ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Сосуды и трубопроводы давления АЭС из "Неразрушающий контроль и безопасность эксплуатации сосудов и трубопроводов давления" Схематическое изображение реактора с водо-водяным теплоносителем (ВВЭР) дано на рис. 1. Одним из наиболее ответственных элементов конструкции является корпус реактора. [c.15] На рис. 2 показана конструкция корпуса реактора ВВЭР-1000. [c.15] Сложнейшим эксплуатационным воздействиям подвергаются также элементы парогенераторов. На рис. 3, 4 даны изображения парогенератора реактора ВВЭР-1000. [c.15] Пространственная схема главных циркуляционных трубопроводов (ГЦТ) дана на рис. 5. Основные геометрические характеристики ГЦТ реакторов разных типов даны в табл. 2. [c.15] Примечание Л — относительное удлинение Z— относительное поперечное сужение. [c.17] Находящееся в эксплуатации оборудование содержит довольно большое число заводских и монтажных сварных швов. Монтажными сварными швами соединяют блоки трубопроводов, ГЦТ и КР, ГЦТ и ПГ, ГЦТ и компенсаторы объема и др. [c.19] Главные циркуляционные трубопроводы на реакторах типа ВВЭР не содержат продольных сварных швов (за исключением гибов на реакторах первого поколения). В то же время ГЦТ на РБМК содержат большое количество продольных заводских сварных ШВОВ. [c.19] Типы сварных швов, сварочные материалы и характер сварки приведены на рис. бив табл. 4 (применительно к реактору типа ВВЭР-1000). [c.20] Температурно-силовые, коррозионные и радиационные условия эксплуатации для сосудов и трубопроводов давления реакторов АЭС приведены ниже. [c.20] Уровень температур таков, что процессы ползучести отсутствуют. Прямому радиационному облучению подвергается кроме внутрикорпусных устройств ТОЛЬКО металл КР типа ВВЭР и технологических каналов РБМК, в которых из-за этого происходит охрупчивание стали. Коррозионные условия для большинства элементов конструкций определяются наличием воды специальной очистки, а для парогенераторов и барабан-сепараторов характерны также воздействия пароводяной среды. В паропроводах рабочим элементом является пар. [c.26] Несмотря на то, что АЭС, как правило, работает в базовом режиме производства электроэнергии, за срок эксплуатации (для большинства реакторов — 30 лет) сосуды и трубопроводы давления подвергаются циклам термосилового воздействия (100—1000 циклов и более), что приводит к процессам усталости металла и возможности зарождения трещин усталости, коррозионной усталости или развитию уже имеющихся в металле несплошностей по механизмам усталости. Иногда, при отступлении от номинальных условий эксплуатации, появляются условия для возникновения повреждений коррозионного характера, язв коррозии, коррозионного растрескивания и т. п. [c.26] Вернуться к основной статье