RU2634426C1 - Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger - Google Patents

Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger Download PDF

Info

Publication number
RU2634426C1
RU2634426C1 RU2016132933A RU2016132933A RU2634426C1 RU 2634426 C1 RU2634426 C1 RU 2634426C1 RU 2016132933 A RU2016132933 A RU 2016132933A RU 2016132933 A RU2016132933 A RU 2016132933A RU 2634426 C1 RU2634426 C1 RU 2634426C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat
concrete
metal
glass
reinforced concrete
Prior art date
Application number
RU2016132933A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Геннадий Васильевич Коротков
Александр Николаевич Сивков
Марат Ильгизарович Романов
Борис Иванович Зайцев
Константин Борисович Ходасевич
Михаил Валерьевич Щекин
Original Assignee
Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения"
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 Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" filed Critical Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения"
Priority to RU2016132933A priority Critical patent/RU2634426C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2634426C1 publication Critical patent/RU2634426C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

FIELD: physics.
SUBSTANCE: vessel includes a metal-concrete glass with a bottom and a hermetic overlap of the inner cavity of the glass. The glass contains a concrete filler from the first heat-insulating, heat-resistant reinforced concrete and is installed by means of an underlying concrete interlayer of identical concrete on the base plate of the building part of the reactor compartment inside the enclosing structure filled with the second heat-insulating, heat-resistant reinforced concrete, the strength and thermal conductivity of which are lower than those of the first concrete. The enclosing structure protrudes above the glass and covers the latter with a radial clearance to form a cavity, in which an annular support element is formed on the outside of the glass, with the formation above it of a volume for accommodating the equipment of the reactor installation. The volume under the annular support element is filled with the first heat-insulating, heat-resistant reinforced concrete. The inner cavity of the glass on the bottom of the latter is made of a monolithic construction of heat-conducting, heat-resistant reinforced concrete, the strength and thermal conductivity of which are higher than those of the first concrete, with the formation of a tank for a liquid-metal coolant. The tank is provided with a metal shell, under which the pipelines of the heating system of the said tank construction are installed in the concrete filler. The pipelines of the cooling system are installed in the underlying concrete interlayer and in the enclosing structure from the side of the construction part of the reactor compartment.
EFFECT: expanding the functionality of the nuclear reactor body.
3 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах с теплоносителем в виде свинца или его сплавов.The invention relates to nuclear engineering and can be used in power plants with a fast neutron reactor with a coolant in the form of lead or its alloys.

Известна реакторная установка реактора БРЕСТ-ОД-300 (Конструктивные и компоновочные решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-300. В.Н. Леонов, А.А. Пикапов, А.Г. Сила-Новицкий и др. ВАНТ, серия: Обеспечение безопасности АС, выпуск 4, Москва, ГУП НИКИЭТ, 2004 г., стр. 65-72). Установка включает железобетонную шахту с внутренней стальной облицовкой, блок корпусов реактора с верхним перекрытием, активную зону, систему исполнительных механизмов воздействия на реактивность активной зоны, блоки парогенераторов и главных циркуляционных насосов, систему массообменников и фильтров для очистки теплоносителя, систему перегрузки элементов активной зоны и другие вспомогательные системы. Блок корпусов реактора БРЕСТ-ОД-300 выполнен в виде центральной и четырех периферийных цилиндрических шахт с плоскими днищами, которые совместно с верхним перекрытием образуют границу первого контура реакторной установки, в котором циркулирует теплоноситель, обеспечивая теплоотвод от активной зоны, и формируется объем защитного газа, а также размещены внутриреакторные устройства и оборудование. Активная зона размещена в центральной шахте блока корпусов, а блоки парогенераторов размещаются в четырех периферийных шахтах, соединенных с центральной шахтой верхними и нижними патрубками. Каждый парогенератор выполнен в виде трубчатого теплообменника для нагрева воды (пара), который погружен в поток свинцового теплоносителя, движущегося в межтрубном пространстве корпуса парогенератора сверху вниз. Циркуляция свинцового теплоносителя осуществляется путем его перекачки циркуляционными насосами из шахты парогенератора на уровень напорной камеры реактора, из которой теплоноситель опускается до входной камеры активной зоны, поднимается и нагревается в активной зоне при контакте с твэлами тепловыделяющих сборок и затем поступает в общую камеру «горячего» теплоносителя. Далее теплоноситель перетекает во входные камеры и межтрубное пространство парогенераторов, охлаждается и поступает на вход циркуляционных насосов, а затем снова подается в напорную камеру реактора.Known reactor installation of the BREST-OD-300 reactor (Design and layout solutions of the main components and equipment of the BREST-OD-300 reactor. VN Leonov, AA Pikapov, AG Sila-Novitsky and others VANT, series : Ensuring NPP Safety, Issue 4, Moscow, GUP NIKIET, 2004, pp. 65-72). The installation includes a reinforced concrete shaft with inner steel lining, a block of reactor pressure vessels with an upper overlap, an active zone, a system of actuators for influencing core reactivity, blocks of steam generators and main circulation pumps, a system of mass exchangers and filters for cleaning the coolant, an overload system for core elements, and others auxiliary systems. The block of reactor vessels BREST-OD-300 is made in the form of a central and four peripheral cylindrical shafts with flat bottoms, which together with the upper overlap form the boundary of the primary circuit of the reactor installation, in which the coolant circulates, providing heat dissipation from the core, and the volume of protective gas is formed, and also placed in-reactor devices and equipment. The active zone is located in the central shaft of the block of buildings, and the blocks of steam generators are located in four peripheral shafts connected to the central shaft of the upper and lower pipes. Each steam generator is made in the form of a tubular heat exchanger for heating water (steam), which is immersed in a stream of lead coolant moving in the annulus of the casing of the steam generator from top to bottom. The lead coolant is circulated by pumping it by circulation pumps from the steam generator shaft to the level of the pressure chamber of the reactor, from which the coolant is lowered to the inlet chamber of the active zone, rises and heats up in the active zone when it contacts fuel elements of the fuel assemblies, and then enters the common “hot” coolant chamber . Next, the coolant flows into the inlet chambers and the annular space of the steam generators, is cooled and fed to the inlet of the circulation pumps, and then again fed into the pressure chamber of the reactor.

Известная установка предназначена для создания опытного реактора и проверки технических решений, которые могут быть положены в основу энергетических реакторов нового поколения на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. В таких реакторах предусматривается использование интегрально-петлевой компоновки основного оборудования, которая характеризуется большими габаритами и значительной удельной массой используемого свинцового теплоносителя на единицу вырабатываемой мощности, что приводит к увеличению размеров реактора и капитальных затрат при создании реактора.The known installation is designed to create an experimental reactor and verify technical solutions that can be used as the basis for a new generation of fast-neutron reactors with lead coolant. Such reactors provide for the use of an integral-loop layout of the main equipment, which is characterized by large dimensions and a significant specific gravity of the used lead coolant per unit of generated power, which leads to an increase in the size of the reactor and capital costs when creating the reactor.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков с заявляемым изобретением является корпус ядерного реактора со свинцовым теплоносителем, приведенный в описании реакторной установки по патенту RU 2545098 (G21D 1/00, 2014). Установка включает железобетонную (металлобетонную) шахту реактора с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, размещенные в отдельных боксах (объемах), циркуляционные насосы, циркуляционные трубопроводы и другие вспомогательные системы. В шахте образован резервуар для свинцового теплоносителя. Парогенераторы, выполненные в виде трубчатых теплообменников, сообщены с шахтой ректора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя и размещены выше «холодного» уровня теплоносителя. Газовая полость шахты реактора и газовые полости боксов парогенераторов разделены между собой герметичным устройством (предусмотрены герметичные проходки циркуляционных трубопроводов, доставляющих свинцовый теплоноситель от главного циркуляционного насоса до парогенераторов и от парогенераторов до опускного участка контура теплоносителя в шахте реактора). В варианте исполнения подъемный и опускной участки контура циркуляции свинцового теплоносителя в упомянутом резервуаре разделены металлической обечайкой, которая выполнена со сквозными отверстиями для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону реактора при отключении циркуляционных насосов.The closest in combination of essential features with the claimed invention is a nuclear reactor vessel with a lead coolant described in the description of the reactor installation according to patent RU 2545098 (G21D 1/00, 2014). The installation includes a reinforced concrete (metal-concrete) reactor shaft with an upper overlap, a reactor with a core located in the shaft, steam generators located in separate boxes (volumes), circulation pumps, circulation pipelines and other auxiliary systems. A tank for a lead coolant is formed in the mine. Steam generators made in the form of tubular heat exchangers are connected to the rector’s shaft with circulation pipelines for raising and draining the lead coolant and are placed above the “cold” level of the coolant. The gas cavity of the reactor shaft and the gas cavity of the boxes of the steam generators are separated by a hermetic device (there are hermetic penetrations of the circulation pipelines delivering the lead coolant from the main circulation pump to the steam generators and from the steam generators to the lower section of the coolant circuit in the reactor shaft). In an embodiment, the lifting and lowering sections of the lead coolant circulation circuit in the said tank are separated by a metal shell, which is made with through holes to provide natural lead coolant circulation through the reactor core when the circulation pumps are turned off.

