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
Глава 1. Атомная энергетика
120
тростанции находятся в ведении EdF. Французские ядерные реакторы
составляют 90% мощностей EdF и, следовательно, используются в режиме
следования за нагрузкой, поэтому коэффициент их использования по миро-
вым стандартам невысок — около 70%.
Во Франции было два крупных реактора-размножителя. Рядом
с Маркулем находится реактор Phenix мощностью 233 МВт, который начал
работу в 1974 году и находился в совместном владении CEA и EdF. Он был
остановлен для модернизации в 1998–2003 годах, вернулся к работе на мощ-
ности 140 МВт на шесть лет и прекратил выработку электроэнергии в марте
2009 года, хотя продолжал работать в тестовом режиме и участвовать в ис-
следовательских программах по утилизации отходов, в частности транс-
мутации актинидов, до октября 2009 года. Второй энергоблок Superphénix
мощностью 1200 МВт был запущен в 1996 году, но был закрыт по политиче-
ским причинам в конце 1998 года.
По состоянию на начало 2025 года во Франции эксплуатируются только
водо-водяные реакторы и все реакторы относятся ко второму поколению,
за исключением энергоблока Фламанвиль-3 с реактором EPR-1600 поко-
ления III+. В таких условиях государственному регулятору работать значи-
тельно проще в сравнении с условиями, сложившимися не только в США,
но и в России и других странах, так как отсутствует необходимость разраба-
тывать технологии продления сроков эксплуатации для разных типов реак-
торов.
Развитие атомного проекта как государственной программы привело
к тому, что Франция, наряду с Россией, обладает наиболее полным ком-
плектом предприятий (обогащение — газовые центрифуги, производство
и конверсия ядерного топлива, а также переработка отработанного топли-
ва), необходимых для функционирования и развития атомной энергетики.
По французским проектам (как лицензионным, так и нелицензионным)
возведено и возводится множество блоков в Китае.
Китайская программа эволюции ядерных реакторов PWR основана как
на базе легальных лицензионных проектов, так и на адаптированных китай-
ских репликах, которые считаются уже китайскими. АЭС в Китае основаны
на параллельной разработке трех компаний:
• Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC);
• Китайская генеральная ядерная энергетическая корпорация (CGN);
• Государственная корпорация ядерных технологий (SNPTC).
Корпорация CNNC
Корпорация CNNC начала разработку своей линейки реакторов CNP
в 1970-х годах во время проекта исследований и разработок ядерного реак-
тора для использования на подводных лодках.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
121
В феврале 1970 г. был принят первый план развития мирной ядерной
энергетики КНР. Для проведения исследований в области гражданской ядер-
ной энергетики в этом же году был создан Институт 728 [ныне это Shanghai
Nuclear Engineering Research and Design Institute (SNERDI) — Шанхайский
научно-исследовательский институт ядерной техники].
Благодаря усилиям этой организации был создан первый полностью
китайский проект атомной станции CNP-300 (проект 728) с однопетлевым
PWR электрической мощностью 300 МВт. Первый энергоблок, созданный
по данному проекту на площадке Циньшанской АЭС (Qinshan), был подклю-
чен к сети 15 декабря 1991 г. (строительство было начато в январе 1985 г.), но
в промышленную эксплуатацию принят только 1 апреля 1994 г. Проект АЭС
Qinshan был создан китайскими специалистами, но полностью построить
своими силами АЭС Китай в то время еще не мог, поэтому корпус реактора
был заказан в Японии, ГЦН — в ФРГ, а турбина — в Великобритании.
Конструкция CNP-300 поколения II эволюционировала в РУ CNP-600
поколения II — двухпетлевую PWR с электрической мощностью 650 МВт,
которая был сооружена на втором блоке Циньшанской АЭС. Корпус реак-
тора для данной АЭС также был закуплен в Японии. Четыре блока с реакто-
ром CNP-600, имеющие электрическую мощность 650 МВт, были запущены
в 2002, 2004, 2010 и 2012 гг.
