Основное оборудование АЭС

Основное 
оборудование АЭС

Под редакцией С.М. Дмитриева

Допущено Министерством образования 
Республики Беларусь
в качестве учебного пособия 
для студентов учреждений высшего образования 
по специальности
«Паротурбинные установки
 атомных электрических станций»

Минск
«Вышэйшая школа»

УДК 621.311.25.039.5(075.8)
ББК 31.47-5я73
 
О-75

А вто р ы : С. М. Дмитриев, Д. Л. Зверев, О. А. Бых, Ю. К. Панов, Н. М. Сорокин, В. А. Фарафонов

Рец ен з ен ты : кафедра тепловых электрических станций Белорусского национального технического университета (заведующий кафедрой доктор технических наук, профессор Н. Б. Карницкий); заведующий кафедрой ядерной физики Белорусского государственного университета кандидат физико-математических наук, доцент А. И. Тимощенко

Все права на данное издание защищены. Воспроизведение всей книги или любой ее части не может 
быть осуществлено без разрешения издательства.

О-75
Основное оборудование АЭС : учеб. пособие / С. М. Дмитриев 
[и др.]; под ред. С. М. Дмитриева. – Минск : Вышэйшая школа, 2015. – 
288 с. : ил.
ISBN 978-985-06-2520-5.

Рассмотрены основные конструкционные схемы оборудования АЭС как российского дизайна, так и дизайна ведущих мировых производителей. Значительное внимание 
уделено сравнительному анализу действующих и перспективных АЭС с точки зрения безопасности и экологического воздействия на окружающую среду.
Для студентов учреждений высшего образования специальности «Паротурбинные 
установки атомных электрических станций».
УДК 621.311.25.039.5(075.8)
ББК 31.47-5я73

Учебное издание

Дмитриев Сергей Михайлович
Зверев Дмитрий Леонидович
Бых Олег Анатольевич и др.

ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ АЭС 

Учебное пособие

Редактор Е.Н. Шульганова. Художественный редактор Т.В. Шабунько. 
Технический редактор Н.А. Лебедевич. Корректор Е.З. Липень. Компьютерная верстка И.В. Войцехович.

Подписано в печать 19.01.2015. Формат 70×100/16. Бу мага офсетная. Гарнитура «Times». Офсетная 
печать. Усл. печ. л. 23,4. Уч.-изд. л. 24,07. Тираж 1100 экз. Заказ 136.

Республиканское унитарное предприятие «Издательство “Вышэйшая шко ла”». 
Свидетельство о государственной регистрации издателя, изготовителя, 
распространителя печатных изданий № 1/3 от 08.07.2013. Пр. Победителей, 11, 220048, Минск.
e-mail: market@vshph.com   http://vshph.com
Открытое акционерное общество «Красная звезда».
Свидетельство о государственной регистрации издателя, производителя и распространителя печатных 
изданий № 2/7 от 28.10.2013. Юридический адрес: пер.1-й Загородный, 3, 220073, Минск. 
Почтовый адрес: ул. Советская, 80, 225409, Барановичи.

