Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов : жаропрочные и радиационностойкие материалы

№ 1252

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

Кафедра металловедения и физики прочности

С.А. Никулин

Циркониевые сплавы 
для ядерных
энергетических реакторов

Жаропрочные и радиационностойкие
материалы

Учебное пособие

Допущено учебнометодическим объединением
по образованию в области металлургии в качестве
учебного пособия для студентов высших учебных
заведений, обучающихся по специальности Физика
металлов

Москва  Издательство ´УЧЕБАª
2007

УДК 669.296:621.039 
 
Н65 

Р е ц е н з е н т  
д-р техн. наук, проф. Б.А. Калин (МИФИ) 

Никулин С.А. 
Н65  
Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов: Жаропрочные и радиационностойкие материалы: Учеб. пособие. – М.: МИСиС, 2007. – 92 с. 

В учебном пособии рассмотрены основные требования к циркониевым сплавам для работы в активной зоне ядерных реакторов, история их создания, принципы легирования, структурно-фазовые превращения, механические свойства, 
коррозионная и радиационная стойкость, сопротивление разрушению. Особое 
внимание уделено рассмотрению применяемых в настоящее время в России, а 
также за рубежом перспективных промышленных циркониевых сплавов. Рассмотрено влияние различных факторов на их технологические и эксплуатационные свойства. 
Дана сравнительная характеристика свойств циркониевых сплавов для ответственных элементов различных типов реакторов. Рассмотрено поведение 
сплавов и изделий из них в условиях работы в реакторах, в том числе в условиях, 
имитирующих аварийные ситуации. 
Соответствует программам курсов «Жаропрочные и радиационностойкие 
материалы», «Специальные сплавы». 
Предназначено для студентов, обучающихся по специальности «Физика металлов» и по направлению «Физика», аспирантов и научных работников, специализирующихся в области разработки и исследования конструкционных материалов для ядерной энергетики. 

На обложке – циркониевая продукция ОАО «Чепецкий механический завод». 

© Государственный технологический  
университет «Московский институт 
стали и сплавов» (МИСиС), 2007 

ОГЛАВЛЕНИЕ 
1. Основные типы ядерных реакторов на тепловых нейтронах 
и требования к материалам активной зоны..............................................5 
1.1. Типы ядерных энергетических реакторов.....................................5 
1.2. Требования к материалам для конструктивных элементов ТВС.....9 
2. Цирконий – основной металл атомной энергетики. Способы 
производства и свойства чистого циркония...........................................11 
3. Принципы легирования циркония ......................................................13 
4. Промышленные циркониевые сплавы и история их создания.........17 
5. Примеси в промышленных циркониевых сплавах............................26 
6. Cтруктура промышленных сплавов циркония...................................29 
6.1. Микроструктура сплавов ..............................................................29 
6.2. Текстура труб.................................................................................34 
7. Механические свойства циркониевых сплавов .................................38 
7.1. Основные характеристики механических свойств.....................38 
7.2. Влияние легирующих элементов на механические 
свойства циркония................................................................................39 
7.3. Влияние деформационно-термической обработки на 
механические свойства циркониевых сплавов ..................................40 
7.4. Механические свойства труб из промышленных сплавов.........42 
7.5. Сопротивление разрушению ........................................................43 
7.6. Сопротивление ползучести...........................................................46 
8. Коррозия циркониевых сплавов..........................................................49 
8.1. Равномерная коррозия...................................................................49 
8.1.1. Механизм равномерной коррозии. Влияние на нее 
легирующих элементов и примесей................................................49 
8.1.2. Равномерная коррозия оболочек твэлов из промышленных 
сплавов во внереакторых условиях.................................................51 
8.2. Коррозионное растрескивание под напряжением ......................56 
8.3. Поглощение водорода и охрупчивание сплавов, вызванное 
наводораживанием................................................................................61 
9. Поведение циркониевых сплавов при эксплуатации в реакторе .....66 
9.1. Влияние облучения и температуры на микроструктуру сплавов.....67 
9.2. Развитие коррозионных процессов..............................................70 
9.3. Изменение механических свойств и ползучесть.........................74 
9.4. Радиационный рост сплавов.........................................................80 
9.5. Изменения в оболочках из сплавов циркония в аварийных 
ситуациях...............................................................................................82 
Вопросы для самоконтроля .....................................................................87 
Библиографический список.....................................................................91 

