RU2063071C1 - Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor - Google Patents

Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2063071C1
RU2063071C1 RU9494019833A RU94019833A RU2063071C1 RU 2063071 C1 RU2063071 C1 RU 2063071C1 RU 9494019833 A RU9494019833 A RU 9494019833A RU 94019833 A RU94019833 A RU 94019833A RU 2063071 C1 RU2063071 C1 RU 2063071C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat
channels
water
melt
reactor vessel
Prior art date
Application number
RU9494019833A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU94019833A (en
Inventor
В.А. Новоселов
Г.И. Бирюков
Е.И. Левин
А.М. Афров
М.П. Никитенко
Original Assignee
Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
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 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" filed Critical Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс"
Priority to RU9494019833A priority Critical patent/RU2063071C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2063071C1 publication Critical patent/RU2063071C1/en
Publication of RU94019833A publication Critical patent/RU94019833A/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: system has concrete cavity filled with water in case of accident. Cavity is provided with manhole and houses reactor vessel and bottom heat insulation placed under it to form, together with bottom, heat-transfer channels joined with uptake channels, central inlet channel, and side inlet channels connected to the latter. All of them, brought together, form circulating loop for cooling down core melt inside reactor vessel. Water is admitted through side inlet channels to central inlet channel wherefrom it is passed to cooling channels for cooling down core melt through reactor vessel bottom; steam-waver mixture produced in the process goes up via uptake channels above cavity water level wherein steam is separated. Water goes through manhole downwards to concrete cavity bottom. In case of reactor vessel disruption, melt is passed through central inlet channel to middle part of partition made of light-melting material. Heat bursts throw water out of side inlet channels and uptake channels. Melt destructs cords wherefrom shut-off valve plugs are suspended. Plugs go down and additional heat bursts crush them through their plugs, whereupon shut-off valves close and remaining water from side inlet channels will be expelled by steam through antishock channels. Middle part of partition melts and molten material is discharged to dry trap. Thermal dampers prevent thermal shock on accumulating container components. After intermediate accumulating thermal header is heated above initial temperature of heat pipes, melt heat is imparted to water in uptake section. Heat transfer is afforded by water (steam-water mixture) circulation over the following loop: manhole (downtake section), concrete cavity, clearance, uptake section, uptake pipes (uptake section). EFFECT: improved reliability of core melt cooline inside reactor vessel, eliminated contact between large mass of melt and water, that is, avoided release of large quantity of energy of steam of heavy-power steam burst. 6 cl, 7 dwg

Description

Изобретение относится к системам аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, установленного в бетонную шахту, а более конкретно к системам охлаждения активной зоны при тяжелой аварии, приводящей к разрушению активной зоны, ее расплавлению, выпадению расплава на днище корпуса реактора, удержанию расплава в корпусе реактора, и, в случае прорыва днища корпуса, удержанию и охлаждению расплава в сборном контейнере длительное время без выпадения расплава на дно бетонной шахты реактора. The invention relates to emergency cooling systems for the core of a water-water type nuclear reactor installed in a concrete shaft, and more particularly to cooling systems for a core during a severe accident leading to the destruction of the core, its melting, precipitation of the melt on the bottom of the reactor vessel, and retention of the melt in the vessel reactor, and, in case of breaking the bottom of the vessel, holding and cooling the melt in the collection container for a long time without falling out of the melt to the bottom of the concrete shaft of the reactor.

Известно техническое решение [1] в котором в бетонную шахту установлен корпус реактора. Между корпусом реактора и цилиндрической теплоизоляцией выполнен кольцевой зазор. Под днищем корпуса (с зазором) установлена теплоизоляция днища корпуса, имеющая в центре подводящий канал (отверстие). В бетонной шахте выполнены люк-лаз и подъемные каналы. При разрушении первого контура бетонная шахта заливается водой, и если произойдет разрушение активной зоны и ее расплавление, то расплав охлаждается в днище корпуса благодаря возникаемому контуру циркуляции: (опускной участок) люк-лаз, (подъемный участок) боковые подводящие каналы, центральный подводящий канал, охлаждающий канал между днищем корпуса и теплоизоляцией днища корпуса, кольцевой зазор, подъемные каналы. A technical solution is known [1] in which a reactor vessel is installed in a concrete shaft. An annular gap is made between the reactor vessel and the cylindrical thermal insulation. Under the bottom of the casing (with a gap), thermal insulation of the bottom of the casing is installed, which has a supply channel (hole) in the center. A concrete manhole has a manhole and lifting channels. When the primary circuit is destroyed, the concrete shaft is poured with water, and if the core is destroyed and melted, the melt is cooled in the bottom of the casing due to the circulation loop: (lowering section) manhole, (lifting section) side supply channels, central supply channel, cooling channel between the bottom of the housing and the insulation of the bottom of the housing, an annular gap, lifting channels.

Недостатком указанного технического решения является то, что в случае разрушения днища корпуса по каким-либо неучтенным причинам масса расплава 100-200 т с температурой 2200-2400oC, попадая в большой объем воды, произведет тепловой взрыв катастрофической мощности.The disadvantage of this technical solution is that in case of destruction of the bottom of the body for some unaccounted for reasons, the mass of the melt is 100-200 tons with a temperature of 2200-2400 o C, falling into a large volume of water will produce a thermal explosion of catastrophic power.

В техническом решении [2] (прототип) под корпусом реактора установлен для удержания расплава собирающий контейнер, образованный внешней стенкой, теплоизоляцией, промежуточным сборным тепловым коллектором, состоящим из гранул температуростойкого материала, высокотемпературная стенка, тепловые трубы проходят через теплоизоляцию, внешнюю стенку, бетонную шахту; их конденсаторы расположены в баках с водой, соединенной с атмосферой, а испарители тепловых труб расположены в промежуточном собирающем тепловом коллекторе. Тепло от расплава передается по тепловым трубам из промежуточного теплового коллектора к воде в баках за бетонную шахту. In the technical solution [2] (prototype), a collecting container formed by an external wall, heat insulation, an intermediate prefabricated heat collector consisting of granules of a heat-resistant material, a high-temperature wall, heat pipes pass through thermal insulation, an external wall, a concrete shaft is installed under the reactor vessel to hold the melt ; their condensers are located in tanks with water connected to the atmosphere, and the heat pipe evaporators are located in the intermediate collecting heat collector. Heat from the melt is transferred through heat pipes from the intermediate heat collector to the water in the tanks for the concrete shaft.

Недостатком указанного технического решения является то, что нет попытки удержать расплав внутри корпуса реактора и он обречен разрушиться от высокой температуры, а расплав должен вытечь в собирающий контейнер, т.е. бетонная шахта должна быть сухой. Если шахта будет заполнена водой, то при контакте больших объемов воды с большим объемом расплава произойдет тепловой взрыв с выделением энергии, достаточной для выброса корпуса реактора. The disadvantage of this technical solution is that there is no attempt to hold the melt inside the reactor vessel and it is doomed to collapse from high temperature, and the melt must flow into a collecting container, i.e. The concrete shaft must be dry. If the mine is filled with water, then when large volumes of water come in contact with a large volume of melt, a thermal explosion will occur with the release of energy sufficient to eject the reactor vessel.

Еще один недостатком указанного технического решения является то, что тепловые трубы проходят через герметичную оболочку (общее их количество десять-тридцать тысяч штук для реактора 1000 МВт эл.), т.е. понижается безопасность АЭС из-за ненадежной герметичной оболочки. Another drawback of this technical solution is that the heat pipes pass through an airtight shell (the total number of them is ten to thirty thousand pieces for a reactor of 1000 MW el.), I.e. NPP safety is reduced due to unreliable airtight shell.

Техническим результатом настоящего изобретения является повышение безопасности путем удержания расплава в корпусе реактора, а в случае разрушения корпуса реактора путем исключения попадания расплава в большие массы воды за счет того, что внешняя стенка собирающего контейнера соединена с корпусом реактора, собирающий контейнер закрыт перегородкой, образующей с собирающим контейнером "сухую ловушку", днище и боковые стенки которой покрыты термодемпфером, который закрыт кожухом, термодемпфер выполнен из легкоплавкого материала, объем между гранулами в промежуточном сборном тепловом коллекторе наполнен легкоплавким материалом, на входах в боковых подводящих каналах установлены запирающие клапаны с защелками заглушек и подсоединены антиударные каналы, а средняя часть перегородки выполнена из легкоплавкого материала, при этом днище внешней стенки установлено с зазором в бетонной шахте, конденсаторы тепловых труб огорожены выгородкой, образующей совместно с боковой частью внешней стенки подъемный участок, к которому подсоединены подъемные трубы, образующие в совокупности с люк-лазом контур охлаждения. The technical result of the present invention is to increase safety by retaining the melt in the reactor vessel, and in case of destruction of the reactor vessel by preventing melt from entering large masses of water due to the fact that the outer wall of the collecting container is connected to the reactor vessel, the collecting container is closed by a partition forming with the collecting a dry trap container, the bottom and side walls of which are covered with a thermal damper, which is closed by a casing, a thermal damper made of fusible material, volume Between the granules in the intermediate prefabricated heat collector is filled with fusible material, at the entrances in the side supply channels are installed shut-off valves with latches of plugs and shockproof channels are connected, and the middle part of the partition is made of fusible material, while the bottom of the outer wall is installed with a gap in the concrete shaft, condensers heat pipes are fenced, forming, together with the side of the outer wall, a lifting section to which the lifting pipes are connected, forming a scoop with a hatchway cooling circuit.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан продольный разрез бетонной шахты реактора с установленным в ней корпусом реактора, под которым установлен собирающий контейнер; на фиг. 2 собирающий контейнер, залитый расплавом активной зоны и части внутрикорпусных устройств при ее полном расплаве, а также показано днище реактора, залитое тем же объемом расплава; на фиг.3 разрез А-А (фиг.2); на фиг.4 узел I (фиг.2); на фиг.5 узел II (фиг. 1) с расположенными в "сухой ловушке" вертикальными и горизонтальными антиударными перегородками; на фиг.6 узел III (фиг.1); на фиг.7 узел IV (фиг. 1). The invention is illustrated by drawings, in which Fig. 1 shows a longitudinal section of a concrete reactor shaft with a reactor vessel installed in it, under which a collecting container is installed; in FIG. 2 a collecting container filled with a melt of the core and part of the internals with its full melt, and also shows the bottom of the reactor, filled with the same volume of the melt; figure 3 section aa (figure 2); in Fig.4 node I (Fig.2); in Fig.5 node II (Fig. 1) with vertical and horizontal shockproof partitions located in a "dry trap"; in Fig.6 node III (Fig.1); in Fig.7 node IV (Fig. 1).

Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении включает в себя бетонную шахту 1, заливаемую водой при аварии, сопровождаемой разгерметизацией ядерного реактора. В бетонной шахте 1 выполнен люк-лаз 2 и установлена цилиндрическая теплоизоляция 3, внутри которой установлен корпус 4 реактора, между которыми выполнен кольцевой зазор 5. Под днищем корпуса 4 реактора установлена теплоизоляция 6 днища корпуса с центральным подводящим каналом 7. The system of emergency cooling of the active zone of a nuclear reactor during its destruction includes a concrete mine 1, flooded with water during an accident, accompanied by depressurization of the nuclear reactor. In the concrete shaft 1, a manhole 2 is made and a cylindrical thermal insulation 3 is installed, inside which a reactor vessel 4 is installed, an annular gap 5 is made between them. Underneath the reactor vessel 4, thermal insulation 6 of the vessel bottom with a central supply channel 7 is installed.

Теплоизоляция 6 днища корпуса выполнена из прочного термостойкого материала, например диоксидициркониевого гидротационного твердения бетона высшей огнеупорности. Thermal insulation 6 of the bottom of the body is made of durable heat-resistant material, for example, dioxidirconium hydration hardening concrete of higher refractoriness.

Между теплоизоляцией 6 днища корпуса и днищем корпуса 4 выполнены охлаждающие каналы 8, к которым примыкают подъемные каналы 9, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 выше уровня ее залива, к центральному подводящему каналу 7 подведены боковые подводящие каналы 10. Between the heat insulation 6 of the bottom of the body and the bottom of the body 4, cooling channels 8 are made, to which the lifting channels 9 are connected, extending into the upper part of the concrete shaft 1 above the level of its bay, and the side supply channels 10 are connected to the central supply channel 7.

