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
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 |
|---|---|---|
| EA032395B1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| KR20170104476A (ko) | 핵원자로 코어 용해물의 저장 및 냉각 | |
| RU2696004C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| CN103098142A (zh) | 用于核控制杆的具有开孔的固态界面接头 | |
| US20210358648A1 (en) | Cooling Method For Reactor Molten Core Melt And Cooling Control System For Reactor Molten Core | |
| KR20160004727A (ko) | 노심 용융물 냉각용 다공성 냉각블록 및 이를 구비하는 노심 용융물 냉각장치 및 이들을 이용한 노심 용융물 냉각방법 | |
| US20140241483A1 (en) | Apparatus for retention of molten material outside generation iv reactor after nuclear power plant accident | |
| RU2522943C2 (ru) | Пассивная защита ядерного реактора | |
| JP2012093282A (ja) | 炉心溶融物の保持装置 | |
| US20150243386A1 (en) | Public acceptable simple water-cooled reactor system for generating electricity | |
| US9911514B2 (en) | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system | |
| CN104517657A (zh) | 用于在样品中产生高温度梯度的包含光学监测装置的设备 | |
| KR100984017B1 (ko) | 노심용융 사고시 원자로 용기를 보호하기 위한 원자로 용기내벽 구조 | |
| Journeau et al. | Validation of the COMET bottom-flooding core-catcher with prototypic corium | |
| 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 | |
| JP2016197051A (ja) | 炉心溶融物保持装置 | |
| RU2169953C2 (ru) | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора | |
| Raqué et al. | Passive residual heat removal system for the SCWR fuel qualification test facility | |
| RU100326U1 (ru) | Устройство стенки корпуса теплообменника | |
| Kulkarni et al. | Quenching behaviour of top flooded molten pool | |
| CN105556615B (zh) | 一种长期储存废核燃料的方法 | |
| RU2175152C2 (ru) | Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора | |
| BEKMULDIN et al. | HEAT-RESISTANT COMPOSITE COATING OF THE UNDER-REACTOR MELT TRAP | |
| KR20180131074A (ko) | 원자로 외벽 냉각 방법 및 이를 이용한 원자로 외벽 냉각 시스템 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140425 |