SK288292A3 - Accessories for cooling of core and for protection of concrete structure of nuclear reactor - Google Patents

Accessories for cooling of core and for protection of concrete structure of nuclear reactor Download PDF

Info

Publication number
SK288292A3
SK288292A3 SK2882-92A SK288292A SK288292A3 SK 288292 A3 SK288292 A3 SK 288292A3 SK 288292 A SK288292 A SK 288292A SK 288292 A3 SK288292 A3 SK 288292A3
Authority
SK
Slovakia
Prior art keywords
cooling
hearth
core
reactor
corium
Prior art date
Application number
SK2882-92A
Other languages
English (en)
Inventor
Jean-Pierre Py
Claude Malaval
Original Assignee
Framatome Sa
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 Framatome Sa filed Critical Framatome Sa
Publication of SK288292A3 publication Critical patent/SK288292A3/sk

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016Core catchers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Absorbent Articles And Supports Therefor (AREA)

Description

Zaŕízení k chlazení jáňra a k ochrane betónové konstrukce nukleárneho reaktoru g jáarem roztaveným nósledkem nehody.
Oblast tecfmiky
Vynález ee týká zaŕízení k chlazení jácra a k ochrane betónové konstrukce nukleárneho reaktoru,jehož jádro je následkem nehody roztaveno.
Dosavadní stav techniky
Nukleárni reaktory s tlakovou vodou obsanují vanú tvaru valce,ve které je uzavŕeno jádro reaktoru umí stená svou svislou osou ve válcové komore se spcdním dnem kolmo pod vaňou. Jádro nukleárneho reaktoru je chlazeno tlakovou vodou protékající premárnim okruhea reaktoru a vnitŕkem vsny ve styku se soustavou topných Článku .
V pripadá určitých nehôd vyskytujících se v nukleémích reaktorech a projevujících se ztrátou činnosti chlazení jadra,je treba si uvddomit a posoudit situaci z hlediska velmi vážnych následku ke kterým by došlo,ačkoliv pravdépodobnost tukové udalosti je nanejvýše malá a prakticky nulová,prípad ,kdy bezpečnostní napájecí obvody by nemohly byt uvedený v činnose. Iŕúže tedy vzniknout šerie nehôd,které zpúsobí roztavení jadra bez existence chladící vody ,čímž muže nastat zničení vany proražením dna a úni^u hmoty jadra včetné materiálú ouklopujících jádro do betónové komory s vaňou reaktoru. Styk roztavené hmoty paliva a obklopujecích materiálu,tak zvané corium,jehož teplota múze dosahnout 2500 až 2800°C, se dnem betónové komory,bez existence chlazení muže zpusobit úplné zničení dna komory.
Za účelem zabránéní styku coria se dnem betónové komory byla navržena ruzná zarízení.
Známá zarízení vétšinou umožňuj í rozložení hmoty coria na určitém povrchu, aby schopnost vyklizení jednotkou povrchu byla co nejmenší a byla slučitelná s možnostmi chlazení tekutinami. Napríklad byla navržena regulace a zadržení coria v kovové pánvi obložené uvnitŕ ohnivzdorným materiálem, jehož částečné roztavení pohltí energii prechodným zpúsobem a umožní získání časového intervalu, který postačí k ponorení vnéjšího kovového povrchu pánve do vody, za účelem odebrání zbytkové schopnosti coria varem vodní masy.
Nevýhodou tohoto zarízení je, že ohnivzdorné materiály jsou nejčastéji velmi špatnými vodiči tepla, což se projeví zvyšováním rovnovážné teploty coria, které zústane v tekutém stavu.
Známa jsou j iná zarízení, která používaj í ohnivzdorné nístéje trvalé chlazené protékající vodou. Nevýhodou téchto zarízení· je, že chladící okruh muže vykazovat poruchy, které jsousohopné pri nejmenším částečné jej vyŕadit. Jinak tepelné zmény nejsou dostatečné intensivní tak, aby zabránily, že corium se udrží pri zvýšené teplote a v tekutém stavu po vylití na regenerační a chladící zarízení.
Známo je také zarízení obsahující množství profilu umísténých vodorovné na dne komory, pod dnem vany, takovým
- 3 zpúsobem, aby byly vytvorený jímky pro roztavené corium z dúvodú rozložení roztavené hmoty, zlepšení jejího chlazení a umožnení jejího tuhnutí. Nevýhodou takového zaŕízení pritom je, že nemúže zajistit dostatečné účinnou ochranu betónové komory, nebot vylití coria se deje lokálním zpúsobem. Krížové uspoŕádané profily j Sou tedy schopný se postupne naplnit roztaveným coriem místním rozlitím tak, že roztavená hmota múže rýchle dosáhnout dna komory.