Позже CNNC вместе с компаниями «Westinghouse» и «Framatome» раз-
работали вариант PWR поколения III с тремя петлями и генерирующей
мощностью 1000 МВт, получивший название CNP-1000.
Позднее конструкция CNP-1000 была переработана в другую конструк-
цию поколения III, получившую название ACP-1000 (усовершенствован-
ный китайский энергетический реактор).
В настоящее время в результате объединения усилий компаний CGN
и CNNC на основе своих соответствующих проектов PWR (ACPR-1000
и ACP-1000) создан и реализовывается проект РУ под названием HPR-1000,
известный также как Hualong One («Дракон первый»).
Корпорация CGN
Компания CGN занималась внедрением французских атомных техноло-
гий в Китае. Первоначально было принято решение о создании АЭС Daya
Bay в провинции Гуанчжоу, возле Гонконга (в то время еще принадлежав-
шего Великобритании). В январе 1985 г. было создано совместное предпри-
ятие Guandong Nuclear Power Joint Venture Company для сооружения АЭС.
75% акций принадлежало китайской корпорации Guandong Nuclear Power
Investment Company, а 25% — гонконгской Hong Kong Nuclear Investment
Company, принадлежащей CLP Group (China Light & Power Company).
Первоначально CGN эксплуатировала два блока АЭС Daya Bay, на кото-
рой установлены трехпетлевые реакторы проекта М310 мощностью 984 МВт,
спроектированные и построенные французской национальной компани-
Глава 1. Атомная энергетика
122
ей Framatome. Оба блока были приняты в промышленную эксплуатацию
в 1994 г. Также по данному проекту было сооружено два блока на первой
очереди АЭС Ling Аo (запущены в 2002 и 2003 гг.).
Конструкция этих РУ в последующие годы эволюционировала в кон-
струкцию CPR-1000 поколения II+ (китайский PWR).
Трехпетлевой CPR-1000 мощностью 1086 МВт имеет кампанию 18 меся-
цев. Основным отличием от первоначальной конструкции M310 было уда-
ление сварного шва в корпусе реактора под давлением, что сокращало время
производства компонентов и устраняло необходимость проверять сварной
шов в течение срока службы реактора.
CPR-1000 имеет 157 тепловыделяющих сборок с обогащением по UO
2
4,5%. Конструкция ТВС — 17×17.
Далее CPR-1000 превратился в более совершенный вариант поколения
III ACPR-1000 (усовершенствованный китайский энергетический реактор,
основанный на конструкции PWR). Эта конструкция имеет несколько тех-
нических усовершенствований, таких как:
• большая мощность;
• более длинный срок эксплуатации;
• повышенная устойчивость к внешним воздействиям;
• большая длина ТВС;
• увеличение площади теплообмена парогенератора;
• наличие пассивных рекомбинантов водорода.
Компания SNPTC
SNPTC разработала китайскую версию американского проекта AP-1000,
названную CAP-1400, которая является одним из 16 крупных национальных
научно-технических проектов в Китае.
CAP-1400 — это увеличенная версия AP-1000, двухпетлевой реактор
PWR мощностью 1500 МВт(э). Он полностью наследует философию пас-
сивной безопасности и упрощения от проекта AP-1000.
( )
Южная Корея последнее время стала одной из самых успешных стран
на мировом рынке атомной энергетики.
На сегодняшний день Южная Корея считается одним из лидеров по сте-
пени эксплуатации атомных электростанций. В ее арсенале к настоящему
моменту находятся 20 ядерных реакторов. Кроме того, к 2030 г. Южная
Корея намерена экспортировать 30 ядерных реакторов. Производство и от-
грузка реакторов станет реализацией проекта в рамках стратегии по входу
в число трех ведущих ядерных энергетических держав мира.
Корея стала членом МАГАТЭ в 1957 г., в 1958 г. был принят Закон
об атомной энергии, а в 1959 г. правительство учредило Управление по атом-
ной энергии.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
123
Первой АЭС в Корее стала Кори-1, блока Westinghouse, построенного
по контракту «под ключ». Он был запущен в 1977 году. И уже в начале 1980-х
годов было построено восемь реакторов.