Под теплоизоляцией 6 днища корпуса установлен собирающий контейнер 11, образованный внешней стенкой 12, состоящей из боковой части 13 и днища 14. Боковая часть 13 и днище 14 изнутри облицованы теплоизоляцией 15, например высокоглиноземистым бетоном высокой огнеупорности, закрытой кожухом 16, к которому примыкает промежуточный сборный тепловой коллектор 17, состоящий из гранул температуростойкого материала, например Al2O3 или графита, покрытого двуокисью циркония.Under the thermal insulation 6 of the bottom of the case, a collecting container 11 is formed, formed by an external wall 12 consisting of a side part 13 and a bottom 14. The side part 13 and the bottom 14 are internally lined with thermal insulation 15, for example, high-alumina concrete of high refractoriness, closed by a casing 16, to which an intermediate precast is adjacent thermal collector 17, consisting of granules of a heat-resistant material, for example Al 2 O 3 or graphite coated with zirconium dioxide.

Промежутки между гранулами температуростойкого материала заполнены легкоплавким материалом, например эвтектикой AlSi или AlCa, имеющими температуру плавления 500-700oC.The gaps between the granules of the heat-resistant material are filled with fusible material, for example, eutectics AlSi or AlCa, having a melting point of 500-700 o C.

Сбоку изнутри к промежуточному сборному тепловому коллектору 17 примыкает высокотемпературная стенка 18, состоящая из теплопроводной стенки 19, состоящей, например, из графитовых блоков, покрытых двуокисью циркония, и стенки 20 из тугоплавкого металла, например молибдена. Донная часть промежуточного сборного теплового коллектора покрыта донной засыпкой, состоящей из распределительного слоя 21, состоящего из частиц размером 10-20 мм ThO2 или UO2, капиллярного слоя 22, состоящего из частиц размером 1-1,3 мм ThO2 или UO2, теплостойкого изолирующего слоя 23, выполненного, например, из диоксидциркониевого гидрационного твердения бетона высшей огнеупорности.From the inside, to the side of the intermediate heat collector 17 is adjacent a high-temperature wall 18, consisting of a heat-conducting wall 19, consisting, for example, of graphite blocks coated with zirconium dioxide, and a wall 20 of refractory metal, for example molybdenum. The bottom of the intermediate prefabricated heat collector is covered with a bottom bed consisting of a distribution layer 21 consisting of particles of 10-20 mm ThO 2 or UO 2 , a capillary layer 22, consisting of particles of 1-1.3 mm ThO 2 or UO 2 , heat-resistant insulating layer 23, made, for example, of zirconia hydration hardening concrete of higher refractoriness.

На внешней стенке 12 установлены тепловые трубы 24, испарители 25 которых расположены в промежуточном сборном тепловом коллекторе 17, а конденсаторы 26 за внешней стенкой. Heat pipes 24 are installed on the outer wall 12, the evaporators 25 of which are located in the intermediate prefabricated heat collector 17, and the condensers 26 are behind the outer wall.

Внешняя стенка 12 соединена с корпусом 4 реактора. Сверху собирающий контейнер 11 закрыт перегородкой 27; образующие в совокупности "сухую ловушку" 28. Днище и боковые стенки "сухой ловушки" покрыты термодемпфером 29, выполненным из легкоплавкого материала, например эвтектика AlSi или AlCa, имеющим температуру плавления 500-700oC. Термодемпфер закрыт кожухом 30. На входах в боковых подводящих каналах 10 установлены запирающие клапаны 31, внутри которых установлены защелки 32 заглушек и заглушки 33.The outer wall 12 is connected to the reactor vessel 4. On top of the collecting container 11 is closed by a partition 27; collectively forming a “dry trap” 28. The bottom and side walls of the “dry trap” are covered with a thermal damper 29 made of a fusible material, for example, an AlSi or AlCa eutectic having a melting point of 500-700 o C. The thermal damper is closed by a casing 30. At the entrances to the side inlet channels 10 are installed shutoff valves 31, inside of which latches 32 of plugs and plugs 33 are installed.

К запирающим клапанам 31 подсоединены антиударные каналы 34, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 выше уровня ее залива водой. To the shutoff valves 31 are connected shockproof channels 34, extending into the upper part of the concrete shaft 1 above the level of its flood water.

Средняя часть 35 перегородки 27 выполнена из легкоплавкого материала, например Аl. Днище 14 внешней стенки 12 установлено в бетонной шахте 1 с зазором 36. Конденсаторы 26 тепловых труб 24 огорожены выгородкой 37, образующей совместно с боковой частью 13 внешней стенки 12 подъемный участок 38, к верхней части которого подсоединены подъемные трубы 39, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 ниже уровня ее залива водой и которые в совокупности с подъемным участком и люк-лазом образуют контур охлаждения "сухой ловушки". The middle part 35 of the partition 27 is made of fusible material, for example Al. The bottom 14 of the outer wall 12 is installed in the concrete shaft 1 with a gap 36. The condensers 26 of the heat pipes 24 are enclosed by a partition 37, which together with the lateral part 13 of the outer wall 12 forms a lifting section 38, to the upper part of which the lifting pipes 39 are connected to the upper part of the concrete mine 1 below the level of its gulf with water and which, together with the lifting section and the manhole, form the cooling circuit of the "dry trap".

Перегородка 27 выполнена в виде пространственной кольцевой фермы, образованной нижним листом 40, верхним листом 41, соединенными ребрами жесткости 42, между которыми расположены боковые подводящие каналы 10. The partition 27 is made in the form of a spatial annular truss formed by the bottom sheet 40, the top sheet 41, connected by stiffeners 42, between which are located the lateral feed channels 10.

Внутри пространственной кольцевой фермы у нижнего листа 40 и верхнего листа 41 установлены кожуха 43, образующие совместно с ними охлаждающий канал 44, соединенный нижней частью отверстиями 45 с объемом бетонной шахты 1, а верхней частью охлаждающий канал 44 соединен с отводящими трубами 46, выходящими в верхнюю часть бетонной шахты 1 ниже уровня ее залива водой, и которые в совокупности с охлаждающим каналом 44 и люк-лазом 2 образуют контур охлаждения пространственной кольцевой фермы. Inside the spatial annular truss at the bottom sheet 40 and the top sheet 41, a casing 43 is installed, forming together with them a cooling channel 44 connected by a lower part with openings 45 to the volume of the concrete shaft 1, and the upper part of the cooling channel 44 is connected to the discharge pipes 46 leading to the upper part of the concrete shaft 1 below the level of its flood with water, and which together with the cooling channel 44 and the manhole 2 form the cooling circuit of the spatial annular truss.