Podie francouzské patentové prihlášky 91-06047 je konečné známo zarízení k regeneraci a ochlazení roztaveného jádra nukleárního reaktoru, které umožňuje zabránit styku hmoty roztaveného jádra s betonovou komorou a zajistit chlazení a rýchle tuhnutí roztavené hmoty. Zarízení je tvoŕeno kovovou konstrukcí spočívaj ící na dne komory a ponorené do vody naplnující dolní část komory. Kovová konstrukce je opatrená centrálním komínem, prepážkou pro regeneraci a chlazení roztaveného jádra a obvodovou prepážkou.
Uvedené zarízení, které umožňuje rychlé rozložení, chlazení a tuhnutí coria, je pritom nevýhodné tím, že kovová konstrukce múže být zničená vlivem dynamických sil zpúsobených zŕícením coria a dna vany, což múže dosáhnout nékolika tisíc tun.
Chlazení coria mezi j iným zpúsobuje vytvorení množství v
páry uvnitŕ komory, což je krajné dúležité, nebot toto množství dosahuje rádové 10.000 m^/hodinu. Odstranéní takového množství páry z uzavŕeného opásání zpúsobuje dispersi
- 4 Stepných produktú v soustave stavebního objemu reaktoru, což je neslučitelné ε bezpečnostními princípy, které je treba respektovat.
Cílero vynálezu je tedy navržení zaŕízení k chlazení jadra a k ochranČ betónové štruktúry nukleárního reaktoru pri roztavení jadra následkem nehody, pŕičemž reaktor obsahuje vanú válcového tvaru uzavírající jádro reaktoru uložené podie své svislé osy do komory s dolníni dnem, na kterém spočívá zaŕízení k chlazení a k ochrane tvorené z časti konstrukcí reaktoru obsahuj ící část zpevneného dna situovanou ve svislém smeru pod vaňou,. pŕičemž uvedené zaŕízení je charakterisováno velkou odolností a velkou tuhostí, aby vydržela zŕícení coria a dna vany a pritom bylo zajišténo chlazení coria aniž by pára unikla do stavby reaktoru.
Zaŕízení podie vynálezu za tím účelern sestává z kovové nístéje umístené na dne komory, ve které jsou uspoŕádány kanály protékané chladící tekutinou a pripojené k prostŕedkúm pro napájení a odvádéní chladící tekutiny.
Podstata vynálezu
Pŕedmétem vynálezu je zaŕízení k chlazení jadra a k ochrane betónové konstrukce nukleárního reaktoru, s jádrem roztaveným následkem nehody, pŕičemž reaktor obsahuje vanú válcového tvaru uzavírající jádro uložené podie svislé osy do komory, na jejímž dne spočívá chladící a ochranné zaŕí- 5 žení, tvorené částí konstrukce reaktoru se zpevnéným dnem umísténém pod jádrem, vyznaČující se tím, že je tvoŕeno kovovou nístéjí pokrývající dno komory, ve které jsou opatrený chladícími kanály s cirkuluj ící tekutinou pripojené k napájecím a odvádécím potrubím pro chladící tekutinu.
Vynález bude dále popsán podie neomezujícího príkladu se zŕetelem k pripojeným vyobrazením za ÚČelem lepšího porozumení zpúéobu chlazení a ochrany podie vynálezu použitelného v pŕípadé nukleárního reaktoru chlazeného tlakovou vodou.
Pŕehled obrázku na výkresech
Obr. 1 vertikálni rez bezpečnostním pláštém nukleárního reaktoru s tlakovou vodou obsahuj ící zaŕízení k chlazení a ochrané podie vynálezu.
Obr. 2 schematický pohled na spodní část komory pro vanú nukleárního reaktoru podie obr. 1.
Obr. 5 pohled zdola na kovovou nístéj obsahující zarízení k chlazení a k ochrané podie vynálezu.
Obr. 4 pohled ze strany ve smeru 4 na obr. 3.
Obr. 5 pohled na rez označený 5-5 v obr. 3·
Obr. 6 pohled na rez označený 6-6 v obr. 5.
Obr. 7 pohled na rez kovovou nístéjí realizovaný podie alternatívy znázorňuj ící chladící kanál a jeho príslušenstvá k napájení a odvádéní chladící vody
Obr. 8 zvétšený pohled na rez znázorňuj ící zpétný ventil chladícího kanálu na obr. 7.
Príklad provedení vynálezu
Na obr. 1 je znázornénofbezpečnostní opásaní 1 s dvojitým pláštem nukleárního reaktoru, uvnitr kterého je umísténa vaňa 2 obsahující jádro 4 reaktoru ve svislé poloze a v osovém rezu 2.
Dolní Část bezpecnostního opásání 1 z betónu s dvojitým pláštem je tvorená zpevneným dnem £ spočívajícím na pude.
Zaŕízení k chlazení a k ochrane podie vynálezu označené v celku vztahovou značkou 10 je tvoŕeno kovovou nístéjí 11 spočívající na části zpevneného dna které je vyvýšeno a umístérto pod svislou jímkou 2. pod dnem vany £ uzavírající jádro 4. Uvnitr nísteje 11 jsou uspoŕádány chladící kanály, které jsou napájeny chladící tekutinou jako je voda protékající chladícím okruhem vytvoreným z potrubí 12 a 15. které procházejí bezpečnostnom opásáním 1.
Chladiči okruh sestává ze dvou polovičních okruhu, z nichž každý je tvoŕen potrubím 12 a 13, které jsou pripojený na chlazenou nístéj 11, tepelného výméníku 14 chlazeného vzduchem /šípka 15/, nádržky 16 pro rozpínaní a sbér kondensá tú pŕicházejících z výméníku 14 a z obehového Čerpadla 17.
