Парогенераторы АЭС

В.В. Сорокин

Минск
      «Вышэйшая школа»
2020

Допущено
Министерством образования
Республики Беларусь
в качестве учебного пособия
для студентов
учреждений высшего образования
по специальностям «Паротурбинные установки
атомных электрических станций»,
«Проектирование и эксплуатация атомных
электрических станций»

ния
АЭС
АЭС

Парогенераторы

УДК 621.181.01:621.311.25(075.8)
ББК 31.361я73
 
С65

Р е ц е н з е н т ы: кафедра ядерной физики Белорусского государственного университета (заведующий 
кафедрой кандидат физико-математических наук, доцент А.И. Тимощенко); профессор кафедры 
энергосбережения, гидравлики и теплотехники учреждения образования «Белорусский государственный 
технологический университет» доктор технических наук В.И. Володин

УДК 621.181.01:621.311.25(075.8)
ББК 31.361я73

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

ISBN 978-985-06-3281-4 
© Сорокин В.В., 2020
 
© Оформление. УП «Издательство
 
 
“Вышэйшая школа”», 2020

Сорокин, В. В.
С65 
Парогенераторы АЭС : учебное пособие / В. В. Сорокин. – Минск : 
Вышэйшая школа, 2020. – 239 с. : ил.
ISBN 978-985-06-3281-4.

Приведены данные о процессах кипения воды в условиях энергетического парогенератора, 
теплопередаче и движении теплоносителя, об устройстве парогенератора 
и связанных с ним систем. Рассмотрены парогенераторы реакторных установок ВВЭР, 
PWR, БН, ВТГР, БРЕСТ. Основное внимание уделено парогенераторам реакторной 
установки ВВЭР-1200, называемым ПГВ-1000 МКП.
Для студентов учреждений высшего образования по специальностям «Паротурбинные 
установки атомных электрических станций», «Проектирование и эксплуатация атомных 
электрических станций». Может быть полезно преподавателям и специалистам.

Список сокращений

АВР – аварийный ввод резерва
АЗ – аварийная защита
АС – атомная станция
АСУ ТП – автоматизированная система управления технологическими процессами
АХК – автоматический химический контроль
АЭС – атомная электрическая станция
АЭУ – атомная энергетическая установка
БАОТ – бак аварийного отвода тепла
БВ – бассейн выдержки
БЗОК – быстродействующий запорно-отсечной клапан 
БН – быстрый натриевый 
БОУ – блочная обессоливающая установка 
БПУ – блочный пункт управления
БРУ-А – быстродействующая редукционная установка для сброса пара в атмосферу
БРУ-К – быстродействующая редукционная установка для сброса пара в 
конденсатор
БРУ-СН – быстродействующая редукционная установка для подачи пара на собственные 
нужды
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор
ВК – визуальный контроль
ВКУ – внутрикорпусные устройства
ВНИИАМ – Всероссийский научно-исследовательский институт атомного 
машиностроения
ВНИИАЭС – Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации 
атомных электростанций
ВПЭН – вспомогательный питательный электронасос
ВТ – водяной теплоноситель
ВТГР – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
ВТК – вихретоковый контроль
ВХР – водно-химический режим 
ГК – главный клапан
ГО – герметичное ограждение
ГПЗ – главная паровая задвижка
ГПК – главный паровой коллектор
ГЦК – главный циркуляционный контур
ГЦН – главный циркуляционный насос
ГЦНА – главный циркуляционный насосный агрегат
ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод
ДГ – дизель-генератор
Ду (Dy) – диаметр условный
ЖРО – жидкие радиоактивные отходы
ЗПА – запроектная авария
ИК – импульсный клапан

