说就是，近期发展热中子反应堆核电站；为了充分利用铀资源，采用铀钚循环的技术路线，中期发展快中子增殖反应堆核电站；远期发展聚变堆核电站，从而基本上“永远”解决能源需求的矛盾。