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. Со-
лонин, 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 ядер-
ных реакторов. Рассмотрены принципы разработки конструкторской 
и технологической документации. Представлены основы промыш-
ленной разработки, технологические и эксплуатационные свойства 
отечественных и зарубежных циркониевых сплавов. Проанализиро-
ваны ядерно-физические процессы в материалах. Сформулированы 
проектные критерии, обеспечивающие надежную и безопасную экс-
плуатацию твэлов. Рассмотрены вопросы контроля, гарантий и обес-
печения качества при производстве ядерного топлива.  
Пособие соответствует программам курсов конструкторско-
технологического цикла по специальности «Ядерные реакторы и ма-
териалы», а также может быть полезно для студентов, обучающихся 
по специальности «Физика металлов», аспирантов и научных работ-
ников, 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 атом-
ных 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 эксплуата-
ции твэлов, посвящено огромное количество публикаций, моногра-
фий, 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 эле-
ментов энергетических реакторов» (1995), в котором впервые ком-
плексно рассмотрены все стадии использования твэлов в активных 
зонах энергетических реакторов. 
В настоящем пособии предпринята попытка систематизации по-
лученных после 1995 г. данных по разработке твэлов с учетом подхо-
да к их созданию, изложенного в указанном издании ВНИИНМ  
им. А.А. Бочвара. Издание ориентировано на целевую функцию под-
готовки конструкторских кадров — умение обосновывать выбор 
ядерных и конструкционных материалов для твэлов ядерных реакто-
ров. Речь идет в первую очередь о реакторах с легкой водой, соору-
жение которых будет продолжено до 2030 г. Относительно меньшее 
внимание уделено твэлам быстрых реакторов с натриевым теплоно-
сителем.  
Вопросы разработки твэлов для инновационных ядерных реак-
торов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теп-
лоносителем, системно исследуемые в настоящее время, возмож-
но, будут изложены во втором издании настоящего пособия. 

Авторы выражают глубокую благодарность инженерам кафед-
ры «Ядерные реакторы и установки» Л.Ю. Тарасовой, М.В. Огур-
цовой, сотрудникам ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, выпускникам 
кафедры аспиранту И.Р. Сергиенко и младшему научному сотруд-
нику А.С. Шаврину за помощь при подготовке материалов, ис-
пользованных в настоящем пособии. 
 
 

ВВЕДЕНИЕ 

В ХХI в. неизбежен значительный рост мирового энергопо-
требления. 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 крат-
чайших путей к уменьшению напряжения на нефтяном рынке и 
повышению энергетической стабильности в мире. 
Актуальной проблемой ядерной энергетики России при экс-
плуатации действующих реакторов и создании реакторов нового 
поколения является продление срока их службы и повышение эф-
фективности работы реакторов АЭС на основе более полного вы-
горания ядерного топлива и увеличения продолжительности топ-
ливных кампаний. 
Одно из важных направлений стратегии развития атомной энер-
гетики России до 2020 г. — создание АЭС с реакторами большой 
мощности (проект «АЭС-2006», в соответствии с которым предпола-
гается создание водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) 
мощностью 1200 и 1500 МВт). Наряду с этим поставлена задача до-
стижения среднего выгорания топлива в твэлах реакторов типа ВВЭР 
до 65…80 МВт сут/кгU и увеличение продолжительности топлив-
ных 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 энерго-
блоков в России и за рубежом. Ключевой момент в решении постав-
ленных задач — исследование конструкционных и топливных мате-
риалов. 
Основу современной мировой ядерной энергетики составляют 
реакторы на тепловых нейтронах, где в активных зонах в качестве 
базового конструкционного материала для ответственных элемен-
тов тепловыделяющих сборок (ТВС) используются циркониевые 

сплавы. Однако необходимо помнить, что при современном уровне 
развития ядерной индустрии главная роль в создании крупномас-
штабной ядерной энергетики ХХI в., по меньшей мере на первом 
этапе этого процесса, принадлежит быстрым натриевым реакторам, 
позволяющим перейти на новую технологическую платформу, обес-
печив замыкание топливного цикла по урану и плутонию (направ-
ление разработок «Прорыв»). Созданные российскими специали-
стами циркониевые сплавы и их модификации, а также радиацион-
но стойкие стали аустенитного и ферритно-мартенситного классов, 
включая полученные методом порошковой металлургии и дисперс-
но-упрочненные оксидами, по своей работоспособности в реакторах 
занимают лидирующее положение.  
Представленный в учебном пособии материал об основах про-
ектирования 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 аспиран-
там и научным сотрудникам, специализирующимся в области изу-
чения конструкционных и топливных материалов. 

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ 

АРК — (кассета) автоматического регулирования и компенсации 
АЭС — атомная электростанция 
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор (вода выполня-
ет 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 мощно-
сти 
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 реак-
тор 
BWR (Boiling Water Reactor) — реактор с кипящей водой 
CANDU (CANada Deiterium Uranium) — реактор с тяжелой во-
дой под давлением 
DHC (Delayed Hidride Cracing) — разрушение по механизму 
гидридного растрескивания 
HTGR (High Temperature Gas Cooled Reactor) — высокотемпе-
ратурный газоохлаждаемый реактор 
IDR (Integrated Dry Route) — процесс переработки в ротацион-
ной печи 
LOCA (Loss of Coolant Accident) — авария с потерей теплоно-
сителя 
LWR (Light Water Reactor) — легководный реактор 
Magnox (Magnezium Oxide) — реактор, в котором теплоноси-
телем является углекислый газ, а замедлителем — графит 
PCI (Pellet-Cladding Interaction) — взаимодействие топлива и 
оболочки 
PHWR (Pressured Heavy Water Reactor) — реактор с тяжело-
водным 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 давле-
нием 
 

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 энергети-
ки 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 сохра-
нении общей установленной мощности атомных энергоблоков. Ми-
нистерство энергетики США в качестве наиболее вероятного сцена-
рия 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 возмож-
ность увеличения производства электроэнергии на АЭС России с  
120 млрд кВт  ч (1999 г.) до 330 млрд  кВт  ч к  2020 г.