WO2022103303A1 - 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
WO2022103303A1
WO2022103303A1 PCT/RU2021/000494 RU2021000494W WO2022103303A1 WO 2022103303 A1 WO2022103303 A1 WO 2022103303A1 RU 2021000494 W RU2021000494 W RU 2021000494W WO 2022103303 A1 WO2022103303 A1 WO 2022103303A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
flange
membrane
melt
drum
truss
Prior art date
Application number
PCT/RU2021/000494
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 US18/024,248 priority Critical patent/US20230268087A1/en
Priority to CA3191251A priority patent/CA3191251A1/en
Priority to CN202180046789.2A priority patent/CN115867987A/zh
Priority to KR1020237007345A priority patent/KR20230104855A/ko
Priority to JP2023512476A priority patent/JP7506825B2/ja
Priority to EP21892434.8A priority patent/EP4246534A4/en
Publication of WO2022103303A1 publication Critical patent/WO2022103303A1/ru
Priority to SA522441968A priority patent/SA522441968B1/ar
Priority to ZA2023/00142A priority patent/ZA202300142B/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, installed 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 for localization and cooling of the melt in the zone of connection of the housing for receiving and distributing the melt with the truss-cantilever under conditions of non-axisymmetric outflow of the melt from the reactor vessel and falling fragments of the bottom of the reactor vessel into the vessel at the initial stage of the water melt cooling, and, consequently, the exclusion of unplanned (untimely) inflow of cooling water into the vessel from the reactor shaft, which provides protection against steam explosions and destruction from the impact of a shock wave.
  • 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 flange of which is provided with thermal protection, according to the invention, additionally contains a drum, installed on the casing flange, made in the form of a shell with reinforcing ribs located along its perimeter, resting on the cover and bottom, having tension elements connecting the drum through the support flange welded to it with the casing flange, spacer elements installed on the upper surface of the casing flange, fixing a shell fixed to the upper surface of the housing flange and the outer surface of the drum, a plate connecting the upper surface of the housing flange and the inner surface of the drum, while the space between the platinum, the fixing shell and the thermal protection of the body flange is filled with protective concrete, a convex-shaped membrane, the upper and lower flanges of which are connected to the upper
  • One essential feature of the claimed invention is the presence in the system of localization and cooling of the core melt of a nuclear reactor of a convex membrane installed on the drum between the casing flange and the lower surface of the truss-console in such a way that the convex side faces outside the casing, while along the outer surface of the membrane external shroud plates with external fastening elements are installed, providing an external safety shroud gap, and along the inner surface of the membrane, internal shroud plates are installed with internal fastening elements, providing an internal safety shroud gap, while the external and internal shroud plates are rigidly fixed to the upper flange on one side with the help of welded joints, and on the other hand, floating fastening to the lower flange is made by external and internal fastening elements that regulate the external and internal safety shroud gaps, the movement of which limited by constraints.
  • This design makes it possible to provide independent radial-azimuth thermal expansions of the truss-console, independent movements of the truss-console and the body under impact mechanical effects on the equipment elements of the melt localization and cooling system, axial-radial thermal expansions of the body, and, therefore, to exclude the ingress of cooling water into the body, designed to cool its outer side, due to the exclusion of the destruction of the zone between the body and the truss-console.
  • Banding plates 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 fall into the melt or remnants of the core melt.
  • the drum is made in the form of a shell with reinforcing ribs located along its perimeter, resting on the cover and bottom.
  • the drum has tension elements that connect the drum through a support flange welded to it with the casing flange.
  • spacer elements are installed on the upper surface of the housing flange, which provide an adjusting gap between the drum and the housing flange, and a fixing shell, which connects the upper surface of the housing flange and the outer surface of the drum.
  • a platinum is installed on the upper surface of the housing flange, connecting the upper surface of the housing flange and the inner surface of the drum, thus forming a space in which the protective concrete is placed.
  • 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 drum mounted on a housing flange, made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 3 shows a membrane made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 4 shows the attachment points of the membrane with shroud plates, made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 5 shows a floating mount made in accordance with the claimed invention.
  • FIG. 6 shows a drum mounted on a membrane in accordance with the claimed invention
  • the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor contains a guide plate (1) 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).
  • Filler (7) for example, may consist of a set of cassettes (10) with various holes (9) made in them.
  • a drum (31) made in the form of a shell (32) with reinforcing ribs (33) located along its perimeter, resting on the cover (34) and bottom (35), having tension elements (36) connecting the drum (31) through the support flange (37) welded to it with the flange (5) of the body (4).
  • the drum (31) relative to the flange (5) of the housing (4) is installed with an adjusting gap (38) using spacers (39) and sealed with a fixing shell (41), and the voids in the adjusting gap (38) are filled with a layer protective concrete (40).
  • a membrane (11) of a convex shape As shown in FIG. 1 - 3 and 5 between the drum (31) and the lower surface of the truss-console (3) there is a membrane (11) of a convex shape.
  • the convex side of the diaphragm (I) faces outside the body (4).
  • a kind of pocket (23) of convective heat exchange is formed with the upper heat-conducting element (16) connected to the upper flange (14) of the membrane (11 ), and in the lower part of the membrane (11) there is a lower heat-conducting element (17) connected to the lower flange (15) of the membrane (11).
  • External and internal shroud plates (18), (19) on the one hand are rigidly fixed to the upper flange (14) of the membrane (11) by means of welded joints (20), and on the other side to the lower flange (15) of the membrane (11) is made floating fastening by means of external and internal fastening elements (21), (22) regulating external and internal safety shroud gaps (24), (25), the movement of which is limited by limiters (26).
  • 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 onto the surface of the guide plate (1) held by the truss-console (3).
  • the melt flowing down the guide plate (1), enters the body (4) and comes into contact with the filler (7).
  • sectoral non-axisymmetric flow of the melt at elevated pressure in the reactor vessel (2) sectoral destruction of the guide plate (1) and sectoral destruction of the truss-console (3) occur, as a result of which the increased pressure from the reactor vessel (2) directly affects the membrane (11) and drum (31).
  • a convex-shaped membrane (11) installed between the flange (5) of the body (4) and the drum (31) ensures that the body (4) is sealed from flooding with water coming to cool its outer surface.
  • the membrane (11) consists of vertically oriented sectors (12) connected by welded joints (13).
  • the bottom flange (15) is made in the lower part of the membrane (I), and the upper flange (14) is made in the upper part of the membrane (11).
  • 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 impact mechanical effects on the elements of the system equipment localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor.
  • the drum (31) allows you to reduce the height of the membrane, which is associated with the following processes.
  • a decrease in the height of the membrane (11) is limited by an increase in its rigidity and a decrease in compensatory abilities with multidirectional changes in the position of the truss-console (3) and the body (4), in which the flange (5) of the body (4) during heating/cooling can move from bottom to top and back, the radius of the flange (5) of the body (4) can increase and decrease, and these changes can occur unevenly both in height and in radius in the direction of the azimuthal axis.
  • the truss-console (3) behaves similarly, bending unevenly in the direction of the azimuth axis, which further increases the magnitude of the axial deviations of the distances between the body (4) and the truss-console (3) along the azimuthal axis.
  • the deviation of the flange (5) of the body (4) in the radial direction leads to a shift of the membrane (11) in the plane of the flange (5) of the body (4), which, together with the axial deviations of the distances between the body (4) and the truss-console (5) along the azimuthal axis, leads to significant stresses in the membrane (11), limiting the decrease in its height. Under these conditions, to ensure the resistance of the membrane (11) to a rapid rise in pressure and to steam explosions, the height of the membrane (11) is chosen to be minimal, taking into account the necessary compensatory functions when the relative position of the flange (5) of the body (4) and the truss-console (3) changes.
  • the ribs (33) of the drum (31) being heated under the action of thermal radiation, transfer the heat load to the shell (32) drum (31), which transfers the thermal energy received from the ribs (33) of the drum (31) and directly from the side of the melt surface to the cooling water.
  • the tension elements (36) located between the ribs (33) of the drum (31) provide shielding of the shell (32) of the drum (31) from the effects of thermal radiation, redistributing it due to secondary reradiation to the ribs (33) and the shell (32) of the drum ( 31), thereby reducing the local maximum thermal loads on the shell (32) of the drum (31), associated with the spatial unevenness of thermal radiation from the side of the melt mirror and with the axial uneven cooling of the shell (32) of the drum (31) at different positions of the water level, cooling housing (4).
  • the membrane (I) continues to perform its functions of sealing the internal volume of the body (4) and separating the internal and external environments. In the mode of stable water cooling of the outer surface of the housing (4), the membrane (I) is not destroyed, being cooled by water or a steam-water mixture from the outside.
  • the state of the bottom of the reactor vessel (2) and the small amount of core melt inside it can change, which can lead to the fall of fragments of the bottom of the reactor vessel (2) with the remaining melt inside the vessel (4), which will lead to a dynamic effect of the melt on the thermal protection (6) flange (5) of the body (4) and will lead to a rise in pressure as a result of the interaction of the melt with water.
  • 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 (I) 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 drum (31) is made in the form of a complex regular structure.
  • the surfaces of the shells (32) and ribs (33) of the drum (31) are vertical and perpendicular to each other.
  • the surfaces of the tension elements (36) are parallel to the surfaces of the shells (32) and ribs (33) of the drum (11).
  • the surfaces of the cover (34), bottom (35) and support flange (37) of the drum (11) are perpendicular to the surfaces of the shells (32), ribs (33) and tension elements (36).
  • Such an arrangement of structural elements provides partial absorption of the shock wave energy in the drum (31), as well as its partial reflection in order to ensure the redistribution of shock wave energy absorption between the elements of the drum (31) and the elements of the truss-cantilever (3) and guide plate (1).
  • radial-azimuth oscillations of the shell (32) of the drum (31) occur, the main energy of which is damped by the tension elements (36).
  • the shock wave is partially reflected from the middle and upper parts of the drum (31) into the inner part of the housing (4), and partially split into several waves moving in different directions and affecting the truss-console (3) and the guide plate (1), which leads to to weaken the impact of the shock wave on the membrane (11).
  • the effect of the shock wave on the horizontally located cover (34) and the support flange (37) of the drum (31) leads to the reflection of the shock wave mainly down, towards the thermal protection (6) of the flange (5) of the housing (4), which also weakens the effect of the shock wave on the membrane (11).
  • the drum (31) attachment area to the flange (5 ) is concreted with protective concrete (40) fixing the shell (41) and tension elements (36), as shown in FIG. 2.
  • 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 the free movement of the membrane (11) upwards with thermal expansion of the housing (4) due to sliding of the outer and inner shroud plates (18), (19) along the bottom flange (15) of the membrane (11), as shown in FIG. 5 and 6.
  • the upper flange (14) of the membrane (11) is installed on the upper heat-conducting element (16), fixed on the truss-console (3), with which the upper flange (14) of the membrane (11) and the upper heat-conducting element (16) form, a kind of pocket (23), which provides efficient heat exchange with the external environment (cooling water or steam-water mixture).
  • Pocket (23) as shown in FIG. 5, for convective heat exchange, the upper flange (14) of the membrane (11) and the upper heat-conducting element (16) are required to protect against overheating before the melt mirror begins to cool, which allows these elements to maintain strength characteristics to withstand shock loads.
  • the use of 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 ensure the sealing of the vessel from flooding with water supplied to cool the outer surface of the vessel, independent radial-azimuth thermal expansions of the truss-console, independent movements of the truss-console and case under seismic and shock mechanical impacts on the equipment elements of the melt localization and cooling system, and the use of the drum made it possible to provide additional heat removal and additional protection of the membrane from the effects of shock waves with an increase in the pressure of the vapor-gas mixture in the internal volume of the case, that is, to increase the reliability of the sealed connecting the hull to the truss-console, which, taken together, made it possible to increase the reliability of the system as a whole.

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. Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора. Технический результат достигается за счет исключения разрушения системы локализации и охлаждения расплава в зоне соединения корпуса и фермы-консоли путем использования в составе системы мембраны с бандажными пластинами, устанавливаемой на барабан.

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 для приема и распределения расплава 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 незапланированного (несвоевременного) поступления охлаждающей воды внутрь корпуса из шахты реактора, что обеспечивает защиту от паровых взрывов и разрушений от воздействия ударной волны.
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, фланец которого снабжен тепловой защитой, согласно изобретению, дополнительно содержит барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в форме обечайки с расположенными по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющий элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанцирующие элементы, установленные на верхней поверхности фланца корпуса, фиксирующую обечайку, закрепленную к верхней поверхности фланца корпуса и внешней поверхности барабана, пластину, соединяющую верхнюю поверхностью фланца корпуса и внутреннюю поверхность барабана, при этом пространство между платиной, фиксирующей обечайкой и тепловой защитой фланца корпуса заполнено защитным бетоном, мембрану выпуклой формы, верхний и нижний фланцы которой соединены с верхним и нижним теплопроводящими элементами, соединенными с фермой-консолью и барабаном, 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.
Одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в системе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора мембраны выпуклой формы, установленной на барабан между фланцем корпуса и нижней поверхностью фермы-консоли таким образом, что выпуклая сторона обращена за пределы корпуса, при этом вдоль внешней поверхности мембраны установлены внешние бандажные пластины с внешними элементами закрепления, обеспечивающими внешний страховочный бандажный зазор, а вдоль внутренней поверхности мембраны установлены внутренние бандажные пластины с внутренними элементами закрепления, обеспечивающими внутренний страховочный бандажный зазор, при этом внешние и внутренние бандажные пластины с одной стороны жестко закреплены к верхнему фланцу с помощью сварных соединений, а с другой стороны к нижнему фланцу выполнено плавающее закрепление внешними и внутренними элементами закрепления, регулирующими внешний и внутренний страховочные бандажные зазоры, перемещение которых ограничено ограничителями. Такая конструкция 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 ввиду исключения разрушения зоны между корпусом и фермой-консолью. 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.
Ещё одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие барабана, установленного на фланце корпуса. Барабан выполнен в форме обечайки с расположенными по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище. Барабан имеет элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса. Кроме того, на верхней поверхности фланца корпуса установлены дистанцирующие элементы, обеспечивающие регулировочный зазор между барабаном и фланцем корпуса, и фиксирующая обечайка, которая соединяет верхнюю поверхность фланца корпуса и внешнюю поверхность барабана. Дополнительно, на верхней поверхности фланца корпуса установлена платина, соединяющая верхнюю поверхность фланца корпуса и внутреннюю поверхность барабана, образуя при этом пространство, в котором размещен защитный бетон. Это позволяет сохранить герметичность мембраны и увеличить её прочность за счет уменьшения высоты мембраны, и, как следствие, площади воздействия на неё ударных волн от паровых взрывов, без увеличения жесткости мембраны и уменьшения её компенсаторных способностей при разнонаправленных изменениях положения фермы-консоли и корпуса.
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 изображен барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 3 изображена мембрана, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 4 изображены места крепления мембраны с бандажными пластинами, выполненные в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 5 изображено плавающее крепление, выполненное в соответствии с заявленным изобретением.
На фиг. 6 изображен барабан, установленный на мембране в соответствии с заявленным изобретением
Варианты осуществления изобретения
Как показано на фиг. 1 - 6, система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит направляющую плиту (1), установленную 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. Наполнитель (7), например, может состоять из набора кассет (10) с выполненными в них различного рода отверстиями (9). По периметру корпуса (4) в его верхней части (в зоне между наполнителем (7) и фланцем (5)) расположены клапаны (8) подачи воды, установленные в патрубках. Как показано на фиг. 1 и 2, на фланце (5) корпуса (4) установлен барабан (31), выполненный в форме обечайки (32) с расположенными по её периметру усиливающими ребрами (33), опирающимися на крышку (34) и днище (35), имеющий элементы (36) натяжения, соединяющие барабан (31) через приваренный к нему опорный фланец (37) с фланцем (5) корпуса (4). Кроме того, барабан (31) относительно фланца (5) корпуса (4) установлен с регулировочным зазором (38) с помощью дистанционирующих элементов (39) и загерметизирован с помощью фиксирующей обечайки (41), а пустоты в регулировочном зазоре (38) заполнены слоем защитного бетона (40).
