Конструкционные и функциональные материалы ядерных энергетических установок

Допущено
Министерством образования
Республики Беларусь
в качестве учебного пособия
для студентов
учреждений высшего образования
по специальности
«Ядерные физика и технологии»

 Минск
      «Вышэйшая школа»
2021

Конструкционные
и функциональные
материалы
ядерных
энергетических
установок

УДК 621.039.1(075.8)
ББК 31.4я73

К65

А в т о р ы: И.И. Чернов, В.В. Углов, Б.А. Калин, М.С. Стальцов, А.В. Тенишев, 

Н.Н. Черенда

Р е ц е н з е н т ы : кафедра тепловых электрических станций Белорусского нацио
нального технического университета (заведующий кафедрой доктор технических наук, 
профессор Н.Б. Карницкий); академик Национальной академии наук Беларуси А.П. Ласковнев

Конструкционные и функциональные материалы ядерных 

энергетических установок : учебное пособие / И.И. Чернов 
[и др.]. – Минск : Вышэйшая школа, 2021. – 239 с. : ил.

ISBN 978-985-06-3320-0.

Посвящено конструкционным и функциональным материалам, используемым 

в ядерно-энергетических установках. Ознакамливает читателей с физическими 
принципами создания новых материалов с особыми свойствами, а  также с областями использования этих материалов для решения конкретных материаловедческих задач. Рассмотрены основные виды и свойства ядерного топ лива, материалы 
с малым сечением захвата тепловых нейтронов, замедлители и отражатели нейтронов, системы управления и защиты реакторов от ионизирующего излучения. Направлено на более глубокое изучение свойств реакторных материалов, областей их 
применения и получение разносторонних знаний в области материаловедения.

Предназначено для студентов учреждений высшего образования по специаль
ности «Ядерные физика и технологии».

УДК 621.039.1(075.8) 

ББК 31.4я73  

Все права на данное издание защищены. Воспроизведение всей книги или любой ее части 

не может быть осуществлено без разрешения издательства.

ISBN 978-985-06-3320-0 
© Оформление. УП «Издательство

 
“Вы шэйшая школа”», 2021

К65

ПРЕДИСЛОВИЕ

Развитие производственных сил общества требует использования все 
новых видов материалов с определенным набором свойств, в том числе 
уникальных, позволяющих сохранять рабочие параметры деталей и 
устройств в особых условиях применения (низкие и высокие температуры, агрессивные среды, интенсивные радиационные и электромагнитные поля и др.).
Важная причина создания новых материалов со специфическими 
свойствами – ускоренное развитие высокотехнологичных отраслей традиционной и ядерной энергетики, военной и химической промышленности, авиационной и космической техники, медицинской техники, 
приборостроения, микроэлектроники и т.д.
В технической отрасли заложено использование материалов, которые можно разделить на два класса: конструкционные материалы, несущие нагрузку, и функциональные материалы, работающие в ненагруженном или слабонагруженном состоянии, но обладающие определенным физическим свойством. Иногда материалы одновременно могут 
быть и конструкционными, и функциональными, например, оболочки 
тепловыделяющих элементов реактора на тепловых нейтронах, выполненные из циркониевого сплава. Такие оболочки несут механическую 
нагрузку и имеют малое сечение захвата тепловых нейтронов. Естественной является сильная зависимость свойств материалов от воздействия внешних факторов: механических нагрузок, температуры, агрессивных коррозионных сред, радиационных полей и т.д. В связи с этим, 
чтобы обеспечить сохранение работоспособности материалов в рабочих 
условиях, необходимо знание принципов их создания и изменения 
свойств при различном внешнем воздействии.
Цель данного пособия – ознакомить студентов с физическими принципами создания реакторных конструкционных и топливных материалов, обладающих заданными свойствами, а также с областями применения конструкционных и функциональных материалов в ядерных 
энергетических установках.
Пособие написано в соответствии с программами учебных дисциплин «Конструкционные и функциональные материалы», «Материалы 
с особыми физическими свойствами», «Физическое материаловедение», 
«Реакторное материаловедение», являющихся составной частью учебных дисциплин 22.03.01 «Материаловедение и технологии материалов» 
(направленность «Физика материалов и процессов») и 22.04.01 «Материаловедение и технологии материалов» (направленность «Разработка материалов для инновационных технологий» для студентов 

