RU2073918C1 - Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2073918C1
RU2073918C1 RU9494035825A RU94035825A RU2073918C1 RU 2073918 C1 RU2073918 C1 RU 2073918C1 RU 9494035825 A RU9494035825 A RU 9494035825A RU 94035825 A RU94035825 A RU 94035825A RU 2073918 C1 RU2073918 C1 RU 2073918C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear reactor
concrete
shaft
trapping
recooling
Prior art date
Application number
RU9494035825A
Other languages
English (en)
Other versions
RU94035825A (ru
Inventor
Л.Н. Борисов
С.П. Калугин
Original Assignee
Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" filed Critical Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority to RU9494035825A priority Critical patent/RU2073918C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2073918C1 publication Critical patent/RU2073918C1/ru
Publication of RU94035825A publication Critical patent/RU94035825A/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Сущность изобретения: в бетонной шахте под ядерным реактором располагается корпус ловушки, выполненный в виде пространственного пучка труб и облицованный защитной поверхностью из жаропрочного теплопроводного материала. Нижние концы пучка труб соединены с емкостью охлаждающей среды вне бетонной шахты, а верхние соединены с объемами бетонной шахты и защитной оболочки. При аварии образуется контур циркуляции воды из емкости через трубы. Техническим результатом изобретения является расширение возможностей устройства по улавливанию и охлаждению расплава активной зоны ядерного реактора, а также использование возможностей защитных оболочек в части использования всех запасов воды внутри защитной оболочки. 1 ил.

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность ядерной энергетической установки при авариях, приводящих к плавлению топлива и материалов активной зоны.
Известно устройство для удержания расплавленных материалов, представляющее собой изолированную шахту, внутри которой находятся приспособления для удержания падающих деталей после расплавления активной зоны и корпуса ядерного реактора. Под шахтой сооружен улавливатель для приема расплавленных материалов, прошедших сквозь шахту. Этот улавливатель имеет замкнутую водяную рубашку с верхним и нижним трубопроводами [1]
К недостаткам известного устройства следует отнести то, что оно предполагает прием расплавленных материалов, распределение которых по устройству будет в основном равномерное, исключающее местные повреждения устройства и выход радиоактивных веществ за защитную оболочку ядерного реактора. Поскольку поперечное сечение устройства меньше поперечного сечения реактора, разогретые материалы могут оказаться вне устройства и не попасть в него.
Известно устройство для охлаждения и улавливания плавящейся или расплавленной активной зоны ядерного реактора, представляющее собой охлаждаемую ванну, изготовленную из теплопроводного материала. Нижняя сторона охлаждаемой ванны опирается на охлаждаемую камеру, заполненную теплоносителем. Внутренняя сторона охлаждаемой ванны покрыта засыпкой их жароупорного материала [2]
К недостаткам этого устройства следует отнести относительно низкую эффективность теплосъема из-за термического сопротивления засыпки, отсутствие охлаждения расплавленных материалов в нижней части ванны, что может привести к разрушению ванны в этом месте и выходу радиоактивных веществ за пределы защитной оболочки.
Наиболее близким по технической сущности к достигаемому результату является устройство [2] взятое за прототип.
Технической задачей настоящего изобретения является повышение надежности устройства.
Указанная задача решается тем, что корпус ловушки выполнен в виде пространственного пучка труб и облицован защитной поверхностью из жаропрочного теплопроводного материала, причем нижние концы пучка труб соединены с емкостью охлаждающей среды, а верхние соединены с объемами бетонной шахты и защитной оболочки.
На чертеже изображена схема устройства для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
В бетонной шахте 1 под реактором 2 располагается пространственный пучок труб 3 для организации естественной циркуляции охлаждающего теплоносителя, защищенный поверхностью 4 из жаропрочного теплопроводного материала для исключения непосредственного воздействия расплава на пучок труб, образующий объем для приема разогретых и расплавленных материалов активной зоны и корпуса ядерного реактора. Трубы 3 соединены с объемом 5 охлаждающей среды, находящимся вне бетонной шахты 1. Входные сечения труб 3 расположены ниже возможного уровня охлаждающей среды в защитной оболочке. Для обеспечения надежного охлаждения общий уровень охлаждающей среды в защитной оболочке должен быть не ниже выходных сечений труб 3. Для обеспечения обслуживания корпуса реактора 2 объем для приема разогретых и расплавленных материалов активной зоны и реактора перекрыт легким решетчатым фальш-полом 6, который смягчает воздействие на защитную поверхность 4 и пучок труб 3 от падающих частей корпуса реактора при обширном разрушении его.
В авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, этому событию предшествует потеря теплоносителя первого контура и истечение его под защитную оболочку. Вытекший теплоноситель (вода) собирается в нижней части защитной оболочки и заполняет трубы 3 устройства для улавливания расплава; после разрушения корпуса реактора 2 и выпадения расплава в устройство тепло, аккумулированное в расплаве, и тепло остаточных тепловыделений передается через защитную поверхность 4 к воде, находящейся внутри труб 3, происходит нагрев и испарение воды. Таким образом образуется контур циркуляции: вода, находящаяся в объеме 5 вне бетонной шахты 1, входит в трубы 3, нагревается и частично испаряется, образовавшаяся пароводяная смесь выходит через верхние концы труб 3 в объем защитной оболочки, где происходит естественное разделение на пар и воду. Пар поступает в атмосферу защитной оболочки, вода стекает в объем 5 вне бетонной шахты 1. Пароводяная смесь, проходящая через трубы 7 внутрь бетонной шахты 1, обеспечивает охлаждение расплава сверху и вентиляцию объема бетонной шахты 1 ядерного реактора.
Данное устройство при наличии системы возврата теплоносителя второго контура и отсутствии нарушения герметичности защитной оболочки обеспечивает длительный отвод тепла от выпавших в устройство материалов разрушенной активной зоны и корпуса реактора при любых видах повреждения корпуса.