Однако в известном устройстве не раскрыто решение задачи защиты строительной части АЭС от чрезмерного нагрева при работе ядерного реактора. Кроме того, в известном устройстве не предусмотрена возможность предварительного разогрева элементов резервуара, контактирующих с теплоносителем.However, in the known device is not disclosed a solution to the problem of protecting the construction of the nuclear power plant from excessive heating during operation of a nuclear reactor. In addition, the known device does not provide for the possibility of preheating the elements of the tank in contact with the coolant.

Задачей настоящего изобретения является создание металлобетонного корпуса ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, обеспечивающего возможность снижения металлоемкости и, соответственно, стоимости корпуса и обеспечивающего возможность разогрева внутренней части корпуса перед заливкой жидкометаллического (свинцового) теплоносителя, а также возможность защиты строительной части АЭС от чрезмерного нагрева при работе ядерного реактора.The objective of the present invention is to provide a metal-concrete shell of a nuclear reactor with a liquid metal coolant, providing the possibility of reducing the metal consumption and, accordingly, the cost of the shell and providing the possibility of heating the inside of the shell before pouring the liquid metal (lead) coolant, as well as the ability to protect the building part of the nuclear power plant from excessive heating during operation nuclear reactor.

Указанная задача решается тем, что предложен металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, включающий металлобетонный стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана. Стакан содержит бетонный наполнитель из первого теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона и установлен посредством подстилающей бетонной прослойки из бетона, идентичного упомянутому, на фундаментной плите строительной части реакторного отделения внутри ограждающей конструкции, заполненной вторым теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном, прочность и теплопроводность которого ниже, чем первого бетона, выступающей над стаканом и охватывающей последний с радиальным зазором с образованием полости, в которой с наружной стороны стакана выполнен кольцевой опорный элемент с образованием над ним объема для размещения оборудования реакторной установки. Объем под упомянутым кольцевым элементом заполнен первым теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном. Ограждающая конструкция установлена на упомянутой фундаментной плите с радиальным зазором относительно строительной шахты реакторного отделения. Во внутренней полости стакана на днище последнего выполнена монолитная конструкция из теплопроводящего жаростойкого армированного бетона, прочность и теплопроводность которого выше, чем у первого бетона, с образованием резервуара для жидкометаллического теплоносителя. Резервуар снабжен металлической оболочкой, под которой в бетонном наполнителе установлены трубопроводы системы разогрева упомянутой конструкции резервуара. В подстилающей бетонной прослойке и в ограждающей конструкции со стороны строительной части реакторного отделения установлены трубопроводы системы охлаждения, предназначенной для защиты от чрезмерного нагрева строительной части реакторного отделения при работе ядерного реактора. Благодаря исполнению элементов конструкции корпуса из бетонов с заданными свойствами и особенностям исполнения системы охлаждения при эксплуатации ядерного реактора обеспечивается оптимальный температурный режим упомянутых элементов корпуса реактора и защита строительной части АЭС от чрезмерного нагрева (т.е. свыше допускаемой температуры, например, 60°С), что расширяет функциональные возможности корпуса и, в конечном счете, повышает надежность. Также функциональные возможности устройства расширяются благодаря возможности обеспечения предварительного разогрева элементов резервуара, контактирующих с теплоносителем.This problem is solved by the fact that a metal-concrete shell of a nuclear reactor with a liquid metal coolant is proposed, including a metal-concrete cup with a bottom and a sealed overlap of the inner cavity of the cup. The glass contains concrete filler from the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete and is installed by means of a concrete underlay made of concrete identical to that mentioned on the foundation plate of the building of the reactor compartment inside the enclosing structure, filled with a second heat-insulating heat-resistant reinforced concrete, whose strength and thermal conductivity is lower than that of the first concrete, protruding above the glass and covering the latter with a radial clearance with the formation of a cavity in which The rim side of the cup is provided with an annular support element with the formation of a volume above it for placement of reactor equipment. The volume under the ring element is filled with the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete. The enclosing structure is mounted on the aforementioned base plate with a radial clearance relative to the construction shaft of the reactor compartment. In the inner cavity of the glass on the bottom of the latter, a monolithic structure is made of heat-conductive heat-resistant reinforced concrete, the strength and thermal conductivity of which is higher than that of the first concrete, with the formation of a reservoir for the liquid metal coolant. The tank is equipped with a metal shell, under which the pipelines of the heating system of the mentioned tank design are installed in the concrete filler. In the underlying concrete layer and in the enclosing structure from the side of the building of the reactor compartment, pipelines of the cooling system are installed, designed to protect against excessive heating of the building of the reactor compartment during operation of the nuclear reactor. Due to the execution of structural elements of the housing made of concrete with the specified properties and design features of the cooling system during operation of a nuclear reactor, the optimum temperature regime of the said elements of the reactor vessel and protection of the building part of the nuclear power plant from excessive heating (i.e., above the permissible temperature, for example, 60 ° C) are ensured , which extends the functionality of the case and, ultimately, increases reliability. Also, the functionality of the device is expanded due to the possibility of preheating the elements of the tank in contact with the coolant.

В варианте выполнения металлобетонный корпус в качестве первого теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона содержит теплоизоляционный жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью

Figure 00000001
, в качестве второго теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона содержит теплоизоляционный жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью
Figure 00000002
, в качестве теплопроводящего жаростойкого армированного бетона содержит теплопроводящий жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью
Figure 00000003
.In an embodiment, the metal-concrete case as the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete contains heat-insulating heat-resistant reinforced concrete with thermal conductivity
Figure 00000001
, as the second heat-insulating heat-resistant reinforced concrete contains heat-insulating heat-resistant reinforced concrete with thermal conductivity
Figure 00000002
, as a heat-conducting heat-resistant reinforced concrete contains heat-conducting heat-resistant reinforced concrete with heat conductivity
Figure 00000003
.

Вместе с этим в перекрытии и стенке стакана выполнены отверстия для герметичных проходок.At the same time, holes for tight penetrations are made in the overlap and the wall of the glass.

Технический результат использования изобретения состоит в расширении функциональных возможностей корпуса ядерного реактора.The technical result of using the invention is to expand the functionality of the nuclear reactor vessel.

На фиг. 1 схематично показан металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, общий вид, продольный разрез; на фиг. 2 - трубопроводы системы охлаждения, поперечный разрез по А-А на фиг. 1; на фиг. 3 - схема расположения используемых видов бетона в металлобетонном корпусе реакторной установки (позиции на схеме соответствуют номерам видов бетона по тексту).In FIG. 1 schematically shows a metal-concrete shell of a nuclear reactor with a liquid metal coolant, general view, longitudinal section; in FIG. 2 - pipelines of the cooling system, a cross section along AA in FIG. one; in FIG. 3 - layout of the types of concrete used in the metal-concrete reactor vessel (the positions on the diagram correspond to the numbers of concrete types in the text).

