Составы, технология и свойства порошковых материалов для ядерной техники

№ 1902

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

Êàôåäðà ïîðîøêîâîé ìåòàëëóðãèè è ôóíêöèîíàëüíûõ
ïîêðûòèé 

Â.Ñ. Ïàíîâ
Â.Þ. Ëîïàòèí

Ñîñòàâû, òåõíîëîãèÿ
è ñâîéñòâà ïîðîøêîâûõ
ìàòåðèàëîâ äëÿ ÿäåðíîé
òåõíèêè

Êóðñ ëåêöèé

Äîïóùåíî ó÷åáíî-ìåòîäè÷åñêèì îáúåäèíåíèåì
ïî îáðàçîâàíèþ â îáëàñòè ìåòàëëóðãèè â êà÷åñòâå
ó÷åáíîãî ïîñîáèÿ äëÿ ñòóäåíòîâ âûñøèõ ó÷åáíûõ
çàâåäåíèé, îáó÷àþùèõñÿ ïî ñïåöèàëüíîñòè Ïîðîøêîâàÿ
ìåòàëëóðãèÿ, êîìïîçèöèîííûå ìàòåðèàëû, ïîêðûòèÿ

Ìîñêâà   Èçäàòåëüñêèé Äîì ÌÈÑèÑ
2008

УДК 621.762 
 
П16 

Подготовлено в рамках гранта 
по программе «Физик-ядерщик» при финансовой поддержке 
Фонда содействия отечественной науке. 

Р е ц е н з е н т  
Р.Т. Хайруллина 

Панов В.С., Лопатин В.Ю. 
П16  
Составы, технология и свойства порошковых материалов 
для ядерной техники: Курс лекций. – М.: Изд. Дом МИСиС, 
2008. – 105 с. 

Рассмотрены конструктивные схемы ядерных энергетических установок, 
приведены виды реакторов, дана краткая характеристика их агрегатов и материалов, используемых в ядерной технике. Описаны материалы, находящиеся как в активной зоне, так и вне ее: замедлитель, отражатель, теплоноситель, материалы каналов для теплоносителя, трубопроводов, бланкета, регулирующих систем и защиты. Сформулированы требования к ним. 
Подробно рассмотрены порошковые материалы, применяемые для изготовления тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) на металлической, оксидной, 
карбидной основе, дисперсноупрочненные и композиционные материалы. 
Приведены различные варианты получения ТВЭЛов методом порошковой 
металлургии, дана их сравнительная характеристика. Оценены преимущества 
и недостатки метода порошковой металлургии применительно к материалам 
ядерной энергетики. 
Предназначен для студентов, обучающихся по специальностям 150108 
«Порошковая металлургия, композиционные материалы, покрытия», 150107 
«Физико-химия процессов и материалов», а также магистров, обучающихся 
по направлению «Металлургия». 

© Государственный технологический  
университет «Московский институт 
стали и сплавов» (МИСиС), 2008 

ОГЛАВЛЕНИЕ 

Предисловие..............................................................................................5 
Введение....................................................................................................7 
1. Ядерная энергетическая установка...................................................12 
1.1. Основные агрегаты ядерной установки.....................................12 
1.2. Реактор ядерной энергетической установки.............................13 
1.2.1. Виды реакторов.....................................................................13 
1.2.2. Материалы для ядерных реакторов ....................................18 
1.3. Требования к материалам активной зоны и находящимся 
вне ее материалам...............................................................................18 
1.3.1. Материалы замедлителя, отражателя и зоны 
воспроизводства..............................................................................18 
1.3.2. Материалы теплоносителя...................................................20 
1.3.3. Материалы каналов для теплоносителя и 
трубопроводов ................................................................................22 
1.3.4. Материалы регулирующих систем .....................................23 
1.3.5. Материалы защиты...............................................................24 
2. Порошковые расщепляющиеся материалы для ядерной 
энергетики ...............................................................................................26 
2.1. Расщепляющиеся материалы на металлической основе..........26 
2.1.1. Уран, его сплавы и соединения...........................................27 
2.1.2. Плутоний ...............................................................................32 
2.1.3. Торий .....................................................................................32 
2.2. Материалы на основе соединений металлов.............................36 
2.2.1. Оксиды урана и композиции на их основе.........................36 
2.2.2. Карбид урана и композиции на его основе ........................39 
2.2.3. Другие соединения радиоактивных металлов ...................43 
2.3. Дисперсно-упрочненные материалы .........................................44 
2.4. Композиционные материалы с дисперсными 
расщепляющимися компонентами....................................................45 
3. Порошковая технология и свойства тепловыделяющих 
элементов ядерных реакторов...............................................................56 
3.1. Конструкция тепловыделяющего элемента ..............................56 
3.2. Технологии изготовления тепловыделяющих элементов........59 
3.2.1. ТВЭЛы металлического типа ..............................................59 
3.2.2. ТВЭЛы керамического типа................................................59 
3.2.3. Альтернативные методы формования в производстве 
ТВЭЛов............................................................................................68 

