Основы ядерной энергетики

Министерство образования и науки Российской Федерации 

Уральский федеральный университет 

имени первого Президента России Б. Н. Ельцина 

О. Л. Ташлыков 

ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 

Учебное пособие 

Рекомендовано методическим советом УрФУ 

для студентов, обучающихся по направлению подготовки 

14.05.02 «Атомные станции: проектирование,  

эксплуатация и инжиниринг»

Екатеринбург 

Издательство Уральского университета 

2016 

УДК 621.039(075.8)
ББК 31.4я73
         Т25
Рецензенты:
директор института ядерной энергетики и технической физики Нижегородского государственного технического университета  
им. Р. Е. Алексеева  доц., канд. техн. наук А. Е. Хробостов);
заместитель главного инженера по ПТО и качеству Белоярской АЭС 
канд. техн. наук А. М. Тучков

Научный редактор — проф., д‑р техн. наук С. Е. Щеклеин

На обложке использована фотография С. Тена

Т25

Ташлыков, О. Л.
Основы ядерной энергетики : учебное пособие / О. Л. Ташлыков. — Екатеринбург : Изд‑во Урал. ун‑та, 2016. — 212 с.
ISBN 978‑5‑7996‑1822‑3

В учебном пособии рассмотрены физические и технические основы ядерной 
энергетики, включая основные сведения из ядерной и нейтронной физики, 
физики ядерных реакторов, описаны виды ядерного топлива. Приведены 
принципиальные одно‑, двухи трехконтурные тепловые схемы АЭС. Рассмотрены: основное оборудование реакторного и паротурбинного контуров, 
компоновка главного корпуса на примере АЭС с реактором БН‑800; вопросы обеспечения ядерной и радиационной безопасности АЭС, описаны принципы обеспечения безопасности.
Предназначено для студентов всех форм обучения по специальности 
14.05.02 — Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг.

Библиогр.: 24 назв. Табл. 13. Рис. 49. Прил. 1.

УДК 621.039(075.8)
ББК 31.4я73

ISBN 978‑5‑7996‑1822‑3
© Уральский федеральный  
      университет, 2016

Предисловие

Б

езопасность ядерной установки в соответствии с «Основополагающими принципами безопасности № SF‑1» МАГАТЭ 
должна обеспечиваться и поддерживаться с помощью эффективной системы управления, важнейшей частью которой являются человеческие ресурсы. Как показывает многолетняя практика, квалификация персонала, его компетентность и натренированность относятся 
к важнейшим факторам предотвращения нарушений ядерной и радиационной безопасности. Важную роль в обеспечении безопасности 
АЭС играет поведенческая категория человека — культура безопасности. В отчете Международной консультативной группы по ядерной 
безопасности INSAG‑3 «Основные принципы безопасности атомных 
станций» культура безопасности представлена как фундаментальный 
принцип управления безопасной эксплуатацией АС.

Подготовка специалистов для атомной энергетики имеет ряд особенностей, связанных с высоким технологическим уровнем отрасли, 
потенциальной опасностью ядерных технологий, значительным временем обучения. Для формирования того или иного мировоззрения 
(каким и является культура безопасности) требуется достаточно длительный период времени. И чем раньше начнется формирование у молодого человека какого‑либо мировоззрения, в данном случае культуры 
безопасности, тем эффективней это будет происходить. Интеллектуальный труд практически не поддается контролю, поэтому в организациях (в том числе в вузе) воспитание культуры безопасности может 
базироваться на соответствующей мотивации поведения человека. 

ПредисЛОвие

Из ряда сформулированных психологами мотивов, определяющих 
профессиональное поведение человека, для формирования культуры 
безопасности в вузе можно использовать следующие: познавательный 
интерес к делу, уважение к собственной профессии, осознание личной ответственности за результат своих действий.

Представленное учебное пособие предназначено для изучения физических и технических основ ядерной энергетики, включая основные 
сведения из ядерной и нейтронной физики, физические и конструкционные особенности ядерных реакторов различных типов, основные 
виды ядерного топлива, тепловые схемы АЭС, их основное оборудование, безопасность атомных станций.