Как показано на фиг. 1 - 3 и 5 между барабаном (31) и нижней поверхностью фермы-консоли (3) установлена мембрана (11) выпуклой формы. Выпуклая сторона мембраны (И) обращена за пределы корпуса (4). В верхней части мембраны (11) выпуклой формы в зоне соединения с нижней частью фермы-консоли (3) формируется, своего рода, карман (23) конвективного теплообмена с верхним теплопроводящим элементом (16), соединённым с верхним фланцем (14) мембраны (11), а в нижней части мембраны (11) выполнен нижний теплопроводящий элемент (17), соединённый с нижним фланцем (15) мембраны (11).
Как показано на фиг. 5, вдоль внешней поверхности мембраны (11) установлены внешние бандажные пластины (18) с внешними элементами (21) закрепления, обеспечивающими внешний страховочный бандажный зазор (24), а вдоль внутренней поверхности мембраны (11) установлены внутренние бандажные пластины (19) с внутренними элементами (22) закрепления, обеспечивающими внутренний страховочный бандажный зазор (25).
Внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19) с одной стороны жестко закреплены к верхнему фланцу (14) мембраны (11) с помощью сварных соединений (20), а с другой стороны к нижнему фланцу (15) мембраны (11) выполнено плавающее закрепление посредством внешних и внутренних элементов (21), (22) закрепления, регулирующих внешний и внутренний страховочные бандажные зазоры (24), (25), перемещение которых ограничено ограничителями (26). 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 при повышенном давлении в корпусе реактора (2) происходит секторное разрушение направляющей плиты (1) и секторное разрушение фермы-консоли (3), в результате чего повышенное давление из корпуса реактора (2) непосредственно воздействует на мембрану (11) и барабан (31).
Как показано на фиг. 3 и 5, мембрана (11) выпуклой формы, установленная между фланцем (5) корпуса (4) и барабаном (31), обеспечивает герметизацию корпуса (4) от затопления водой, поступающей для охлаждения его наружной поверхности. Как показано на фиг. 4, мембрана (11) состоит из вертикально ориентированных секторов (12), соединенных сварными соединениями (13). В нижней части мембраны (И) выполнен нижний фланец (15), а в верхней части мембраны (11) выполнен верхний фланец (14).
Мембрана (11) обеспечивает независимые радиально-азимутальные 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.
До начала подачи охлаждающей воды внутрь корпуса (4) на шлаковую шапку и тонкую корку, образовавшуюся над зеркалом расплава, происходит увеличение теплового воздействия на барабан (31) и мембрану (11) со стороны зеркала расплава активной зоны. Барабан (31) позволяет уменьшить высоту мембраны, что связано со следующими процессами. Для обеспечения герметичности мембраны (11) в условиях быстрого подъёма давления, действующего на всю поверхность мембраны (11), и при воздействии паровых взрывов, секторно воздействующих на мембрану (11), необходимо минимизировать площадь её поверхности. В условиях заданного диаметра мембраны (11) уменьшение её площади достигается уменьшением её высоты. Тем не менее, уменьшение высоты мембраны (11) ограничено увеличением её жёсткости и уменьшением компенсаторных способностей при разнонаправленных изменениях положения фермы-консоли (3) и корпуса (4), при которых фланец (5) корпуса (4) в процессе нагрева/охлаждения может двигаться снизу вверх и обратно, радиус фланца (5) корпуса (4) может увеличиваться и уменьшаться, причём, эти изменения могут происходить неравномерно как по высоте, так и по радиусу в направлении азимутальной оси. Аналогично ведёт себя и ферма-консоль (3), неравномерно изгибаясь по направлению азимутальной оси, что ещё больше увеличивает величину аксиальных отклонений расстояний между корпусом (4) и фермой-консолью (3) вдоль азимутальной оси. Отклонение фланца (5) корпуса (4) в радиальном направлении приводит к сдвигу мембраны (11) в плоскости фланца (5) корпуса (4), что, в совокупности с аксиальными отклонениями расстояний между корпусом (4) и фермой-консолью (5) вдоль азимутальной оси, приводит к значительным напряжениям в мембране (11), ограничивающим уменьшение её высоты. В этих условиях для обеспечения устойчивости мембраны (11) к быстрому подъёму давления и к паровым взрывам высота мембраны (11) выбирается минимальной с учётом необходимых компенсаторных функций при изменении относительного положения фланца (5) корпуса (4) и фермы-консоли (3).
Как показано на фиг. 2 и 3, рёбра (33) барабана (31), нагреваясь под действием теплового излучения, передают тепловую нагрузку обечайке (32) барабана (31), которая передаёт тепловую энергию, полученную от рёбер (33) барабана (31) и непосредственно со стороны зеркала расплава, охлаждающей воде. Элементы (36) натяжения, расположенные между рёбрами (33) барабана (31), обеспечивают экранирование обечайки (32) барабана (31) от воздействия теплового излучения, перераспределяя его за счёт вторичного переизлучения на рёбра (33) и обечайку (32) барабана (31), тем самым, снижая локальные максимальные тепловые нагрузки на обечайку (32) барабана (31), связанные с пространственной неравномерностью теплового излучения со стороны зеркала расплава и с аксиальной неравномерностью охлаждения обечайки (32) барабана (31) при различном положении уровня воды, охлаждающей корпус (4).
