1.3.1 Назначение и проектные основы корпуса реактора

Корпус ядерного реактора (корпус в сборе с крышкой) предназначен для размещения внутрикорпусных устройств (ВКУ), комплекса тепловыделяющих сборок ТВС (активной зоны) и перемещаемых приводами шагового электромагнита (ШЭМ) органов системы управления и защиты реактора (СУЗ).

Корпус относится к устройствам нормальной эксплуатации и первой категории сейсмостойкости.

В конструкции корпуса реализованы следующие требования нормативно - технической документации:

1) расчетный срок службы корпуса (с крышкой) - 40 лет;

2) наработка до отказа - не менее 24000 часов (под отказом понимается восстанавливаемые повреждения корпуса типа:

течь разъемного соединения, течь штуцера, задиры резьбы и т.д.) ;

3) обеспечение надежной и безопасной эксплуатации в течение расчетного срока службы;

4) возможность осмотра, контроля основного металла и сварных соединений неразрушающими методами дефектоскопии и дезактивации внутренней поверхности;

5) учет изменений физико-механических свойств материала корпуса под действием радиоактивного излучения и температуры;

6) учет всех возможных при эксплуатации силовых, температурных и сейсмических воздействий.

В расчете корпуса реактора на прочность учтены изменения параметров во всех проектных режимах (нормальные условия эксплуатации, нарушение нормальных условий эксплуатации и аварийные) и обоснован расчетный ресурс, его надежность и безопасность.

Основные расчетные параметры приведены в таблице 1.

Таблица 1 Основные расчётные параметры корпуса реактора

Основные параметры реактора обеспечиваются при условии, что температура корпуса реактора, при нагружении внутренним давлением в течение назначенного срока службы будет не менее указанной в таблице 2.

Таблица 2 Зависимость минимальной температуры корпуса реактора от срока службы

Габариты корпуса (см. рис.2):

высота - 10897 мм;

диаметр наружный по фланцу - 4570 мм (на рис.2 показан размер 4585 мм);

диаметр наружный по цилиндрической

части - 4535 мм;

размер в плане по патрубкам 990 х 70 - 5260 мм;

масса корпуса - 320 т.

Максимальный наружный диаметр корпуса реактора 4690 мм (диаметр опорного бурта) выбран из расчета транспортировки корпуса реактора. При этом транспортировка корпуса реактора на железнодорожном транспортере возможна, когда оси двух пар патрубков Ду 850 расположены под углом 55° (см. рис.6).

Корпусы реакторов ВВЭР-1200 для реакторной установки В-320 изготавливаются в России - на Ижорском заводе в г. Санкт-Петербурге и на ПО «Атоммаш» в г. Волгодонске. С завода - изготовителя на АЭС корпус реактора транспортируется по железной дороге специальным железнодорожным транспортёром.