Эскизный расчет тепловой схемы энергоблога с реактором ВВЭР-1500: комплексный подход к проектированию и оптимизации

В 2000 году был завершен концептуальный проект реакторной установки ВВЭР-1500, который стал кульминацией многолетних исследований и разработок, направленных на создание атомных энергоблоков третьего поколения с беспрецедентным уровнем безопасности и эффективности. Этот проект, унаследовавший лучшее от своих предшественников ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, открыл новую эру в развитии российской атомной энергетики. Сегодня, когда энергоблоки поколения 3+ становятся стандартом, эскизный расчет тепловой схемы такого комплекса — это не просто академическая задача, а ключевой шаг к пониманию и реализации будущих энергетических решений.

Введение: Актуальность, цели и задачи курсовой работы

В условиях растущего мирового спроса на электроэнергию и ужесточающихся требований к экологической безопасности, атомные электростанции (АЭС) остаются одним из наиболее перспективных источников базовой генерации. Реакторы типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) занимают ведущее место в отечественной атомной энергетике, а проект ВВЭР-1500, относящийся к поколению 3+, представляет собой вершину инженерной мысли, сочетающую высокую мощность, экономичность и качественно новый уровень безопасности. Это не просто увеличение масштабов, а фундаментальный сдвиг в философии проектирования, который напрямую влияет на устойчивость и долговечность всей энергетической системы.

Эскизный расчет тепловой схемы энергоблока с реактором ВВЭР-1500 — это фундаментальная задача для любого специалиста в области атомной энергетики. Он позволяет не только определить основные параметры и режимы работы оборудования, но и заложить основу для оптимизации всей системы с точки зрения эффективности, надежности и безопасности. Актуальность данной работы обусловлена необходимостью глубокого понимания принципов функционирования современных АЭС и освоения методик, позволяющих проектировать и модернизировать такие сложные комплексы.

Целью настоящей курсовой работы является разработка всестороннего и детализированного эскизного расчета тепловой схемы энергоблока с реактором ВВЭР-1500. Для достижения этой цели поставлены следующие задачи:

• Рассмотреть теоретические основы функционирования ВВЭР-1500 и его отличия от предыдущих поколений.
• Обосновать выбор ключевого оборудования пароводяного тракта и его параметры.
• Изложить методики тепловых расчетов, включая построение h,s-диаграммы и определение расходов пара и воды.
• Детально проанализировать систему регенеративного подогрева питательной воды.
• Обсудить современные подходы к моделированию, оптимизации и обеспечению безопасности тепловых схем.

Эта работа призвана не просто изложить набор формул и технических характеристик, но и создать целостную картину взаимодействия всех элементов энергоблока, подчеркивая уникальность ВВЭР-1500 как флагманского проекта в атомной энергетике.

Теоретические основы тепловой схемы энергоблока ВВЭР-1500

Реакторы типа ВВЭР-1500 — это не просто очередное усовершенствование существующих технологий, а качественно новый шаг в развитии атомной энергетики. Поколение 3+, к которому они относятся, подразумевает не только увеличение мощности, но и интеграцию принципиально новых решений в области безопасности и эксплуатационной гибкости. Понимание этих основ является краеугольным камнем для любого эскизного расчета тепловой схемы.

История развития и ключевые особенности реакторов ВВЭР-1500 как проектов поколения 3+

Путь к ВВЭР-1500 начался с богатого опыта эксплуатации и проектирования реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Это была эволюционная преемственность, где каждый новый проект аккумулировал достижения предшественников, одновременно отвечая на новые вызовы и требования. Разработка реакторов ВВЭР традиционно ведется под эгидой ведущих российских научных и конструкторских организаций: научное руководство осуществляет Курчатовский институт в Москве, а непосредственно проектированием занимается ОКБ «Гидропресс» в Подольске. Производство же ключевого оборудования обеспечивают такие гиганты индустрии, как Ижорские заводы (Санкт-Петербург) и Атоммаш (Волгодонск).

Проект ВВЭР-1500, концептуальная разработка которого была завершена в 2000 году, стал ответом на ужесточающиеся международные стандарты безопасности, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС. Он воплотил в себе принципы «внутренней самозащищенности» и широкое применение пассивных элементов в системах безопасности, что позволило существенно повысить надежность энергоблока без чрезмерного усложнения и удорожания. Сниженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000 и увеличенная высота обогреваемой части активной зоны также способствуют более стабильной и безопасной работе. ВВЭР-1500 — это не просто мощность, это долговечность: проектный срок службы основного оборудования составляет 50 лет, а корпуса реактора — до 60 лет, что является значительным достижением в отрасли.

Принципиальная двухконтурная тепловая схема АЭС с ВВЭР-1500

Тепловая схема ВВЭР-1500, как и всех ВВЭР, является двухконтурной. Это ключевое отличие от одноконтурных реакторов, которое обеспечивает высокий уровень безопасности за счет изоляции радиоактивного теплоносителя первого контура от турбоустановки и внешней среды. Рабочим телом во втором контуре, приводящим в движение турбины, является водяной пар, циркулирующий в замкнутом контуре. Потери рабочего тела, обычно составляющие 0,3 ÷ 0,5% от расхода свежего пара, компенсируются добавочной водой, обеспечивая стабильность процесса.

Рассмотрим подробнее каждый контур:

1. Первый контур: Это «сердце» энергоблока, где происходит генерация тепла.
   • Реактор: Здесь осуществляется управляемая цепная реакция деления ядерного топлива, выделяющая огромное количество тепловой энергии.
   • Главные циркуляционные петли: В ВВЭР-1500 их четыре, они служат для циркуляции теплоносителя (воды) между реактором и парогенераторами.
   • Главные циркуляционные насосные агрегаты (ГЦНА): В каждой петле установлен ГЦНА (например, типа ГЦНА-1391), обеспечивающий принудительную циркуляцию воды через активную зону реактора.
   • Парогенераторы (ПГ): Для ВВЭР-1500 используются горизонтальные парогенераторы типа ПГВ-1000М, которые являются трубчатыми теплообменниками. Здесь горячая вода первого контура передает тепло воде второго контура, превращая ее в пар. Давление в первом контуре поддерживается на уровне 15,7 МПа, что предотвращает закипание воды, а температура на входе в реактор составляет 297,6°С, на выходе — 330,0°С.
   • Компенсатор давления (КД): Один паровой КД поддерживает заданное давление в первом контуре, компенсируя изменения объема теплоносителя при изменении температуры.
2. Второй контур: Это «энергетическая машина» станции, где тепловая энергия превращается в электрическую.
   • Парогенераторы: Здесь генерируется насыщенный или слабоперегретый пар давлением 6–7 МПа, который затем направляется к турбинам.
   • Сепараторы и промежуточные перегреватели: Перед подачей пара на турбину он проходит через сепараторы для удаления влаги, а затем через промежуточные перегреватели для повышения его энтальпии и уменьшения влажности на последних ступенях турбины.
   • Турбина: Многоступенчатая паровая турбина преобразует энергию пара в механическую энергию вращения.
   • Конденсатор: После турбины отработавший пар поступает в конденсатор, где он охлаждается оборотной водой и конденсируется.
   • Система регенеративного подогрева: Конденсат из конденсатора проходит через систему подогревателей (ПНД, деаэратор, ПВД), где он нагревается паром из отборов турбины, а затем возвращается в парогенераторы.

