Детальная информация

В рамках данной выпускной квалификационной работы были исследованы ключевые аспекты расчётного обоснования прочности корпуса реактора для перспективной модификации установки типа ВВЭР-СКД, предназначенной для функционирования при значительно повышенных термогидравлических параметрах теплоносителя (давление от 25 МПа и температура около 400 °C и выше). Выполнен сравнительный анализ характеристик традиционно применяемых в атомной энергетике сталей (15Х2МФА-А модификация А, 15Х2НМФА класс 1) с характеристиками высоконикелевого сплава 10ХН5МФБА-А, разработанного специально для применения в реакторных условиях, где предъявляются повышенные требования к длительной прочности и устойчивости к радиационному воздействию. Проведён оценочный расчёт необходимой толщины стенки удлинённой обечайки корпуса реактора (КР) в зависимости от температуры эксплуатации и механических характеристик материала. Установлено, что традиционные стали теряют необходимый запас прочности уже при температурах ниже 400 °C при давлениях порядка 25 МПа, что требует значительного увеличения толщины стенки, вплоть до значений, неосуществимых в условиях современного промышленного производства. В то же время применение стали 10ХН5МФБА-А позволяет обеспечить требуемую прочность при толщине стенки, освоенной отечественной промышленностью (~200 мм), благодаря более высоким значениям кратковременной и длительной прочности. Показана перспектива использования стали 10ХН5МФБА-А при разработке корпусов для реакторов нового поколения, позволяющая не только сохранить транспортируемые габариты и технологичность изготовления, но и обеспечить возможность повышения параметров работы реакторной установки, что напрямую влияет на повышение её энергетической эффективности и увеличение срока службы корпуса.

This graduation thesis examines key aspects of the strength justification for the reactor pressure vessel of a next-generation VVER-SKD installation, designed to operate under significantly elevated thermohydraulic parameters of the coolant (pressure starting from 25 MPa and temperatures around 400 °C and above). A comparative analysis was carried out between the properties of steels traditionally used in nuclear power engineering (15Kh2MFA-A modification A and 15Kh2NMFA class 1) and the characteristics of the high-nickel alloy 10KhN5MFBA-A, which was specifically developed for application in reactor environments with increased demands for long-term strength and resistance to radiation exposure. An estimated calculation of the required wall thickness of the extended cylindrical shell of the reactor pressure vessel (RPV) was performed, depending on the operating temperature and the mechanical properties of the material. It was found that traditional steels lose the necessary strength margin already at temperatures below 400 °C under pressures of about 25 MPa, which necessitates a significant increase in wall thickness—up to levels currently unattainable by modern industrial manufacturing. Meanwhile, the use of 10KhN5MFBA-A steel allows the required strength to be achieved with a wall thickness already mastered by domestic industry (~200 mm), due to its superior short-term and long-term strength characteristics. The study demonstrates the prospects of using 10KhN5MFBA-A steel in the development of pressure vessels for next-generation reactors. This enables the retention of transportable dimensions and manufacturability, while also allowing for increased reactor unit operating parameters, which directly enhances thermal efficiency and extends the reactor vessel service life.