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) 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 (И) не разрушается, охлаждаясь водой или пароводяной смесью 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 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, что возможно только в небольшой промежуток времени при практическом отсутствии воды на поверхности шлаковой шапки, закрывающей поверхность тонкой корки над зеркалом расплава, в самом начале водяного охлаждения зеркала расплава. В этих условиях, вся вода, поступающая 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).
Для того, чтобы защитить мембрану (11) от разрушения при подъёме давления внутри корпуса (4) используются внешние и внутренние бандажные пластины (18), (19), установленные с внешней и внутренней стороны мембраны (11), обеспечивающие фиксированное изменение геометрических характеристик мембраны (11) в пределах внешнего и внутреннего страховочных бандажных зазоров (24), (25). В связи с тем, что ударная волна при подъёме давления относительно оси корпуса (4) распространяется неосесимметрично, то воздействие ударной волны на мембрану (11) 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 (И) с фиксированными внешним и внутренним страховочными зазорами (24), (25), что обеспечивает уменьшение амплитуды формоизменений мембраны (11) при движении ударной волны снизу вверх.
В это же время ударные нагрузки наряду с мембраной (11) воспринимает барабан (31), расположенный ниже мембраны (И). Ударная волна, распространяясь снизу вверх, воздействует в силу конструктивных особенностей барабана (31), главным образом, на его среднюю и верхнюю части. Барабан (31) выполнен в форме сложной регулярной структуры. Поверхности обечаек (32) и ребер (33) барабана (31) являются вертикальными и расположены перпендикулярно друг другу. Поверхности элементов (36) натяжения параллельны поверхностям обечаек (32) и ребер (33) барабана (11). Поверхности крышки (34), днища (35) и опорного фланца (37) барабана (11) перпендикулярны поверхностям обечаек (32), ребер (33) и элементов (36) натяжения. Такое расположение конструктивных элементов обеспечивает частичное поглощение в барабане (31) энергии ударной волны, а также частичное её отражение с целью обеспечить перераспределение поглощения энергии ударной волны между элементами барабана (31) и элементами фермы- консоли (3) и направляющей плиты (1). При воздействии неосесимметричной ударной волны в барабане (31) возникают радиально-азимутальные колебания обечайки (32) барабана (31), основная энергия которых гасится элементами (36) натяжения.
Ударная волна частично отражается от средней и верхней частей барабана (31) во внутреннюю часть корпуса (4), а частично расщепляется на несколько волн, двигающихся в различных направлениях и воздействующих на ферму-консоль (3) и направляющую плиту (1), что приводит к ослаблению воздействия ударной волны на мембрану (11). Воздействие ударной волны на горизонтально расположенные крышку (34) и опорный фланец (37) барабана (31) приводит к отражению ударной волны преимущественно вниз, в сторону тепловой защиты (6) фланца (5) корпуса (4), что также ослабляет воздействие ударной волны на мембрану (11). Для уменьшения воздействия ударной волны на зону крепления барабана (31) к фланцу (5) корпуса (4), то есть для защиты элементов (36) натяжения и фиксирующей обечайки (41) от разрушения, зона крепления барабана (31) к фланцу (5) бетонируется защитным бетоном (40), фиксирующим обечайку (41) и элементы (36) натяжения, как показано на фиг. 2.
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 (11) от движения внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19). Требование независимости движений связано со значительной разницей в жёсткости мембраны (И) и внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19), что обусловлено необходимостью защиты мембраны (11) от воздействия ударных волн. Практическая независимость движений достигается 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), как показано на фиг. 5 и 6.
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 мембраны (11) вверх при тепловых расширениях корпуса (4) за счёт скольжения внешних и внутренних бандажных пластин (18), (19) по нижнему фланцу (15) мембраны (11), как показано на фиг. 5 и 6.
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) мембраны (11) установлен на верхнем теплопроводящем элементе (16), закреплённым на ферме-консоли (3), с которой верхний фланец (14) мембраны (11) и верхний теплопроводящий элемент (16) образуют, своего рода, карман (23), обеспечивающий эффективный теплообмен с внешней средой (охлаждающей водой или пароводяной смесью). Карман (23), как показано на фиг. 5, для конвективного теплообмена необходим верхнему фланцу (14) мембраны (11) 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 мембраны с бандажными пластинами в составе системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора позволило обеспечить герметизацию корпуса от затопления водой, поступающей для охлаждения наружной поверхности корпуса, независимые радиально-азимутальные тепловые расширения фермы-консоли, независимые перемещения фермы-консоли и корпуса при сейсмических и ударных механических воздействиях на элементы оборудования системы локализации и охлаждения расплава, а применение барабана позволило обеспечить дополнительный отвод тепла и дополнительную защиту мембраны от воздействия ударных волн при повышении давления парогазовой смеси во внутреннем объёме корпуса, то есть повысить надёжность герметичного соединения корпуса с фермой-консолью, что, в совокупности, позволило повысить надежность системы в целом.
Источники информации:
1. Патент РФ № 2576517, 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 № 2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.