ВВЕДЕНИЕ 

В ХХI веке неизбежен значительный рост мирового энергопотребления. Ограниченность мировых ресурсов органических видов топлива, малая мощность гидроэнергетики и других альтернативных источников энергии приведут к росту ежегодных затрат в мировой энергетике к середине века по самым скромным оценкам в 2,5–3 раза, причем цены на топливо и энергию вырастут более чем на 30…50 %. Использование атомной энергии открывает один из кратчайших путей к 
уменьшению напряжения на нефтяном рынке и повышению энергетической стабильности в мире.  
В условиях современной России одной из актуальных проблем 
атомной энергетики при эксплуатации действующих реакторов и создании ректоров нового поколения является продление срока службы и 
повышение эффективности работы реакторов АЭС за счет более полного выгорания ядерного топлива и увеличения длительности топливных кампаний. Стратегия развития атомной энергетики России до 
2020 г. включает в качестве одного из основных направлений создание АЭС с реакторами большой мощности (проект «АЭС-2006» с реакторами ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500). Поставлена задача достижения 
среднего выгорания топлива в тепловыделяющих элементах (твэлах) 
реакторов ВВЭР до 65…80 МВт·сут/кг U и увеличение топливных кампаний до 6–7 лет, а в реакторах РБМК – до 40 МВт·сут/кг U и 10 летних 
кампаний. В решении этой проблемы ключевыми являются вопросы 
материаловедения конструкционных и топливных материалов.  
Основу современной атомной энергетики в России и во всем мире 
составляют реакторы на тепловых нейтронах, в активных зонах которых в качестве основного конструкционного материала для ответственных элементов тепловыделяющих сборок используются циркониевые сплавы. Созданные в СССР и затем в России циркониевые сплавы 
и их новые модификации по своей работоспособности в реакторах занимают лидирующее положение в мире. Поэтому представленный в 
данном пособии материал об основных циркониевых сплавах актуален 
и будет интересен не только для студентов, которые только знакомятся с реакторными материалами, но и для аспирантов и научных сотрудников, специализирующихся в этой области материаловедения. 

1. ОСНОВНЫЕ ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 
НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ И ТРЕБОВАНИЯ 
К МАТЕРИАЛАМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ 

1.1. Типы ядерных энергетических реакторов 

Основой современной атомной энергетики во всем мире являются 
водоохлаждаемые реакторы на тепловых нейтронах с твэлами, оболочки которых, как и другие конструктивные элементы тепловыделяющих сборок (ТВС), изготовлены из циркониевых сплавов. 
В настоящее время в России используются два основных типа реакторов на основе водяного теплоносителя и циркониевых труб: 
– водо-водяные корпусного типа – ВВЭР, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется обычная (легкая) вода;  
– водографитовые канального типа с кипящей водой в качестве теплоносителя – РБМК, в которых замедлителем является графит.  
В зарубежной литературе водо-водяные реакторы с водой под давлением называют PWR, а кипящие реакторы – BWR. Кипящие реакторы могут 
иметь также в качестве замедлителя воду или тяжеловодный замедлитель – 
теплоноситель (как, например, в реакторах CANDU, Канада). 
Корпусные реакторы ВВЭР имеют прочный стальной корпус, в активной зоне которых располагаются кассеты с твэлами, омываемыми 
водой. Схема реактора, тепловыделяющая сборка и общий вид кассеты реактора ВВЭР-1000 показаны на рис. 1–3. Корпусные кипящие 
реакторы BWR также используют воду в качестве теплоносителя и 
замедлителя, но в режиме кипения. Кассеты реакторов ВВЭР-440 содержат 126 твэлов, а ВВЭР-1000 – 317 твэлов. На рис. 4 показаны новые модификации ТВС реактора ВВЭР-1000. 
В канальных реакторах РБМК нет корпуса. Его активная зона 
представляет собой цилиндрический блок графитового замедлителя, 
пронизанный параллельными вертикальными канальными циркониевыми трубами (диаметр 88 мм, толщина стенки 4 мм, длина до 8 м) с 
расположенными внутри них ТВС. ТВС охлаждается движущейся 
снизу вверх кипящей водой. Давление теплоносителя принимают на 
себя каналы. Реактор РБМК-1000 имеет около 1800 каналов. Каждый 
канал содержит по две сборки из 18 твэлов. 

