随着传统化石燃料能源危机进一步扩大,核能以其高效、安全、清洁等特点被视为解决这一危机的重要新能源之一。在众多核燃料当中,新型的高密度低浓度U-Mo/A1弥散燃料以其优越的性能成为国际防止核扩散RERTR计划的研究热点。核反应堆的稳定运行离不开核结构包壳材料的保护,锆基合金成为众多核结构包壳材料的首选。本文紧跟国内外研究热点,结合目前为止文献报道的实验数据,运用实验和CALPHAD方法对部分核材料体系U-Mo-A1、Zr-Ni-A1三元系的相平衡关系进行了研究,得到了合理的热力学参数和等温截面。具体工作如下：1.运用CALPHAD技术,结合文献调研的相图和热力学数据,采用Thermo-Calc热力学软件的PARROT模块对U-Mo二元系进行了热力学优化。其中液相和端际固溶体采用替换溶液模型,中间化合物采用计量比化合物模型,γ相的采用(j)LMo,uΦ=Aj+BjT+cjTInT+DjT2+EJT-1的相互作用参数。计算结果与实验值吻合较好。2.结合本工作的U-Mo二元系参数和文献中Al-Mo、Al-U(做部分修正)二元系参数和相应三元系实测相图,外推优化了U-Mo-Al三元系,计算了相应的等温截面和体系的液相面投影图,并根据计算结果合理解释了U-Mo/Al三元扩散偶界面反应的实验结果。3.采用合金淬火法,结合SEM.EDS和XRD等材料分析检测手段,对Zr-Ni-Al三元系1123K等温截面进行了实验测定,建立了富Zr和富Ni端的相平衡关系,确定了15个三相区和5条两相区的结线。