Верхняя часть 47 и центральная часть 48 пространственной кольцевой фермы под теплоизоляцией 6 днища корпуса выполнены из термостойких материалов. The upper part 47 and the central part 48 of the spatial annular truss under heat insulation 6 of the bottom of the housing are made of heat-resistant materials.

"Сухая ловушка" 28 разделена вертикальными 49 и горизонтальными 50 антиударными перегородками. В изображенном варианте они выполнены в виде дырчатых листов. The "dry trap" 28 is divided by vertical 49 and horizontal 50 shockproof partitions. In the depicted embodiment, they are made in the form of perforated sheets.

К верхней части "сухой ловушки" 28 подсоединены пароотводящие трубы 51, выходящие выше уровня залива бетонной шахты 1. В представленном варианте они выполнены за крайней вертикальной антиударной перегородкой 49. Steam exhaust pipes 51 are connected to the upper part of the “dry trap” 28, extending above the level of the concrete mine bay 1. In the presented embodiment, they are made behind an extreme vertical anti-shock partition 49.

В запирающем клапане 31 заглушка 33 подвешена на шнуре 52, проходящем по направляющей трубе 53, установленной в подводящем боковом канале 10. Шнур 52 проходит через центральный подводящий канал 7 к диаметрально расположенному клапану и к его другому концу подвешена заглушка 33 соответствующего запирающего клапана. In the shutoff valve 31, the plug 33 is suspended on a cord 52 extending along a guide pipe 53 mounted in the inlet side channel 10. The cord 52 passes through the central inlet channel 7 to the diametrically located valve and the plug 33 of the corresponding shutoff valve is suspended from its other end.

На входе запирающего клапана 31 на осях 54 установлены поворотные заслонки 55 с поплавками 56. At the input of the locking valve 31 on the axes 54 are installed rotary shutter 55 with floats 56.

В нижней части цилиндрической теплоизоляции 3 на осях 57 установлены поворотные теплоизолирующие заслонки 58 с поплавками 59. In the lower part of the cylindrical thermal insulation 3 on the axes 57, rotary heat-insulating shutters 58 with floats 59 are installed.

Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении работает следующим образом. The emergency cooling system of the active zone of a nuclear reactor during its destruction works as follows.

В рассматриваемой маловероятной аварии происходит разрушение активной зоны ядерного реактора, ее расплавление и выпадение на днище корпуса 4 реактора. In the considered unlikely accident, the core of the nuclear reactor is destroyed, melts and falls on the bottom of the reactor vessel 4.

При этой аварии, естественно, включены системы аварийного залива активной зоны, и вода через разрывы в первом контуре заливает бетонную шахту 1. Поплавки 56 всплывают и поворачивают заслонку 55 на осях 54, открывая входы на запирающих клапанах 31, образуется замкнутый контур циркуляции в бетонной шахте 1: люк-лаз 2 (опускной канал) запирающие клапаны 31 боковые подводящие каналы 10 центральный подводящий канал 7 охлаждающий канал 8 - подъемные каналы 9. In this accident, naturally, emergency core flooding systems are turned on, and water through the gaps in the primary circuit fills the concrete shaft 1. Floats 56 float and rotate the valve 55 on the axes 54, opening the inputs on the shut-off valves 31, a closed circulation loop forms in the concrete shaft 1: manhole 2 (lowering channel) locking valves 31 lateral supply channels 10 central supply channel 7 cooling channel 8 - lifting channels 9.

По этому контуру циркуляции возникает поток циркуляции воды и пароводяной смеси по охлаждающим 8 и подъемным 9 каналам, происходит отвод тепла от расплава активной зоны через днище корпуса реактора по известной теплогидродинамической схеме. Кроме того, после залива бетонной шахты водой образуется параллельный контур циркуляции. A circulation of water and steam-water mixture along cooling 8 and lifting 9 channels occurs along this circulation loop, heat is removed from the core melt through the bottom of the reactor vessel according to the well-known thermo-hydrodynamic scheme. In addition, after filling the concrete shaft with water, a parallel circulation loop is formed.

Поплавки 59 всплывают и поворачивают теплоизолирующие заслонки 58 на осях 57. Контур циркуляции: кольцевой зазор 5 (подъемный участок) люк-лаз 2 (опускной участок) бетонная шахта 1 открытые люки в цилиндрической тепловой изоляции 3 при повернутых теплоизолирующих заслонках 58. Происходит отвод тепла от расплава активной зоны через цилиндрическую часть корпуса 4 реактора по известной теплогидравлической схеме. The floats 59 float and rotate the heat-insulating flaps 58 on the axes 57. Circulation circuit: annular gap 5 (lifting section) hatch-manhole 2 (lower section) concrete shaft 1 open hatches in cylindrical thermal insulation 3 when heat-insulating flaps 58 are turned. Heat is removed from core melt through the cylindrical part of the reactor vessel 4 according to the well-known thermo-hydraulic circuit.

Расчетные оценки показывают, что расплав активной зоны можно удержать внутри корпуса 4 реактора при протекании аварии по "спокойному" сценарию. Однако авария может протекать по сценарию с паровыми взрывами на поверхности расплава, разъеданием металла корпуса 4 реактора расплавом, и днище корпуса 4 реактора может быть разрушено в нижней части корпуса, наиболее длительно подвергавшейся действию расплава. Estimates show that the core melt can be held inside the reactor vessel 4 during an accident in the “calm” scenario. However, the accident can proceed according to the scenario with steam explosions on the surface of the melt, corroding of the metal of the reactor vessel 4 by the melt, and the bottom of the reactor vessel 4 can be destroyed in the lower part of the vessel, which was exposed to the melt for the longest time.

В этом случае струя расплава может попасть сразу в центральный подводящий канал 7, на теплоизоляцию 6 днища корпуса или на центральную часть 48 пространственной кольцевой фермы, но в любом случае расплав попадает на среднюю часть 35 перегородки 27, выполненную из легкоплавкого материала, например Al. In this case, the melt stream can directly enter the central supply channel 7, to the heat insulation 6 of the bottom of the body or to the central part 48 of the spatial annular truss, but in any case, the melt enters the middle part 35 of the partition 27 made of fusible material, for example Al.

При контакте расплава с холодной водой возникнут паровые взрывы. Однако взрывы не будут носить катастрофического характера, т.к. поверхность контакта расплава с водой будет невысокой (максимальная высота столба воды не более 0,5 м). Опыты показали, что при такой высоте столбы взрыва не происходит, кроме того опыты показали, что взрыва не происходит при попадании расплава в пароводяную смесь за счет демпфирующего и экранирующего действия паровых пузырей взрывной волны. Однако повышение давления воды у расплава, естественно, будет. Upon contact of the melt with cold water, steam explosions will occur. However, the explosions will not be catastrophic in nature, because the contact surface of the melt with water will be low (the maximum height of the water column is not more than 0.5 m). The experiments showed that at such a height the columns of the explosion do not occur, in addition, the experiments showed that the explosion does not occur when the melt enters the steam-water mixture due to the damping and shielding effect of the steam bubbles of the blast wave. However, an increase in water pressure at the melt will naturally occur.

Повышенное давление будет выталкивать воду в радиальном направлении от центра в боковых подводящих каналах 10, будет выталкиваться пароводяная смесь по охлаждающему каналу 8 и подъемным каналам 9 выше уровня залива бетонной шахты 1. В этом процессе шнуры 52, проходящие через центральный подводящий канал 7 у средней части 35 перегородки 27, разрушатся под действием высокой температуры расплава активной зоны. После пережога шнуров 52 заглушки 33 запирающих клапанов 31 опустятся вниз, закрыв вход в запирающие клапаны 31. При очередном фронте ударной волны заглушки отожмут защелки 32 и будут зафиксированы ими. Оставшаяся вода в боковых подводящих каналах 10 будет вытолкнута по антиударным каналам 34 выше уровня залива в бетонной шахте 1. The increased pressure will push the water radially from the center in the lateral supply channels 10, the steam-water mixture will be pushed through the cooling channel 8 and the lifting channels 9 above the level of the concrete shaft 1. In this process, the cords 52 passing through the central supply channel 7 at the middle part 35 of the partition 27, will be destroyed by the high temperature of the core melt. After burning the cords 52, the plugs 33 of the locking valves 31 will go down, closing the entrance to the locking valves 31. At the next front of the shock wave, the plugs will release the latches 32 and be fixed by them. The remaining water in the side supply channels 10 will be pushed through the shockproof channels 34 above the level of the bay in the concrete shaft 1.

Средняя часть 35 перегородки 27, выполненная из легкоплавкого материала, расплавится под действием расплава, и расплав сольется в "сухую ловушку" 28, и струя расплава из корпуса 4 реактора будет литься непосредственно в "сухую ловушку" 28. The middle part 35 of the partition 27, made of fusible material, will melt under the influence of the melt, and the melt will merge into a "dry trap" 28, and the melt stream from the reactor vessel 4 will be poured directly into the "dry trap" 28.

Часть воды, оставшейся в боковых подводящих каналах 10, антиударных каналах 34, подъемных каналах 9, может попасть в "сухую ловушку" 28, и ее испарение может носить взрывной характер (но не катастрофический взрыв). Взрывная волна, пройдя через вертикальные 49 и горизонтальные 50 антиударные перегородки, перестает носить характер ударной волны. Энергия ударной волны преобразуется в статическое давление пара, который по пароотводящим трубам 51 будет уходить выше уровня залива бетонной шахты. Часть образовавшегося пара будет уходить по боковым подводящим каналам 10, антиударным каналам 34, охлаждающим каналам 8, подъемным каналам 9, окончательно осушая их. Part of the water remaining in the lateral supply channels 10, shockproof channels 34, and lift channels 9 can fall into the “dry trap” 28, and its evaporation can be explosive (but not a catastrophic explosion). The blast wave, passing through vertical 49 and horizontal 50 shockproof partitions, ceases to be in the nature of a shock wave. The energy of the shock wave is converted to static vapor pressure, which through steam pipes 51 will go above the level of the gulf of the concrete mine. Part of the generated steam will go along the lateral supply channels 10, shockproof channels 34, cooling channels 8, lifting channels 9, finally draining them.

Расплав активной зоны, попадая в "сухую ловушку" 28, поднимает свой уровень в ней, контача первоначально с кожухом 30, и нагревая его, передает тепловую энергию термодемпферу 29, остывая при этом. The core melt, falling into the "dry trap" 28, raises its level in it, contacting initially with the casing 30, and heating it, transfers heat energy to the thermal damper 29, while cooling.

Тепловая энергия расплава передается к боковой части 13 и днищу 14 внешней стенки 12, термодемпфер 29 смягчает термоудар в конструктивных узлах собирающего контейнера 11. Разогревается боковая высокотемпературная стенка 18, распределительный слой 21, капиллярный слой 22, изолирующий слой 23. The thermal energy of the melt is transferred to the side part 13 and the bottom 14 of the outer wall 12, the thermal damper 29 softens the thermal shock in the structural units of the collecting container 11. The lateral high-temperature wall 18, the distribution layer 21, the capillary layer 22, the insulating layer 23 are heated.

Промежутки между частицами из ThO2 или UO2 распределительного слоя 21 будут залиты расплавленным легкоплавким материалом термодемпфера из AlSi или AlCa, увеличивая при этом теплопроводность распределительного слоя.The gaps between the particles of ThO 2 or UO 2 of the distribution layer 21 will be filled with molten fusible material of the thermal damper from AlSi or AlCa, while increasing the thermal conductivity of the distribution layer.

После разогрева промежуточного сборного теплового коллектора 17 выше температуры плавления легкоплавкого материала он плавится, и начинается теплообмен между ним и водой в подъемном участке 38 посредством тепловых труб 24, рабочий интервал которых равен 700-1200oC, а суммарная мощность равна величине остаточного тепловыделения продуктов распада в активной зоне после 3 ч остановки цепной реакции.After heating the intermediate prefabricated heat collector 17 above the melting temperature of the fusible material, it melts and heat exchange begins between it and the water in the lifting section 38 by means of heat pipes 24, the working interval of which is 700-1200 o C, and the total power is equal to the amount of residual heat release of decay products in the active zone after 3 hours of stopping the chain reaction.

Распределительный слой 21 и капиллярный слой 22 выполнены из материала, плотность которого выше плотности расплава, и материал не будет всплывать в нем. Крупные частицы распределительного слоя 21 защищают капиллярный слой 22 от размывания конвективными токами расплава. The distribution layer 21 and the capillary layer 22 are made of a material whose density is higher than the density of the melt, and the material will not float in it. Large particles of the distribution layer 21 protect the capillary layer 22 from erosion by convective melt currents.

