RU2489758C1 - Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется - Google Patents

Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется Download PDF

Info

Publication number
RU2489758C1
RU2489758C1 RU2012113713/07A RU2012113713A RU2489758C1 RU 2489758 C1 RU2489758 C1 RU 2489758C1 RU 2012113713/07 A RU2012113713/07 A RU 2012113713/07A RU 2012113713 A RU2012113713 A RU 2012113713A RU 2489758 C1 RU2489758 C1 RU 2489758C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
containment
pressure
air bag
reactor containment
Prior art date
Application number
RU2012113713/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Такаси САТО
Макото АКИНАГА
Ёсихиро КОДЗИМА
Original Assignee
Кабусики Кайся Тосиба
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 Кабусики Кайся Тосиба filed Critical Кабусики Кайся Тосиба
Application granted granted Critical
Publication of RU2489758C1 publication Critical patent/RU2489758C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Группа изобретений относится к защитным конструкциям ядерного реактора с кипящей водой. Защитная оболочка (8) реактора содержит: основную защитную оболочку (3) реактора, вмещающую в себя корпус (2) реактора под давлением; вторичную защитную оболочку (4) реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки (3) реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке (3) реактора; воздушный мешок (5), расположенный внутри вторичной защитной оболочки (4) реактора, который в случае аварии в основной защитной оболочке (3) расширяется при приеме и заключении в этот мешок газа высокого давления, выпускаемого из внутреннего объема основной защитной оболочки (3) реактора; и выпускной трубопровод (6) для газовой фазы, соединяющий основную защитную оболочку (3) реактора с воздушным мешком (5). Технический результат - снижение вероятности выхода радиоактивности в окружающую среду. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 4 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретения
Настоящее изобретение относится к защитной оболочке реактора с кипящей водой и к ядерной энергетической установке, в которой эта оболочка применяется.
Уровень техники
Обычно ядерный реактор с кипящей водой (BWR) имеет основную защитную оболочку, конструкция которой обеспечивает возможность гашения давления, и, следовательно, ее преимущество заключается в возможности уменьшения объема основной защитной оболочки реактора. В случае реактора с кипящей водой атмосфере внутри основной защитной оболочки реактора приданы инертные свойства за счет добавления газообразного азота, с тем, чтобы понизить концентрацию кислорода по сравнению с концентрацией кислорода в атмосфере воздуха при нормальных условиях. Поэтому в том случае, если температура топлива в активной зоне реактора во время аварии возрастает, и оно реагирует с охладителем и при этом генерируется водород, то в такой основной защитной оболочке реактора не возникает опасности возникновения взрыва или быстрого горения. Кроме того, реактор с кипящей водой имеет небольшую основную защитную оболочку, и внешняя поверхность основной защитной оболочки полностью расположена внутри здания реактора с образованием двойной оболочки. Таким образом, даже в случае проектной аварийной ситуации может быть обеспечена двойная защита от радиоактивных материалов.
Безопасность реакторов с кипящей водой крайне высокая, и не происходит внезапного начала аварий основной конструкции или аварий, в которых целостность топлива в активной зоне нарушалась бы в малейшей степени вообще. Кроме того, в соответствии с вероятностной оценкой безопасности (PSA) подтверждено, что частота повреждений активной зоны реактора для реакторов с кипящей водой достаточно низкая, составляет приблизительно от 10-5/реактор-год до 10-6/реактор-год для старых моделей и от 10-7/реактор-год до 10-8/реактор-год для более поздних. Тем не менее, в конструкции реактора нового поколения реализовано предписание, согласно которому конструкцию создают при допущении предположения о том, что может произойти тяжелая авария.
Если возможность тяжелой аварии предполагается в конструкции реактора нового поколения, то это может быть случай, когда при возникновении такой тяжелой аварии генерируется большое количество водорода за счет реакции вода-металл, происходящей между высокотемпературным ядерным топливом и охладителем, и давление внутри основной защитной оболочки реактора возрастает и превышает расчетный предел давления. Например, в случае усовершенствованного ядерного реактора с кипящей водой (ABWR) расчетное (проектное) давление основного герметизирующего корпуса реактора составляет 310 кПа, однако, если в случае тяжелой аварии образуется большое количество водорода, давление внутри основной защитной оболочки реактора может достигать величины, приблизительно вдвое превышающей указанное проектное давление. В этой связи, хотя и доказано, что основная защитная оболочка реактора указанного усовершенствованного ядерного реактора с кипящей водой может выдерживать давление, превышающее проектное в три раза, состояние реактора, в котором в случае возникновении крупной аварии давление внутри основной защитной оболочки сохраняется превышающим проектное давление в течение продолжительного периода времени, является неблагоприятным с точки зрения безопасности. Если давление внутри основной защитной оболочки реактора превышает проектное давление, может происходить утечка радиоактивного газа, находящегося внутри основной защитной оболочки реактора, величина которой может превышать расчетную величину утечки.
В случае проектной аварийной ситуации давление внутри основной защитной оболочки реактора ограничено расчетным давлением или меньшей величиной давления, а величина утечки радиоактивного газа внутри основной защитной оболочки реактора ограничена расчетной или меньшей величиной утечки. В этом случае давление внутри здания реактора почти не увеличивается, и, следовательно, здание реактора вообще не подвержено повреждению. Кроме того, в случае проектной аварийной ситуации используют эффективно действующий вытяжной вентилятор и фильтр для удаления газа, находящегося внутри здания реактора, через отводящую трубу, поддерживая тем самым в здании реактора разрежение по отношению к внешнему атмосферному давлению. В результате здание реактора имеет двойной барьер, препятствующий проникновению радиоактивных веществ в атмосферу. Однако при возникновении тяжелой аварии существует вероятность того, что используемый вытяжной вентилятор не обеспечивает выполнения своей функции вследствие потерь мощности или тому подобного, и это может привести к утрате зданием реактора функции по дублированию предотвращения распространения радиоактивности.
Для того чтобы ограничить рост давления в основной защитной оболочке реактора в случае тяжелой аварии, эффективным действием является выпуск газа, находящегося в основной защитной оболочке реактора, в здание реактора, служащее вторичной защитной оболочкой реактора. Однако здание реактора имеет низкое проектное давление, и внутри здания находится воздух при нормальных условиях, так что, если в здание реактора отводится газ высокого давления, находящийся в основной защитной оболочке реактора и содержащий большое количество водорода, генерируемого при возникновении тяжелой аварии, в здании реактора может произойти взрыв с повреждением здания, и в результате произойдет неконтролируемый выброс радиоактивного газа в атмосферу. Такая ситуация имеет сходство с ситуацией крупной аварии на Чернобыльской атомной станции. Таким образом, указанный способ не является технически подходящим, хотя и был предложен, и в настоящее время не существует действующего ядерного реактора с кипящей водой, который применял бы такой опасный метод. Следует отметить, что проектное избыточное давление для здания реактора составляет 13,8 кПа (0,14 кг/с2). Однако такая величина проектного давления не означает, что здание реактора обычно является недостаточно прочным, а установлена преднамеренно, как величина давления, при котором должна открываться установленная в целях безопасности панель взрывозащиты.
В качестве технически подходящего способа известен способ, согласно которому газ, находящийся внутри основной защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии, выпускают в окружающую атмосферу через фильтр. Однако в окружающую атмосферу выходит инертный газ и органические соединения йода, причем без ограничения, и поэтому население повергается воздействию радиоактивного облучения. Кроме того, для минимизации указанного воздействия радиации на население, необходимо предварительно эвакуировать каждого проживающего в пределах определенного расстояния от реактора.
