Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
.. , .. , .. ,
.. , ..
/PWR
•
, ,
Москва 2025
ВМ-А
ОК-150
ВВЭР-210 / В-1
ВВЭР-365 / В-3М
ВВЭР-1000 /
АЭС-92 (В-392)
ВВЭР-1200 / В-392М
ВВЭР-1200 / В-491
ВВЭР-1200 / В-523
ВВЭР-1200 / В-509
ВВЭР-1250 / В-510
ВВЭР-1200 / В-529
ВВЭР-70 / В-2
АСТ-500
ВВЭР-440 / В-179
ВВЭР-440 / В-230
ВВЭР-440 / В-213
ВВЭР-440 / В-270
ВВЭР-440 / В-213+
ВВЭР-440 / В-318
ВВЭР-1000 / В-338
ВВЭР-1000 / В-302
ВВЭР-1000 / В-187
ВВЭР-1000 / В-320
ВВЭР-С
ВВЭР-1500 / В-448
ВВЭР-1200А / В-501
ВВЭР-1800
ВВЭР-1200 / В-522
ОК-900
ОК-900А
КЛТ-40
КЛТ-40М
КЛТ-40С
РИТМ-400
РИТМ-200Н
РИТМ-200
АСТ-500
ВВЭР-1200 / В-491
ВВЭР-1000 / В-341
ВВЭР-1000 / В-320
ВВЭР-1000 / В-413
ВВЭР-1000 / В-412
ВВЭР-1200 / В-491
ВВЭР-СКД
ВВЭР-300 / В-478
ВВЭР-640 / В-407
ВВЭР-И-200
ВВЭР-600 / В-498
ВВЭР-1000 / В-528
ВВЭР-1000 / В-446
ВВЭР-1000 / В-466Б
1954 год
ВВЭР-1000 / В-412М
ВВЭР-440 / В-213
1966 год
1969 год
1983 год
1988 год
1982 год
2020 год
ВЭС-2 ВЭС-1
ВВЭР-440 / В-213
АТЭЦ (ВВЭР-1000)
1976 год
РИТМ-200С
2022 год
1970 год
ВВЭР-1000 /
АЭС-91 (В-392)
ВВЭР-1000 / В-428
ВВЭР-1000 / В-428М
ВВЭР-1200 / В-527
2006 год
АЭС-2006
2005 год
1952 год
В.П. Поваров, В.Г. Асмолов, В.Ф. Украинцев,
С.В. Яуров, А.В. Юдин
Москва 2025
Министерство науки и высшего образования РФ
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»
/PWR
•
, ,
Учебное пособие для студентов вузов
Допущено Федеральным учебно-методическим объединением в системе
высшего образования по УГСН 14.00.00 «Ядерная энергетика и техноло-
гии» в качестве учебного пособия для студентов высших учебных заве-
дений, обучающихся по направлениям подготовки 14.03(04).01 «Ядерная
энергетика и теплофизика», 14.03(04).02 «Ядерные физика и технологии»,
14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы», 14.05.02 «Атомные станции:
проектирование, эксплуатация и инжиниринг»
А92 Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР/PWR. Анализ, тен-
денции, перспективы : учебное пособие для студентов вузов / В. П. По варов,
В. Г. Асмолов, В. Ф. Украинцев, С. В. Яуров, А. В. Юдин. — М. : НИЯУ
МИФИ, 2025. — 544 с.
ISBN 978-5-7262-3182-2
В доступной и упорядоченной форме книга знакомит читателей с одним
из наиболее освоенных направлений в ядерной энергетике — легководными
водо-водяными энергетическими реакторами на тепловых нейтронах, исполь-
зующими в качестве теплоносителя и замедлителя обычную легкую воду под
давлением, которые получили сокращенные наименования: в России — ВВЭР
(водо-водяной энергетический реактор), а за рубежом — PWR (англ. Pressurized
Water Reactor).
В книге анализируются основные исторические этапы формирования базовых
принципов при разработке реакторных систем ВВЭР/PWR и их систем безопас-
ности. Нашли отражение основные тенденции развития и разнообразие подходов
и технических решений в современных эксплуатируемых и возводящихся проек-
тах атомных станций поколения III+. Перспективный обзор позволит читателю
оценить разнообразие основных концептуальных решений реакторных установок
поколения IV.
Книга предназначена для широкого круга инженеров, конструкторов, студен-
тов, профильных специалистов, работников атомной отрасли и просто заинтере-
сованных читателей.