ИПУ – импульсно-предохранительное устройство
ИПУ ПГ – импульсно-предохранительное устройство парогенератора
КД – компенсатор давления
КИП – контрольно-измерительные приборы
КИУМ – коэффициент использования установленной мощности
КК – капиллярный контроль
КН – конденсатный насос 
КПТ – конденсатно-питательный тракт 
КСН – коллектор собственных нужд 
МАГАТЭ – Международное агентство по атомной энергии 
МКК – межкристаллитная коррозия 
МКУ – минимально контролируемый уровень
МПК – магнитопорошковый контроль
МПП – межпрокладочное пространство
МРЗ – максимальное расчетное землетрясение
НИКИЭТ – Научно-исследовательский и конструкторский институт энерго техники
НИТИ – Научно-исследовательский технологический институт
ННУЭ – нарушение нормальных условий эксплуатации
ННЭ – нарушение нормальной эксплуатации
НОК – нижняя образующая корпуса
НУЭ – нормальные условия эксплуатации
НЭ – нормальная эксплуатация
ОИЭЯИ – Объединенный институт энергетических и ядерных исследований
ОКБ – опытное конструкторское бюро
ОКБМ – опытное конструкторское бюро машиностроения
ООБ – отчет по обоснованию безопасности (дополнительные буквы в начале: О – 
окончательный, П – предварительный, Пр – предварительная редакция)
ОПБ – общие положения обеспечения безопасности атомных станций 
ОЯТ – отработавшее ядерное топливо
ПА – проектная авария
ПВ – питательная вода
ПВД – подогреватель высокого давления 
ПГ – парогенератор 
ПГВ – парогенератор с водяным теплоносителем
ПДК – предельно допустимая концентрация
ПДЛ – погруженный дырчатый лист
ПЗ – проектное землетрясение
ПК ПГ – предохранительный клапан парогенератора
ПНД – подогреватель низкого давления 
ПНЖБ – предварительно напряженный железобетон
ПНР – пусконаладочные работы
ПОК/ПОКАС – программа обеспечения качества
ПП – пароперегреватель
ППДЛ – плоский пароприемный дырчатый лист
ППР – планово-предупредительный ремонт
ПР – плановый ремонт 
ПТО – промежуточный теплообменник

ПТУ – паротурбинная установка
ПУ – предохранительное устройство
ПЭН – питательный электронасос
РАО – радиоактивные отходы
РБМК – реактор большой мощности кипящий
РДЭС – резервная дизельная электростанция
РК – радиографический контроль
РО – реакторное отделение
РПУ – резервный пункт управления
РУ – реакторная установка
РУ БН – реакторная установка быстрая натриевая
САГ – система аварийного газоудаления
САКОР – система автоматизированного контроля остаточного ресурса
САКТ – система акустического контроля течи
САОЗ – система аварийного охлаждения зоны
САЭ – система аварийного электроснабжения
СВО-5 – система очистки продувочной воды парогенераторов 
СВРК – система внутриреакторного контроля
СК – система контроля
СКВ – система контроля вибраций
СКТВ – система контроля течи влажностная
СКУ – система контроля и управления
СКУД – система контроля, управления и диагностики
СНЭ – система нормальной эксплуатации
СОСП – система обнаружения свободных предметов
СПбАЭП – Санкт-Петербургский «Атомэнергопроект», ОАО
СПОТ – система пассивного отвода тепла
СПОТ ПГ – система пассивного отвода тепла через парогенераторы
СПП – сепаратор-пароперегреватель 
СТ – свинцовый теплоноситель
СТД – система технического диагностирования
СУД – сосуд уравнительный двухкамерный 
СУЗ – система управления и защиты
СУО – сосуд уравнительный однокамерный
ТА – тяжелая авария
ТАЭС – Тяньваньская атомная электрическая станция
ТВС – тепловыделяющая сборка
ТГ – турбогенератор 
ТГУ – турбогенераторная установка
ТЖМТ – тяжелый жидкометаллический теплоноситель 
ТЗ – техническое задание
ТЗА – тяжелая запроектная авария
ТОАР – теплообменник аварийного расхолаживания
ТОИ – типовой оптимизированный и информатизированный
ТОТ – теплообменная трубка
ТРБЭ – технологический регламент безопасной эксплуатации 
ТУ – технические условия

