Парогенераторы АЭС

Министерство науки и высшего образования Российской Федерации 

Уральский федеральный университет  

имени первого Президента России Б. Н. Ельцина 

Серия «Учебник УрФУ»

О. Л. Ташлыков, А. И. Бельтюков

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ АЭС

Учебник

Рекомендовано методическим советом 

Уральского федерального университета для студентов вуза,  

обучающихся по направлению подготовки

14.05.02 «Атомные станции: проектирование,  

эксплуатация и инжиниринг» 

Екатеринбург 

Издательство Уральского университета 

2019 

УДК 621.181:620.039(075.8)
ББК 31.47-52я73

    Т25 

Серия «Учебник УрФУ» основана в 2017 году

Редакционная коллегия серии: 
канд. техн. наук, доц. Е. В. Вострецова; канд. техн. наук, доц. Е. В. Че
репанова; И. Ю. Плотникова (ответственный редактор серии)

Рецензенты:
канд. техн. наук, доц. А. Е. Хробостов (директор Института ядерной 

энергетики и технической физики НГТУ им. Р. Е. Алексеева);

канд. техн. наук П. П. Говоров (заместитель главного инженера Бе
лоярской АЭС) 

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

На обложке — фотография С. Тена

Т25

Ташлыков, О. Л.
Парогенераторы АЭС : учебник / О. Л. Ташлыков, А. И. Бельтюков. — Екатеринбург : Изд-во Урал. ун-та, 2019. — 304 с. — 
(Учебник УрФУ).
ISBN 978-5-7996-2675-4

В учебнике рассмотрены принципиальные тепловые схемы производства пара 

на АЭС (особое внимание уделено трехконтурным схемам). Приведен обзор конструкций и эволюции натриевых парогенераторов. Подробно описаны конструкции парогенераторов ПГН-200М и Н-272 с натриевым теплоносителем. Изучены 
тепловые и гидродинамические условия работы поверхностей теплообмена в натриевых парогенераторах. Описаны режимы эксплуатации натриевых парогенераторов. 
Приведены результаты экспериментальных исследований в период промышленного освоения секционных модульных парогенераторов, которые внедрены в технологические регламенты безопасной эксплуатации и инструкции по эксплуатации  
реакторных установок БН-600 и БН-800.

Издание предназначено для студентов, обучающихся по специальности 14.05.02 

«Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг». Учебник также 
может быть рекомендован специалистам, занимающимся эксплуатацией и обслуживанием парогенераторов АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Библиогр.: 17 назв. Табл. 24. Рис. 54. Прил. 1.

УДК 621.181:620.039(075.8)
ББК 31.47-52я73

ISBN 978-5-7996-2675-4
© Уральский федеральный 
      университет, 2019

ОГЛАВЛЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ  ......................................................................... 6
ПРЕДИСЛОВИЕ ........................................................................................... 9
ВВЕДЕНИЕ ................................................................................................. 11
1. ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ АЭС ..................................................................... 13

1.1. Общие сведения  ............................................................................... 13
1.2. Тепловые схемы АЭС с реакторами  
на быстрых нейтронах ............................................................................. 17

1.2.1. Тепловая схема энергоблока БН-600 ......................................... 17
1.2.2. Тепловая схема энергоблока БН-800 ......................................... 22

1.3. Теплоносители .................................................................................. 27
Вопросы для повторения  ........................................................................ 35

2. КОНСТРУКЦИОННЫЕ СХЕМЫ И КОНСТРУКЦИИ  
ПАРОГЕНЕРАТОРОВ  ............................................................................... 36

2.1. Параметры ПГ  .................................................................................. 36
2.2. Выбор конструкционной схемы  ...................................................... 39
2.3. Парогенераторы с натриевым обогревом ........................................ 42