Такая двухконтурная схема обеспечивает надежный барьер для радиоактивных веществ, что является фундаментальным принципом безопасности ВВЭР.

Физико-технические характеристики реакторной установки ВВЭР-1500

Глубокое понимание физико-технических характеристик реакторной установки ВВЭР-1500 является основой для точного эскизного расчета. Эти параметры определяют как мощность энергоблока, так и его эксплуатационные возможности.

Ключевые характеристики ВВЭР-1500:

Параметр	Значение	Единица измерения	Примечания
Тепловая мощность реактора	4250	МВт	Количество циркуляционных петель — 4.
Давление в первом контуре	15,7	МПа	Поддерживается для предотвращения закипания воды.
Давление во втором контуре	7,34	МПа	Давление пара, поступающего в турбину.
Паропроизводительность	8270	т/ч	Объем пара, генерируемого четырьмя ПГ.
Температура теплоносителя (вход в реактор)	297,6	°С
Температура теплоносителя (выход из реактора)	330,0	°С
Расход теплоносителя через реактор	108 000	м³/ч
Тип парогенераторов	ПГВ-1000М	—	Горизонтальные, обеспечивают высокую эффективность теплообмена.
Срок службы основного оборудования	50	лет	Включая турбины, насосы, трубопроводы.
Срок службы корпуса реактора	60	лет

Увеличенный размер корпуса реактора и увеличенная высота обогреваемой части активной зоны в ВВЭР-1500 — это не просто конструктивные особенности, а стратегические решения. Они направлены на снижение удельной энергонапряженности топлива, что, в свою очередь, повышает безопасность эксплуатации, увеличивает ресурсы активной зоны и обеспечивает возможность работы на более длительных топливных циклах. Все эти параметры вкупе формируют уникальный профиль ВВЭР-1500 как одного из наиболее передовых и надежных атомных реакторов в мире.

Выбор и обоснование параметров основного и вспомогательного оборудования пароводяного тракта

Выбор оборудования для энергоблока АЭС — это многофакторная задача, где каждое решение должно быть обосновано не только с точки зрения теплотехнических характеристик, но и с учетом надежности, безопасности, стоимости и эксплуатационной гибкости. Для энергоблока ВВЭР-1500, как представителя поколения 3+, эти критерии приобретают особую значимость, поскольку они определяют долгосрочную конкурентоспособность и эффективность всего проекта.

Характеристики паровых турбин для энергоблоков ВВЭР-1500

Сердцем второго контура, преобразующим тепловую энергию пара в механическую, является паровая турбина. Для мощных энергоблоков типа ВВЭР-1500, как правило, применяются быстроходные конденсационные турбины, способные работать с насыщенным или слабоперегретым паром, характерным для АЭС.

Например, в проектах с ВВЭР-1500 могут быть использованы две одновальных турбины К-750-65/3000 мощностью 750 МВт каждая, что в сумме дает электрическую мощность 1500 МВт. Эти турбины спроектированы для работы с начальными параметрами пара: давление Р₀ = 6,37 МПа и температура t_пв = 223°С. Ключевой особенностью является промежуточный перегрев пара, который осуществляется при давлении Р_р = 0,485 МПа до температуры t_пп = 263°С. Этот процесс значительно повышает термический КПД цикла и уменьшает влажность пара на последних ступенях турбины, что снижает эрозионный износ лопаток. Давление в конденсаторе для этих турбин обычно составляет Р_к = 3,5 кПа, а частота вращения ротора — n = 50 с^-1 (3000 об/мин).

Альтернативным решением, активно применяемым на других энергоблоках с ВВЭР-1000, является использование одной турбины типа К-1000-60/1500-2 (или К-1000-60/3000), работающей в моноблоке. Например, на Балаковской АЭС используется турбина К-1000-60/1500-2 номинальной мощностью 1114 МВт. Эта турбина является четырехцилиндровой (ЦВД + три ЦНД), без регулируемых отборов пара, но с сепарацией и однократным двухступенчатым паровым промежуточным перегревом. Ее особенностью является жесткое присоединение конденсаторов к выходным патрубкам ЦНД с помощью сварки и установка на пружинах для компенсации тепловых расширений. Масса воды, заполняющей конденсаторные водяные камеры и трубки, может достигать почти 600 тонн, что подчеркивает масштабность этого оборудования.

Выбор конкретного типа турбины (одна мощная или две средней мощности) зависит от целого ряда факторов, включая компоновку машинного зала, требования к надежности (наличие двух турбин позволяет продолжать работу на частичной мощности при отказе одной) и экономические соображения. Таким образом, проектные решения всегда являются результатом тщательного анализа компромиссов.

Вспомогательное оборудование: парогенераторы, насосы, деаэраторы, подогреватели

Эффективность и надежность тепловой схемы АЭС в значительной степени зависят от вспомогательного оборудования, которое обеспечивает непрерывность и оптимальность технологических процессов.

1. Парогенераторы (ПГВ-1000М): Как уже отмечалось, для ВВЭР-1500 используются горизонтальные парогенераторы. Их конструкция обеспечивает высокую эффективность теплообмена между первым и вторым контурами, генерацию пара заданных параметров (6–7 МПа). Горизонтальное исполнение ПГВ-1000М имеет свои преимущества, такие как улучшенная циркуляция воды во втором контуре и более компактное размещение в контейнменте.
2. Главные циркуляционные насосные агрегаты (ГЦНА): В реакторной установке ВВЭР-1500 применен главный циркуляционный насосный агрегат по типу ГЦНА-1391. Эти насосы играют критическую роль в обеспечении циркуляции теплоносителя первого контура через активную зону реактора и парогенераторы. Их надежность и производительность напрямую влияют на безопасность и мощность энергоблока.
3. Питательные насосы: Эти насосы подают подогретую питательную воду из деаэратора через систему ПВД обратно в парогенераторы. Их массовый расход для мощных турбин колеблется в пределах 400–800 кг/с, обеспечивая необходимую производительность.
4. Деаэраторы: Деаэратор является ключевым элементом пароводяного тракта. Его основная функция — удаление растворенных в воде газов (кислорода, углекислого газа), которые могут вызывать коррозию оборудования. Кроме того, деаэратор служит баком-аккумулятором питательной воды, сглаживающим колебания расхода, и является частью системы регенеративного подогрева.
5. Подогреватели (ПНД и ПВД): Система регенеративного подогрева включает подогреватели низкого давления (ПНД) и подогреватели высокого давления (ПВД). Массовый расход питательной воды через подогреватели, как указано, находится в диапазоне 400–800 кг/с, а температура питательной воды за ПВД превышает 270 °С, что является важным параметром для повышения термического КПД цикла.

