RU2543056C2 - Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation - Google Patents
Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2543056C2 RU2543056C2 RU2013128899/07A RU2013128899A RU2543056C2 RU 2543056 C2 RU2543056 C2 RU 2543056C2 RU 2013128899/07 A RU2013128899/07 A RU 2013128899/07A RU 2013128899 A RU2013128899 A RU 2013128899A RU 2543056 C2 RU2543056 C2 RU 2543056C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- melt
- density
- reactor vessel
- heat
- reactor
- Prior art date
Links
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)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны (АЗ).The invention relates to nuclear energy and can be used to reduce the effects of severe accidents with core melting (AZ).
Известны системы ограничения последствий аварий на атомной электростанции, содержащие в подреакторном помещении улавливающие емкости с охлаждающей жидкостью (патент РФ №2030801, опубл. 10.03.2005 г.)Known systems for limiting the consequences of accidents at a nuclear power plant, containing in a subreactor room catching tanks with coolant (RF patent No. 2030801, publ. 10.03.2005)
Недостатком известных устройств является то, что системы защиты срабатывают после того, как произойдет разрушение корпуса реактора и кориум попадает в подреакторное пространство, что увеличивает риск выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Возможность охлаждения кориума внутри корпуса реактора является основной задачей внутриреакторного удержания расплава внутри корпуса (т.н. стратегия «IVR - In-Vessel retention») в общей стратегии управления тяжелыми авариями.A disadvantage of the known devices is that the protection systems are triggered after the destruction of the reactor vessel occurs and the corium enters the sub-reactor space, which increases the risk of release of radioactive materials into the environment. The possibility of cooling the corium inside the reactor vessel is the main task of the intra-reactor retention of the melt inside the vessel (the so-called “IVR - In-Vessel retention” strategy) in the overall severe accident management strategy.
Наиболее близким по технической сущности является устройство пассивной защиты ядерного реактора (патент РФ №2055408, опубл. 27.02.96 г.), содержащее размещенный в боксе вертикальный цилиндрический корпус реактора с монолитным днищем и устройство для заполнения бокса жидкостью, при этом центральная часть внешней поверхности днища выполнена в виде круглого конуса с обращенной в бокс закругленной вершиной, у которого ось совпадает с продольной осью симметрии корпуса, боковая поверхность сопряжена с периферийной частью внешней поверхности днища, угол между осью и образующей составляет не более 65°, нижняя часть внешней поверхности корпуса реактора помещена в бокс с охлаждающей жидкостью.The closest in technical essence is a device for passive protection of a nuclear reactor (RF patent No. 2055408, publ. 02.27.96), containing a vertical cylindrical reactor vessel with a monolithic bottom located in the box and a device for filling the box with liquid, while the central part of the outer surface the bottom is made in the form of a round cone with a rounded vertex facing the box, in which the axis coincides with the longitudinal axis of symmetry of the body, the side surface is conjugated with the peripheral part of the outer surface of the bottom , the angle between the axis and the generatrix is not more than 65 °, the lower part of the outer surface of the reactor vessel is placed in a box with coolant.
Недостатком известного способа является потеря надежности систем защиты от расплавления корпуса, обусловленная тем, что в процессе охлаждения корпуса реактора происходит вынос охлаждающей воды из подреакторного помещения. В результате нарушения режима теплосъема с внешней поверхности стенки корпуса реактора происходит расплавление активной зоны, что приводит к нагреву и разрушению стенки корпуса реактора. Возможность внешнего охлаждения стенки корпуса реактора при тяжелой аварии ограничивается величиной критического теплового потока (КТП). При тепловой нагрузке на корпус реактора со стороны расплава, превышающей КТП, происходит сквозное проплавление корпуса и его разрушение, сопровождающееся выходом расплавленного кориума за его пределы и контакту с водой. При контакте расплавленного кориума с водой происходит генерация водорода, а также увеличивается вероятность парового взрыва.The disadvantage of this method is the loss of reliability of the protection systems from the melting of the vessel, due to the fact that during the cooling of the reactor vessel the cooling water is removed from the sub-reactor room. As a result of the violation of the heat removal regime from the outer surface of the wall of the reactor vessel, the core melts, which leads to heating and destruction of the wall of the reactor vessel. The possibility of external cooling of the wall of the reactor vessel during a severe accident is limited by the critical heat flux (KTP). When the heat load on the reactor vessel from the melt side exceeds KTP, through penetration of the vessel and its destruction occurs, accompanied by the exit of the molten corium beyond its limits and contact with water. When molten corium comes in contact with water, hydrogen is generated and the likelihood of a steam explosion increases.
Кроме того, при удержании расплава внутри корпуса реактора происходит его расслоение (стратификация расплава) вследствие различных плотностей жидких компонентов расплава. При этом наименее плотным оказывается расплав стальных компонентов (стальные конструктивные элементы АЗ и внутрикорпусные конструкции), который накапливается в верхней части кориума, образуя стальной слой различной толщины. Этот слой при меньшей плотности обладает существенно большей теплопроводностью, по сравнению с основным бассейном тепловыделяющего расплава, состоящего из оксидных составляющих (оксиды циркония и урана) с более высокой плотностью (~10÷43 т/м3) по сравнению со стальным слоем (~8 т/м3).In addition, when the melt is retained inside the reactor vessel, its separation occurs (melt stratification) due to different densities of the liquid components of the melt. In this case, the least dense is the melt of steel components (steel structural elements AZ and internal structures), which accumulates in the upper part of the corium, forming a steel layer of various thicknesses. This layer at a lower density has a significantly higher thermal conductivity, compared with the main pool of the heat-generating melt, consisting of oxide components (zirconium and uranium oxides) with a higher density (~ 10 ÷ 43 t / m 3 ) compared to the steel layer (~ 8 t / m 3 ).
Вследствие того, что стальной слой расплава находится над оксидной тепловыделяющей частью расплава, значительная часть тепла, выделяемая в оксидной части бассейна расплава, передается в стальной слой, толщина которого может варьироваться от нескольких (~5÷10 см) до десятков (30÷70 см) сантиметров. При этом, отвод тепла от стального слоя происходит как с верхней своей поверхности путем излучения, так и по его боковой поверхности, контактирующей со стенкой корпуса реактора. Доля тепла, уходящая с верхней поверхности стального слоя расплава за счет излучения, на внутрикорпусные элементы АЗ, может быть значительно ниже той части тепла, которая передается по боковой поверхности стального слоя в стенку корпуса реактора путем теплопроводности, вследствие того, что на верхнюю часть стального слоя расплава передается путем излучением тепло от высокотемпературных (~2400÷3000°C) элементов конструкции разрушенной АЗ. Вследствие того, что площадь поверхности стального слоя, контактирующего с оксидной частью расплава (характерные диаметры ~3÷5 м), значительно превышает площадь его боковой поверхности, то основная доля тепла, передаваемая в стальной слой от тепловыделяющей оксидной части расплава, передается путем теплопроводности в стенку корпуса реактора, что приводит к эффекту «фокусировки» тепловой нагрузки (Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S., Kymalanen, O., Salmassi, T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, and Nucl. Eng. Des., Vol.169, 1-48, 1997. Theofanous, T.G. and Syri, S., The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl. Eng. And Des., Vol.169, 59-76, 1997), характеризующегося тем, что на стенку корпуса реактора воздействует тепловой поток высокой интенсивности, превышающий в некоторых случаях значение КТП, которое определяет возможность теплосъема тепловой нагрузки с внешней поверхности стенки корпуса реактора при его охлаждении.Due to the fact that the steel layer of the melt is located above the oxide heat-generating part of the melt, a significant part of the heat released in the oxide part of the melt pool is transferred to the steel layer, the thickness of which can vary from several (~ 5 ÷ 10 cm) to tens (30 ÷ 70 cm ) centimeters. At the same time, heat is removed from the steel layer both from its upper surface by radiation, and along its lateral surface in contact with the wall of the reactor vessel. The fraction of heat leaving the upper surface of the steel layer of the melt due to radiation to the internal elements of the AZ can be significantly lower than that part of the heat that is transferred along the side surface of the steel layer to the wall of the reactor vessel through thermal conductivity, due to the fact that the upper part of the steel layer The melt is transferred by radiation from heat from high-temperature (~ 2400 ÷ 3000 ° C) structural elements of the destroyed AZ. Due to the fact that the surface area of the steel layer in contact with the oxide part of the melt (characteristic diameters of ~ 3 ÷ 5 m) significantly exceeds the area of its lateral surface, the bulk of the heat transferred to the steel layer from the heat-generating oxide part of the melt is transmitted by heat conduction to the wall of the reactor vessel, which leads to the effect of "focusing" of the heat load (Theofanous, TG, Liu, C., Additon, S., Angelini, S., Kymalanen, O., Salmassi, T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE / ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, and Nucl. Eng. Des., Vol. 169, 1-48, 1997. Theofanous, TG and Syri, S., The coolabi lity limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl. Eng. And Des., Vol. 169, 59-76, 1997), characterized in that a high-intensity heat flux is exerted on the wall of the reactor vessel, in some cases exceeding the CTP value, which determines the possibility of heat removal of the heat load from the outer surface of the wall of the reactor vessel during its cooling.
В силу высокой температуры оксидной ванны расплава (~2000÷3000°C) и ее размеров по глубине (~0.7÷1.5 м), в расплаве формируются достаточно интенсивные течения (естественная конвекция), сопровождающиеся переносом тепла к верхней части расплава оксидов и к нижней поверхности стального слоя расплава. В последнем, вследствие естественной конвекции, также происходит интенсивный перенос тепла внутри слоя (интенсивное перемешивание).Due to the high temperature of the oxide bath of the melt (~ 2000 ÷ 3000 ° C) and its size in depth (~ 0.7 ÷ 1.5 m), quite intense flows (natural convection) are formed in the melt, accompanied by heat transfer to the upper part of the oxide melt and to the lower surface of the steel layer of the melt. In the latter, due to natural convection, intense heat transfer inside the layer also occurs (intensive mixing).
Технической задачей, на решение которой направлено изобретение, является уменьшение риска разрушения корпуса реактора и последствий тяжелых аварий на атомных электростанциях путем удержания расплавленной активной зоны внутри корпуса реактора.The technical problem to which the invention is directed is to reduce the risk of destruction of the reactor vessel and the consequences of severe accidents at nuclear power plants by holding the molten core inside the reactor vessel.
Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшение эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) и ее более равномерное распределение по внутренней поверхности стенки корпуса реактора при формировании бассейна расплава в его нижней части при тяжелой аварии.The technical result of the proposed solution is to reduce the intensity of the heat load (decrease the effect of "focusing" of the heat load) and its more uniform distribution on the inner surface of the wall of the reactor vessel during the formation of the melt pool in its lower part during a severe accident.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, до образования расплавленной активной зоны внутрь корпуса реактора помещают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.The specified technical result is achieved by the fact that in the known method of protecting a nuclear reactor from the thermal load of the molten core located in the lower part of the reactor shell, refractory elements with a thermal conductivity less than the thermal conductivity of the molten steel and a density comparable to the density are placed inside the reactor shell until a molten core is formed. layers of molten steel in the upper part of the corium.
Кроме того, известное устройство защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, снабжено контейнерами с тугоплавкими элементами, закрепленными в нижней части корпуса до образования расплавленной активной зоны, при этом выбирают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.In addition, the known device for protecting a nuclear reactor from the thermal load of the molten core located in the lower part of the reactor vessel is provided with containers with refractory elements fixed in the lower part of the vessel until the formation of the molten core, while selecting refractory elements with thermal conductivity less than the thermal conductivity of the molten steel and a density comparable to the density of a layer of molten steel in the upper part of the corium.
Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлен фрагмент корпуса реактора с расплавленной активной зоной и расслоением кориума по плотности.The invention is illustrated by the drawing, which shows a fragment of the reactor vessel with a molten core and stratification of the corium density.