V každém z polovičních okruhu voda vytékající z nísteje potrubím 15 je ochlazena uvnitr tepelného výméníku 14 dŕíve
- 7 než je znovu odvedená do nístéje potrubím 12 púsobením motorické výšky z rozdílu špecifických objemu smésy vody s párou v potrubí 13 a ochlazené vody vracející se dó nísteje potrubím 12.
Funkce ochlazovacího a ochranného zarízení podie vynálezu v pripadá roztavení jadra 4 a dna vany bude podrobnej i popsána v následujícím textu. Schematickým postupem, jestliže jádro nukleárního reaktoru je roztaveno následkem nehody a zpúsobí roztavení dna vany, smšs vytvorená jádrem, materiálem opláštení a určitých elementú vany reaktoru, zvaná corium rozleje po nístéji 11. Kístéj 11 o značné tlouštce je schopná pojmout roztavené corium aniž by byla zničená, zajistit ochra nu zpevnéného dna a uskutečnit ochlazení coria.
Kístéj 11 je ochlazena'protékající vodou napájecím potrubím 12.
Ohrátá voda nebo pára je pri výstupu z nísteje 11 pohlce na kanály 13, ochlazena a kondenzována uvnitŕ výmeníku 14. Ochlazená voda je znovu odvedená ochlazovacími kanály do nístéje 11.
Ochlazení coria je tudíž uskutečnšno bez emise páry do opláštení a s využitím ochlazovacích prostredkú, které jsou k dispozici vne bezpečnostního opásání reaktoru.
Tepelné výméníky 14 a nádrže 16 ochlazovacího okruhu jsou instalovány ve výšce nad strední horizontálni rovinou do nístéje 11, která múze být rádové 23 m a tím umožní získá- 8 ní statického tlaku vodního sloupce v napájecích kanálech stejné velikosti jako je tlaková ztráta v ochlazovacích kanálech nístéje 11.
Na obr. 2 je znázornená horní část 5a zpevneného dna vyčnívající smérem vzhuru k jímce 2 a ochlazované nístéje 11 spočívající na horní části 5a zpevneného dna.
Pŕepážka 18 z kovového plechu nebo povlak pokrývající horní povrch zpevneného dna na které je nanesená betónová ochranná vrstva je spojená s vnéjší části kovové nístéje 11.
V dalsím bude podrobnej i popsána kovová nístej 11 zarízení pro chlazení a ochranu podie vynálezu se zretelem k priloženým obr. 5» 4, 5 a 6.
Nístej 11 je tvorená kovovou deskou, která je opatrená chladícími kanály20, které jsou pripojený svými podélnými konci k soustavé kolek/oru 21, 22 umožňujících zajistit napájení kanálu 20 chladiči tekutinou a odvádéní ohráté chladící tekutiny prípadné její páry.
Soustava kolektoru 21 je napájena chladící vodou z potrubí 2laa v opačném smeru pripojená na odvádécí potrubí 21b
Soustava druhých kolektoru 22 je stejné pripojená jedním ze svých príčných koncu k napájecímu potrubí 22a a na svém druhém konci k odvádécímu potrubí 22b.
Jak patrno z obr. 5 každý ze soustavy kolektoru je opatŕen vnéjším pláštém 24 a vnitŕním plástém 25, které jsou pripevnený svárem k podélným čelám kovové masivní nístéje 11.
- 9 Každý z kanálu. 20 usporádaných v tlouštce nístéje predstavuje prúchodný tvar a sestává z dolní vetve vyústují cí jedním ze svýeh koncu dovnitr vnéjšího plášte 24.
a mimo vnitrní plást 25 kolektoru 21 /nebo 22/ a z horní vetve vyústující jedním ze svých koncú dovnitr vnitŕního plášte 25 jednoho z kolektórú 21 /nebo 22/.
>
Ďalší chladící kanály jako 20, 20 usporádané podel chladící nístéje 11 vyústují stŕídave do kolektoru 21 nebo kolektoru 22.
Je-li zaŕízení v Činnosti, protéká chladící voda vnitrkem každého kanálu 20, vstupuje do vnéjšího kolektoru 24 pro napájení a vnitŕního kolektoru 25 pro odvádéní.
Jak patrno z obr. 6 je kovová nístéj 11 tvorená po sobé následujícími bloky 50a, 51a, 51b .... 51n a 50b m.zi sebou svárenými svými podélnými čely za účelem vytvorení rovinných nepretržitých a paralelních spoju 52♦
Koncové bloky 50a a 50b jsou vyšší než jsou mezilehlé bloky 51a. 51b..... 51n a jejich horní část 43 prevyšuje dolní části bloku 51, čímž vytváŕí zídku určenou k zadržení masy roztaveného coria na nístéji 11.
Čelní strany koncových bloku 50a a 50b jsou určený k sestavení a svárení s príslušnou protilehlou prední stranou mezilehlého bloku, který je opracován takovým zpúsobem, aby byl vytvoŕen tesný dotek s opracovaním príslušných mezilehlých bloku, dolní vétev a horní vétev chladícího kanálu 20.
