Материаловедческие аспекты основ проектирования и конструирования тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов

Московский государственный технический университет  

имени Н.Э. Баумана 

В.И. Солонин, А.С. Сотников 

Материаловедческие аспекты 

основ проектирования и конструирования 

тепловыделяющих элементов 

энергетических ядерных реакторов 

 

Учебное пособие 

 
 

УДК 669.296:621.039 
ББК 31.46 
         C60 
Издание доступно в электронном виде на портале ebooks.bmstu.ru 
по адресу: http://ebooks.bmstu.ru/catalog/189/book1277.html 
Факультет «Энергомашиностроение» 
Кафедра «Ядерные реакторы и установки» 

Рекомендовано Редакционно-издательским советом  
МГТУ им. Н.Э. Баумана в качестве учебного пособия 
Рецензенты: 
д-р техн. наук В.Б. Иванов, канд. техн. наук И.Г. Суровцев 
    Солонин, В. И. 
Материаловедческие аспекты основ проектирования  
и конструирования тепловыделяющих элементов энерге- 
тических ядерных реакторов : учебное пособие / В. И. Солонин, А. С. Сотников.  — Москва : Издательство МГТУ 
им. Н. Э. Баумана, 2015. — 221, [3] с.  

ISBN 978-5-7038-4228-7 

 Изложены принципы разработки твэлов  энергетических ядерных реакторов. Рассмотрены принципы разработки конструкторской 
и технологической документации. Представлены основы промышленной разработки, технологические и эксплуатационные свойства 
отечественных и зарубежных циркониевых сплавов. Проанализированы ядерно-физические процессы в материалах. Сформулированы 
проектные критерии, обеспечивающие надежную и безопасную эксплуатацию твэлов. Рассмотрены вопросы контроля, гарантий и обеспечения качества при производстве ядерного топлива.  
Пособие соответствует программам курсов конструкторскотехнологического цикла по специальности «Ядерные реакторы и материалы», а также может быть полезно для студентов, обучающихся 
по специальности «Физика металлов», аспирантов и научных работников, специализирующихся в области разработки и исследований 
конструкционных и ядерных материалов для ядерной индустрии. 

УДК 669.296:621.039 
ББК 31.46 

                            
© МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2015 
© Оформление. Издательство 
ISBN 978-5-7038-4228-7                                  МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2015 

С60 

Посвящается 
Михаилу Ивановичу Солонину 

ПРЕДИСЛОВИЕ 

Конструкция и качество тепловыделяющих элементов (твэлов) 
ядерных реакторов определяют не только безопасность работы атомных электростанций (АЭС), но и в значительной степени экономику 
ядерной энергетики. Разработка твэлов, которым придают внешне 
простые геометрические формы, требует глубоких знаний в области 
нейтронно-физических, теплогидравлических процессов, механики 
напряженно-деформированного состояния, а также исчерпывающих 
сведений о свойствах используемых материалов, их изменении в 
условиях работы твэлов в реакторах, включая условия учитываемых 
в проектах и запроектных тяжелых аварий, несмотря на очень низкую 
вероятность последних (менее 10–5…10–6 событий в год).  
Вопросам, важным для разработки, производства и эксплуатации твэлов, посвящено огромное количество публикаций, монографий, методических пособий. В их числе фундаментальное издание 
Высокотехнологического 
научно-исследовательского 
института 
неорганических материалов (ВНИИНМ) им. А.А. Бочвара авторов 
Ф.Г. Решетникова, Ю.К. Бибилашвили, И.С. Головнина и других 
«Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов» (1995), в котором впервые комплексно рассмотрены все стадии использования твэлов в активных 
зонах энергетических реакторов. 
В настоящем пособии предпринята попытка систематизации полученных после 1995 г. данных по разработке твэлов с учетом подхода к их созданию, изложенного в указанном издании ВНИИНМ  
им. А.А. Бочвара. Издание ориентировано на целевую функцию подготовки конструкторских кадров — умение обосновывать выбор 
ядерных и конструкционных материалов для твэлов ядерных реакторов. Речь идет в первую очередь о реакторах с легкой водой, сооружение которых будет продолжено до 2030 г. Относительно меньшее 
внимание уделено твэлам быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.  
Вопросы разработки твэлов для инновационных ядерных реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, системно исследуемые в настоящее время, возможно, будут изложены во втором издании настоящего пособия. 

Авторы выражают глубокую благодарность инженерам кафедры «Ядерные реакторы и установки» Л.Ю. Тарасовой, М.В. Огурцовой, сотрудникам ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, выпускникам 
кафедры аспиранту И.Р. Сергиенко и младшему научному сотруднику А.С. Шаврину за помощь при подготовке материалов, использованных в настоящем пособии. 
 
 

ВВЕДЕНИЕ 

В ХХI в. неизбежен значительный рост мирового энергопотребления. Ограниченность мировых ресурсов органических видов 
топлива, малая мощность гидроэнергетических станций и других 
альтернативных источников энергии к середине века приведут, по 
самым скромным оценкам, к увеличению потребления энергии в 
2,5–3 раза, причем цены на топливо и энергию вырастут более чем 
на 30…50 %. Использование атомной энергии — один из кратчайших путей к уменьшению напряжения на нефтяном рынке и 
повышению энергетической стабильности в мире. 
Актуальной проблемой ядерной энергетики России при эксплуатации действующих реакторов и создании реакторов нового 
поколения является продление срока их службы и повышение эффективности работы реакторов АЭС на основе более полного выгорания ядерного топлива и увеличения продолжительности топливных кампаний. 
Одно из важных направлений стратегии развития атомной энергетики России до 2020 г. — создание АЭС с реакторами большой 
мощности (проект «АЭС-2006», в соответствии с которым предполагается создание водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) 
мощностью 1200 и 1500 МВт). Наряду с этим поставлена задача достижения среднего выгорания топлива в твэлах реакторов типа ВВЭР 
до 65…80 МВт сут/кгU и увеличение продолжительности топливных кампаний до шести–семи лет, а в твэлах реакторов большой 
мощности канальных (РБМК) — до 40 МВт сут/кгU и 10-летних 
кампаний. Кроме того, по оценкам Росатома, в перспективе до 2030 г. 
российские атомщики претендуют на сооружение 70–80 энергоблоков в России и за рубежом. Ключевой момент в решении поставленных задач — исследование конструкционных и топливных материалов. 
Основу современной мировой ядерной энергетики составляют 
реакторы на тепловых нейтронах, где в активных зонах в качестве 
базового конструкционного материала для ответственных элементов тепловыделяющих сборок (ТВС) используются циркониевые 

сплавы. Однако необходимо помнить, что при современном уровне 
развития ядерной индустрии главная роль в создании крупномасштабной ядерной энергетики ХХI в., по меньшей мере на первом 
этапе этого процесса, принадлежит быстрым натриевым реакторам, 
позволяющим перейти на новую технологическую платформу, обеспечив замыкание топливного цикла по урану и плутонию (направление разработок «Прорыв»). Созданные российскими специалистами циркониевые сплавы и их модификации, а также радиационно стойкие стали аустенитного и ферритно-мартенситного классов, 
включая полученные методом порошковой металлургии и дисперсно-упрочненные оксидами, по своей работоспособности в реакторах 
занимают лидирующее положение.  
Представленный в учебном пособии материал об основах проектирования и конструирования твэлов энергетических ядерных 
реакторов типа ВВЭР, РБМК, реакторов на быстрых нейтронах и 
создаваемых конструкций твэлов для реакторов нового поколения 
актуален и будет интересен студентам, которые только знакомятся 
с конструкционными и топливным материалами, а также аспирантам и научным сотрудникам, специализирующимся в области изучения конструкционных и топливных материалов. 

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ 

АРК — (кассета) автоматического регулирования и компенсации 
АЭС — атомная электростанция 
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор (вода выполняет функцию замедлителя нейтронов и теплоносителя) 
ГПД — газообразные продукты деления 
ГПУ— гексагональная плотноупакованная (кристаллическая 
решетка) 
ГЦК — гранецентрированная кубическая (кристаллическая 
решетка) 
ГЦН — главный циркуляционный насос 
ЗГР — замедленное гидридное растрескивание 
КИУМ — коэффициент использования установленной мощности 
КМПЦ — контур многократной принудительной циркуляции 
КРН — коррозионное растрескивание под напряжением  
МОКС-топливо (от англ. МОХ Fuel — Mixed OXide Fuel) — 
смешанное уран-плутониевое оксидное топливо 
МПА — максимальная проектная авария 
ННЭ — нарушение нормальных условий эксплуатации 
НЭ — нормальные условия эксплуатации 
ОЦК — объемно-центрированная кубическая (кристаллическая 
решетка) 
ОЯТ — отработавшее ядерное топливо 
ПС — поглощающий стержень 
ПЭЛ — поглощающий элемент 
ПЭМ — поляризованная электронная микроскопия 
РБМК — реактор большой мощности канальный (с кипящим 
теплоносителем и графитовым замедлителем) 
РК — рабочая кассета 
СВП — стержень выгорающего поглотителя 
СКК — статистический контроль качества 
сна — (число) смещений на атом (мера повреждающей дозы 
облучения) 

СТП — стандарт предприятия 
ТВС — тепловыделяющая сборка 
твэл — тепловыделяющий элемент 
ТЗ — техническое задание 
ТМО — термомеханическая обработка 
ЦДР — циркониевая дистанционирующая решетка 
ЯТЦ — ядерный топливный цикл 
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка 
 
AGR (Advanced Gas-coold Reactor) — газоохлаждаемый реактор 
BWR (Boiling Water Reactor) — реактор с кипящей водой 
CANDU (CANada Deiterium Uranium) — реактор с тяжелой водой под давлением 
DHC (Delayed Hidride Cracing) — разрушение по механизму 
гидридного растрескивания 
HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор 
IDR (Integrated Dry Route) — процесс переработки в ротационной печи 
LOCA (Loss of Coolant Accident) — авария с потерей теплоносителя 
LWR (Light Water Reactor) — легководный реактор 
Magnox (Magnezium Oxide) — реактор, в котором теплоносителем является углекислый газ, а замедлителем — графит 
PCI (Pellet-Cladding Interaction) — взаимодействие топлива и 
оболочки 
PHWR (Pressured Heavy Water Reactor) — реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением  
ppm (миллионная доля, пропромилле) — единица измерения 
относительных величин, равная 110–6 базового показателя 
PWR (Pressurized Water Reactor) — реактор с водой под давлением 
 

Г л а в а  1. ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО — ОСНОВА ЯДЕРНОЙ 
ЭНЕРГЕТИКИ  

1.1. Истоки и развитие ядерной энергетики 

История гражданской ядерной энергетики началась в 1954 г., 
когда в Советском Союзе была сдана в эксплуатацию первая АЭС 
мощностью 5000 кВт. За сравнительно короткий срок ядерная 
энергетика прошла такой путь развития, какой тепловая энергетика проделала более чем за 100 лет. Масштабы строительства,  
планы развития АЭС в нашей стране и в других странах свидетельствуют о все возрастающей и даже решающей для некоторых 
государств роли ядерной энергетики. Атомные энергетические 
установки используются в космических аппаратах и ледоколах, 
мощных энергоблоках, предназначенных для выработки электроэнергии, исследуется возможность применения их для теплоснабжения городов, обеспечения металлургических и химических производств. 
Современная ядерная энергетика имеет в своем арсенале 
большое число типов ядерных энергетических реакторов. Они различаются по теплоносителю, использованию нейтронов (тепловых 
или быстрых), составу загруженного топлива. Характеристики реактора определяют конструкцию твэлов, являющихся важнейшей 
частью активной зоны реактора. 
В Советском Союзе был взят курс на освоение и сооружение 
ВВЭР, уран-графитовых реакторов канального типа и реакторов на 
быстрых нейтронах. 
Ожидаемое к середине XXI в. удвоение численности населения 
Земли, в основном за счет развивающихся стран, приобщение их к 
индустриальному развитию может привести (даже если исходить 
из очень низких темпов роста) к удвоению мировой потребности в 
первичной энергии и к утроению (до 6000 ГВт) потребления электрической энергии. Атомная энергетика может удовлетворить существенную часть прироста мировой потребности в топливе и 
энергии (до 4000 ГВт). Достижение к середине XXI в. мировой 

ядерной энергетикой такого масштаба явилось бы радикальным 
средством стабилизации потребления обычных видов топлив, 
предотвращения следующих кризисных явлений:  
 истощения дешевых ресурсов углеводородных топлив и возникновения конфликтов вокруг их источников, дестабилизации 
мирового топливного рынка;  
 достижения опасных пределов выбросов продуктов химического горения.  
Энергетическая безопасность в перспективе останется одним из 
ключевых факторов, определяющих политику многих стран, особенно имеющих скромные запасы ископаемых видов топлива. Геополитика предложения природного газа, который во многих странах 
выбран в качестве основного энергоносителя, на ближайшее будущее, вероятно, будет усложняться по мере увеличения потребности в 
электроэнергии. Отсутствие географической корреляции спроса и 
предложения, характерное для рынка газа и нефти, отражается в политике некоторых стран, которые предлагают формировать цены на 
энергоносители с учетом энергетической безопасности.  
По данным Международного агентства по атомной энергии  
(МАГАТЭ), АЭС работают в 30 странах мира. На конец 2011 г. в этих 
странах насчитывалось 435 работающих и 63 строящихся атомных 
энергоблоков. Среди действующих ядерных энергоблоков, производящих электроэнергию, преобладают реакторы PWR (Pressurized  
Water Reactor — реактор с водой под давлением) (60 %) и BWR  
(Boiling Water Reactor — реактор с кипящей водой) (20 %).  
Прогнозы о доле ядерной энергетики в энергообеспечении мирового энергопотребления существенно различаются. По мнению специалистов Мирового энергетического совета, доля ядерной энергетики к 2050 г. в мировом энергобалансе не превысит 10 %. По прогнозу 
Института систем энергетики (Сибирское отделение РАН), общий 
вклад ядерной энергетики в мировой энергетический баланс может 
возрасти к 2100 г. до 30 %. МАГАТЭ прогнозирует снижение  
к 2020 г. доли ядерной энергетики в производстве электричества 
примерно до 10 %  (по сравнению с современными 16 %) при сохранении общей установленной мощности атомных энергоблоков. Министерство энергетики США в качестве наиболее вероятного сценария рассматривает снижение к 2020 г. установленной мощности 
атомных энергоблоков на 10  % в мире и на 25 %  в развитых странах. 
Институт энергетических исследований РАН указывает на возможность увеличения производства электроэнергии на АЭС России с  
120 млрд кВт  ч (1999 г.) до 330 млрд  кВт  ч к  2020 г.