Claims (1)

  1. Устройство для увеличения и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее корпус ловушки, расположенный под корпусом ядерного реактора в бетонной шахте и соединенный с емкостью охлаждающей среды, расположенной вне объема бетонной шахты под защитной оболочкой, отличающееся тем, что корпус ловушки выполнен в виде пространственного пучка труб и облицован защитной поверхностью из жаропрочного теплопроводного материала, нижние концы пучка труб соединены с емкостью охлаждающей среды, а верхние соединены с объемами бетонной шахты и защитной оболочки, причем входные и выходные сечения труб расположены ниже возможного уровня охлаждающей среды.
RU9494035825A 1994-09-27 1994-09-27 Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора RU2073918C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494035825A RU2073918C1 (ru) 1994-09-27 1994-09-27 Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494035825A RU2073918C1 (ru) 1994-09-27 1994-09-27 Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2073918C1 true RU2073918C1 (ru) 1997-02-20
RU94035825A RU94035825A (ru) 1997-12-27

Family

ID=20160836

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9494035825A RU2073918C1 (ru) 1994-09-27 1994-09-27 Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2073918C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Патент США N 4442065, кл. G 21 С 9/00, 1987. Патент ФРГ N 2459339, кл. G 21 C 9/00, 1976. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5517357B2 (ja) 受動型緊急給水システム
EP0528674B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
JP6367023B2 (ja) 静的格納容器冷却フィルタベントシステムおよび原子力プラント
RU2163402C2 (ru) Устройство и способ для улавливания и охлаждения расплава ядра
US4442065A (en) Retrofittable nuclear reactor core catcher
US5158742A (en) Reactor steam isolation cooling system
CN107251152A (zh) 核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统
JP4840627B2 (ja) 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム
FI112885B (fi) Laite ydinreaktorin sydämen jäähdyttämiseksi ja reaktorin betonirakenteen suojaamiseksi, kun sydän on alkanut sulaa onnettomuuden seurauksena
CN105551539B (zh) 一种反应堆熔融物堆外滞留系统
CN108053895B (zh) 一种分装强化冷却的反应堆堆芯熔融物捕集装置
JPH05249273A (ja) 原子炉格納容器の基部を保護する方法及び装置
JPH0122919B2 (ru)
JPH0318792A (ja) 受動形冷却装置
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
JPS5844238B2 (ja) 溶融する炉心材用の捕集容器を備えた核エネルギ−装置
RU2073918C1 (ru) Устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2063071C1 (ru) Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении
CN109102906B (zh) 一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统
RU2073920C1 (ru) Система пассивного отвода тепла от ядерной энергетической установки
RU2767599C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2163037C1 (ru) Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора
RU2165652C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2200990C2 (ru) Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением
JP2019045433A (ja) 原子炉格納容器