Корпус ядерного реактора

Полезная модель относится к ядерной технике, в частности, к конструктивным элементам резервуаров высокого давления, и может быть использована нри изготовлении корпуса ядерного энергетического реактора водо-водяного типа (ВВЭР) для атомных электростанций, передвижных ядерных энергетических установок.
Полезная модель также может найти применение при создании корпусных реакторов малой мощности с водным теплоносителем для транспортных (судовых) энергоустановок. Предпосылками для этого являются небольшие габариты энергетических установок, их простота и надежность, а также большой опыт эксплуатации.
Актуальность полезной модели заключается в ремонтопригодности и возможности утилизации корпусов реакторов водо-водяного типа стационарных и транспортных АЭУ, отработавших свой срок.
Конструктивным исполнением ВВЭР, в котором вода служит одновременно и замедлителем, и теплоносителем, является корпусной вариант, когда вся активная зона размещена в едином, прочном корпусе, рассчитанном на давление 10,0 - 20,0 МПа, исключающем объемное кипение воды при энергетически приемлемых значениях ее температуры (270-320°С).
Корпус - один из наиболее важных и ответственных элементов конструкции ВВЭР. Его габариты и физико-механические свойства материалов влияют на мощность реактора, основные параметры теплоносителя первого контура (температуру и давление), обеспечивают возможность надежной эксплуатации реакторной установки и АЭС в целом в течение длительного срока (30-40 лет). Герметичный объем, создаваемый корпусом и крышкой, совместно с другим оборудованием первого контура, является, кроме того, важнейпшм элементом радиационной безопасности окружающей среды, а при использовании для судовых энергоустановок, элементом обеспечения радиационной безопасности экипажа.
В процессе эксплуатации корпус ВВЭР, постоянно находиться в поле нейтронного излучения активной зоны, что приводит к деградации физикомеханических свойств металла, из которого изготовлен корпус. Корпус подвергается действию периодически меняюпщхся нагрузок, связанных с колебаниями температуры и давления теплоносителя при нормальной эксплуатации, плановых остановках для перегрузки топлива и тому подобных ситуациях.
Следует также иметь в виду, что практически возможен лишь ограниченный, периодический (при остановках реактора) контроль за текущим состоянием корпуса, в особенности его внутренней поверхности. Огромным препятствием для выполнения текущего контроля и утилизации после окончания срока службы является высокий уровень наведенной активности материала корпусов реакторов и, особенно, аустенитной
антикоррозионной наплавки. Вследствие указанных причин к материалу
корпуса и к его конструкции предъявляются значительно более жесткие требования по сравнению с сосудами высокого давления, используемыми в других областях техники.
По условиям заводского изготовления и эксплуатации материал корпуса должен иметь высокую прочность, быть радиационно- и коррозийностойким, пластичным, технологичным при сварке.
Коррозийная стойкость обеспечивается наплавкой нержавеющей стали аустенитного класса. В практике отечественного реакторостроения для изготовления корпуса используют стали: 15Х2ЕОМФА-А, 15Х2В2ФА-А (см. Технические условия ТУ 108.765-78 «Заготовки из стали марок 15Х2НМФА и 15X2EQVIOA-A для корпусов и крышек и других узлов реакторных установок, лист 6, табл. 2, зарегистрированы в Госстандарте 01.08.1978 г. под №1855521).
Эти материалы обладают достаточной радиационной стойкостью, хорошо свариваются и при соответствующем подборе водного режима коррозионно устойчивы.
Однако, основным недостатком этих сталей является высокая активируемость в поле нейтронного излучения за счет ядерных реакций на Fe, Ni, Mo, Со, Си, Nb и других элементах с образованием долгоживущих радиоактивных изотопов, являющихся источником жесткого у-излучения. Это делает чрезвычайно трудоемким проведение ремонтных работ, создает
Труднопреодолимые проблемы при захоронении и утилизации отработавшего свой срок крупногабаритного оборудования.
Известен корпус ядерного реактора с водным теплоносителем, выполненный из конструкционного материала и внутреннего защитного слоя в виде никель-фосфорного покрытия (см. авторское свидетельство СССР № 880146 от 18.06.1980 г., МПК G21C13/08, Чабак А.Ф., дата публикации 20.06.1999г.).
Выполнение корпуса ядерного реактора с защитным слоем из никельфосфорного покрытия повышает эксплуатационную надежность корпуса за счет повышения его коррозионной стойкости.
Однако, основным недостатком никель-фосфорного покрытия является высокая активируемость в поле нейтронного излучения с образованием долгоживуших изотопов и радионуклидов с высокой энергией у-излучения. Это в свою очередь повышает радиационную опасность и дозовые нагрузки на обслуживающий персонал при ремонте и демонтаже отработавшего реакторного оборудования.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому решению является корпус ядерного реактора, состояший из обечаек патрубковой зоны, обечаек активной зоны и днища, соединенных между собой сваркой (см. Баландин Ю.Ф. и др., «Конструкционные материалы АЭС, -М.: Энергоатомиздат, 1984 г., стр. 137).
наплавкой. Указанная сталь имеет высокие показатели механических свойств в исходном состоянии.
Однако, в результате нейтронного облучения сталь этой марки обладает высоким уровнем наведенной радиоактивности и низким спадом ее после нейтронной экспозиции, а вследствие накопления радиационной повреждаемости - пониженным уровнем механических свойств.
Анализ известных аналогов показывает, что все они имеют общие недостатки: высокую активируемость конструкционных материалов на основе железа, используемых для изготовления корпусов ядерных реакторов, в поле нейтронного облучения, а также низкий спад наведенной активности. Это затрудняет работы по продлению ресурса оборудования и требует значительных затрат при захоронении оборудования после окончания срока эксплуатации.
