合金资料在核电站中使用极度宽泛，在好多合金资料都在核电项目中使用，由于核电拥有新的热传导前提及特殊的环境前提，如辐照或冷却剂侵蚀等，要求所用合金资料必须能适合这些利用前提；强调合金资料的另一原因是，核电站系统比通例电站有更高的安全要求。

合金资料在压水堆核岛中，重要设备除反映堆及压力容器表，还有蒸汽产生器、反映堆冷却剂主泵机组、稳压器及主管路等。由于这些合金资料部件在核岛内的地位、作用和工况分歧，故合金资料的使用要求和环境前提也不尽一样，分歧水平地存在辐照或酸侵蚀等；不仅要思考通例的一些要求，如强度、韧性、焊接机能和冷热加工机能，并且须思考辐照带来的组织、机能、尺寸等变动，如晶间侵蚀、应力侵蚀、低应力脆断、合金资料间的相容性、与介质的相容性以及经济可行性等。

为便于从它们的服役特点中理解每个合金资料部件的职能、选择凭据，下面将压水反映堆核岛内沉要金属部件的工况、要求以及它们的所用合金资料系统简述如下。

合金资料包壳是指装载燃料芯体的密封表壳。其作用是预防裂变产品逸出和预防燃料受冷却剂的侵蚀以及有效地导出热能，在持久运行的前提下不使放射性裂变物逸出。核电站设备重要金属资料，合金资料最为刻薄内受裂变产品、表受冷却剂侵蚀和温度、压力的作用，并受到强烈的中子辐射和冷却剂的冲刷、振动以及内应力、热循环(开、停堆时)应力和燃料肿胀等作用。

因而，包壳合金资料应有以下机能：热中子吸收截面幼、感生放射性幼、半衰期短、强度高、塑韧性好、抗侵蚀性强、对晶间应力侵蚀和吸氢不敏感；热强机能、热不变性和抗辐照机能好；导热率高、热膨胀系数幼，与燃料和冷却剂相容性好；易于加工、便于焊接和成本低。

合适作为包壳的合金资料重要有铝及铝合金资料、镁合金资料、锆合金资料和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳。在压水堆中，重要选取了锆合金资料。这是由于其热中子吸收截面幼、导热率高、力学机能好，拥有优良的加工机能以及与二氧化铀有较好的相容性，尤其对合金资料高温水及水蒸汽也有优良的抗侵蚀性和热强性。