ISBN 978-985-06-2520-5 
© Оформление. УП «Издательство
  
 
“Вышэйшая школа”», 2015

СПИСОК ПРИНЯТЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АLWR – легководный усовершенствованный реактор 
АЗ  
– аварийная защита
АРК 
– рабочий орган системы управления и защиты
АТЭЦ  – атомная теплоэлектроцентраль
БЗТ 
– блок защитных труб
BWR 
– кипящий реактор с водой под давлением 
ВБЭР  
– водяной блочный энергетический реактор
ВВЭР  – водо-водяной энергетический реактор
ВКУ 
– внутрикорпусные устройства
ВРК 
– внутриреакторный контроль
ВПБЭР – водяной повышенной безопасности энергетический реактор
ВХР 
– водно-химический режим
ГУПД 
– гидроуправляемый пневмораспределитель по давлению
ГУПУ 
– гидроуправляемый пневмораспределитель по уровню
ГЦК 
– главный циркуляционный контур
ГЦН 
– главный циркуляционный насос
ГЦТ 
– главный циркуляционный трубопровод
ГЦЭН 
– главный циркуляционный электронасос
ДР 
– дистанционирующая решетка
ЕЦ  
– естественная циркуляция
ЗО  
– защитная оболочка 
КГО 
– контроль герметичности оболочки
КД 
– компенсатор давления
КИП 
– контрольно-измерительные приборы
КИУМ – коэффициент использования установленной мощности
КСС 
– контроль стыковой сварки
КЭ 
– кассета экранная 
LGR 
– реактор водографитовый
LMFBR – реактор-размножитель с жидкометаллическим теплоносителем
LWBR – легководный реактор-размножитель 
LWR 
– кипящий водо-водяной реактор
МПА 
– максимальная проектная авария
МРЗ 
– максимальное расчетное землетрясение
НК 
– направляющий канал
НУЭ 
– нормальные условия эксплуатации
ННУЭ – нарушение нормальных условий эксплуатации
ПГ 
– парогенератор
ПГЭ 
– парогенерирующий элемент
ПС 
– поглощающий стержень
ПЭЛ  
– поглощающий элемент
PWR 
– реактор с водой под давлением
РБМК 
– реактор большой мощности канальный
РК  
– рабочая кассета
РО СУЗ – рабочие органы системы управления и защиты
РУ 
– реакторная установка
СВП 
– стержень с выгорающим поглотителем
ТВСА 
– альтернативная тепловыделяющая сборка
ТВС 
– тепловыделяющая сборка
ТВЭЛ 
– тепловыделяющий элемент
ТК  
– температурный контроль
УВР 
– усовершенствованный водяной реактор
ЦТ 
– центральная труба
ШВК 
– шахта внутрикорпусная

ПРЕДИСЛОВИЕ

Национальные проекты Союзного государства России и Беларуси требуют надежной топливно-энергетической базы, в которой главная роль в развитии народного 
хозяйства отводится атомной энергетике. 
Программы развития ядерной энергетики России и Беларуси предусматривают 
строительство АЭС, где в качестве источника тепловой энергии должны использоваться водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). В связи с этим особое значение приобретает изучение конструкций основного оборудования как действующих, 
так и вновь проектируемых установок этого класса, обладающих повышенной безопасностью.
В учебном пособии основное внимание уделено вопросам проектирования основного оборудования реакторного «острова» АЭС. 
В первой главе представлены принципиальные схемы АЭС, которые являются 
первоэлементом для проектирования любой установки. Основа реактора – тепловыделяющий элемент и, как следствие, тепловыделяющая сборка. 
Во второй главе подробно описываются все известные эксплуатируемые и проектируемые ТВС: как российского дизайна, так и дизайна ведущих мировых производителей. 
В третьей главе рассматриваются конструкции корпусных реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (PWR) различной мощности: от 300 MВт – установка 
(ВБЭР-300) до 1500 МВт (УВР-1500), а также реакторы повышенной безопасности 
(ВПБЭР-600). Особое внимание уделено компоновке оборудования в защитной оболочке, радиационной безопасности, аварийным режимам. 
В четвертой главе описываются конструкции парогенераторов горизонтального 
и вертикального исполнения. 
В пятой главе рассматриваются конструкции главных циркуляционных насосов.
В шестой главе приведена концепция проекта Белорусской АЭС – проекта АЭС2006 с реактором технологии ВВЭР, выполняемого в современной информационной 
среде в соответствии с требованиями ядерной и радиационной безопасности.
Материал, изложенный в учебном пособии, соответствует современным представлениям о конструкциях реакторов, парогенераторов, насосов и теплообменников 
АЭС и может быть полезен студентам вузов энергетических и энергомашиностроительных специальностей.
Авторы выражают благодарность доктору технических наук, профессору 
Н.Б. Кар ницкому за тщательное ознакомление с рукописью, ценные и критические 
замечания, учтенные при подготовке к изданию.
Все замечания и пожелания, которые будут с признательностью восприняты авторами учебного пособия, могут быть направлены по электронному адресу dmitriev@nntu.
nnov.ru.

ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ СХЕМ 
АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ

1.1. Схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР

На современных атомных электростанциях (АЭС) с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) приняты двухконтурные схемы с генерацией насыщенного 
или слабоперегретого пара, сепарацией и промежуточным перегревом пара перед 
турбиной. Уровень давления генерируемого в парогенераторе пара обусловливается 
допустимым нагревом теплоносителя в реакторе и составляет 6–7 МПа.
Первый контур установки предназначен для отвода тепла, выделяющегося в реакторе, и передачи его второму контуру в парогенераторе (ПГ). В состав первого контура кроме реактора, парогенераторов, главных циркуляционных насосов (ГЦН) и главных циркуляционных трубопроводов (ГЦТ) входят система компенсации давления 
и система очистки первого контура, работающая при давлении первого контура. Для 
работы первого контура необходимы обслуживающие системы: подпитки и очистки 
контура, газовых сдувок, организованных протечек и дренажа спецводоочистки и др.
Технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, 
управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого 
контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.
В состав главного циркуляционного контура установки ВВЭР-1000 (рис. 1.1) 
входят реактор ВВЭР и четыре циркуляционные петли, состоящие из парогенератора ПГВ-1000, ГЦН и главных циркуляционных трубопроводов Ду850, соединяющих 
оборудование петли с реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне 
реактора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 
322 °С. Расход воды через реактор – 15 800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре – 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и с помощью ГЦН возвращается в реактор. 
Система компенсации давления теплоносителя – автономная система ядерного 
реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний 

Рис. 1.1. Принципиальная схема первого контура установки ВВЭР-1000:
1 – защитная оболочка (герметичный бокс); 2 – система управления и защиты; 3 – парогенератор; 4 – пар; 5 – турбина; 
6 – генератор; 7 – трансформатор; 8 – линия электропередачи к потребителю; 9 – водохранилище-охладитель; 10 – циркуляционный насос; 11 – конденсатор; 12 – питательный насос; 13 – главный циркуляционный насос; 14 – корпус реактора; 
15 – топливо

давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения. В атомных энергетических установках применяются следующие системы 
компенсации: паровая с электронагревателями, паровая с генерацией пара твэлами, 
газовая, парогазовая. Типовая система компенсации давления в установках с реакторами  ВВЭР включает паровой компенсатор давления, барботер, импульсно-предохранительные устройства и трубопроводы с арматурой. Компенсатор давления подключается к реактору трубопроводами без запорной арматуры.
Давление в компенсаторе создается паровой подушкой, т.е. паровым объемом 
компенсатора, образуемым за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при 
колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки 
или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает из компенсатора в контур 
или из контура в компенсатор по соединительным трубопроводам.
Ограничение отклонения давления от номинального значения достигается сжатием или расширением паровой подушки в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и по трубопроводу подают воду 
из «холодной» части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. 
В зависимости от параметров переходного процесса (величины и скорости изменения 
давления) регулирующий клапан увеличивает подачу холодной воды, прекращая или 
замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения 
давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, 
из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.
Система подпитки первого контура обеспечивает подачу подпиточной воды 
в главный циркуляционный контур для поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе давления. Она возвращает воду, отбираемую из контура на очистку, 
осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает поддержание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, связанных с падением давления (разрыв трубопроводов, обесточивание станции и т.д.), компенсирует расход организованных протечек из контура, а также малых аварийных протечек.
Система очистки теплоносителя – совокупность устройств ядерного реактора, 
предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических 
соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи. Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором 
водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует 
процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре являются вода первичного 
заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также 
случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.
Система очистки, как правило, включает циркуляционный бессальниковый 
центробежный насос производительностью 10–14 кг/с и напором 1,2–1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионообменных фильтров, катионитовый и анионитовый 
фильтры, трубопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обеспечивающий нормальную 
работу фильтров. Охлажденная вода поступает последовательно на катионитовый, 
а затем анионитовый фильтры и возвращается в реактор.

Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) предназначается для 
обеспечения безопасного снятия остаточных тепловыделений с реактора при авариях, 
связанных с разрывом трубопроводов первого контура.
Основными критериями обеспечения аварийного расхолаживания являются: исключение плавления оболочек твэлов при разрывах трубопроводов первого контура, 
включая мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода; 
создание и поддержание подкритичности активной зоны реактора; обеспечение послеаварийного расхолаживания реактора.
Типовая САОЗ состоит из двух узлов: пассивного и активного. Пассивный узел 
предназначается для первоначального быстрого залива активной зоны водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода первого контура, который приводит 
к быстрому падению давления и обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, соединенные трубопроводами с корпусом реактора. Одна половина из них 
сообщается с выходом активной зоны, другая – с входом в активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору устанавливаются две нормально открытые 
быстрозапорные задвижки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при 
срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих емкости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.
Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров: аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора. Контур аварийного расхолаживания реактора 
предназначен для расхолаживания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. 
Кроме того, этот контур используется для планового расхолаживания реактора по схеме «реактор – теплообменник расхолаживания – насос – реактор». Контур аварийного расхолаживания включает насосы и теплообменники аварийного расхолаживания, 
трубопроводы и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры 
может подключаться к трем точкам: баку аварийного запаса раствора бора, приямку 
реакторного помещения и горячему трубопроводу неотключаемой от реактора части 
контура. В аварийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над и под 
активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а после опустошения бака 
переходит на работу по схеме «реактор – приямок реакторного помещения – теплообменник расхолаживания – насос – реактор».
Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки при аварийном расхолаживании. В его 
состав входят насосы аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раствора бора, трубопроводы и арматура.

1.2. Описание и обоснование 
схемно-конструктивных решений ВПБЭР-600

В данном параграфе приведено описание схемно-конструктивных решений реакторной установки (РУ) с реактором интегрального типа и шестью главными циркуляционными насосами на днище реактора, размещенного в страховочном корпусе.
Описание выполнено в соответствии с принципиальной схемой реакторной установки ВПБЭР-600 (рис. 1.2).
Реакторная установка состоит из следующих основных контуров и систем:
• первый контур (реактор и система очистки (KBE));
• второй контур (LAB и LBA);
• промежуточный контур охлаждения (КАА);
• система аварийного отвода тепла (JNB);

• система удержания давления в реакторе;
• система ввода жидкого поглотителя (JDJ);
• система защиты первого контура от повышения давления в запроектных авариях;
• система декомпрессии реактора;
• система подпитки первого контура теплоносителем (KBA);
• система газа;
• система ремонтного расхолаживания (JNA);
• страховочный корпус;
• система вентиляции страховочного корпуса.
Реакторная установка размещена внутри прочноплотной защитной оболочки.
Системы аварийного отвода тепла, удержания давления в реакторе, ввода жидкого поглотителя, защиты первого контура от повышения давления в запроектных 
авариях, декомпрессии реактора, страховочный корпус, а также защитная оболочка 
являются системами и устройствами безопасности.
Первый контур предназначен для отвода тепла от активной зоны и передачи его 
второму контуру.
Первый контур включает: 
• водо-водяной реактор интегрального типа, в корпусе которого размещены активная зона с рабочими органами СУЗ, секции парогенераторов, контур охлаждения 
активной зоны, парогазовый компенсатор давления, теплообменники-конденсаторы 
системы аварийного отвода тепла, шесть главных циркуляционных электронасосов 
на патрубках, выполненных в днище корпуса реактора;
• систему очистки теплоносителя и борной компенсации реактивности.
Циркуляция теплоносителя в реакторе осуществляется главными циркуляционными электронасосами следующим образом. Теплоноситель первого контура из верхней части реактора поступает в парогенераторы, где отдает тепло второму контуру. 

