ації. Нижня частина корпусу, де розташована активна зона, як правило, виконується у вигляді цілої циліндричної оболонки з еліптичним днищем без будь-яких врізок і отворів. Вхідні і вихідні патрубки для приєднання головних циркуляційних трубопроводів теплоносія, а також інші комунікації розташовуються вище верхньої частини активної зони не менше ніж на 1000 мм. p align="justify"> При конструюванні і виготовленні корпусів ВВЕР ставиться завдання забезпечення багаторічної - (до 30 років) надійної експлуатації реактора при різних режимах. Корпус реактора працює в дуже жорстких умовах: високі тиск і температура теплоносія, потужні потоки радіоактивного випромінювання, значні швидкості теплоносія, який навіть при високого ступеня чистоти є корозійно-агресивним середовищем. У процесі експлуатації метал корпусу піддається періодичним навантаженням, пов'язаним з коливанням тиску і температури при сталих і перехідних режимах і з пониженням тиску до атмосферного і температури до 60 В° С при планових і аварійних зупинках. Потоки ядерного випромінювання, циклічні навантаження і тривалий вплив високої температури викликають поступове зміна властивостей матеріалу. Профілактичний огляди ремонт елементів корпусу обмежені, внаслідок їх більше наведеної радіоактивності. Для роботи в таких умовах переважними матеріалами є перлітні низьколеговані сталі типу 15Х2МФА і 22К. Крім високих механічних і пластичних властивостей перераховані вище стали технологічна при зварюванні і виготовленні поковок масою до 200000 кг і товщиною до 600 мм. Внутрішня поверхня корпусу зазвичай покривається антикорозійною наплавленням, що значно зменшує вихід продуктів корозії у воду реактора. Виготовлення корпусів ВВЕР, що працюють при високих тисках (до 16 МПа) і температурі (до 340 В° С) теплоносія, цілком з нержавіючих сталей неможливо внаслідок не технологічності і низької міцності їх. p align="justify"> Корпус ВВЕР-1000 має два ряди патрубків діаметром 850 мм по чотири патрубки в ряду, для підключення чотирьох циркуляційних петель головного циркуляційного контуру.
Застосування корпусу з дворядним розташуванням патрубків дозволяє зменшити габарити корпусу по патрубкам в плані порівняно з однорядним розташуванням, а також спрощує схему циркуляції теплоносія в реакторі за рахунок поділу потоку теплоносія суцільний кільцевої перегородкою, що частково виключає появу " ; гарячих "плям в зоні концентрацій напружень у патрубків корпусу.
Однорядне розташування патрубків на корпусах ВВЕР у свою чергу значно спрощує технологію і час виготовлення корпусу. Із збільшенням одиничної потужності ВВЕР і розширенням споруджуваних АЕС реактори з однорядним розташуванням патрубків будуть переважно, оскільки визначальним фактором буде час виготовлення, а не габарити. p align="justify"> Ущільнення головного роз'єму і кріплення кришки до корпусу здійснюються за допомогою шпильок, при цьому забезпечується міцне прилягання торця фланця корпус...