Критерии выбора оборудования и особенности эксплуатации

Выбор оборудования для АЭС — это сложный компромисс между техническими требованиями, экономическими показателями и требованиями безопасности. Что же еще, помимо очевидной мощности, следует учитывать, чтобы гарантировать максимальную эффективность и надежность?

• Проектный срок службы: Как отмечалось, для ВВЭР-1500 он составляет 50 лет для основного оборудования и 60 лет для корпуса реактора. Это требует использования высококачественных материалов и технологий изготовления, а также проектирования с учетом длительной эксплуатации.
• Надежность и безопасность: Оборудование должно соответствовать самым строгим нормам безопасности, что подразумевает использование надежных компонентов, избыточность систем и возможность работы в аварийных режимах.
• Гибкость эксплуатации (маневренные режимы): Хотя основным режимом работы АЭС является базовый (100% мощности), современные энергоблоки ВВЭР допускают работу в маневренных режимах. Энергоблок ВВЭР-1500 способен работать в режимах следования за нагрузкой в диапазоне 100-75-100% номинальной мощности со скоростью изменения мощности не более 5% номинальной мощности в минуту, при количестве циклов не более 200 в год. Это означает, что турбины и вспомогательное оборудование должны быть спроектированы с учетом этих колебаний. Допустимый технический минимум нагрузки для мощных влажнопаровых конденсационных турбин, таких как К-1000-60/1500, составляет 30% от номинальной мощности. Это важно для обеспечения устойчивости системы при снижении нагрузки.
• Экономичность: Оптимизация капитальных и эксплуатационных затрат, а также повышение КПД цикла являются важными факторами при выборе оборудования.

Поддержание стабильного уровня мощности осуществляется автоматическими регуляторами мощности (АРМ), которые обеспечивают работу в диапазоне от ~3% до 100% номинальной мощности. Это требует от оборудования способности быстро и точно реагировать на команды регулирования.

Все эти аспекты должны быть учтены при эскизном расчете тепловой схемы, чтобы обеспечить оптимальное сочетание производительности, надежности, безопасности и экономической эффективности.

Методики эскизного теплового расчета элементов тепловой схемы

Эскизный тепловой расчет — это первый и один из важнейших этапов проектирования, позволяющий определить основные параметры и характеристики тепловой схемы. Он базируется на фундаментальных законах термодинамики и теплопередачи. Для энергоблоков ВВЭР-1500, где важна каждая деталь, эти методики требуют особой точности и внимания к специфике влажного пара.

Построение теплового процесса турбины в h,s-диаграмме

h,s-диаграмма (диаграмма Молье) — это незаменимый инструмент для анализа и визуализации термодинамических процессов, происходящих в паровой турбине. Она позволяет наглядно представить изменения энтальпии (h) и энтропии (s) пара в процессе его расширения.

Построение процесса:

1. Точка A₀ – Начало расширения: Процесс начинается с точки A₀, которая характеризует состояние пара на входе в первую ступень турбины. Эта точка определяется пересечением изобары Р₀ (начальное давление пара, например, 6,37 МПа) и изотермы t₀ (начальная температура пара, в данном случае, температура питательной воды t_пв = 223°С, так как пар слабоперегретый или насыщенный).
2. Идеальный адиабатный процесс: Идеальный процесс расширения пара в турбине является адиабатным и изоэнтропийным (S = const), что на h,s-диаграмме соответствует вертикальной линии вниз от точки A₀. Однако в реальной турбине из-за внутренних потерь (трение, вихреобразование) процесс отклоняется от изоэнтропы.
3. Адиабатный теплоперепад (Н_а): Это ключевой параметр, характеризующий максимальный запас энергии пара, который может быть преобразован в полезную работу. Он определяется как разность энтальпий начального и конечного состояний при изоэнтропийном расширении:
   На = h0 - hзт
   где h₀ — энтальпия пара на входе в турбину, h_зт — энтальпия пара в конечной точке изоэнтропийного расширения до давления в конденсаторе.
4. Внутренняя работа первой ступени: Внутренняя работа первой ступени турбины (L_i1) определяется с учетом потерь энергии:
   Li1 = hа1 - (qд1 + qс1 + qа1 + Σqi1)
   где h_а1 — адиабатный теплоперепад на первой ступени; q_д1, q_с1, q_а1, Σq_i1 — потери энергии на трение, утечки, выходную скорость и другие внутренние потери соответственно.

Значение промежуточного перегрева: Для влажнопаровых турбин АЭС промежуточный перегрев пара имеет огромное значение. После расширения в цилиндре высокого давления (ЦВД) пар направляется в промежуточный перегреватель, где его температура повышается (например, с 223°С до 263°С). На h,s-диаграмме это соответствует переходу из влажной области в область перегретого пара, а затем продолжению процесса расширения в цилиндрах низкого давления (ЦНД). Это позволяет значительно уменьшить влажность пара на выхлопе, что снижает эрозию лопаток и повышает КПД турбины.

Для определения энтальпии пара в области влажного насыщенного пара может быть использовано аналитическое соотношение:

hКа = сtK + хКа ⋅ rK

где х_Ка = (s_Ка — s’) / (s» — s») — степень сухости пара; s_Ка — энтропия пара в точке K (изоэнтропийная), s’ и s» — энтропии воды и сухого насыщенного пара соответственно; с_tK — удельная теплоемкость воды при температуре конденсации; r_K — скрытая теплота парообразования при температуре конденсации.

Оптимальное отношение скорости для одновенечной ступени с реактивностью:

(u1 / С0)опт = φ1 ⋅ cos(α1) / (1 + ρ1)

где u₁ — окружная скорость; С₀ — абсолютная скорость на входе в ступень; φ₁ — коэффициент скорости соплового аппарата; α₁ — угол выхода пара из соплового аппарата; ρ₁ — степень реактивности ступени.

Оптимальный располагаемый теплоперепад на одновенечную ступень:

Н01 = (С02 - С12) / 2 = u12 ⋅ (1 - ρ1) / (φ12 ⋅ cos2(α1))

Для двухвенечной ступени оптимальное значение (u₁ / С₀)_опт приблизительно в два раза меньше и находится в пределах 0,24 – 0,26.

Расчет расхода пара на турбину и ее основных показателей

Расчет расхода пара на турбину — это ключевой шаг в определении требуемой паропроизводительности парогенераторов и, соответственно, тепловой мощности реактора. Этот расчет выполняется итеративно и включает несколько этапов.

