材料科学与技术丛书（第10B卷）：核材料（第2部分）

　　历史概述
　　7 核应用中的锆合金
　　7.1 历史
　　7.2 制造与产品
　　7.3 堆内行为
　　7.4 挑战
　　7.5 致谢
　　7.6 参考文献
　　8 结构材料
　　8.1 绪言
　　8.2 法规、标准和质保
　　8.3 水冷堆材料
　　8.4 加压重水堆（PHWR）
　　8.5 快增殖堆（FBR）的结构材料
　　8.6 先进型气冷堆（AGR）
　　8.7 高温气冷堆（HTGR）
　　8.8 研究堆（RR）
　　8.9 堆外燃料循环部件的结构材料
　　8.10 鸣谢
　　8.11 参考文献
　　9 金属的辐照损伤物理
　　9.1 引言
　　9.2 辐射与固体的基本相互作用
　　9.3 单个Frenkel对的产生
　　9.4 离位级联
　　9.5 高温时陷的产生和相互作用
　　9.6 致谢
　　9.7 参考文献
　　10 聚变堆材料
　　11 混合氧化物燃料棒的性能
　　12 核废料
　　索引

　　    《材料科学与技术丛书（第10B卷）：核材料（第2部分）》主要介绍核材料。第7章至第12章分别介绍了核应用中的锆合金、结构材料、金属的辐照损伤物理、取变堆材料、混合氧化物燃材棒的性能、核废料等。
　　    本卷可供材料科学、原子能、航空、航天、电子、生物、医学等研究、教学及生产的科学技术工作者阅读、参考。