На ционального исследовательского ядерного университета «МИФИ» и 
направленность «Конструкционные и функциональные материалы 
ядерно-энергетических установок» для студентов Белорусского государственного университета, Белорусского национального технического университета. Предназначено для студентов старших курсов и аспирантов, специализирующихся в области реакторного и радиационного 
материаловедения, атомной энергетики, изучивших курсы общей физики, физики прочности, основ материаловедения, радиационной физики твердого тела и осваивающих смежные спе циальности.
Авторы выражают благодарность за ценные замечания и предложения рецензентам: академику НАН Беларуси А.П. Ласковневу, сотрудникам кафедры «Тепловые электрические станции» Белорусского национального технического университета, в частности заведующему кафедрой доктору технических наук, профессору Н.Б. Карницкому и доцентам А.Г. Герасимовой и С.М. Качан.
Для улучшения содержания учебного издания авторы будут признательны всем читателям за отмеченные недостатки, замечания и 
предложения, которые можно отправлять на электронные адреса: 
IIChernov@mephi.ru; uglov@bsu.by; BAKalin@mephi.ru; m.staltsov@gmail.
com; avt@onil709.ru

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЗ – активная зона
АТЭЦ – атомная теплоэлектроцентраль
АЭС – атомная электростанция
ВВЭР-СКД – водо-водяной энергетический реактор с водой сверхкристаллического давления
ВВЭРД – водо-водяной энергетический реактор под давлением (корпусной)
ВВЭРК – водо-водяной энергетический реактор кипящий
ВКУ – внутрикорпусные устройства
ВТГР – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
ВТРО – высокотемпературное радиационное охрупчивание
ВХР – водно-химический режим
ГБР – газовый реактор на быстрых нейтронах
ГГР – газо-графитовый реактор
ГНЦ – главный циркуляционный насос
ГПД – газообразные продукты деления
ГПУ – гексагональная плотноупакованная (структура)
ГЦК – гранецентрированная кубическая (структура)
ГЦТ – гранецентрированная тетраэдрическая (структура) (SIPA – stressinduced preferential absorption)
ДРР – деформация радиационного роста
ДУО – дисперсное упрочнение оксидами
ЖМ – жидкий металл
ЖМТ – жидкометаллический теплоноситель
ЖСР – жидко-солевой реактор
ЗГР – замедленное гидридное растрескивание
ИНПА – индуцированная напряжением преимущественная абсорбция 
точечных дефектов
КВ – коэффициент воспроизводства
КМ – конструкционный материал
КПД – коэффициент полезного действия
КРН – коррозионное растрескивание под напряжением
ЛГО – локальная глубина окисления
ЛЭ – легирующий элемент
МЗП – межзеренные пузырьки
МКК – межкристаллитная коррозия
МРС – магнетронные распылительные системы
НВАЭС – Ново-Воронежская атомная электростанция
НТРО – низкотемпературное радиационное охрупчивание
ОЦК – объемноцентрированная кубическая (структура)
ПД – продукт деления
РБМК – реактор большой мощности канальный

РБН – реактор на быстрых нейтронах
РЗМ – редкоземельные металлы
САП – спеченные алюминиевые порошки
СБР  – свинцовый реактор на быстрых нейтронах
СВП – стержневые выгорающие поглотители
СУЗ – система управления и защиты
СФС – структурно-фазовое состояние
ТВС – тепловыделяющая сборка
ТВЭГ – тепловыделяющий элемент, в оболочке которого размещаются 
топливные таблетки из смеси диоксида урана и оксида гадолиния
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент
ТМ – тяжелый металл
ТПД – твердые продукты деления
ТУ – технические условия
ТЭЦ – теплоэлектроцентраль
ХД – холодная деформация
ЯТ – ядерное топливо
ЯЭУ – ядерная энергетическая установка
BWR – boiling water reactor (реактор кипящий типа ВВЭРК)
CANDU – Canada Deuterium Uranium (канадский дейтериевый реактор)
LOCA – Loss of Coolant Accident (авария с потерей теплоносителя)
MOX – Mixed­Oxide fuel (смешанное уран-плутониевое оксидное топливо)
ppm – parts per million (частей на миллион)
PWR – pressurized water reactor (реактор корпусной типа ВВЭРД)