УДК 621.039.524.44
ББК 31.46
УДК 621.039.524.44
ББК 31.46
А92
Рецензенты:
Морозов А.В. — д-р техн. наук, ученый секретарь АО «Государ ственный
научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт
им. А.И. Лей пун ского» (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»)
Ташлыков О.Л. — д-р техн. наук, профессор кафедры «Атомные станции
и возобновляемые источники энергии», Федеральное государственное
автономное образовательное учреждение высшего образования «Уральский
федеральный университет им. первого Президента России Б.Н. Ельцина»
ISBN 978-5-7262-3182-2 © Коллектив авторов, 2025
Оглавление
3
Предисловие ......................................................6
Список использованных сокращений ................................9
Глава 1. Атомная энергетика ........................................17
1.1. Основы ядерной физики..................................... 17
1.2. Основы физики реакторов ...................................21
1.3. Ядерное топливо............................................24
1.4. Ядерные реакторы ..........................................27
1.5. Эволюция ядерных реакторов ................................29
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR .....36
1.6.1. Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) ...........36
Поколение I.............................................. 40
Поколение II .............................................49
Поколение III ............................................59
Поколение III. Проекты повышенной безопасности...........71
Поколение III+ ...........................................82
Перспективные проекты ВВЭР .............................93
Атомные станции малой мощности ........................102
АТЭЦ ..................................................110
АСТ ....................................................111
1.6.2. Развитие технологии PWR в зарубежных странах ..........113
США . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 114
Франция................................................ 118
Китай ..................................................120
Корея (Республика Корея) ................................122
Германия ...............................................123
Заключение к главе 1 .............................................124
Список литературы к главе 1 ......................................125
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+ ........130
2.1. Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2 ....................130
2.2. Проект В-491. Ленинградская АЭС-2......................... 168
2.3. Проект В-523. АЭС «Руппур»................................187
2.4. Проект В-509. АЭС «Аккую» ................................196
2.5. Проект ВВЭР-ТОИ ........................................235
2.6. Проект В-551С. Кольская АЭС-2 ............................239
Заключение к главе 2 .............................................261
Список литературы к главе 2 ......................................262
Оглавление
4
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+..........264
3.1. AP1000 — усовершенствованный пассивный реактор...........264
3.2. EPR-1600 ‒ европейский реактор с водой под давлением .......290
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор .......322
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон» .................365
Заключение к главе 3 .............................................399
Список литературы к главе 3 ......................................399
Заключение......................................................412
Приложение 1. Основные технологические параметры и состав
систем безопасности РУ ВВЭР/PWR ...............................416
Основные технологические параметры РУ ВВЭР
поколения I и II ...............................................416
Основные технологические параметры РУ ВВЭР
поколения III и III+ ...........................................417
Состав систем безопасности РУ ВВЭР поколения III и III+.........418
Основные технологические параметры РУ ВВЭР/PWR
поколения III+ ...............................................420
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV.
Направления развития............................................ 421
П2.1. Международный форум «Поколение IV»
и Многонациональная программа оценки проектов ...............421
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах GFR ......426
П2.2.1. Экспериментальный демонстрационный реактор
ALLEGRO .................................................431
П2.2.2. Модуль умножителя энергии ..........................432
П2.3. Реакторы на быстрых нейтронах со свинцовым
теплоносителем LFR ..........................................437
П2.3.1. Быстрый реактор естественной безопасности
со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300................. 442
П2.3.2. Усовершенствованный свинцовый реактор на быстрых
нейтронах европейский демонстрационный ALFRED...........446
П2.3.3. Китайский свинцовый реактор CLEAR ................. 451
П2.3.4. Многоцелевой гибридный исследовательский реактор
для высокотехнологичных задач MYRRHA ....................453
П2.3.5. Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым
теплоносителем WLFR ......................................457
П2.4. Жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах MSR ..........461
П2.5. Реактор на быстрых нейтронах с натриевым
теплоносителем SFR........................................... 466
П2.5.1. Усовершенствованный натриевый технологический
реактор для промышленной демонстрации ASTRID ............470
Оглавление
5
П2.5.2. Прототип реактора-размножителя на быстрых
нейтронах PFBR............................................472
П2.5.3. Китайский реактор на быстрых нейтронах CFR-600 ......474
П2.5.4. Реактор на быстрых нейтронах с натриевым
теплоносителем БН-800 .....................................475
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реактор SCWR .........483
П2.6.1. Сверхкритический водоохлаждаемый реактор
SCWR INEEL (SCWR-US) ...................................487
П2.6.2. Высокопроизводительный легководный реактор HPLWR ...490
П2.6.3. Реактор Canadian SCWR ..............................493
П2.6.4. Китайский реактор CSR1000, охлаждаемый
сверхкритической водой.....................................494
П2.6.5. Водо-водяной энергетический реактор сверхкритический
под давлением ВВЭР-СКД-1700 ..............................497
П2.7. Высокотемпературный газовый реактор VHTR...............501
П2.7.1. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
с шаровыми блоками HTR-PM ...............................509
Заключение к приложению 2 ......................................512
Список литературы к приложению 2 ...............................517
Предисловие
6
«Вселенная — это разнообразие в единстве».