Claims

Формула изобретения
Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая направляющую плиту, ферму-консоль, корпус с наполнителем, предназначенный для приема и распределения расплава, фланец которого снабжен тепловой защитой, отличающаяся тем, что дополнительно содержит барабан, установленный на фланце корпуса, выполненный в форме обечайки с расположенными по её периметру усиливающими ребрами, опирающимися на крышку и днище, имеющий элементы натяжения, соединяющие барабан через приваренный к нему опорный фланец с фланцем корпуса, дистанцирующие элементы, установленные на верхней поверхности фланца корпуса, фиксирующую обечайку, закрепленную к верхней поверхности фланца корпуса и внешней поверхности барабана, пластину, соединяющую верхнюю поверхностью фланца корпуса и внутреннюю поверхность барабана, при этом пространство между платиной, фиксирующей обечайкой и тепловой защитой фланца корпуса заполнено защитным бетоном, мембрану выпуклой формы, верхний и нижний фланцы которой соединены с верхним и нижним теплопроводящими элементами, соединенными с фермой- консолью и барабаном, 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.
PCT/RU2021/000494 2020-11-10 2021-11-09 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора WO2022103303A1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US18/024,248 US20230268087A1 (en) 2020-11-10 2021-11-09 System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
CA3191251A CA3191251A1 (en) 2020-11-10 2021-11-09 Corium localizing and cooling system of a nuclear reactor
CN202180046789.2A CN115867987A (zh) 2020-11-10 2021-11-09 一种堆芯熔融物隔离与冷却系统
KR1020237007345A KR20230104855A (ko) 2020-11-10 2021-11-09 원자로 노심 용융물 억제와 냉각 시스템
JP2023512476A JP7506825B2 (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
EP21892434.8A EP4246534A4 (en) 2020-11-10 2021-11-09 SYSTEM FOR LOCALIZING AND COOLING THE MELTING MASS IN THE ACTIVE ZONE OF A NUCLEAR REACTOR
SA522441968A SA522441968B1 (ar) 2020-11-10 2022-12-29 نظام توطين وتبريد ذوبان قلب (مصهور المنطقة الفعالة) المفاعل النووي
ZA2023/00142A ZA202300142B (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
RU2020136898A RU2750204C1 (ru) 2020-11-10 2020-11-10 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2020136898 2020-11-10