Mezilehlé bloky 31a. 31b ..... 3ln jsou opracovaný na jejich dvou čelních podélných stranách, které jsou sestaveny a svárený s príslušnou protilehlou čelní plochou j iného mezilehlého bloku nebo koncového bloku za účelem vytvorení dolních a horních vétvi dvou chladících dalších kanálu.
Presahující čela 43 koncových bloku 30a a 30b jsou obložený ohnivzdorným materiálem 35 určeným k ochrane zídky pred horkým coriem schopným se vylít na nístej 11.
Koncové bloky 30 a a 30b jakož i mezilehlé bloky 31a až 31n jsou opracovány v jejich herní části tafcovým zf)úsobem, aby v tesném doteku byly vytvorený žlábky 35 rovnobežné v podélném sméru nísteje 11. Tyto žlábky 35 umožňuj í výhodný prenos tepla z coria do chladících kanálu 20 a výtvore ní zachycovacího zaŕízení pro corium po dobu chladnutí.
Tyto drážky umožňuj í rovnéž snadnéjší svárecí operace ocelových bloku sestavených po dvou vedie sebe.
Plechová konstrukce 34 mechanicky sevrená je umístena nad horním povrchem mezilehlých bloku 31 nísteje 11 z dúvodú ochrany nísteje a absorbování kinetické energie uvolnéné pádem coria a dna vany do nísteje 11 v prípade nehody projevující se roztavením jádra reaktoru.
Konstrukce M v horní časti tvorená ohýbaným plechem a soustavou výztužných desek 29 kolmých k této horní části konstrukce, z nichž každá zasahuje do drážky 35 za účelem zajišténí stabilizace konstrukce 34 na nístéji 11.
Jak patrno z obr. 7 vztahuje se na alternatívni realizaci zarízení pokud se tyká polohy kolektoru, pŕičemž každý z chladicích kanálu 20 usporádaných uvnitŕ kovové nístéje 11 je pripoj en jedním ze svých koncu k napájecímu kolektoru 36. na který je pŕipojeno napájecí potrubí 36a prostŕednictvím zpétného ventilu 38· Druhý konec chladícího kanálu 20 je pripoj en k odvádécímu kolektoru 22, ke kterému je pŕipojeno odvádécí potrubí 37a.
Napájecí potrubí 36a, 37a jsou sama pripojená k chladí címu okruhu tak jako potrubí 12, 13 znázornéné v obr. 1.
Na obr. 8 je znázornén zpétný ventil 38 umísténý na vstupu do chladícího kanálu 20 vytvoreného uvnitŕ nístéje 11
Zpétný ventil 38 je tvoŕen komorou 39. k níž je pŕivaŕeno sedlo 41. Hliníková kulička 40 vlivem své váhy spočívá na sedle 41 tak, že uzavírá prúchod spojující napájecí komoru 36 s kanálem 20, když kolektor 36 není napájen.
Chladiči voda protékající uvnitŕ chladícího kanálu 20 v
je schopná se částečné vyparovať alespon částečné na začátku chlazení, když není ješté ustálená pŕirozená cirkulace, takže kanál 20 je protékán emulsí vody a páry.
Zpétný ventil 38 zabraňuje, aby emulse vytvorená vodou a párou nemohla vniknout do napájecího kolektoru 36. Tato emulse voda-pára muže uniknout jen odvádécím kolektorem 22 nebo teplým kolektorem. Pŕirozená cirkulace se tedy ustáli rozdílem hustoty dvou sloupcú tekutiny, která potom udržuje otevŕení zpétného ventilu.
V prípade zaŕízení k chlazení a k ochrané podie vynálezu použitého v nukleárním reaktoru s tlakovou vodou tak jak je konstruováno a současné využito, použije se nístéje, jejíž povrch citlivé odpovídá povrchu komory pro vanú to je 66 m .
Kovová nístéj je zhotovená z ocelové konstrukce a horní šírce až 300 mm ve strední časti a je opatrená po délce zídkami určenými k zadržení coria o výéce blízke 600 mm.
Nístéj 11 je tvorená vedie sebe sestavenými bloky 30a» j>Ob, 21a až 31n. jejichž délka dosahuje 8 m.
Tyto bloky jsou opracovaný takovým zpusobem, aby vytvo ŕily chladící kanály o pruméru až 30 mm.
Nístéj spočívá na betonovém zpevnéném dnu 2» které zajištuje ochranu v úrovni dna vany.
v
Nístéj umožňuje zachytit roztavené corium v prípadé nehody, která se projeví celkovým vedným chlazením reaktoru 3 pričemž nejvyšší objem coria dosahuje 40 m .
Rozlité corium po kovové nístéji 11 dosahuje výšky až 600 mm ve strední části nístéje mezi zídkami 43»
V prípade roztavení jádra vytvorené corium se projevuje jako tekuté souvislé prostredí nebo ve tvaru částečné po topených úlomku, které se zrítily do nístéje 11 chladícího zaŕízení v prípade nehody. Ve všech pŕípadech se corium roz prostírá takmer jednotným zpúsobem po povrchu nístéje.
V prípade, kde corium je souvislým roztaveným prostredím, je velmi tekuté a nemúže na svén povrchu vytvorit pevnou tuhnoucí kúru.
Souhrn coria o velké tekutosti se tedy bez obtíží rozloží po nístéji. Obsahuje-li corium roztŕíštené úlomky, mohou se vytvorit na nístéji lokalizované shluky hmoty, avšak tyto shluky nemohou dosáhnout stavu zpúsobujícímu vétší tepelný tok než ten, který se objevuje v prípadé rovnomerného rozložení tekutého roztaveného coria.
