Корпус высокого давления реактора

Ультразвуковая голография стала одним из важных методов неразрушающего контроля материалов. Она используется дл анализа дефектов материала, обычно найденных другими способами, т. е. для определения типа дефекта и его геометрии. Такой метод применяется, например, на атомных электростанциях для исследования дефектов сварных швов корпусов высокого давления реакторов (рис. 13.20 и 13.21 [1235, 1360]). [c.322]

Особенностью работы конструктивных элементов изделий (диски, рабочие и сопловые лопатки тазовых и паровых турбин, прокатные валки, корпуса паровых турбин, барабаны паровых котлов высокого давления, трубные коммуникации атомных реакторов и паровых установок) является нестационарность теплового и силового нагружения, определяющая циклический характер процесса упругопластического деформирования материала, протекающего, как правило, в неизотермических условиях. [c.5]

Как видно из рис. 6.3, реактор ВВЭР корпусного типа. Серьезным недостатком такого реактора является то, что его корпус находится не только под весьма высоким давлением (да [c.63]

Турбина высокого давления, работающая на паре, полученном в легководном реакторе, имеет сходство как с турбинами промежуточного, так и с турбинами низкого давления. Она работает при низкой температуре, 270° С, однако ее корпус должен противостоять относительно высоким давлениям, и поэтому возможны разнообразные конструкции как самого корпуса, так и жесткой муфты или сосуда высокого давления. Серьезная проблема возникает, когда отсутствует перегрев пара, так как образующаяся в этом случае пароводяная смесь вызывает сильную эрозию стенок, что может привести к просачиванию пара. Углеродистые и низколегированные стали в таких условиях подвергаются быстрому эрозионному разрушению. [c.206]

Парогаз высокого давления получают в реакторе с воздушным охлаждением. В рабочий объем реактора через форсунку насосом высокого давления подается топливо. Воздух на горение поступает через завихритель, пройдя рубашку охлаждения реактора, где нагревается до температуры 450—500° К. Охлаждающий воздушный тракт выполнен внутри корпуса реактора в виде двух цилиндрических кожухов со спиральными каналами. Воздух проходит по каналу сначала внешнего, а затем внутреннего корпуса и поступает в рабочий объем реактора через завихривающий аппарат. Таким образом, рубашка оказалась разгруженной по давлению. Это позволяет выполнить теплопередающую стенку рубашки достаточно тонкой, что в свою очередь облегчает теплопередачу к воздуху. [c.208]

В расходных резервуарах ил подогревают до 250° К и затем с помощью питательного насоса низкого давления 3 подают в насос высокого давления и под давлением 84 ama вместе с воздухом, подаваемым компрессором 5, ил проходит систему теплообменников 6, где смесь подогревается до 510° К. Из последнего теплообменника нагретая смесь ила и воздуха поступает через нижнее днище в реактор 7. Завершение реакций окисления всех органических элементов, содержащихся в иле, в пределах реактора обеспечивается зигзагообразным движением реагирующих веществ между перегородками внутри реактора. Продукты окисления ила при 540° К выводятся через верхнее отверстие в пространство между корпусом и рубашкой реактора. В результате этого не только исключается отвод тепла из реактора в окружающую среду, но и поддерживаются необходимые тепловые условия для полного окисления ила. Далее парогазовая смесь направляется в теплообменник III ступени, где температура ее снижается до 530° К, а затем в теплообменник П ступени, где парогаз снова охлаждается до 495° К. Таким образом, вновь поступающая смесь [c.288]

Реакторы корпусного типа имеют ограниченные размеры, определяемые возможностью транспорта корпуса к монтажной площадке. Изготовление корпуса большого диаметра встречает трудности из-за существенного увеличения толщины стенки, особенно для установок высокого давления. По этим причинам реакторы корпусного типа имеют ограничение по мощности и могут применяться в блоках до 400—500 Мет. Реакторы канального типа не имеют этих ограничений, и поэтому они могут применяться и в установках большей мощности. [c.234]

К конструкционным сталям, используемым в высокотемпературных установках, могут быть условно отнесены материалы, эксплуатирующиеся в диапазоне температур, недостаточных для заметного развития процессов высокотемпературной ползучести. Для углеродистых сталей это диапазон температур от комнатной до 350° С, а для низколегированных до 400° С. В этих условиях находится большинство сосудов, работающих под давлением, в том числе барабаны высокого давления, корпуса атомных реакторов, теплообменные аппараты различного назначения и узлы низкотемпературной части энергетических установок. По удельному весу эти конструкции превосходят узлы, работающие в условиях ползучести. Расчет их производится исходя из значений пределов прочности или текучести. [c.158]

ИЗУЧЕНИЕ СОСТОЯНИЯ МЕТАЛЛА КОРПУСА РЕАКТОРА ПРОИЗВОДСТВА ПОЛИЭТИЛЕНА ВЫСОКОГО ДАВЛЕНИЯ ПОСЛЕ ДЛИТЕЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ [c.93]

При расчете подкреплений отверстий в сосудах высокого давления в настоящее время часто принимают условие [1,2] максимальное значение коэффициента концентрации напряжений относительно мембранного напряжения в основной оболочке не должно превышать 2.25. Удовлетворить этому условию можно путем локального утолщения патрубка или оболочки вблизи отверстия. Обычным приемом локального подкрепления оболочки является также приваривание к ней накладки с внутренней или наружной стороны. В стандарте BS 1515 [1] не делается различия между подкреплением оболочки путем локального увеличения ее толщины (интегральное подкрепление) и подкреплением с помощью накладки, дающим требуемую общую толщину оболочки вблизи патрубка. Применение накладок возможно при определенных ограничениях на толщину накладки и отношение диаметров патрубка и сосуда. Однако подкрепление с помощью накладок в некоторых случаях в корпусах атомных реакторов [2 [c.73]

Реакторы и сосуды высокого давления. Ректификационные колонны. Корпуса теплообменников высокого давления, , 20 ет [c.143]

Барабаны, сепараторы, корпуса ядерных реакторов, циркуляционные трубопроводы и паропроводы реакторных установок с водяным охлаждением и других ответственных аппаратов, работающих при высоком давлении и температурах водной среды [c.173]

Корпус реактора особенно больших размеров работает в тяжелых условиях, поскольку он подвержен совокупному воздействию высокого давления теплоносителя и нейтронного потока активной зоны, [c.353]

I — реактор 2 — циркуляционный насос испарителя высокого давления 3— барабан испарителя высокого давления 4 — корпус парогенератора 5 — пароперегреватель высокого давления 5 — пароперегреватель низкого давления 7 — кипятильные трубы испарителя высокого давления 8 — турбина высокого давления 9 — турбина низкого давления [c.400]

Сплавы цветных металлов нашли широкое применение во всех отраслях машиностроения и приборостроения. Детали арматуры водопроводов, газопроводов (корпуса кранов, вентилей), насосов, перекачивающих органические кислоты, и трубопроводов для них, детали реакторов в ядерной энергетике и узлы механизмов, работающих в морской воде, арматура приборов и установок высокого давления, кабельные и контактные башмаки и другие ответственные детали электроаппаратуры изготовляют ковкой и штамповкой из цветных сплавов на медной, алюминиевой и титановой основе. [c.277]

При изготовлении установки следует применять следующие материалы для ванны (реактора), фильтров горячей и холодной очистки, коммуникаций от реактора до холодильника, насоса —фторопласт для корпуса холодильника, смесительного бака — винипласт для змеевика — нержавеющую сталь для корректировочных бачков —оргстекло. Все трубопроводы, по которым протекает охлажденный рабочий раствор, следует изготовлять из винипласта, полиэтилена низкого или высокого давления или полипропилена. [c.302]

В водоводяных энергетических реакторах (ВВЭР) в качестве замедлителя, отражателя и теплоносителя используется обычная вода под высоким давлением. Причем кипение воды в них не допускается, а высокое давление теплоносителя (до 18 МПа) обусловливает необходимость заключения активной зоны в толстостенный стальной корпус круглого сечения. [c.529]

Рис. 13 20. Манипулирующий блок для съемки голограмм (анализирующий манипулятор, в данном случае при контроле сварного шва на корпусе реактора высокого давления) фото Федерального ведомства по контролю материалов в Зап. Берлине

Первый контур АЭС с реактором БН-600 (см. рис. 9.10) расположен в корпусе реактора 1 (рис. 9.13) и включает активную зону 2, циркуляционный насос 5, теплообменник 4 первого контура. Все элементы первого контура расположены под уровнем натрия 3, отделенного от крышки корпуса слоем газа. Здесь применена интегральная компоновка, которая отличается от петлевой, когда насос и теплообменник первого контура расположены вне корпуса реактора. В реакторе БН-600 имеется три петли первого контура. Второй контур АЭС образован теплообменником 4, циркуляционным насосом б и парогенератором 7. Давление теплоносителя второго контура (натрия) несколько больше, чем первого, что препятствует утечке радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель второго контура передает теплоту активной зоны рабочему телу третьего контура — воде и водяному пару. В третьем контуре используется паротурбинная установка с промежуточным перегревом пара между частями высокого 8 и низкого 9 давления. Конденсатно-питательный тракт 10 имеет традиционную для таких установок схему. Применение трехконтурных [c.348]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Современные паровые турбогенераторы имеют мощность до 1300 МВт. Обычные паровые котлы или реакторы с газовым или жидкометаллическим теплоносителем могут нагреть производимый пар до температуры 600° С, но более современные высокотемпературные реакторы стандартизировали температуру до 540° С, так как это ведет к уменьшению капитальных затрат и повышает надежность. То же самое касается использования двойного перегрева пара, приводящего к значительному увеличению сложности конструкции, поэтому в качестве оптимального решения на современных реакторах принят однократный перегрев. Для рециркуляционных паровых барабанов-сепараторов на современных реакторах давление пара также стандартизировано и имеет значение 168,5 бар. Это наивысшее давление, при котором может быть получена допустимая сепарация влажного пара. Котлы, в которых не происходит перегрева пара, могут работать при этом или более высоком давлении. Давление же, при котором происходит перегрев пара, существенно ниже и составляет 41 бар. Корпуса высокого давления ограничивают рабочую температуру водо-во-дяных реакторов 300° С. [c.10]

Разрабатываются и исследуются тяжеловодные реакторы канального и корпусного тниов. В канальных реакторах в качестве теплоносителя используются кипящая вода, тяжелая вода, газ, органические жидкости. Тяжелая вода во всех этих реакторах находится в корпусе под низким давлением, причем приняты все меры сведения к минимуму возможных потерь ее при эксплуатации. Отсутствие толстостенного корпуса высокого давления у канальных реакторов не ограничивает их достижимой мощности. Недо-статкол канальных реакторов является большая доля рассеяния тепла (до 6—7%) в большом объе.ме бака замедлителя, что требует дополнительного контура охлаждения, причем низкая температура замедлителя затрудняет использование отводимого тепла. [c.165]

Установка состоит из верхнего и нижнего корпусов высокого давления сферической формы, соединенных трубопроводами, по которым циркулирует теплоноситель (рис. 8.21). Вертикальное расположение установки в рабочем состоянии обеспечивается с помощью якоря. В нижнем корпусе диаметром 156 см и толщиной стенки 17см располагается активная зона и защитные экраны реактора. Верхний и нижний сферические корпуса соединены четырьмя трубами одна диаметром 40,6 см и толщиной стенки 7,5 сМу по которой теплоноситель поднимается из активной зоны в верхний сосуд (вследствие естественной циркуляции), и три трубопровода обратного потока [c.244]

Реактор РБМК заполнен графитом (блоками), внутри которых сделаны отверстия. В эти отверстия помещаются тонкостенные трубы — рабочие каналы — из циркония, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под высоким давлением, которая отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется. Этот тип реактора, таким образом, канальный. По своей схеме он аналогичен водотрубным паровым котлам. В отличие от этого реактор ВВЭР, в котором под высоким давлением находится корпус больших размеров со всеми ТВЭЛами, называется корпусным. [c.163]

В последние десятилетия в СССР и за рубежом для создания различных металлоконструкций все большее применение находят низколегированные стали повышенной и высокой прочности, которые являются наиболее эффективным средством значительного снижения веса конструкций, их стоимости и расхода стали. Металлургическими заводами совместно с Институтом электросварки им. Е. О. Патона АН УССР, ИркутскимНИИхиммашем, ПО Уралхиммаш разработана и освоена выплавка, прокат и термообработка теплоустойчивой низколегированной рулонной стали 12ХГНМ повышенной прочности для сосудов высокого давления химической и нефтехимической промышленности. Положительные результаты исследования механических свойств рулонной стали в области рабочих температур послужили основанием для проектирования сварного многослойного корпуса установки реактора гидрокрекинга нефти производительностью 1 млн. т продукта в год. [c.119]

Уменьшение плотности энерговыделения делает неэкономичным прочный стальной корпус, и почти все тяжеловодные реакторы в настоящее время имеют трубчатую канальную конструкцию. Тяжеловодный замедлитель находится в корпусах, изготовленных из алюминия (в первых конструкциях) и из нержавеющей стали (в более поздних). В завальцованных в корпусах канальных трубах из циркониевого сплава находятся теплоноситель под высоким давлением и тепловыделяющие элементы с оболочкой из циркаллоя. Имеются две основные конструкции таких реакторов ANDU и SGHWR. [c.18]

Стоимость такого реактора будет больше вследствие увеличения размеров активной зоны. Однако в этом случае нет необходимости в различном сложном оборудовании на случай разрушения давлением корпуса реактора, так как корпус выполняется из напряженной стали и напряжение в ней компенсирует усилия, вызванные высоким давлением, кроме того, ядерные характеристики получаются несколько лучше, что дает возможность использовать топливо с меньшим, чем в водо-водяных реакторах, обогащением. Теплоносителем в подобных газовых реакторах служит двуокись углерода (СО2). или гелий (Не). Важное преимущество заключается в том, что пароводяной контур не является активным, н текущий осмотр оборудования или ремонт не вызывает специфических трудностей и опасности для здоровья обслуживающего персонала. [c.20]

Толстостенные сосуды высокого давления, используемые для котельных барабанов и корпусов водо-водяных реакторов, обычно изготавливаются из листа, свернутого в цилиндрические секции требуемого диаметра, и прессованных сферических крышек. Продольные швы котельных барабанов обычно получают элект-рошлаковой сваркой, а изготовленные цилиндрические секции нормализуют после сварки, тем самым избегая низкой пластич- [c.91]

В первых конструкциях парогенераторов реактора AGR использовались навитые спиральные трубы, установленные таким же образом, как в реакторах типа Магнокс . В более поздних конструкциях были применены спиральные сборки, помещаемые в цилиндрические каналы в стенках корпуса реактора, которые в случае необходимости могли быть переставлены. Теплоноситель здесь является более агрессивным, чем в реакторе Магнокс , так как имеет более высокую температуру (650° С по сравнению с 380° С в реакторе Магнокс ), более высокое давление (4,2 МН/м по сравнению максимум с 2,8 МН/м ) и большее число соединений, порождающих водород, которые добавляются, чтобы ограничить потери графита. Полностью раскисленные углеродистые стали могут быть использованы до 360° С, при более высокой температуре необходимо применять стали, содержащие хром и 0,6% Si. Эти стали хорошо сопротивляются коррозии во всем диапазоне температуры, поэтому проблема материалов для парогенераторов как с многократной циркуляцией, так и прямоточных не возникает при условии, что с увеличением температуры для обеспечения -стойкости при окислении будут использованы более высоколегированные стали. Эта проблема может, однако, возникнуть для прямоточных парогенераторов при работе на докритических пара-метра , так как существует опасность коррозии под напряжением, которая может иметь место, если растворы с высокой концентрацией солей из зоны испарения попадут в перегреватель, сделанный из одной из аустенитных сталей серии 300. Для полной безопасности от коррозии под напряжением существенно, чтобы этот материал работал при перегреве по крайней мере 90°. Это не вызовет конструктивных трудностей, так как максимальная температура, при которой материал должен противостоять коррозии под напряжением, выше 470° С и представляет собой сумму 350° С+ 90°4-30° (градиент по трубе). Однако уровень воды в прямоточных парогенераторах, работающих на докритических параметрах, контролировать трудно. Различие уровней в трубах может уменьшить перегрев в одних из них до уровня, когда появляется риск возникновения коррозии под напряжением, и увеличить температуру других до значений, при которых в конце экс-ллуатации реактора можно ожидать появления коррозионного разрушения. Одним из решений этой проблемы является использование высококремнистой стали с 9% Сг и 1% Мо в сочетании с удачной конструкцией, что дает возможность обеспечить одинаковый уровень во всех трубах. Возможно также применение никелевых сплавов, таких, как сплав 800, который показал хорошее сопротивление коррозии под напряжением, а также воздействию СОг во всем рабочем диапазоне температуры. Однако разработка [c.185]

Большую группу составляют многочисленные конструкции прямоточных парогенераторов реакторов ВВЭР, из которых реальное применение нашли пока только прямотрубные парогенераторы фирмы Бабкок и Вилькокс (рис. 1.10). Эти парогенераторы характеризуются наличием пучка прямых труб в, по которым вода высокого давления опускается вниз противотоком с водой второго контура, поднимающейся по меж-трубному пространству. При этом диаметр трубных досок, в каждой из которых размещается только половина концов труб, оказывается меньше, чем в парогенераторе с U-образными трубами, соответственно меньше и диаметр самого корпуса. Верхняя часть парогенератора оказывается в условиях пленочного кипения 77, далее имеется область, где передача тепла идет к слабо перегретому пару 10 при очень малом температурном напоре. Массовые скорости во втором контуре невелики — порядка 200—300 кг/м --с, что приводит к низким коэффициентам теплоотдачи, к перегретому пару. [c.23]

Эксплуатационный контроль осуществляют либо в период проведения перегрузок топлива и планово-предупредительного ремонта (ППР) на остановленном реакторе, либо при работе реактора. Во время ППР контролю подвергают следующее основное оборудование корпус реактора главные циркуляционные трубото-воды главные циркуляционные насосы (ГЦН) и задвижки трубопроводы 1 контура парогенераторы н турбогенераторы. Особое внимание уделяют проверке качества сварных соединений, работающих при высоких давлениях и подвергающихся коррозионным воздействиям, а также действию ионизирующих излучений, ухудшающих их механические свойства. [c.345]

Для оценки надежности работы паровых турбин и разработки рекомендаций по повышению эффективности их работы необходимо знать действительные величины деформаций и напряжений в стенках корпусов турбин, особенно на внутренней поверхности, в услрвиях эксплуатации [1—3]. Эффективным методом определения действительных величин деформаций и напряжений в элементах конструкций является натурная тензометрия. Институтом машиноведения разработаны и были применены методы и средства натурной тензометрии энергетического оборудования, в том числе для измерений деформаций на внутренней поверхности корпусов паровых турбин и реакторов в процессе их работы [4—7]. Результаты натурных исследований, проведенных на йаровой турбине одной из ГРЭС, показали, что на внутренней поверхности стенки корпуса цилиндра высокого давления (ЦВД) при некоторых режимах работы получаются резкие изменения температуры, что приводит к возникновению значительных термических напряжений. Это иллюстрируется графиком напряжений, приведенным на рис. 1 и полученным по данным проведенной натурной тензометрии. [c.143]

Корпус жидкометаллического реактора, работающего при более высокой температуре, с целью предотвращения ползучести изготавливают целиком из сталей типа 304 и 316. Корпуса современных модификаций реакторов HTGR работают при еще более высоких температурах — до 700 °С и давлениях в активной зоне до 7,25 МПа. Для их изготовления применяют сплавы на основе никеля и кобальта, легированные хромом и молибденом. Сопротивление ползучести специальных сплавов примерно в 2 раза превьппает сопротивление ползучести аустенитных сталей типа 18-8 при температуре 650 °С, причем при более высоких температурах это различие возрастает (рис. 26.9). [c.856]

Для повышения прочности конструкции следует проводить тш,ательный ее осмотр, дополнительную обработку и в некоторых случаях использовать высококачественный материал. Во избежание удорожания конструкции не следует принимать во внимание те требования, без выполнения которых данная конструкция может успешно эксплуатироваться. Так как в большинстве случаев принимаемые меры не позволяют полностью предотвратить разрушения, их следует пересматривать в зависимости от степени допустимого разрушения. Не рекомендуется выбирать дорогостоя-ш ие и тш ательно разрабатываемые меры предосторожности против разрушения там, где последствия такого разрушения незначительны. В таких конструкциях, как, например, корпуса подводных лодок, газопроводы, стальные баллоны высокого давления для ядерных и химических реакторов, разрушения могут Привести к несчастным случаям, поэтому строгие меры предосторожности необходимы. [c.213]

При исследовании деформаций больших фланцев сосудов высокого давления в качестве основных расчетных элементов при составлении расчетной схемы фланца используют оболочку, жесткое кольцо балку. При нагружении таких сосудов типичной является ситуация, когда на узкие грани фланцев, сжимающие прокладку, действует со стороны прокладки момент сил реакции, довольно большой по сравнению с моментом от со-единительньцс шпилек, и поэтому требуется точно знать распр еделение сил реакции по радиусу. Расчетная схема, использующая оболочечйый элемент, позволяет приближенно учесть этот факт. Но есть еще однО обстоятельство, которое не учитывается при использовании указанного набора базисных элементов ), — это пластическая деформация прокладки. Из-за нее расчеты, основанные на линейно-упругой модели материала, могут стать неэффективными с другой стороны, применение базисного элемента в виде жесткого кольца может внести неточность в описание общего упругого поведения колец фланцев. Настоящая глава посвящена выяснению этих вопросов. С этой целью в ней проанализировано поведение узких фланцев двух разновидностей, типичных для фланцев реакторов с водой под давлением (ВВЭР), при помощи метода конечных элементов (упругих и упругопластических). Результаты расчетов сравниваются с вычислениями по расчетной схеме, использующей упомянутые выше базисные элементы, и с экспериментальными результатами. Экспериментальные данные о локальных деформациях прокладки получены с помощью специального оптического устройства, луч которого пропускался через канал для определе ния утечки во фланце силового корпуса ВВЭР. Для определения поворотов фланцев применялись тензодатчики, расположенные на силовых корпусах ВВЭР кроме того, датчики были наклеены и на шпильках. [c.9]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее передачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...