WO2022103301A1 - Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2022103301A1
WO2022103301A1 PCT/RU2021/000492 RU2021000492W WO2022103301A1 WO 2022103301 A1 WO2022103301 A1 WO 2022103301A1 RU 2021000492 W RU2021000492 W RU 2021000492W WO 2022103301 A1 WO2022103301 A1 WO 2022103301A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
melt
membrane
cooling
flange
housing
Prior art date
Application number
PCT/RU2021/000492
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александер Стальевич СИДОРОВ
Надежда Васильевна СИДОРОВА
Татьяна Ярополковна ДЗБАНОВСКАЯ
Ксения Константиновна БАДЕШКО
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 CN202180046844.8A priority Critical patent/CN115917673A/zh
Priority to KR1020237007343A priority patent/KR20230104853A/ko
Priority to JP2023512474A priority patent/JP7494384B2/ja
Priority to CA3191244A priority patent/CA3191244A1/en
Priority to EP21892432.2A priority patent/EP4246532A1/en
Priority to US18/024,246 priority patent/US20230343476A1/en
Publication of WO2022103301A1 publication Critical patent/WO2022103301A1/ru
Priority to ZA2023/00141A priority patent/ZA202300141B/en

Links

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
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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
    • 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 (NPP), and can be used in severe accidents leading to the destruction of the reactor vessel and its containment.
  • NPP nuclear power plants
  • the greatest radiation hazard is posed by accidents with a core meltdown, which can occur in the event of a multiple failure of the core cooling systems.
  • a known system [3] for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor containing a guide plate installed under the nuclear reactor vessel, and based on a truss-console, mounted on embedded parts at the base of a concrete mine, a multilayer body, the flange of which is provided with thermal protection, filler, mounted inside a multilayer housing, consisting of a set of cassettes mounted on top of each other.
  • the technical result of the claimed invention is to increase the reliability of the system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor.
  • the task to be solved by the claimed invention is to eliminate the destruction of the system of localization and cooling of the melt in the zone of connection of the housing with the truss-console under conditions of non-axisymmetric outflow of the melt from the reactor vessel and the fall of fragments of the bottom of the reactor vessel into the vessel at the initial stage of water cooling of the melt, and therefore , preventing the ingress of cooling water into the housing, designed to cool its outer side.
  • the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor containing a guide plate, a truss-console, a housing with a filler designed to receive and distribute the melt
  • the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor containing a guide plate, a truss-console, a housing with a filler designed to receive and distribute the melt
  • the upper ends of the shrouds plates are fixed to the upper flange of the membrane by means of welded joints.
  • a hole is made in the lower ends of the shroud plates and the lower flange of the membrane, in which a fastening element is installed, equipped with an adjusting nut and a limiter.
  • One essential feature of the claimed invention is the presence in the system of localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor of thermal protection suspended from the flange of the truss-console, which makes it possible to eliminate the direct impact from the melt of the core and from the gas-dynamic flows flowing from the reactor vessel and affecting on the connection zone of the hull with the truss-console.
  • Another essential feature of the claimed invention is the presence in the system of a convex membrane, the upper and lower flanges of which are connected to the upper and lower heat-conducting elements connected to the truss-console and the casing flange, respectively, of the shroud plates installed on the outer and inner sides of the membrane in such a way that that their upper ends are rigidly fixed to the upper flange of the membrane, and the lower ends are fixed to the lower flange of the membrane with the possibility of longitudinal and vertical movements relative to the lower flange of the membrane.
  • Such arrangement of the membrane makes it possible to provide independent radial-azimuth thermal expansions of the cantilever truss, independent movements of the cantilever truss and the housing under impact mechanical effects on the equipment elements of the melt localization and cooling system, axial-radial thermal expansions of the housing, and, therefore, to prevent the ingress of cooling water inside housing designed to cool its outer side.
  • bandage plates in turn, they make it possible to preserve the integrity of the membrane when exposed to a shock wave from the side of the reactor vessel during its destruction, as well as to preserve the integrity of the membrane when exposed to a shock wave formed at the initial stage of water cooling of the melt mirror when fragments of the bottom of the reactor vessel or the remains of the active melt fall into the melt. zones.
  • FIG. 1 shows a system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 2 shows a membrane made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 3 shows a membrane with shroud plates installed.
  • FIG. 4 shows a fastener that provides movement of the shroud plates and adjustment of the gaps between the shroud plates and the membrane.
  • the system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor consists of a guide plate (1), which is installed under the body (2) of the nuclear reactor.
  • the guide plate (1) rests on the truss-console (3).
  • the flange (5) of the housing (4) is provided with thermal protection (6).
  • valves (8) are installed in the branch pipes water.
  • a membrane (I) of a convex shape is installed between the flange (5) of the multilayer body (4) and the lower surface of the truss-console (3).
  • the convex side of the diaphragm (11) faces outside the housing (4).
  • Banding plates (18), (19) are installed on both sides of the membrane (11).
  • the upper ends of the shroud plates (18), (19) are rigidly fixed to the upper flange (14) of the membrane (I), for example, using welded joints (20), and the lower ends of the shroud plates (18), (19) are fixed to the lower flange (15) membranes (11) with the possibility of longitudinal and vertical movement relative to the lower flange (15) of the membrane (11).