3.2.4. Спекание материалов на основе UO2..................................72 
3.2.5. Горячее прессование ............................................................73 
3.3. Сборка ТВЭЛов ...........................................................................74 
4. Конструкционные порошковые материалы активной зоны...........77 
4.1. Бериллий и материалы на его основе ........................................78 
4.2. Магний и материалы на его основе ...........................................80 
4.3. Алюминий и материалы на его основе......................................82 
4.4. Цирконий и материалы на его основе .......................................85 
4.5. Материалы на основе меди.........................................................87 
4.6. Титан и материалы на его основе...............................................88 
4.7. Тугоплавкие металлы..................................................................89 
4.8. Никель и материалы на его основе ............................................90 
4.9. Аустенитные хромоникелевые нержавеющие стали ...............91 
4.10. Перлитные стали........................................................................92 
4.11. Материалы регулирующих систем и систем защиты.............93 
4.12. Графит.........................................................................................94 
4.13. Наноструктурные материалы в атомной 
промышленности................................................................................98 
Заключение............................................................................................102 
Библиографический список.................................................................103 

Предисловие 

Со времен возникновения ядерной энергетики во многих странах 
мира продолжаются многочисленные исследования материалов, используемых в ядерной технике. Цель их – совершенствование существующих и создание новых материалов для ядерных энергетических 
установок и предприятий ядерного топливного цикла. 
Надежная и экономичная работа таких установок невозможна без 
серьезного подхода к выбору материала для каждой их составляющей. В этой области уже накопились значительные успехи. Правильное решение вопросов, возникающих при конструировании, проектировании и эксплуатации АЭС, требует четкого понимания процессов, происходящих в теплоносителях установки, которые определяют требования к материалу. 
Усиление роли ядерной энергетики требует постоянного повышения квалификации специалистов, причем одной из основных проблем здесь является недостаточное количество современных учебников и учебных пособий, охватывающих самые разные аспекты. 
Большое значение при переработке расщепляющихся материалов 
и изготовлении деталей для реакторов имеет метод порошковой металлургии, который позволяет создавать материалы необходимой 
структуры и состава. Методом литья аналогичные материалы создать 
очень трудно или практически невозможно. Кроме того, литые расщепляющиеся вещества подвержены большим изменениям, чем порошковые металлические или керамические. 
Развиваясь в двух основных направлениях (создание материалов с 
особыми свойствами, недостижимыми другими технологическими 
методами, и изготовление изделий с обычными свойствами, но с 
лучшими технико-экономическими показателями), порошковая металлургия применительно к ядерной энергетике позволяет: 
1) получать неметаллические (в частности, оксидные или карбидные) материалы на основе урана, тория, плутония; 
2) формировать дисперсные системы с оксидными и карбидными 
компонентами; 
3) обеспечивать нужные размеры зерен и требуемую структуру; 
4) минимизировать материальные потери при изготовлении. 
Кус лекций написан применительно к учебным дисциплинам для 
студентов, обучающихся по специальностям 150108 «Порошковая 
металлургия, композиционные материалы, покрытия», 150701 «Фи

зико-химия процессов и материалов». Особое внимание в курсе уделено роли порошковой металлургии в ядерной технике. Материал 
рассчитан на студентов, специализирующихся в области материаловедения. 
Авторы стремились сочетать доступность изложения материала с 
необходимой проработкой теории и практики материаловедения на 
современном уровне знаний, поскольку в области атомной энергетики успешно можно трудиться лишь тогда, когда специалист творчески освоит и сможет грамотно применять на практике последние 
достижения в области физической химии процессов, протекающих в 
реакторных системах, материаловедения и порошковой металлургии. 
Без этих знаний нельзя успешно создавать новые материалы ядерной 
техники и эксплуатировать ядерные энергетические установки. 
Поскольку отразить все аспекты выбора материалов ядерных 
энергетических установок нет возможности, авторы старались осветить те проблемы, которые представляют наибольший интерес, требуют максимальных усилий для своего решения и в решении которых сделаны наиболее заметные успехи. Желающим углубить свои 
знания по интересующей теме следует обратиться к рекомендуемому 
списку литературы. 
Курс может быть использован также студентами других технических вузов, преподавателями, аспирантами и слушателями курсов 
повышения квалификации. 
Авторы выражают глубокую признательность доценту, кандидату 
технических наук, ведущему инженеру АО «Машиностроительный 
завод» В.В. Басову за неоценимую помощь при подготовке курса. 

Введение 

Рассматривая состояние мировой ядерной энергетики, следует 
иметь в виду, что в настоящее время все большее число стран приходит к выводу, что для удовлетворения возрастающих энергетических 
потребностей в общей структуре энергетики необходим ядерный 
сектор. За последние 50 лет ядерная энергетика достигла отличных 
технических и экономических показателей и в 30 странах составляет 
заметную долю в национальной энергетике, в ряде стран превышая 
20%, что видно из приведенных ниже данных. 

Страна 
Количество 
энергоблоков

АЭС 

Производство ядерной 
энергии в 2006 г., 
106 МВт⋅ч 

Доля в общей 
выработке 
электроэнергии, %

Аргентина 
2 
6,9 
7 

Армения 
1 
2,4 
42 

Бельгия 
7 
44,3 
54 

Бразилия 
2 
13,8 
3 

Болгария 
2 
18,1 
44 

Великобритания 
19 
69,2 
19 

Венгрия 
4 
12,5 
38 

Германия 
17 
158,7 
26 

Индия 
16 
15,6 
3 

Испания 
8 
57,4 
20 

Канада 
18 
92,4 
16 

Китай 
10 
54,8 
2 

Республика Корея
20 
141,2 
39 

Литва 
1 
8,7 
70 

Мексика 
2 
10,4 
5 

Нидерланды 
1 
3,3 
4 

Пакистан 
2 
2,5 
3 

Россия 
31 
144,3 
16 

Румыния 
1 
5,2 
9 

Словакия 
5 
16,6 
57 

Словения 
1 
5,3 
40 

США 
104 
787,2 
19 

Тайвань 
6 
37,0 
22 

Украина 
15 
84,8 
48 

Финляндия 
4 
22,0 
28 

Франция 
59 
428,0 
78 

Чехия 
6 
24,5 
32 

Швейцария 
5 
26,3 
37 

Швеция 
10 
65,0 
48 

Южная Африка 
2 
10,1 
4 

Япония 
56 
291,5 
30 

Итого 
437 
2660,0 
– 

В Советском Союзе индустриальное строительство энергоблоков 
АЭС началось в 1965–1970 гг., а через 15 лет был достигнут их рекордный ввод в эксплуатацию с суммарной мощностью 14,6 МВт. За 
три с половиной пятилетки число действующих энергоблоков достигло сорока трех, а их суммарная мощность составила 30,3 млн кВт. 
К 1980 г. ядерная энергетика Советского Союза накопила богатый 
опыт, и перед ней была поставлена плановая задача к концу 1990 г. 
ввести в строй 66,9 млн кВт мощностей АЭС. Чернобыльская авария 
нанесла существенный удар по росту советской, а затем и российской 
ядерной индустрии. Однако даже после аварии на ЧАЭС в СССР удалось достроить и ввести в эксплуатацию в 1986 г. второй блок Калининской АЭС, а также третьи блоки Запорожской и Ровенской АЭС. 
После распада СССР российская атомная отрасль функционировала в основном благодаря иностранным заказам на строительство 
АЭС (Иран, Китай, Индия), а также контракту на переработку в 
ядерное топливо для АЭС извлеченных из 20 тысяч боеголовок 500 т 
оружейного урана. 
Осознавая угрозу потери технологических ядерных знаний, навыков, кадров и т.п., руководство Российской Федерации предприняло 
ряд мер по улучшению ситуации в ядерной энергетике страны. В 
сентябре 1992 г. Указом Президента РФ все АЭС страны были объединены в государственный концерн «Росэнергоатом», выполняющий 
функции эксплуатирующей организации, ответственной за безопасность АЭС. Предприятия, производящие ядерное топливо, были объединены в государственную корпорацию «ТВЭЛ», поставляющую 
ядерное топливо для каждого шестого реактора в мире. 
В 2000 г. Президент РФ выступил в ООН с инициативой обеспечения энергетической стабильности развития человечества на основе 
ядерных технологий, которая оказалась вполне своевременной и нашла поддержку мирового сообщества в четырех резолюциях генеральных конференций МАГАТЭ и в трех резолюциях Генеральной 
Ассамблеи ООН. 
Наиболее полно перспективы отрасли, охватывающие весь комплекс проблем развития ядерной энергетики, в том числе современное ее состояние, достройка приостановленных и строительство новых, а также снятие с эксплуатации выработавших свой ресурс энергоблоков, новые научно-технические и технологические направления, обеспечение безопасности, замкнутые топливные циклы и т.д. 
изложены в Стратегии развития атомной энергетики России в первой 
половине XXI века, утвержденной Правительством РФ 25 мая 2000 г. 