В последнее время в экономичном упрощенном ядерном реакторе с кипящей водой (ESBWR) применяется превосходный способ, согласно которому водяной пар, подлежащий выпуску внутрь основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии, конденсируют с помощью системы пассивного охлаждения активной зоны ядерного реактора (PCCS) для снижения роста давления, обусловленного остаточным тепловыделением в основной защитной оболочке реактора. Однако большое количество водорода, освобождаемого в случае возникновения тяжелой аварии, не конденсируется с помощью системы PCCS, а объем основной защитной оболочки реактора типа ESBWR мал, так что давление внутри основной защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии поддерживается, в конечном счете, в два или три раза превышающим расчетное давление. То есть, даже если в обычной защитной оболочке реактора, имеющей небольшой объем, установлена система PCCS, давление внутри защитной оболочки реактора в случае тяжелой аварии не может быть ограничено величиной расчетного давления или меньшей величиной. При этом следует отметить, что расчетное давление для основного герметизирующего корпуса реактора типа ESBWR также составляет 310 кПа.
Для вышеуказанных условий не так давно была описана новая оригинальная конструкция защитной оболочки реактора, имеющей конфигурацию, в которой верхний объем, включающий площадку для технического обслуживания, используют в качестве стойкой к давлению верхней вторичной защитной оболочки реактора, а газ высокого давления, накапливающийся в основной защитной оболочке реактора, выпускают в указанную вторичную защитную оболочку реактора (см. документ JP 2007-10457). Термин «стойкий к давлению» в данном случае означает, что верхняя вторичная защитная оболочка реактора спроектирована так, что имеет такое же расчетное давление, что и основная защитная оболочка реактора. Однако в известной защитной оболочке реактора, существовала необходимость создать в зоне, включающей площадку для технического обслуживания, атмосферу с содержанием кислорода, меньшим, чем в атмосферном воздухе при нормальных условиях, для того чтобы предотвратить возникновение взрыва водорода. В таких условиях при нормальном функционировании ядерной энергетической установки оператор не может входить в зону, включающий площадку технического обслуживания, например, для транспортировки топлива. Если атмосфера в зоне, включающей площадку для технического обслуживания, представляет собой воздух, необходимо, чтобы большое количество водорода, генерированного при возникновении тяжелой аварии, было сожжено или рекомбинировано с помощью воспламенителя или дожигателя с выделением большого количества теплоты с увеличением температуры внутри защитной оболочки реактора до 200°С или более, что может привести к повреждению оборудования вследствие перегрева.
Проблемы, решаемые настоящим изобретением
В случае реактора нового поколения запроектированный срок эксплуатации ядерной энергетической установки составляет от 60 до 80 лет и, следовательно, существует возможность увеличения числа жителей, постоянно проживающих вблизи атомной станции после окончание ее строительства. Увеличение численности населения вокруг станции затрудняет проведение полной эвакуации всех этих жителей, необходимой в случае чрезвычайной ситуации и планируемой при возникновении серьезной аварии на установке. Если же численность населения, проживающего вокруг атомной станции, должна быть ограниченной, то возникает препятствие для создания ядерной установки в непосредственной близости от большого густонаселенного города. Даже, если атомную станцию создают вблизи густонаселенного большого города, безопасность реактора нового поколения должна быть полностью гарантированной за счет собственной проектной безопасности атомной станции.
Кроме того, возможно, что реактор нового поколения будут строить в любом месте в самых разных странах мира, и, следовательно, для реактора существует опасность, связанная с природной катастрофой, такой как сильное разрушительное землетрясение, цунами большой силы и сверхсильный ураган. Если тяжелая авария происходит вследствие природных катастроф, то затруднительно осуществить полную эвакуацию населения, поживающего вблизи атомной станции. Необходимо понимать, что для реакторов нового поколения во всех странах мира существует опасность природных катастроф, таких как сверхсильный ураган, сильное разрушительное землетрясение и цунами большой силы. Если произошла серьезная природная катастрофа, такая как разрушительный ураган, вследствие которого произошла авария с обесточиванием атомной станции (SBO), то существует вероятность того, что в течение длительного периода времени восстановительные работы не могут быть осуществлены. Поэтому необходимо создать реактор нового поколения, достаточно безопасный, чтобы предотвратить распространение последствий этой серьезной аварии, связанных с таким длительным обесточиванием станции, за пределы границ площадки атомной станции и исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг станции.
Как отмечено выше, желательно обеспечить реактор нового поколения, достаточно безопасный, чтобы исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг станции, в случае возникновения тяжелой аварии вследствие разрушительной природной катастрофы. В связи с этим необходимо создавать конструкцию такой, чтобы можно было поддерживать давление внутри защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии на уровне расчетного давления или ниже, чтобы предотвратить нарушение целостности защитной оболочки реактора вследствие взрыва или быстрого горения большого количества водорода и предотвратить выход радиоактивных инертного газа или органических соединений йода в окружающую среду через фильтр выпускного отверстия. Кроме того, желательно обеспечить такую конфигурацию, в которой утечка радиоактивных веществ из герметизирующего корпуса реактора может быть предотвращена пассивно, без использования внешнего источника энергии. Помимо того, во время нормального функционирования атомной станции желательно, чтобы операторы могли производить свои работы на площадке для технического обслуживания.
Задача настоящего изобретения заключается в создании защитной оболочки реактора и ядерной энергетической установки, использующей эту оболочку, способную, в том случае, когда газ высокого давления, содержащий большое количество водорода, удаляют из основной защитной оболочки реактора в объем, включающий площадку для технического обслуживания, предотвратить возникновение взрыва или быстрого горения водорода, способную также пассивно предотвращать утечки радиоактивных веществ, содержащихся в газе высокого давления, и способную использовать атмосферу воздуха при нормальных условиях, в качестве атмосферы в объеме, включающем площадку технического обслуживания, во время нормальной работы станции с тем, чтобы операторы для проведения своих работ могли входить в указанный объем над площадкой для технического обслуживания.
Указанная задача решена в защитной оболочке реактора, содержащей основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность; вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора; воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора, способный принимать газ высокого давления, выпускаемый из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и расширяющийся при локализации в нем газа; и выпускной трубопровод, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком.
Кроме того, обеспечивается ядерная энергетическая установка, содержащая корпус реактора под давлением; основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность; вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора; воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора, способный принимать газ высокого давления, выпускаемый из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и расширяющийся в процессе локализации в нем газа; и выпускной трубопровод для газовой фазы, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком; систему пассивного охлаждения защитной оболочки ядерного реактора, предназначенную для охлаждения основной защитной оболочки реактора в случае возникновения аварии; и конденсатор изоляции, служащий для охлаждения топлива активной зоны реактора во время консервации реактора.
Преимущество изобретения
В соответствии с настоящим изобретением может быть обеспечен реактор с кипящей водой нового поколения, способный исключить необходимость эвакуации населения, проживающего вокруг атомной станции, даже в том случае, если происходит тяжелая авария вследствие разрушительной природной катастрофы, и позволяющий операторам входить в объем, включающую площадку для технического обслуживания, с тем, чтобы в любое время непрерывно выполнять свою работу.
Краткое описание чертежей
На фиг.1 показан схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию первого варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы;
на фиг.2 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.1;
на фиг.3 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию второго варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы;
на фиг.4 - схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.3.
Осуществление изобретения
Варианты выполнения защитной оболочки реактора и ядерной энергетической установки, использующей эту оболочку, будут описаны ниже со ссылками на сопровождающие чертежи. Одинаковыми ссылочными номерами позиций обозначены одинаковые или сходные элементы конструкции, и повторное их описание будет исключено. Кроме того, хотя на сопровождающих описание чертежах для каждого из различных типов клапанов в целях упрощения показан только один клапан, на практике для надежности обеспечивают большое количество клапанов, установленных параллельно или последовательно. Ядерная энергетическая установка, соответствующая настоящему изобретению, не ограничивается применением для атомной электрической станции, и может быть ядерной энергетической установкой, предназначенной для использования в иных целях, чем выработка электрической энергии.
Первый вариант осуществления изобретения
На фиг.1 представлен схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию первого варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, отображающий состояние нормальной работы. На фиг.2 показан схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий состояние, при котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.1.
Защитная оболочка реактора, соответствующая рассматриваемому варианту осуществления изобретения, содержит активную зону 1 реактора и находящийся под давлением корпус 2 реактора, внутри которого находится активная зона 1 реактора. В активной зоне 1 размещено большое количество тепловыделяющих элементов (не показаны). Вокруг основной (первичной) защитной оболочки 3 реактора расположена вторичная защитная оболочка 4 реактора. Хотя для упрощения показана собранная конструкция с двойной защитной оболочкой, в которой вторичная защитная оболочка 4 реактора полностью заключает в себе внешнюю поверхность основной защитной оболочки 3 реактора, может быть использована конфигурация с частично двойной защитной оболочкой, в которой вторичная защитная оболочка 4 реактора заключает в себе основную защитную оболочку 3 реактора лишь частично.
Внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора расположен сложенный воздушный мешок 5. Воздушный мешок 5 сообщается с газовой фазой основной защитной оболочки 3 реактора посредством выпускного трубопровода 6 для газовой фазы и устройства 7 переключения состояний «изоляция - сообщение». В качестве такого устройства 7 переключения состояний «изоляция - сообщение» может быть использован разрывной диск, автоматический изолирующий клапан или тому подобное устройство.
Как основная защитная оболочка 3 реактора, так и вторичная защитная оболочка 4 реактора могут выдерживать высокое давление. Расчетное давление основной защитной оболочки 3 реактора установлено равным приблизительно 310 кПа, а для вторичной защитной оболочки 4 реактора оно составляет приблизительно 207 кПа, что эквивалентно указанному расчетному давлению для основной защитной оболочки 3 реактора. При этом расчетное давление вторичной защитной оболочки может быть в точности равным расчетному давлению основной защитной оболочки реактора. Кроме того, как основная защитная оболочка 3 реактора, так и вторичная защитная оболочка 4 реактора обладают герметичностью.
Во время нормальной работы реактора атмосфере внутри основной защитной оболочки 3 реактора приданы инертные свойства путем добавления газообразного азота для того, чтобы содержание кислорода в атмосфере оболочки было меньше его содержания в атмосфере воздуха при нормальных условиях. Следует отметить, что атмосферой во вторичной защитной оболочке 4 реактора является воздух при нормальных условиях. Таким образом, во время нормальной работы операторы могут оставаться внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора с тем, чтобы беспрепятственно производить осмотр, выполнять работу по транспортированию топлива или подобную работу. В такой ситуации устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» находится в положении изоляции (разъединения).
Как показано на фиг.2, когда в основной защитной оболочке 3 реактора происходит авария, охладитель вытекает из находящегося под давлением корпуса 2 реактора, что приводит к генерированию большого количества водяного пара. Кроме того, когда происходит тяжелая авария с последующим серьезным повреждением ядерного топлива, большое количество водорода образуется за счет реакции металл-вода, проходящей между ядерным топливом и охладителем. Если давление внутри основной защитной оболочки 3 реактора возрастает в результате генерирования водяного пара и водорода и достигает предварительно заданной величины, устройство 7 переключения позиций «изоляция-сообщение» автоматически переключается в положение, соответствующее режиму сообщения. В результате газ высокого давления, находящийся внутри основной защитной оболочки 3 реактора, вытекает через выпускной трубопровод 6 для газовой фазы в воздушный мешок 5, при этом воздушный мешок 5 начинает расширяться.
После начала расширения воздушного мешка 5 давление внутри основной защитной оболочки 3 реактора понижается. При этом давление атмосферы во вторичной защитной оболочке 4 реактора повышается (происходит сжатие этой атмосферы) под воздействием давления находящегося в воздушном мешке 5 газа высокого давления. Расширение воздушного мешка 5 прекращается в то время, когда давление во вторичной защитной оболочке 4 реактора и давление газа в воздушном мешке 5 уравниваются. Поскольку газ высокого давления в воздушном мешке 5 сообщается с атмосферой основной защитной оболочки 3 реактора посредством выпускного трубопровода 6 для газовой фазы, давление газа равно давлению внутри основной защитной оболочки 3 реактора. То есть, по окончании растягивания воздушного мешка 5 достигается равновесие давлений в основной защитной оболочке 3 реактора и во вторичной защитной оболочке 4 реактора.
При достижении равенства давления газа высокого давления в воздушном мешке 5 и давления внутри вторичной защитной оболочки 4 реактора, разность давлений внутри и снаружи воздушного мешка 5 становится равной нулю, и поэтому прекращаются утечки водорода и радиоактивного газа, содержащихся в газе высокого давления, находящемся в воздушном мешке 5, из воздушного мешка 5 внутрь вторичной защитной оболочки 4 реактора, хотя они и имеют высокое давление. Кроме того, давления внутри основной защитной оболочки 3 реактора и вторичной защитной оболочки 4 реактора также уравниваются, так что газообразная среда, находящаяся в первичной защитной оболочке 3 реактора, прекращает перетекать во вторичную защитную оболочку 4 реактора.
Воздушный мешок расширяется за счет энергии давления газа высокого давления в основной защитной оболочке 3 реактора и повышает тем самым давление во вторичной защитной оболочке 4 реактора, и находящаяся во вторичной защитной оболочке 4 реактора атмосфера (газообразная среда) оказывает давление на все охватываемые поверхности основной защитной оболочки 3 реактора и воздушного мешка 5. Таким образом, можно пассивно предотвращать утечки газа высокого давления из основной защитной оболочки 3 реактора и воздушного мешка без использования внешнего источника энергии.
Расширение воздушного мешка 5 происходит в соответствии со скоростью выпуска газа высокого давления из основной защитной оболочки 3 реактора. Превышение давления в основной защитной оболочке 3 реактора по отношению к расчетному давлению обусловлено большим количеством водорода, генерируемого при возникновении тяжелой аварии. Реакция металл-вода, протекающая между ядерным топливом и охладителем, может генерировать большое количество водорода, но время протекания этой реакции составляет, по меньшей мере, от нескольких минут до нескольких десятков минут. Кроме того, можно уменьшить скорость выпуска газа высокого давления за счет установки в вентиляционной трубе 6 для газовой фазы дроссельной шайбы (не показана) или за счет уменьшения степени открытия устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение». Следовательно, в отличие от случая использования автомобильного воздушного мешка (воздушной подушки) для защиты пассажиров, расширение воздушного мешка 5 происходит очень медленно. То есть, свойство быстрого расширения автомобильного воздушного мешка не используется здесь в качестве расчетного параметра. Таким образом, воздушный мешок 5 даже большой вместимости расширяется непрерывно и медленно. Пример материала для воздушного мешка 5 включает материал, полученный путем комбинирования пластичного материала с невоспламеняемым материалом, который используют для спасательной шлюпки или воздушного колпака.
Второй вариант осуществления изобретения
На фиг.3 представлен схематический вид в вертикальном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию второго варианта выполнения защитной оболочки реактора в соответствии с настоящим изобретением, показывающий состояние нормальной работы. На фиг.4 показан схематический вид в вертикальном разрезе, отображающий состояние, в котором произошла авария внутри защитной оболочки реактора, показанной на фиг.3.
Защитная оболочка 8 реактора в соответствии с этим вариантом осуществления изобретения включает цилиндрическую основную защитную оболочку 3 реактора и куполообразную вторичную защитную оболочку 9 реактора (здесь и далее именуемую как «верхняя вторичная защитная оболочка реактора»), расположенную над основной защитной оболочкой 3 реактора. Таким образом, внешняя стенка защитной оболочки 8 реактора имеет цилиндрическую форму в нижней части и куполообразную форму в верхней части. Защитная оболочка 8 реактора вмещает в себя корпус 2 реактора под давлением, внутри которого находится активная зона 1 реактора. В активной зоне 1 реактора размещено большое количество тепловыделяющих элементов (не показаны).
Как основная защитная оболочка 3 реактора, так и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора обладают стойкостью к давлению. Расчетное давление основной защитной оболочки 3 реактора установлено равным приблизительно 310 кПа, а расчетное давление верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора установлено равным приблизительно 207 кПа, что эквивалентно расчетному давлению основной защитной оболочки 3 реактора. Расчетное давление верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора может быть в точности равно расчетному давлению основной защитной оболочки 3 реактора. Кроме того, как основная защитная оболочка 3 реактора, так и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора выполнены герметичными.
Основная защитная оболочка 3 реактора содержит сухой бокс 10, в котором заключен корпус 2 реактора под давлением, и влажный бокс 12 с бассейном 11 понижения давления. Сухой бокс 10 сообщен с бассейном 11 понижения давления с помощью приблизительно десяти отводящих трубопроводов 13 для случая аварии с потерей теплоносителя (аварийный режим LOCA). Корпус 2 реактора под давлением опирается на опорный элемент 15 посредством юбки 14, прикрепленной к корпусу 2 реактора.
В сухом боксе 10 пространство выше опорного элемента 15 корпуса именуется как «верхний сухой бокс 16», а пространство ниже опорного элемента именуется как «нижний сухой бокс 17». Верхний сухой бокс 16 и нижний сухой бокс 17 образуют часть внешней стенки защитной оболочки 8 реактора. Таким образом, трубопроводы, проходящие от верхнего сухого бокса 16 и влажного бокса 12, могут доходить до внешней поверхности защитной оболочки 8 реактора за счет прохождения непосредственно внутрь внешней стенки только через внутреннюю поверхность. То есть, защитная оболочка 8 реактора имеет конструкцию с единственной (внешней) стенкой.
В качестве альтернативы, по причинам, таким как необходимость увеличения поверхности площадки для технического обслуживания, основная защитная оболочка реактора может иметь конструкцию с двойной цилиндрической стенкой. Более конкретно, внутренний диаметр верхней вторичной защитной оболочки реактора превышает внешний диаметр основной защитной оболочки реактора, а цилиндрическая часть верхней вторичной защитной оболочки реактора проходит вниз к основанию, и в результате цилиндрическая часть основной защитной оболочки имеет двойную защиту.
В примере, показанном на фиг.3, реактор, заключенный внутри основной защитной оболочки, представляет собой усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR). Этот тип реактора характеризуется тем, что некоторые внутриреакторные насосы (RIP) 18 соединены с нижней частью корпуса 2 реактора под давлением. Другим типом реактора, который может быть заключен внутри, может быть реактор с естественной циркуляцией, подобный экономичному упрощенному ядерному реактору с кипящей водой (ESBWR). В случае использования реактора с естественной циркуляцией внутренние насосы отсутствуют.
Верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора содержит площадку 19 для технического обслуживания. Основная защитная оболочка 3 реактора содержит верхнюю крышку 20. Верхняя крышка 20 основной защитной оболочки 3 реактора изготовлена из стали, расположена непосредственно над корпусом 2 реактора под давлением и выполнена с возможностью съема при замене ядерного топлива. Основная защитная оболочка 3 реактора и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора отделены друг от друга с помощью верхней крышки 20 основной защитной оболочки 3 реактора. Верхняя часть верхней крышки 20 основной защитной оболочки реактора покрыта водным защитным экраном 21 для защиты от радиации, испускаемой активной зоной 1 реактора во время нормальной работы.
Внешняя стенка верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора имеет форму купола, и воздушный мешок 5 установлен в непосредственной близости от вершины этого купола. В нормальных условиях воздушный мешок 5 находится в сложенном состоянии. Газовая фаза влажного бокса 12 и воздушный мешок 5 в верхнем вторичном герметизирующем корпусе 9 сообщаются между собой с помощью выпускного трубопровода 6 для газовой фазы и устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение». В качестве устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение» может быть использован разрывной диск, автоматический отсечной клапан или тому подобное устройство. Хотя на фиг.3 показана только одна пара, состоящая из выпускного трубопровода 6 и устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение», по окружности может быть размещено две или большее число таких пар. Кроме того, хотя выпускной трубопровод 6 для газовой фазы проходит внутри внешней стенки защитной оболочки 8 реактора, он, к примеру, может проходить внутри или снаружи защитной оболочки 8 реактора.
Устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» во время нормальной работы реактора находится в положении изоляции. Следует отметить, что даже при возникновении кратковременной аварии, которая не сопровождается ростом давления во влажном боксе 12, или несущественной аварии с потерей теплоносителя устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» поддерживается в положении изоляции.
Обычно в качестве материала верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора может быть использован бетон. Однако может быть использован любой материал при условии, что он может обеспечивать стойкость к давлению и герметичность. Для предотвращения утечки в атмосферу из верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора используют облицовку из стали или смолистого вещества (не показано).
В рассматриваемом варианте осуществления изобретения атмосфера (газообразная среда) в верхнем вторичном герметизирующем корпусе 9 реактора представляет собой воздух при нормальных условиях. Таким образом, во время нормальной работы реактора операторы могут входить внутрь верхней вторичной защитной оболочки 9 с тем, чтобы постоянно проводить работы по транспортированию топлива и тому подобного в пределах зоны, включающей площадку для технического обслуживания.
В верхнем сухом боксе 16 установлен бассейн 22 гравитационной системы охлаждения (далее сокращенно именуемой GDCS), и в нем содержится охлаждающая вода. Бассейн 22 системы GDCS соединен с корпусом 2 реактора под давлением с помощью инжекционного трубопровода 23 и инжекционного клапана 24. Кроме того, к корпусу 2 реактора присоединен редукционный клапан 25. Когда активируется редукционный клапан 25 для снижения давления внутри корпуса 2 реактора под давлением и активируется инжекционный клапан 24, охлаждающая вода, находящаяся в бассейне 22 системы GDCS, впрыскивается за счет гравитации в корпус 2 высокого давления реактора. Помимо этого, охлаждающая вода может вытекать из бассейна 22 системы GDCS в расположенный ниже сухой бокс 17 через дренажный трубопровод и дренажный клапан (оба не показаны).
Для охлаждения активной зоны реактора в том случае, когда реактор находится в изолированном состоянии в результате обесточивания атомной станции, установлен конденсатор системы изоляции реактора (далее сокращенно именуемый как конденсатор изоляции (IC)). Кроме того, в целях охлаждения водяного пара, выделяемого внутри основной защитной оболочки 3 реактора при возникновении тяжелой аварии и тому подобного, установлена система пассивного охлаждения активной зоны ядерного реактора (далее сокращенно называемая PCCS).
То есть, бассейн 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS размещены в объеме, расположенном над сухим боксом 10 и ниже площадки 19 для технического обслуживания, и в каждом из них содержится охлаждающая вода. Теплообменник 28 конденсатора изоляции расположен в бассейне 26 конденсатора изоляции и соединен с корпусом 2 реактора под давлением посредством отсечного клапана 29, впускного трубопровода 30 для водяного пара, возвратного трубопровода 31 для сконденсированной воды и инжекционного клапана 32. Подобным образом, теплообменник 33 системы PCCS расположен в бассейне 27 системы PCCS и соединен с газовой фазой сухого бокса 10 посредством впускного трубопровода 34. Теплообменник 33 системы PCCS также соединен с бассейном 11 понижения давления через дренажный трубопровод 35 системы PCCS, и соединен с бассейном 22 системы GDCS посредством трубопровода 36 для возврата сконденсированной воды.
Газовая фаза бассейна 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS сообщаются с объемом снаружи внешней стенки защитной оболочки 8 реактора посредством выпускных отверстий (не показаны). Следовательно, хотя бассейн 26 конденсатора изоляции и бассейн 27 системы PCCS, с учетом необходимости защиты от излучения, находятся в объеме снаружи защитной оболочки 8 реактора, они фактически установлены в объеме, защищенном внешней стенкой защитной оболочки реактора. Внешняя стенка защитной оболочки реактора спроектирована с конструкционной прочностью, достаточно высокой для защиты размещенного внутри оборудования, включая реактор, даже в случае падения большого самолета. Таким образом, описанная выше конструкция обеспечивает защиту, как бассейна 26 конденсатора изоляции, так и бассейна 27 системы PCCS, от разрушения в случае падения большого самолета.
При возникновении незначительной аварии, которая не сопровождается ростом давления в сухом боксе 10 или обесточиванием атомной станции, водяной пар в корпусе 2 реактора под давлением направляют в теплообменник 28 конденсатора изоляции, и сконденсированная вода возвращается в корпус 2 реактора через возвратный трубопровод 31 для сконденсированной воды. Это обеспечивает продолжительное охлаждение топлива активной зоны без использования внешнего источника энергии. Таким образом, даже, если произошло длительное обесточивание атомной станции вследствие природной катастрофы, например, землетрясения большой силы, то безопасность станции не ухудшается.
Кроме того, в водном защитном экране 21 расположен сетчатый фильтр 37, что позволяет воде из водного защитного экрана 21 поступать непосредственно внутрь расположенного ниже сухого бокса 17 через обратный клапан 38, дренажный трубопровод 30, U-образный гидравлический затвор и инжекционный клапан 41. Кроме того, на основании нижнего сухого бокса 17 установлена ловушка 42 радиоактивных материалов активной зоны.
Далее со ссылкой на фиг.4 будет описано функционирование корпуса реактора под давлением согласно второму варианту осуществления настоящего изобретения при возникновении аварии.
Если происходит авария с образованием большой трещины и потерей теплоносителя или серьезная авария, внутренний объем сухого бокса 10 заполняется паром высокого давления. Давление водяного пара приводит к тому, что азот и водород, которые оба являются в сухом боксе 10 неконденсируемым газами, проходят кратковременно через отводящие трубопроводы 13 аварийного режима LOCA и на долговременной основе проходят через отводящий трубопровод 35 системы PCCS для отвода в бассейн 11 понижения давления, после чего выталкиваются в газовую фазу влажного бокса 12. В результате давление в газовой фазе влажного бокса 12 возрастает. В частности, при возникновении тяжелой аварии, которая сопровождается образованием большого количества водорода, давление водорода в газовой фазе во влажном боксе 12 увеличивается и, если не предпринимают мер, давление в основной защитной оболочке 3 реактора возрастает настолько, что превышает расчетное давление в два раза или более.
Однако согласно настоящему изобретению, когда давление в газовой фазе во влажном боксе 12 достигает предварительно заданного давления активирования устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение», устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» активируется, и, таким образом, газовая фаза влажного бокса 12 и воздушный мешок 5 в верхней вторичной защитной оболочке 9 сообщаются друг с другом посредством выпускного трубопровода 6 для газовой фазы. В результате давление внутри основной защитной оболочки 3 реактора чрезмерно возрастает из-за присутствия неконденсируемых газов, таких как азот и водород, которые накапливаются в газовой фазе влажного бокса 12 и могут быть выпущены в воздушный мешок 5, находящийся в верхней вторичной защитной оболочке 9 реактора, и тем самым обеспечивается в значительной степени сдерживание роста давления в основной защитной оболочке 3 реактора.
В качестве альтернативы, может быть рассмотрен способ, в котором предварительно заданное давление активирования устройства 7 переключения положений «изоляция-сообщение» устанавливают более высоким так, чтобы устройство 7 переключения положений «изоляция-сообщение» не было активировано даже при возникновении аварии с образованием большой трещины и потерей теплоносителя. В этом случае может быть использована конструкция, в которой устройство 7 для переключения положений «изоляция-сообщение» активируется только в случае тяжелой аварии, которая сопровождается слишком высоким давлением, что связано с большим количеством водорода, и не активируется в проектной аварийной ситуации. В этой связи в случае проектной аварийной ситуации давление ограничивают в основной защитной оболочке 3 реактора, а при возникновении тяжелой аварии, сопровождающейся чрезмерно высоким давлением, для того чтобы выдерживать слишком высокое давление, созданное в результате тяжелой аварии, используют, как основную защитную оболочку 3 реактора, так и верхнюю вторичную защитную оболочку 9 реактора.
В сконфигурированном таким образом рассматриваемом варианте осуществления изобретения функцию барьера, препятствующего росту давления в случае возникновения тяжелой аварии, выполняет не только основная защитная оболочка 3 реактора. Функцию барьера давления в рассматриваемом варианте осуществления изобретения осуществляют совместно друг с другом, как основная защитная оболочка 3 реактора, так и верхняя вторичная защитная оболочка 9 реактора, снижая тем самым давление в защитной оболочке 8 реактора до более низкого уровня. В случае обычной защитной оболочки реактора при возникновении тяжелой аварии давление внутри этой оболочки в два или три раза превышает проектное давление. В соответствии с настоящим изобретением при возникновении тяжелой аварии становится возможным снизить давление до величины, находящейся в пределах проектного давления. Объем свободного пространства в верхней вторичной защитной оболочке 9 становится в 5-6 раз больше объема свободного пространства в мокром боксе 12. Следовательно, давление в защитной оболочке реактора при возникновении тяжелой аварии может быть уменьшено до 1/5 или 1/6 по отношению к случаю использования обычной защитной оболочки, и тем самым достигается снижение давления внутри защитной оболочки реактора до величины, не превышающей расчетное давление.
В известном реакторе с активной системой безопасности при возникновении тяжелой аварии давление внутри защитной оболочки реактора достигает величины, приблизительно в два раза превышающей расчетное давление, и, следовательно, необходимо осуществить вентиляцию защитной оболочки реактора. В этом случае необходимо, чтобы радиоактивный газ, находящийся внутри защитной оболочки реактора, был выпущен в окружающую атмосферу, так что становится необходимым заблаговременно эвакуировать население, проживающее вокруг атомной станции, с тем, чтобы уменьшить опасность радиоактивного облучения. В отличие от известного реактора, в соответствии с настоящим изобретением давление внутри защитной оболочки реактора можно поддерживать на достаточно низком уровне, не осуществляя для этого вентиляцию защитной оболочки реактора, и тем самым достигается эффект повышения безопасности.
Кроме того, большое количество водорода, выпускаемого из основной защитной оболочки 3 реактора через выпускную трубу 6 для газовой фазы, локализуется в воздушном мешке 5 и поэтому не смешивается с воздушной атмосферой, находящейся в верхней вторичной защитной оболочке 9, и поэтому не существует опасности возникновения взрыва или быстрого горения. Поскольку основной компонентой газа внутри воздушного мешка 5 является водород в большом количестве, воздушный мешок 5 вследствие существования подъемной силы этого газа (имеет меньшую плотность), размещают в верхней части верхней вторичной защитной оболочки 9 реактора. Даже, если происходит утечка небольшого количества водорода из воздушного мешка 5, он поднимается в верхней части вторичной защитной оболочки 9 реактора на более высокий уровень за счет подъемной силы водорода и остается на этом более высоком уровне. В результате водород не может эффективно перемешиваться в верхней вторичной защитной оболочке 9 реактора с атмосферой воздуха, который был вытеснен воздушным мешком 5 вниз.
Помимо этого, большое количество радиоактивного газа, выпускаемого из основной защитной оболочки 3 реактора через выпускную трубу 6 для газовой фазы, локализуется в воздушном мешке 5 с предотвращением его выхода непосредственно в верхнюю вторичную защитную оболочку 9 и получением в результате эффекта образования двойного барьера против распространения радиоактивных веществ. Расширение воздушного мешка 5 приводит к сжатию газообразной среды в верхней вторичной защитной оболочке 9 реактора и уравниванию давления внутри и снаружи воздушного мешка. То есть, для воздушного мешка 5 не существует разности внутреннего и внешнего давлений, и тем самым усиливается эффект двойного барьера против распространения радиоактивных веществ посредством воздушного мешка 5. Как результат, становится возможным получить эффект предотвращения радиоактивных утечек, значительно больший, чем при использовании известной типичной конструкции защитной оболочки реактора, в которой давление в основной защитной оболочке реактора выше, чем во вторичной защитой оболочке.
В известной типичной конструкции защитной оболочки реактора давление в основной защитной оболочке реактора значительно выше, чем во вторичной защитой оболочке, что делает невозможным предотвращение утечки радиоактивных веществ из основной защитной оболочки реактора во вторичную защитную оболочку реактора. С помощью известной конструкции в случае возникновения утечки радиоактивных веществ во вторичную защитную оболочку можно лишь предотвратить утечку радиоактивных веществ в окружающую среду за счет поддерживания разрежения во вторичной защитной оболочке по отношению к окружающему атмосферному давлению. Единственным методом поддерживания разрежения во вторичной защитной оболочке реактора по отношению к внешнему атмосферному давлению было использование активной системы, например, вытяжного вентилятора для выпуска газообразной среды, находящейся во вторичной защитной оболочке, через фильтр.
Однако при возникновении тяжелой аварии в том случае, когда весьма вероятно, что внешний источник энергии в распоряжении не имеется, описанный выше метод, в котором для поддерживания разрежения во вторичной защитной оболочке реактора используют активную систему, не может быть использован, и в результате защитная функция двойной защитной оболочки будет утрачена. В известной конструкции с двойной защитной оболочкой ее действие может сохраняться при возникновении проектной аварии, если в распоряжении имеется внешний источник энергии и ядерное топливо не может быть серьезно повреждено. Однако действие двойной защитной оболочки реактора утрачивается в ситуации, в которой действие конструкции с двойной защитной оболочкой как раз требуется в наибольшей степени вследствие возникновения аварии, сопровождающейся серьезной опасностью для ядерного топлива.
С другой стороны, в рассматриваемом варианте осуществления изобретения даже в случае тяжелой аварии, когда внешний источник энергии в распоряжении не имеется, большое количество радиоактивных веществ, находящихся в основной защитной оболочке 3 реактора, направляют в воздушный мешок 5, расположенный в верхней вторичной защитной оболочке 9, за счет давления водородсодержащего газа, накопленного в основной защитной оболочке 3 реактора, и эти радиоактивные вещества могут быть локализованы (изолированы) в расширенном воздушном мешке 5, для которого разность между внутренним и внешним давлением стала равной нулю. То есть, как переход радиоактивных веществ в воздушный мешок 5, так и поддержание внешнего давления для последующей их локализации могут быть реализованы пассивно без использования внешнего источника энергии или активного оборудования. За счет эффективного использования энергии статического давления большого количества водорода, генерируемого в случае тяжелой аварии, можно достигнуть изоляции радиоактивного газа.
Даже, если при возникновении тяжелой аварии происходит расплавление активной зоны, и расплавленный материал активной зоны капает, проходя через нижнюю часть разрушенного корпуса 2 реактора, обломки разрушенной активной зоны принимает ловушка 42 радиоактивных материалов активной зоны, что предотвращает последующее плавление/эрозию бетонного основания защитной оболочки 8 реактора. Кроме того, охлаждающая вода в бассейне 22 системы GDCS и вода защитного экрана 21 могут быть направлены в расположенный ниже сухой бокс 17, с тем, чтобы затопить обломки разрушенной активной зоны в ловушке 42 радиоактивных материалов активной зоны для их охлаждения.
Хотя в это же время за счет тепла обломков материалов активной зоны генерируется водяной пар, он за счет собственного давления направляется в теплообменник 33 системы PCCS через впускной трубопровод 34 с последующей конденсацией. Поэтому чрезмерно высокое давление внутри защитной оболочки 8 реактора, созданное водяным паром, генерируемым за счет тепла обломков материалов активной зоны, не имеет место.
Сконденсированную воду направляют в бассейн 22 системы GDCS с помощью возвратного трубопровода 36 для сконденсированной воды и вновь используют для затопления расположенного ниже сухого бокса 17. Поскольку воздушный мешок 5 расширяется, давление в верхней вторичной защитной оболочке 9 реактора возрастает, в результате чего атмосфера внутри верхней вторичной защитной оболочки 9 оказывает сверху давление на водной защитный экран 21, под действием которого вода из водного защитного экрана 21 постепенно впрыскивается в расположенный ниже сухой бокс 17. Как результат, защитная оболочка 2 реактора затопляется водой до уровня выше верхней части активной зоны 1 реактора. Таким образом, даже если ядерное топливо остается в активной зоне 1 реактора, повреждение сухого бокса 10 действием тепла топлива активной зоны может быть предотвращено.
Во время перегрузки топлива вместо водного защитного экрана 21 таким же образом может быть использована конструкция, в которой воду аккумулируют в бассейне для отработавшего ядерного топлива (не показан), расположенном в верхней вторичной защитной оболочке 9 реактора или в шахте для размещения осушителей, сепараторов и тому подобного оборудования.
Рассмотренные выше варианты осуществления изобретения являются лишь примерами осуществления настоящего изобретения и не ограничивают изобретение. Кроме того, признаки настоящего изобретения могут быть скомбинированы.
Список номеров позиций
1 - активная зона реактора,
2 - корпус реактора под давлением
3 - основная защитная оболочка реактора
4 - вторичная защитная оболочка реактора
5 - воздушный мешок
6 - выпускной трубопровод для газовой фазы
7 - устройство переключения положений «изоляция-сообщение»
8 - защитная оболочка реактора
9 - верхняя вторичная защитная оболочка реактора (вторичная защитная оболочка реактора)
10 - сухой бокс
11 - бассейн понижения давления
12 - влажный бокс
13 - отводящие трубопроводы для аварийного режима LOCA
14 - юбка корпуса ядерного реактора
15 - опорный элемент для корпуса реактора
16 - верхний сухой бокс
17 - нижний сухой бокс
18 - внутриреакторный насос
19 - площадка для технического обслуживания
20 - верхняя крышка основной защитной оболочки реактора
21 - водный защитный экран
22 - бассейн гравитационной системы охлаждения (системы GDCS)
23 - инжекционный трубопровод
24 - инжекционный клапан
25 - редукционный клапан
26 - бассейн конденсатора изоляции
27 - бассейн системы пассивного охлаждения защитной оболочки ядерного реактора (системы PCCS)
28 - теплообменник конденсатора изоляции
29 - отсечной клапан
30 - впускной трубопровод для водяного пара
31 - возвратный трубопровод для сконденсированной воды
32 - инжекционный клапан
33 - теплообменник системы пассивного охлаждения защитной оболочки реактора
34 - впускной трубопровод для водяного пара
35 - отводящий трубопровод системы пассивного охлаждения защитной оболочки реактора
36 - возвратный трубопровод для сконденсированной воды
37 - сетчатый фильтр
38 - обратный клапан
39 - дренажный трубопровод
40 - U-образный водяной затвор
41 - инжекционный клапан
42 - ловушка радиоактивных материалов активной зоны
43 - машинное отделение