Технической задачей полезной модели является создание корпуса моноблочного ядерного реактора из малоактивируемого конструкционного материала, в котором размещены активная зона, опорные конструкции регулирующих стержней, парогенератор, основные элементы которых выполнены из титановых сплавов.
Рещение данной задачи обеспечивает достижение нового технического результата, заключающегося в отказе от использования высокоактивируемой антикоррозионной наплавки на корпус реактора, исключении резбопаяных соединений титановой трубной системы парогенератора с элементами стального корпуса. Все это обеспечит чистоту первого контура энергоблока от продуктов коррозии Fe, Сг, Ni.H, кшс следствие, увеличит скорость спада
наведенной активности в 5-6 раз до малозаметной величины 10 Бр/кг.
Указанный технически результат достигается тем, что в корпусе ядерного реактора, выполненном в виде свиной конструкции, состоящей из обечайки патрубковой зоны, обечадиси активной зоны и днища, согласно полезной модели, все элементы конструкции выполнены из сплава на основе титана с применением ч;шрки для однорощ ых материалов в отношении присоединяемых к корпусу элементов.
Наличие отличительных прнздЕаков, а именно, выполнение элементов свиной конструкции из сплава на основе титана., а также проведение сварки для однородных матфиалов в отнопкжии тфисоединяемых патрубков свидетельствует о соответствии заявляемого технического решения критерию патентоспособности «новизна.
На фиг. 1 представлен корпус ядерного реактора, продольный разрез (изображение корпуса реакте)а показано схематично, условно), на фиг. 2 представлен график шада активности сидава на основе титана после облучения нейтронным потоком.
Корпус ядерного реактора  обечайку патрубковой зоны 1, обечайку активной зоны 2 и даннце 3.  адерного реактора выполнен в виде вертикального циякн ического  с эллиптическим Д1шщем 3. Цилиндрическая часть корпуса состоит из це.ньноковшюй обечайки 2. Далее вверх расположена зона патрубков 1. Вход и выход теплоносителя размещен выше активной зоны, что нозвояяет вышмшитъ обечайку активной зоны 2
более прочной, без патрубков и отверспет. С  целью днище 3 корпуса реактора выполнено эллиптичесюил, штампованным, без сварных щвов.
Корпус реактора содержит минимальное количество  швов в соответствии с выбегом технологии и расчетом массгабаришых характеристик слитков для изготовления конструкции.
К внутренней пов хности верхней части патрубковой зоны 1  кольцо, которое служит опорой для внутрикорпусных устройств реактора (на чертеже не показшю). Верхняя часть корпуса выполнена в виде цельнокованого фланца с отверстиями для шпилек, на которых : креплена крышка корпуса. Крышка корпуса также изготовлена из сплава на основе титана.
Корпус ядерного реактора малой мощности представл шый на фиг. 1 имеет внутренний диаметр Двн.  1445мм.,  диаметр Днар.  1645мм, высота корпуса с днищем 3 составляет 3362 мм, вес обечайки патрубковой зоны 1 равен 11,5 т., вес обечшнси активной зоны 2 равен 8,5 т.
После изготовления элетиентов конструк1щи щюводят их механическз о обработку с подготовкой iqpoMOK под . Затем выполняют свиные кольцевые швы для форм1фова1шя  решст)а. После чего производят приварку присоединяемых к корпусу эдементов реактора. Затем выполняют механическую обработку по внутреннему и н ужному диаметру корпуса до нужных размеров. В заключении щюводят монтаж спецоснастки и испытание на внутреннее давление. Изготовление данной полезной модели промышленным способом не
вызывает затруднений, предполагает использование освоенных материалов и стандартного оборудования, что свидетельствует о соответствии заявляемого технического решения критерию патентоспособности «промышленная применимость.
Указанный выше аналог корпуса ядерного реактора, изготовленный из стали марки 15Х2МФА по расчету спада активности после облучения в условиях, характерных для реактора типа ВВЭР-1000, при флюенсе  Н/см значительно уступает сплаву на основе титана после выдержке более 10 лет (см. фиг. 2).
Характерной особенностью сплава на основе титана является наличие длительного инкубационного периода радиационной стойкости. Существенные изменения механических свойств сплава на основе титана в результате нейтронного облучения при температуре 250°С начинаются после флюенсаЮ Н/см
Благодаря сохранению высокой пластичности после нейтронного облучения, низкому темпу снижения ее от флюенса нейтронов и отсутствию хрупкого разрушения, сплав на основе титана применим в качестве материала корпуса ядерного реактора малой мощности ддя стационарных и судовых ядерных энергетических установок.
Применение сплава на основе титана в качестве конструкционного материала в качестве корпуса ядерного реактора позволяет:
8
-отказаться от высокоактивируемой антикоррозийной наплавки с внутренней стороны корпуса реактора, подверженной хрупкому разрушению;
-исключить биметаллические переходники от титановой трубной системы парогенератора к элементам корпуса, если он изготовлен из сталей, указанных в аналогах;
-решить проблему засорения продуктами коррозии фильтров очистки воды первого контура энергетического реактора;
-обеспечить ремонтопригодность корпуса реактора, включая замену элементов конструкции.
Выполнение корпуса реактора из сплава на основе титана обеспечит экологическую безопасность АЭУ и решение проблемы захоронения радиоактивных отходов и снижения радиоактивного загрязнения окружающей среды до требований международных норм и стандартов.