  • the fastening of the shroud plates (18), (19) to the lower flange (15) of the membrane (I) is carried out by means of fastening elements (21), (22), which provide longitudinal and vertical movement of the shroud plates (18), (19) relative to the lower flange (15) membranes (I), as well as the regulation of the gaps between the shroud plates (18), (19) and the membrane (11).
  • the fastening elements (21), (22) are installed in such a way that they allow to form safety shroud gaps (24), (25).
  • Thermal protection (9) is installed inside the housing (4). Thermal protection (9) is suspended from the flange (10) of the truss-console (3). Suspension can be performed, for example, by means of heat-resistant fasteners.
  • the thermal protection (9) is installed in such a way that it overlaps the upper part of the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4).
  • the claimed system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor operates as follows.
  • the core melt At the moment of destruction of the vessel (2) of the nuclear reactor, the core melt, under the action of the hydrostatic pressure of the melt and the residual excess gas pressure inside the vessel (2) of the nuclear reactor, begins to flow to the surface of the guide plate (1) held by the truss-cantilever (3).
  • the melt flowing down the guide plate (1), enters the body (4) and comes into contact with the filler (7).
  • the thermal protection (9) melts. Partially collapsing, thermal protection (9), on the one hand, reduces the thermal effect of the core melt on the protected equipment, and on the other hand, reduces the temperature and chemical activity of the melt itself.
  • Thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) provides protection of its upper thick-walled inner part from thermal effects from the core melt mirror from the moment the melt enters the filler (7) and until the end of the interaction of the melt with the filler, that is, until the moment the beginning of water cooling of the crust located on the surface of the core melt.
  • Thermal protection (6) of the flange (5) of the housing provides protection of its upper thick-walled inner part from thermal effects from the core melt mirror from the moment the melt enters the filler (7) and until the end of the interaction of the melt with the filler, that is, until the moment the beginning of water cooling of the crust located on the surface of the core melt.
  • the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) is heated and partially destroyed, shielding thermal radiation from the side of the melt mirror.
  • the geometrical and thermophysical characteristics of the thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) are selected in such a way that under any conditions they provide shielding from the side of the melt mirror, which, in turn, ensures the independence of the protective functions from the time of completion of the processes of physical chemical interaction of the core melt with the filler (7).
  • housing (4) allows you to ensure the implementation of protective functions before supplying water to the crust located on the surface of the core melt.
  • Geometric characteristics such as the distance between the outer surface of the thermal protection (9) and the inner surface of the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4), as well as the height of overlap of the specified thermal protections (9) and (6) are chosen in such a way that the slot gap formed as a result of such an overlap prevented direct impact on the hermetic connection zone of the housing (4) with the truss-console (3) both from the side of the moving core melt and from the gas-dynamic flows exiting the reactor housing (2).
  • thermal protection (9) can be made of various elements, for example, shells, rods, sheets and other elements that allow creating an annular structure that provides protection from thermal radiation from the core melt mirror.
  • the convex-shaped membrane (I) consists of vertically oriented sectors (12) which are connected to each other by means of welded joints (13).
  • the membrane (11) is installed between the flange (5) of the body (4) and the lower surface of the truss-console (3) in the space located behind the outer surface of the thermal protection (9) and ensures the sealing of the body (4) from flooding with water supplied to cool it outer surface.
  • the membrane (11) provides independent radial-azimuth thermal expansion of the truss-console (3) and axial radial thermal expansion of the body (4), provides independent movement of the truss-console (3) and the body (4) under shock mechanical effects on the equipment elements of the system for localizing and cooling the melt of the nuclear reactor core.
  • the membrane (I) is placed in a protected space formed by the thermal protection (6) of the flange ( 5) housing (4) and thermal protection (9) suspended from the truss-console (3).
  • the thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4) and thermal protection (9) are gradually destroyed, the overlap zone of thermal protections (6), (9) is gradually reduced to complete destruction of the overlap zone. From this moment, the effect of thermal radiation on the membrane (11) from the side of the core melt mirror begins. The membrane (11) begins to heat up from the inside, however, due to its small thickness, the radiant heat flux cannot ensure the destruction of the membrane (11) if the membrane (11) is under the level of the cooling water. During the same period, there is an additional heating of the guide plate (1) and the bottom of the reactor vessel (2) held by it with the remains of the core melt.
  • the membrane (I) continues to perform its functions of sealing the internal volume of the body (4) and separating the internal and external environments.
  • the membrane (11) is not destroyed, being cooled by water from the outside.
  • the state of the bottom of the vessel (2) of the reactor and the small amount of core melt inside it may change, which can lead to the fall of fragments of the bottom of the vessel (2) of the reactor with the remnants of the melt inside body (4), which will lead to a dynamic effect of the melt on the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4) and on the flange (5) itself, and will lead to a pressure increase as a result of the interaction of the melt with water.