Устройство защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны содержит следующие элементы. В корпусе 1 ядерного реактора с расплавленной активной зоной и расслоением кориума по плотности, в нижней части бассейна расплава активной зоны находятся более плотные окислы 2, например, урана и циркония, а в верхней части расплава - слой 3 - расплавленных стальных конструктивных элементов активной зоны, с внутренней стороны к днищу корпуса 1 реактора прикреплены контейнеры с тугоплавкими элементами 5 с плотностью, примерно равной плотности прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.The device for protecting a nuclear reactor from the thermal load of the molten core contains the following elements. In case 1 of a nuclear reactor with a molten core and stratification of the corium in density, denser oxides 2, for example, uranium and zirconium, are located in the lower part of the core melt pool, and layer 3 of molten steel structural elements of the core in the upper part of the melt, on the inside, containers with refractory elements 5 with a density approximately equal to the density of the layer of molten steel in the upper part of the corium are attached to the bottom of the reactor vessel 1.
Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны реализуется следующим образом.The method of protecting a nuclear reactor from the thermal load of the molten core is implemented as follows.
При тяжелой аварии ядерного реактора с расплавлением активной зоны ядерное топливо, а также расплав элементов конструкции A3 и элементов внутриреакторных конструкций реактора перемещаются в нижнюю часть корпуса реактора под действием силы тяжести. Вследствие значительного остаточного энерговыделения во фрагментах топлива (диоксид урана) происходит дальнейшее плавление переместившихся в нижнюю часть корпуса элементов конструкций, приводящее к формированию бассейна расплава и дальнейшему его расслоению вследствие различной плотности стальных (железо, никель, хром и их соединения) и оксидных (оксиды урана, циркония и др.) составляющих расплава.In a severe accident of a nuclear reactor with core melting, nuclear fuel, as well as the melt of structural elements A3 and elements of reactor reactor structures, are moved to the lower part of the reactor vessel under the influence of gravity. Due to the significant residual energy release in the fuel fragments (uranium dioxide), further melting of structural elements that have moved to the lower part of the body occurs, leading to the formation of a melt pool and its further separation due to different densities of steel (iron, nickel, chromium and their compounds) and oxide (uranium oxides , zirconium, etc.) components of the melt.
Наиболее плотные компоненты (оксиды 2 урана и циркония) опускаются вниз, а менее плотные (расплав стальных компонентов) поднимаются вверх и образуют слой 3 с более высокой теплопроводностью, чем у оксидных сотавляющих расплава. Этот слой поглощает тепло, выделяемое в нижней, оксидной, части бассейна расплава, и отводит его к боковым стенкам корпуса реактора. Образуется эффект «фокусировки» (или «тепловой линзы»), приводящий в случае, если тепловой поток, действующий на внутреннюю стенку корпуса, превысит значение критического теплового потока на внешней охлаждаемой стенке корпуса реактора, к поясному оплавлению корпуса и его разрушению. Именно на снижение плотности теплового потока, действующего на внутреннюю стенку корпуса реактора со стороны расплава, и направлено предлагаемое техническое решение.The most dense components (oxides 2 of uranium and zirconium) fall down, and the less dense (melt of steel components) rise up and form layer 3 with higher thermal conductivity than oxide components of the melt. This layer absorbs the heat generated in the lower, oxide, part of the melt pool and removes it to the side walls of the reactor vessel. The effect of “focusing” (or “thermal lens”) is formed, which, if the heat flux acting on the inner wall of the vessel exceeds the critical heat flux on the external cooled wall of the reactor vessel, results in a belt reflow of the vessel and its destruction. It is to reduce the density of the heat flux acting on the inner wall of the reactor vessel from the melt side, and the proposed technical solution is directed.