Když se corium rozšíri po kovové nístéji 11, prijde do styku s konstrukcí 34. která pohltí část kinetické energie následkem prepadu coria. Kovová konstrukce 11 je dimensována tak, aby vydržela zŕícení coria a zejména chladiči kanály 20 jsou od sebe vzdáleny v odstupu tvorícím rozteč chladící site, jejíž velikost je taková, aby konstrukce chladící nístéje byla ekvivalentní masivní konstrukci schopné pŕenášet na zpevnéné dno 2 dúležité zátéže provázející pád coria, aniž by došlo k znatelné deformaci chladících kanálú.
Když corium, jehož teplota je blízká 2400°C prijde do styku s horním povrchem nístéje 11, roztaví se v slabé vrstve ocel nístéje a smísí se s coriem. Mezi coriem a ocelí se vytvorí kúra o malé tlouštce nékolika centimetrú a jakmile absorbovaná energie chladícími kanály 20 se vyrovná uvolné14 nému teplu corie, vznikne tepelná rovnováha.
Pri výpočtu rozmeru nístéje a charakteristík chladícího systému, pŕedpokládá se, že corium je zcela suché a není tedy ve vrchní části chlazeno vyparující se vodou.
Hrome toho se zanedbává tok vyžarovaného tepla coriem ve smeru ke komore pro vanú. Okruh je sestaven pro ochlazováv ní coria bud pŕirozenou nebo nucenou cirkulací.
V ustáleném režimu, když se pri styku s nístéjí tvorí tuhnoucí kúra, je teplota rozhraní mezi tuhnoucí kúrou a horním povrchem nístéje nižší než teplota roztavené oceli to jest 145O°C. Celkové teplo uvolnéné coriem je odvedeno do tuhnoucí kúry a kovové nístéje.
Celková uvolnéná energie z coria zachyceného v nístéji je rádové 32 MW, a je odebrána chladícím okruhem.
Jakmile je corium ve styku s nístéjí, oteplení této nístéje zpúsobí částečné varení vody, čímž je vyvolána prirozená cirkulace, jsou-li vyrazená obehová čerpadla 17.
Je vytvorená pŕirozená cirkulace chladící vody v kanálech s částečným varem; kanály jsou pritom sestaveny takovým zpúsobem, aby pára v nich nebyla na závadu. Prirozená cirkulace vody k chlazení uvádí se do pohybu bez prispení zvenku a voda protéká obéhovými čerpadly 17 chladícího okruhu.
Po delsí dobé,'napríklad po uplynutí trech dnúzco vlivem nehody bylo zpúsobeno roztavení jadra, lze uvést dve obéhová čerpadla 17 chladícího okruhu opet do chodu, aby
- 15. byla zavedená nucená cirkulace.
Docílí se tedy plynulé cirkulace s urýchleným ochlazováním a tuhnutím coria rozprostreného po nísteji.
Čerpadla 17 lze uvést do činnosti tepelnými nebo elektrickými motory.
Cirkuluj ící voda ohrívá v dolní vétvi každý z chladících kanálu dríve než prestoupí Ho horní vetve, kde ohŕívá zbývající tekutinu, v prípade nucené cirkulace nebo částečného odparovaní a v prípade pŕirozené cirkulace smési obou fází.
Zaŕízení podie vynálezu je tudíž neobyčejné spolehlivé a umožňuje účinnou ochranu zpevnčného dna reaktoru do té míry, pokud kovová nístej vydrží bez deforraace pád coria, pričemž cirkulace chladící tekutiny v kanálech nístéje začne ihned po pádu coria pasivním zpusobem.
Zdlouhavé chlazení coria až po tuhnutí lze kromé toho usnadnit nucenou cirkulací chladiči vody.
ChľQazení coria se uskutečnuje aniž by se uvnitŕ stavby reaktoru vytváŕela pára.
Vynález se neomezuje na shora popsaný zpúsob realizace.
Z toho dúvodu lze si pŕedstavit, že je možno použít kovové nístéje zhotovené j iným zpusobem než jak bylo popsáno. ?.ísto svarování jednotlivých bloku lze použít prvku pro stav bu nístéje, které jsou v celých soustavách zapouzdreny a upe nény ve zpevnéném dnu po částech zapušténých a ztraelených ve zpevnéném dnu nebo zaklesnutý do otvoru, kterými každý z prvku nístéje je opatren.
Nístéj múže mít tvary a rozmery ruzné, podie charakte ristik vany a komory pro vanú reaktoru.
Chladiči okruh nístéje lze realizovat odlišným zpúsobem od toho, který byl práve popsán.
Pritom je výhodné disponovat aktivními prvky chladící ho obvodu tak jako výméníky teplp/ umísténím mimo bezpečnostní opásání reaktoru.
Kucenou cirkulaci tekutiny pro chlazení lze zajistit použitím nejrúznéjších druhú všeobecné známých čerpadel v chladících okruzích nukleárního reaktoru.
Zarízení k chlazení a ochrane podie vynálezu lze konečné použít v prípade všech nukleárních reaktorú, které jsou opatrený vaňou uzavírající jádro reaktoru umísténé v komore pro vanú, jejíž dno tvorí část konstrukce nukleár ního reaktoru jako zpevnéné dno.