2.3.1. Общие сведения  ......................................................................... 42
2.3.2. Классификация парогенераторов, обогреваемых жидкими  
металлами ............................................................................................. 43
2.3.3. Требования, предъявляемые к парогенераторам,  
обогреваемым жидкометаллическим теплоносителем ....................... 44
2.3.4. Зарубежные конструкции парогенераторов ............................... 49
2.3.5. Отечественные конструкции парогенераторов .......................... 56
2.3.6. Парогенераторная установка ПГН-200М .................................. 74
2.3.7. Парогенераторная установка Н-272 ........................................... 94
2.3.8. Парогенератор РУ БН-1200 ...................................................... 108
2.3.9. Система автоматической защиты натриевых ПГ ..................... 112

Вопросы для повторения  ...................................................................... 129

3. ПРОЦЕССЫ, ПРОТЕКАЮЩИЕ В ПАРОГЕНЕРАТОРАХ.............. 131

3.1. Физико-химические процессы  ...................................................... 131

3.1.1. Общие положения ..................................................................... 131

Оглавление

3.1.2. Исследования загрязненности модулей ПГ Н-272 .................. 133
3.1.3. Осмотр внутренней и наружной поверхности ТОТ  
и внутренней поверхности верхних и нижних пароводяных  
камер модулей ПГ ............................................................................... 133
3.1.4. Снятие отложений с поверхности верхней и нижней камеры  
испарителя и верхней камеры пароперегревателя ............................ 135
3.1.5. Исследования ТОТ, извлеченной из модуля испарителя ........ 135
3.1.6. Визуальный осмотр элементов теплопередающей  
поверхности ПГ .................................................................................. 136
3.1.7. Визуальный осмотр внутренней поверхности фрагментов ТОТ ... 137
3.1.8. Металлографический анализ и оценка удельной  
загрязненности внутренней поверхности ТОТ ................................. 144
3.1.9. Анализ состава отложений с внешней поверхности ТОТ ....... 146

3.2. Теплообмен в парогенераторах ...................................................... 148

3.2.1. Общие сведения ........................................................................ 148
3.2.2. Теплообмен при движении однофазных сред .......................... 150
3.2.3. Теплообмен при кипении ......................................................... 152
3.2.4. Ухудшенный теплообмен .......................................................... 154
3.2.5. Теплообмен при течении жидких металлов  ............................ 155

3.3. Гидродинамические процессы в ПГ .............................................. 157

3.3.1. Общие сведения ........................................................................ 157
3.3.2. Сопротивления движению однофазного потока  .................... 158
3.3.3. Основные закономерности гидродинамики  
двухфазного потока  ........................................................................... 161
3.3.4. Режимы течения и гидравлическое сопротивление  
при движении двухфазного потока  ................................................... 165
3.3.5. Гидравлические сопротивления при движении  
двухфазного потока  ........................................................................... 168

Вопросы для повторения  ...................................................................... 169

4. ТЕПЛОВЫЕ И ГИДРОДИНАМИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ РАБОТЫ  
ПОВЕРХНОСТЕЙ ТЕПЛООБМЕНА ..................................................... 170

4.1. Температурный режим поверхностей нагрева  ........................... 170
4.2. Тепловая разверка в поверхностях теплообмена  ....................... 174
4.3. Гидродинамическая неустойчивость секционных  
натриевых парогенераторов энергоблока БН-600  ............................ 183
4.4. Теплогидравлические исследования ПГ при эксплуатации ...... 198
4.5. Тепловые процессы в парогенераторе «натрий — вода»  
при эксплуатации  .............................................................................. 203
4.6. Исследование температурных полей испарителей  
при разогреве электрообогревом и их заполнении натрием  ............ 204
4.7. Исследование температурных полей испарителя  
при работе парогенератора на мощности  ......................................... 208

Оглавление

 4.8. Влияние режимных параметров парогенератора  
на максимальные тепловые потоки  ..................................................... 213
4.9. Влияние температуры питательной воды  
на максимальные тепловые потоки в испарителе  ............................... 215
4.10. Влияние температуры натрия на входе в испаритель  ................. 216
4.11. Влияние температуры натрия на выходе из испарителя ............. 221
Вопросы для повторения  ...................................................................... 226

5. РЕЖИМЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ  
С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ  ............................................... 228

5.1. Пуск парогенератора ПГН-200М (установки  
с реактором БН-600)  ............................................................................. 228

5.1.1. Подготовительные операции по II контуру и ПГ .................... 229
5.1.2. Третий контур............................................................................ 230
5.1.3. Подъем мощности энергоблока и ПГ  ...................................... 233
5.1.4. Особенности пуска блока № 3 из холодного состояния  
на двух петлях ..................................................................................... 242
5.1.5. Пуск блока из горячего состояния на трех петлях  .................. 242

5.2. Плановый останов парогенератора энергоблока БН-600  ............ 244

5.2.1. Подготовительные операции перед остановом энергоблока  . 244
5.2.2. Выполнение операций при останове ....................................... 244

5.3. Естественная циркуляция в натриевых контурах .......................... 248

5.3.1. Общие сведения ........................................................................ 248
5.3.2. Методика расчета расхода теплоносителя  ............................... 250
5.3.3. Примеры расчетов ЕЦ в натриевых контурах реактора БН-600 . 251
5.3.4. Естественная циркуляция в натриевых контурах  ................... 255

5.4. Химическая промывка ПГ .............................................................. 258

5.4.1. Химпромывка на ПГН-200М .................................................... 258
5.4.2. Химическая промывка ПГ Н-272  ............................................ 267

5.5. Аварийные режимы  ....................................................................... 271

5.5.1. Отключение одной из трех работающих петель  ...................... 271
5.5.2. Отключение одной из двух (двух из трех) работающих петель  275
5.5.3. Останов реактора и энергоблока по алгоритму БАЗ  ............... 276
5.5.4. Течь воды (пара) в натрий при нарушении  
межконтурной плотности ПГ  ............................................................ 281
5.5.5. Режим работы блока и ПГ на двух петлях  ............................... 282

Вопросы для повторения  ...................................................................... 284

6. АНАЛИЗ НАДЕЖНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ АЭС  
С РЕАКТОРОМ БН-600 ........................................................................... 285

Вопросы для повторения  ................................................................... 297

ПРИЛОЖЕНИЕ 1. Методика теплового расчета модулей  
парогенератора ........................................................................................... 298
СПИСОК РЕКОМЕНДУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ  .................................. 301

Список сокращений 

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ 

АЗ — аварийная защита 
АЗ-П — стержень аварийной защиты петлевой 
АПЭН — аварийный питательный насос 
АР — стержень автоматического регулирования 
АРБУС — арктическая блочная установка 
АРМ — автоматический регулятор мощности
АС — атомная станция 
АСТ — атомная станция теплоснабжения 
АЭС — атомная электрическая станция;
АЭТС — атомная электротехнологическая станция 
БАЗ — быстродействующая аварийная защита 
БАС–I, БАС–II — баки аварийного сброса I и II ступени 
ББН — бак буферный натриевый 
БГК — бак грязного конденсата 
БРОУ — быстродействующая редукционно-охладительная уста
новка 

БОУ — блочная обессоливающая установка 
БЧК — бак (запас) чистого конденсата 
ВНР — включение нерегулируемого режима 
ВПУ — водоподготовительная установка 
ВРХ — внутриреакторное хранилище 
ВТО — воздушный теплообменник 
ВХР — водно-химический режим 
ГЦН — главный циркуляционный насос 
ДГ — дизель-генератор 
Д-6 — деаэратор (на давление 6 ата) 
ЕЦ — естественная циркуляция 
ЖМТ — жидкометаллический теплоноситель 