Рис. 1.2. Принципиальная схема ВПБЭР-600

Охлажденный теплоноситель поступает на всас главных циркуляционных электронасосов. С напора электронасосов он подается в активную зону, где нагревается, поднимается сначала по индивидуальным тяговым участкам, а затем по общему тяговому 
участку блока труб и устройств вновь поступает на вход в парогенераторы.
Циркуляция теплоносителя при аварийных ситуациях, связанных с остановкой 
главных циркуляционных электронасосов, осуществляется за счет естественной конвекции по той же схеме.
Водно-химический режим первого контура – коррекционный аммиачно-борнокалиевый. 
В качестве газа в парогазовом компенсаторе объема используется азот. 
Система очистки теплоносителя и борной компенсации реактивности предназначена для поддержания требуемого качества теплоносителя первого контура и вывода 
из теплоносителя борной кислоты в процессе выгорания топлива в активной зоне.
В состав системы входят:
• рекуператор; 
• доохладитель; 
• два электронасоса (один резервный);
• фильтр смешанного действия с катионитом в калий-аммиачной форме и анионитом в боратной форме (постоянно находится в работе, обеспечивая очистку теплоносителя от продуктов коррозии, радиоактивных изотопов, хлоридов и поддержание 
«буферности» водно-химического и газового режима первого контура);
• три анионитовых фильтра с анионитом в ОН-форме (подключаются при необходимости вывода борной кислоты);
• катионитовый фильтр с катионитом в Н+-форме (подключается при необходимости вывода избыточной щелочности);
• трубопроводы и арматура.
Очистка теплоносителя первого контура происходит следующим образом. Часть 
теплоносителя первого контура поступает в систему очистки, где охлаждается сначала в рекуператоре, а затем в доохладителе, поступает на насос системы очистки, 
после чего очищается в ионообменном фильтре смешанного действия, подогревается 
в рекуператоре и возвращается в реактор. Циркуляция теплоносителя осуществляется 
одним из насосов системы очистки. В случае остановки работающего насоса в работу 
автоматически включается резервный.
Вывод борной кислоты из теплоносителя происходит следующим образом: теплоноситель первого контура, охлаждаясь в рекуператоре, а затем в доохладителе 
системы очистки, насосом системы очистки направляется на катионитовый фильтр, 
где осуществляется выведение щелочности, и на один из анионитовых фильтров, где 
ведется очистка теплоносителя от борной кислоты. Очищенный теплоноситель поступает на ионообменный фильтр смешанного действия, подогревается в рекуператоре и далее возвращается в реактор. Вывод борной кислоты происходит периодически 
ступенями 15–20 раз за кампанию между перегрузками топлива.
Второй контур предназначен для получения пара за счет отвода тепла от теплоносителя первого контура.
В его состав входят:
• двенадцать секций, объединяющихся в четыре ПГ; 
• четыре фильтра; 
• локализующая арматура; 
• трубопроводы.
Питательная вода из паротурбинной установки подается в ПГ, а перегретый пар 
из ПГ поступает в паротурбинную установку.

На каждой из двенадцати секций размещена локализующая электроприводная арматура. На паропроводах каждого из четырех ПГ установлена двойная локализующая 
пневмоприводная арматура, одна из которых срабатывает по прямому сигналу снижения уровня в реакторе, а на трубопроводах питательной воды локализующая пневмоприводная арматура служит для отключения ПГ в случае нарушения герметичности 
его теплообменной поверхности или трубопроводов.
На трубопроводах питательной воды каждого из четырех ПГ установлены механические фильтры для тонкой очистки питательной воды.
Промежуточный контур охлаждения предназначен для отвода тепла от оборудования реакторной установки и передачи его в систему контура технической воды.
Система обеспечивает постоянную подачу воды промежуточного контура на 
 охлаждение:
• шести главных циркуляционных насосов производительностью 70 т/ч; 
• 138 приводов системы управления и защиты (СУЗ) производительностью 0,6 т/ч;
• двух доохладителей системы очистки теплоносителя и борной компенсации 
реактивности производительностью 55 т/ч.
В состав системы входят:
• три насоса (один резервный);
• два теплообменника;
• газовый компенсатор давления;
• ионообменный фильтр смешанного действия;
• фильтр-ловушка;
• арматура и трубопроводы.
Система работает следующим образом. Теплоноситель контура подается насосами на охлаждение оборудования первого контура, после чего идет в теплообменники 
и далее охлажденный – на всас насосов. Температура воды, поступающей на охлаждение оборудования, – не более 20–45 °С. В случае остановки работающего насоса 
в работу автоматически вводится резервный.
Давление в промежуточном контуре охлаждения поддерживается на уровне 
18 МПа (что выше давления первого контура) с помощью газового компенсатора давления, в котором в качестве газа используется азот.
Система аварийного отвода тепла (рис. 1.3) предназначена для отвода тепла 
от реактора при авариях и аварийных ситуациях в случае отказа систем нормального 
расхолаживания и включает:
• систему пассивного отвода тепла;
• систему непрерывного отвода тепла;
• два блока теплообменников, каждый из которых представляет собой бак запаса 
воды с расположенными в нем тремя теплообменниками системы пассивного отвода 
тепла, тремя теплообменниками системы непрерывного отвода тепла и трубопроводами подвода и отвода технической воды.
Система пассивного отвода тепла состоит из двух независимых петель, которые 
отводят тепло в водяных теплообменниках, расположенных в блоках теплообменников системы аварийного отвода тепла.
В состав каждой петли входят:
• три теплообменника-конденсатора, встроенных в реактор, мощностью 6 МВт;
• три водяных теплообменника мощностью 6 МВт;
• компенсатор давления;
• подключающая арматура, срабатывающая по сигналам от системы автоматизированного управления, а также по сигналам от прямого действия среды (по уровню 
и давлению в реакторе);
• трубопроводы.