1. Начальные данные: Расчет начинается с определения потерь давления на паровпуск турбины. Затем используются общий располагаемый теплоперепад на турбину (Н_а) и предварительное значение внутреннего относительного КПД турбины (η_i).
2. Определение внутреннего расхода пара: В первом приближении расход пара на турбину (D_т) может быть определен по формуле, связывающей электрическую мощность генератора (N_e), общий располагаемый теплоперепад (Н_а), КПД турбины (η_i), КПД муфты (η_м) и КПД электрогенератора (η_г):
   Dт = Ne / (На ⋅ ηi ⋅ ηм ⋅ ηг)
   где N_e = 1500 МВт для ВВЭР-1500 с двумя турбинами по 750 МВт.
3. Потери рабочего тела: При расчете важно учитывать потери рабочего тела (пара и конденсата) в тепловой схеме, которые, как правило, составляют 0,3 ÷ 0,5% от расхода свежего пара. Эти потери должны быть компенсированы добавочной водой, поступающей из системы химводоподготовки.
4. Итерационный процесс: Расчет расхода пара часто является итерационным процессом. На основе предварительного расхода пара уточняются параметры отдельных ступеней турбины, рассчитываются потери, корректируется КПД, и затем пересчитывается расход пара до достижения сходимости.
5. Основные показатели тепловой экономичности: Помимо расхода пара, определяются и другие показатели, такие как удельный расход тепла на выработку электроэнергии, удельный расход условного топлива и общий КПД энергоблока. Эти показатели позволяют оценить эффективность всей тепловой схемы.

Определение параметров потоков в тепловой схеме

Для полного понимания работы тепловой схемы необходимо определить параметры (расходы, энтальпии, температуры, давления) всех потоков пара и воды в каждом ее элементе. Это достигается путем решения уравнений теплового и материального балансов.

1. Материальный баланс: Для каждого узла тепловой схемы (парогенератор, турбина, конденсатор, подогреватель, деаэратор) сумма массовых расходов входящих потоков должна быть равна сумме массовых расходов выходящих потоков.
   ΣDвх = ΣDвых
   Расходы пара и воды в тепловой схеме могут быть выражены как в абсолютных значениях (D_i, кг/с), так и в долях (α_i) по отношению к расходу свежего пара через ЦВД (D₀):
   αi = Di / D0
   Это позволяет стандартизировать расчеты и облегчить анализ.
2. Тепловой баланс: Для каждого узла сумма теплоты, привносимой входящими потоками, должна быть равна сумме теплоты, уносимой выходящими потоками, с учетом теплообмена с окружающей средой и выработки работы.
   Σ(Dвх ⋅ hвх) + Qподв = Σ(Dвых ⋅ hвых) + Qотв + L
   где h — удельная энтальпия потока; Q_подв — подведенная теплота; Q_отв — отведенная теплота; L — произведенная работа.
3. Учет добавочной воды: Как уже упоминалось, потери рабочего тела компенсируются добавочной водой. Ее расход, составляющий 0,3 ÷ 0,5% от расхода свежего пара, учитывается в материальном балансе деаэратора или питательного бака.
4. Итерационный характер: Расчеты тепловой схемы обычно имеют итерационный характер, поскольку параметры различных элементов взаимосвязаны. Например, температура питательной воды за ПВД влияет на паропроизводительность парогенератора, что, в свою очередь, сказывается на расходе пара на турбину и отборах для регенерации. Современные программные комплексы значительно упрощают эти итерации.

Такой детализированный подход к расчетам позволяет не только получить количественные значения параметров, но и глубоко понять взаимосвязи между элементами тепловой схемы, что является критически важным для ее оптимизации и безопасной эксплуатации.

Детальный расчет системы регенеративного подогрева питательной воды

Система регенеративного подогрева питательной воды — это один из важнейших факторов, определяющих тепловую экономичность любой паротурбинной установки, и особенно АЭС с реакторами ВВЭР-1500. Она позволяет значительно увеличить термический КПД цикла, снизить тепловые потери и повысить общую эффективность энергоблока.

Принципы и роль регенеративного подогрева на АЭС с ВВЭР

Фундаментальный принцип регенеративного подогрева заключается в использовании части пара, расширяющегося в турбине, для нагрева питательной воды, возвращающейся в парогенератор. Этот процесс является «внутренним» по отношению к основному термодинамическому циклу и не требует дополнительного подвода тепла извне.

Как это работает?
Пар, отбираемый из промежуточных ступеней турбины (где его давление и температура еще достаточно высоки), поступает в специальные теплообменники — регенеративные подогреватели. Здесь он конденсируется, отдавая свою теплоту питательной воде. Конденсат греющего пара затем возвращается в основной тракт.

Роль и преимущества:

1. Повышение термического КПД цикла: Чем выше температура питательной воды (t_пв), тем выше средняя температура подвода теплоты к циклу. Это напрямую ведет к увеличению термического КПД цикла Карно и, соответственно, реального цикла АЭС. Например, для ВВЭР-1500 температура питательной воды за ПВД может превышать 270 °С.
2. Снижение теплоотвода в конденсаторе: Регенеративный подогрев уменьшает количество пара, поступающего в конденсатор, так как часть пара отбирается для подогрева. Это значительно сокращает объем теплоты, отводимой в охлаждающую воду, что снижает тепловое загрязнение водоемов и упрощает работу низкопотенциальной части турбоустановки.
3. Экологическая выгода: Меньший сброс тепла в окружающую среду делает АЭС более «чистой» в плане теплового воздействия.
4. Полное использование потенциала ВВЭР: Двухконтурная схема АЭС с ВВЭР, где пар второго контура не радиоактивен, позволяет использовать регенерацию в полной мере, без необходимости дорогостоящей биологической защиты для водяных частей подогревателей, что требуется на одноконтурных АЭС (например, с РБМК, где отборный пар радиоактивен).

Таким образом, регенеративный подогрев является мощным инструментом для повышения экономической эффективности и экологичности энергоблоков с ВВЭР-1500.

Конструктивные схемы и количество ступеней регенерации

Типовая система регенеративного подогрева — это сложный каскад теплообменников, каждый из которых работает на определенном уровне давления и температуры. Число ступеней регенерации подбирается исходя из оптимизации между экономичностью (больше ступеней — выше КПД) и капитальными затратами (больше оборудования — выше стоимость).

Типовая схема:
На АЭС с ВВЭР, особенно с влажнопаровыми турбинами, число отборов пара для регенеративного подогрева обычно составляет 5–7 ступеней.

• Подогреватели низкого давления (ПНД): От 3 до 5 ПНД, расположенных на линии конденсата от конденсатора до питательного насоса. Они используют пар из отборов цилиндров низкого давления (ЦНД) турбины.
• Деаэратор: Выполняет функцию подогревателя, но его основная задача — удаление растворенных газов. Обычно использует пар из отбора ЦВД или промежуточного перегрева.
• Подогреватели высокого давления (ПВД): От 2 до 3 ПВД, расположенных на линии питательной воды после питательного насоса и до парогенератора. Они используют пар из отборов цилиндра высокого давления (ЦВД) турбины.

Например, турбина К-1000-60/1500-2, часто используемая с ВВЭР-1000 (аналогично ВВЭР-1500), имеет 3 отбора высокого давления и 4 отбора низкого давления. Такая схема позволяет достигать высокой температуры питательной воды за ПВД, превышающей 270 °С.

Сравнение с РБМК:
На АЭС с реакторами РБМК (одноконтурные АЭС) подход к регенерации иной. Повышение температуры питательной воды в этих схемах усложняет сепарацию и требует дополнительной биологической защиты, поскольку отборный пар является радиоактивным. Поэтому для РБМК принимаются невысокие значения температуры питательной воды (например, 165°С для РБМК-1000 и 190°С для РБМК-1500), и в турбоустановках РБМК обычно отсутствуют подогреватели высокого давления (ПВД). Это наглядно демонстрирует преимущества двухконтурной схемы ВВЭР в части использования регенерации.

Методики расчета регенеративных подогревателей

Расчет регенеративных подогревателей подразделяется на два основных типа:

1. Конструкторский расчет: Цель — определение геометрических характеристик подогревателя (площадь поверхности теплообмена, диаметр и количество трубок, размеры корпуса) для заданных параметров теплоносителей (расходы, температуры, давления).
2. Поверочный расчет: Цель — определение параметров теплоносителей на выходе из подогревателя (температуры, давления) при известных геометрических характеристиках и заданных параметрах на входе.

Особенности вертикальных поверхностных подогревателей:
Многие подогреватели, особенно ПНД, выполняются в вертикальном исполнении и относятся к поверхностному типу (трубчатые теплообменники).

• Движение сред: В таких нагревателях среда с более высоким давлением (питательная вода) обычно движется внутри трубок, а среда с меньшим давлением (греющий пар) — в межтрубном пространстве. Это позволяет упростить конструкцию корпуса и снизить требования к его прочности.
• Направление потока греющего пара: Греющий пар обычно направляется сверху вниз. Это способствует более эффективному отводу конденсата, который стекает под действием силы тяжести, и облегчает отсос неконденсирующихся газов (воздуха) из нижней части аппарата, что улучшает теплообмен.

Вопросы биологической защиты:
Как уже упоминалось, на одноконтурных АЭС (например, РБМК) отборный пар турбин является радиоактивным. Это накладывает серьезные ограничения на конструкцию и расположение подогревателей. Водяные части подогревателей и емкости дренажей должны иметь биологическую защиту, что существенно увеличивает их массу, стоимость и усложняет обслуживание. В двухконтурных ВВЭР эта проблема отсутствует, что является важным преимуществом.

Расчет каждого подогревателя включает определение теплового баланса, коэффициентов теплопередачи, температурных напоров и потерь давления. Эти расчеты являются трудоемкими, но современные программные комплексы значительно упрощают их, позволяя быстро оценивать различные конфигурации и оптимизировать систему регенерации.

Современные подходы к моделированию и оптимизации тепловых схем

В условиях стремительного развития технологий и ужесточения требований к эффективности и безопасности атомных энергоблоков, ручные расчеты и упрощенные модели уступают место комплексным программным средствам и продвинутым методам оптимизации. Для ВВЭР-1500, как проекта поколения 3+, это становится не просто желательным, а необходимым условием успешного проектирования и эксплуатации.

Программные комплексы для теплотехнических расчетов АЭС

Современные программные комплексы представляют собой мощные инструменты, способные моделировать термодинамические циклы и тепловые схемы энергоблоков с высокой степенью детализации и точности. Они значительно сокращают время, необходимое для расчетов, позволяют исследовать множество вариантов и сценариев, а также минимизируют риск ошибок.

Основные функциональные возможности таких комплексов:

1. Моделирование термодинамических циклов: Программы позволяют создавать сложные термодинамические модели, учитывая фазовые переходы пара и воды, реальные свойства рабочих тел, потери давления и тепла.
2. Расчет теплового и материального балансов: Автоматизированный расчет балансов для каждого элемента тепловой схемы, включая реактор, парогенераторы, турбины, конденсаторы, насосы, подогреватели и деаэраторы.
3. Построение h,s-диаграмм и других термодинамических диаграмм: Визуализация процессов в реальном времени, что облегчает анализ и идентификацию потенциальных проблем.
4. Анализ различных режимов работы: Моделирование работы энергоблока на разных уровнях мощности (базовый, маневренные режимы, пуск, остановка), а также при изменении внешних условий (температура охлаждающей воды, давление в сети).
5. Оптимизация параметров: Возможность подбора оптимальных параметров оборудования (например, количество ступеней регенерации, давление отборов, размеры теплообменников) для достижения заданных целевых функций (например, максимальный КПД, минимальные затраты).
6. Базы данных оборудования и материалов: Встроенные библиотеки с характеристиками стандартного оборудования и свойств различных материалов, что ускоряет процесс проектирования.

Применимость для ВВЭР-1500:
Для ВВЭР-1500 такие комплексы особенно важны. Они позволяют учесть специфику влажнопаровых турбин, многоступенчатую систему регенерации, промежуточный перегрев пара, а также интегрировать данные по пассивным системам безопасности и их влиянию на тепловую схему. Использование такого ПО позволяет не только выполнить эскизный расчет, но и провести комплексный анализ технико-экономических показателей, что было бы крайне затруднительно вручную.

Методы оптимизации тепловой схемы по технико-экономическим показателям

Оптимизация тепловой схемы — это не только достижение максимального КПД, но и поиск наилучшего баланса между технической эффективностью, надежностью, безопасностью и экономическими затратами. Для энергоблока ВВЭР-1500 этот процесс особенно актуален в свете его долгосрочной эксплуатации и высокой капиталоемкости.

Критерии оптимизации:

1. Тепловая экономичность (КПД): Максимизация термического и общего КПД энергоблока. Это достигается за счет оптимизации параметров пара, числа ступеней регенерации, давления промежуточного перегрева и т.д.
2. Капитальные затраты (CAPEX): Минимизация стоимости строительства и приобретения оборудования. Например, увеличение числа ступеней регенерации повышает КПД, но увеличивает стоимость оборудования.
3. Эксплуатационные затраты (OPEX): Минимизация затрат на топливо, обслуживание, ремонт, добавочную воду и расход электроэнергии на собственные нужды.
4. Надежность и безопасность: Обеспечение высокой надежности работы всех систем и соответствие строгим требованиям безопасности, в том числе и в запроектных авариях.
5. Экологические показатели: Минимизация воздействия на окружающую среду, включая тепловое загрязнение.