РЦ

ИВА — индикатор водорода аналитический 
ИМ — испарительный модуль (парогенераторов ПГН-200М и Н-272) 
ИТИ — индикатор течи индуктивный 
ИШИТ — индикатор шумовой индикации течи 
КАВ — концентратометрический анализатор водорода 
КАП — ключ аварийного отключения петли 
КИУМ — коэффициент использования установленной мощности 
КИПиА — контрольно-измерительные приборы и автоматика 
КОС — ключ отключения секции 
КО — компенсатор объема 
КЭН — конденсатный электронасос 
МВ — масляный выключатель 
МРУ — мембранно-разрывное устройство 
НИИАР — Научно-исследовательский институт атомных реакторов 
ОК ГЦН-1 — обратный клапан ГЦН I контура 
ОП — (модуль) основной пароперегреватель (ПГН-200М и Н-272) 
ОПГ — обратный парогенератор 
ПГ — парогенератор 
ПНАЭ — правила и нормы в атомной энергетике 
ПП — (модуль) промпароперегреватель парогенератора ПГН-200М 
ПТО — промежуточный теплообменник 
ПЭН — питательный насос 
РАО — радиоактивные отходы 
РБГК — расширитель бака грязного конденсата 
РБМК — реактор большой мощности канальный 
РДЭС — резервная дизель-электрическая станция 
РЗА — релейная защита и электроавтоматика 
РК — регулирующий клапан 
РОУ — редукционно-охладительная установка 
РР-13 — растопочный расширитель 13 ата 
РУ — реакторная установка 
РД — руководящий документ 
РО — реакторное отделение 
РД ЭО — руководящий документ эксплуатирующей организации 
РТЗО — релейная токовая защита оборудования 
РУ — реакторная установка 
РЦ — реакторный цех 
САЗ — система аварийной защиты 

Список сокращений 

САРХ — система аварийного расхолаживания 
СВБ — системы, важные для безопасности 
СК — стопорный клапан 
СПП — слабоперегретый пар 
СПП — сепаратор-пароперегреватель
СРК — стопорно-регулирующий клапан 
СТМ — система термометрирования 
СТО — стандарт организации 
СУ — сбросные устройства (ПГ) 
СУЗ — система управления и защиты 
ТА — турбоагрегат 
ТГ — турбогенератор 
ТД — трубная доска 
ТЗБ — технологические защиты и блокировки 
ТУ — турбоустановка 
ТУ — технические условия 
ТО — техническое обслуживание 
ТОиР — техническое обслуживание и ремонт 
ТОТ — теплообменная труба 
ТЦ — турбинный цех 
УПМ — устройство предохранительное мембранное 
ХЦ — химический цех 
ЦВД — цилиндр высокого давления 
ЦТАИ — цех тепловой автоматики и измерений 
ЦНД — цилиндр низкого давления 
ЦСД — цилиндр среднего давления 
ЭО — эксплуатирующая организация 
ЭХДВ-Г — электрохимический датчик водорода в газе 
ЭЦ — электрический цех 
ЯППУ — ядерная паро-производящая установка 
ЯРБ — ядерная и радиационная безопасность 
ЯЭУ — ядерная энергетическая установка 
BWR — Boiling Water Reactor — кипящий водяной реактор 
PWR — Pressurized Water Reactor — реактор с водой под давлением 

ПРЕДИСЛОВИЕ

Т

ехнологический процесс производства электроэнергии на АЭС 
основан на использовании паротурбинных установок. Рабочий пар может быть получен либо непосредственно в реакторе 

кипящего типа, либо в специальном теплообменном аппарате — парогенераторе за счет тепла, поступившего с первичным теплоносителем из реактора.

В настоящее время основу отечественной и мировой ядерной энерге
тики составляют водо-водяные реакторы, в которых в качестве теплоносителя используется вода под высоким давлением — для исключения ее 
кипения. Эксплуатируются энергоблоки проекта «АЭС-2006» с реакторами ВВЭР-1200 повышенной безопасности, относящиеся к поколению 3+.

В перечень предлагаемых ядерных энергетических систем четвер
того поколения безопасности входит система с реактором на быстрых 
нейтронах с натриевым теплоносителем и замкнутым ядерным топливным циклом (ЯТЦ), обеспечивающая эффективное обращение с актинидами и воспроизводство делящегося материала.

