способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ввэр

Формула изобретения

Способ изготовления корпуса атомного энергетического реактора типа ВВЭР, включающий сборку корпуса из обечаек патрубковой зоны, обечаек активной зоны и днища, сварку и термическую обработку корпуса реактора и составляющих его частей, а также проведение антикоррозионной наплавки, отличающийся тем, что, с целью повышения ресурса корпуса, корпус выполнен из сталей двух типов, причем обечайки патрубковой зоны выполнены из стали, обеспечивающей повышенный ресурс по сопротивлению хрупкому разрушению в условиях аварийного расхолаживания, а днище и обечайки активной зоны выполнены из стали, обеспечивающей повышенный ресурс по сопротивлению радиационному охрупчиванию, при этом промежуточный отпуск после сварки соединения двух разнородных сталей производят по режиму отпуска менее отпускоустойчивой из этих сталей, а завершающий отпуск производят по режиму отпуска более отпускоустойчивой из этих сталей после проведения антикоррозионной наплавки на зону сварных соединений двух разнородных сталей.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к способу изготовления корпуса атомного энергетического реактора водоводяного типа (ВВЭР), подбору сталей для изготовления различных частей корпуса реактора соединяемых при изготовлении сваркой и может применяться в стационарном энергомашиностроении, в том числе, при изготовлении корпусов реакторов для атомных энергетических станций, передвижных атомных энергетических установок и других отраслей народного хозяйства, где требуется применение атомных энергетических установок (АЭУ).

Известны способы изготовления корпусов атомных реакторов типа ВВЭР в СССР и за рубежом. Основным способом изготовления корпуса атомного реактора типа ВВЭР является изготовление его из кованых обечаек (т. е. полых поковок цилиндрической формы), применяя для корпуса одну марку стали и соединенных между собой сваркой [1]

В настоящее время для изготовления сварных корпусов атомных реакторов применяют стали в основном Cr-Mo-V и Cr-Ni-Mo-V композиции типа 15Х2МФА и 15Х2НМФА (15ХЗНМФА). У каждой из этих сталей есть свои достоинства и недостатки, связанные с легированием никелем в количестве до 0,8 1,5% для широкоприменяемой марки стали 15Х2НМФА и 15Х3НМФА. Сталь 15Х2МФА, не имеющая в своем составе никель, обладает высоким сопротивлением радиационному охрупчиванию при облучении до 610²⁰ н/см² (что обеспечивает ресурс по условию радиационного охрупчивания свыше 60 70 лет) и сдвиг критической температуры хрупкости за указанный период эксплуатации порядка 40^oC.

Сталь 15Х2МФА обеспечивает при термической обработке обечаек активной зоны имеющих толщину до 250 мм сквозную прокаливаемость на бейнит и хорошее сочетание прочности, вязкости и критической температуры хрупкости. При термической обработке обечаек патрубковой зоны, имеющих значительно большую толщину при окончательной термообработке до 450 550 мм сквозной прокаливаемости на бейнит достичь не удается на стали типа 15Х2МФА. Механические свойства, получаемые на толстостенных заготовках из стали 15Х2МФА, по уровню прочности и критической температуры хрупкости, не удовлетворяют требованию к материалу патрубковой зоны по условию залива холодной воды (до +5^oС) при возникновении аварийной ситуации. Уровень облучения в области патрубковой зоны существенно меньше, чем в активной зоне, поэтому лимитирующим фактором (с точки зрения повышения ресурса корпуса реактора) являются пониженные свойства пластичности и вязкости, в частности, по критической температуре хрупкости, что и ограничивает расчетный ресурс всего корпуса реактора до 25 30 лет.

При изготовлении корпуса реактора из стали 15Х2НМФА, содержащей никель, есть свои особенности. В связи с пониженным сопротивлением этой стали (а также аналогичных ей составов) радиационному охрупчиванию при облучении обечайки активной зоны общий ресурс корпуса реактора лимитирован ресурсом обечайки активной зоны до 25 30 лет. В связи с тем, что металл обечайки патрубковой зоны из стали 15Х2НМФА имеет более глубокую прокаливаемость и более низкую критическую температуру хрупкости и при меньшей (чем у обечайки активной зоны) дозе суммарного радиационного облучения за период эксплуатации, ресурс обечайки патрубковой зоны при сохранении за период эксплуатации высокой вязкости с учетом залива холодной воды при аварийной ситуации может составлять до 60 лет и более. Таким образом, видно, что в случае изготовления всего корпуса атомного реактора из стали типа 15Х2МФА ресурс лимитируется свойствами металла патрубковой зоны, а при изготовлении корпуса атомного реактора из стали типа 15Х2НМФА ресурс лимитируется свойствами металла обечайки активной зоны и составляет в обоих случаях срок не свыше 25 30 лет. По истечении этого срока необходимы работы по переоборудованию атомных станций новыми реакторами Это приводит к многомиллиардным неоправданным затратам на остановку атомных реакторов, их демонтаж, изготовление новых, монтаж, потери от непроизводства электроэнергии за период замены (3 4 г.). Однако такое применение материалов характерно для изготовления основных типов корпусов атомных реакторов.

Цель изобретения повышение ресурса корпуса атомного энергетического реактора типа ВВЭР до срока не менее 60 лет.

Цель достигается тем, что основные части корпуса реактора изготавливают из тех марок стали, которые в наибольшей степени соответствует условиям их работы. При этом конструкция корпуса реактора должна собираться из разнородных сталей: днище и обечайки активной зоны из стали типа 15Х2МФА (без никеля обладающая наибольшим сопротивлением радиационному и тепловому охрупчиванию), а обечайки патрубковой зоны из стали типа 15Х2НМФА (с содержанием никеля 1,0 1,5% обеспечивающая прокаливаемость в толщине до 650 мм и высокое сопротивление хрупкому разрушению). Сварку этих заготовок из стали различного типа необходимо вести сварочными материалами и по технологии обеспечивающей бездефектную сварку разнородного соединения. Температура отпуска окончательно сваренных корпусов реакторов подбирается по температуре отпуска наименее отпускоустойчивой стали 15Х2НМФА (эта температура отпуска составляет 630 640^oС, по сравнению с температурой отпуска стали 15Х2НМФА, равной 650^oС). После этого производят наварку антикоррозионной наплавки на зону сварного стыка двух разнородных сталей с внутренней поверхности корпуса и производят окончательный отпуск полностью сваренного корпуса реактора при температуре отпуска регламентированного для стали с наибольшей отпускоустойчивостью (эта температура отпуска составляет 670 680^oС). При этом происходит некоторое снижение свойств прочности части корпуса из стали 15Х2НМФА (примерно на 4 6 кгс/мм² ниже уровня требуемого предела текучести 45 кгс/мм² при 350^oС максимально возможной рабочей температуры). Это незначительное снижение уровня прочности может быть компенсировано утолщением стенки обечайки зоны патрубков на 10 12% без снижения работоспособности корпуса.

Проведены экспериментальные работы по исследованию механических свойств разных зон реактора и произведены расчеты долговечности корпуса реактора, изготовленного из разнородных сталей. Химический состав исследованных сталей и сварочных материалов приведен в табл. 1, данные по механическим свойствам в исходном состоянии корпуса реактора, активной и патрубковой зоны, расчетные данные по долговечности отдельных частей корпуса реактора по критерию радиационного охрупчивания и аварийного расхолаживания в табл. 2.

При изготовлении корпуса атомного реактора из разнородных сталей по предлагаемому способу в связи с высоким сопротивлением хрупкому разрушению при аварийном расхолаживании металла зоны патрубков и высоким сопротивлением радиационному охрупчиванию металла активной зоны его расчетный ресурс составит свыше 60 лет.

Ожидаемый технико-экономический эффект изобретения выражается в повышении ресурса реакторных установок и безопасности их эксплуатации, в том числе и при аварийных режимах.