Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР - Реакторные установки ВВЭР для АЭС

Оглавление
Реакторные установки ВВЭР для АЭС
Введение
Первая реакторная установка ВВЭР
Механизмы управления и защиты ВВЭР-1
Парогенераторы ПГВ-1
Трубопроводы и задвижки Ду 500
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по ВВЭР-1
Исследовательские работы по топливным сборкам и их материалам ВВЭР-1
Исследовательские работы по механизмам и электрооборудованию СУЗ ВВЭР-1
Исследования механической прочности гибов труб Ду 500, парогенератора ВВЭР-1
Монтаж и наладка 1-го блока НВАЭС
Итоги эксплуатации 1-го блока НВАЭС
Опыт проведения капитальных ремонтных работ на реакторной установке
ВВЭР для АЭС Райнсберг
Реакторная установка ВВЭР-365 (В-3М)
Научно-исследовательские и экспериментальные работы по РУ В-3М
Основные этапы создания реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179)
Основные технические решения реактора В-179
Биологическая защита реактора и оборудование шахтного объема В-179
Основное оборудование реакторной установки В-179
Система перегрузки активной зоны В-179, обоснование проекта
Работы для обоснования конструктивных решений В-179
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-230) для головной АЭС
Установка реактора и оборудование шахтного объема ВВЭР-440 (В-230)
Оборудование первого контура ВВЭР-440 (В-230)
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-230)
Результаты монтажа, пусконаладки и начальной эксплуатации (В-230)
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Описание основного оборудования РУ В-213
Расчетное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Экспериментальное обоснование проекта ВВЭР-440 (В-213) для АЭС Ловииза
Результаты пуско-наладочных работ на 1 и 2 блоках АЭС Ловииза
Дополнительные мероприятия по безопасности на АЭС Ловииза
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-270) для АЭС в сейсмическом районе
Обеспечение безопасности АЭС в условиях сейсмичности, пуск и ввод в эксплуатацию
Реакторная установка ВВЭР-440 (В-318) для АЭС Хурагуа
Мероприятия по повышению безопасности АЭС с РУ ВВЭР-440
Оценка основных технических решений РУ ВВЭР-Ф40
Реакторные установки ВВЭР-1000
Основные решения в проекте РУ В-187
Расчетное обоснование проекта РУ В-187
Сравнение реакторной установки ВВЭР-1000 (В-187) с зарубежными аналогами
Результаты пуско-наладочных работ и первого этапа эксплуатации реакторной установки ВВЭР-1000 5 блока НВАЭС
Реакторные установки ВВЭР-1000 (В-302 и В-338) для АЭС малой серии
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320) для АЭС большой серии
Описание оборудования и систем - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Система компенсации давления - реакторная установка ВВЭР-1000 (В-320)
Системы нормальной эксплуатации, управления и защиты реакторной установки ВВЭР-1000
Системы безопасности реакторной установки ВВЭР-1000
Мероприятия по повышению эксплуатационной надежности и ресурса парогенераторов РУ ВВЭР-1000
Поисковые работы по реакторной установке ВВЭР-500 (В-271)
Поисковые работы по реакторным установкам типа ВВЭР
Поисковые работы по реакторным установкам ВВЭР-2000, ВВЭР-1500, ВВЭР-1100
Новые проекты реакторных установок ВВЭР
Краткое описание основного оборудования РУ В-407
Реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392)
Разработка систем управления запроектными авариями в проекте РУ В-392
Реакторная становка ВВЭР-1500
Реакторные установки ВВЭР-1000 для АЭС в Китае, Иране и Индии
Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000
Обоснование нейтронно-физических характеристик активной зоны ВВЭР-1000
Подходы к обоснованию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-1000
Результаты расчета нейтронно-физических характеристик топливных загрузок активной зоны ВВЭР-1000
Обоснование теплогидравлических характеристик реакторной установки ВВЭР
Основные результаты теплогидравлического расчета системы охлаждения реактора ВВЭР
Расчетное обоснование прочности реакторных установок ВВЭР
Современная практика расчетного обоснования прочности, основные критерии и методы
Экспериментально-исследовательское обоснование проектов РУ ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов реакторных установок ВВЭР
Конструкционные материалы основного оборудования и трубопроводов первого контура ВВЭР
Обоснование конструкционной прочности - продление срока службы РУ ВВЭР
Современные подходы к обоснованию конструкционной прочности оборудования реакторных установок
Исследования напряжений в оборудовании АЭС и обоснование нормативных подходов
Обоснование прочности конструкций при нестационарных термических воздействиях
Обоснование работоспособности оборудования в условиях коррозионной среды
Конструкционная прочность оборудования в условиях воздействия потока нейтронов
Участники создания реакторных установок ВВЭР
Список литературы

Информация по конкретным конструкционным материалам оборудования и трубопроводов каждого типа РУ ВВЭР представлена в разделах 2,4, 7 и других. Ниже приводится информация по подходам выбора материалов и их характеристик.