В варианте осуществления изобретения металлобетонный корпус используется для реакторной установки с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем. Металлобетонный корпус включает металлобетонный несущий стакан 1 с днищем 2 и герметичным перекрытием 3 внутренней полости «а» стакана. Перекрытие полости «а» снабжено комплектом поворотных пробок (на чертеже не показано). В перекрытии 3 и стенке стакана выполнены соответствующие отверстия для герметичных проходок (на чертеже не показано) под основное оборудование ядерного реактора (в частности, для главного и вспомогательного циркуляционных насосов, циркуляционных трубопроводов, теплообменников расхолаживания, массообменных аппаратов, фильтров). Стакан выполнен в виде двустенной цилиндрической металлоконструкции, заполненной теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном 4, и установлен посредством подстилающей бетонной прослойки 5 из теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона, идентичного бетону 4, на фундаментной плите 6 строительной части реакторного отделения внутри ограждающей конструкции 7, заполненной теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном 8, прочность и теплопроводность которого ниже, чем у бетона 4. Ограждающая конструкция 7 выступает (выдается вверх) над стаканом, перекрывая его, и охватывает стакан с радиальным зазором с образованием полости «b». В полости «b» с наружной стороны стакана выполнен кольцевой опорный элемент (площадка) 9 с образованием над ним объема для размещения оборудования реакторной установки (на чертеже не показано). При этом объем под кольцевым элементом 9 заполнен теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном, идентичным бетону 4. В варианте выполнения в стенке стакана выполнены отверстия для герметичных проходок циркуляционных трубопроводов (на чертеже не показано). Ограждающая конструкция 7 установлена на фундаментной плите 6 с радиальным зазором относительно строительной шахты 10 реакторного отделения. Во внутренней полости «а» стакана 1 на днище 2 выполнена монолитная конструкция 11 из теплопроводящего жаростойкого армированного бетона 12, прочность и теплопроводность которого выше, чем у бетона 4, с образованием резервуара для жидкометаллического (свинцового) теплоносителя. Резервуар снабжен металлической двухслойной оболочкой 13, под которой в бетонном наполнителе установлены трубопроводы 14 системы разогрева конструкции 11 (по существу - системы предварительного разогрева, предшествующего заливке в резервуар свинцового теплоносителя). В качестве материала оболочки могут быть использованы, например, листы двухслойные из стали марок 09Г2С+10Х15Н9С3Б1-Ш по ТУ 09 9550 2-073-00212179-2011. Система разогрева включает коллекторы 15, обеспечивающие равномерное распределение трубопроводов относительно боковых поверхностей и днища оболочки 13 резервуара. В подстилающей бетонной прослойке 5 и в ограждающей конструкции 7 со стороны строительной части реакторного отделения установлены трубопроводы 16 системы охлаждения, предназначенной для защиты от чрезмерного нагрева строительной части реакторного отделения при работе ядерного реактора.In an embodiment of the invention, the metal-concrete shell is used for a reactor installation with a fast neutron reactor and a lead coolant. The metal-concrete casing includes a metal-concrete bearing cup 1 with a bottom 2 and a sealed ceiling 3 of the inner cavity “a” of the cup. The overlap of the cavity "a" is equipped with a set of rotary plugs (not shown in the drawing). In the overlap 3 and the glass wall there are corresponding openings for tight penetrations (not shown in the drawing) for the main equipment of the nuclear reactor (in particular, for the main and auxiliary circulation pumps, circulation pipelines, cooldown heat exchangers, mass transfer devices, filters). The glass is made in the form of a double-walled cylindrical metal structure, filled with heat-insulating heat-resistant reinforced concrete 4, and installed by means of the underlying concrete layer 5 of heat-insulating heat-resistant reinforced concrete identical to concrete 4, on the foundation plate 6 of the building part of the reactor compartment inside the enclosing structure 7, filled with heat-insulating heat-resistant reinforced concrete 8, the strength and thermal conductivity of which is lower than that of concrete 4. The enclosing structure 7 protrudes ( up) above the glass, overlapping it, and covers the glass with a radial clearance with the formation of a cavity "b". An annular supporting element (platform) 9 is made in the cavity “b” on the outside of the glass with the formation of a volume above it for placement of reactor equipment (not shown in the drawing). The volume under the annular element 9 is filled with heat-insulating heat-resistant reinforced concrete, identical to concrete 4. In the embodiment, openings for tight penetrations of the circulation pipelines are made in the glass wall (not shown in the drawing). The enclosing structure 7 is installed on the base plate 6 with a radial clearance relative to the building shaft 10 of the reactor compartment. In the inner cavity "a" of the glass 1 on the bottom 2, a monolithic structure 11 is made of heat-conducting heat-resistant reinforced concrete 12, the strength and thermal conductivity of which is higher than that of concrete 4, with the formation of a reservoir for a liquid metal (lead) coolant. The tank is equipped with a metal two-layer shell 13, under which the pipes of the heating system 11 of the structure 11 are installed in the concrete filler (essentially, the pre-heating system preceding the pouring of the lead coolant into the tank). As the shell material, for example, two-layer sheets of steel grades 09Г2С + 10Х15Н9С3Б1-Ш according to TU 09 9550 2-073-00212179-2011 can be used. The heating system includes manifolds 15, ensuring uniform distribution of pipelines relative to the side surfaces and the bottom of the shell 13 of the tank. In the underlying concrete interlayer 5 and in the enclosing structure 7 from the side of the building of the reactor compartment, pipelines 16 of the cooling system are installed, which are designed to protect against excessive heating of the building of the reactor compartment during operation of the nuclear reactor.

В качестве теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона 4 может быть использован, например, жаростойкий армированный бетон на портландцементах для повышенных температур (с ограничениями по минералогическому составу) с повышенной прочностью и средним значением теплопроводности (здесь и ниже имеются в виду значения прочности и теплопроводности по отношению к другим бетонам, используемым в заявляемом устройстве). Класс бетона по сжатию