Технологии Westinghouse и Framatome были использованы для пер-
вых восьми блоков PWR и Combustion Engineering (которая стала частью
Westinghouse). А затем Корейская стандартная АЭС (KSNP) стала при-
знанной конструкцией для двух и немного эволюционировала до KSNP +.
В 2005 году KSNP/KSNP+ был переименован в OPR-1000 (Реактор с опти-
мизированной мощностью), по-видимому, для азиатских рынков, особенно
для Индонезии и Вьетнама. Десять работающих блоков теперь имеют обо-
значение OPR-1000.
Кроме того, 2 блока CP1 (разработки Франции, упомянутые в предыду-
щем параграфе) также были построены на АЭС Ханул.
KHNP (Korea Hydro & Nuclear Power Co) занималась разработкой и сер-
тификацией новых более мощных реакторов.
Проекты станций APR1000 и APR1400 поколения III опирается на инно-
вации проекта CE80+.
Вариант, включающий ряд дополнительных функций более крупной
конструкции, названный APR1000, был разработан для использования
в Европе. В марте 2023 года он был сертифицирован организацией European
Utility Requirements (EUR) как соответствующий требованиям. Но для него
по-прежнему потребуется утверждение конструкции в каждой стране, в ко-
торой он используется.
Мощные реакторы APR1400
В стране работают 8 АЭС APR1400. Южнокорейские компании до-
стигли договоренностей о строительстве четырех реакторов APR-1400
в Объединенных Арабских Эмиратах, два из них уже работают.
Атомная энергетика Германии практически перестала существовать, по-
этому ее рассмотрение имеет смысл только как историческая ретроспектива.
При содействии производителей США Западная Германия приступила
к разработке коммерческих атомных электростанций [Siemens/Westinghouse
для реакторов с водой под давлением (PWR), AEG/General Electric для реак-
торов с кипящей водой (BWR)].
В с 1965 по 1970 г. строились энергетические реакторы мощностью
250–350 и 600–700 МВт(э).
Примерно через 15 лет разрыв в ядерных технологиях между Запад ной
Германией и международным сообществом был ликвидирован. Западно-
германская атомная промышленность получила первые заказы из-за границы.
В 1969 году «Siemens» и AEG основали «Kraftwerk Union» (KWU), объе-
динив свои соответствующие ядерные предприятия. Началась отечествен-
Глава 1. Атомная энергетика
124
ная германская разработка атомных электростанций KWU с реакторами
типа PWR.
С учетом многолетнего опыта эксплуатации, был разработан широко из-
вестный стандартизированный PWR мощностью 1300 МВт(э) («Конвой»).
Три блока «Конвой» были введены в эксплуатацию в 1988 году, и они были
последними АЭС, построенными в Западной Германии.
Германская Демократическая Республика (то есть, Восточная Германия)
в развитии АЭС использовала усовершенствованные версии АЭС родом
из СССР.
2000 году был введен юридический запрет на строительство новых АЭС
в Германии.
6 июня 2011 года было принято решение об отказе производства атом-
ной энергии. 8 энергоблоков АЭС были отключены в марте 2011, оставши-
еся 9 должны были быть закрыты до конца 2022. Соответствующий закон
был принят в Бундестаге 30 июня 2011 года: «за» проголосовало 513 депу-
татов из 600. Только партия левых проголосовала против». Последние
три промышленные атомные электростанции Германии («Изар-2»,
«Неккарвестхайм-2» и «Эмсланд») были закрыты в апреле 2023 года, несмо-
тря на неоднозначные мнения среди жителей страны на фоне разразившего-
ся в 2022 году энергетического кризиса и экономического спада.
1
История применения ядерных реакторов в качестве источников для вы-
работки электроэнергии достаточно невелика (в 1954 году первая в мире
Обнинская АЭС была подключена к энергосистеме страны). С одной сто-
роны, АЭС с ядерными реакторами выгодны с точки зрения теплотворной
способности топлива, с другой стороны, работа АЭС сопровождается опре-
деленными рисками, но достигнутый на текущий момент уровень организа-
ционно-технических мероприятий свел эти риски до минимума.