Автор не думает, что делать подробные ссылки на оригинальные 

публикации целесообразно, но считает необходимым отметить, что 
при написании учебного пособия использованы издания, приведенные в библиографическом списке, многолетний опыт преподавания 
данного курса в Уральском федеральном университете (Уральском государственном техническом университете) при подготовке специалистов для атомной энергетики, а также чтение лекций в рамках популяризации атомной энергетики для различных категорий слушателей. 
На предоставленные рисунки, таблицы, численные данные делаются 
ссылки на оригинальные издания.

В учебном пособии в качестве цветных иллюстраций использованы авторские фотографии Сергея Тена.

Автор выражает благодарность Лукьяненко В. Ю. и Михайловой А. Ф., 

студенткам кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники 
энергии» УрФУ, за помощь в создании компьютерных графических материалов для иллюстраций и оформлении учебного пособия.

Автор выражает глубокую благодарность за внимание к работе рецензентам книги: заместителю главного инженера Белоярской АЭС 
Тучкову А. М., а также директору Института ядерной энергетики и технической физики Нижегородского технического университета доценту, кандидату технических наук Хробостову А. Е.

Автор заранее благодарит всех, кто сочтет возможным высказать 

свое мнение, сделать предложения и замечания по тексту книги в духе 
товарищеской критики и корпоративной этики.

Автор 

Перечень принятых сокращений

АЗ
— аварийная защита

АПЭН
— аварийный питательный электронасос

АР
— автоматический регулятор

АС
— атомная станция

АТЭЦ
— атомная теплоэлектроцентраль

АЭС
— атомная электростанция

АЭУ
— атомная энергетическая установка

БАЗ
— быстрая аварийная защита

ББН
— бак буферный натриевый

БВ
— бассейн выдержки

БелАЭС 
(БАЭС)

— Белоярская атомная электростанция

БЗТ
— блок защитных труб

БИК
— блок ионизационных камер

БОС
— барабан отработавших сборок

БОУ
— блочная обессоливающая установка

БРОУ
— быстродействующая редукционно‑охлаждающая 
     установка

БСС
– барабан свежих сборок

БЧК
— бак чистого конденсата

БЩУ
— блочный щит управления

Перечень ПриняТых сОкращений

ВАО АЭС
— всемирная ассоциация операторов АЭС

ВВЭР
— водо‑водяной энергетический реактор

ВВЭР‑ТОИ
— ВВЭР типовой оптимизированный 
     и информатизированный

ВМФ
— военно‑морской флот

ВПУ
— валоповоротное устройство

ВТО
— воздушный теплообменник

ВЭ
— вывод из эксплуатации

ГИС
– главный инженер станции

ГЦН
— главный циркуляционный насос

ГЦН‑1
— главный циркуляционный насос первого контура

ГЦН‑2
— главный циркуляционный насос второго контура

ДГ
— дизель‑генератор

ДЭС
— дизельная электростанция

ЗКД
— зона контролируемого доступа

ЗПА
— запроектная авария

КВ
– коэффициент воспроизводства

ИБРАЭ
— Институт проблем безопасного развития атомной 
     энергетики

ИМ
— испарительный модуль

КГО
– контроль герметичности оболочек (твэлов)

КЗ‑ЩМ
– костюм защитный для работы со щелочными 
    металлами

КИП
— контрольно‑измерительные приборы

КИУМ
— коэффициент использования установленной 
     мощности

КН
— конденсатный насос

КПД
– коэффициент полезного действия

КС
— компенсирующий стержень

КЭН
— конденсатный электронасос

ЛМЗ
— Ленингpадский металлический завод

МА
— младшие актиниды (актиноиды)

Переченьпринятыхсокращений

МАВР
– малогабаритный адсорбер для выведения  
    радионуклидов

МАГАТЭ
— Международное агентство по атомной энергии

МОКСтопливо
— смешанное оксидное топливо

МКУ
— минимальный контролируемый уровень

МП
— механизм перегрузки

НАО
— низкоактивные отходы

НД
— нормативный документ

НРБ
— нормы радиационной безопасности

НТД
— нормативно‑техническая документация

ОАО
— открытое акционерное общество

ОИАЭ
– объект использования атомной энергии

ОО
— освобожденные отходы

ОКЖО
— очень короткоживущие отходы

ОНАО
— очень низкоактивные отходы

ОП
— основной паропеpегpеватель

ОРУ
— открытое распределительное устройство

ОСПОРБ
— основные санитарные правила обеспечения  

   радиационной безопасности

ОТВС
— облученная ТВС

ОУОБ
— отчет по углубленной оценке безопасности

ОЯТ
– отработавшее ядерное топливо

ПБЯ
— правила ядерной безопасности

ПВД
— подогреватель высокого давления

ПГ
— парогенератор

ПД
— продукты деления

ПЗ
— проектное землетрясение

ПН АЭ
— правила и нормы в атомной энергетике

ПНД
— подогpеватель низкого давления

ПНР
— пусконаладочные работы

ПП
— промежуточный пароперегреватель

ППР
— планово‑предупредительный ремонт

Перечень ПриняТых сОкращений

Правила 
АЭУ

– Правила устройства и безопасной эксплуатации  
     АЭУ

ПРК
— пускорезервная котельная

ПТО
— промежуточный теплообменник

ПУБЭ
– Правила устройства и безопасной эксплуатации

ПЭК
— промышленный энергокомплекс

ПЭН
— питательный электронасос

РАО
– радиоактивные отходы

РБ
– радиационная безопасность

РБН
— реактор на быстрых нейтронах 

РЗА
— релейная защита и автоматика

РИТЭГ
— радионуклидный термоэлектрический генератор

РК
— pегулиpующий клапан

РК
— радиационный контроль

РОУ
— редукционно‑охладительное устройство

РПУ
— резервный пункт управления

РР
— растопочный расширитель

РС
— стержень регулирующий

РУ
— реакторная установка

РЦ
— реакторный цех

РЩУ
— резервный щит управления

САО
— среднеактивные отходы

С. Н.
— собственные нужды

САРХ‑ВТО
— дополнительная система аварийного  
     расхолаживания с воздушным теплообменником

СЗЗ
— санитарно‑защитная зона

СИЗ
– средства индивидуальной защиты

СМР
— строительно‑монтажные работы

СНиП
– строительные нормы и правила

СОГ
— система очистки газа

СОДС
– система обнаружения дефектных сборок

СПП
— сепаратор‑пароперегреватель

Переченьпринятыхсокращений

СУЗ
— система управления и защиты

СЦР
— самоподдерживающаяся цепная реакция 

ТВС
– тепловыделяющая сборка

твэл
— тепловыделяющий элемент

ТГ
— турбогенератор

ТМ
— тяжелый металл

ТОиР
— техническое обслуживание и ремонт

ТУ
— технические условия

ТЭС
— тепловая электростанция

ФЦП
— федеральная целевая программа

ХФЛ
– холодная фильтр‑ловушка

ЦВД
— цилиндр высокого давления

ЦНД
— цилиндр низкого давления

ЦПК
– центральная поворотная колонна

ЦСД
— цилиндр среднего давления

ЦТАИ
— цех тепловой автоматики и измерений

ЦЦР
– цех централизованного ремонта

ЭМН
— электромагнитный насос

ЭО
— эжектор основной

ЭО
— электрообогрев

ЯДМ
— ядерные делящиеся материалы

ЯРБ
— ядерная и радиационная безопасность

ЯТЦ
— ядерный топливный цикл

ЯЭС
— ядерная энергетическая система

ЯЭУ
– ядерная энергетическая установка

AGR
— Advanced Gas Reactor — усовершенствованный 

газоохлаждаемый реактор

AVR
— Arbeitsgemeinsсhaft Versuchreactor —  

   высокотемпературный реактор

BWR
— Boiling Water Reactor — кипящий водяной реактор

CANDU
— Canadian Deuterium (moderated) Uranium (fueled)  

  Reactor — канадский урановый реактор  
   с дейтериевым замедлителем

Перечень ПриняТых сОкращений

HTGR
— High‑Temperature Gas Reactor —  
     высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

LWR
— Light Water Reactor — легководный реактор

PWR
— Pressurized Water Reactor — реактор с водой  
     под давлением

SGHWR
— Steam Generating Heavy Water Reactor —  

  парогенерирующий тяжеловодный реактор

INES
— International Nuclear Event Scale — международная  

  шкала ядерных событий

INSAG
— International Nuclear Safety Advisory Group —  

  международная консультативная группа  
  по ядерной безопасности