После принятия этого документа были достроены и запущены 
первый энергоблок Волгодонской и третий – Калининской АЭС, а 
также продлены на 15 лет сроки эксплуатации третьего и четвертого 
энергоблоков Нововоронежской АЭС и первого и второго Ленинградской АЭС. Благодаря этому к 2001 г. ядерная энергетика России, 
первая из наших промышленных отраслей, превысила максимальный 
уровень годовой выработки продукции в советское время. 
Сегодня в России работает 10 атомных электростанций, в состав 
которых входит 31 энергоблок. Доля электроэнергии, вырабатываемой 
ими, составляет в целом по стране примерно 16,5 %, в ее европейской 
части – 29 %. В последние годы наблюдается устойчивый рост производства электроэнергии и увеличение коэффициента использования 
установленной мощности АЭС России. Тарифы на электроэнергию, 
вырабатываемую на них, в среднем по России на 30% ниже тарифов 
для ГРЭС на органическом топливе. Требования национального законодательства России в части безопасности АЭС соответствуют требованиям МАГАТЭ, а по некоторым критериям являются более жесткими. Средний уровень отказов оборудования на АЭС России почти в 
два раза ниже, чем в среднем на зарубежных АЭС. 
В июне 2006 г. Президент РФ В.В. Путин утвердил Программу развития ядерной энергетики, предусматривающую строительство и пуск 
начиная с 2012 г. по два гигаватта ядерных мощностей в год с выходом в 2015–2020 гг. на ежегодное введение до четырех энергоблоков 
мощностью более 1,1 ГВт каждый с достижением доли выработки 
электроэнергии на АЭС до 22...25 % к 2020 г., а также участие в строительстве АЭС за рубежом. Сейчас осуществляются расчеты по сооружению станций, источникам финансирования, выбор планируемых 
мест размещения объектов, а также формирование базовых документов и актуализация базовых проектов под названием «АЭС-2006» и 
«АЭС-2009». В целом к 2015 г. ожидается ввод не менее 9,8 ГВт новых мощностей с достижением общей установленной мощности АЭС 
33 ГВт, выработки 224 млрд кВт⋅ч электроэнергии и роста доли ядерного сектора на этом этапе до 18,6 %. В результате реализации этой 
программы ожидается повышение тепловой мощности реакторных 
установок: РБМК на 5 %, ВВЭР-1000 – на 4 %, ВВЭР-440 – на 7 %. 
В Российской Федерации корпорация «ТВЭЛ» обеспечивает топливом 76 энергетических и 30 исследовательских реакторов в России 
и 13 странах Европы и Азии, занимая по объемам поставок третье 
место в мире. Топливо с маркой «ТВЭЛ» используют атомные электростанции Армении, Литвы, Украины, Болгарии, Венгрии, Герма

нии, Китая, Нидерландов, Словакии, Финляндии, Чехии, Швейцарии, 
Швеции, Индии и других стран, обеспечивая работу каждого шестого энергетического реактора в мире. 
Несмотря на явные положительные тенденции, в атомной отрасли 
России есть немало проблем, которые требуют безотлагательного 
решения, и в первую очередь это проблема сырьевого обеспечения. 
Если во времена Советского Союза существенную часть потребностей страны в уране удовлетворял импорт из Чехословакии и ГДР, то 
с распадом СССР проблема сырьевого обеспечения российской атомной отрасли значительно обострилась. 
Большинство урановых рудников и месторождений оказались за 
рубежом – в Казахстане (17 % мировых запасов, второе место в мире), Узбекистане и в Украине. В России остался только истощенный 
Стрельцовский уранорудный район (Читинская область) с остаточными запасами 152 тыс. т урана. 
Добыча урана в России составляет около 3,3 тыс. т в год, тогда 
как как ежегодная потребность в нем достигает 20,5 тыс. т (для российских ядерных реакторов – 5,0 тыс. т, для экспорта тепловыделяющих сборок – 4,2 тыс. т и экспорта низкообогащенного урана – 
11,3 тыс. т). Дефицит покрывается за счет использования складских 
запасов и импорта. Проблему импорта удалось решить в 2006 г. на 
февральском саммите ЕврАзЭС в Санкт-Петербурге, заключив долгосрочные соглашения с Казахстаном и Узбекистаном. 
Для сырьевого обеспечения развивающегося ядерно-энергетического 
комплекса в ближайшее время необходимо начать широкомасштабные 
геологоразведочные работы в Зауральском, Восточно-Сибирском, Восточно-Забайкальском, Витимском, Эльконском и Карело-Кольском регионах, где разведаны запасы комплексных урановых руд. 
Застой в развитии российского атомного комплекса создал дополнительные проблемы, связанные с потерей квалифицированных кадров и утратой культуры производства. Предприятия уже сегодня заказывают в 1,5–2 раза больше специалистов, чем можно подготовить 
при нынешнем уровне финансирования вузов. 
Для дальнейшего развития мировой ядерной энергетики в рыночных 
условиях поставки электроэнергии проектные организации должны ставить перед собой задачу разработки усовершенствованных блоков АЭС 
с меньшими капитальными затратами и более короткими сроками сооружения энергоблоков (например, с помощью стандартизации проектов, использования модульного подхода и других методов упрощения 
проектирования), а также с использованием блоков различной мощно

сти применительно к потребностям и особенностям электросетей различных регионов мира. Существенный вклад в конкурентоспособность 
АЭС может внести снижение расходов на эксплуатацию и обслуживание, а также удешевление топливной составляющей. 
Управляемая ОАО «ТВЭЛ» корпорация, созданная в 1996 г., представляет собой единую, вертикально интегрированную структуру, в 
которую входят предприятия, специализирующиеся на добыче и переработке уранового сырья, производстве топлива для реакторов различных видов и его комплектующих. Среди них такие известные 
предприятия, как ОАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь), ОАО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов), ОАО «Новосибирской завод химических концентратов» (г. Новосибирск). 
Ядерная, радиационная и биологическая безопасность являются приоритетными направлениями деятельности корпорации. 
В соответствии с Указом Президента от 27 апреля 2007 г. «О реструктуризации атомного промышленного комплекса Российской 
Федерации» создано ОАО «Атомэнергопром», куда вошла корпорация «ТВЭЛ». По мнению главы Росатома С.В. Кириенко, необходимость объединения всех атомных мощностей России вызвана тем, 
что «…разрозненные предприятия атомного энергопромышленного 
комплекса могут не справиться с задачей по новому масштабному 
строительству ядерных энергоблоков в стране и уже не в состоянии 
конкурировать на мировом рынке». 
Для дальнейшего эффективного развития атомной отрасли необходимо решение ряда вопросов, без которых широкомасштабное развитие ядерной энергетики невозможно. К ним относятся НИОКР, без 
которых невозможно инновационное развитие отрасли. Должны 
быть развернуты работы по уран-ториевому топливному циклу, так 
как вовлечение тория в ядерный топливный цикл решит проблему 
ресурсов ядерной энергетики на тысячелетие. Большое внимание 
следует уделить ядерной энергетике малой мощности, развитие которой весьма актуально для России. 
До последнего времени уделялось мало внимания проблеме подготовки кадров уровней атомной отрасли. Для достижения атомной 
энергетикой, как российской, так и зарубежной, высоких качественных результатов одним из важнейших факторов является совершенствование технологии производства керамического ядерного топлива, улучшение его качественных характеристик с целью повышения 
эффективности, безопасности эксплуатации АЭС, как действующих, 
так и проектируемых. 

1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 

1.1. Основные агрегаты ядерной установки 

Основой любой ядерной энергетической установки (ЯЭУ) 
(рис. 1.1) является реактор 1 с активной зоной 15, где происходит 
цепная реакция деления ядерного горючего с выделением тепловой 
энергии. Теплоноситель 13 транспортирует выделившееся в результате распада ядерного горючего тепло в парогенератор 3, где оно передается во внешний, второй, контур. Образовавшийся в парогенераторе пар направляется в паровую турбину 4, приводящую в действие 
электрогенератор 5. Такая схема ЯЭУ называется двухконтурной. 
Первый контур работает в условиях облучения, во втором контуре 
активность отсутствует. 

 

Рис. 1.1. Принципиальная схема двухконтурной ядерной 
энергетической установки с реактором типа ВВЭР: 
1 – реактор; 2 – стержни регулирования и аварийной защиты; 
3 – парогенератор; 4 – турбина; 5 – электрогенератор; 
6 – конденсатор; 7 – конденсаторный насос; 8 – регенеративные 
подогреватели низкого и высокого давления; 9 – деаэратор; 
10 – питательный насос; 11 – главный циркуляционный насос; 
12 – отражатель нейтронов; 13 – теплоноситель; 
14 – биологическая защита; 15 – активная зона; 16 – корпус реактора