Claims (8)

1. Zaŕízení k chlazení jádra a k ochrane betónové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody, pŕičemž reaktor obsahuje vanú válcového tvaru uzavírající jádro uložené podie svislé osy do komory, na jejímž dné spočívá chladící a ochranné zaŕízení, tvorené Části konstrukce reaktoru se zpevneným dnem umísténém pod jádrem, vyznačující se tím, že je tvoŕeno kovovou nístéjí /11/ pokrývaj ící dno komory, ve které jsou opatrené chladícími kanály /20/ s cirkuluj íc í tekutinou pripojené k napájecím a odvádécím potrubím /12, 15, 14, 15/ pro'chladící tekutinu.
2. Zaŕízení podie nároku 1,vyznačuj ící se tím, že nístéj /11/ je složena z bloku /50a, 50b, 51a, 51b .... 51n/ sesazených a svárených mezi sebou ve svislých bočních čelech.
5. Zaŕízení podie nároku 2, vyznačuj ící se tím, že chladící kanály /20/ jsou vytvorený v opracovaných částech čel proti sobé sesazených bloku /50a, 50b,
51a ... 51n/.
18 4. Zaŕízení podie kteréhokoliv z nároku 2 a 3, vyznačující se t í ra, že kovová nístéj /11/ obsahuje dva koncové bloky /30a, 30b/ na svých podélných koncich a mezilehlé bloky /31a, 31n/ mezi koncovými bloky /30a, 30b/, jejichž horní části /43/ presahuj í horní povrch mezilehlých bloku /31a, 31n/ tvoŕících zíďku určenou k zadržení roztaveného jádra reaktoru pred jeho zrícením do nísteje /11/.
5. ZarÍ2ení podie kteréhokoliv z nároku 1 až 4, vyznačuj ící se tím, že nístej /11/ obsahuje plechovou konstrukci /34/ na horním vodorovném povrchu o pŕedera stanoveném rozpetí, která je určená k zachycení kinetické energie roztaveného jádra reaktoru, pred jeho zrícením do nísteje /11/.
6. Zaŕízení podie nároku 4,vyznačuj ící se tím, že vyČnívající části /43/ koncových blokft /30a, 30b/ nísteje /11/ maj í vnitŕní protilehlá čela opatrená vrstvou ohnivzdorného materiálu /33/.
7. Zaŕízení podie kteréhokOLiv z nároku 1 až 6, vyznačuj ící se tím, že prostredky k napájení a odvádení chladící tekutiny nísteje /11/ obsahuj í kolektory /24, 25, 36, 37/ spojené s koncovými částmi chladících kanálu /20/, napájecích a odvádécích potrubí
19 /21a, 21b, 22a, 22b, 56a, 57a/ pro chladící tekutinu a chladící obvod obsahující nejméné jeden výmeník tepla /14/ a kanály /12, 15/ pripojené k napájecím a odvádécím kolektorúm pro chladiči tekutinu nístéje.
8. Zaŕízení podie nároku 7,vyznačující se tím, že chladící obvod je alespon částeéné usporádán vné bezpečnostního opásaní /1/, pŕičemž je části konstrukce reaktoru, uvnitŕ které je umísténa vaňa /5/ uzavírající jadro /4/.
9. Zaŕízení podie nároku 8, vyznačující se t í m, že chladící okruh obsahuje nejméné jeden výmeník tepla /14/, nejméné jednu nádržku /16/ pro expanci a kondensaci a jedno obehové čerpadlo /17/ zarazené do šerie ke kanálum /12, 15/ chladícího okruhu vné bezpečnostního opásaní /1/.
10. Zaŕízení po'dle kteréhokoliv z nároku 1 až 9, vyznačuj ící se tím, že zpétný ventil /58/ je umísten v koncové části každého z chladících kanálu pripojených k napaječi /56/ chladící tekutinou.
SK2882-92A 1991-09-20 1992-09-18 Accessories for cooling of core and for protection of concrete structure of nuclear reactor SK288292A3 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9111654A FR2681718B1 (fr) 1991-09-20 1991-09-20 Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident.