Россия (СССР) имеет значительный научно-технический и проект
ный задел по быстрым натриевым реакторам, опыт применения их для 
энерготехнологического использования (опреснение, теплофикация).

Энергоблок № 3 Белоярской АЭС с реактором на быстрых нейтро
нах БН-600 номинальной электрической мощностью 600 МВт эксплуатируется с 1980 г. Это единственный в мире успешно работающий столь длительное время быстрый реактор промышленного уровня 
мощности. В 2015 г. проведен энергопуск, а в октябре 2016 г. осуществлен перевод в промышленную эксплуатацию энергоблока БН-800 
на Белоярской АЭС. В настоящее время дорабатывается проект реактора БН-1200, целью которого является создание серийного коммерческого энергоблока с быстрым натриевым реактором, предна

Предисловие

значенного для работы в замкнутом ЯТЦ. Проект реактора БН-1200 
относится к реакторным установкам повышенной безопасности и может быть использован в ядерной энергетической системе четвертого 
поколения. Санитарно-защитная зона находится в границах атомной 
станции для любых проектных аварий.

Использование пароводяного цикла в схеме АЭС с реакторами 

на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением однозначно определяет необходимость парогенератора «натрий — вода» как элемента подобной схемы. В настоящее время используются многопетлевые 
трехконтурные схемы.

В данном учебнике приводится обзор эволюции натриевых пароге
нераторов. Для действующих и успешно эксплуатируемых энергоблоков с реакторами БН-600 и БН-800 представлено подробное описание 
конструкций и систем парогенераторов ПГН-200М и Н-272. Вопросам 
теплообмена и гидродинамики парогенераторов, тепловым и гидродинамическим условиям работы поверхностей теплообмена в натриевых парогенераторах уделено особое внимание. Рассмотрены режимы эксплуатации натриевых парогенераторов, включая пуск, останов, 
режим естественной циркуляции и аварийные режимы.

При создании учебника использовался многолетний опыт кафедры 

«Атомные станции и ВИЭ» (до 2011 г. — «Атомная энергетика») Уральского федерального университета по подготовке специалистов для 
энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800, 
сотрудничества с Белоярской АЭС по научным, экспериментальным 
исследованиям в процессе освоения мощности энергоблока с реактором БН-600 (необходимость их проведения была вызвана обнаруженными в условиях эксплуатации эффектами натурного объекта, 
не выявленными при испытаниях на стендах и установках меньшего масштаба).

Авторы выражают благодарность студентам кафедры «Атомные 

станции и ВИЭ» Попову С., Ченскому С., Астафьеву Е. за помощь 
в оформлении книги, в частности за создание компьютерных графических материалов.

Авторы глубоко благодарны рецензентам книги Хробостову А. Е., 

доценту, кандидату технических наук, директору Института ядерной 
энергетики и технической физики Нижегородского технического университета, и Говорову П. П., заместителю главного инженера Белоярской АЭС, кандидату технических наук.

ВВЕДЕНИЕ

Р

азработка оптимальных конструкций парогенераторов с натриевым обогревом началась одновременно с освоением реакторов на быстрых нейтронах — это связано с требованиями 

безопасности ПГ из-за специфики натриевого теплоносителя, способного вступать в химическую реакцию взаимодействия с водой при 
повреждении теплообменной поверхности.

Анализ путей развития парогенераторов «натрий — вода» за по
лувековой период, включая большое разнообразие разработанных 
конструктивных решений, показывает, что к настоящему времени 
сформировалось несколько общих принципов проектирования: одностенное разделение теплоносителей и обеспечение безопасности 
конструкций при контакте натрия с водой путем использования защитных систем, использование схем интегрального или секцион- 
ного типов.

