Корпуса реакторов ВВЭР

Рис. 5.80. Контроль основного металла и сварных соединений корпуса реактора ВВЭР-1000

Наплавка корпуса реактора ВВЭР-1000 1482 2,17 1 0,034 [c.82]

Прямые измерения напряжений в наплавке, выполненные методом натурной тензометрии корпуса реактора ВВЭР на I блоке НВАЭС [104 ] показал, что напряжения в наплавке на цилиндрической части корпуса реактора и режиме НУЭ составляют — 180 МПа. [c.233]

На рис. 2 показана конструкция корпуса реактора ВВЭР-1000. [c.15]

Рис. 2. Корпус реактора ВВЭР-ЮОО

СК-187. Система автоматизированного ультразвукового контроля металла корпуса реактора ВВЭР-ЮОО. [c.55]

С К-184.04. Система контроля металла корпуса реактора ВВЭР-ЮОО изнутри. [c.56]

СК 187 М.00.00.00.00.00.Д1 Система контроля корпусов реакторов ВВЭР-ЮОО. Методика автоматизированного ультразвукового контроля [c.74]

СК 27.00.00.00.00.ОО.Д Система контроля корпусов реакторов ВВЭР изнутри. Методика ультразвукового контроля [c.74]

Для корпуса реактора ВВЭР-ЮОО состояние страгивания трещины может быть обусловлено понижением температуры металла и последующим снижением пластических свойств материала. В связи с этим при определении допустимых размеров дефектов рассмотрены эксплуатационные режимы с разгерметизацией контуров установки и подачей в корпус реактора борного раствора из системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). Подобные режимы эксплуатации наиболее опасны. Вследствие разности плотностей холодного борированного раствора и горячего теплоносителя, затрудняющей их перемешивание, на стенке корпуса возникают струи ( языки ) холодного борированного раствора, обусловливающие местное охлаждение поверхности. В особо тяжелых условиях оказывается цилиндрическая часть корпуса реактора в районе активной зоны, где металл корпуса подвергается наибольшему охрупчиванию. [c.118]

Таблица 16. Свойства металла корпуса реактора ВВЭР-ЮОО

ТОМ, ЧТО элементом, определяющим минимальные допустимые размеры дефектов в металле корпуса реактора ВВЭР-ЮОО, является сварной шов № 4, расположенный в районе активной зоны. В связи с этим дальнейшее совершенствование конструкции корпуса возможно при увеличении размера обечайки и выносе сварного шва № 4 из района активной зоны. [c.125]

Рис. 57. Тест-образец цилиндрической части корпуса реактора ВВЭР-ЮОО

Результаты анализа влияния характеристик вероятностной части остаточной дефектности на вероятность разрушения сосуда давления типа корпуса реактора ВВЭР показаны на рис. 111. Видно, что характеристика а , служащая границей между достоверной и вероятностной частями остаточной дефектности, не [c.228]

Ниже приведены два примера определения оптимальной частоты контроля для корпуса реактора ВВЭР-ЮОО и корпуса компенсатора давления реактора ВВЭР-440. [c.241]

Сравнение результатов повторных контролей наплавки корпуса реактора в период пуско-наладочных работ методом цветной дефектоскопии с результатами прогноза приведено на рис. 87. На рис. 87,0 представлена функция для наплавки одного из корпусов реактора ВВЭР-ЮОО, построенная по результатам входного контроля. Из условия максимального приближения функции (49) к экспериментальным данным определили значения параметров [c.159]

Принятая в ядерной энергетике технология ресурсного проектирования не позволяет, как уже отмечалось выше, с достаточной точностью прогнозировать ресурс эксплуатации элементов конструкций АЭС. Это положение в полной мере относится к такому важнейшему элементу конструкции, как корпус реактора ВВЭР, находящийся под действием нейтронного облучения. [c.196]

Узкоспециализированный подход к вскрытию резервов прочности (проблема корпусов реакторов ВВЭР) [c.407]

Таким же примером одностороннего подхода решения задачи конструкционной прочности, однако длящейся уже более двух десятков лет, является проблема корпусов реакторов ВВЭР. [c.408]

Рис. 2. Корпус реактора ВВЭР-1000 18

В корпусе реактора ВВЭР размещена активная зона, где находится тепловыделяющие сборки (ТВС), являющиеся законченными единицами ядерного топлива и комплектующие активную зону. Они вставляются в дистанцио-нирующие решетки и образуют вместе с ними "корзины", в специальных каналах которых перемещаются стержни, поглощающие нейтроны (поглощаю -щие элементы - ПЭЛы), с помощью которых регулируется интенсивность деления ядер урана и, соответственно, мощность реактора. [c.15]

Рис. 34. Изменение допустимых размеров поверхностных дефектов в сварном шве № 4 корпуса реактора ВВЭР-ЮОО буз учета остаточных напрюкений во времени

Подобные расчеты были также проведены для корпуса реактора ВВЭР-440. По результатам расчета были оставлены без ремонта дефекты, изображенные на рис. Ю и И, обнаруженные чехословацкими дефектоскопистами на одной из АЭС России системой контроля Реактортест в 1990 г. [c.125]

Мера ресурса — для сосудов и трубопроводов — предельно допустимое количество циклов термосилового нафужения (режимов эксплуатации), при которых обеспечивается сопротивление усталости с сохранением нормативных коэффициентов запаса прочности. Для корпуса реактора ВВЭР мерой ресурса дополнительно служит также предельный флюенс нейтронов с энергией [c.11]

Заметные изменения механических свойств в конструкционной стали РУ происходят только в том случае, если она подвергается прямому воздействию быстрых нейтронов. С точки зрения ресурса эксплуатации определяющим элементом РУ является корпус реактора, точнее та его часть, которая расположена напротив активной зоны. Эффекты радиационного облучения корпусных сталей (типа 15Х2МФА и 15Х2НМФА) становятся заметны, если флюенс нейтронов с энергией >0,5 МэВ достигает значения 10 нейтр./м . За 40 лет эксплуатации суммарный флюенс может достигать величины 5,7 10 нейтр./м (для внутренней стенки корпуса реактора ВВЭР-ЮОО) [11]. [c.52]

В 1977 г. в работе [30] впервые на сосуде давления первого контура РУ АЭС был проведен экспериментальный комплексный анализ фактического состояния металла безобразцовыми методами. Исследовали механические свойства (по твердости), микроструктуру (с использованием полистирольных реплик) и химический состав (взятие стружки методом скола). Успешное применение комплексного исследования для элемента контура на НВАЭС, АрмАЭС и БелАЭС (гл. 5, а также [30—32]) позволило нам предложить такой же подход для решения проблемы оценки остаточного ресурса корпусов реакторов ВВЭР-440 . Полученные при этом результаты явились существенным дополнением для полной оценки механического состояния корпусов [36, 39 и др.. [c.167]

Если говорить о корпусе реактора ВВЭР, то для уточнения его фактического уровня прочности и ресурсоспособности в общем случае необходимо выполнить следующие работы [c.197]

Результаты исследования температурных полей и напряженных состояний, возникающих в корпусе реактора ВВЭР-440 вследствие теплового удара при срабатьшании САОЗ, приведены в гл, 5, [c.96]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология