WO2020046165A1 - Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа - Google Patents

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа Download PDF

Info

Publication number
WO2020046165A1
WO2020046165A1 PCT/RU2018/000899 RU2018000899W WO2020046165A1 WO 2020046165 A1 WO2020046165 A1 WO 2020046165A1 RU 2018000899 W RU2018000899 W RU 2018000899W WO 2020046165 A1 WO2020046165 A1 WO 2020046165A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
melt
water
damper
nuclear reactor
trap
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/000899
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Стальевич СИДОРОВ
Татьяна Ярополковна ДЗБАНОВСКАЯ
Михаил Александрович РОЩИН
Original Assignee
Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
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 "Атомэнергопроект" filed Critical Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority to KR1020207037550A priority Critical patent/KR102608348B1/ko
Priority to US17/256,575 priority patent/US11688523B2/en
Priority to BR112020026850-0A priority patent/BR112020026850B1/pt
Priority to EA202092919A priority patent/EA202092919A1/ru
Priority to CA3105019A priority patent/CA3105019A1/en
Priority to CN201880095022.7A priority patent/CN113039614A/zh
Priority to JP2020572851A priority patent/JP7233450B2/ja
Priority to EP18931944.5A priority patent/EP3846179A1/en
Publication of WO2020046165A1 publication Critical patent/WO2020046165A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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

Definitions

  • the invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to systems that ensure the safety of nuclear power plants (NPPs), and can be used in severe accidents leading to core melting, destruction of the nuclear reactor shell and exit of the melt into the space of the sealed shell of nuclear power plants.
  • NPPs nuclear power plants
  • the greatest radiation hazard is accidents with core melting, which can occur during various combinations of failures (destruction of equipment components) of active and passive safety systems and normal operation systems, or in conditions of complete de-energization of the nuclear power plant, and the inability to supply power to the time period set by the nuclear power plant design for providing emergency core cooling.
  • the disadvantage of the system is the low reliability due to the design features of the melt trap, in which the corium, emerging from the reactor vessel, under the influence of both excess pressure in the reactor vessel and hydrodynamic pressure due to the level difference between the marks of the outflow and reception of corium in the melt trap, has a thermomechanical impact on the base of the trap body, its conical and torus parts, which leads to the appearance of a high concentration of heat in a limited area, as a result what causes the overheating of the lower part of the trap body, which, under the influence of thermomechanical action, can be destroyed.
  • a known system [2] for localization and cooling of the melt of the active zone of a water-water nuclear reactor comprising a melt trap installed under the bottom of the reactor vessel and provided with a cooled shell in the form of a multilayer vessel consisting of an external and an internal wall, between which there is a filler, between the inner and outer force ribs are placed in a layer, and a melt dilution filler placed in said multilayer vessel.
  • the disadvantage of the system is the low reliability due to the structural features of the melt trap, in which the corium, emerging from the reactor vessel, under the influence of both excess pressure in the reactor vessel and hydrodynamic pressure due to the difference in levels between the outflow and reception marks of the corium in the melt trap, has a thermomechanical impact on the base of the trap body, its conical and torus parts, which leads to the appearance of a high concentration of heat in a limited area, as a result those of which overheating of the lower part of the trap body occurs, which can be destroyed under the influence of thermomechanical action.
  • the disadvantage of the system is the low reliability due to the design features of the melt trap, in which the corium, emerging from the reactor vessel, under the influence of both excess pressure in the reactor vessel and hydrodynamic pressure due to the level difference between the marks of the outflow and reception of corium in the melt trap, has a thermomechanical impact on the base of the trap body, its conical and torus parts, which leads to the appearance of a high concentration of heat in a limited area, as a result what causes the overheating of the lower part of the trap body, which, under the influence of thermomechanical action, can be destroyed.
  • the technical result of the claimed invention is to increase the reliability of the system for localization and cooling of the melt of the active zone of a water-to-water nuclear reactor.
  • the problem to which the invention is directed is to increase the efficiency of heat removal from the melt and increase the reliability of the structure.
  • a damper is further arranged in the inner case of the melt trap, consisting of a central shell, power ribs connected to the central shell, inclined plates located between the power ribs, clamps that secure the damper to the melt trap body.
  • the molten core of a nuclear reactor water-water type thickness b formation of inclined plates of the damper is in the ratio of thickness of power edges of the damper: 0, 1 b D b ⁇ b formation ⁇ 1, 0h pe6, where h pe6 - Thickness power rib damper.
  • the melt trap body in the lower part from the inside has internal radial supports resting on the bottom of the body and connected to it.
  • the internal radial bearings of the vessel are connected to the damper by means of clamps, each of the radial bearings and clamps having round or oval-shaped openings.
  • One distinctive feature of the claimed invention is a damper installed inside the melt trap body, consisting of a central shell, power ribs connected to the central shell, inclined plates located between the power ribs, and clamps that secure the damper to the melt trap body, which protects the bottom of the body traps from destruction by the melt streams of the active zone and flying objects, for example, fragments of the bottom of the reactor vessel, and also provides a passive hydrom mechanical protection from the direct influence of superheated jets of the core melt on the part of the filler located in the lower part of the housing due to the uniform distribution of the kinetic energy of the melt over the filler.
  • the thickness h n iaCT inclined plate damper is in the ratio of thickness of power edges of the damper: 0, 1 h pe6 ⁇ h n -, aCT ⁇ 1, 0h pe6, where L Reb _ thickness force damper ribs, which allows for effective deviation of superheated jets of the core melt from direct contact with the central part of the bottom of the body.
  • L Reb _ thickness force damper ribs which allows for effective deviation of superheated jets of the core melt from direct contact with the central part of the bottom of the body.
  • the thickness of the ribs is small and is, for example, from 10 to 30 mm, then it is necessary to choose ratios close to l, 0h pe6 , otherwise, inclined plates will not be able to deflect superheated jets of the core melt.
  • the housing of the melt trap in the lower part from the inside has internal radial supports resting on the bottom of the body and connected to it, which provides radial thermal expansion of the trap body and eliminates the risk of destruction of the bottom of the body under non-axisymmetric temperature loading bottoms, in contrast to the use of annular, sectorial, chordal supports, which, with the temperature extensions of the bottom of the body, create additional mechanical radii tal and azimuthal stresses leading to non-design deformations of the bottom, to the formation of cracks and to the violation of the integrity of the structure.
  • FIG. 1 shows the system for localization and cooling of the melt of the active zone of a water-to-water nuclear reactor, with a damper and a filler installed in the trap, made in accordance with the claimed invention.
  • the claimed invention works as follows.
  • Figure 1 in accordance with the claimed invention, shows a system (1) for localization and cooling of the melt of the active zone of a water-type nuclear reactor containing a melt trap (2) (3) installed under the bottom of the reactor and consisting of internal and external bodies (4 , 5) between which there is a filler (6), a filler (7) for diluting the melt (3) located in the inner case (4) of the melt trap (2) (3), while in the inner case (4) of the trap (2) ) of the melt (3) an additional damper (8) is placed, consisting of a central shell yokes (9), power ribs (10) connected to the central shell (9), inclined plates (11) located between the power ribs (10), latches (12) that secure the damper (8) to the trap body (2) melt (3).
  • a melt trap (2) installed under the bottom of the reactor and consisting of internal and external bodies (4 , 5) between which there is a filler (6), a filler (7) for diluting the melt (3) located in the inner case (4) of the melt trap (2) (3), while in the
  • the melt (3) of the active zone begins to enter the inner case (4) of the melt trap (2) (3) and comes into contact with the filler (7).
  • the filler (7) provides volumetric dispersion of the corium melt (3) within the trap (2), and is intended for additional oxidation of the corium and its dilution in order to reduce volumetric energy release and increase the heat transfer surface of the energy-generating corium with the outer layer of the melt trap (2) (3), and also contributes to the creation of conditions for the emergence of fuel-containing fractions of corium over a layer of steel.
  • the filler (7) can be made of steel and oxide components containing iron, aluminum, zirconium oxides, with channels for redistributing the corium not only in the cylindrical part, but also in the bottom conical volume. Steel and oxide components are completed in cylindrical cartridges.
  • the filler (7) at least contains a first cartridge (13) mounted on the bottom of the trap body, a second cartridge (14) located above the first cartridge (13), and a third cartridge (15) mounted above the second cartridge (14).
  • the third cassette (15) may consist of several cassettes mounted on top of each other.
  • Inclined plates (11) of the damper (8) located between the power ribs (10) are installed from 1 to 5 pieces, parallel to each other in each segment between the power ribs (10).
  • the number of inclined plates (11) of more than 5 does not give an additional redistributing effect due to the fact that the thickness of the inclined plates (11) should be reduced to provide the necessary angle of inclination of the plates (11), which ensures the deviation of superheated melt jets (3) of the active zone towards the filler (7) )
  • the number of radial bearings (16) of the inner casing (4) is set in the range from 3 to 10 pieces.
  • the number of radial bearings (16) of the inner case (4) less than 3 does not provide effective work on the absorption of the kinetic energy of the impact, since in this case the impact zone is not redistributed along the bottom of the body, but is concentrated in its local areas, which can lead to its destruction .
  • the number of radial bearings (16) of the inner shell (4) of more than 10 does not increase the redistributing effect, it requires a reduction in the thickness of the power ribs (10), which negatively affects their ability to absorb and redistribute the kinetic energy of the impact from falling debris of the bottom of the reactor vessel and absorb the energy of the jets the melt (3) of the core during the flow of the melt (3) from the reactor vessel.
  • the damper (8) at the initial stage of the arrival of the melt (3) of the active zone from the reactor vessel into the filler (7), protects the first cartridge (13) from destruction by the jets of the melt (3) of the active zone and flying objects (fragments of the bottom of the reactor vessel, fragments of internals, fragments of fuel assemblies, fragments of thermal protectors located above), as well as the second cassette (14) and the third cassette (15), of those that are directly mounted on the second cassette (14), from destruction by flying objects.
  • the damper (8) provides passive hydromechanical protection against direct exposure to overheated melt jets (3) of the active zone on the first cartridge (13). Destroying and melting during the flow of the melt (3) of the active zone from the reactor vessel, the damper (8) redistributes the kinetic energy of the melt (3) between the first, second, and third cassettes (13, 14, 15). Energy redistribution occurs during the first volley entry of a large volume of the melt (3), which contains mainly liquid superheated steel, due to the hydromechanical deflection of the molten metal by the damper planes (8).
  • the orientation and angle of inclination of the damper planes (8) are selected so that the melt jets (3) deviate towards the vertical surfaces of the second and third cassettes (14, 15).
  • the survivability of the damper (8) is about 10 s, but this time is enough to limit the first shock supply of molten superheated steel to the first cassette (13) until a safe melt level forms above it (3) and redirect part of the kinetic energy of the melt (3) to the second and third cassettes (14, 15), flowing out of which, the melt (3) increases its level above the first cassette (13), protecting it from the subsequent direct influence of the kinetic energy of the jets rasp lava (3) and flying objects.
  • the damper (8) performs the function of a hydrodynamic damper, providing a directed collision of the melt jets (3), almost horizontally emerging from the elements of the macroporous filler (7), with vertical jets deflected by the inclined plates (11) of the damper (8) in a radial 5 direction.

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 области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС. Технический результат - повышение надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа. Задачей, на решение которой направлено заявленное изобретение, является повышение эффективности отвода тепла от расплава и повышение надежности конструкции. Поставленная задача решается за счет применения в составе системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа демпфера, установленного внутри корпуса ловушки расплава.

Description

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны
ядерного реактора водоводяного типа
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжёлых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при различных сочетаниях отказов (разрушений элементов оборудования) активных и пассивных систем безопасности и систем нормальной эксплуатации, или в условиях полного обесточивания АЭС, и невозможности подать электропитание в установленный проектом АЭС промежуток времени для обеспечения аварийного охлаждения активной зоны.
При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы, и вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения может нарушить целостность герметичной оболочки АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать кориум, вытекший из корпуса реактора, и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации всех компонентов кориума. Эту функцию выполняет система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, которая предотвращает повреждения герметичной оболочки АЭС и, тем самым, защищает население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Известна система [1] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащая ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда, состоящего из внешней и внутренней стенок, между которыми расположен заполнитель, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном сосуде.
Недостатком системы является низкая надежность, обусловленная конструктивными особенностями ловушки расплава, при которой кориум, вытекая из корпуса реактора, под действием как избыточного давления в корпусе реактора, так и гидродинамического давления, обусловленного перепадом уровней между отметками истечения и приёма кориума в ловушке расплава, оказывает термомеханическое воздействие на основание корпуса ловушки, её коническую и торовую части, что приводит к возникновению высокой концентрации тепла в ограниченной зоне, в результате чего происходит перегрев нижней части корпуса ловушки, которая под действием термомеханического воздействия может разрушиться.
Известна система [2] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащая ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда, состоящего из внешней и внутренней стенок, между которыми расположен заполнитель, между внутренним и наружным слоем размещены силовые ребра, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном сосуде.
Недостатком системы является низкая надежность, обусловленная конструктивными особенностями ловушки расплава, при которой кориум, вытекая из корпуса реактора, под действием как избыточного давления в корпусе реактора, так и гидродинамического давления, обусловленного перепадом уровней между отметками истечения и приёма кориума в ловушке расплава, оказывает термомеханическое воздействие на основание корпуса ловушки, её коническую и торовую части, что приводит к возникновению высокой концентрации тепла в ограниченной зоне, в результате чего происходит перегрев нижней части корпуса ловушки, которая под действием термомеханического воздействия может разрушиться.
Известна система [3] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащая ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда, состоящего из внешней и внутренней стенок, между которыми расположен заполнитель, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном сосуде.
Недостатком системы является низкая надежность, обусловленная конструктивными особенностями ловушки расплава, при которой кориум, вытекая из корпуса реактора, под действием как избыточного давления в корпусе реактора, так и гидродинамического давления, обусловленного перепадом уровней между отметками истечения и приёма кориума в ловушке расплава, оказывает термомеханическое воздействие на основание корпуса ловушки, её коническую и торовую части, что приводит к возникновению высокой концентрации тепла в ограниченной зоне, в результате чего происходит перегрев нижней части корпуса ловушки, которая под действием термомеханического воздействия может разрушиться.
Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа.
Задачей, на решение которой направлено заявленное изобретение, является повышение эффективности отвода тепла от расплава и повышение надежности конструкции.
Поставленная задача решается за счет того, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащей ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора, состоящую из внешнего и внутреннего корпусов, между которыми расположен заполнитель, наполнитель для разбавления расплава, размещенный во внутреннем корпусе ловушки расплава, согласно изобретению, во внутреннем корпусе ловушки расплава дополнительно размещен демпфер, состоящий из центральной обечайки, силовых ребер, соединенных с центральной обечайкой, наклонных пластин, расположенных между силовыми ребрами, фиксаторов, обеспечивающих крепление демпфера к корпусу ловушки расплава.
Дополнительно, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа толщина Ьпласт наклонных пластин демпфера находится в следующем соотношении с толщиной силовых рёбер демпфера: 0, 1 Ьреб<Ьпласт< 1 ,0hpe6, где hpe6 - толщина силового ребра демпфера.
Дополнительно, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа корпус ловушки расплава в нижней части с внутренней стороны имеет внутренние радиальные опоры, опирающиеся на днище корпуса и соединённые с ним.
Дополнительно, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа внутренние радиальные опоры корпуса соединяются с демпфером посредством фиксаторов, при этом каждая из радиальных опор и фиксаторы имеют отверстия круглой или овальной формы.
Одним отличительным признаком заявленного изобретения является демпфер, установленный внутри корпуса ловушки расплава, состоящий из центральной обечайки, силовых ребер, соединенных с центральной обечайкой, наклонных пластин, расположенных между силовыми ребрами, фиксаторов, обеспечивающих крепление демпфера к корпусу ловушки расплава, который обеспечивает защиту днища корпуса ловушки от разрушения струями расплава активной зоны и летящими предметами, например, обломками днища корпуса реактора, а также обеспечивает пассивную гидромеханическую защиту от прямого воздействия перегретых струй расплава активной зоны на часть наполнителя, расположенную в нижней части корпуса, за счет равномерного распределения кинетической энергии расплава по наполнителю. Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является то, что толщина hn iaCT наклонных пластин демпфера находится в следующем соотношении с толщиной силовых рёбер демпфера: 0, 1 hpe6<hn-,aCT< 1 ,0hpe6, где Ьреб _ толщина силового ребра демпфера, что позволяет обеспечить эффективное отклонение перегретых струй расплава активной зоны от прямого попадания в центральную часть днища корпуса. При этом, если толщина рёбер является небольшой и составляет, например, от 10 до 30 мм, то необходимо выбрать соотношения, близкие к l,0hpe6, в противном случае, наклонные пластины не смогут обеспечить отклонение перегретых струй расплава активной зоны.
Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является то, что корпус ловушки расплава в нижней части с внутренней стороны имеет внутренние радиальные опоры, опирающиеся на днище корпуса и соединённые с ним, что обеспечивает радиальные температурные расширения корпуса ловушки и снимает риск разрушения днища корпуса при неосесимметричном температурном нагружении днища, в отличии от применения кольцевых, секторных, хордовых опор, которые при температурных расширениях днища корпуса создают дополнительные механические радиальные и азимутальные напряжения, приводящие к непроектным деформациям днища, к образованию трещин и к нарушению целостности конструкции.
Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является то, что внутренние радиальные опоры корпуса соединяются с демпфером посредством фиксаторов, при этом каждая из радиальных опор и фиксатор имеют отверстия круглой или овальной формы с гарантированным зазором, обеспечивающим работу круглых или овальных элементов фиксатора не только на срез и смятие, но и на изгиб. Например, в качестве круглых элементов могут служить шпильки, пальцы, валы, или трубы, для которых поглощение энергии обеспечивается ещё и смятием. На фиг.1 представлена система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, с установленным в ловушке демпфером и наполнителем, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
Заявленное изобретение работает следующим образом.
На фиг.1, в соответствии с заявленным изобретением, изображена система (1) локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащая ловушку (2) расплава (3), установленную под днищем реактора и состоящую из внутреннего и внешнего корпусов (4, 5), между которыми расположен заполнитель (6), наполнитель (7) для разбавления расплава (3), размещенный во внутреннем корпусе (4) ловушки (2) расплава (3), при этом во внутреннем корпусе (4) ловушки (2) расплава (3) дополнительно размещен демпфер (8), состоящий из центральной обечайки (9), силовых ребер (10), соединенных с центральной обечайкой (9), наклонных пластин (11), расположенных между силовыми ребрами (10), фиксаторов (12), обеспечивающих крепление демпфера (8) к корпусу ловушки (2) расплава (3).
В момент разрушения корпуса реактора расплав (3) активной зоны, под действием гидростатического и избыточного давлений, начинает поступать во внутренний корпус (4) ловушки (2) расплава (3) и входит контакт с наполнителем (7).
Наполнитель (7) обеспечивает объемное рассредоточение расплава (3) кориума в пределах ловушки (2), и предназначен для доокисления кориума и его разбавления в целях уменьшения объемного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена энерговыделяющего кориума с наружным слоем ловушки (2) расплава (3), а также способствует созданию условий для всплытия топливосодержащих фракций кориума над слоем стали. Наполнитель (7) может быть выполнен из стальных и оксидных компонентов, содержащих оксиды железа, алюминия, циркония, с каналами для перераспределения кориума не только в цилиндрической части, но и донном коническом объеме. Стальные и оксидные компоненты комплектуются в кассеты цилиндрической формы. Как правило, наполнитель (7), по меныней мере, содержит первую кассету (13), установленную на днище корпуса ловушки, вторую кассету (14), расположенную над первой кассетой (13), и третью кассету (15), установленную над второй кассетой (14). Третья кассета (15), в свою очередь, может состоять из нескольких кассет, установленных друг на друге.
Наклонные пластины (11) демпфера (8), расположенные между силовыми ребрами (10), устанавливаются от 1 до 5 штук, параллельно друг другу в каждом сегменте между силовыми рёбрами (10). Число наклонных пластин (11) более 5 не даёт дополнительного перераспределяющего эффекта ввиду того, что толщина наклонных пластин (11) должна уменьшаться для обеспечения необходимого угла наклона пластин (11), обеспечивающего отклонение перегретых струй расплава (3) активной зоны в сторону наполнителя (7).
Число радиальных опор (16) внутреннего корпуса (4) устанавливается в диапазоне от 3 до 10 штук. Число радиальных опор (16) внутреннего корпуса (4) менее 3 не обеспечивают эффективную работу по поглощению кинетической энергии удара, так как в этом случае зона действия удара не перераспределяется по днищу корпуса, а концентрируется в локальных его областях, что может привести к его разрушению. Число радиальных опор (16) внутреннего корпуса (4) более 10 не даёт увеличения перераспределяющего эффекта, требует уменьшения толщины силовых рёбер (10), что негативно сказывается на их способности поглощать и перераспределять кинетическую энергию удара от падения обломков днища корпуса реактора и поглощать энергию струй расплава (3) активной зоны при истечении расплава (3) из корпуса реактора.
Демпфер (8), на начальной стадии поступления расплава (3) активной зоны из корпуса реактора в наполнитель (7), обеспечивает защиту первой кассеты (13) от разрушения струями расплава (3) активной зоны и летящими предметами (обломками днища корпуса реактора, обломками внутрикорпусных устройств, обломками тепловыделяющих сборок, обломками расположенных выше тепловых защит), а также второй кассеты (14) и третьей кассеты (15), из тех, что непосредственно установлена на вторую кассету (14), от разрушения летящими предметами.
Кроме механической защиты от летящих предметов демпфер (8) обеспечивает пассивную гидромеханическую защиту от прямого воздействия перегретых струй расплава (3) активной зоны на первую кассету (13). Разрушаясь и расплавляясь в процессе истечения расплава (3) активной зоны из корпуса реактора, демпфер (8) перераспределяет кинетическую энергию расплава (3) между первой, второй и третьей кассетами (13, 14, 15). Перераспределение энергии происходит при первом залповом поступлении большого объёма расплава (3), содержащего, в основном, жидкую перегретую сталь, за счёт гидромеханического отклонения расплавленного металла плоскостями демпфера (8). Ориентация и угол наклона плоскостей демпфера (8) выбраны таким образом, чтобы происходило отклонение струй расплава (3) в сторону вертикальных поверхностей второй и третьей кассет (14, 15).
При залповом поступлении, например, 60 тонн перегретой стали в течение 30 с живучесть демпфера (8) составляет порядка 10 с, но этого времени достаточно, чтобы ограничить первое ударное поступление расплавленной перегретой стали в первую кассету (13) до образования над ней безопасного уровня расплава (3) и перенаправить часть кинетической энергии расплава (3) во вторую и третью кассеты (14, 15), вытекая из которых, расплав (3) увеличивает свой уровень над первой кассетой (13), защищая её от последующего прямого воздействия кинетической энергии струй расплава (3) и летящих предметов.
В процессе залпового поступления перегретой стали при осесимметричном или неосесимметричном падении струй расплава (3) происходит частичное заполнение наполнителя (7). В этом случае демпфер (8) выполняет функцию гидродинамического гасителя, обеспечивая направленное столкновение струй расплава (3), практически горизонтально выходящих из элементов макропористого наполнителя (7), с вертикальными струями, отклоняемыми наклонными пластинами (11) демпфера (8) в радиальном 5 направлении.
Применение демпфера в составе ловушки расплава позволило повысить надежность системы локализации расплава путём перераспределения энергии, за счёт гидромеханического отклонения расплавленного металла плоскостями демпфера.
w Источники информации:
1. Патент РФ JVfe 2576516, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
2. Патент РФ N» 2576517, МПК G21C9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
3. Патент РФ JV 2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г. (прототип).
15

Claims

Формула изобретения
1. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, содержащая ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора, состоящую из внешнего и внутреннего корпусов, между которыми расположен заполнитель, наполнитель для разбавления расплава, размещенный во внутреннем корпусе ловушки расплава, отличающаяся тем, что во внутреннем корпусе ловушки расплава дополнительно размещен демпфер, состоящий из центральной обечайки, силовых ребер, соединенных с центральной обечайкой, наклонных пластин, расположенных между силовыми ребрами, фиксаторов, обеспечивающих крепление демпфера к корпусу ловушки расплава.
2. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа по п.1, отличающаяся тем, что толщина hn iacT наклонных пластин демпфера находится в следующем соотношении с толщиной силовых рёбер демпфера: 0, 1 hpe6<hn TacT< 1 ,0hpe6, где Ьреб - толщина силового ребра демпфера.
3. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа по п.1, отличающаяся тем, что корпус ловушки расплава в нижней части с внутренней стороны имеет внутренние радиальные опоры, опирающиеся на днище корпуса и соединённые с ним.
4. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа по п.1, отличающаяся тем, что внутренние радиальные опоры корпуса соединяются с демпфером посредством фиксаторов, при этом каждая из радиальных опор и фиксаторы имеют отверстия круглой или овальной формы.
PCT/RU2018/000899 2018-08-29 2018-12-28 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа WO2020046165A1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020207037550A KR102608348B1 (ko) 2018-08-29 2018-12-28 가압수형 원자로 노심의 용융물 포착 냉각 시스템
US17/256,575 US11688523B2 (en) 2018-08-29 2018-12-28 System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor
BR112020026850-0A BR112020026850B1 (pt) 2018-08-29 2018-12-28 Sistema para confinar e refrigerar derretimento a partir do núcleo de um reator nuclear moderado por água
EA202092919A EA202092919A1 (ru) 2018-08-29 2018-12-28 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
CA3105019A CA3105019A1 (en) 2018-08-29 2018-12-28 System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor
CN201880095022.7A CN113039614A (zh) 2018-08-29 2018-12-28 压水反应堆堆芯熔化物定域和冷却系统
JP2020572851A JP7233450B2 (ja) 2018-08-29 2018-12-28 加圧水型原子炉炉心溶融物捕捉冷却システム
EP18931944.5A EP3846179A1 (en) 2018-08-29 2018-12-28 System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018131157A RU2696004C1 (ru) 2018-08-29 2018-08-29 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2018131157 2018-08-29

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2020046165A1 true WO2020046165A1 (ru) 2020-03-05

Family

ID=67586851

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/000899 WO2020046165A1 (ru) 2018-08-29 2018-12-28 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Country Status (9)

Country Link
US (1) US11688523B2 (ru)
EP (1) EP3846179A1 (ru)
JP (1) JP7233450B2 (ru)
KR (1) KR102608348B1 (ru)
CN (1) CN113039614A (ru)
CA (1) CA3105019A1 (ru)
EA (1) EA202092919A1 (ru)
RU (1) RU2696004C1 (ru)
WO (1) WO2020046165A1 (ru)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2734734C1 (ru) * 2020-03-13 2020-10-22 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2742583C1 (ru) * 2020-03-18 2021-02-08 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736544C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2749995C1 (ru) * 2020-11-10 2021-06-21 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2758496C1 (ru) * 2020-12-29 2021-10-29 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1988009998A1 (fr) * 1987-06-11 1988-12-15 Societe Des Electrodes & Refractaires Savoie Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Family Cites Families (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4036688A (en) * 1975-04-09 1977-07-19 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Apparatus for controlling molten core debris
DE2535729C2 (de) * 1975-08-11 1985-05-02 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Bodenkühler für die Bodenwanne eines Kernreaktors
US4116764A (en) * 1976-02-11 1978-09-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for controlling nuclear core debris
JPS5321391A (en) * 1976-08-10 1978-02-27 Toshiba Corp Safety device for nuclear reactor
US4342621A (en) * 1977-10-11 1982-08-03 Combustion Engineering, Inc. Molten core catcher and containment heat removal system
US4302290A (en) * 1979-12-31 1981-11-24 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor vessel head equipment support structure
FR2683375B1 (fr) * 1991-11-06 1994-01-07 Commissariat A Energie Atomique Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif de recuperation du cóoeur, apres sa fusion accidentelle.
RU2070345C1 (ru) * 1992-08-31 1996-12-10 Владимир Иванович Налетов Устройство (ловушка) для улавливания, охлаждения и удержания расплава активной зоны ядерного реактора
JPH07244186A (ja) * 1994-03-07 1995-09-19 Hitachi Ltd 格納容器安全システム
JPH08271668A (ja) * 1995-03-28 1996-10-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器
FR2763168B1 (fr) * 1997-05-06 1999-11-05 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau, dont la cuve contient un dispositif de recuperation du coeur apres sa fusion accidentelle
RU2165106C2 (ru) * 1999-06-02 2001-04-10 Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2165652C2 (ru) * 1999-06-29 2001-04-20 Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
KR100436978B1 (ko) * 2001-11-15 2004-06-23 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소의 원자로 공동구조
WO2007030224A2 (en) 2005-07-27 2007-03-15 Battelle Memorial Institute A proliferation-resistant nuclear reactor
JP5222696B2 (ja) 2008-11-11 2013-06-26 株式会社正和 チップ成形治具
JP5298889B2 (ja) 2009-01-29 2013-09-25 日亜化学工業株式会社 窒化物半導体素子
JP5321391B2 (ja) 2009-09-29 2013-10-23 井関農機株式会社 根菜類収穫機
KR101565817B1 (ko) * 2014-05-15 2015-11-05 한국기계연구원 에너지 제어를 통해 냉각재 상실 차단이 가능한 순환형 원자로
US9875817B2 (en) 2014-06-09 2018-01-23 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features
KR101585841B1 (ko) * 2014-10-20 2016-01-15 한국수력원자력 주식회사 코어냉각성능이 향상된 코어캐쳐
RU2575878C1 (ru) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2606381C1 (ru) * 2016-04-04 2017-01-10 Константин Иванович Головко Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
GB2580246B (en) 2017-08-31 2022-08-03 Kimberly Clark Co Container having a push-button activated, pop-open lid
KR102576516B1 (ko) 2017-10-30 2023-09-08 엘지디스플레이 주식회사 표시장치
US10193042B1 (en) 2017-12-27 2019-01-29 Innolux Corporation Display device

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1988009998A1 (fr) * 1987-06-11 1988-12-15 Societe Des Electrodes & Refractaires Savoie Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Also Published As

Publication number Publication date
CN113039614A (zh) 2021-06-25
JP2022508002A (ja) 2022-01-19
KR20210049028A (ko) 2021-05-04
EA202092919A1 (ru) 2021-05-12
EP3846179A1 (en) 2021-07-07
US20210202118A1 (en) 2021-07-01
RU2696004C1 (ru) 2019-07-30
JP7233450B2 (ja) 2023-03-06
CA3105019A1 (en) 2020-03-05
KR102608348B1 (ko) 2023-12-01
US11688523B2 (en) 2023-06-27
BR112020026850A2 (pt) 2021-04-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2696004C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
US11521759B2 (en) Melt confinement device
RU2575878C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
EA032395B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
US20210210226A1 (en) Device for Confining Nuclear Reactor Core Melt
RU2742583C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2749995C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2165108C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2740400C1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2750230C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
BR112020026850B1 (pt) Sistema para confinar e refrigerar derretimento a partir do núcleo de um reator nuclear moderado por água
RU2758496C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2810654C1 (ru) Ферма-консоль устройства локализации расплава (варианты)
EP4273883A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EA044913B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044037B1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044917B1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA043199B1 (ru) Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
Bittermann et al. Main features of the core melt stabilization system of the European Pressurized Water Reactor (EPR)
Kosourov et al. Concept of development of accident management procedures and guidelines for Tianwan NPP

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 18931944

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3105019

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020572851

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112020026850

Country of ref document: BR

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018931944

Country of ref document: EP

Effective date: 20210329

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112020026850

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20201228