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2022103303A1 true WO2022103303A1 (ru) 2022-05-19

Family

ID=76504725

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2021/000494 WO2022103303A1 (ru) 2020-11-10 2021-11-09 Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20230268087A1 (ru)
EP (1) EP4246534A4 (ru)
JP (1) JP7506825B2 (ru)
KR (1) KR20230104855A (ru)
CN (1) CN115867987A (ru)
CA (1) CA3191251A1 (ru)
RU (1) RU2750204C1 (ru)
SA (1) SA522441968B1 (ru)
WO (1) WO2022103303A1 (ru)
ZA (1) ZA202300142B (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2771264C1 (ru) * 2021-10-26 2022-04-29 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Ферма-консоль устройства локализации расплава

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4442065A (en) * 1980-12-01 1984-04-10 R & D Associates Retrofittable nuclear reactor core catcher
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
RU2253914C2 (ru) * 2003-08-18 2005-06-10 Хабенский Владимир Бенцианович Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
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
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.
RU2696619C1 (ru) * 2018-09-25 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
RU2700925C1 (ru) * 2018-09-25 2019-09-24 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105551540B (zh) * 2015-12-16 2019-12-13 中国核电工程有限公司 一种堆芯熔融物分组捕集容器
CN109273109B (zh) * 2018-11-13 2020-01-31 中国核动力研究设计院 一种熔融物安全壳滞留系统
RU2736545C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4442065A (en) * 1980-12-01 1984-04-10 R & D Associates Retrofittable nuclear reactor core catcher
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
RU2253914C2 (ru) * 2003-08-18 2005-06-10 Хабенский Владимир Бенцианович Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
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
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.
RU2696619C1 (ru) * 2018-09-25 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
RU2700925C1 (ru) * 2018-09-25 2019-09-24 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP4246534A4

Also Published As

Publication number Publication date
EP4246534A1 (en) 2023-09-20
KR20230104855A (ko) 2023-07-11
CN115867987A (zh) 2023-03-28
SA522441968B1 (ar) 2024-06-23
JP2023548268A (ja) 2023-11-16
JP7506825B2 (ja) 2024-06-26
ZA202300142B (en) 2023-09-27
US20230268087A1 (en) 2023-08-24
CA3191251A1 (en) 2022-05-19
RU2750204C1 (ru) 2021-06-24
EP4246534A4 (en) 2024-07-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4036688A (en) Apparatus for controlling molten core debris
RU2736545C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
US20210210226A1 (en) Device for Confining Nuclear Reactor Core Melt
US11688523B2 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor
RU2736544C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
WO2022103303A1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2749995C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044394B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2750230C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2742583C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EA044620B1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2771264C1 (ru) Ферма-консоль устройства локализации расплава
RU2758496C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2767599C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
US4666652A (en) Fast neutron nuclear reactor comprising a suspended sealing slab and main vessel
EA044696B1 (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

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: 21892434

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 140150140003007157

Country of ref document: IR

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112022027090

Country of ref document: BR

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2023512476

Country of ref document: JP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3191251

Country of ref document: CA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01E

Ref document number: 112022027090

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 870220123778 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: 2021892434

Country of ref document: EP

Effective date: 20230612

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112022027090

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20221230

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 522441968

Country of ref document: SA