Оценивая ретроспективу в отечественном и зарубежном реакторострое-
нии, стоит выделить несколько этапов реализации АЭС:
1) разработка концепций и конструкции;
2) проведение большого количества расчетно-экспериментальных ра-
бот в счет подтверждения принятых концепций;
3) запуск головных проектов и отработка вопросов, связанных с эксплу-
атацией, ремонтом, техническим обслуживанием;
4) совершенствование принятых конструктивных особенностей, дове-
дение проекта до серийного воспроизведения.
На заре атомной энергетики при реализации этапов 1, 2 учеными и кон-
структорами предлагались смелые и экстравагантные решения, которые
зачастую не могли подтвердиться экспериментально. При этом уже на эта-
пах 3, 4 реализовывались реальные рабочие решения.
Список литературы к главе 1
125
В наши дни все этапы реализуются с учетом накопленного опыта в кон-
струировании и разработках.
На текущий момент имеется два основных генеральных направления
развития АЭС с реакторными установками, работающими на легкой воде
под давлением. Это АЭС с реакторами типа PWR американских проектов
и советские/российские проекты с реакторами типа ВВЭР.
В целом, как по технико-экономическим показателям, так и по концеп-
туальным техническим решениям они схожи. Однако между ними имеются
принципиальные различия. Так, например, в зарубежных PWR применяют-
ся тепловыделяющие сборки типа «квадрат», в ВВЭР – тип «шестигранник»,
в РУ ВВЭР используются парогенераторы горизонтального типа, а в зару-
бежных проектах PWR – вертикального.
Две технологии PWR и ВВЭР развивались по схожим сценариям. Есть
отличия в решении некоторых конструкторских узлов, в размерах и мате-
риалах этих узлов, в форме основного элемента активной зоны ТВС, в про-
странственном расположении ПГ, в компоновке реакторного отделения
(и станции в целом). Но принципиально эти реакторы сделаны по одной
технологии, которая базируется на одних и тех же принципах, в том числе
принципах безопасности и международных норм.
1
1. Фейнман Р.Ф., Лейтон Р.Б., Сэндс М.Л.. Фейнмановские лекции по физи-
ке. Москва: Мир; вып. 3–4, 1976. 496 с.
2. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. М.: Наука, 1980. 728 с.
3. Фаддеев М.А., Чупрунов Е.В. Лекции по атомной физике. М.: Физматлит,
2008. 612 с.
4. Казанский Ю.А., Слекеничс Я.В., Кинетика ядерных реакторов.
Коэффициенты реактивности. Введение в динамику. М.: Нацио нальный
исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2012. 300 с.
5. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат,
1985. 350 с.
6. Афров А.М., Иванов Е.А., Васильев Б.Ю., Андрушечко С.А., Украинцев
В.Ф., Семченков Ю.М. ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации,
ядерное топливо, безопасность. М.: Логос, 2006. 487 с.
7. Афров А.М., Генералов В.Н., Украинцев В.Ф., Андрушечко С.А., Васильев
Б.Ю., Семченков Ю.М. АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. От физических
основ эксплуатации до эволюции проекта. М.: Логос, 2010. 604 с.
8. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энерго атомиздат,
1984. 280 с.
9. Камерон И. Перевод с английского Блинкин В.Л. Ядерные реакторы. М.:
Энергоатомиздат, 1987. 320 с.
10. Шульга И. Двужильный водо-водяной: Обзор. Режим доступа: https://
atomicexpert.com/review_vver [дата обращения: 09.09.2024].
Глава 1. Атомная энергетика
126
11. Денисов В. П. Эволюция водо-водяных энергетических реакторов для
АЭС // История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып.
2. История ВВЭР. — 2002. — С. 218—302. Режим доступа: https://elib.
biblioatom.ru/text/istoriya-atomnoy-energetiki_v2_2002/0013/ [дата обраще-
ния: 09.09.2024].