1
КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ 
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Материалы, используемые в ядерных реакторах, можно разделить на 
два класса: конструкционные и функциональные. 
Конструкционные материалы (КМ) обеспечивают прочность конструктивных элементов реактора, т.е. несут механическую нагрузку. 
К таким материалам относятся сплавы циркония, алюминия, магния в 
активной зоне реакторов на тепловых нейтронах и стали в реакторах на 
быстрых нейтронах. Кроме того, в газо-графитовых реакторах (ГГР) и 
реакторах большой мощности канальных (РБМК) в качестве КМ используется ядерный графит. 
Функциональные материалы обеспечивают определенные физические свойства, не неся механическую нагрузку или работая в слабонагруженном состоянии. К ним относятся ядерное топливо (ЯТ), замедлители, поглотители и отражатели нейтронов (и изделия на их основе 
такие, как стержни системы управления и защиты (СУЗ) реактора и т.д. 
Иногда материалы в реакторе одновременно обеспечивают конструктивную прочность и функциональное свойство. Например, имеющие 
малое сечение захвата тепловых нейтронов (функциональное свойство) 
сплавы циркония, алюминия, магния являются и конструкционными 
материалами реакторов на тепловых нейтронах.

1.1. Типы атомных реакторов

Существует множество видов классификации ядерных энергетических установок (ЯЭУ): теоретически возможны более 100 разных типов 
реакторов, различающихся количеством тепловых контуров, видом ЯТ, 
замедлителем, теплоносителем, назначением и т.д. Тем не менее определяющей является классификация по числу контуров: технологическая 
схема атомной электростанции (АЭС) зависит от типа реактора, вида 
теплоносителя и замедлителя, а также от ряда других факторов, она может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис. 1.1).
В одноконтурном реакторе (РБМК, BWR, ВК-50 (ВВЭРК – водо-водяной энергетический реактор кипящий) в России) (см. рис. 1, а) пароводяная смесь после активной зоны (АЗ) (1) направляется в барабансепаратор для отделения пара, из которого насыщенный пар поступает 
в турбину (6). После турбины отработавший пар идет в конденсатор (8), 

а оттуда насосом (9) подается обратно в реакторный контур. Циркуляция теплоносителя в реакторном контуре может быть принудительной 
с помощью насосов 9 или естественной.
На АЭС с РБМК применяется только принудительная циркуляция. 
Все оборудование на одноконтурной АЭС работает в радиационных условиях, так как контуры теплоносителя и рабочего тела совмещены, 
а активированная вода в виде пара поступает на турбину. Это усложняет 
эксплуатацию и ремонт оборудования. Однако схема такой станции 
проста, и параметры рабочего тела равны параметрам теплоносителя.
На двухконтурной АЭС с реакторами ВВЭРД или PWR (см. 
рис. 1.1, б) контур теплоносителя работает в радиационных условиях 
(первый контур). Теплоноситель – вода (без кипения) – с помощью 
главных циркуляционных насосов (ГНЦ) (9) подается в АЗ (1) и далее 
поступает в парогенератор (10), где отдает тепло рабочему телу второго 
контура. Вода практически несжимаема, поэтому для безопасной работы реактора на контуре циркуляции теплоносителя устанавливают компенсатор давления, поддерживающий давление в первом контуре постоянным.

~
2
6

8
9
13

7

1

~
2
6

8

9

7

1

9

9

3
4
5

11
10

12

~
2
6

8

7

1

9

9

3
4

10

12

а
б

в

Рис. 1.1. Технологические схемы АЭС: 
а – одноконтурная; б – двухконтурная; в – трехконтурная:
1 – реактор с первичной биологической защитой; 2 – вторичная биологическая защита; 3 – первый 
контур теплоносителя; 4 – второй контур; 5 – третий контур теплоносителя; 6 – турбина; 7 – генератор; 8 – конденсатор (или газоохладитель); 9 – насосы (или компрессоры) теплоносителя; 10 – парогенератор; 11 – теплообменник; 12 – регенеративный подогреватель высокого давления; 13 – регенеративный подогреватель низкого давления