Силы поверхностного натяжения в капиллярном слое 22 препятствуют проникновению расплава ниже капиллярного слоя 22. Так как при этом происходит интенсивный отвод тепла через донную часть промежуточного сборного теплового коллектора, то расплав между частицами распределительного слоя 21 и капиллярного слоя 22 будет остывать и достигает температуры кристаллизации UO2, после чего он начнет оседать на уже имеющихся частицах этого материала (или ThO2) в донной засыпке. Будет формироваться монолитный слой из тугоплавкого UO2. Аналогичный процесс формирования слоя из UO2 будет на теплопроводной стенке 19.The surface tension forces in the capillary layer 22 prevent the penetration of the melt below the capillary layer 22. Since this involves intense heat removal through the bottom of the intermediate prefabricated heat collector, the melt between the particles of the distribution layer 21 and the capillary layer 22 will cool down and reach the crystallization temperature UO 2 then it will begin to settle on the already existing particles of this material (or ThO 2 ) in the bottom bed. A monolithic layer of refractory UO 2 will be formed. A similar process of forming a layer of UO 2 will be on the heat-conducting wall 19.

Расплав проникает в щели между блоками теплопроводной стенки 19, остывает, и UO2 кристаллизуется и заполняет щели между блоками. Кроме того, UO2 будет кристаллизоваться на самой теплопроводной стенке 19. Этот процесс хорошо описан в литературе по литейному делу, литературе по кристаллизации в растворах. Материал термодемпфера после расплавления имеет плотность намного ниже плотности расплава, поэтому основная его масса всплывает, образуя слой, аналогичный слою шлака в металлургических и сварочных процессах. Таким образом, вылившийся из корпуса 4 реактора расплав в "сухой ловушке" 28 через определенное время образует форму из UO2 по бокам и в данной части закрытую сверху "шлаком" из материала термодемпфера.The melt penetrates into the gaps between the blocks of the heat-conducting wall 19, cools, and UO 2 crystallizes and fills the gaps between the blocks. In addition, UO 2 will crystallize on the very heat-conducting wall 19. This process is well described in the literature on foundry, literature on crystallization in solutions. After melting, the material of the thermal damper has a density much lower than the density of the melt; therefore, its bulk floats, forming a layer similar to the slag layer in metallurgical and welding processes. Thus, the melt spilled from the reactor vessel 4 in a “dry trap” 28 after a certain time forms a UO 2 form on the sides and in this part is closed from above with “slag” from the material of the thermal damper.

Теплоотвод от расплава происходит посредством тепловых труб 24. После прогрева теплоизоляции 15 теплоотвод в воде будет происходить и через боковую часть 13 и днище 14. Изолирующий слой 23 служит для того, чтобы капиллярный слой 22 и распределительный слой 21 не "утонули" в жидкой составляющей промежуточного сборного теплового коллектора 17 (в данной его части). Heat dissipation from the melt occurs through heat pipes 24. After heating the thermal insulation 15, heat dissipation in water will occur through the side part 13 and the bottom 14. The insulating layer 23 is used so that the capillary layer 22 and the distribution layer 21 do not "sink" in the liquid component of the intermediate prefabricated heat collector 17 (in this part).

За счет радиационной теплопередачи от расплава будет передаваться тепло пространственной кольцевой ферме. Отвод переданного тепла происходит посредством контура циркуляции, образованного из люк-лаза 2 (отпускной участок) отверстия 45 охлаждающего канала 44 отводящих труб 46. Вода поступает в отверстия 45, проходит по охлаждающему каналу 44, отводит тепло от нижнего листа 40, обращенного к расплаву в "сухой ловушке" 28, проходит по охлаждающему каналу 44, обращенному к верхнему листу 41, далее пароводяная смесь уходит по отводящим трубам 46. Due to radiation heat transfer from the melt, heat will be transferred to the spatial annular truss. The transferred heat is removed through a circulation loop formed from the manhole 2 (tempering section) of the hole 45 of the cooling channel 44 of the exhaust pipes 46. Water enters the holes 45, passes through the cooling channel 44, removes heat from the bottom sheet 40 facing the melt in "dry trap" 28, passes through the cooling channel 44, facing the upper sheet 41, then the steam-water mixture leaves through the outlet pipes 46.

Все конструктивные элементы собирающего контейнера 11 защищены от непосредственного воздействия расплава активной зоны, прогреваются без термоударов, имеют интенсивный отвод тепла благодаря организованным контурам циркуляции, гидродинамика и теплоотвод которых хорошо изучены. Отвод тепла от расплава активной зоны производится с помощью тепловых труб 24, хорошо изученных в настоящее время. All structural elements of the collecting container 11 are protected from the direct influence of the core melt, warm up without thermal shock, and have intensive heat dissipation due to organized circulation loops, the hydrodynamics and heat dissipation of which are well studied. Heat is removed from the core melt by means of heat pipes 24, which are well studied at present.

Таким образом, неизученный процесс поведения расплава активной зоны благодаря настоящему изобретению сводится к процессам, хорошо изученным, поддающимся расчетам, и устройство в целом выполнено из материалов, освоенных в атомной энергетике и МГД генераторах (высокотемпературные бетоны). Thus, the unexplored process of behavior of the core melt due to the present invention is reduced to processes well studied, amenable to calculations, and the device as a whole is made of materials mastered in nuclear energy and MHD generators (high-temperature concretes).

Данное изобретение позволяет повысить безопасность АЭС в маловероятном случае разрушения и расплавления активной зоны ядерного реактора благодаря тому, что авария не развивается в катастрофический процесс теплового взрыва, выброса радиоактивности в окружающей среду. АЭС после такой аварии, естественно, к эксплуатации будет непригодна, тем не менее авария будет управляема. После распада основной массы радиоактивных осколков расплав затвердеет, через продолжительное время остынет и его можно будет захоронить или непосредственно в бетонной шахте, или после разделки захоронить в специальном хранилище. ЫЫЫ2 ЫЫЫ4 ЫЫЫ6 This invention improves the safety of nuclear power plants in the unlikely event of the destruction and melting of the active zone of a nuclear reactor due to the fact that the accident does not develop into a catastrophic process of thermal explosion, the release of radioactivity into the environment. After such an accident, the NPP will naturally be unsuitable for operation, nevertheless, the accident will be manageable. After the decay of the bulk of the radioactive fragments, the melt solidifies, after a long time it cools down and can be buried either directly in a concrete mine, or after cutting, bury in a special storage. YYY2 YYY4 YYY6

Claims (6)

1. Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении, включающая в себя заливаемую водой при аварии бетонную шахту с люком-лазом, цилиндрическую теплоизоляцию, корпус реактора, кольцевой зазор между корпусом реактора и цилиндрической теплоизоляцией, теплоизоляцию днища корпуса с центральным подводящим каналом в ней, охлаждающие каналы между днищем корпуса и теплоизоляцией днища корпуса, подъемные каналы, боковые подводящие каналы, собирающий контейнер под теплоизоляцией днища корпуса, включающий в себя внешнюю стенку, состоящую из боковой части и днища, теплоизоляцию, закрытую кожухом, промежуточный сборный тепловой коллектор, состоящий из гранул температуростойкого материала, боковую высокотемпературную стенку, состоящую из теплопроводной стенки и стенки из тугоплавкого металла, донную засыпку, состоящую из распределительного слоя, капиллярного слоя, состоящих из двуокиси урана или тория и температуростойкого изолирующего слоя, тепловые трубы, испарители которых расположены в промежуточном сборном тепловом коллекторе, а конденсаторы за внешней стенкой, отличающаяся тем, что внешняя стенка соединена с корпусом реактора, собирающий контейнер закрыт перегородкой, образующей в совокупности с собирающим контейнером "сухую ловушку", днище и боковые стенки которой покрыты термодемпфером, выполненным из закрытого кожухом легкоплавкого материала, объем между гранулами в промежуточном сборном тепловом коллекторе заполнен легкоплавким материалом, на входах в боковых подводящих каналах установлены запирающие клапаны с защелками заглушек и подсоединены антиударные каналы, при этом средняя часть перегородки выполнена из легкоплавкого материала, днище внешней стенки установлено с зазором в бетонной шахте, конденсаторы тепловых труб огорожены выгородкой, образующей совместно с боковой частью внешней стенки подъемный участок, к которому подсоединены подъемные трубы, образующие в совокупности с люком-лазом контур охлаждения "сухой ловушки". 1. The emergency cooling system of the core of a nuclear reactor during its destruction, including a concrete shaft filled with water during an accident with a manhole, cylindrical thermal insulation, reactor vessel, annular gap between the reactor vessel and cylindrical insulation, thermal insulation of the bottom of the vessel with a central supply channel to cooling channels between the bottom of the case and the insulation of the bottom of the case, lifting channels, side supply channels, a collecting container under the insulation of the bottom of the case, including an external wall consisting of a side part and a bottom, thermal insulation covered by a casing, an intermediate prefabricated heat collector consisting of granules of a heat-resistant material, a high-temperature side wall consisting of a heat-conducting wall and a wall of refractory metal, a backfill consisting of a distribution layer, a capillary layer consisting of uranium or thorium dioxide and a heat-resistant insulating layer, heat pipes, the evaporators of which are located in the intermediate prefabricated heat collector, and condensate ry behind the outer wall, characterized in that the outer wall is connected to the reactor vessel, the collecting container is closed by a partition, which together with the collecting container forms a “dry trap”, the bottom and side walls of which are covered by a thermal damper made of a fusible material closed by a casing, the volume between the granules in the intermediate prefabricated heat collector is filled with fusible material, at the inlets in the side supply channels, shut-off valves with latch latches are installed and shockproof channels are connected s, while the middle part of the partition is made of fusible material, the bottom of the outer wall is installed with a gap in the concrete shaft, the heat pipe condensers are fenced, forming together with the side part of the outer wall a lifting section, to which the lifting pipes are connected, which together with the hatch Laz cooling circuit of the "dry trap". 2. Система по п. 1, отличающаяся тем, что перегородка выполнена в виде пространственной кольцевой фермы, образованной нижним и верхним листами, соединенными ребрами жесткости, между которыми расположены боковые подводящие каналы, изнутри пространственной кольцевой фермы у нижнего и верхнего листов установлены кожуха, образующие совместно с ними охлаждающий канал, соединенный нижней частью отверстиями с бетонной шахтой, а верхней частью с отводящими трубами, образующими в совокупности с люком-лазом контур охлаждения пространственной кольцевой фермы, при этом верхняя и центральная части пространственной кольцевой фермы выполнены из термостойких материалов. 2. The system according to p. 1, characterized in that the partition is made in the form of a spatial annular truss formed by lower and upper sheets connected by stiffeners, between which lateral feed channels are located, from the inside of the spatial annular truss at the lower and upper sheets a casing is installed, forming together with them a cooling channel connected by the lower part with openings to a concrete shaft, and by the upper part with discharge pipes, which together with a manhole, form a spatial cooling circuit egg truss, while the upper and central parts of the spatial annular truss are made of heat-resistant materials. 3. Система по п. 1, отличающаяся тем, что "сухая ловушка" разделена вертикальными и горизонтальными антиударными перегородками, к верхней части "сухой ловушки" подсоединены пароотводящие трубы. 3. The system according to claim 1, characterized in that the "dry trap" is separated by vertical and horizontal shockproof partitions, steam pipes are connected to the upper part of the "dry trap". 4. Система по п. 1, отличающаяся тем, что заглушка запирающего клапана подвешена на шнуре, проходящем по трубе через подводящий боковой канал и через центральный подводящий канал у средней части перегородки, при этом заглушки диаметрально расположенных запирающих клапанов подвешены к разным концам одного шнура. 4. The system according to claim 1, characterized in that the plug of the shutoff valve is suspended on a cord passing through the pipe through the supply side channel and through the central supply channel at the middle part of the partition, while plugs of diametrically located shut-off valves are suspended at different ends of one cord. 5. Система по пп. 1 и 4, отличающаяся тем, что на входе в запирающие клапаны установлены поворотные на осях заслонки с наплавками. 5. The system of claims. 1 and 4, characterized in that at the entrance to the locking valves mounted rotary on the axes of the damper with surfacing. 6. Система по п. 1, отличающаяся тем, что в нижней части цилиндрической тепловой изоляции, примыкающей к перегородке, установлены поворотные на осях теплоизолирующие заслонки с поплавками. 6. The system according to p. 1, characterized in that in the lower part of the cylindrical thermal insulation adjacent to the partition, rotary axial heat-insulating shutters with floats are installed.
RU9494019833A 1994-05-30 1994-05-30 Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor RU2063071C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494019833A RU2063071C1 (en) 1994-05-30 1994-05-30 Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494019833A RU2063071C1 (en) 1994-05-30 1994-05-30 Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2063071C1 true RU2063071C1 (en) 1996-06-27
RU94019833A RU94019833A (en) 1997-02-20

Family

ID=20156517

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9494019833A RU2063071C1 (en) 1994-05-30 1994-05-30 Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2063071C1 (en)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2483008C2 (en) * 2007-09-14 2013-05-27 Тейлз Электрон Дивайсез Гмбх Heat sink and ion accelerator system equipped therewith
RU2496163C2 (en) * 2007-10-22 2013-10-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation
RU2575878C1 (en) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor
RU2576516C1 (en) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor
RU2576517C1 (en) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for localisation and cooling of water-water nuclear reactor core region melt
RU2583192C2 (en) * 2011-05-11 2016-05-10 Эни С.П.А. Heat exchange system
RU2615777C2 (en) * 2013-07-11 2017-04-11 "Атп-Атомтоплопроект" Оод Passive vertical and horizontal muffles units to prevent leakage (spill) of the melt out of tight area in severe accidents at nuclear power plants
CN106910537A (en) * 2017-04-26 2017-06-30 上海核工程研究设计院 A kind of protection device for protecting out-pile trap
CN107873102A (en) * 2015-04-27 2018-04-03 韩国水力原子力株式会社 Passive operation type out-pile reactor core fused mass cooling device
US20230005629A1 (en) * 2020-03-20 2023-01-05 Joint-Stock Company "Atomenergoproekt" System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. JsB N 5-85165-026-5. Теплофизические основы безопасности ВВЭР. Труды международного семинара, т. 1, с. 101, рис. 2 ФЭИ.- Обнинск, 1991. 2. Патент США N 4240875, кл. G 21 C 15/18, 1981. *

Cited By (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2483008C2 (en) * 2007-09-14 2013-05-27 Тейлз Электрон Дивайсез Гмбх Heat sink and ion accelerator system equipped therewith
RU2496163C2 (en) * 2007-10-22 2013-10-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation
RU2583192C2 (en) * 2011-05-11 2016-05-10 Эни С.П.А. Heat exchange system
RU2615777C2 (en) * 2013-07-11 2017-04-11 "Атп-Атомтоплопроект" Оод Passive vertical and horizontal muffles units to prevent leakage (spill) of the melt out of tight area in severe accidents at nuclear power plants
CN107251152A (en) * 2014-12-16 2017-10-13 原子能设计股份公司 The cooling of nuclear reactor fused mass and closed system
CN107251153A (en) * 2014-12-16 2017-10-13 原子能设计股份公司 The cooling of nuclear reactor fused mass and closed system
WO2016099328A1 (en) * 2014-12-16 2016-06-23 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor
WO2016099326A1 (en) * 2014-12-16 2016-06-23 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor
WO2016099327A1 (en) * 2014-12-16 2016-06-23 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
RU2576516C1 (en) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor
EA035408B1 (en) * 2014-12-16 2020-06-09 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt confinement and cooling system
CN107210070A (en) * 2014-12-16 2017-09-26 原子能设计股份公司 Water cooling, the cooling of water-moderated reactor reactor core fused mass and closed system
RU2575878C1 (en) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor
RU2576517C1 (en) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for localisation and cooling of water-water nuclear reactor core region melt
CN107251152B (en) * 2014-12-16 2019-10-25 原子能设计股份公司 The cooling and closed system of nuclear reactor fusant
EP3236473A4 (en) * 2014-12-16 2018-07-18 Joint Stock Company "Atomenergoproekt" System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP3236474A4 (en) * 2014-12-16 2018-07-18 Joint Stock Company "Atomenergoproekt" Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor
CN107210070B (en) * 2014-12-16 2019-10-11 原子能设计股份公司 The cooling and closed system of water cooling, water-moderated reactor reactor core fusant
EA032395B1 (en) * 2014-12-16 2019-05-31 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor
EA032419B1 (en) * 2014-12-16 2019-05-31 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP3291242A4 (en) * 2015-04-27 2018-12-26 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Passively operating cooling device for ex-vessel corium
CN107873102A (en) * 2015-04-27 2018-04-03 韩国水力原子力株式会社 Passive operation type out-pile reactor core fused mass cooling device
CN106910537A (en) * 2017-04-26 2017-06-30 上海核工程研究设计院 A kind of protection device for protecting out-pile trap
US20230005629A1 (en) * 2020-03-20 2023-01-05 Joint-Stock Company "Atomenergoproekt" System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
RU94019833A (en) 1997-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5057271A (en) Protection system for the basemat reactor containment buildings in nuclear power stations
US4036688A (en) Apparatus for controlling molten core debris
US5867548A (en) Device and method for collecting and cooling reactor-meltdown products
JPH06109885A (en) Nuclear reactor having device for recovering reactor core after accidental melt-down of nuclear reactor
US4442065A (en) Retrofittable nuclear reactor core catcher
RU2063071C1 (en) Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor
JPH06503885A (en) Nuclear reactor equipment, its core containment, and emergency cooling methods for nuclear reactor equipment
JP7337860B2 (en) Melt confinement device
RU100327U1 (en) MELT LOCALIZATION DEVICE
KR20120092636A (en) Nuclear fuel assembly and nuclear reactor comprising such assemblies
JPH09500207A (en) Core melt collection and cooling system
JP3285659B2 (en) Recovery device for molten reactor core
KR100458741B1 (en) Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors
JPH0727050B2 (en) Liquid metal cooled nuclear reactor with passive cooling system
GB2030347A (en) Nuclear Reactor Containment
US4113560A (en) Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment
EP0928488A1 (en) Gap structure for nuclear reactor vessel
CN109102906B (en) Reactor core catcher system based on built-in refueling water tank
RU2600552C1 (en) Method and device for nuclear reactor core melt localizing
KR102626473B1 (en) Reactor core melt containment and cooling system
RU2106026C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2165107C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2122246C1 (en) Containment shielding system for water-moderated reactor unit
GB1567119A (en) Nuclear reactor installations
RU2165652C2 (en) Shielding system for water-moderated reactor unit containment