Общие требования к выбору конструкционных материалов

При выборе конструкционных материалов для оборудования РУ ВВЭР проводится детальный анализ условий их работы в составе РУ, включая нагруженность материала с учетом концентрации напряжений, цикличность нагружения, химический состав рабочей среды, нестационарные температурные режимы, динамические нагрузки и т.д.
Выбор конструкционных материалов производится в соответствии с техническими требованиями разработчика проекта оборудования. При выборе материалов необходимо учитывать технологию производства оборудования, начиная с металлургического процесса (выплавка, ковка, термообработка), сварки, наплавки. При выборе материалов определяется программа контроля качества полуфабрикатов и готовой продукции, включая определение химического состава и механических характеристик материала. Применение конструкционных материалов основывается на обеспечении требований к прочности, технологичности и стойкости к воздействию эксплуатационных факторов.
Материалы, используемые для изготовления оборудования и трубопроводов РУ ВВЭР, должны быть аттестованы в Госатомнадзоре России в соответствии с «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-008-89.
Для всех материалов должны быть указаны:

  1. общие сведения;
  2. физико-механические свойства;
  3. характеристики сопротивления хрупкому разрушению;
  4. характеристики циклической прочности;
  5. характеристики длительной прочности и ползучести;
  6. характеристика коррозионной стойкости.

Указанная информация частично содержится в Приложениях «Норм расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» ПНАЭ Г-7-002-86 и представляется в технических условиях на поставку материалов в виде гарантируемых характеристик механических свойств.

Материалы для корпусов реакторов ВВЭР

Наиболее ответственным компонентов реакторной установки ВВЭР является корпус реактора. Это связано с особыми характеристиками конструкции корпусов ВВЭР (крупногабаритные толстостенные сварные сосуды с внутренним диаметром до 5м и высотой до 12м), условиями нагружения (давление среды до 180 кг/см2, температура до 300°С), а главное — интенсивное нейтронное облучение; суммарный поток нейтронов с энергией i 0,5 МэВ на стенку корпуса за проектный срок службы 40 лет достигает 5,8х1020 н/см2 для ВВЭР-1000 и 2,4х1020 н/см2 для ВВЭР-440.
Корпуса ВВЭР изготавливаются из кольцевых поковок и эллиптических днищ, свариваемых между собой, отсутствие продольных швов обеспечивает высокую надежность в эксплуатации.
Главным требованием к материалам корпусов является обеспечение высоких значений вязкости в исходном состоянии, сохранение их на достаточном уровне до конца проектного срока службы. Снижение вязкости (охрупчивание) может происходить в результате длительного воздействия рабочих температур (тепловое охрупчивание) и циклических нагружений, но наибольшую опасность представляет радиационное охрупчивание, поэтому устойчивость стали против охрупчивания при нейтронном облучении (радиационная стойкость) является важной характеристикой, в значительной степени определяющей срок службы корпуса реактора.
Для корпусов ВВЭР разработаны и применяются свариваемые стали композиций Cr-Mo-V и Cr-Ni-Mo-V.
Сталь композиции Cr-Mo-V марок 15Х2МФА и 15Х2МФА-А обладает наиболее высоким сопротивлением радиационному и тепловому охрупчиванию среди отечественных и зарубежных сталей такого же назначения, что определяет высокий запас эксплуатационной стабильности. Однако применение ее для толстостенных корпусных элементов реакторов большой мощности типа ВВЭР-1000 ограничено недостаточным уровнем прокаливаемости и прочности (Rp0,2 при 350°С i 396 МПа). В связи с этим для реакторов ВВЭР-1000 была разработана сталь композиции Cr-Ni-Mo-V марок 15Х2НМФА (15Х2НМФА-А) с более высокой прокаливаемостью в толщинах до 650мм и более высокими по сравнению со сталью Ι5Χ2ΜΦΑ (15Х2МФА-А) прочностными свойствами (при 350°С Rp0,2 > 441 МПа, Rm > 539 МПа) и высоким уровнем вязкости разрушения. Однако сталь марки 15Х2НМФА-А из-за большого содержания никеля (1,5%) уступает стали марки 15Х2МФА-А по радиационной стойкости и по чувствительности к тепловому охрупчиванию, хотя и не уступает по этим характеристикам зарубежным корпусным сталям композиций Mn-Ni-Mo (А-533, А-508 кл.З).
Исследованиями было установлено отрицательное влияние никеля на радиационную стойкость. Поэтому для корпусов ВВЭР-1000, изготавливаемых начиная с 2000 года, максимальное содержание никеля в стали марки 15Х2НМФА-А, применяемой для обечаек активной зоны, подвергаемых интенсивному облучению, было снижено с 1,5% до 1,3%.
Характеристики корпусных сталей представлены в таблицах, приведенных ниже.

