Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ЗАГОТОВКИ ОБЕЧАЙКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ КОРПУСА РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР

Изобретение относится к металлургии, в частности, к изготовлению крупногабаритных заготовок корпусов реакторов типа ВВЭР.

Корпус атомного реактора типа ВВЭР представляет собой толстостенный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и сферической крышкой, у которого активная зона изготавливается из 2-х чистовых заготовок (обечаек), соединенных кольцевыми сварными швами (фиг.1).

При существующей конструкции корпуса реактора швом №2 свариваются две чистовые заготовки (обечайки) активной зоны корпуса реактора, которые попадают в зону интенсивного нейтронного облучения. Кроме того, в зону интенсивного облучения попадают сварные швы №1 и 3. В связи с вышесказанным, срок службы существующих реакторов ограничен (60 лет), что существенно снижает экономические показатели энергетической установки. Кроме того, становится невозможным повысить мощность реактора при проектном сроке службы из-за деградации свойств металла сварных швов, находящихся в зоне интенсивного облучения.

Реализовать современную тенденцию увеличения мощности АЭУ водо-водяного типа при одновременном увеличении срока службы до 100 лет возможно в том случае, если вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения (фиг.1, а; корпус реактора проекта ТОИ - Типовой Оптимизированный Информатизированный). Это можно реализовать, используя для изготовления корпуса реактора цельнокованую чистовую заготовку (обечайку) активной зоны длиной 4900 мм. В этом случае сварной шов №2 исключается, а швы 1 и 3 выносятся за пределы флюенса, оказывающего влияние на механические свойства в процессе эксплуатации (менее 1·10¹⁸ нейтр/м²). По качеству цельнокованая обечайка активной зоны должна не уступать, а возможно и превосходить используемые ранее.

Для изготовления обечайки активной зоны корпуса реактора используется заготовка обечайки, далее по тексту - заготовка.

Прототипом предлагаемого способа изготовления заготовки активной зоны корпуса реактора типа ВВЭР является известный способ изготовления заготовок, изложенный в Правилах проектирования и изготовления механических компонентов атомных электростанций с реакторами с водой под давлением RCC-M [1], при котором

- заготовку изготавливают длиной, большей длины заготовки в чистовом виде с учетом всех необходимых технологических припусков, а также припусков по длине для отбора проб для проведения механических испытаний и для изготовления колец производственных контрольных сварных соединений ПКСС, и толщиной стенки, равной чистовой толщине стенки с учетом технологических припусков.

- образцы из проб для проведения механических испытаний вырезают таким образом, чтобы их продольные оси располагались на глубине, равной ¼ толщины стенки заготовки от ее внутренней поверхности.

В связи с тем, что на отбор проб для механических испытаний и изготовление колец для изготовления производственного контрольного соединения (ПКСС) уходит значительная часть длины заготовки, активная зона корпуса реактора изготавливается из 2-х частей, соединенных между собой сваркой. Этот шов в процессе эксплуатации корпуса реактора подвергается интенсивному облучению, что ведет к деградации свойств металла сварного шва, что снижает надежность и срок службы корпуса реактора.

Если для изготовления цельнокованой заготовки активной зоны использовать способ, описанный в прототипе, то длина заготовки под термическую обработку составит около 6-ти метров (фиг.2).

Изготовить цельнокованую заготовку такой длины в настоящее время в России не представляется возможным ни на одном металлургическом заводе без проведения существенной модернизации имеющегося кузнечно-прессового и термического оборудования, что потребует значительных капиталовложений. Максимальная длина заготовки, которую можно изготовить в настоящее время на российских заводах, составляет не более 5 метров.

Кроме того, термическая обработка такой заготовки также представляет собой значительные трудности, так как производить закалку таких заготовок необходимо в вертикальном положении с целью обеспечения равномерного охлаждения при закалке, что практически невозможно исполнить по технологическим соображениям.

Техническим результатом изобретении является повышение надежности и срока службы корпуса реактора за счет применения для его изготовления цельнокованой заготовки активной зоны, позволяющей вынести сварные швы за пределы зоны интенсивного облучения, оказывающего негативное влияние на механические свойства металла и его сопротивление хрупкому разрушению.

Технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе изготовления заготовки активной зоны корпуса реактора (фиг.3), включающем изготовление заготовки с отбором проб для контроля механических характеристик и вырезку колец для изготовления производственного контрольного сварного соединения (ПКСС), согласно изобретению:

- заготовку изготавливают цельнокованой, длиной не менее длины обечайки с учетом всех необходимых технологических припусков и толщиной стенки, превышающей толщину стенки обечайки не менее чем в два раза,

- отбор проб для механических испытаний производят со стороны внутренней поверхности заготовки (из припуска по толщине заготовки) на расстоянии от торцов заготовки, не менее толщины, при этом образцы для проведения механических испытаний вырезают из проб таким образом, чтобы их продольные оси располагались на расстоянии не менее чем 1/3 Т и не более чем 1/2 Т от внутренней поверхности заготовки, где Т - толщина заготовки;

- вырезку колец для производственного контрольного сварного соединения (ПКСС) производят со стороны внутренней поверхности заготовки (из припуска по толщине заготовки).

При предлагаемом способе изготовления цельнокованой заготовки активной зоны контроль механических характеристик соответствует требованиям нормативной документации [2, 3, 4] и, кроме того, является более консервативным, чем в прототипе [1].

В условиях ОАО «Ижорские заводы» была изготовлена опытно-промышленная ступенчатая заготовка из реакторной стали (фиг.4). Толщина прибыльного конца заготовки составляла 525 мм, а донного 320 мм, что соответствовало толщине заготовки активной зоны корпуса реактора типа ВВЭР под термическую обработку с учетом необходимых припусков.

Донный конец имитировал изготовление и отбор проб известными способами, а прибыльный - предлагаемым.

Результаты испытаний механических свойств представлены в таблице 1.

Как видно из представленных данных, при обеспечении полной прокаливаемости предлагаемый отбор проб для проведения сдаточных испытаний является консервативным и соответствует требованиям нормативных документов. Механические свойства, определенные на пробах, отобранных в соответствии с известными схемами (прототип) и в соответствии с предлагаемыми схемами, практически совпадают.

Технико-экономические результаты по сравнению с прототипом:

Предлагаемый способ изготовления цельнокованой заготовки обечайки активной зоны корпуса реактора позволяет изготовить корпус реактора типа ВВЭР новой конструкции с уменьшенным количеством сварных швов при минимальных затратах на техническую реконструкцию кузнечно-прессового и термического оборудования, имеющегося на Российских заводах, что обеспечивает:

- уменьшение времени изготовления корпуса за счет уменьшения количества операций по выполнению сварных соединений, включая их термообработку и контроль качества,

- уменьшение объемов контроля сварных соединений корпуса реактора в период эксплуатации за счет уменьшения их суммарного количества,

- снижение себестоимости вырабатываемой энергии.

Источники информации

1. Правила проектирования и изготовления механических компонентов атомных электростанций с реакторами с водой под давлением RCC-M. Раздел 2 - Материалы (часть 2). Перевод на русский язык - июнь 1988 г.

2. ТУ 5.961-11060-2008 «Заготовки из теплоустойчивой стали».

3. ТУ 08 93-013-00212179-2003 «Заготовки из стали марок 15Х2НМФА, 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 для корпусов, крышек и других узлов реакторных установок».

4. «Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок» (ПН АЭ Г-7-002-86). Госатомэнергонадзор СССР. - М.: Энергоатомиздат, 1989. с.527.