Оноре де Бальзак, 1840 г.
Современная цивилизация существует благодаря использованию энергии.
История развития современной цивилизации представляет собой последователь-
ную смену источников так называемой первичной энергии: от мускульной силы
человека и животных до использования природных физических процессов (те-
пловых, химических, ядерных, электрических и т.д.). Использование энергии че-
ловечеством достигается путем преобразования первичной, природной энергии
во вторичную, например в электрическую или тепловую. Количество потребляе-
мой энергии определяет уровень технологического развития цивилизации.
Во многих научных источниках отмечается рост потребляемой человече-
ством энергии по экспоненциальной зависимости. Рост потребности приводит
к поиску, созданию и развитию различных методов и форм процесса добывания
этой энергии, называемых энергетикой.
Принято делить энергетику по используемым источникам энергии на невоз-
обновляемые и возобновляемые и по способу производства энергии — на тради-
ционную и нетрадиционную, так называемую альтернативную энергетику.
К традиционной энергетике относятся:
• тепловая энергетика;
• гидроэнергетика;
• ядерная энергетика.
К альтернативной энергетике относятся:
• солнечная энергетика;
• ветроэнергетика;
• геотермальная энергетика;
• волновая энергетика;
• приливная энергетика;
• технологии получения биотоплива/биогаза;
• магнитогидродинамические генераторы;
• нетрадиционные технологии использования традиционных невозобнов-
ляемых источников энергии (топлива) — производство синтетического
жидкого топлива, водоугольного топлива, технологии по переработке
вторичных твердых бытовых отходов;
• новые энергетические установки или преобразователи (в том числе с пря-
мым преобразованием) разных видов энергии в электрическую и тепло-
вую;
• управляемый термоядерный синтез и др.
Все эти виды энергетики, как правило, отличаются исходными источника-
ми энергии, а схожи они конечным продуктом — электроэнергией либо тепло-
вой энергией.
Предисловие
7
Каждая категория энергетики имеет свои преимущества и недостатки,
при этом каждое государство вынуждено выстраивать некий баланс (систему)
по способам энерговыработки.
В рамках созданной государством энергетической системы (энергосисте-
мы), представляющей собой совокупность всех звеньев процесса получения,
преобразования, распределения и использования всех видов энергии, обеспе-
чивается фунционирование энергетики в целом.
Ядерная энергетика, как один из способов энерговыработки, является от-
носительно молодым направлением. Только на определенном технологическом
этапе развития человечество смогло освоить и преобразовать энергию деления
ядра в электрическую/тепловую.
Так, первая в мире атомная станция, подключенная к электросети, была за-
пущена в промышленную эксплуатацию 26 июня 1954 г. в г. Обнинске. Данное
событие являлось следствием обширных и многочисленных теоретических
и экспериментальных исследований. Учеными и специалистами были предло-
жены различные вариации ядерных энергетических установок.
Глава 1 данной книги затрагивает вопросы, связанные с основами атомной
энергетики, типами ядерных реакторов, включая описания поколений I, II, III,
III+.
Особое внимание в главе 1 уделено одним из наиболее освоенных направ-
лений в ядерной энергетике — легководным водо-водяным энергетическим
реакторам на тепловых нейтронах, использующих в качестве теплоносителя
и замедлителя обычную легкую воду под давлением.
В России данные типы реакторов имеют аббревиатуру ВВЭР (Водо-Водяной
Энергетический Реактор), за рубежом — PWR (Pressurized Water Reactor). С точ-
ки зрения физики протекающих процессов отечественные и зарубежные ядерные
реакторы идентичны. Однако с точки зрения конструкторской и проектной реа-
лизации они кардинально различаются. Особый интерес у читателя (по мнению
авторов) должен вызвать раздел данной главы с ретроспективным анализом тех-
нологии ядерных реакторов ВВЭР/PWR.
В изложении материала книги авторы неспроста выбрали подход «от боль-
шего к меньшему». У читателя первоначально (после изучения главы 1) должна
сформироваться картина об основах атомной энергетики, об основных этапах
эволюционного развития в области реакторостроения.
Освоив этот непростой, но нужный материал, читатель погрузится в самое
интересное (главы 2 и 3) — разнообразие подходов и технических решений в
современных эксплуатируемых и возводящихся проектах атомных станций по-
коления III+ в нашей стране и в мире.
В главе 2 представлены технологические характеристики леководных ре-
акторов ВВЭР российских проектов поколения III+, рассмотрены основные
конструкторские и технические решения систем безопасности АЭС.
Глава 3 посвящена особенностям конструкции зарубежных АЭС с реакто-
рами PWR, составу систем безопасности, идеологии их построения, краткому
описанию режимов работы, а также некоторым архитектурно-строительным
решениям.
Предисловие
8
Безусловно, объема этой книги недостаточно для представления всех кон-
структорских и технических особенностей проектов реакторов и реакторных
установок, однако авторы постарались единым образом скомпоновать особен-
но важные и оригинальные элементы оборудования и технологических систем
реакторов ВВЭР/PWR, уделив особое внимание системам безопасности.
Для «атомных гурманов» настоятельно советуем заглянуть в приложения,
где мы подготовили интереснейшие «деликатесы» в дополнение к основному
«блюду».
В Приложении 1 читатель сможет с головой погрузиться в изучение и анализ
основных технологические параметров и компоновок систем безопасности РУ
ВВЭР/PWR и, сравнив их, составить собственное представление о тенденциях,
сходстве и различиях в современных реализованных проектах поколения III+.
Приложение 2 дает возможность заглянуть в ближайшее будущее атомной
энергетики. Оно посвящено реакторным установкам поколения IV — набору
конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются на
предмет коммерческого применения Международным форумом поколения IV.
Целью проектов является повышение безопасности, устойчивости, эффектив-
ности и снижение стоимости атомных электростанций.
Изучение Приложения 2 позволит оценить разнообразие основных концеп-
туальных решений реакторных установок поколения IV. Все это разнообразие
объединено единой целью — обеспечение безопасной и надежной эксплуатации
АЭС.
При необходимости получить более подробную информацию по вопросам,
упомянутым на страницах книги, можно обратиться к ссылкам на материа-
лы-первоисточники в конце каждой главы.
Также важно отметить, что часть иллюстраций, представленных в данном
пособии, взята из открытых и общедоступных для читателя источников (вклю-
чая сеть интернет), а разработчики пособия не претендуют на их авторство.
Авторы выражают благодарность А.В. Морозову и О.Л. Ташлыкову за цен-
ные замечания при рецензировании рукописи.
Авторы благодарят работников Нововоронежской атомной станции
А.В. Тулинова, К.С. Мысина, С.В. Шанину, В.С. Росновского, Е.А. Спе сивцева,
В.Р. Казанского, А.Н. Прыткова, Д.Б. Стацуру за глубокие мысли и дискуссии,
возникшие при обсуждении структуры изложения материалов, за ценную кри-
тику и предложенные идеи, за техническую и филологическую помощь в фор-
мировании окончательного варианта рукописи.
Книга предназначена для инженеров, конструкторов, студентов, профиль-
ных специалистов, работников атомной отрасли и просто заинтересованных
читателей.
Список использованных сокращений
9
АПЭН — аварийный питательный электронасос
АРК — аварийная регулирующая кассета
АСММ — атомная станция малой мощности
АСУ ТП — автоматизированная система управления технологическими
процессами
АЭС — атомная электрическая станция
БАОТ — баки аварийного отвода тепла
ББ — бак-барботер
БВ — бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива
БЗОК — быстродействующий запорно-отсечной клапан
БЗТ — блок защитных труб
БПУ — блочный пункт управления
БРУ-А — быстродействующая редукционная установка со сбросом
пара в атмосферу
БРУ-К — быстродействующая редукционная установка со сбросом
пара в конденсатор турбины
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ВВЭР-СКД — водо-водяной энергетический реактор с сверхкритическим
давлением теплоносителя
ВКУ — внутрикорпусные устройства
ВРК — система внутриреакторного контроля
ВЭС — ветряная электрическая станция
ГАН РФ — Государственный атомный надзор Российской Федерации
ГЕ-1 — гидроемкости САОЗ первой ступени
ГЕ-2 — гидроемкости САОЗ второй ступени
ГЕ-3 — гидроемкости САОЗ третьей ступени
ГНЦ РФ –
ФЭИ
— Государственный научный центр Российской
Федерации – Физико-энергетический институт
им. А.И. Лейпунского
ГО — герметичная оболочка
ГПК — главный паровой коллектор
ГРР — главный разъем реактора
ГСПИ-11 — Государственный союзный проектный институт № 11
ГЦК — главный циркуляционный контур
ГЦН — главный циркуляционный насос
ГЦТ — главный циркуляционный трубопровод
ГЭЗ — глубокоэшелонированная защита
ГЭС — гидроэлектростанция
ДАВДЗ — двухскоростной асинхронный вертикальный двигатель за-
крытый
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)