Ванна расплава воздействует на контейнеры 4, содержащие тугоплавкие и имеющие низкую теплопроводность (меньше теплопроводности расплавленной стали) элементы 5 с плотностью примерно равной плотности прослойки расплавленной стали в верхней части кориума и прикрепленные с внутренней стороны к днищу корпуса реактора. Оболочка контейнеров 4 выполнена из стали и под действием тепловыделения кориума плавится, освобождая находящиеся внутри элементы 5. В силу того, что тугоплавкие элементы 5 имеют плотность, сопоставимую с плотностью стального слоя расплава и величина которой ниже плотности оксидной части расплава, тугоплавкие элементы 5 всплывают и распределяются в объеме слоя стального расплава 3, образуя гетерогенную структуру, состоящую из расплава стали, имеющей высокую теплопроводность, и тверды включений с более низкой теплопроводностью. Такая структура имеет более низкую осредненную по объему теплопроводность по сравнению с гомогенным стальным слоем расплава, что приводит к перераспределению (уменьшению) количества теплоты и, как следствие, интенсивности тепловой нагрузки, передаваемой к стенке корпуса реактора расплавом стали, Кроме этого перенос теплоты за счет естественной конвекции в стальном слое расплава будет менее интенсивным в случае гетерогенной структуры последнего. Два этих эффекта позволят снизить эффект «фокусировки» тепла на стенку корпуса реактора до тех значений, когда будет возможно обеспечить устойчивый отвод тепла на внешней поверхности стенки корпуса реактора за счет использования внешнего охлаждения корпуса и снизить температуру корпуса реактора до значений, позволяющих сохранить его целостность.The molten bath acts on containers 4 containing refractory and having low thermal conductivity (less than the thermal conductivity of the molten steel) elements 5 with a density of approximately equal density of the layer of molten steel in the upper part of the corium and attached from the inside to the bottom of the reactor vessel. The shell of the containers 4 is made of steel and melts under the influence of heat of the corium, releasing the elements 5 inside. Due to the fact that the refractory elements 5 have a density comparable to the density of the steel layer of the melt and whose value is lower than the density of the oxide part of the melt, the refractory elements 5 float and are distributed in the volume of the steel melt layer 3, forming a heterogeneous structure consisting of a steel melt having high thermal conductivity, and inclusions with lower thermal conductivity. This structure has a lower volume-averaged heat conductivity compared to a homogeneous steel melt layer, which leads to a redistribution (decrease) in the amount of heat and, as a result, the intensity of the heat load transferred to the wall of the reactor vessel by the molten steel. In addition, heat transfer due to natural convection in the steel layer of the melt will be less intense in the case of a heterogeneous structure of the latter. These two effects will reduce the effect of "focusing" the heat on the wall of the reactor vessel to those values when it will be possible to provide a stable heat removal on the outer surface of the reactor vessel wall by using external cooling of the vessel and reduce the temperature of the reactor vessel to values that preserve its integrity.
Таким образом, распределение в слое стального расплава кориума, образующегося в корпусных реакторах при тяжелых авариях, тугоплавких элементов с выбранными теплопроводностью и плотностью, сопоставимой с плотностью стального слоя расплава, приводит к снижению осредненной теплопроводности стального слоя расплава и снижению интенсивности переноса теплоты к стенке корпуса реактора за счет естественной конвекции в стальном слое расплава, что в свою очередь приводит к снижению величины тепловой нагрузки, уменьшению эффекта «фокусировки» теплового потока на стенке корпуса реактора и сохранению целостности корпуса реактора при тяжелых авариях.Thus, the distribution of the refractory elements with the selected heat conductivity and density comparable with the density of the steel melt layer in the layer of steel melt of the corium formed in the case of severe accidents in severe accidents leads to a decrease in the average thermal conductivity of the steel melt layer and a decrease in the rate of heat transfer to the wall of the reactor vessel due to natural convection in the steel layer of the melt, which in turn leads to a decrease in the magnitude of the heat load, a decrease in the effect of "focusing" heat flow on the wall of the reactor vessel and maintaining the integrity of the reactor vessel in severe accidents.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013128899/07A RU2543056C2 (en) | 2013-06-25 | 2013-06-25 | Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013128899/07A RU2543056C2 (en) | 2013-06-25 | 2013-06-25 | Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2013128899A RU2013128899A (en) | 2014-12-27 |
| RU2543056C2 true RU2543056C2 (en) | 2015-02-27 |
Family
ID=53278634
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013128899/07A RU2543056C2 (en) | 2013-06-25 | 2013-06-25 | Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2543056C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2636746C1 (en) * | 2016-08-30 | 2017-11-28 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Method for protecting nuclear reactor case in severe accident from thermal load of core melt and device for its implementation |
| RU2773223C1 (en) * | 2021-09-22 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method for protecting nuclear reactor and preventing melting of its vessel in severe accidents, and device for its implementation |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2106701C1 (en) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Shielding system for water-moderated reactor containment |
| GB2342769A (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-19 | Commissariat Energie Atomique | Water nuclear reactor equipped with a receptacle containing deformable inner structures |
| RU2206929C1 (en) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
| EP0993000B1 (en) * | 1998-10-07 | 2004-04-28 | Forschungszentrum Jülich Gmbh | Apparatus for cooling and protecting a reactor pressure vessel in the event of a core melting accident |
-
2013
- 2013-06-25 RU RU2013128899/07A patent/RU2543056C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2106701C1 (en) * | 1995-08-24 | 1998-03-10 | Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций | Shielding system for water-moderated reactor containment |
| EP0993000B1 (en) * | 1998-10-07 | 2004-04-28 | Forschungszentrum Jülich Gmbh | Apparatus for cooling and protecting a reactor pressure vessel in the event of a core melting accident |
| GB2342769A (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-19 | Commissariat Energie Atomique | Water nuclear reactor equipped with a receptacle containing deformable inner structures |
| RU2206929C1 (en) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ОГОРОДНИКОВ В.А. и др. Среднемасштабный эксперимент с получением прототипного расплава массой ~ 100 кг и исследование его взаимодействия с бетоном. Атомная энергия, т. 111, вып. 2, август 2011, с. 67-72. ЦУРИКОВ Д.Ф. и др. Плотность расплавов системы U-Zr-Fe-O. Атомная энергия, т. 107, вып. 4, 2009, с. 201-207 . АСМОЛОВ В.Г. и др. Исследование распределения продуктов деления между металлической и оксидной фазой расплава в корпусе ВВЭР-1000 при тяжелой аварии. Атомная энергия, т. 105, вып. 1, 2008, с. 3-7. АСМОЛОВ В.Г. и др. Исследование взаимодействия оксидного расплава и стали в корпусе ВВЭР-1000 при тяжелой аварии. Атомная энергия, т. 104, вып. 4, 2008, с. 208-211. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2636746C1 (en) * | 2016-08-30 | 2017-11-28 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") | Method for protecting nuclear reactor case in severe accident from thermal load of core melt and device for its implementation |
| RU2773223C1 (en) * | 2021-09-22 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method for protecting nuclear reactor and preventing melting of its vessel in severe accidents, and device for its implementation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2013128899A (en) | 2014-12-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP3236473B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor | |
| EP3236474B1 (en) | Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor | |
| EP3236472B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor | |
| US5263066A (en) | Nuclear reactor equipped with a core catcher | |
| RU2698462C1 (en) | Nuclear reactor core melt cooling method and nuclear melt core cooling control system | |
| CN108053895B (en) | Reactor core melt trapping device for split-charging enhanced cooling | |
| JPH05249273A (en) | Method and apparatus for protecting base of reactor container | |
| US9384863B2 (en) | Apparatus for retention of molten material outside generation IV reactor after nuclear power plant accident | |
| CN105551539A (en) | Reactor melt out-of-core retention system | |
| US5349615A (en) | Core melt-through retention device for light-water reactors | |
| RU2543056C2 (en) | Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation | |
| KR101389840B1 (en) | Inherent safety water cooled reactor system for producing electricity | |
| JP6435095B2 (en) | Core melt holding device and nuclear reactor equipped with the same | |
| WO2019190367A1 (en) | A safety system of a nuclear reactor for stabilization of ex-vessel core melt during a severe accident | |
| KR20140139947A (en) | Passive and sequential cooling device of the core melt and nuclear power plant with the device | |
| RU2636746C1 (en) | Method for protecting nuclear reactor case in severe accident from thermal load of core melt and device for its implementation | |
| RU2169953C2 (en) | Nuclear-reactor core melt trap | |
| RU100326U1 (en) | DEVICE FOR THE WALL OF THE HEAT EXCHANGER HOUSING | |
| RU2175152C2 (en) | Method and device for confinement of nuclear- reactor molten core | |
| RU2782957C1 (en) | Device for localization of melt of core of pressurized water reactor | |
| RU2163037C1 (en) | Device for catching molten materials from nuclear reactor | |
| RU2456688C1 (en) | Reactor for nuclear power plant | |
| Kim et al. | A Core Catcher Concept and First Experimental Results |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180626 |