Сокровища Форума АЭС -специалистов

Информация о пользователе

Привет, Гость! Войдите или зарегистрируйтесь.

Вы здесь » Сокровища Форума АЭС -специалистов » Материалы и вещества под воздействием радиации » Корпуса ядерных реакторов (особенно ВВЭР) изготавливаются из

Корпуса ядерных реакторов (особенно ВВЭР) изготавливаются из

Страница: 1

Сообщений 1 страница 2 из 2

1

  • Автор: ASRS
  • Администратор
  • Зарегистрирован: 2026-02-10
  • Приглашений: 0
  • Сообщений: 496
  • Уважение: [+0/-0]
  • Позитив: [+0/-0]
  • Пол: Мужской
  • Провел на форуме:
    3 дня 23 часа
  • Последний визит:
    Сегодня 00:04:00


ИИ

+6
Корпуса ядерных реакторов (особенно ВВЭР) изготавливаются из

высокопрочных,

радиационно-стойких

низколегированных ферритных сталей
(например, 15Х2НМФА, 15Х2В2ФА).

Для защиты от коррозии внутренней поверхности используется антикоррозионная наплавка из аустенитной нержавеющей стали

(толщиной 3–10 мм).

Материалы должны выдерживать высокие давления (до 160 атм), температуры и нейтронное облучение.

Google Patents
+3

Основные материалы и конструктивные особенности:

Основа корпуса:

Высокопрочные стали, устойчивые к хрупкому разрушению, такие как хромомолибденованадиевые стали (15Х2НМФА-А, 15Х2В2ФА-А).

Внутреннее покрытие:

Наплавка из нержавеющей стали (хромоникелевые сплавы) для предотвращения коррозионного воздействия теплоносителя.

Конструкция: Обычно представляет собой цилиндрическую обечайку с эллиптическим днищем и крышкой, толщина стенки может превышать 200–300 мм.

Google Patents
+4
Ключевые требования к материалам:

Радиационная стойкость:
Материал не должен становиться хрупким под действием нейтронного излучения.

Высокая прочность и пластичность:
Способность выдерживать проектное давление.

Коррозионная стойкость:
Стойкость к действию горячей воды или других теплоносителей.

Институт физики прочности и материаловедения СО РАН
+2
В канальных реакторах (РБМК)
корпус не является герметичным сосудом высокого давления,
поэтому требования к материалам там иные,
чем в корпусных реакторах.

Википедия

:flirt:

0

2

  • Автор: ASRS
  • Администратор
  • Зарегистрирован: 2026-02-10
  • Приглашений: 0
  • Сообщений: 496
  • Уважение: [+0/-0]
  • Позитив: [+0/-0]
  • Пол: Мужской
  • Провел на форуме:
    3 дня 23 часа
  • Последний визит:
    Сегодня 00:04:00

ИИ
Сварные швы и корпуса ядерных реакторов проверяют на

наличие скрытых дефектов,

целостность структуры,

герметичность

и соответствие требованиям безопасности

с использованием методов неразрушающего контроля.

ГАРАНТ
+1
Основными методами проверки являются:

Ультразвуковой контроль (УЗК):

Самый распространенный метод для выявления скрытых внутренних повреждений,

таких как
непровары,
трещины,
шлаковые включения
и
пористость.

Визуальный и измерительный контроль (ВИК):

Осмотр швов для выявления поверхностных дефектов
и
измерения геометрических параметров.

Радиографический контроль (рентген):

Просвечивание швов для обнаружения внутренних дефектов.

Капиллярный контроль (цветная дефектоскопия):

Метод для обнаружения мельчайших поверхностных трещин (капилляров).

Проверка на герметичность:

Проведение испытаний на
прочность
и
плотность,

особенно в местах, где могут быть утечки.

ЧЗТ Магистраль
+5
Особое внимание уделяется зоне сварных соединений

и
антикоррозионным наплавкам корпусов реакторов

(например, ВВЭР).
Контроль осуществляется на этапах производства, монтажа и эксплуатации, часто с использованием автоматизированных систем и роботов

0

Страница: 1

Вы здесь » Сокровища Форума АЭС -специалистов » Материалы и вещества под воздействием радиации » Корпуса ядерных реакторов (особенно ВВЭР) изготавливаются из