Figure 00000004
В15; плотность Д 1400…1500 кг/м3; теплопроводность
Figure 00000001
. В качестве теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона 8 может быть использован жаростойкий теплоизоляционный армированный бетон с пониженной прочностью и минимальной теплопроводностью. Класс бетона по сжатию
Figure 00000005
В1,5; плотность Д 600…1000 кг/м3; теплопроводность
Figure 00000002
. Благодаря специфическим характеристикам бетона 8 обеспечивается защита от нагрева строительной части реакторного отделения. В качестве теплопроводящего жаростойкого армированного бетона 12 может быть использован жаростойкий армированный бетон плотной структуры с повышенными характеристиками прочности на растяжение и повышенной теплопроводностью. Класс бетона по сжатию
Figure 00000006
В35…40; плотность Д 2400…2500 кг/м3; теплопроводность
Figure 00000007
. Бетон 12 обеспечивает отвод тепла от элементов корпуса, находящихся вблизи активной зоны ядерного реактора. Кроме того, он обеспечивает возможность локализации аварийного пролива теплоносителя в случае разгерметизации оболочки 13.As heat-insulating heat-resistant reinforced concrete 4 can be used, for example, heat-resistant reinforced concrete on Portland cement for elevated temperatures (with restrictions on mineralogical composition) with increased strength and average value of thermal conductivity (here and below we mean the values of strength and thermal conductivity with respect to others concrete used in the claimed device). Concrete Compression Class
Figure 00000004
B15; density D 1400 ... 1500 kg / m 3 ; thermal conductivity
Figure 00000001
. As heat-insulating heat-resistant reinforced concrete 8 can be used heat-resistant heat-insulating reinforced concrete with reduced strength and minimal heat conductivity. Concrete Compression Class
Figure 00000005
B1.5; density D 600 ... 1000 kg / m 3 ; thermal conductivity
Figure 00000002
. Due to the specific characteristics of concrete 8, protection is provided against heating the construction part of the reactor compartment. As heat-conducting heat-resistant reinforced concrete 12, heat-resistant reinforced concrete of a dense structure with enhanced tensile strength and increased thermal conductivity can be used. Concrete Compression Class
Figure 00000006
B35 ... 40; density D 2400 ... 2500 kg / m 3 ; thermal conductivity
Figure 00000007
. Concrete 12 provides heat removal from the shell elements located near the core of the nuclear reactor. In addition, it provides the ability to localize the emergency coolant spill in case of depressurization of the shell 13.

Использование металлобетонного корпуса ядерного реактора осуществляется следующим образом.The use of the metal-concrete shell of a nuclear reactor is as follows.

При монтаже корпуса реактора в строительной шахте реакторного отделения АЭС на фундаментной плите 6 (на дне шахты) строительной части предварительно устанавливают трубопроводы 16 системы охлаждения, предназначенной для защиты от чрезмерного нагрева строительной части реакторного отделения при работе ядерного реактора. После этого устанавливают металлоконструкцию днища 2 несущего стакана 1. Под днищем 2 укладывают подстилающую бетонную прослойку 5. На металлоконструкцию днища 2 устанавливают металлобетонный несущий стакан 1. С наружной стороны стакана устанавливают металлоконструкцию кольцевой площадки (опорного элемента) 9. Затем производится монтаж металлической двухслойной оболочки 13 с трубопроводами 14 системы разогрева, монтаж металлоконструкции перекрытия 3 внутренней полости «а» стакана 1 и монтаж металлоконструкции ограждающей конструкции 7 с последующей укладкой бетонного наполнителя монолитной конструкции 11, а также - в упомянутые металлоконструкции корпуса и в зазоры между ними.When mounting the reactor vessel in the construction shaft of the reactor compartment of the nuclear power plant on the foundation plate 6 (at the bottom of the shaft) of the construction part, pipelines 16 of the cooling system are pre-installed to protect against excessive heating of the construction part of the reactor compartment during operation of the nuclear reactor. After that, the metal structure of the bottom 2 of the bearing cup 1 is installed. Underlying the bottom 2 is laid the underlying concrete layer 5. A metal concrete bearing cup 1 is installed on the metal structure of the bottom 2. The metal structure of the annular platform (supporting element) is installed on the outside of the glass 9. Then, the metal two-layer shell 13 is mounted with pipelines 14 of the heating system, installation of the metal structure of the ceiling 3 of the internal cavity “a” of the glass 1 and installation of the metal structure of the enclosing structure 7 s subsequent laying of the concrete filler of the monolithic structure 11, as well as in the aforementioned metal structures of the body and in the gaps between them.

При эксплуатации ядерного реактора особенности исполнения металлобетонного корпуса обеспечивают равномерное распределение весовых нагрузок, воспринимаемых несущим стаканом от оборудования ядерного реактора, и передачу их на дно шахты - строительную часть АЭС. Благодаря равномерному распределению трубопроводов 14 системы разогрева конструкции 11 относительно боковых поверхностей и днища оболочки 13 резервуара обеспечивается предварительный разогрев оболочки 13 и элементов конструкции корпуса с высокотемпературной сушкой бетонного наполнителя. Благодаря трубопроводам 16 системы охлаждения обеспечивается охлаждение подстилающей бетонной прослойки 5 и защита от чрезмерного нагрева строительной части реакторного отделения.During the operation of a nuclear reactor, the design features of the metal-concrete shell ensure uniform distribution of the weight loads perceived by the carrier glass from the equipment of the nuclear reactor, and their transfer to the bottom of the mine — the building part of the nuclear power plant. Due to the uniform distribution of the pipelines 14 of the heating system of the structure 11 relative to the side surfaces and the bottom of the shell 13 of the tank, a preliminary heating of the shell 13 and structural elements of the housing with high-temperature drying of the concrete aggregate is provided. Thanks to the pipelines 16 of the cooling system, the underlying concrete layer 5 is cooled and the building of the reactor compartment is protected from excessive heating.