Рис. 1. Схема атомного реактора: 
1 – регулирующий стержень; 
2 – стержень аварийной защиты; 
3 – твэлы; 4 – активная зона; 
5 – отражатель нейтронов; 
6 – биологическая защита; 
7 – теплоноситель 

 

Рис. 2. Тепловыделяющая сборка 
реактора ВВЭР-1000 и ее компоненты: 
1 – контур жесткости; 2 – фрагмент сборки твэлов 
в дистанционирующей решетке; 3 – фрагмент 
дистанционирующей решетки; 4 – ячейка решетки 

Рис. 3. Схема кассеты реактора ВВЭР 

В тяжеловодных канальных реакторах CANDU активная зона представляет собой бак (каландр) из нержавеющей стали, заполненный 
тяжелой водой. Сам каландр расположен горизонтально в защитном 
бетонном боксе. В каландре горизонтально расположены канальные 
трубы из циркониевого сплава, в которых размещены ТВС (рис. 5). 
Канальные трубы (трубы давления) являются наиболее ответственными элементами реакторов CANDU. 

Рис. 4. Основные типы бесчехловых ТВС ВВЭР-1000 
с циркониевыми конструкционными элементами 

 

Рис. 5. Схема конструкции топливного канала 
реактора CANDU (Канада) 

1.2. Требования к материалам  
для конструктивных элементов ТВС 

Из циркониевых сплавов изготовляют следующие основные элементы 
активных зон атомных реакторов: особо тонкостенные оболочечные трубы тепловыделяющих элементов, трубы направляющих каналов, центральные трубы, трубы давления, каландровые и кожуховые трубы, дистанционирующие решетки (ЦДР), уголки жесткости каркаса и другие 
элементы конструкций ТВС, изготовляемые из плоских лент и листов.  
Циркониевые оболочки должны непрерывно работать в реакторе не 
менее 3–4 лет, а канальные трубы – не менее 30 лет. 
Основным компонентом активной зоны ядерного реактора являются твэлы. Они представляют собой цилиндрические тонкостенные оболочки (диаметр 7–18 мм, толщина стенки 0,3…1 мм, длина до 4 м) из сплавов циркония, 
заполненные таблетками ядерного топлива – диоксида урана (рис. 6). Кроме 
таблеток топлива твэлы содержат поджимающие их дистанционирующие 
пружины, обеспечивающие удержание и непрерывность столба таблеток. 

 

Рис. 6. Схема стержневого твэла: 1 – пробки-заглушки; 2 – таблетки 
диоксида урана; 3 – оболочка; 4 – дистанционирующая пружина; 5 – геттер 

Оболочка твэла обеспечивает требуемую механическую прочность 
конструкции, ее размерную стабильность, защищает ядерное топливо 
и продукты деления от воздействия теплоносителя. 
Самыми ответственными изделиями являются оболочечные трубы. Они 
работают в сложных условиях при одновременном воздействии на них температуры, облучения, коррозионной среды и механических напряжений. 
Снаружи они подвергаются коррозии при контакте с теплоносителем, 
имеющим температуру до 380 °С, а изнутри – коррозии под действием влаги, водорода, фтора, йода, цезия и других элементов, выделяющихся из топлива при работе тепловыделяющих элементов. Оболочки испытывают механические напряжения от расширяющихся со временем таблеток топлива.  
Материал и конструкция твэла должны обеспечить его надежную 
работу в течение длительного времени в чрезвычайно тяжелых усло