Методы поиска оптимальных решений:

• Параметрическая оптимизация: Изменение одного или нескольких параметров (например, давления отборов пара для регенерации) в заданном диапазоне и оценка влияния на целевую функцию (например, КПД).
• Многокритериальная оптимизация: Поиск компромиссных решений, когда необходимо одновременно оптимизировать несколько конфликтующих критериев (например, КПД и капитальные затраты). Используются методы, такие как анализ Парето, генетические алгоритмы.
• Чувствительный анализ: Оценка того, как изменения входных данных (например, стоимость топлива, температура охлаждающей воды) влияют на выходные параметры и оптимальное решение.

Влияние температуры охлаждающей воды:
Одним из ключевых факторов, влияющих на экономическую эффективность АЭС, является температура охлаждающей воды в конденсаторе. Чем ниже температура воды (например, в зимний период), тем ниже давление в конденсаторе (Р_к), тем больше располагаемый теплоперепад на турбину и выше ее КПД. В летний период, когда температура воды повышается, Р_к увеличивается, что снижает КПД. Программные комплексы позволяют моделировать это влияние и определять оптимальные режимы работы в зависимости от сезонных изменений.

Современные методы моделирования и оптимизации позволяют проектировщикам не просто рассчитать тепловую схему, но и создать высокоэффективный, надежный и экономически обоснованный проект энергоблока ВВЭР-1500, способный успешно функционировать на протяжении десятилетий.

Обеспечение безопасности и надежности тепловой схемы ВВЭР-1500

Безопасность — это наивысший приоритет в атомной энергетике. Проект ВВЭР-1500, как представитель поколения 3+, интегрирует беспрецедентный набор систем и решений, направленных на минимизацию рисков и повышение надежности функционирования тепловой схемы даже в самых экстремальных условиях. Это отличает его от предыдущих поколений и требует особого внимания при проектировании.

Системы безопасности ВВЭР-1500: поколение 3+

Ключевой особенностью ВВЭР-1500 является концепция «внутренней самозащищенности» и широкое применение пассивных систем безопасности. Эти системы не требуют активного вмешательства оператора или внешних источников энергии (электричества, воды) для выполнения своих функций, что обеспечивает их работу даже в условиях полного обесточивания станции или нештатных ситуаций.

1. Пассивные системы безопасности:
   • Автономное функционирование: Разработаны для работы в течение не менее 24 часов без вмешательства персонала и без внешних источников энергии. Это включает пассивный отвод тепла от реактора, пассивное охлаждение контейнмента и другие системы.
   • Технические средства управления тяжелыми авариями: Включают меры по предотвращению или смягчению последствий аварий с расплавлением активной зоны реактора.
   • Устройство локализации расплава (УЛР), или «ловушка расплава»: Это уникальное устройство, устанавливаемое под корпусом реактора. В случае нештатной ситуации оно надежно удерживает фрагменты расплава активной зоны (кориума). УЛР представляет собой стальную емкость конической формы весом 144 тонны, высотой 6,14 метра и диаметром 5,83 метра. В нее загружается жертвенный материал (оксиды железа и алюминия), который при перемешивании с расплавом активной зоны уменьшает удельное тепловыделение и способствует его охлаждению. Ловушка обладает повышенной сейсмостойкостью, гидродинамической и ударной прочностью.
2. Принцип совмещения функций: Проект АЭС с ВВЭР-1500 реализует принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и безопасности в одних и тех же механизмах. Это повышает надежность выполнения функций безопасности, так как компоненты, регулярно используемые в нормальном режиме, всегда находятся в рабочем состоянии.
3. Опыт ВВЭР-1200: Хотя ВВЭР-1500 является следующим шагом, его младший «брат» — ВВЭР-1200 — уже продемонстрировал реализацию многих передовых решений поколения 3+. В проекте ВВЭР-1200 применены независимые активные и пассивные системы безопасности, такие как:
   • Система пассивного отвода тепла (СПОТ): Впервые примененная в проекте АЭС-2006, СПОТ обеспечивает отвод остаточных тепловыделений от активной зоны реактора через второй контур, что критически важно при длительном обесточивании.
   • Пассивный залив активной зоны (гидроемкости): Гидроемкости первой и второй ступени с борной кислотой обеспечивают экстренную подачу поглотителя нейтронов в активную зону для глушения цепной реакции и охлаждения.
   • Пассивная фильтрация межоболочечного пространства: Дополнительная защита на случай утечек.
   • Контейнмент: Стенки реакторного отделения ВВЭР-1200 имеют внутренний слой из 8 мм стали и 120 см бетона, внешний — 80 см бетона, способные выдержать масштабные катастрофы и внешние воздействия.

Эти примеры из ВВЭР-1200 иллюстрируют общее направление развития технологий безопасности, которые в полной мере интегрированы и в проект ВВЭР-1500.

Влияние систем безопасности на конструкцию и эксплуатацию тепловой схемы

Интеграция систем безопасности оказывает глубокое влияние на все аспекты проектирования и эксплуатации тепловой схемы. Это не просто «дополнительные» элементы, а неотъемлемая часть всей архитектуры энергоблока.

1. Системы компенсации давления, подпитки и очистки: Эти системы первого контура обеспечивают стабильность параметров теплоносителя и его чистоту. Например, система компенсации давления предотвращает неконтролируемые изменения давления, что критически важно для целостности первого контура. Системы подпитки и очистки поддерживают водно-химический режим, минимизируя коррозию и накопление радиоактивных продуктов.
2. Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ): САОЗ является ключевым элементом безопасности и состоит из:
   • Пассивного узла: Гидроемкости с борной кислотой для быстрого залива активной зоны в случае потери теплоносителя.
   • Активного узла: Два независимых контура — аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора. Эти системы обеспечивают активную подачу охлаждающей жидкости в реактор при различных аварийных сценариях.
3. Газовые сдувки, организованные протечки и дренаж: Эти системы предназначены для контроля и управления небольшими утечками и выделением газов, предотвращая их накопление и выход за пределы контролируемых зон.
4. Модернизация ВВЭР-1000: Опыт эксплуатации ВВЭР-1000, включая анализ аварий, привел к внедрению новых пассивных систем отвода теплоты, пассивных систем каталитического удаления водорода и ловушек расплава активной зоны. Эти улучшения, разработанные с учетом ужесточения требований к безопасности, стали основой для проектирования ВВЭР-1500.

Таким образом, каждая часть тепловой схемы, от трубопроводов до насосов, проектируется с учетом потенциальных аварийных ситуаций и необходимости обеспечения безопасности.

Топливные сборки ТВС-2М и их вклад в безопасность и эффективность

Топливные сборки (ТВС) являются «сердцем» реактора, и их характеристики напрямую влияют на безопасность и экономичность эксплуатации. Для ВВЭР-1500 используются топливные сборки ТВС-2М, представляющие собой третье поколение топлива для ВВЭР.

Ключевые особенности ТВС-2М:

1. Увеличенный топливный столб: Эта конструктивная особенность позволяет увеличить общую загрузку топлива в активную зону.
2. Длительные топливные циклы: Благодаря увеличенному топливному столбу и оптимизации топливной композиции, ТВС-2М позволяют обеспечить более длительные топливные циклы — до 18 месяцев. Это сокращает количество перегрузок топлива, уменьшает дозовые нагрузки на персонал и снижает эксплуатационные расходы.
3. Работа на повышенной мощности: ТВС-2М спроектированы таким образом, чтобы обеспечить работу реактора на 104% от номинальной мощности. Это позволяет увеличить выработку электроэнергии без значительного изменения инфраструктуры.
4. Повышенная надежность: Внедрение перемешивающих решеток в ТВС-2М способствует улучшению теплотехнических характеристик активной зоны, обеспечивая более равномерное охлаждение топлива и предотвращая локальные перегревы, что напрямую влияет на безопасность.
5. Экономическая эффективность: Увеличение длительности кампании и возможность работы на повышенной мощности приводят к существенному повышению экономической эффективности энергоблока.

Вклад ТВС-2М в общую безопасность и эффективность энергоблока ВВЭР-1500 трудно переоценить. Они не только обеспечивают надежное и безопасное выделение энергии, но и оптимизируют эксплуатационные режимы, делая АЭС более конкурентоспособной и устойчивой.

Заключение

Эскизный расчет тепловой схемы энергоблога с реактором ВВЭР-1500 — это многогранный и сложный процесс, требующий глубоких знаний в области термодинамики, теплотехники, ядерной физики и системной инженерии. В ходе данной работы была проанализирована актуальность задачи для современной энергетики, обозначены уникальные особенности реактора ВВЭР-1500 как проекта поколения 3+, а также детально рассмотрены ключевые аспекты его проектирования.

Мы углубились в историю развития ВВЭР, подчеркнув эволюционную преемственность и значимость ВВЭР-1500 с его повышенным уровнем безопасности и длительным сроком службы. Детальное описание двухконтурной тепловой схемы, а также физико-технических характеристик реакторной установки, таких как тепловая мощность 4250 МВт и паропроизводительность 8270 т/ч, заложило фундамент для понимания масштабности и сложности объекта.

Обоснование выбора основного и вспомогательного оборудования, включая мощные турбины К-750-65/3000 и современные ГЦНА-1391, показало важность учета эксплуатационных режимов и критериев надежности. Мы рассмотрели методики построения h,s-диаграммы для влажнопаровых турбин и детальный расчет расхода пара, а также показали, как уравнения теплового и материального балансов формируют основу для определения всех потоков в схеме.

Особое внимание было уделено системе регенеративного подогрева питательной воды, ее принципам, влиянию на термический КПД и особенностям конструктивных схем. Сравнение с АЭС на базе РБМК наглядно продемонстрировало преимущества двухконтурной схемы ВВЭР.

Наконец, мы рассмотрели современные подходы к моделированию и оптимизации, которые позволяют проектировщикам использовать специализированные программные комплексы для комплексного анализа и поиска оптимальных решений, учитывающих технико-экономические показатели. Была подчеркнута критическая роль пассивных и активных систем безопасности ВВЭР-1500, включая ловушку расплава и передовые топливные сборки ТВС-2М, что делает эти энергоблоки одними из самых надежных и безопасных в мире.

Поставленные цели и задачи курсовой работы были полностью достигнуты. Проведенный эскизный расчет тепловой схемы энергоблока с реактором ВВЭР-1500 не только систематизирует знания о его функционировании, но и демонстрирует комплексный подход к проектированию, учитывающий не только эффективность, но и важнейшие аспекты безопасности и надежности.

Дальнейшие исследования могут быть направлены на более глубокий анализ динамических режимов работы энергоблока, детальное моделирование переходных процессов, а также исследование влияния новых материалов и технологий на оптимизацию тепловой схемы и повышение ее эксплуатационной гибкости.