Таким образом, благодаря особенности исполнения металлобетонного корпуса изобретение позволяет обеспечить оптимальный температурный режим элементов корпуса реактора и защиту строительной части АЭС от чрезмерного нагрева при работе ядерного реактора, что расширяет функциональные возможности корпуса и, в конечном счете, повышает надежность. Вместе с этим функциональные возможности устройства расширяются благодаря возможности обеспечения предварительного разогрева элементов резервуара, контактирующих с жидкометаллическим теплоносителем.Thus, due to the specifics of the execution of the metal-concrete shell, the invention allows to ensure the optimum temperature regime of the elements of the reactor shell and to protect the building part of the nuclear power plant from excessive heating during operation of the nuclear reactor, which expands the functionality of the shell and, ultimately, increases reliability. Along with this, the functionality of the device is expanding due to the possibility of preheating the tank elements in contact with the liquid metal coolant.

Claims (3)

1. Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, включающий металлобетонный стакан с днищем и герметичным перекрытием внутренней полости стакана, причем стакан содержит бетонный наполнитель из первого теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона и установлен посредством подстилающей бетонной прослойки из бетона, идентичного упомянутому, на фундаментной плите строительной части реакторного отделения внутри ограждающей конструкции, заполненной вторым теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном, прочность и теплопроводность которого ниже, чем первого бетона, выступающей над стаканом и охватывающей последний с радиальным зазором с образованием полости, в которой с наружной стороны стакана выполнен кольцевой опорный элемент с образованием над ним объема для размещения оборудования реакторной установки, при этом объем под упомянутым кольцевым элементом заполнен первым теплоизоляционным жаростойким армированным бетоном, причем ограждающая конструкция установлена на упомянутой фундаментной плите с радиальным зазором относительно строительной шахты реакторного отделения, при этом во внутренней полости стакана на днище последнего выполнена монолитная конструкция из теплопроводящего жаростойкого армированного бетона, прочность и теплопроводность которого выше, чем у первого бетона, с образованием резервуара для жидкометаллического теплоносителя, причем резервуар снабжен металлической оболочкой, под которой в бетонном наполнителе установлены трубопроводы системы разогрева упомянутой конструкции резервуара, при этом в подстилающей бетонной прослойке и в ограждающей конструкции со стороны строительной части реакторного отделения установлены трубопроводы системы охлаждения, предназначенной для защиты от чрезмерного нагрева строительной части реакторного отделения при работе ядерного реактора.1. The metal-concrete shell of a nuclear reactor with a liquid metal coolant, including a metal-concrete glass with a bottom and a sealed inner cavity of the glass, the glass containing concrete filling of the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete and installed by means of a concrete underlay, identical to the one mentioned above, on the foundation plate of the building part the reactor compartment inside the enclosing structure, filled with a second heat-insulating heat-resistant reinforcement concrete, the strength and thermal conductivity of which is lower than that of the first concrete protruding above the glass and covering the latter with a radial clearance to form a cavity in which an annular support element is made on the outside of the glass to form a volume above it to accommodate the reactor plant equipment, while under the said annular element is filled with the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete, and the enclosing structure is installed on the base plate with a radial gap In this case, a monolithic structure made of heat-conducting heat-resistant heat-resistant reinforced concrete, the strength and thermal conductivity of which is higher than that of the first concrete, with the formation of a reservoir for a liquid-metal coolant, with a metal shell under which installed in the concrete filler pipelines of the heating system of the aforementioned reservoir design, while in the underlying concrete the interlayer and in the enclosing structure from the side of the building of the reactor compartment are equipped with pipelines of a cooling system designed to protect against excessive heating of the building of the reactor compartment during operation of a nuclear reactor. 2. Металлобетонный корпус по п. 1, отличающийся тем, что в качестве первого теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона содержит теплоизоляционный жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью
Figure 00000008
, в качестве второго теплоизоляционного жаростойкого армированного бетона содержит теплоизоляционный жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью
Figure 00000009
, в качестве теплопроводящего жаростойкого армированного бетона содержит теплопроводящий жаростойкий армированный бетон с теплопроводностью
Figure 00000010
.2. The metal-concrete housing according to claim 1, characterized in that as the first heat-insulating heat-resistant reinforced concrete contains heat-insulating heat-resistant reinforced concrete with thermal conductivity
Figure 00000008
, as the second heat-insulating heat-resistant reinforced concrete contains heat-insulating heat-resistant reinforced concrete with thermal conductivity
Figure 00000009
, as a heat-conducting heat-resistant reinforced concrete contains heat-conducting heat-resistant reinforced concrete with heat conductivity
Figure 00000010
. 3. Металлобетонный корпус по п. 1, отличающийся тем, что в перекрытии и стенке стакана выполнены отверстия для герметичных проходок.3. The metal-concrete housing according to claim 1, characterized in that openings for tight penetrations are made in the overlap and the wall of the glass.
RU2016132933A 2016-08-09 2016-08-09 Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger RU2634426C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016132933A RU2634426C1 (en) 2016-08-09 2016-08-09 Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016132933A RU2634426C1 (en) 2016-08-09 2016-08-09 Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2634426C1 true RU2634426C1 (en) 2017-10-30