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SK288292A3 true SK288292A3 (en) 1994-03-09

Family

ID=9417169

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SK2882-92A SK288292A3 (en) 1991-09-20 1992-09-18 Accessories for cooling of core and for protection of concrete structure of nuclear reactor

Country Status (12)

Country Link
US (1) US5280509A (sk)
EP (1) EP0533529B1 (sk)
JP (1) JP3169701B2 (sk)
CN (1) CN1071275A (sk)
CZ (1) CZ283111B6 (sk)
DE (1) DE69206094T2 (sk)
ES (1) ES2079819T3 (sk)
FI (1) FI112885B (sk)
FR (1) FR2681718B1 (sk)
HU (1) HU214524B (sk)
SK (1) SK288292A3 (sk)
TW (1) TW208082B (sk)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4306864C2 (de) * 1993-03-05 1995-01-26 Siempelkamp Gmbh & Co Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze
DE4307543A1 (de) * 1993-03-10 1994-09-15 Siemens Ag Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor
FR2738661B1 (fr) * 1995-09-11 1997-11-28 Framatome Sa Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire
DE19536532A1 (de) * 1995-09-29 1997-04-03 Siemens Ag Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung
JP2001510559A (ja) * 1996-12-05 2001-07-31 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 炉心溶融物を収容し拡散させるための容器並びにその容器を備えた原子力設備
JP2001512563A (ja) * 1997-01-16 2001-08-21 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 冷却装置を備えた原子炉設備
EP1133771B1 (de) * 1998-11-26 2010-10-13 AREVA NP GmbH Vorrichtung zum auffangen und kühlen einer schmelze
KR20010060933A (ko) * 1999-12-28 2001-07-07 이종훈 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치
KR100549862B1 (ko) * 2004-02-10 2006-02-08 한국원자력연구소 원자로 용기를 관통한 노심용융물 냉각장치 및 그 방법
JP4612558B2 (ja) * 2006-02-22 2011-01-12 株式会社東芝 コアキャッチャーおよび原子炉格納容器
JP2010266286A (ja) * 2009-05-13 2010-11-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器
WO2011121908A1 (ja) 2010-03-29 2011-10-06 株式会社 東芝 炉心溶融物の保持装置
KR101287629B1 (ko) * 2011-08-12 2013-07-24 주식회사 아앤시티 용융된 원자로 연료봉을 처리하는 장치
JP5851357B2 (ja) * 2012-06-29 2016-02-03 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
BG66869B1 (bg) * 2013-07-11 2019-04-30 "Атп - Атомтоплопроект" Оод Пасивен вертикален затапващ възел за предотвратяване изтичането на стопилка по механизма на ранен байпас на хермозоната / херметичния обем при тежка авария в ядрен реактор
JP6415874B2 (ja) * 2014-06-30 2018-10-31 株式会社東芝 原子炉格納容器底部保護装置および原子炉格納設備
JP2018084487A (ja) * 2016-11-24 2018-05-31 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力設備
DE102018118275A1 (de) * 2018-07-27 2020-01-30 Valeo Siemens Eautomotive Germany Gmbh Rotoranordnung für eine elektrische Maschine, elektrische Maschine für ein Fahrzeug und Fahrzeug

