Конструктивные размеры транспортабельного по железным дорогам корпуса реактора определены размерами активной зоны, необходимой железоводной защитой стенок корпуса от потоков нейтронов.
Корпус ядерного реактора во время работы (проектный срок службы 20 лет) претерпевает одновременное воздействие высоких давлений и температур, нейтронного и гамма-облучений, а также коррозионное воздействие среды.
Нейтронное облучение вызывает охрупчивание металла корпуса, т.е. понижение его пластических свойств. Поэтому к изготовлению корпуса предъявляются повышенные требования в части технологии и контроля.
Кроме основных требований, регламентированных правилами Ростехнадзора для , работающих под давлением, к материалам корпуса ВВЭР предъявляются дополнительные требования, вытекающие из специфических эксплуатационных условий.
К ним относятся:
- высокая теплоустойчивость при расчетной температуре 350°С и стабильность механических свойств;
- циклическая прочность;
- отсутствие склонности к тепловой хрупкости при температуре 350°С, нечувствительность к концентраторам напряжений и низкая критическая температура хрупкости;
- релаксационная стойкость при температуре 350 °С;
- радиационная стойкость металла под воздействием нейтронного облучения;
- коррозионная устойчивость стали в водяной среде под облучением.
Из условий комплектного изготовления корпуса на заводе и его транспортабельности по железным дорогам вес корпуса не должен превышать 200 т, что потребовало применения углеродистой стали с высокими механическими свойствами.
ЦНИИ КМ «Прометей» (ранее ЦНИИМС) в результате проведенных совместно с ОКБ «Гидропресс» и Ижорским заводом научно-исследовательских работ была предложена сталь марки 48ТС, удовлетворяющая вышеперечисленным требованиям.
Толщины стенок элементов корпуса определялись расчетами механической прочности по нормам Госгортехнадзора, а также по специальным методикам, разработанным на основе теории упругости. При этом учитывалось, что в стенке корпуса между наружной и внутренней ее поверхностями существует дополнительный температурный перепад, возникающий от нейтронного и гамма излучения. Железо-водная защита, рас положен ная между активной зоной и корпусом, ослабляет потоки излучения до величин, которые не вызывают существенных температурных перепадов (термических напряжений). Так, в корпусе ВВЭР-1 температурный перепад составляет 4,8 °С, создающий дополнительные термические напряжения ~150 кг/см2.
Корпус запроектирован цилиндрическим с приварным нижним эллиптическим днищем и верхней съемной (плоской) крышкой. Плоская крышка применена по технологическим возможностям производства Ижорского завода.
В конструкции корпуса заложены следующие принципиальные решения:
- все патрубки циркуляционных трубопроводов располагались на 1500 мм выше верхней отметки активной зоны во избежание возможности ее обезвоживания при аварийных течах I контура;
- все обечайки не имели продольных швов и выполнялись цельноковаными.
С учетом этих условий для корпуса получены следующие размеры: длина 11,2 м, максимальный диаметр 3,9 м, толщина стенки нижних цилиндрических обечаек 100 мм (без наплавки) и 180 мм в обечайках зоны патрубков. Вес корпуса (без крышки) — 180 т. С внутренней стороны для уменьшения коррозионных воздействий применена антикоррозионная наплавка общей толщиной 20 мм, выполненная из 3-х последовательных слоев. На внутренней стенке корпуса, с помощью кронштейнов и шпонок, закреплен тепловой экран. Экран — стальная цилиндрическая обечайка диаметром 3390 мм, толщиной 30 мм, располагаемая против активной зоны и усиливающая железо-водную защиту стенок корпуса от потока нейтронов.
Снаружи корпус имеет опорный бурт, с помощью которого реактор опирается через промежуточное стальное кольцо на кольцевой бак.
Ниже опорного бурта на корпусе имеется наплавка для приварки к ней рубашки контроля плотности швов корпуса. Образующаяся полость между корпусом и рубашкой заполняется азотом под давлением 4 кг/см2. При нарушении плотности давление должно повышаться. Аналогичное устройство было запроектировано и смонтировано для контроля кольцевых швов патрубков с трубопроводами Ду 500. На верхнем фланце корпуса насажен бандаж с натягом 1,5 мм на сторону, который перед посадкой разогревался в печи. Обработка посадочных мест дала при посадке незначительную эллиптичность, величина которой составляла до 0,2 мм по диаметру. Бандаж служит для уменьшения деформации фланца от распорной силы клиновой прокладки, т.е. горизонтальной ее составляющей, что уменьшает изгибные напряжения в шпильках и кольцевом шве приварки фланца.
На торце фланца имеется 60 резьбовых отверстии под шпильки М 130, с помощью которых создается уплотнение корпуса с крышкой через клиновидную никелевую прокладку. Внутри шпилек просверлены отверстия, в которые вставляются измерительные стержни, с помощью которых производится контроль удлинения шпилек (равномерного затяга). Фланец обработан внутри по диаметру 3350 мм.
Внутри корпуса на первой обечайке зоны патрубков имеется бурт для закрепления на нем с помощью электросварки шахты реактора. Через бурт проходят 24 трубы 038×2,5 — каналы, служащие для загрузки в них и последующего контроля образцов корпусной стали и ее сварных соединений, а также труба Ду 60 для заполнения корпуса и его опорожнения.
Снаружи корпуса организовано 30 точек тензометрических измерений (установлено 60 полумостов и 30 термопар) для определения напряжений и скорости разогрева металла корпуса в переходных режимах, а внутри корпуса — четыре измерения в зоне приварки верхнего фланца к обечайке зоны патрубков. У корня шпилек № 6,26 и 46 установлены тензометрические полумосты в количестве 9 штук для определения напряжений в момент разогрева и расхолаживания системы. Последние вынесены к приборам-самописцам, установленным на щите и имеющим звуковую сигнализацию.
При установки нового подшипника ступицы требуется одновременно устанавливать и новый сальник подшипника ступицы. Купить качественный сальник Вы сможете перейдя по ссылке.