ТЭН – трубчатый электронагреватель
УЗК – ультразвуковой контроль
УСБ – управляющая система безопасности
УСБИ – управляющая система безопасности, инициирующая запуск технологических 
систем безопасности
УСБТ – управляющая система безопасности по технологическим параметрам
ФГУП – федеральное государственное унитарное предприятие
ФСД – фильтр смешанного действия 
ФЭИ – Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского (РФ)
ХОВ – химически обессоленная вода
ЦВД – цилиндр высокого давления
ЦНД – цилиндр низкого давления
ЦНИИТМАШ – Центральный научно-исследовательский институт тяжелого 
машиностроения
ЦНИИКМ – Центральный научно-исследовательский институт конструкционных 
материалов «Прометей» 
ЭКИ – эрозионно-коррозионный износ 
ЭТА – этаноламин 
ЯТЦ – ядерный топливный цикл
AGR – Advanced Gas-cooled Reactor (усовершенствованный газоохлаждаемый 
реактор)
ASME – American Society of Mechanical Engineers (Американское общество 
инже неров-механиков)
BWR – Boiling Water Reactor (реактор с кипящей водой)
EUR – European Utility Requirements (Требования европейских производителей электроэнергии 
к АЭС)
MSK – Medvedev – Sponheuer – Karnik scale, is a macroseismic intensity scale used to 
evaluate the severity of ground shaking on the basis of observed effects in an area of the 
earthquake occurrence (шкала Медведева – Шпонхера – Карника, шкала для количественной 
оценки силы землетрясения, ориентированная на наблюдаемые 
эффекты в зоне землетрясения) 
PWR – Pressurized Water Reactor (реактор с водой под давлением)

Введение

Учебное пособие написано с целью оказать методическую помощь студентам 
специальности 1-43 01 04 «Паротурбинные установки атомных электрических 
станций» дневной формы обучения при освоении материала курсов и выполнении 
курсовых проектов по парогенераторам АЭС. Пособие может использоваться 
как дополнительный источник информации для студентов учреждений высшего 
образования, специализирующихся по энергетике, и специалистов, проходящих 
подготовку в учебно-тренировочных центрах (УТЦ) при АЭС. Изложение построено 
с учетом десятилетнего опыта преподавания дисциплины «Парогенераторы 
АЭС» на энергетическом факультете БНТУ. 
В пособии приводятся данные о процессах кипения воды в условиях энергетического 
парогенератора, теплопередаче и движении теплоносителя, об 
устройстве парогенератора и связанных с ним систем. Рассмотрены парогенераторы 
реакторных установок ВВЭР, PWR, БН, ВТГР, БРЕСТ. В Республике 
Беларусь построена двухблочная АЭС с ВВЭР-1200 (АЭС-2006) по российскому 
проекту, первый блок АЭС готовится к эксплуатации. Поэтому основное внимание 
уделено парогенераторам этой реакторной установки, называемым 
ПГВ-1000 МКП. 
Для ПГВ-1000 МКП подробно рассматривается устройство с увязкой принятых 
конструктивных решений с тепломеханическими и физико-химическими 
основами протекающих процессов, возможностями техники и требованиями 
норм и правил проектирования важного для безопасности оборудования 
атомной энергетики. Большое внимание уделено ведению водно-химического 
режима первого и второго контуров энергоблока и проблеме обеспечения проектных 
сроков эксплуатации парогенератора, противодействию процессам 
коррозии. Последовательно отражаются связи ПГВ-1000 МКП с более ранним 
устройством ПГВ-1000 и с более новым ПГВ-1000 МКО, рассматриваются 
решенные и не решенные проблемы ПГВ. Сравниваются конструкции и опыт 
эксплуатации ПГВ и зарубежных парогенераторов. 
В подборе литературных источников приоритет отдается публикациям 
авторов из организаций, непосредственно связанных с проектированием, производством, 
эксплуатацией и обеспечением безопасности парогенераторов ПГВ 
ВВЭР. Особое место занимают материалы международных семинаров по горизонтальным 
парогенераторам и международных научно-технических конференций «
Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», которые проводит ОКБ 
«Гидропресс», являющееся главным конструктором реакторных установок 
ВВЭР. Мероприятия проводятся регулярно с 2001 г. при поддержке МАГАТЭ и 
Росатома. В дополнение к научным и научно-практическим журнальным статьям 
по теме широко цитируются диссертационные работы. Все это наряду с 
освоением современной актуальной информации по парогенераторам позволяет 
включиться в живой процесс совершенствования техники и процесса эксплуатации. 
Обращение к нормам и правилам проектирования и эксплуатации 

важного для безопасности оборудования позволяет познакомиться с основами 
техники атомной энергетики, фокусирует внимание на приоритете безопасности 
в отрасли. 
Парогенератор АЭС производит пар для питания турбинной установки и 
систем собственных нужд атомной электростанции. Это важный элемент АЭС, 
от которого зависит не только выработка энергии, но и безопасность. К парогенераторам 
атомных электростанций предъявляются высокие требования по 
надежности, непрерывности работы и обеспечению проектных параметров 
пара. Парогенератор – это зона, где взаимодействуют среды с разными температурами 
и скоростями, формируются поля температур и напряжений, 
протекают сложные коррозионные процессы. Парогенератор  крупногабаритное 
теплообменное устройство с большим сроком изготовления (до 36 месяцев) 
и стоимостью. Срок службы парогенератора составляет 30–60 лет с 
возможностью продления по данным обследования. Для обеспечения этого 
срока требуется правильное конструирование, изготовление, транспортировка 
и монтаж изделия, постоянная кропотливая работа по поддержанию водно-
химического режима, управлению и контролю, ремонту, диагностике и профилактике 
в соответствии с инструкциями, регламентами и нормами безопасности. 
Нормы безопасности постоянно совершенствуются, анализируется 
опыт эксплуатации, по результатам в течение срока службы неоднократно 
осуществляется модернизация парогенераторов. 
В настоящее время основу атомной энергетики составляют блоки АЭС с 
PWR (298 из 451 блоков на 31.12.2018). Парогенераторы прошли трудный путь 
эволюции и сегодня переживают молодость на новом уровне спирали прогресса, 
запущены в промышленную эксплуатацию блоки поколения 3+ 
АЭС-2006 (Нововоронежская-2-1 в 2017 г. и Ленинградская-2-1 в 2018 г.) и 
АР-1000 (Haiyang-1 и -2, Sanmen-1 и -2 в 2018 г.) со сроком службы 60 лет. 
В парогенераторы этих энергоблоков вложены накопленные знания и опыт, 
 достижения науки и техники, но, как и на заре атомной энергетики, только 
практика эксплуатации определит успешность принятых технических 
решений. 

Раздел I
Раздел I
Парогенераторы АЭС 

Глава 1. Парогенераторы реакторных установок 
с водой под давлением

1.1. Парогенератор реакторной установки ВВЭР 

В Республике Беларусь построена двухблочная АЭС с ВВЭР (АЭС-2006) 
по российскому проекту. Тепловая мощность энергоблока 3200 МВт, электрическая  
1194 МВт. В состав энергоблока входят реакторная установка (РУ) с 
водо-водяным энергетическим реактором типа ВВЭР-1200 на тепловых нейтронах 
и турбогенераторная установка (ТГУ). Тепловая схема преобразования 
и передачи энергии от реактора к турбогенератору является двухконтурной. 
Передача энергии между контурами осуществляется в парогенераторе (ПГ). 
Парогенератор АЭС производит пар для питания турбинной установки и 
систем собственных нужд атомной электростанции [1, 2]. Это важнейший 
элемент АЭС с реактором с водой под давлением, от которого зависит не только 
выработка энергии, но и безопасность станции. В парогенераторе нагретая 
вода первого контура передает тепло кипящей воде, образовавшийся насыщенный 
пар отводится в паровой коллектор. Сепарация влаги осуществляется 
внутри парогенератора. Запас котловой воды пополняется непрерывной подачей 
питательной воды. Cоли и шламы отводятся продувкой. Парогенератор 
нужен для отделения радиоактивного теплоносителя первого контура от нерадиоактивных 
пара и воды второго контура. С одной стороны, это делает всю 
паросиловую часть нерадиоактивной, с другой – снижает КПД, усложняет 
устройство и эксплуатацию энергоблока АЭС. 
К парогенераторам атомных электростанций предъявляются высокие 
требования по надежности, непрерывности работы и обеспечению заданных 
параметров пара. Парогенератор не может быть отключен по первому контуру. 
Как максимум, допустимо снижение тепловой нагрузки путем остановки 
 соответствующего главного циркуляционного насоса (ГЦН) при рабочем абсолютном 
давлении. Парогенератор радиоактивен, закрыт теплоизоляцией, 
помещен в бокс. Боксы расположены внутри герметичного ограждения (ГО). 
Свободный доступ к работающим парогенераторам невозможен. Доступ 
 открывается во время остановки реакторной установки для перегрузки топлива 
раз в год на 25 дней, а при использовании удлиненных топливных циклов – раз 
в полтора-два года. 
В парогенераторе с потоком питательной воды оказываются все загрязнения, 
которые присутствуют во втором контуре. Основная часть воды выкипает 

и выходит из ПГ в форме насыщенного пара, а большая часть загрязнений 
остается в котловой воде, где они упариваются и концентрируются. Загрязнения 
выходят с продувкой или оседают на теплообменной поверхности в форме 
отложений. В ПГ подается свыше 1,5 тыс. т питательной воды в час, а удаляется 
с продувкой в двести раз меньше. 
Конструкция ПГ должна обеспечить наиболее полное использование теплоты 
и температуры теплоносителя первого контура – воды под давлением. 
Для получения приемлемых массогабаритных характеристик теплообменной 
поверхности требуется обеспечить температурный напор между контурами 
порядка нескольких десятков градусов. На рис. 1.1 приведены характерные 
перепады температуры и давления в ПГВ-1000 МКП и линия насыщения воды 
ps(ts). Подогрев теплоносителя в реакторе производится с 300 до 330 С при 
давлении 16 МПа. В этой части линии насыщения малым перепадам температур 
t соответствуют большие перепады абсолютного давления p, tвх и tвых  
температуры входа и выхода теплоносителя (индексы: первый контур  к1, 
второй конур  к2) из ПГ. 

Если выбрать высокую температуру во втором контуре с целью повысить 
термодинамический коэффициент полезного действия (КПД) установки, придется 
пойти на резкое увеличение абсолютного давления в первом контуре. 
Это потребует повышения прочности корпуса реактора, его толщины и массы. 
Целостность корпуса реактора важна для безопасности и должна быть гарантирована. 
Масса и размер устройств ограничиваются требованием транспор-
тируемости по железной дороге. Для снижения массы парогенератора перепад 
температур между контурами tк1–к2 выбирается разумно большим. Экономические 
показатели энергоблока растут с повышением единичной мощности, 
но снижаются, если используется эксклюзивное и мелкосерийное оборудование. 
В этом же ряду факторов следует учитывать и возможности промышленности 
изготавливать сложные изделия. Требования к параметрам теплоноси-

0
100
200
300
t  ,°C
s

tмин
к1 – к2

tвых
к1
tвх
к1
p  , МПа
s
20

pк1

pк2

10

Рис. 1.1. Перепады давления и температуры в парогенераторе