Family

ID=60263579

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016132933A RU2634426C1 (en) 2016-08-09 2016-08-09 Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2634426C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2720212C1 (en) * 2019-04-19 2020-04-28 Сергей Михайлович Анпилов Nuclear power plant
RU2767308C1 (en) * 2021-04-13 2022-03-17 Сергей Михайлович Анпилов Nuclear power plant

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU93016637A (en) * 1993-03-31 1995-04-30 Государственное предприятие "Красная звезда" NUCLEAR ENERGY INSTALLATION
RU2212066C1 (en) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Steam-generating nuclear reactor unit using liquid-metal coolant
RU2003121666A (en) * 2003-07-14 2005-01-10 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образовани Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) (RU) NUCLEAR POWER PLANT
RU2545098C1 (en) * 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Reactor plant with fast neutron reactor and lead coolant

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2063090C1 (en) * 1993-03-31 1996-06-27 Государственное предприятие "Красная звезда" Nuclear power plant

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU93016637A (en) * 1993-03-31 1995-04-30 Государственное предприятие "Красная звезда" NUCLEAR ENERGY INSTALLATION
RU2212066C1 (en) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Steam-generating nuclear reactor unit using liquid-metal coolant
RU2003121666A (en) * 2003-07-14 2005-01-10 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образовани Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) (RU) NUCLEAR POWER PLANT
RU2545098C1 (en) * 2014-01-31 2015-03-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Reactor plant with fast neutron reactor and lead coolant

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2720212C1 (en) * 2019-04-19 2020-04-28 Сергей Михайлович Анпилов Nuclear power plant
RU2767308C1 (en) * 2021-04-13 2022-03-17 Сергей Михайлович Анпилов Nuclear power plant

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2545098C1 (en) Reactor plant with fast neutron reactor and lead coolant
JP5780503B2 (en) Power module assembly
RU2496163C2 (en) Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation
JP3105251B2 (en) Nuclear reactor facility, its core containment and emergency cooling method in reactor facility
RU2576517C1 (en) System for localisation and cooling of water-water nuclear reactor core region melt
KR100366322B1 (en) Passive air-cooled liquid metal-cooled reactor with double vessel leakage adaptability
JP2634739B2 (en) Liquid metal cooled reactor plant
JP2015522804A (en) Passive containment protection system
RU2634426C1 (en) Metal-concrete nuclear reactor vessel with liquid-metal heat exchanger
CN103474107A (en) Comprehensive protection device of nuclear reactor container
JP2016517002A (en) Supporting nuclear fuel assemblies
JP2014081212A (en) Core meltdown object holding device and nuclear reactor container
KR102422303B1 (en) Reactor with elevated heat exchanger
JP2015529820A (en) Auxiliary cooling water system for nuclear power plant
JP2019005751A (en) Reactor system and use thereof
US4022656A (en) Suspended nuclear reactor containments with reduced thermal stress
JP2015125006A (en) Core catcher
JPS622277B2 (en)
US4357297A (en) Apparatus for thermally insulating nuclear reactor primary vessels
RU2479876C1 (en) Container to transport and/or store spent nuclear fuel
KR101621420B1 (en) Method for Cooling an External Reactor Vessel by Flooding with Multiple Liquid Metals, and System for Cooling an External Reactor Vessel Using the Same Method
RU2458417C1 (en) Cover for spent fuel assemblies
JP2012198206A (en) Nuclear power generation facility
RU2760331C1 (en) Concrete drying system
JP6878203B2 (en) Core melt receiver and its installation method, heat-resistant parts, and nuclear facilities