  • the crust on the surface of the melt begins to grow rapidly.
  • the growth of the crust occurs unevenly: the thickest crust is formed near the inner surface of the body (4), and a thin crust is formed on the surface of the melt mirror in the central part of the body (4).
  • the shock wave when the pressure rises relative to the axis of the body (4), propagates non-axisymmetrically, and the gap (rupture as a result of destruction or penetration) between the destroyed thermal protection (9) and the thermal protection (6) of the flange (5) of the body (4 ) in the azimuthal direction varies arbitrarily (for example, in area, in depth, in structure), then the impact of the shock wave on the membrane (I) will contain both direct and reverse pressure waves, which are opposed by external and internal shroud plates (18), (19), respectively.
  • the external and internal shroud plates (18), (19) are located symmetrically on each side of the membrane (11), preventing the development of oscillatory processes and resonance phenomena in membrane (11).
  • a feature of the shock wave movement is its direction from the bottom up.
  • the lower flange (15) of the membrane (11), the lower part of the membrane (I) and the lower parts of the outer and inner shroud plates (18), (19) are the first to receive the shock load.
  • the deformation of the membrane (11) increases from bottom to top.
  • the upper ends of the outer and inner shroud plates (18), (19) are fixed, for example, by welded joints (20), to the upper flange (14) of the membrane (11) with fixed outer and inner safety gaps ( 24), (25), which ensures a decrease in the amplitude of the membrane (11) shape changes when the shock wave moves from bottom to top.
  • the housing (4) When the core melt enters the filler (7), the housing (4) gradually heats up, exerting compressive pressure on the membrane (11).
  • the membrane (11) In order for the membrane (11) to perform its compensatory functions, it is necessary to ensure independent axial-radial movement of the membrane (I) from the movement of the external and internal shroud plates (18), (19).
  • the requirement for independence of movement is associated with a significant difference in the rigidity of the membrane (11) and the rigidity of the outer and inner shroud plates (18), (19), which is due to the need to protect the membrane (11) from the effects of shock waves.
  • Safety shroud gaps (24), (25) provide free movement of the membrane (11) during thermal expansion of the body (4) and truss-console (3), mechanical displacement of the membrane (I) during membrane oscillations of the truss-console (3) and azimuth radial oscillations of the flange (5) of the body (4), blocking of the radial alternating movements of the membrane (11) when exposed to a shock wave from the side of the reactor body (2) when the melt destroys the bottom of the reactor vessel, blocking of the radial alternating movements of the membrane (11) when exposed to a shock wave, formed at the initial stage of cooling of the melt mirror when fragments of the bottom of the vessel (2) of the reactor or the remains of the core melt fall into the vessel (4).
  • the range of movement of the lower ends of the shroud plates is limited by the presence in the elements (21), (22) of fixing the limiters (26) of the movement of the adjusting nuts (27), (28).
  • Limiters (26) ensure fixation of adjusting nuts (27), (28) when they are unscrewed in the process of setting the adjusting gaps (29), (30) between adjusting nuts (27), (28) and shroud plates (18) to the design position, (nineteen).
  • Fixed adjusting gaps (29), (30) enable the membrane (11) to move independently of the shroud plates (18), (19) in the area of acceptable mechanical and thermal movements.
  • the outer shroud plates (18) completely select the adjusting gap (29), moving along the external fastening elements (21), and rest against the external adjusting nut (27), and the membrane (11), having selected the external safety shroud gap (24), rests against the outer shroud plates (18) protecting it from destruction.
  • the internal shroud plates (19) When the membrane (11) is exposed to a reverse shock wave, the internal shroud plates (19) completely select the adjusting gap (29), moving along the internal fastening elements (22), and abut against the internal adjusting nut (28), and the membrane (11), having chosen the internal safety shroud gap (25), it rests against the internal shroud plates (19), which protect it from destruction.
  • the outer and inner shroud plates (18), (19) are rigidly fixed with outer and inner adjusting nuts (27), (28) to prevent damage to the membrane (11), and when installed in the design position, the outer and inner adjusting nuts (27), (28) are unscrewed until they stop in the stops (26).
  • external and internal adjustment gaps (29), (30) are formed, which ensure free movement of the lower flange (15) of the membrane (11) upwards with thermal expansion of the housing (4) due to the sliding of the external and internal shroud plates (18), (19) along the bottom flange (15) of the diaphragm (11).
  • the upper flange (14) is installed on the upper heat-conducting element (16) fixed on the truss-console (3), with which the upper flange (14) and the upper heat-conducting element (16) form a kind of pocket (23) ( shown in Fig. 3), providing efficient heat exchange with the external environment (cooling water or steam-water mixture).
  • a pocket (23) for convective heat exchange is required for the top flange (14) and the top heat-conducting element (16) to protect against overheating up to the beginning of the cooling of the melt mirror, which allows these elements to maintain strength characteristics to withstand shock loads.
  • the use of thermal protection installed in the area of the truss-console and thermal protection of the casing flange, as well as a membrane with shroud plates, as part of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor made it possible to increase its reliability by eliminating the destruction of the system for localizing and cooling the melt in in the zone of connection of the vessel with the truss-console under conditions of non-axisymmetric outflow of the melt from the reactor vessel and the fall of fragments of the bottom of the reactor vessel into the vessel at the initial stage of water cooling of the melt, and, consequently, preventing the ingress of cooling water into the vessel, intended for cooling its outer side.

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 разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки. Задачей изобретения, является устранение разрушения системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения корпуса для приема и распределения расплава с фермой-консолью в условиях неосесимметричного истечения расплава из корпуса реактора и падения обломков днища корпуса реактора в многослойный корпус на начальной стадии водяного охлаждения расплава, и, следовательно, исключение попадания охлаждающей воды внутрь корпуса, предназначенной для охлаждения его внешней стороны. Поставленная задача решается за счет того, что в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора дополнительно установлены тепловая защита, подвешенная к ферме-консоли, мембрана, установленная между фермой- консолью и корпусом, и бандажные пластины, установленные с внешней и внутренней сторон мембраны.

Description

СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ
РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Область техники
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжёлых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем 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 вытекший из корпуса реактора расплав активной зоны (кориум) и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации. 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.
Предшествующий уровень техники
Известна система [1] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, установленную под корпусом ядерного реактора, и опирающуюся на ферму-консоль, установленный на закладные детали в основании бетонной шахты многослойный корпус, фланец которого снабжен тепловой защитой, наполнитель, установленный внутри многослойного корпуса, состоящий из набора кассет, установленных друг на друге.
Данная система имеет низкую надежность, обусловленную следующими недостатками:
- при неосесимметричном истечении расплава из корпуса реактора (при боковом проплавлении корпуса) под действием внутреннего давления в корпусе реактора происходит секторное разрушение расплавом направляющей плиты, фермы-консоли и тепловых защит, а ударная волна газа, вытекающего вместе с расплавом активной зоны из корпуса реактора, распространяется внутри объема многослойного корпуса и внутри периферийных объемов, расположенных между многослойным корпусом, наполнителем и фермой- консолью, и воздействует на периферийное оборудование, что может привести к разрушению системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой-консолью, в результате чего произойдёт поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы;
- при падении обломков днища корпуса реактора или при падении остатков расплава активной зоны из корпуса реактора в многослойный корпус на начальной стадии водяного охлаждения зеркала расплава происходит ударное повышение давления, действующее на периферийное оборудование, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой- консолью и поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы.
Известна система [2] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, установленную под корпусом ядерного реактора, и опирающуюся на ферму-консоль, установленный на закладные детали в основании бетонной шахты многослойный корпус, фланец которого снабжен тепловой защитой, наполнитель, установленный внутри многослойного корпуса, состоящий из набора кассет, установленных друг на друге.
Данная система имеет низкую надежность, обусловленную следующими недостатками:
- при неосесимметричном истечении расплава из корпуса реактора (при боковом проплавлении корпуса) под действием внутреннего давления в корпусе реактора происходит секторное разрушение расплавом направляющей плиты, фермы-консоли и тепловых защит, а ударная волна газа, вытекающего вместе с расплавом активной зоны из корпуса реактора, распространяется внутри объема многослойного корпуса и внутри периферийных объемов, расположенных между многослойным корпусом, наполнителем и фермой- консолью, и воздействует на периферийное оборудование, что может привести к разрушению системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой-консолью, в результате чего произойдёт поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы;
- при падении обломков днища корпуса реактора или при падении остатков расплава активной зоны из корпуса реактора в многослойный корпус на начальной стадии водяного охлаждения зеркала расплава происходит ударное повышение давления, действующее на периферийное оборудование, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой- консолью и поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы. Известна система [3] локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, установленную под корпусом ядерного реактора, и опирающуюся на ферму-консоль, установленный на закладные детали в основании бетонной шахты многослойный корпус, фланец которого снабжен тепловой защитой, наполнитель, установленный внутри многослойного корпуса, состоящий из набора кассет, установленных друг на друге.
Данная система имеет низкую надежность, обусловленную следующими недостатками:
- при неосесимметричном истечении расплава из корпуса реактора (при боковом проплавлении корпуса) под действием внутреннего давления в корпусе реактора происходит секторное разрушение расплавом направляющей плиты, фермы-консоли и тепловых защит, а ударная волна газа, вытекающего вместе с расплавом активной зоны из корпуса реактора, распространяется внутри объема многослойного корпуса и внутри периферийных объемов, расположенных между многослойным корпусом, наполнителем и фермой- консолью, и воздействует на периферийное оборудование, что может привести к разрушению системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой-консолью, в результате чего произойдёт поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы;
- при падении обломков днища корпуса реактора или при падении остатков расплава активной зоны из корпуса реактора в многослойный корпус на начальной стадии водяного охлаждения зеркала расплава происходит ударное повышение давления, действующее на периферийное оборудование, в результате чего может произойти разрушение системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения многослойного корпуса с фермой- консолью и поступление охлаждающей воды, предназначенной для охлаждения многослойного корпуса с внешней стороны, внутрь многослойного корпуса, что может привести к паровому взрыву и разрушению системы.
Раскрытие изобретения
Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Задачей, на решение которой направлено заявленное изобретение, является устранение разрушения системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения корпуса с фермой-консолью в условиях неосесимметричного истечения расплава из корпуса реактора и падения обломков днища корпуса реактора в корпус на начальной стадии водяного охлаждения расплава, и следовательно, исключение попадания охлаждающей воды внутрь корпуса, предназначенной для охлаждения его внешней стороны.
Поставленная задача решается за счет того, что система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, ферму-консоль, корпус с наполнителем, предназначенный для приема и распределения расплава, согласно изобретению, дополнительно содержит тепловую защиту, подвешенную к фланцу фермы- консоли, мембрану выпуклой формы, верхний и нижний фланцы которой соединены с верхним и нижним теплопроводящими элементами, соединенными с фермой-консолью и фланцем корпуса соответственно, бандажные пластины, установленные с внешней и внутренней стороны мембраны таким образом, что их верхние концы жестко закреплены к верхнему фланцу мембраны, а нижние концы закреплены к нижнему фланцу мембраны с возможностью продольного и вертикального перемещений относительно нижнего фланца мембраны.
Дополнительно, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, верхние концы бандажных пластин закреплены к верхнему фланцу мембраны посредством сварных соединений.
Дополнительно, в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, в нижних концах бандажных пластин и нижнем фланце мембраны выполнено отверстие, в котором установлен элемент закрепления, снабженный регулировочной гайкой и ограничителем.
Одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора тепловой защиты, подвешенной к фланцу фермы-консоли, что позволяет устранить прямое ударное воздействие со стороны расплава активной зоны и со стороны газодинамических потоков, вытекающих из корпуса реактора и воздействующих на зону соединения корпуса с фермой- консолью.
Ещё одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в системе мембраны выпуклой формы, верхний и нижний фланцы которой соединены с верхним и нижним теплопроводящими элементами, соединенными с фермой-консолью и фланцем корпуса соответственно, бандажных пластин, установленных с внешней и внутренней стороны мембраны таким образом, что их верхние концы жестко закреплены к верхнему фланцу мембраны, а нижние концы закреплены к нижнему фланцу мембраны с возможностью продольного и вертикального перемещений относительно нижнего фланца мембраны. Такое размещение мембраны позволяет обеспечить независимые радиально-азимутальные тепловые расширения фермы-консоли, независимые перемещения фермы-консоли и корпуса при ударных механических воздействиях на элементы оборудования системы локализации и охлаждения расплава, аксиально-радиальные тепловые расширения корпуса, и следовательно, исключить попадание охлаждающей воды внутрь корпуса, предназначенной для охлаждения его внешней стороны. Бандажные пластины, в свою очередь, позволяют сохранить целостность мембраны при воздействии ударной волны со стороны корпуса реактора при его разрушении, а также сохранить целостность мембраны при воздействии ударной волны, образующейся на начальной стадии охлаждения водой зеркала расплава при падении в расплав обломков днища корпуса реактора или остатков расплава активной зоны.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 изображена система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 2 изображена мембрана, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 3 изображена мембрана с установленными бандажными пластинами.
На фиг. 4 изображено крепление, обеспечивающее перемещение бандажных пластин и регулирование зазоров между бандажными пластинами и мембраной.
Варианты осуществления изобретения
Как показано на фиг. 1 - 4, система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора состоит из направляющей плиты (1), которая устанавливается под корпусом (2) ядерного реактора. Направляющая плита (1) опирается на ферму-консоль (3). Под фермой-консолью (3) в основании бетонной шахты расположен корпус (4), установленный на закладные детали. Фланец (5) корпуса (4) снабжен тепловой защитой (6). Внутри корпуса (4) размещен наполнитель (7), предназначенный для приема и распределения расплава. По периметру корпуса (4) в его верхней части (в зоне между наполнителем (7) и фланцем (5)) в патрубках установлены клапаны (8) подачи воды. Между фланцем (5) многослойного корпуса (4) и нижней поверхностью фермы-консоли (3) установлена мембрана (И) выпуклой формы. Выпуклая сторона мембраны (11) обращена за пределы корпуса (4). По обеим сторонам мембраны (11) установлены бандажные пластины (18), (19). Верхние концы бандажных пластин (18), (19) жестко закреплены к верхнему фланцу (14) мембраны (И), например, с помощью сварных соединений (20), а нижние концы бандажных пластин (18), (19) закреплены к нижнему фланцу (15) мембраны (11) с возможностью продольного и вертикального перемещения относительно нижнего фланца (15) мембраны (11). Закрепление бандажных пластин (18), (19) к нижнему фланцу (15) мембраны (И) выполняется посредством элементов (21), (22) закрепления, которые обеспечивают продольное и вертикальное перемещение бандажных пластин (18), (19) относительно нижнего фланца (15) мембраны (И), а также регулирование зазоров между бандажными пластинами (18), (19) и мембраной (11). Элементы (21), (22) закрепления установлены таким образом, что позволяют сформировать страховочные бандажные зазоры (24), (25). Внутри корпуса (4) установлена тепловая защита (9). Тепловая защита (9) подвешивается к фланцу (10) фермы-консоли (3). Подвешивание может быть выполнено, например, посредством термопрочных крепежных изделий. Тепловая защита (9) устанавливается таким образом, что перекрывает верхнюю часть тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4).
Заявленная система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора работает следующим образом.
В момент разрушения корпуса (2) ядерного реактора расплав активной зоны, под действием гидростатического давления расплава и остаточного избыточного давления газа внутри корпуса (2) ядерного реактора, начинает поступать на поверхность направляющей плиты (1), удерживаемой фермой- консолью (3). Расплав, стекая по направляющей плите (1), попадает в корпус (4) и входит контакт с наполнителем (7). При секторном неосесимметричном стекании расплава происходит подплавление тепловой защиты (9). Частично разрушаясь, тепловая защита (9), с одной стороны, снижает тепловое воздействие расплава активной зоны на защищаемое оборудование, а с другой - уменьшает температуру и химическую активность самого расплава.
Тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) обеспечивает защиту его верхней толстостенной внутренней части от теплового воздействия со стороны зеркала расплава активной зоны с момента поступления расплава в наполнитель (7) и до окончания взаимодействия расплава с наполнителем, то есть до момента начала охлаждения водой корки, расположенной на поверхности расплава активной зоны. Тепловая защита (6) фланца (5) корпуса
(4) устанавливается таким образом, что позволяет обеспечить защиту внутренней поверхности корпуса (4) выше уровня расплава активной зоны, образующегося в корпусе (4) в процессе взаимодействия с наполнителем (7), именно, той верхней части корпуса (4), которая имеет большую толщину по сравнению с цилиндрической частью корпуса (4), обеспечивающей нормальную (без кризиса теплообмена в режиме «кипения в большом объёме») передачу тепла от расплава активной зоны к воде, находящейся с внешней стороны корпуса (4).
В процессе взаимодействия расплава активной зоны с наполнителем (7) тепловая защита (6) фланца (5) корпуса (4) подвергается разогреву и частичному разрушению, экранируя тепловое излучение со стороны зеркала расплава. Геометрические и теплофизические характеристики тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4) выбираются таким образом, что при любых условиях обеспечивают его экранирование со стороны зеркала расплава, благодаря чему, в свою очередь, обеспечивается независимость защитных функций от времени завершения процессов физико-химического взаимодействия расплава активной зоны с наполнителем (7). Таким образом, наличие тепловой защиты (6) фланца
(5) корпуса (4) позволяет обеспечить выполнение защитных функций до начала подачи воды на корку, расположенную на поверхности расплава активной зоны.
Тепловая защита (9), подвешенная к ферме-консоли (3) выше верхнего уровня тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4), своей нижней частью закрывает верхнюю часть тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4), обеспечивая защиту от воздействия теплового излучения со стороны зеркала расплава активной зоны не только нижней части фермы-консоли (3), но и верхней части тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4). Геометрические характеристики, такие как расстояние между наружной поверхностью тепловой защиты (9) и внутренней поверхностью тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4), а также высота перекрытия указанных тепловых защит (9) и (6) выбраны таким образом, чтобы образовавшийся в результате такого перекрытия щелевой зазор, препятствовал прямому ударному воздействию на зону герметичного соединения корпуса (4) с фермой-консолью (3) как со стороны движущегося расплава активной зоны, так и со стороны газодинамических потоков, выходящих из корпуса (2) реактора.
Конструктивно, тепловая защита (9) может быть выполнена из различных элементов, например, обечаек, стержней, листов и других элементов, позволяющих создать кольцевую конструкцию, обеспечивающую защиту от воздействия теплового излучения со стороны зеркала расплава активной зоны.
Как показано на фиг. 1 и 2, мембрана (И) выпуклой формы состоит из вертикально ориентированных секторов (12), которые соединены друг с другом посредством сварных соединений (13). Мембрана (11) установлена между фланцем (5) корпуса (4) и нижней поверхностью фермы-консоли (3) в пространстве, расположенном за наружной поверхностью тепловой защиты (9) и обеспечивает герметизацию корпуса (4) от затопления водой, поступающей для охлаждения его внешней поверхности.
Кроме того, мембрана (11) обеспечивает независимые радиальноазимутальные тепловые расширения фермы-консоли (3) и аксиально- радиальные тепловые расширения корпуса (4), обеспечивает независимые перемещения фермы-консоли (3) и корпуса (4) при ударных механических воздействиях на элементы оборудования системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Для сохранения мембраной (И) своих функций на начальной стадии поступления расплава активной зоны из корпуса (2) реактора в корпус (4) и связанного с этим повышения давления, мембрана (И) размещается в защищённом пространстве, образованном тепловой защитой (6) фланца (5) корпуса (4) и тепловой защитой (9), подвешенной к ферме-консоли (3).
До начала подачи охлаждающей воды внутрь корпуса (4) на корку происходит постепенное разрушение тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4) и тепловой защиты (9), постепенно уменьшается зона перекрытия тепловых защит (6), (9) до полного разрушения зоны перекрытия. С этого момента начинается воздействие теплового излучения на мембрану (11) со стороны зеркала расплава активной зоны. Мембрана (11) начинает нагреваться с внутренней стороны, однако, в связи с небольшой толщиной, лучистый тепловой поток не может обеспечить разрушение мембраны (11), если мембрана (11) находится под уровнем охлаждающей воды. В этот же период происходит дополнительный разогрев направляющей плиты (1) и удерживаемого ею днища корпуса (2) реактора с остатками расплава активной зоны. После начала поступления охлаждающей воды внутрь корпуса (4) из клапанов (8) подачи воды на корку, находящуюся на поверхности расплава, мембрана (И) продолжает выполнение своих функций по герметизации внутреннего объёма корпуса (4) и разделения внутренних и наружных сред. В режиме устойчивого водяного охлаждения наружной поверхности корпуса (4) мембрана (11) не разрушается, охлаждаясь водой с внешней стороны. Однако состояние днища корпуса (2) реактора и находящегося внутри него небольшого количества расплава активной зоны может измениться, что может привести к падению обломков днища корпуса (2) реактора с остатками расплава внутрь корпуса (4), что приведёт к динамическому воздействию расплава на тепловую защиту (6) фланца (5) корпуса (4) и на сам фланец (5), и приведёт к подъёму давления в результате взаимодействия расплава с водой. Взаимодействие расплава с водой возможно в условиях, при которых прочная корка на поверхности зеркала расплава ещё не сформировалась, а на днище корпуса (2) реактора находятся остатки расплава активной зоны (который ещё не успел застыть в результате начавшегося парового охлаждения), что возможно только в небольшой промежуток времени, не более 30 минут, при практическом отсутствии стабильного слоя воды на поверхности шлаковой шапки, закрывающей поверхность тонкой корки над зеркалом расплава, в самом начале водяного охлаждения зеркала расплава. В этих условиях, весь объем охлаждающей воды, поступающей сверху на шлаковую шапку, испаряется, охлаждая вышерасположенные конструкции. В тот момент, когда начинается накопление воды на шлаковой шапке, то есть расход воды на испарение начинает отставать от поступления воды внутрь корпуса (4), корка на поверхности расплава начинает быстро расти. Рост корки происходит неравномерно: наиболее толстая корка образуется около внутренней поверхности корпуса (4), а тонкая корка формируется на поверхности зеркала расплава в центральной части корпуса (4). В этих условиях падение обломков днища корпуса (2) реактора может пробить тонкую корку, а расплав, выброшенный в результате удара на поверхность корки может прореагировать с водой, создав ударную волну, либо обрушение элементов днища корпуса (2) реактора не произойдёт, но остатки расплава выльются на корку расплава, покрытую водой, что также может привести к образованию ударной волны вследствие парового взрыва.
Как показано на фиг. 3, для защиты мембраны (11) от разрушения при подъёме давления внутри корпуса (4) с внешней и внутренней стороны мембраны (11) установлены внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19), обеспечивающие фиксированное изменение геометрических характеристик мембраны (11) в пределах внешнего и внутреннего зазоров (24), (25). В связи с тем, что ударная волна при подъёме давления относительно оси корпуса (4) распространяется неосесимметрично, а зазор (разрыв в результате разрушения или проплавления) между разрушенными тепловой защитой (9) и тепловой защитой (6) фланца (5) корпуса (4) в азимутальном направлении изменяется произвольно (например, по площади, по глубине, по структуре), то воздействие ударной волны на мембрану (И) будет содержать как прямые, так и обратные волны давления, чему противостоят внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19), соответственно. Для того, чтобы существенно уменьшить пучности в мембране (11) при воздействии прямых и обратных волн давления, внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19) располагаются симметрично с каждой стороны мембраны (11), препятствуя развитию колебательных процессов и резонансных явлений в мембране (11).
Особенностью движения ударной волны является её направление снизу вверх. В этих условиях первыми ударную нагрузку принимают нижний фланец (15) мембраны (11), нижняя часть мембраны (И) и нижние части внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19). Формоизменение мембраны (11) увеличивается снизу вверх. Для предотвращения разрушения мембраны (11) верхние концы внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19) неподвижно крепятся, например, сварными соединениями (20), к верхнему фланцу (14) мембраны (11) с фиксированными внешним и внутренним страховочными зазорами (24), (25), что обеспечивает уменьшение амплитуды формоизменений мембраны (11) при движении ударной волны снизу вверх.
При поступлении расплава активной зоны в наполнитель (7) корпус (4) постепенно нагревается, оказывая сжимающее давление на мембрану (11). Для того чтобы мембрана (11) могла выполнять свои компенсаторные функции, необходимо обеспечить независимое аксиально-радиальное движение мембраны (И) от движения внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19). Требование независимости движений связано со значительной разницей в жёсткости мембраны (11) и жёсткости внешней и внутренней бандажных пластин (18), (19), что обусловлено необходимостью защиты мембраны (11) от воздействия ударных волн. Практическая независимость движений достигается, например, установкой внешних и внутренних элементов (21 ), (22) закрепления, обеспечивающих свободное перемещение внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19) на нижнем фланце (15) мембраны (11) с внешним и внутренним страховочными бандажными зазорами (24), (25).
Страховочные бандажные зазоры (24), (25) обеспечивают свободные перемещения мембраны (11) при термических расширениях корпуса (4) и фермы-консоли (3), механические перемещения мембраны (И) при мембранных колебаниях фермы-консоли (3) и азимутально-радиальных колебаниях фланца (5) корпуса (4), блокирование радиальных знакопеременных перемещений мембраны (11) при воздействии ударной волны со стороны корпуса (2) реактора при разрушении расплавом днища корпуса реактора, блокирование радиальных знакопеременных перемещений мембраны (11) при воздействии ударной волны, образующейся на начальной стадии охлаждения зеркала расплава при падении в корпус (4) обломков днища корпуса (2) реактора или остатков расплава активной зоны.
Как показано на фиг. 4, диапазон перемещения нижних концов бандажных пластин ограничивается наличием в элементах (21), (22) закрепления ограничителей (26) перемещения регулировочных гаек (27), (28). Ограничители (26) обеспечивают фиксацию регулировочных гаек (27), (28) при их откручивании в процессе установки в проектное положение регулировочных зазоров (29), (30) между регулировочными гайками (27), (28) и бандажными пластинами (18), (19). Фиксированные регулировочные зазоры (29), (30) обеспечивают возможность мембране (11) двигаться независимо от бандажных пластин (18), (19) в зоне допустимых механических и тепловых перемещений. В случае выхода перемещений мембраны за допустимые значения, например, при воздействии прямой ударной волны, внешние бандажные пластины (18) полностью выбирают регулировочный зазор (29), двигаясь вдоль внешних элементов закрепления (21), и упираются во внешнюю регулировочную гайку (27), а мембрана (11), выбрав внешний страховочный бандажный зазор (24), упирается в внешние бандажные пластины (18), предохраняющие её от разрушения. При воздействии на мембрану (11) обратной ударной волны, внутренние бандажные пластины (19) полностью выбирают регулировочный зазор (29), двигаясь вдоль внутренних элементов закрепления (22), и упираются во внутреннюю регулировочную гайку (28), а мембрана (11), выбрав внутренний страховочный бандажный зазор (25), упирается в внутренние бандажные пластины (19), предохраняющие её от разрушения.
При выполнении транспортно-технологических операций внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19) жёстко зафиксированы внешними и внутренними регулировочными гайками (27), (28) для исключения повреждения мембраны (11), а при установке в проектное положение внешние и внутренние регулировочные гайки (27), (28) откручиваются до упора в ограничители (26). При этом образуются внешний и внутренний регулировочные зазоры (29), (30) обеспечивающие свободное перемещение нижнего фланца (15) мембраны (11) вверх при тепловых расширениях корпуса (4) за счёт скольжения внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19) по нижнему фланцу (15) мембраны (11).
При воздействии на мембрану (11) ударной волны необходимо обеспечить надёжное крепление мембраны (11) к ферме-консоли (3) и к корпусу (4). С этой целью верхний фланец (14) установлен на верхнем теплопроводящем элементе (16), закреплённом на ферме-консоли (3), с которой верхний фланец (14) и верхний теплопроводящий элемент (16) образуют, своего рода, карман (23) (изображен на фиг. 3), обеспечивающий эффективный теплообмен с внешней средой (охлаждающей водой или пароводяной смесью). Карман (23) для конвективного теплообмена необходим верхнему фланцу (14) и верхнему теплопроводящему элементу (16) для защиты от перегрева до начала охлаждения зеркала расплава, что позволяет этим элементам сохранить прочностные характеристики для противодействия ударным нагрузкам.
В нижней части мембраны (11) отвод тепла осуществляется от нижнего фланца (15) и от нижнего теплопроводящего элемента (17), обеспечивая отвод тепла от внутренних элементов (22) закрепления внутренних бандажных пластин (19).
Таким образом, применение в составе системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора тепловой защиты, установленной в зоне фермы-консоли и тепловой защиты фланца корпуса, а также мембраны с бандажными пластинами позволило повысить её надежность за счет устранения разрушения системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения корпуса с фермой-консолью в условиях неосесимметричного истечения расплава из корпуса реактора и падения обломков днища корпуса реактора в корпус на начальной стадии водяного охлаждения расплава, и следовательно, исключения попадания охлаждающей воды внутрь корпуса, предназначенной для охлаждения его внешней стороны.
Источники информации:
1. Патент РФ № 2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
2. Патент РФ № 2576516, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
3. Патент РФ № 2576517, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.