12. ВМ-А / История реакторов / История основных систем // Эволюция от-
расли /// История Росатома. Режим доступа: https://www.biblioatom.ru/core-
systems/nuclear-reactors/vm-a/ [дата обращения: 09.09.2024].
13. Ланкевич А.В. ВВЭР ‒ история, состояние и развитие. Опубликовано
02.06.2021 http://www.atominfo.ru/newsz03/a0715.htm, [дата обращения:
09.09.2024].
14. История атомных реакторов / ВВЭР-1 (ВЭС-1), В-2, ВВЭР-3М. Режим до-
ступа: https://www.biblioatom.ru/core-systems/nuclear-reactors/vver-1/ [дата
обращения: 09.09.2024].
15. История атомных реакторов / ВВЭР-440: В-179, В-230, В-270, В-318. Режим
доступа: https://www.biblioatom.ru/core-systems/nuclear-reactors/vver-440/
[дата обращения: 09.09.2024].
16. Козлов В.В. Российская атомная энергетика за рубежом.– М.: ООО «ВАШ
ФОРМАТ», 2018. – 220 с. Режим доступа; https://elib.biblioatom.ru/text/
kozlov_rossiyskaya-energetika-za-rubezhom_2018/p0/ [дата обращения:
09.09.2024].
17. История атомных реакторов / ВВЭР-1000: В-187, В-302, В-338, В-320,
В-412, В-446, В-428. Режим доступа: https://www.biblioatom.ru/core-systems/
nuclear-reactors/vver-1000/ [дата обращения: 09.09.2024].
18. История атомных реакторов / ВВЭР-1200: В-392М (АЭС-2006), В-491.
Режим доступа: https://www.biblioatom.ru/core-systems/nuclear-reactors/vver-
1200/ [дата обращения: 09.09.2024].
19. История атомных реакторов / ОК-150, ОК-900. Режим доступа: https://
www.biblioatom.ru/core-systems/nuclear-reactors/ok-150/ [дата обращения:
09.09.2024].
20. История атомных реакторов / КЛТ-40. Режим доступа: https://www.
biblioatom.ru/core-systems/nuclear-reactors/klt-40/ [дата обращения:
09.09.2024].
21. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки: учебное пособие для
вузов / К.Н. Проскуряков М.: Издательский дом МЭИ, 2015. — 446 с.
22. Ланкевич А.В. ВВЭР — история, состояние и развитие. Часть 1. История
развития технологии водо-водяных реакторов под давлением. Режим
доступа: http://www.atominfo.ru/newsz03/a0715.htm [дата обращения:
09.09.2024].
23. Ланкевич А.В. ВВЭР — история, состояние и развитие. Часть 2. Ста-
новление серийной технологии ВВЭР. Режим доступа: http://www.atominfo.
ru/newsz03/a0759.htm [дата обращения: 09.09.2024].
24. Ланкевич А.В. ВВЭР — история, состояние и развитие. Часть 3.
Ретроспективный анализ развития технологии PWR. Режим доступа: http://
www.atominfo.ru/newsz03/a0832.htm [дата обращения: 09.09.2024].
Список литературы к главе 1
127
25. Ланкевич А.В. ВВЭР — история, состояние и развитие. Часть 4. Анализ раз-
вития АЭС с водо-водяными реакторами. Перспективы развития направле-
ния АЭС с РУ ВВЭР. Режим доступа: http://www.atominfo.ru/newsz04/a0504.
htm [дата обращения: 09.09.2024].
26. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Подшибякин А.К., Щекин И.Г., Чуркин А.Н.,
Крыжановский В.И., Четвериков А.Е., Шмелев С.В., Титов О.В., Ануф риев
Д.А. О новых проектах реакторных установок ВВЭР на современном этапе
развития атомной энергетики. ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия.
27. Уваров А. Стройтесь, реакторы, большие и малые Режим доступа: https://
atomvestnik.ru/2020/07/04/strojtes-reaktory-bolshie-i-malye/ [дата обращения:
09.09.2024].
28. Шульга И. Достойные три с плюсом. Режим доступа: https://atomicexpert.
com/epr_ap1000_reactors [дата обращения: 09.09.2024].
29. Панов С. «Тысячники». Режим доступа: https://archive.atomicexpert.com/
page252777.html [дата обращения: 09.09.2024].
30. Комольцев А. ВВЭР: горизонты близкие и далекие. Режим доступа: https://
atomicexpert.com/vver_horizons_near_and_far [дата обращения: 09.09.2024].
31. История создания атомных станций теплоснабжения в крупных городах.
Сегодняшние реалии. Режим доступа: https://www.rosteplo.ru/Tech_stat/
publ_2828.htm [дата обращения: 09.09.2024].
32. Петрунин В.В., Фатеев С.А., Кураченков А.В., Щекин Д.В. Научно-
технические и экономические аспекты создания инновационных ре-
акторных установок для атомных станций малой и средней мощности.
Международная конференция «XVI Забабахинские научные чтения»,
Снежинск, 2023.
33. Петрунин В.В. Реакторные установки для атомных станций малой мощно-
сти // Академия наук и атомная отрасль. — М.: Российская академия наук,
2021. — С. 213—231. Режим доступа: https://elib.biblioatom.ru/text/akademiya-
nauk-i-atomnaya-otrasl_2021/p223/ [дата обращения: 09.09.2024].
34. Кузнецов А., Антонов А., Буньков С. Большое плавание реактора КЛТ-
40: история единственного атомного лихтеровоза-контейнеровоза. Газета
«Страна Росатом», Москва, 2021.
35. Шульга И.И. Росатом: история успеха. Атомные станции малой мощно-
сти: новое направление развития энергетики. Т-2. М.: Академ-Принт, 2015.
226 с.
36. Смоленцев Д.О., Ивина О.Н. Сравнительная оценка энергоустановок ма-
лой мощности для децентрализованного энергоснабжения. Режим доступа:
https://elib.biblioatom.ru/text/atomnye-stantsii-maloy-moschnosti_2011/p157/
[дата обращения: 09.09.2024].
37. Митенков Ф.М. Атомные станции теплоснабжения — новый этап в развитии
атомных станций в СССР // Митенков Ф. М. Размышления о пережитом. —
2004. — С. 248—254. Режим доступа: https://elib.biblioatom.ru/text/mitenkov_
razmyshleniya-o-perezhitom_2004/p254/ [дата обращения: 09.09.2024].
38. Шульга И. Атом на растопку. Режим доступа: https://archive.atomicexpert.
com/nuclear_heating [дата обращения: 09.09.2024].
Глава 1. Атомная энергетика
128
39. Машиностроение ядерной техники. Кн. 1. — 2005. Машиностроение.
Т. 4–25 : Машиностроение ядерной техники, кн. 1 : [в 2 кн.] / ред. тома
д.т.н. Е.О. Адамов ; ред.-сост. д.т.н. В.И. Солонин отв. ред. акад. РАН К.С.
Колесников. – М.: Машиностроение, 2005. – 959 с. : ил. – Библиогр. в конце
гл. – Предм. указ.: с. 954–959. Режим доступа: https://elib.biblioatom.ru/text/
mashinostroenie-yadernoy-tehniki_kn1_2005/p13/ [дата обращения: 09.09.2024].
40. Круглов А.К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. – [2-е
изд., испр.] – М.: ЦНИИатоминформ, 1995. – 380 с.
41. Денисов В.П. Эволюция водо-водяных энергетических реакторов для
АЭС // История атомной энергетики Советского Союза и России. Вып. 2.
История ВВЭР. – 2002. – С. 218–302.
42. Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных
электростанций. – М.: ИздАТ, 2002. – 477 с.
43. Сидоренко В.А. Водоводяные энергетические реакторы. Начало и резуль-
тат : [к 75-летию Курчатовского института] / В.А. Сидоренко. – М.: НТЦ
ЯРБ, 2018. – 134, [1] с. : ил.
44. Сидоренко В.А. «Водо-водяные реакторы в ядерной энергетике страны».
АЭ, т. 43, вып 5, ноябрь 1977, C. 325–336.
45. Американские бридеры остановила политика Текст: Татьяна Данилова
https://archive.atomicexpert.com/page1081770.html
46. Семенов М.А., Калинчев М.В., Кураченков А.В., Щекин Д.В. Основные
схемно-конструктивные решения для РУ РИТМ-200Н наземной АСММ,
АО «ОКБМ Африкантов», Нижний Новгород, Россия.
47. АО «Атомэнергомаш», буклет «Решения для судостроительной отрасли», –
25 с.
48. Pool R. Beyond engineering: Searching for safety // Oxford University Press. 1997.
49. Cochran T., FeivesonH., Hippel F. von. Fast Reactor Development in the United
States // Science and Global Security. 2009. № 17. Р. 109–131.
50. Hippel F. von. The Rise and Fall of Plutonium Breeder Reactors // International
Panel on Fissile Materials. 2000.
51. Rofer C. Milton Shaw — How Someone You’ve Never Heard Of Shaped Nuclear
Power in America (статья по материалам E. Rophe. «Regulation of Nuclear
Power: The Case of the Light Water Reactor. RAND Report R-2104-NSF, June
1977).
52. Kessides, I.N. The future of the nuclear industry reconsidered: Risks, uncertainties,
and continued promise. Energ. Policy 2012, 48, 185–208.
53. Marques, J.G. Evolution of nuclear fission reactors: Third generation and beyond.
Energ. Convers. Manage. 2010, 51, 1774–1780.
54. Rippon, S. History of the PWR and its worldwide development. Energ. Policy
1984, 12, 259–265.
55. Cummins, W.E.; Matzie, R. Design evolutions of PWRs: Shippingport to
generation III+. Prog. Nucl. Energy 2018, 102, 1–29.
56. Kennard, M.W.; Harbottle, J.E. LWR Control Assembly Designs. A Historical
Perspective. Control Assembly Materials for Water Reactors: Experience,
Performance and Perspectives; IAEA Tecdoc: Vienna, Austria, 2002; pp. 7–32.
Список литературы к главе 1
129
57. Historic American Engineering Record. Haddam Neck Nuclear Power Plant
(Connecticut Yankee Nuclear Power Plant); Historic American Engineering
Record: Washington, DC, USA, 1968; pp. 3–5.
58. Schneider R., Wirtz P. Adaptation of a pressurized water reactor of American design
to the requirements of the German standards program and licensing procedure.
Nucl. Eng. Des. 1991, 127, 173–179.
59. International Atomic Energy Agency. Country Nuclear Power Profiles, France.
Available online: https://cnpp.iaea.org/countryprofiles/France/France.htm
60. Grubler, A. An Assessment of the Costs of the French Nuclear PWR Program
1970–2000; International Institute for Applied Systems Analysis: Laxenburg,
Austria, 2009; pp. 1–36.
61. Bonhomme N. Systems organization for the European pressurized water reactor
(EPR). Nucl. Eng. Des. 1999, 187, 71–78.
62. Teichel H. Objectives in developing the European pressurized water reactor (EPR).
Nucl. Eng. Des. 1996, 165, 271–276.
63. Peachy C. Chinese Reactor Design Evolution. Nuclear Engineering International.
Available online: http://www.neimagazine.com/features/featurechinese-reactor-
design-evolution-4272370/
64. Wang Y., Ma J., Fang Y. Generation III pressurized water reactors and China’s
nuclear power. J. Zhejiang Univ. Sci. A 2016, 17, 911–922.
65. Zheng M., Yan J., Jun S., Tian L., Wang X., Qiu Z. The general design and
technology innovations of CAP1400. Engineering 2016, 2, 97–102.
66. Thomas S. Is it the end of the line for Light Water Reactor technology or can China
and Russia save the day? Energ. Policy 2019, 125, 216–226.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)