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1135826A (en) * 1965-04-13 1968-12-04 Asea Ab A pressure suppression system for nuclear reactor plants
DE2320091C3 (de) * 1973-04-19 1978-08-24 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor
US4121970A (en) * 1974-12-16 1978-10-24 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Nuclear reactor installation including a core catching apparatus
DE2625357C3 (de) * 1976-06-04 1978-12-21 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle
GB1549576A (en) * 1977-03-09 1979-08-08 Nuclear Power Co Ltd Nuclear reactors
US4342621A (en) * 1977-10-11 1982-08-03 Combustion Engineering, Inc. Molten core catcher and containment heat removal system
US4464333A (en) * 1982-03-05 1984-08-07 Combustion Engineering, Inc. Molten core retention and solidification apparatus
FR2616578B1 (fr) * 1987-06-11 1991-01-18 Savoie Electrodes Refract Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu
GB2236210B (en) * 1989-08-30 1993-06-30 Rolls Royce & Ass Core catchers for nuclear reactors

Also Published As

Publication number Publication date
FR2681718A1 (fr) 1993-03-26
HUT63511A (en) 1993-08-30
US5280509A (en) 1994-01-18
FI924142A0 (fi) 1992-09-16
DE69206094D1 (de) 1995-12-21
DE69206094T2 (de) 1996-07-18
FI924142A (fi) 1993-03-21
TW208082B (sk) 1993-06-21
CZ288292A3 (en) 1993-07-14
JPH05203779A (ja) 1993-08-10
EP0533529A1 (fr) 1993-03-24
CN1071275A (zh) 1993-04-21
JP3169701B2 (ja) 2001-05-28
CZ283111B6 (cs) 1998-01-14
EP0533529B1 (fr) 1995-11-15
FI112885B (fi) 2004-01-30
HU214524B (hu) 1998-03-30
FR2681718B1 (fr) 1994-02-11
HU9202977D0 (en) 1992-12-28
ES2079819T3 (es) 1996-01-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SK288292A3 (en) Accessories for cooling of core and for protection of concrete structure of nuclear reactor
US3607630A (en) Molten core stopping device
EP0602809B1 (en) Assembly for protecting a containment vessel from corium
FI83573C (fi) Med kaernvaermereaktor foersedd anordning.
BR112017013046A2 (pt) sistema de confinamento e resfriamento de material fundido de núcleo de reator nuclear moderado por água e resfriado a água
JPH06109885A (ja) 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉
JPH07110392A (ja) 溶融した原子炉炉心の回収装置
CN107251152A (zh) 核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统
US6192097B1 (en) Device for retaining a hot melt in particular a core melt-through inside the spreading chamber of a nuclear reactor installation
EP0950248B1 (en) Nuclear reactor with improved natural coolant circulation and method of improving the natural circulation of a coolant in a nuclear reactor
US4464333A (en) Molten core retention and solidification apparatus
EP0928488B1 (en) Gap forming and cooling structure for a nuclear reactor
DE4306864C2 (de) Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze
JP3510670B2 (ja) コリウム遮蔽体
RU2063071C1 (ru) Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении
RU2165108C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
JP2934341B2 (ja) 原子炉格納容器冷却設備
WO1998039779A1 (en) A nuclear plant
JPH04290994A (ja) 原子炉格納容器
CN116368580A (zh) 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法
RU2163037C1 (ru) Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора
JP2015031614A (ja) 原子炉格納容器
KR0169864B1 (ko) 원자로심 용융사고시 원자로용기 하반부 천공방어용 간극 구조물
US20060269035A1 (en) Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction
RU2165652C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа