Реферат: Ядерная энергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов
60
54
Диаметр резьбы шпилек, мм
М130*6
М130*6
М130*6
М170*6
Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую из цельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повышает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса, где расположена активная зона, как правило, выполняется в виде целой цилиндрической оболочки с эллиптическим днищем без каких-либо врезок и отверстий. Входные и выходные патрубки для подсоединения главных циркуляционных трубопроводов теплоносителя, а также другие коммуникации располагаются выше верхней части активной зоны не менее чем на 1000 мм.
При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставится задача обеспечения многолетней - (до 30 лет) надежной эксплуатации реактора при различных режимах. Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура теплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значительные скорости теплоносителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионно-агрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпуса подвергается периодическим нагрузкам, связанным с колебанием давления и температуры при установившихся и переходных режимах и с понижением давления до атмосферного и температуры до 60°С при плановых и аварийных остановках. Потоки ядерного излучения, циклические нагрузки и длительное воздействие высокой температуры вызывают постепенное изменение свойств материала. Профилактический осмотры ремонт элементов корпуса ограничены, вследствие их больше наведенной радиоактивности. Для работы в таких условиях предпочтительными материалами являются перлитные низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических и пластических свойств вышеперечисленные стали технологична при сварке и изготовлении поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса обычно покрывается антикоррозионной наплавкой, что значительно уменьшает выход продуктов коррозии в воду реактора. Изготовление корпусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) и температуре (до 340 °С) теплоносителя, целиком из нержавеющих сталей невозможно вследствие не технологичности и низкой прочности их.
Корпус ВВЭР-1000 имеет два ряда патрубков диаметром 850 мм по четыре патрубка в ряду, для подключения четырех циркуляционных петель главного циркуляционного контура.
Применение корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным расположением, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой, что частично исключает появление "горячих" пятен в зоне концентраций напряжений у патрубков корпуса.
Однорядное расположение патрубков на корпусах ВВЭР в свою очередь значительно упрощает технологию и время изготовления корпуса. С увеличением единичной мощности ВВЭР и расширением строящихся АЭС реакторы с однорядным расположением патрубков будут предпочтительнее, так как определяющим фактором будет время изготовления, а не габариты.
Уплотнение главного разъема и крепление крышки к корпусу осуществляются с помощью шпилек, при этом обеспечивается прочное прилегание торца фланца корпуса к торцу фланца крышки. Уплотнение главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется двумя прокладками, установленными в канавки на торцевой поверхности фланца крышки. Прокладки изготовлены из труб диаметром 35х5, наружная поверхность которых покрыта никелем. ядерный энергетика реактор
Рис. Конструкция реактора ВВЭР-1000
1—верхний блок; 2—привод СУЗ(системы управления и защиты); 3—шпилька; 4—труба для загрузки образцов-свидетелей; 5—уплотнение; 6—корпус реактора; 7—блок защитных труб; 8—шахта; 9—выгородка активной зоны; 10—топливные сборки; 11—теплоизоляция реактора; 12—крышка реактора; 13—регулирующие стержни; 14—топливные стержни; 15—фиксирующие шпонки;
Таблица. Основные характеристики корпуса ВВЭР
|
Параметр |
ВВЭР-210 |
ВВЭР-363 |
ВВЭР-440 |
ВВЭР-1000 | |
|
Рабочее давление, МПа |
10 |
10,5 |
12,5 |
16 | |
|
Внутренний диаметр, мм |
3600 |
К-во Просмотров: 286
Бесплатно скачать Реферат: Ядерная энергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов
| |||