Восстановительная термообработка металла корпусов реакторов ВВЭР-440

После открытия заслонки защиты днища корпуса реактора были включены два вентилятора системы 1Р-2, а через 3 ч был включен третий вентилятор системы 1Р-2.При достижении температуры стенки корпуса реактора установку отжига была извлечена изкорпуса реактора.После отжига выполняется неразрушающий контроль корпуса реактора ВВЭР-440 при помощи аттестованнойсистемыЦММ-SAPHIRplus в следующем объеме:− автоматизированный контроль -визуальный и измерительный внутренней поверхности корпуса – не должно быть обнаружено дефектов;− автоматизированный ультразвуковой контроль сварного шва №4, основного металла и антикоррозионной наплавки в районе активной зоны (зона должна быть шириной не менее 500 мм в каждую сторону от оси сварного шва №4) – не должны быть обнаружены несплошности.На рис. 2.3 Контроль температуры при проведении отжига корпуса ректора ВВЭР-440Необходимо отметить, что успешное завершение работ по восстановительному отжигу гарантировало выполнение критериев сопротивления хрупкому разрушению для корпуса реактора ВВЭР-440 и позволилообосновать продление срока его дальнейшей эксплуатации до 2040 года, при этом запас покритической температуре хрупкости () составил . Данные сведены в таблицу 2.1 [2].Таблица 2.1 Результаты расчета на сопротивление хрупкому разрушению сварногошва №4 корпуса реактора энергоблока №1 с учетомвосстановительного отжига.Элемент корпуса реактора на конец срока эксплуатации 60 лет, Запас по температуре ()Сварной шов №417716017ЗаключениеВотличиеоткорпусов, которые были отожженыранее, корпусреактораэнергоблока№1 КАЭСсопровождалсяпрограммойобразцовсвидетелей. Поэтомудляобоснованияегодальнейшейэксплуатациинеобходимобыловнестиуточнениявпрограммуобразцов – свидетелей, втомчислевпериоддальнейшейэксплуатациикорпусареактораблока№1 КАЭСпослевосстановительногоотжига. Подтверждениеэффективностиотжигаиопределениекритическойтемпературыхрупкостиосновногометаллаиметалласварногошва№4корпусареакторапослеотжигабылоосуществленосприменениемкаканалитических, такиэкспериментальныхметодов. ДляреакторовВВЭР-440 первогопоколения, изготовленныхизсталимарки15Х2МФА, проблемаобеспеченияэксплуатационногоресурса30 летбыларешенаослаблениемстепенирадиационногоохрупчиваниясварныхшвовкорпусовреакторов, расположенныхнапротивактивнойзоны, путемихотжигаприопределенныхтемпературно-временныхрежимахобработки[5]. Высокийтемпрадиационногоохрупчиванияэтихматериаловбылобусловленбольшимсодержаниеммедиифосфоравметаллесварныхшвов. Выполнены модернизация установки, монтаж и наладка в условиях реакторного зала АЭС электронагревательного оборудования, опробование, отжиг корпуса реактора в период планово-предупредительного ремонта. Срок службы реактора продлен на 20 лет.Тему работы можно считать раскрытой, поскольку приведена вся необходимая информация, данные, рисунки и таблицы.Список литературы1. Бессалов Г.Г., Денисов В.П., Москва, «Академкнига», 2004 г.2. Выговский С.Б., Рябов Н.О., Чернов Е.В., Безопасность и задачи инженерной поддержки эксплуатации ядерных энергетических установок с ВВЭР, М., НИЯУ МИФИ, 2013 г.3.Дранченко Б.Н., Драгунов Ю.Г., Портнов Б.Б., Селезнев А.В. Экспериментальные исследования напряженного состояния и прочности оборудования ВВЭР, М., Академкнига, 2004 г.4.Реакторная установка ВВЭР-440 (В-179), общие данные, ОКБ Гидропресс, 1974 г.5.Ерак Д.Ю., Николаенко В.А. Определение температуры облучения образцов-свидетелей корпусной стали ВВЭР-440 // Атомная энергия, 2008 г.