виях эксплуатации. Необходимо обеспечить прежде всего его герметичность и стабильность размеров. Разгерметизация твэла недопустима, так как приводит к попаданию ядерного топлива и продуктов деления в теплоноситель, что абсолютно неприемлемо. 
При эксплуатации реактора в оболочках твэлов под действием целого ряда внешних и внутренних факторов происходит накопление 
повреждений, изменяются их структура и свойства. 
К основным внешним факторам относятся:  
– давление и температура теплоносителя,  
– нейтронное облучение,  
– коррозия со стороны теплоносителя и фреттинг-коррозия из-за 
трения оболочек с другими элементами конструкции ТВС,  
– перегревы оболочки из-за окисления и отложения продуктов коррозии,  
– наводороживание,  
– динамические нагрузки из-за вибраций и др.  
Основными внутренними факторами являются:  
– давление газовых продуктов деления под оболочкой,  
– термические напряжения от теплового потока, дифференциальный осевой рост из-за различного термического расширения диоксида 
урана и циркониевого сплава, 
– радиационный рост из-за накопления радиационных дефектов в 
материале оболочки и др. 
В связи с этим материал оболочек твэлов должен обладать высоким 
комплексом механических свойств в диапазоне температур от комнатной 
до рабочей (350…380 °С) и до 1200 °С при аварийных ситуациях и удовлетворять многочисленным требованиям, основными из которых являются: 
– высокая коррозионная стойкость; 
– стойкость к радиационному росту; 
– минимальная скорость ползучести; 
– высокая длительная прочность; 
– высокое сопротивление разрушению. 
При этом материал оболочек должен обладать высокой технологичностью, необходимой для изготовления длинномерных тонкостенных изделий с точными геометрией и размерами, с высоким качеством 
поверхности и отсутствием внутренних дефектов. 
Перечисленный выше, далеко неполный перечень факторов, характеризующих условия эксплуатации оболочек твэлов и происходящие в 
них процессы, показывает, насколько сложная задача по созданию циркониевых сплавов и технологий производства изделий из них стояла 
перед отечественными и зарубежными учеными и специалистами. 

2. ЦИРКОНИЙ – ОСНОВНОЙ МЕТАЛЛ АТОМНОЙ 
ЭНЕРГЕТИКИ. СПОСОБЫ ПРОИЗВОДСТВА 
И СВОЙСТВА ЧИСТОГО ЦИРКОНИЯ 

Цирконий – основной металл для создания конструкционных сплавов, работающих в условиях активных зон ядерных энергетических 
реакторов на тепловых нейтронах. В настоящее время во всем мире 
его производится до нескольких тысяч тонн в год.  
Хотя содержание циркония в земной коре достаточно велико – 0,28 %, 
промышленное использование этого металла началось только в середине прошлого века. Основной проблемой, осложнявшей применение 
циркония, являлось получение чистого по примесям высокопластичного металла. Только в 1925 году был разработан метод высокой очистки циркония, основанный на иодидной рафинировке (Ван Аркель и 
де Бур), на основе которого позднее, в 50-е годы, в США был осуществлен промышленный процесс иодидного рафинирования. В качестве 
шихты использовался губчатый цирконий, полученный по процессу 
магниетермического восстановления тетрахлорида циркония (метод 
Крола). В настоящее время – это основной процесс получения циркония в США, Франции и других странах. Эта технология позволяет получать губчатый цирконий реакторной чистоты с содержанием наиболее вредного (с точки зрения захвата нейтронов) элемента – гафния не 
более 0,010…0,015 %. 
Другим более экономичным способом промышленного производства циркония реакторной чистоты является электролиз расплавленных солей, которым получают электролизный (электролитический) 
цирконий. Промышленная технология производства электролитического циркония была разработана в СССР в 1959 году (А.Н. Огарева, 
В.В. Шестякова), и на его основе осуществлялось производство отечественных циркониевых сплавов. 
При создании первых циркониевых сплавов в СССР использовали 
иодидный цирконий. В дальнейшем для производства циркониевых 
сплавов используется смесь электролитического и иодидного циркония. В настоящее время в России осваиваются промышленные технологии получения сплавов на основе губчатого циркония. 
Цирконий является тугоплавким металлом с температурой плавления 1855 °С. Он обладает уникальным комплексом физикохимических и механических свойств, необходимых для изготовления