Claims (7)

1. Защитная оболочка реактора, содержащая основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность; вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора; воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора и выполненный с возможностью приема газа высокого давления, выпускаемого из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и с возможностью расширения в процессе локализации в нем газа; и выпускной трубопровод для газовой фазы, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком, при этом после расширения воздушного мешка давление газа высокого давления в воздушном мешке равно давлению во вторичной защитной оболочке реактора, причем газ высокого давления в воздушном мешке и основной защитной оболочке ограничен статически.
2. Защитная оболочка реактора по п.1, в которой к отводящему трубопроводу для газовой фазы присоединено устройство переключения положений «изоляция-сообщение».
3. Защитная оболочка реактора по любому из пп.1 или 2, в которой основная защитная оболочка реактора содержит сухой бокс, в котором расположен корпус реактора под давлением, и влажный бокс, в нижней части которого расположен бассейн понижения давления, а в верхней части - газовая фаза; при этом вторичная защитная оболочка реактора расположена над основной защитной оболочкой реактора; а выпускной трубопровод для газовой фазы соединяет воздушный мешок с газовой фазой влажного бокса.
4. Защитная оболочка реактора по п.3, в которой верхняя вторичная защитная оболочка реактора содержит площадку для технического обслуживания и отделена от основной защитной оболочки реактора посредством верхней крышки основной защитной оболочки реактора.
5. Защитная оболочка реактора по п.3, в которой внутри вторичной защитной оболочки реактора расположен бассейн, содержащий охлаждающую воду, а поверхность охлаждающей воды в указанном бассейне подвержена воздействию атмосферы, находящейся во вторичной защитной оболочке реактора; при этом внутри бассейна установлен сетчатый фильтр, и посредством сетчатого фильтра во внутренний объем сухого бокса проходит дренажный трубопровод; причем передний конец дренажного трубопровода проходит в нижний сухой бокс, расположенный ниже опорного элемента, предназначенного для поддерживания корпуса реактора под давлением, расположенного в сухом боксе, посредством обратного клапана, водяного затвора U-образной формы и инжекционного клапана; при этом, когда воздушный мешок расширяется, давление во вторичной защитной оболочке реактора повышается, и атмосфера во вторичной защитной оболочке реактора оказывает на поверхность содержащейся в бассейне охлаждающей воды давление, позволяющее направить охлаждающую воду в нижний сухой бокс.
6. Защитная оболочка реактора по п.5, в которой на основании нижнего сухого бокса расположена ловушка радиоактивных материалов активной зоны, и при расширении воздушного мешка давление во вторичной защитной оболочке реактора повышается, при этом атмосфера во вторичной защитной оболочке реактора оказывает давление на поверхность охлаждающей воды в бассейне, позволяющее направить охлаждающую воду в нижний сухой бокс с тем, чтобы затопить обломки материала активной зоны, упавшие в ловушку радиоактивных материалов активной зоны, для их охлаждения.
7. Ядерная энергетическая установка, содержащая
корпус реактора под давлением, внутри которого размещено топливо активной зоны; основную защитную оболочку реактора, вмещающую в себя корпус реактора под давлением и имеющую определенные стойкость к давлению, большему, чем атмосферное давление, и герметичность;
вторичную защитную оболочку реактора, установленную снаружи основной защитной оболочки реактора и обладающую стойкостью к давлению и герметичностью, эквивалентными стойкости к давлению и герметичности, присущим основной защитной оболочке реактора;
воздушный мешок, расположенный внутри вторичной защитной оболочки реактора и выполненный с возможностью приема газа высокого давления, выпускаемого из основной защитной оболочки реактора при возникновении аварии в основной защитной оболочке реактора, и с возможностью расширения в процессе локализации в нем газа; и выпускной трубопровод для газовой фазы, соединяющий основную защитную оболочку реактора с воздушным мешком; пассивную систему защиты защитной оболочки, предназначенную для охлаждения основной защитной оболочки реактора при возникновении аварийной ситуации;
при этом после расширения воздушного мешка давление газа высокого давления в воздушном мешке равно давлению во вторичной защитной оболочке реактора, причем газ высокого давления в воздушном мешке и основной защитой оболочке ограничен статически.
RU2012113713/07A 2009-09-08 2010-07-21 Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется RU2489758C1 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2009206761A JP5238649B2 (ja) 2009-09-08 2009-09-08 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント
JP2009-206761 2009-09-08
PCT/JP2010/004679 WO2011030497A1 (ja) 2009-09-08 2010-07-21 原子炉格納容器およびそれを用いた原子力プラント