Опыт эксплуатации быстрых реакторов показал, что недостат
ки натрия как теплоносителя, связанные с его химической активностью по отношению к кислороду воздуха и к воде, компенсируются простыми и недорогими системами, обеспечивающими его 
надежную эксплуатацию. Натрий обладает многими достоинствами, которые, наряду с благоприятными нейтронно-физическими характеристиками быстрых реакторов за счет создания активных зон, 
обладающих свойствами самозащищенности, обеспечивают высокий уровень безопасности. Тем не менее при эксплуатации АЭС с реакторами различных типов возникают инциденты, связанные с отказами отдельного оборудования и систем, которые при ошибочном 
понимании ситуации персоналом и неправильном управлении технологическом процессом могут привести к аварийной ситуации  
и/или аварии.

Введение

Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением обе
спечивают нагрев теплоносителя на выходе из активной зоны до температуры порядка 550 °C, поэтому в парогенераторе «натрий — вода» 
используется термодинамический цикл с перегревом пара. На энергоблоке с реактором БН-600 в парогенераторе также реализуется промежуточный перегрев пара.

Уникальность конструкции ПГН-200М, сложность гидравличе
ской схемы натриевого и пароводяного контуров, насыщенность вспомогательными системами электрообогрева, контроля межконтурной 
плотности, применение конструкционных материалов, накладывающих ограничения на ведение технологических режимов, и невозможность комплексной проверки работы всего ПГ в стендовых условиях 
вызвали необходимость проведения всесторонних испытаний парогенераторов во время пусконаладочных работ и освоения мощности 
энергоблока БН-600.

Выбор материала для теплообменных поверхностей парогенерато
ра «натрий — вода» представляет собой довольно сложную проблему. 
С учетом различных свойств сталей и противоречивых требований 
к ним немаловажную, а иногда и решающую роль при подборе материалов имеют конструкционные особенности парогенератора, такие 
как единичная мощность, геометрические характеристики трубного 
пучка, ремонтопригодность и т. д. К настоящему времени в практике 
создания парогенераторов «натрий — вода» имеются примеры реализации различных марок сталей.

В данном учебнике приводятся результаты анализа и системати
зации экспериментальных исследований и испытаний, проведенных 
на оборудовании парогенераторных установок энергоблоков с быстрыми реакторами Белоярской АЭС, а также расчетно-экспериментальное 
обоснование режимов эксплуатации прямоточных парогенераторов 
для обеспечения безопасности энергоблоков с быстрыми реакторами 
и повышения устойчивости работы энергоблока при отдельных отказах оборудования. Все результаты экспериментальных исследований 
позже были внедрены в регламенты и инструкции по эксплуатации 
на АЭС с БН-600 и БН-800.

1.1. Общие сведения 

1. ТЕПЛОВЫЕ СХЕМЫ АЭС

1.1. Общие сведения 
На 

атомной электростанции тепловая энергия, генерируемая в реакторе, преобразуется в механическую при 
расширении пара в турбине, которая в свою очередь 

вращает генератор, вырабатывающий электрическую энергию. В зависимости от количества этапов передачи тепловой энергии от реактора к турбине различают одно-, двух- и трехконтурные АЭС. В большинстве случаев используются одно- и двухконтурные схемы.

В соответствии с определением, приведенным в НП-001–2015 1, 

атомная станция (АС) — это сооружения и комплексы с ядерными 
реакторами, необходимыми системами, устройствами и оборудованием для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающиеся в пределах определенной проектом АС 
территории с необходимыми работниками (персоналом) и документацией; в состав АС могут также входить хранилища ядерного топли- 
ва и РАО.

В зависимости от вида производимой энергии различают следую
щие виды атомных станций:

◊ Атомная станция теплоснабжения (АСТ) — АС, предназначен
ная для производства тепловой энергии для целей отопления 
и горячего водоснабжения.

◊ Атомная электрическая станция (АЭС) — АС, предназначенная 

для производства электрической энергии.

1 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (НП-001–15). 

М. : Ростехнадзор, 2015.