RU2522943C2 - Пассивная защита ядерного реактора - Google Patents
Пассивная защита ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2522943C2 RU2522943C2 RU2012116220/07A RU2012116220A RU2522943C2 RU 2522943 C2 RU2522943 C2 RU 2522943C2 RU 2012116220/07 A RU2012116220/07 A RU 2012116220/07A RU 2012116220 A RU2012116220 A RU 2012116220A RU 2522943 C2 RU2522943 C2 RU 2522943C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- block
- housing
- corium
- reactor vessel
- Prior art date
Links
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 title abstract 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 7
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000005070 sampling Methods 0.000 claims description 5
- 238000001816 cooling Methods 0.000 abstract description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 5
- 244000309464 bull Species 0.000 description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 4
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 239000011253 protective coating Substances 0.000 description 2
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical class [H]* 0.000 description 1
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 239000012768 molten material Substances 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Buffer Packaging (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС. Пассивная защита ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом. В средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки на половину толщины блока. На внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине. Технический результат - уменьшение теплового потока от ядра кориума к корпусу реактора и при отводе тепла от внешней поверхности корпуса контролируемое снижение температуры корпуса до значений, гарантировано сохраняющих его механическую прочность, что предотвращает прорыв кориума в подреакторное пространство. 4 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС.
Известны системы ограничения последствий аварий на атомной электростанции, содержащие в подреакторном помещении улавливающие емкости с охлаждающей жидкостью (Патент РФ №2065211, МКИ G21C 9/00, Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, оп. 10.08.96, Бюл.22; патент РФ №2164043, МКИ G21C 9/016, 15/18 Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора, оп. 10.03.2001, Бюл. №7; патент РФ №2030801, МКИ G21C 13/10, 15/18, Система ограничения последствий аварии на атомной электростанции, оп. 10.03.2005, Бюл. №7; патент РФ №1829697, МКИ G21C 9/016, Система пассивной безопасности атомной электростанции, оп. 09.06.95 Бюл. №18).
Недостатком известных устройств является то, что системы защиты срабатывают после того, как произойдет разрушение корпуса реактора и кориум попадает в подреакторное пространство. Охлаждение кориума представляет существенно более сложную задачу, чем охлаждение расплавленной активной зоны, удержанной внутри корпуса реактора.
Наиболее близким по технической сущности является пассивная защита ядерного реактора, содержащая корпус ядерного реактора с внутренней активной зоной, в которой размещены тепловыделяющие сборки, и трубопроводами подачи теплоносителя, нижняя часть внешней поверхности корпуса реактора помещена в бокс с охлаждающей жидкостью (патент РФ №2505408, МКИ G21C 9/00, Ядерная энергетическая установка корпусного типа, оп. 27.02.96, Бюл.6).
Недостатком известного устройства является потеря надежности защиты, обусловленная тем, что в процессе охлаждения корпуса реактора происходит вынос охлаждающей воды из подреакторного помещения. В результате снижения теплоотдачи происходит расплавление активной зоны и корпуса реактора. Прорыв кориума и его контакт с водой сопровождается выделением водорода, его последующим взрывом с разрушением бетонного корпуса и технических систем аварийного охлаждения.
Технической задачей изобретения является повышение надежности защиты реактора и ограничение последствий аварии на атомной АЭС.
Поставленная цель достигается тем, что на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом, в средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки на половину толщины блока, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине.
Изобретение поясняется рисунками.
На фиг.1 изображен тонкостенный металлический блок, в средней части противоположных сторон которого выполнены углубленные выборки на половину толщины блока.
На фиг.2 изображен фиксатор, имеющий на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине.
На фиг.3 изображен тонкостенный металлический блок в положении предшествующем фиксации на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора.
На фиг.4 показана нижняя часть корпуса реактора с внутренним защитным покрытием.
Пассивная защита ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора 1, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки 2, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом 3, в средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки 4 на половину толщины блока, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы 5, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз 6, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз 7, выполненный на упруго отжимаемой пластине 8.
Пассивная защита ядерного реактора работает следующим образом.
Для защиты корпуса реактора тонкостенные металлические блоки 2 (Фиг.1) устанавливаются на нижней части внутренней поверхности корпуса реактора 1. Для этого углубленная выборка 4 в средней части короткой стороны блока 2 заводится в жесткий паз 6 фиксатора 5 (Фиг.2), а с помощью прижимающего усилия к противоположной стороне блока 2 отклоняется упруго отжимаемая пластина 8 до тех пор, пока углубленная выборка 4 не войдет в паз на упруго отжимаемой пластине 8 (Фиг.3). После установки всех блоков 2 соответствующей кривизны на внутренней поверхности корпуса реактора 1 (Фиг.4) завершается формирование защитного покрытия. При аварийной ситуации с потерей теплоносителя в первом контуре происходит расплавление тепловыделяющих сборок и других конструктивных элементов активной зоны реактора с образованием кориума, который опускается в нижнюю часть корпуса 1 реактора (Фиг.4). При этом между кориумом и корпусом реактора образуется теплоизолирующий слой из керамического теплоизолирующего материала 3, находящегося во внутреннем пространстве блоков 2. Даже, если за счет тепловыделения кориума будут расплавлены фиксаторы 5 и контактирующая с кориумом поверхность блоков 2, керамический теплоизолирующий слой 3 не будет разрушен, так как давлением кориума он будет прижат к внутренней поверхности корпуса 1.
Теплоизолирующий слой 3 уменьшает тепловой напор на корпус реактора и при использовании систем охлаждения внешней поверхности корпуса реактора создается возможность поддерживать температуру корпуса реактора на уровне, обеспечивающем его механическую прочность.
Таким образом, пассивная защита ядерного реактора позволяет уменьшить тепловой поток от ядра кориума к корпусу реактора и при отводе тепла от внешней поверхности корпуса контролируемо снизить температуру корпуса до значений, гарантировано сохраняющих его механическую прочность, что предотвращает прорыв кориума в подреакторное пространство. Указанные факторы определяют повышение надежности защиты реактора и ограничение последствий аварии на атомной АЭС.
Claims (1)
- Пассивная защита ядерного реактора, содержащая корпус ядерного реактора, отличающаяся тем, что на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом, в средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки на половину толщины блока, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012116220/07A RU2522943C2 (ru) | 2012-04-24 | 2012-04-24 | Пассивная защита ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012116220/07A RU2522943C2 (ru) | 2012-04-24 | 2012-04-24 | Пассивная защита ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012116220A RU2012116220A (ru) | 2013-10-27 |
| RU2522943C2 true RU2522943C2 (ru) | 2014-07-20 |
Family
ID=49446369
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012116220/07A RU2522943C2 (ru) | 2012-04-24 | 2012-04-24 | Пассивная защита ядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2522943C2 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2773223C1 (ru) * | 2021-09-22 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство для его осуществления |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2106701C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| GB2342769A (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-19 | Commissariat Energie Atomique | Water nuclear reactor equipped with a receptacle containing deformable inner structures |
| RU2206929C1 (ru) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
| EP0993000B1 (de) * | 1998-10-07 | 2004-04-28 | Forschungszentrum Jülich Gmbh | Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen |
-
2012
- 2012-04-24 RU RU2012116220/07A patent/RU2522943C2/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2106701C1 (ru) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа |
| EP0993000B1 (de) * | 1998-10-07 | 2004-04-28 | Forschungszentrum Jülich Gmbh | Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen |
| GB2342769A (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-19 | Commissariat Energie Atomique | Water nuclear reactor equipped with a receptacle containing deformable inner structures |
| RU2206929C1 (ru) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2773223C1 (ru) * | 2021-09-22 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство для его осуществления |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012116220A (ru) | 2013-10-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2576516C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| EA032395B1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| WO2009097034A3 (en) | Passive emergency feedwater system for a nuclear reactor | |
| KR20170104476A (ko) | 핵원자로 코어 용해물의 저장 및 냉각 | |
| RU2696004C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| RU2698462C1 (ru) | Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора | |
| CN103544999B (zh) | 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备 | |
| WO2015010399A1 (zh) | 核电站堆腔注水系统及方法 | |
| RU2522943C2 (ru) | Пассивная защита ядерного реактора | |
| GB2506781A (en) | Retention apparatus for post-nuclear power plant incident molten material outside of generation IV reactor | |
| RU2169953C2 (ru) | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора | |
| US9911514B2 (en) | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system | |
| CN103377723A (zh) | 一种核电站事故后ⅲ型堆外熔融物滞留装置 | |
| CN107924724A (zh) | 具有堆芯熔融物捕获功能的核反应堆隔热体 | |
| Journeau et al. | Validation of the COMET bottom-flooding core-catcher with prototypic corium | |
| KR20140060769A (ko) | 원자로 지지구조 | |
| Fischer et al. | Mitigation of severe accidents in AREVA's Gen 3+ nuclear power plants | |
| RU2543056C2 (ru) | Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления | |
| Reimann | Verification of the WECHSL code on melt-concrete interaction and application to the core melt accident | |
| KR101404646B1 (ko) | 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
| RU100326U1 (ru) | Устройство стенки корпуса теплообменника | |
| Raqué et al. | Passive residual heat removal system for the SCWR fuel qualification test facility | |
| KR20100066097A (ko) | 노심용융 사고시 원자로 용기를 보호하기 위한 원자로 용기내벽 구조 | |
| Munot et al. | Experimental investigations on melt coolability with simulated decay heat—The influence of delay time in flooding | |
| Louie et al. | Inectable Sacrificial Material Safety System to Mitigate Molten Corium in Containment. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140425 |