RU2668993C2 - Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе - Google Patents
Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе Download PDFInfo
- Publication number
- RU2668993C2 RU2668993C2 RU2018108725A RU2018108725A RU2668993C2 RU 2668993 C2 RU2668993 C2 RU 2668993C2 RU 2018108725 A RU2018108725 A RU 2018108725A RU 2018108725 A RU2018108725 A RU 2018108725A RU 2668993 C2 RU2668993 C2 RU 2668993C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear
- liner
- melt
- reactor
- insert
- Prior art date
Links
- 230000004807 localization Effects 0.000 title claims abstract description 7
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract description 8
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 6
- 230000001737 promoting effect Effects 0.000 claims 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 abstract description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000004378 air conditioning Methods 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 210000003169 central nervous system Anatomy 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000007812 deficiency Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 238000000048 melt cooling Methods 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к устройству локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе. Действующая ядерная энергетическая установка со встроенным во внутреннее пространство вкладышем в атомном реакторе, отличающаяся тем, что в атомный реактор встроен вкладыш, выполняющий роль устройства локализации расплава. При этом имеется диаметральная вставка между верхней частью ядерного реактора и загрузочной плитой. На дне вкладыша закреплена жаропрочная плита. А также имеется контур аварийного охлаждения с расчетными дополнительными устройствами продвижения и охлаждения теплоносителя. Технический результат – продление срока службы ядерной установки и предотвращение распространения аварийных радиоактивных веществ за пределы ЯУ. 1 ил.
Description
1. Предназначение.
Вкладыш в ядерный реактор, конструктивно является устройством локализации расплава, предназначен для продления срока службы ядерного реактора, изначально не оборудованного устройством локализации расплав (УЛР).
Реализация предлагаемого изобретения на АЭС, подлежащих закрытию по причине несоответствия требованиям безопасности, позволяет продлить сроки эксплуатации блоков АЭС с минимальными финансовыми затратами.
2. Уровень техники.
Современный уровень техники безопасности АЭС предусматривает обязательное наличие локализующих систем безопасности. УЛР предназначены предотвращать или ограничивать распространение выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом АС границы и выхода их в окружающую среду.
В настоящее время используется несколько типов локализующих систем безопасности (далее УЛР). На российских АЭС, ловушки устроены под реакторным пространством, в европейских АЭС, ловушки вынесены за пределы под реакторного пространства.
Реконструировать эксплуатируемые АЭС, не оборудованные современными УЛР, с возможностью устранения недостатка, не представляется возможным. Потребуются большие финансовые затраты на демонтаж блока АЭС, а затем практически новое строительство.
3. Сущность изобретения.
Предлагаемое изобретение позволяет, на базе действующей АЭС, путем частичной реконструкции ядерного реактора (ЯР) (1) (Фиг. 1), продлить срок службы ядерной установки (ЯУ), при этом устройство локализации расплава, выполненное внутри действующего ЯР, предотвращает распространение аварийных радиоактивных веществ за пределы ЯУ.
Основным конструктивным элементом изобретения является вкладыш (2), размещенный внутри ЯР. Вкладыш является уменьшенной копией корпуса (3) ЯР. Корпус вкладыша (2), располагается в защитной зоне водяного столба ЯР, опорами (4) жестко удерживается в ЯР.
Вкладыш (2) и опоры (4) изготавливаются из тех же материалов что и реактор (1), при этом опоры подвижно крепятся к стенкам реактора и вкладыша, для уменьшения динамичных температурных нагрузок.
Конструктивно изобретение предполагает дальнейшее использование штатной загрузочной плиты (5). Расчетный диаметр вкладыша (2), меньше диаметра ЯР, но больше внешнего диаметра расположения твелов (6). При необходимости поднятия загрузочной плиты (5) над нижнем уровнем вкладыша, с целью применения штатных твелов, используется диаметральная вставка (7) с болтовым креплением к верху ЯР (не показано). Диаметральная вставка (7) выполняется из того же материала что и реактор.
В случае, достаточной расчетной высоты для безопасной эксплуатации твелов, между основание вкладыша (2) и верха реактора (1), возможно применение изобретения без диаметральной вставки (7).
Конструктивной особенностью изобретения является отсутствие значительной разницы между внутренним и внешним давлением на стенки вкладыша (2), так как в случае изменения давления теплоносителя, оно уравновешивается через перепускной клапан (8) в верхней части вкладыша.
Конструктивной особенностью вкладыша является жаропрочная плита (9), закрепленная на дне вкладыша (2). Жаропрочная плита выполняется из тугоплавких металлов, с повышенной тепло проводимостью и служит для передачи аварийного разогрева расплава (10), теплоносителю аварийного контура (15).
Конструктивно, вкладыш (2) в ядерном реакторе является устройством локализации расплава (УЛР), ловушкой аварийного расплава, которая входит в состав аварийного контура (15).
В систему охлаждения аварийного расплава, кроме УЛР входят дополнительный водяной аккумулятор (11), с требуемым расчетным объемом, циркуляционные насосы (12) и штатные резервные источники электропитания.
При штатной эксплуатации АС, используются системы и элементы, предназначенные для осуществления нормальной эксплуатации. Вкладыш (2), практически не влияет на штатную работу ЯР (1).
Конструктивной особенностью изобретения является объединение теплоносителя аварийного контура, с рабочим телом первого контура, посредством перепускного клапана (8).
При авариях первого контура (13), недостаточности рабочего тела, образования аварийного расплава, включается ЦН (12). Теплоноситель омывает вкладыш (2), с жаропрочной плитой (9), забирает тепло аварийного расплава (10) и далее по контуру аварийного охлаждения: кондиционер (14), водяной аккумулятор (11), ЦН (12). При этом аварийный контур должен предусматривать возможность подключения как штатного, так и дополнительного оборудования блока АЭС.
Система аварийного охлаждения аварийного расплава может использоваться также: при нештатном перегреве первого контура, при неконтролируемых пиковых нагрузках и при экстренном расхолаживании ЯР.
Claims (5)
- Действующая ядерная энергетическая установка со встроенным во внутреннее пространство вкладышем в атомном реакторе, отличающаяся тем, что:
- - в атомный реактор встроен вкладыш, выполняющий роль устройства локализации расплава;
- - имеется диаметральная вставка между верхней частью ядерного реактора и загрузочной плитой;
- - на дне вкладыша закреплена жаропрочная плита;
- - имеется контур аварийного охлаждения с расчетными дополнительными устройствами продвижения и охлаждения теплоносителя.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018108725A RU2668993C2 (ru) | 2018-03-12 | 2018-03-12 | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018108725A RU2668993C2 (ru) | 2018-03-12 | 2018-03-12 | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2018108725A RU2018108725A (ru) | 2018-08-03 |
RU2018108725A3 RU2018108725A3 (ru) | 2018-08-03 |
RU2668993C2 true RU2668993C2 (ru) | 2018-10-05 |
Family
ID=63113064
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018108725A RU2668993C2 (ru) | 2018-03-12 | 2018-03-12 | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2668993C2 (ru) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2206929C1 (ru) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
RU100327U1 (ru) * | 2010-06-17 | 2010-12-10 | Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") | Устройство локализации расплава |
US20170358373A1 (en) * | 2016-06-09 | 2017-12-14 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core catcher and boiling water nuclear plant using the same |
-
2018
- 2018-03-12 RU RU2018108725A patent/RU2668993C2/ru active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2206929C1 (ru) * | 2001-10-17 | 2003-06-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
RU100327U1 (ru) * | 2010-06-17 | 2010-12-10 | Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") | Устройство локализации расплава |
US20170358373A1 (en) * | 2016-06-09 | 2017-12-14 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core catcher and boiling water nuclear plant using the same |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2018108725A (ru) | 2018-08-03 |
RU2018108725A3 (ru) | 2018-08-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10510450B2 (en) | Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core | |
RU2576517C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
JP6315618B2 (ja) | 使用済燃料プールの代替受動的冷却システムおよび方法 | |
EA035408B1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
US20130223581A1 (en) | Nuclear Power Plant | |
WO2015115930A1 (ru) | Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем | |
CN102623072A (zh) | 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统 | |
RU2465662C1 (ru) | Контейнер для транспортировки и/или хранения отработавшего ядерного топлива | |
JP2007225524A (ja) | キャスク並びにキャスクの真空乾燥方法及び装置 | |
CN106898389A (zh) | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 | |
RU2668993C2 (ru) | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе | |
RU75496U1 (ru) | Транспортный упаковочный комплект для транспортирования и хранения отработавшего ядерного топлива | |
JP2013057559A (ja) | 水冷式原子力発電設備及びその非常時停止方法 | |
KR101389840B1 (ko) | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
US4826652A (en) | Low capacity nuclear reactor housed underground in the cavity of a cylindrical pressure vessel | |
KR20170000601A (ko) | 원자력발전시스템의 피동안전계통 | |
TWI585780B (zh) | 用於輕水式反應器之替代型遠距廢燃料池冷卻系統之方法及裝置 | |
CN103440887A (zh) | 乏燃料水池的低温负压热管 | |
JP5941795B2 (ja) | 原子炉圧力容器の冷却設備および原子炉圧力容器の冷却設備による冷却方法 | |
RU2606381C1 (ru) | Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади | |
CN205541968U (zh) | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 | |
US20180358134A1 (en) | Passive cooling of a nuclear reactor | |
RU163388U1 (ru) | Водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов | |
KR101490967B1 (ko) | 페일세이프 수냉각형 원자로 계통을 위한 비상노심냉각 계통 및 방법 | |
FR3067512B1 (fr) | Reacteur nucleaire comprenant un circuit de refroidissement des auxilaires et un reservoir de protection radiologique |