Химический состав сталей для корпусов реакторов ВВЭР

Гарантированные механические свойства сталей для корпусов реакторов ВВЭР

Сравнение отечественных корпусных сталей с зарубежными

Зарубежные реакторостроительные фирмы в процессе эволюционного совершенствования характеристик корпусных сталей на основе опыта изготовления и эксплуатации PWR выбрали марки стали, которые обеспечивают высокую прокаливаемость деталей больших толщин, сравнительно высокие механические свойства и радиационную стойкость.
В США для изготовления корпусов реакторов и другого корпусного оборудования АЭС применяются стали Mn-Ni-Mo композиции А533В cl 1, cl 2, А508 cl 2, cl 3 по стандарту ASMЕ, в Германии и Японии — их аналоги 22NiMoCr37, 20 MnMoNi56 по стандарту (КТА) и SQV2A, SQV2B, SFVQ2A, SFVQ1A по стандарту JIS.
Указанные стали применяются в толщинах до 305мм, в таблице приведены их механические свойства. Стали типа А533В cl 2 близки по механическим свойствам к отечественным сталям 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-Аи 15Х2НМФА класс 1, однако последние, обладая более высокой прокаливаемостью, обеспечивают эти свойства в больших толщинах.
Стали типа А508 cl 2 и cl 3 имеют существенно более низкий уровень прочности свойств, чем стали 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1. Так, условный предел текучести сталей А508 cl 2 и с1 3 при температуре 20оС должен быть на уровне не менее 35 кг/мм2, в то время как для сталей 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 не менее 50 кг/мм2. Кроме того, стали А508 cl 2 и cl 3 имеют более низкие характеристики пластических свойств (Ψ+20 > 38%) по сравнению со сталями Ι5Χ2ΗΜΦΑ, 15Х2НМФА-АИ 15Х2НМФА класс 1 (Ψ+20>50%).
Критическая температура хрупкости (RTntd) сталей типа А533В cl 1 и cl 2 и А508 cl 2 и cl 3, определенная при испытаниях на удар по Шарпи, в последнее время уменьшена за счет повышения металлургического качества заготовок и составляет минус 35°С (раньше была TNTD< -12°С).

Сопоставление основных характеристик отечественных корпусных сталей для ВВЭР-1000 с зарубежными сталями аналогичного назначения

Отечественные стали 15Х2НМФА-Аи 15Х2НМФА класс 1 имеют критическую температуру хрупкости Тко< -25°С. Сопоставимые значения критической температуры хрупкости сталей типа А533В cl 1 и cl 2 и А508 с! 2 и cl 3 по сравнению со сталями 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-Аи 15X2НМФА класс 1 достигаются за счет более полного удаления вредных примесей (серы и фосфора), более полного удаления в результате вакуумирования водорода и кислорода и придания сталям наследственной мелкозернистости за счет обеспечения устойчивого соотношения растворенного азота к алюминию >0,5, позволяющего получить мелкодисперсное равномерное распределение частиц, тормозящее рост зерна.
Как видно из сравнения, технические характеристики отечественных сталей для корпусов ВВЭР находятся на уровне зарубежных корпусных сталей для PWR и превосходят по прочностным свойствам и характеристикам пластичности.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Реакторы-размножители на быстрых нейтронах »
электрические сети