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2489758C1 true RU2489758C1 (ru) 2013-08-10

Family

ID=43732179

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012113713/07A RU2489758C1 (ru) 2009-09-08 2010-07-21 Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9443620B2 (ru)
EP (1) EP2477190B1 (ru)
JP (1) JP5238649B2 (ru)
CN (1) CN102483963B (ru)
RU (1) RU2489758C1 (ru)
WO (1) WO2011030497A1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293336A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 中广核研究院有限公司 海上核电站安全壳抑压系统
RU2695128C1 (ru) * 2018-10-22 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления
RU208108U1 (ru) * 2021-08-03 2021-12-02 Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство", АО "НИЦ "Строительство" Защитная оболочка ядерного реактора
RU2773222C1 (ru) * 2021-08-16 2022-05-31 Владимир Дмитриевич Локтионов Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления

Families Citing this family (32)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102810337B (zh) * 2011-06-03 2015-03-25 上海核工程研究设计院 辅助蓄水型非能动双层安全壳
JP5696056B2 (ja) * 2012-01-05 2015-04-08 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉隔離時冷却装置
JP5876320B2 (ja) 2012-02-23 2016-03-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラント
US11901088B2 (en) 2012-05-04 2024-02-13 Smr Inventec, Llc Method of heating primary coolant outside of primary coolant loop during a reactor startup operation
WO2015061641A1 (en) * 2013-10-24 2015-04-30 Holtec International Steam generator for nuclear steam supply system
US10096389B2 (en) * 2012-05-21 2018-10-09 Smr Inventec, Llc Loss-of-coolant accident reactor cooling system
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
CN103489488B (zh) * 2012-06-11 2016-04-13 中国核动力研究设计院 模块式压水堆
CN103489491A (zh) * 2012-06-12 2014-01-01 中科华核电技术研究院有限公司 一种改变地坑碎片传输的装置
US9275761B2 (en) * 2012-06-13 2016-03-01 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
US9208906B2 (en) * 2012-06-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
CN102750993B (zh) * 2012-06-28 2015-09-30 中国核电工程有限公司 具有泄放气体包容功能的非能动安全壳事故泄压系统
US9502144B2 (en) 2012-07-06 2016-11-22 Westinghouse Electric Company Llc Filter for a nuclear reactor containment ventilation system
CN102881341B (zh) * 2012-10-08 2015-04-22 国家核电技术有限公司 体积膨胀组件和提高重力安注压头的方法
JP5747019B2 (ja) * 2012-12-28 2015-07-08 典彦 吉川 安全装置
US10147506B2 (en) 2014-04-03 2018-12-04 Bwxt Mpower, Inc. Conformal core cooling and containment structure
US9502142B2 (en) * 2014-07-17 2016-11-22 Nico M. Bonhomme Containment for a water cooled and moderated nuclear reactor
KR101546884B1 (ko) * 2014-07-23 2015-08-25 군산대학교산학협력단 피동형 냉각 구조를 구비하는 원자력 발전소의 격납건물
JP6466704B2 (ja) * 2014-12-04 2019-02-06 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 燃料／冷却材相互作用の影響緩和システム及びそれを備えた原子力発電プラント
CN104504259B (zh) * 2014-12-15 2017-03-08 中国核动力研究设计院 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法
JP6571982B2 (ja) * 2015-05-15 2019-09-04 株式会社東芝 運転床閉じ込め区画および原子力プラント
KR101656314B1 (ko) * 2015-08-11 2016-09-12 한국수력원자력 주식회사 방사성 물질 여과 장치
KR101663134B1 (ko) 2015-08-17 2016-10-07 한국수력원자력 주식회사 원전의 시험용 섬유형 이물질 제작 장치 및 방법
JP6737957B2 (ja) * 2016-11-28 2020-08-12 フラマトム ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング フィルタ付格納容器ベントシステムを備える原子力発電所
CN107123447B (zh) * 2017-04-14 2019-04-09 合肥工业大学 一种核电厂钢筋混凝土安全壳防爆泄压装置
CN109243634B (zh) * 2018-08-27 2021-04-02 中广核研究院有限公司 反应堆安全系统
CN109830312B (zh) * 2019-01-31 2020-06-23 中广核研究院有限公司 安全壳压力抑制系统及安全壳压力抑制方法
CN110865380B (zh) * 2019-11-26 2022-07-12 哈尔滨工程大学 一种固定型核能供电声呐点阵单元及点阵系统
JP6821883B1 (ja) * 2020-09-16 2021-01-27 株式会社日立プラントコンストラクション ブローアウト装置
CN112863707B (zh) * 2021-01-13 2022-10-25 同济大学 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构
KR102525300B1 (ko) * 2021-02-02 2023-04-24 한국수력원자력 주식회사 액체질소를 이용하는 이중격납을 포함하는 일체형원자로 시스템
US20240204335A1 (en) * 2022-12-15 2024-06-20 Fluence Energy, Llc Passive vent system

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2093909C1 (ru) * 1995-09-27 1997-10-20 Опытное конструкторское бюро машиностроения Ядерная энергетическая установка
US6810099B2 (en) * 2000-10-17 2004-10-26 Kabushiki Kaisha Toshiba Boiling water reactor nuclear power plant and its construction method

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3028327A (en) * 1953-05-12 1962-04-03 North American Aviation Inc Closed-cycle water-boiler reactor
NL113562C (ru) * 1959-02-24
US4636226A (en) * 1985-08-26 1987-01-13 Vbm Corporation High pressure oxygen production system
US4829648A (en) * 1987-01-27 1989-05-16 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and method for simultaneously loading a reinforcing sleeve and mandrel into a tube
JPH0469595A (ja) * 1990-07-10 1992-03-04 Toshiba Corp 事故時の放射能放出抑制システム
JPH11281786A (ja) * 1998-03-31 1999-10-15 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JP2004333357A (ja) * 2003-05-09 2004-11-25 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JP2007010457A (ja) * 2005-06-30 2007-01-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2093909C1 (ru) * 1995-09-27 1997-10-20 Опытное конструкторское бюро машиностроения Ядерная энергетическая установка
US6810099B2 (en) * 2000-10-17 2004-10-26 Kabushiki Kaisha Toshiba Boiling water reactor nuclear power plant and its construction method

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293336A (zh) * 2016-04-12 2017-10-24 中广核研究院有限公司 海上核电站安全壳抑压系统
CN107293336B (zh) * 2016-04-12 2019-10-22 中广核研究院有限公司 海上核电站安全壳抑压系统
RU2695128C1 (ru) * 2018-10-22 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления
RU208108U1 (ru) * 2021-08-03 2021-12-02 Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство", АО "НИЦ "Строительство" Защитная оболочка ядерного реактора
RU2773222C1 (ru) * 2021-08-16 2022-05-31 Владимир Дмитриевич Локтионов Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления

Also Published As

Publication number Publication date
WO2011030497A1 (ja) 2011-03-17
JP5238649B2 (ja) 2013-07-17
CN102483963B (zh) 2015-04-29
EP2477190A1 (en) 2012-07-18
EP2477190A4 (en) 2014-12-31
CN102483963A (zh) 2012-05-30
US9443620B2 (en) 2016-09-13
US20120121056A1 (en) 2012-05-17
JP2011058866A (ja) 2011-03-24
EP2477190B1 (en) 2016-04-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2489758C1 (ru) Защитная оболочка реактора и ядерная энергетическая установка, в которой она применяется
US9697914B2 (en) Nuclear power plant and passive containment cooling system
US5223210A (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
US9793015B2 (en) Containment vessel and nuclear power plant therewith
US4050983A (en) Passive containment system
US11646123B2 (en) Three-way valve operational to both transfer steam to a decontamination water tank under one accident situation and discharge the steam to atmosphere under a different accident situation
US3712851A (en) Nuclear power station
US4210614A (en) Passive containment system
JP2007010457A (ja) 原子炉格納容器および沸騰水型原子力プラント
JP2014081219A (ja) 原子力プラントおよび静的格納容器冷却系
EP2955719B1 (en) Nuclear power plant and reactor building gas treatment system
JPS58173499A (ja) 放射能除去装置
JP2004333357A (ja) 原子炉格納容器
KR930003059B1 (ko) 원자력발전소 격납건물 건전성 확보장치
WO2021075284A1 (ja) 原子力プラント
KR20150069421A (ko) 원자로 냉각재 상실 사고시 증기 폭발 및 수소 폭발 저감을 위한 시스템
WO2024009716A1 (ja) 原子力プラント
Sato et al. iB1350: A Generation III. 7 Reactor After the Fukushima Daiichi Accident
JP2017219525A (ja) 原子炉の放射能漏れを防ぐ装置
Osborn et al. TSG Skill Set-Containment Performance.
CN117976261A (zh) 非能动的压水堆安全壳泄压系统
Morison et al. Containment systems capability
Li et al. Study on Hydrogen Risk of Spent Fuel Compartment Induced by Containment Venting
CN116344076A (zh) 一种用于严重事故缓解的海水淹没系统
Di Sapia et al. Probabilistic analysis of containment integrity in the PEC fast reactor

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20170722