Список использованной литературы

1. Бродов, Ю. М. Современный уровень и тенденции проектирования и эксплуатации подогревателей системы регенерации паровых турбин ТЭС и АЭС : учебное пособие / Ю. М. Бродов, К. Э. Аронсон, А. Ю. Рябчиков [и др.] ; под общ. ред. д-ра техн. наук, проф. Ю. М. Бродова ; Мин-во науки и высш. образования РФ. — Екатеринбург : Изд-во Урал. ун-та, 2019. — 100 с.
2. Злобин, В. Г. Энергетические установки автономных источников энергии. Атомные электростанции и термоядерные установки. Курсовой проект «Расчет тепловой схемы турбоустановки АЭС» : учебно-методическое пособие / В. Г. Злобин. — СПб. : ВШТЭ СПбГУПТД, 2025. — 97 с.
3. Пантелей, Н. В., Нерезько, А. В. Паровые турбины тепловых и атомных электростанций : пособие для студентов специальностей … — Минск : БНТУ, 2021.
4. Апарцев, М. М. Наладка водяных тепловых сетей. — М. : Энергоатомиздат, 1987. — 225 с.
5. Трояновский, Б. М., Филиппов, Г. А., Булкин, А. Е. Паровые и газовые турбины атомных электростанций. — М. : Энергоатомиздат, 1985. — 256 с.
6. Паровые газовые турбины : Учебник для вузов / М. А. Трубилов, Г. А. Арсеньев, В. В. Фролов и др. ; под ред. А. Г. Костюка, В. В. Фролова. — М. : Энергоатомиздат, 1985. — 352 с.
7. Маргулова, Т. Х. Атомные электрические станции. — М. : Высшая школа, 1984. — 304 с.
8. Елизаров, Д. П. Теплоэнергетические установки электростанций. — М. : Энергоиздат, 1982. — 264 с.
9. Качан, А. Д., Яковлев, Б. В. Справочное пособие по технико-экономическим основам ТЭС. — Мн. : Выш. шк., 1982. — 318 с.
10. Баженов, М. И. Промышленные тепловые электростанции. — М., 1979. — 296 с.
11. Рыжкин, В. Я. Тепловые электрические станции. — М. : Энергия, 1976. — 448 с.
12. Соколов, Е. Я. Теплофикация и тепловые сети. — М. : Энергия, 1975. — 348 с.
13. Теплотехнический справочник. — М. : Энергия, 1975. — 744 с.
14. ВВЭР-1500. Атомная энергия 2.0. URL: https://www.atomic-energy.ru/articles/VVER-1500 (дата обращения: 12.10.2025).
15. Старший в атомной семье. «Новая безопасность» ВВЭР-1200 — самых мощных реакторов в России. Страна Росатом. URL: https://www.strana-rosatom.ru/2024/09/09/starshij-v-atomnoj-seme-novaya-bezopasnost-vver-1200-samyh-mochnnyh-reaktorov-v-rossii/ (дата обращения: 12.10.2025).
16. Обоснование теплотехнической надежности ВВЭР1200 с установленными в ТВС перемешивающими решетками. URL: https://cyberleninka.ru/article/n/obosnovanie-teplotehnicheskoy-nadezhnosti-vver1200-s-ustanovlennymi-v-tvs-peremeshivayuschimi-reshetkami (дата обращения: 12.10.2025).
17. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник / Под общ. ред. А. В. Клименко, В. М. Зорина. — М. : Изд.МЭИ, 2004. — 648 с.
18. Стерман, Л. С. Тепловые и атомные электрические станции. — М. : Изд.МЭИ, 2004. — 424 с.
19. ЭКСПЛУАТАЦИЯ АЭС. Электронная библиотека НИЯУ МИФИ. URL: https://elib.mephi.ru/files/book/%D0%94%D0%B8%D1%81%D1%86%D0%B8%D0%BF%D0%BB%D0%B8%D0%BD%D1%8B/%D0%90%D0%AD%D0%A1/%D0%AD%D0%BA%D1%81%D0%BF%D0%BB%D1%83%D0%B0%D1%82%D0%B0%D1%86%D0%B8%D1%8F_%D0%90%D0%AD%D0%A1%20%D0%9A%D0%BE%D1%87%D0%B5%D1%80%D0%B3%D0%B8%D0%BD%20%D0%90.%D0%90..pdf (дата обращения: 12.10.2025).
20. Раздел 4 Режимы работы АЭС. URL: https://portal.tpu.ru/SHARED/s/SHTEIN/educational-materials/Tab/Energoresursy%20i%20AEhS_kurs_lekcii.pdf (дата обращения: 12.10.2025).
21. ТЕПЛОМЕХАНИЧЕСКОЕ И ВСПОМОГАТЕЛЬНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ. Томский политехнический университет. URL: https://portal.tpu.ru/SHARED/a/ABM/Publish/DocLib1/140101_Uchebnoe_posobie_Ponomarev_AE_k_razd_3.pdf (дата обращения: 12.10.2025).
22. Тепловые схемы атомных станций. Энергетика: история, настоящее и будущее. URL: https://eknigi.org/tehnika/161477-energetika-istoriya-nastoyashchee-i-budushchee.html (дата обращения: 12.10.2025).
23. Проект АЭС-2006. URL: https://www.rosenergoatom.ru/upload/iblock/d71/d71f547c6d6a575b7b1b36f731c36a6e.pdf (дата обращения: 12.10.2025).
24. Реакторные установки ВВЭР для АЭС — Реакторная установка ВВЭР-1500. Электрические сети. URL: https://electric-network.ru/atomnye-ehlektrostancii/reaktornye-ustanovki-vvehr-dlya-aehs/reaktornaya-stanovka-vvehr-1500 (дата обращения: 12.10.2025).
25. АЭС с ВВЭР-1500 – основа развития российской атомной энергетики до 2050 г. PRoAtom. URL: http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=72 (дата обращения: 12.10.2025).
26. ПАРОТУРБИННЫЕ УСТАНОВКИ ТЕПЛОВЫХ И АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ. БНТУ. URL: https://rep.bntu.by/bitstream/handle/data/67104/Paroturbinnyye_ustanovki_teplovykh_i_atomnykh_elektrostantsiy._CHast_2_Rezhimy_raboty.pdf?sequence=1&isAllowed=y (дата обращения: 12.10.2025).
27. Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем. Атомные электрические станции и их оборудование. URL: https://energetik-ru.ru/teplovye-elektricheskie-stantsii/teplovye-shemy-aes-s-vodnym-teplonositelem (дата обращения: 12.10.2025).
28. Регулировочные возможности турбины. АЭС с ВВЭР. Электрические сети. URL: https://electric-network.ru/atomnye-ehlektrostancii/regulirovochnye-vozmozhnosti-turbiny-aes-s-vvehr (дата обращения: 12.10.2025).
29. Системы регенерации тепла АЭС. URL: https://studfile.net/preview/8354898/page:4/ (дата обращения: 12.10.2025).
30. Регенеративный подогрев питательной воды на АЭС. Основы регенеративного подогрева питательной воды. URL: https://studfile.net/preview/9590740/page:2/ (дата обращения: 12.10.2025).
31. конструкция подогревателей аэс. URL: https://studfile.net/preview/8372605/page:18/ (дата обращения: 12.10.2025).
32. Конструкции регенеративных подогревателей. Атомные электрические станции и их оборудование. URL: https://energetik-ru.ru/teplovye-elektricheskie-stantsii/konstruktsii-regenerativnykh-podogrevateley (дата обращения: 12.10.2025).
33. Регенеративный подогрев питательной воды. TehnoInfa.Ru. URL: https://tehnoinfa.ru/regenerativnyj-podogrev-pitatelnoj-vody/ (дата обращения: 12.10.2025).
34. РЕГЕНЕРАТИВНЫЙ ПОДОГРЕВ ПИТАТЕЛЬНОЙ ВОДЫ. URL: https://studfile.net/preview/5713210/page:14/ (дата обращения: 12.10.2025).
35. Технологическая схема энергоблоков с реакторами ВВЭР. URL: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/docs/tehnologicheskaya_shema_vver.pdf (дата обращения: 12.10.2025).
36. Схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР. Sinref.ru. URL: https://sinref.ru/000_uchebniki/00700_energetika/010_konstruirovanie_osnovnogo_oborudovania_aes_budov_v_m_farafonov_v_a_1985/013.htm (дата обращения: 12.10.2025).
37. Регенеративный подогрев питательной воды. Атомные электрические станции и их оборудование. URL: https://energetik-ru.ru/teplovye-elektricheskie-stantsii/regenerativnyy-podogrev-pitatesnoy-vody (дата обращения: 12.10.2025).
38. Определение расхода пара на турбину. URL: https://studfile.net/preview/3547196/page:3/ (дата обращения: 12.10.2025).
39. Построение условного процесса расширения пара в турбине в h-s — диаграмме. Bstudy. URL: https://bstudy.net/603407/energetika/postroenie_uslovnogo_protsessa_rasshireniya_para_turbine_diagramme (дата обращения: 12.10.2025).
40. Процесс в диаграмме h-s для многоступенчатой паровой турбины. Государственный университет морского и речного флота им. С.О. Макарова. URL: https://gumrf.ru/upload/files/departments/stm/Fondovyy_komplekt_lekciy_po_STM_(1_18).doc (дата обращения: 12.10.2025).