Claims

Формула изобретения
1. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, ферму-консоль, корпус с наполнителем, предназначенный для приема и распределения расплава, отличающаяся тем, что дополнительно содержит тепловую защиту, подвешенную к фланцу фермы-консоли, мембрану выпуклой формы, верхний и нижний фланцы которой соединены с верхним и нижним теплопроводящими элементами, соединенными с фермой-консолью и фланцем корпуса соответственно, бандажные пластины, установленные с внешней и внутренней стороны мембраны таким образом, что их верхние концы жестко закреплены к верхнему фланцу мембраны, а нижние концы закреплены к нижнему фланцу мембраны с возможностью продольного и вертикального перемещений относительно нижнего фланца мембраны.
2. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что верхние концы бандажных пластин закреплены к верхнему фланцу мембраны посредством сварных соединений.
3. Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в нижних концах бандажных пластин и нижнем фланце мембраны выполнено отверстие, в котором установлен элемент закрепления, снабженный регулировочной гайкой и ограничителем.
PCT/RU2021/000492 2020-11-10 2021-11-09 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора WO2022103301A1 (ru)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202180046844.8A CN115917673A (zh) 2020-11-10 2021-11-09 一种堆芯熔融物隔离与冷却系统
KR1020237007343A KR20230104853A (ko) 2020-11-10 2021-11-09 원자로 노심 용융물 억제와 냉각 시스템
JP2023512474A JP7494384B2 (ja) 2020-11-10 2021-11-09 原子炉における炉心溶融物の局在化および冷却のためのシステム
CA3191244A CA3191244A1 (en) 2020-11-10 2021-11-09 Corium localizing and cooling system of a nuclear reactor
EP21892432.2A EP4246532A1 (en) 2020-11-10 2021-11-09 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
US18/024,246 US20230343476A1 (en) 2020-11-10 2021-11-09 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
ZA2023/00141A ZA202300141B (en) 2020-11-10 2023-01-03 Corium localizing and cooling system of a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020136899 2020-11-10
RU2020136899A RU2750230C1 (ru) 2020-11-10 2020-11-10 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2022103301A1 true WO2022103301A1 (ru) 2022-05-19

Family

ID=76504926

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2021/000492 WO2022103301A1 (ru) 2020-11-10 2021-11-09 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20230343476A1 (ru)
EP (1) EP4246532A1 (ru)
KR (1) KR20230104853A (ru)
CN (1) CN115917673A (ru)
CA (1) CA3191244A1 (ru)
RU (1) RU2750230C1 (ru)
WO (1) WO2022103301A1 (ru)
ZA (1) ZA202300141B (ru)

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2100853C1 (ru) * 1995-04-27 1997-12-27 Центр комплексного развития технологии и энерготехнологических систем "Кортэс" Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора
EP0928488B1 (en) * 1996-09-25 2002-06-05 Il Soon Hwang Gap forming and cooling structure for a nuclear reactor
JP2010261726A (ja) * 2009-04-30 2010-11-18 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および原子力プラント
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 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
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2600552C1 (ru) * 2015-11-13 2016-10-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2100853C1 (ru) * 1995-04-27 1997-12-27 Центр комплексного развития технологии и энерготехнологических систем "Кортэс" Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора
EP0928488B1 (en) * 1996-09-25 2002-06-05 Il Soon Hwang Gap forming and cooling structure for a nuclear reactor
JP2010261726A (ja) * 2009-04-30 2010-11-18 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置および原子力プラント
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 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
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
EA035408B1 (ru) * 2014-12-16 2020-06-09 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2600552C1 (ru) * 2015-11-13 2016-10-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2750230C1 (ru) 2021-06-24
US20230343476A1 (en) 2023-10-26
KR20230104853A (ko) 2023-07-11
CA3191244A1 (en) 2022-05-19
EP4246532A1 (en) 2023-09-20
CN115917673A (zh) 2023-04-04
ZA202300141B (en) 2023-09-27
JP2023548266A (ja) 2023-11-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2696004C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2698462C1 (ru) Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2021188008A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2021188006A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2749995C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2022103303A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2022103301A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2742583C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
JP7494384B2 (ja) 原子炉における炉心溶融物の局在化および冷却のためのシステム
EA044696B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2758496C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044620B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044394B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA045164B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044052B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2022146184A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA045342B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

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: 21892432

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112022027084

Country of ref document: BR

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2023512474

Country of ref document: JP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3191244

Country of ref document: CA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01E

Ref document number: 112022027084

Country of ref document: BR

Free format text: APRESENTAR, EM ATE 60 (SESSENTA) DIAS, NOVA FOLHA DO RESUMO ADAPTADA AO ART. 34 DA INSTRUCAONORMATIVA 31/2013 UMA VEZ QUE O CONTEUDO ENVIADO NA PETICAO NO 870220123759 DE30/12/2022 ENCONTRA-SE FORA DA NORMA.

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2021892432

Country of ref document: EP

Effective date: 20230612

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112022027084

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20221230

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 522441983

Country of ref document: SA