Для двухконтурной АЭС с газовым теплоносителем (ГГР, высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (ВТГР)) компенсатор давления отсутствует. Пар, вырабатываемый в парогенераторе, направляется 
на турбину (6), после конденсации отработавшего пара в конденсаторе 
(8) насосом (9) конденсат подается обратно в парогенератор (10). 
Передача тепла в парогенераторе через поверхность требует перепада температур между теплоносителем и рабочим телом. Стремление 
не допустить кипения в реакторе обуславливает создание давления в 
первом контуре существенно выше давления во втором контуре. 
По этой причине параметры рабочего тела на двухконтурной АЭС 
с ВВЭР всегда ниже параметров теплоносителя. 
На двухконтурной АЭС с газовым теплоносителем давление рабочего тела превышает давление теплоносителя, так как у газов отсутствует 
зависимость давления от температуры, а у воды давление и температура 
жестко связаны. 
На трехконтурных АЭС (БН-600, БН-800) (см. рис. 1.1, в) в качестве 
теплоносителя используют натрий. Если бы реактор был двухконтурным (натрий в первом контуре, вода – во втором), то при образовании 
дефекта в теплообменнике химическая реакция взаимодействия натрия 
с водой протекала бы очень быстро и сопровождалась взрывом, что могло бы привести к выбросу радиоактивности из первого контура. Поэтому для предотвращения таких ситуаций первый контур с радиоактивным Na отделяют от контура рабочего тела промежуточным контуром с 
нерадиоактивным натрием. 
Радиоактивный Na в первом контуре насосом (9) прокачивается через АЗ (1) и подается в промежуточный теплообменник (11). В промежуточном контуре нерадиоактивный Na насосом (9) подается в промежуточный теплообменник (11), затем поступает в парогенератор (10). 
В первом и промежуточном контурах натрий не изменяет своего агрегатного состояния, в результате чего в этих контурах необходимы компенсаторы давления. В третьем контуре пар после парогенератора (10) 
направляется в турбину (6) и после конденсации пара в конденсаторе (8) насосом (9) конденсат (вода) возвращается в парогенератор (10).
У жидкометаллического теплоносителя, как и у газового, отсутствует зависимость между давлением и температурой, поэтому давление 
рабочего тела (пара) будет выше давления натрия. При разуплотнении 
парогенератора (10) вода может попадать в натрий и может произойти 
бурная реакция, но не с радиоактивным натрием. 
Кроме классификации АЭС по числу контуров, ЯЭУ можно также 
подразделять по другим признакам:
ƒ
ƒ по обогащению топлива – реакторы на уране природном (например, ГГР, CANDU), слабообогащенном (до 5%) (например, ВВЭР, 

РБМК), среднеобогащенном (15–25%) (реакторы на быстрых нейтронах), высокообогащенном (до 90% и выше) (например, исследовательские реакторы);
ƒ
ƒ типу теплоносителя – с водой под давлением, кипящей водой, 
органическим, жидкометаллическим, газовым теплоносителем;
ƒ
ƒ типу реактора и энергии нейтронов – корпусные, канальные, 
на тепловых нейтронах; на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; промежуточных нейтронах; охлаждаемые 
теплоносителем, не находящимся под давлением, например, реакторы 
бассейного типа;
ƒ
ƒ типу замедлителя – с легководным, тяжеловодным, графитовым 
и другими замедлителями;
ƒ
ƒ параметрам пара и типу турбин – с турбинами на насыщенном и 
перегретом паре и др.
Классификация реакторов по назначению включает: 
ƒ
ƒ реакторы для выработки электрической энергии (ВВЭР и др.);
ƒ
ƒ реакторы термоэлектрические или термоэмиссионные ядерные 
реакторы с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую (например, ядерно-энергетическая термоэмиссионная установка 
«Топаз», другие спутниковые реакторы и др.);
ƒ
ƒ реакторы для производства высокопотенциальной тепловой 
энергии, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических 
реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, 
например, водорода (ВТГР и др.); 
ƒ
ƒ реакторы для производства (наряду с электричеством и тепловой 
энергии) теплоснабжения, предназначенные для промышленной и бытовой теплофикации (атомная теплоэлектроцентраль АТЭЦ) и др.;
ƒ
ƒ исследовательские ядерные реакторы (служат источниками нейтронного и γ-излучения для научных и технических целей, в частности, 
облучения реакторных материалов в материаловедческих целях);
ƒ
ƒ промышленные ядерные реакторы, используемые для производства делящегося плутония и радиоактивных изотопов;
ƒ
ƒ облучательные ядерные реакторы, предназначенные для обработки материалов нейтронным или γ-излучением в целях улучшения их 
свойств;
ƒ
ƒ хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения 
химических реакций;
ƒ
ƒ реакторы-источники нейтронов для активационного анализа 
нук лидного состава материалов;
ƒ
ƒ реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов;