RU2782957C1 - Устройство локализации расплава активной зоны водо-водяного энергетического реактора - Google Patents
Устройство локализации расплава активной зоны водо-водяного энергетического реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2782957C1 RU2782957C1 RU2021125453A RU2021125453A RU2782957C1 RU 2782957 C1 RU2782957 C1 RU 2782957C1 RU 2021125453 A RU2021125453 A RU 2021125453A RU 2021125453 A RU2021125453 A RU 2021125453A RU 2782957 C1 RU2782957 C1 RU 2782957C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- trap
- coolant
- melt
- corium
- channel
- Prior art date
Links
- 230000004807 localization Effects 0.000 title description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract description 22
- 210000000614 Ribs Anatomy 0.000 claims abstract description 15
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 9
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 8
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 41
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 6
- 239000000945 filler Substances 0.000 claims description 5
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 abstract description 5
- 230000005712 crystallization Effects 0.000 abstract description 5
- 239000000110 cooling liquid Substances 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 210000004544 DC2 Anatomy 0.000 description 6
- 102200052313 POLD1 G21C Human genes 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 6
- 230000002530 ischemic preconditioning Effects 0.000 description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 6
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 5
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 5
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 4
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 3
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 3
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 3
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 206010016275 Fear Diseases 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000005039 chemical industry Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 238000005272 metallurgy Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective Effects 0.000 description 1
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 1
- 230000001131 transforming Effects 0.000 description 1
- 238000004642 transportation engineering Methods 0.000 description 1
Images
Abstract
Изобретение относится к средству обеспечения безопасности атомных электростанций (далее - АЭС) и может быть использовано при тяжелых авариях, которые приводят к разрушению корпуса реактора АЭС. Корпус ловушки для кориума выполнен в виде объемной геометрической фигуры, содержащей две полые тонкостенные оболочки из материала с высокой теплопроводностью, установленные одна в другую с радиальным зазором и соединенные между собой в нижней части с образованием кольцевой полости с профилированным днищем для расплава с одной стороны и открытой с другой, взаимодействующей с охлаждающей жидкостью своими наружными стенками и днищем. В верхней части корпуса ловушки между оболочками выполнен канал для отвода из ее внутренней полости образующихся неконденсирующихся газов и летучих радиоактивных веществ. Выход из канала расположен в непосредственной близости от основания направляющей плиты. Над верхней частью внутренней оболочки, со стороны меньшего радиуса, выполнен канал для выхода генерируемого пара на поверхности контакта внутренней оболочки с охлаждающей жидкостью. В варианте исполнения, в части корпуса упомянутой ловушки, со стороны меньшего радиуса, выполнены радиально-меридиональные ребра из материала с высокой теплопроводностью. Техническим результатом является уменьшение времени кристаллизации кориума. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, которые приводят к разрушению корпуса реактора АЭС, а также в металлургии и химической промышленности.
Известен ряд конструкций стенки корпуса устройства локализации, удержания и расхолаживания расплава (далее - УЛР), стенки которых являются многослойными [патент РФ RU 100327 U1, МПК: G21C 9/016 от 17.06.2010; патент РФ RU 2576516 С1, МПК: G21C 9/016 от 16.12.2014; патент РФ RU 25765177 С1, МПК: G21C 9/016 от 16.12.2014; патент РФ RU 2575878 С1, МПК: G21C 9/016 от 16.12.2014; патент РФ RU 2696004 С1, МПК: G21C 9/00 от 29.08.2018].
В указанных конструкциях стенка корпуса УЛР, через которую производится теплопередача от кориума в виде расплава к омывающей корпус охлаждающей жидкости, состоит из внешнего и внутреннего металлических слоев, между которыми расположен слой бетона. Бетон является материалом, коэффициент теплопроводности которого меньше по сравнению со сталью. То же самое относится к температуре плавления бетона по сравнению со сталью, из которой выполнены внешний и внутренний слои стенки корпуса. Сложная многослойная конструкция стенки объясняется малой площадью контакта корпуса УЛР с охлаждающей жидкостью, малыми значениями теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости через стенку корпуса, что вызывает опасность проплавления стенки корпуса кориумом. Из перечисленных недостатков конструкции стенки УЛР следует значительное время существования кориума в расплавленном виде в корпусе УЛР.
Отрицательными факторами значительного времени существования кориума в виде расплава в корпусе УЛР является генерация и выброс в герметичную оболочку взрывоопасных газов и радиоактивных веществ в газообразном виде, а также прохождение экзотермических реакций в кориуме в расплавленном виде.
Известен способ и система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водо-водяного типа, стенка корпуса которой является многослойной, а именно: внутренний и внешний слои выполнены из стали, а между ними находится легкоплавкий бетон. Выбор сложной конструкции стенки сделан из-за опасений возникновения кризиса теплоотдачи на внешней поверхности корпуса, контактирующей с охлаждающей жидкостью. Кроме того, в конструкции стенки предусмотрены меридиональные ребра, с возможностью контакта с внешней и внутренней металлическими стенками, с целью усиления конструкции в случае высоких механических, термодеформационных нагрузок (патент РФ на изобретение № RU 2576517 С1, МПК: G21C 9/016, заявка 2014150938/07 от 16.12.2014 - прототип). Кроме того, использование меридиональных ребер способствует увеличению теплопередачи через стенки корпуса, чему способствует поток тепла через металлические меридиональные ребра, минуя слой бетона.
Недостатком описанной конструкции стенки УЛР является низкие значения теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости из-за малой площади контакта внешней стенки корпуса УЛР с охлаждающей жидкостью, что порождает значительные временные промежутки кристаллизации кориума, в течение которых происходит образование, генерация и выброс в герметичную оболочку взрывоопасных газов и радиоактивных веществ в газообразном виде. Кроме того, в кориуме, находящемся в виде расплава, продолжаются экзотермические реакции.
Задачей изобретения является устранение перечисленных выше недостатков и создание корпуса устройства локализации расплава, позволяющего обеспечить уменьшенное время кристаллизации кориума за счет повышения значений теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости, с одновременным снижением трудозатрат на изготовление корпуса устройства локализации расплава.
Решение указанной задачи достигается тем, что в предложенном устройстве локализации расплава активной зоны водо-водяного энергетического реактора, содержащем корпус с системой подачи охлаждающей жидкости и каналами отвода парообразных продуктов, образующихся в результате охлаждения., в котором размещены ловушка расплава с наполнителем, направляющая плита с воронкой, установленная над указанной ловушкой под днищем реактора, согласно изобретению, корпус упомянутой ловушки выполнен в виде объемной геометрической фигуры, содержащей две полых тонкостенных оболочки из материала с высокой теплопроводностью, установленных одна в другую с радиальным зазором и соединенных между собой в нижней части с образованием кольцевой полости с профилированным днищем для расплава, с одной стороны и открытой с другой, взаимодействующей с охлаждающей жидкостью своими наружными стенками и днищем, при этом в верхней части корпуса ловушки между оболочками выполнен канал для отвода из ее внутренней полости образующихся неконденсирующихся газов и летучих радиоактивных веществ, причем выход из канала расположен в непосредственной близости от основания направляющей плиты, при этом над верхней частью внутренней оболочки со стороны меньшего радиуса выполнен канал для выхода генерируемого пара на поверхности контакта внутренней оболочки с охлаждающей жидкостью.
В варианте исполнения, в части корпуса упомянутой ловушки со стороны меньшего радиуса выполнены радиально-меридиональные ребра из материала с высокой теплопроводностью.
Технический результат достигается увеличением площади контакта стенки корпуса УЛР с охлаждающей жидкостью. Это обеспечивается конструкцией стенки корпуса, в которой три элемента корпуса УЛР одновременно контактируют с охлаждающей жидкостью, что способствует значительному росту теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости. Это часть корпуса УЛР большего радиуса, часть корпуса УЛР, меньшего радиуса, а также соединяющее их в нижней части корпуса УЛР днище.
Применение предложенной конструкции, кроме значительного увеличения площади контакта корпуса с охлаждающей жидкостью, имеет важное следствие: уменьшение характерного размера охлаждаемой области, т.е. кориума, и преобразование его формы из сплошной цилиндрической в кольцевую.
Повышение теплопередачи от кориума в расплавленном виде, снижение времени его существования в указанном состоянии делает возможным разработку конструкции стенки корпуса УЛР, не содержащей бетона, теплоизолятора. Это означает снижение массы корпуса, сроков производства, увеличение транспортабельности.
В варианте применения изобретения, для стенки корпуса УЛР меньшего радиуса, выполнены радиально-меридиональные ребра. Указанные ребра способствуют увеличению прочности конструкции стенки корпуса УЛР меньшего радиуса, как наиболее теплонапряженного элемента корпуса. Кроме того, они способствуют росту теплопередачи через стенки корпуса УЛР меньшего радиуса. Указанное достигается ростом скорости восходящего течения охлаждающей жидкости, омывающей внешнюю стенки корпуса УЛР меньшего радиуса и указанные радиально-меридиональные ребра.
Сущность предложенного технического решения иллюстрируется чертежами, где на фиг. 1 показан продольный разрез УЛР, содержащего два элемента корпуса УЛР, большего и меньшего радиусов, а также соединяющее перечисленные элементы корпуса профилированное днище;
на фиг. 2 - продольный разрез УЛР, где представлен вариант исполнения корпуса УЛР, содержащего радиально-меридиональные ребра для корпуса УЛР в области меньших значений радиуса, погруженные в охлаждающую жидкость. При изображении конструкции корпуса УЛР использована однослойная стальная стенка корпуса УЛР.
На фигурах обозначено:
1 - корпус реактора (нижняя часть);
2 - направляющая плита;
3 - стенка шахты реактора;
4 - уровень охлаждающей жидкости в помещении фильтров и в зазоре стенка УЛР/ стенка шахты реактора;
5 - внешняя, большего радиуса, стенка корпуса УЛР;
6 - внутренняя, меньшего радиуса, стенка корпуса УЛР;
7 - кориум (расплав активной зоны и наполнитель);
8 - коридор для притока жидкости из помещения фильтров;
9 - охлаждающая жидкость, которая находится в помещении фильтров;
10 - охлаждающая жидкость, которая находится со стороны меньшего радиуса для внутренней стенки корпуса УЛР (малого диаметра), используется для охлаждения кориума;
11 - охлаждающая жидкость, которая находится между внутренней стенкой шахты реактора и наружной стенкой корпуса УЛР большего диаметра, используется для охлаждения кориума;
12 - поток неконденсирующихся газов, взрывоопасных летучих образований, радиоактивных газов, образующихся в кориуме, находящемся в жидком виде (расплав);
13 - поток пара, образующийся при теплопередаче через внутреннюю стенку корпуса УЛР малого радиуса, при кипении охлаждающей жидкости;
14 - поток пара, образующийся при теплопередаче через внешнюю стенку корпуса УЛР большего радиуса при кипении охлаждающей жидкости;
15 - козырек;
16 - радиально-меридиональные ребра, которые выполнены на внешней части стенки 6 (меньшего радиуса).
Предложенное техническое решение по уменьшению времени кристаллизации кориума может быть реализовано при помощи корпуса устройства локализации расплава, имеющего следующую конструкцию.
Под корпусом реакторной установки 1 (фиг. 1) расположено устройство локализации, удержания и расхолаживания расплава. Составная часть УЛР, направляющая плита 2, крепится к стенке 3 шахты реактора. В условиях функционирования УЛР внутри шахты реактора обеспечивается необходимый уровень 4 охлаждающей жидкости. Охлаждающая жидкость омывает стенки корпуса УЛР - внешнюю часть стенки 5, большего диаметра, и внутреннюю часть стенки 6, меньшего радиуса, а также днище, соединяющее в нижней части стенки корпуса УЛР.
Внутри корпуса УЛР находится кориум 7. В стенке шахты реактора 3 имеются коридоры 8 для массообмена с помещением фильтров 9. Последние необходимы для компенсации испаряющейся охлаждающейся жидкости при теплопередаче от кориума к жидкости через стенку корпуса УЛР. Наружная часть стенки 6, меньшего радиуса, контактирует с охлаждающей жидкостью 10 со стороны меньшего радиуса, со стороны большего радиуса - контакт с кориумом 7. Внешняя часть стенки 5, большего радиуса, контактирует с охлаждающей жидкостью 11 со стороны большего радиуса, со стороны меньшего радиуса - контакт с кориумом 7. Парообразование при охлаждении корпуса УЛР приводит к формированию течения пара 14 между шахтой реактора и корпусом УЛР. На внешней части стенки 6 корпуса УЛР, меньшего радиуса, контактирующей с охлаждающей жидкостью, также формируется течение пара 13 в направлении защитной оболочки. Для предотвращения контакта расплава, истекающего из корпуса 1 реакторной установки в аварийных условиях, с охлаждающей жидкостью, а также обеспечения оттока пара 13 в защитную оболочку в конструкции выполнен, например, «козырек-грибок» 15.
В варианте исполнения (фиг. 2), на внешней части стенки 6 корпуса УЛР, меньшего радиуса, выполнены радиально-меридиональные ребра 16. Указанные ребра 16 могут быть сплошными либо заканчиваться на некотором малом радиусе вблизи осевой координаты. Назначение - обеспечения дополнительной прочности конструкции, а также увеличение теплопередачи через указанную часть корпуса 6 УЛР от кориума 7 к охлаждающей жидкости.
Предложенная конструкция с уменьшенным временем кристаллизации кориума может быть использована следующим образом.
Аварийный процесс, с точки зрения функционирования УЛР, начинается с проплавления корпуса реакторной установки 1, преимущественно, по «лепестковой» модели проплавления корпуса реакторной установки 1. Под корпусом реакторной установки расположена направляющая плита 2, закрепленная на стенках шахты реактора 3, которая обеспечивает падение расплава из проплавленного «лепестка» в корпусе реактора 1 в корпус УЛР. Корпус УЛР, к моменту попадания в него расплава, контактирует снаружи с охлаждающей жидкостью 4 с заданным уровнем.
Корпус УЛР, состоящий из стенок корпуса УЛР большего 5 и меньшего радиусов 6, а также соединяющего их в нижней части днища, предварительно заполнен наполнителем. Последний, вступая во взаимодействие с расплавом из реакторной установки 1, образует кориум 7.
Высокие температуры расплава, истекающего из реактора, попадающего в УЛР после проплавления корпуса реакторной установки 1, вступающего во взаимодействие с наполнителем УЛР, приводят к образованию в корпусе УЛР кориума 7 в виде расплава при высокой температуре. При существовании кориума в расплавленном виде, в нем происходят экзотермические реакции с образованием взрывоопасных газов и радиоактивных веществ в газообразном виде.
Прогрев стенок корпуса УЛР - 5, 6, - а также соединяющего их в нижней части днища до температур, превышающих начальные значения, и контакт корпуса УЛР с охлаждающей жидкостью 10 и 11, приводит интенсивному процессу теплопередачи от кориума 7 к охлаждающей жидкости. В результате на внешней поверхности корпуса УЛР 5 и 6, контактирующей с охлаждающей жидкостью 10 и 11, происходит теплоотвод к жидкости в режиме пузырькового кипения, при этом теплопередача достигает значительных значений из-за больших значений площадей контакта нагретой стенки с охлаждающей жидкостью. Так как площадь контакта корпуса УЛР с охлаждающей жидкостью велика, то парообразование приводит к образованию значительных массовых потоков пара - 13 и 14, - без возникновения кризиса теплоотдачи. Компенсации потерь охлаждающей жидкости из-за парообразования производятся подачей запаса жидкости из помещения фильтров 9 через коридоры 8 в стенке шахты реактора 3. Указанная компенсация осуществляется самотеком благодаря возникающей разности уровней жидкости: в помещении фильтров и жидкости, омывающей корпус УЛР.
В конструкции УЛР предусмотрено устройство, предупреждающее контакт попадающего из реактора 1 расплава, с охлаждающей жидкостью - например, «козырек-грибок» 15. Это же устройство обеспечивает отток пара 13 с части корпуса УЛР меньшего радиуса 6 в пространство защитной оболочки.
В варианте применения устройства, на внешней части стенки 6, меньшего радиуса, выполнены радиально-меридиональные ребра 16. Указанные ребра 16 могут иметь различную форму. В любом случае эти конструктивные элементы способствуют обеспечению как дополнительной прочности конструкции, так и росту теплопередачи через указанную часть корпуса УЛР 6 от кориума к охлаждающей жидкости 10.
Увеличение теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости способствует повышению надежности УЛР, а также создает предпосылки для пересмотра конструкции корпуса УЛР, снижения его массы, технологических решений с точки зрения повышения транспортабельности конструкции. Все перечисленное позволяет снизить материальные затраты на производство УЛР и его транспортировку.
Снижение продолжительности существовании кориума в расплавленном виде позволит уменьшить время существования экзотермических реакций с выделением пожароопасных и радиоактивных газов, наличие которых возможно только в кориуме в виде расплава.
Claims (2)
1. Устройство локализации расплава активной зоны водо-водяного энергетического реактора, содержащее корпус с системой подачи охлаждающей жидкости и каналами отвода парообразных продуктов, образующихся в результате охлаждения, в котором размещены ловушка расплава с наполнителем, направляющая плита с воронкой, установленная над указанной ловушкой под днищем реактора, отличающееся тем, что корпус упомянутой ловушки выполнен в виде объемной геометрической фигуры, содержащей две полые тонкостенные оболочки из материала с высокой теплопроводностью, установленные одна в другую с радиальным зазором и соединенные между собой в нижней части с образованием кольцевой полости с профилированным днищем для расплава с одной стороны и открытой с другой, взаимодействующей с охлаждающей жидкостью своими наружными стенками и днищем, при этом в верхней части корпуса ловушки между оболочками выполнен канал для отвода из ее внутренней полости образующихся неконденсирующихся газов и летучих радиоактивных веществ, причем выход из канала расположен в непосредственной близости от основания направляющей плиты, при этом над верхней частью внутренней оболочки со стороны меньшего радиуса выполнен канал для выхода генерируемого пара на поверхности контакта внутренней оболочки с охлаждающей жидкостью.
2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в части корпуса упомянутой ловушки, со стороны меньшего радиуса, выполнены радиально-меридиональные ребра из материала с высокой теплопроводностью.
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2782957C1 true RU2782957C1 (ru) | 2022-11-07 |
Family
ID=
Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
KR101565817B1 (ko) * | 2014-05-15 | 2015-11-05 | 한국기계연구원 | 에너지 제어를 통해 냉각재 상실 차단이 가능한 순환형 원자로 |
KR101585841B1 (ko) * | 2014-10-20 | 2016-01-15 | 한국수력원자력 주식회사 | 코어냉각성능이 향상된 코어캐쳐 |
RU2576517C1 (ru) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
RU2696004C1 (ru) * | 2018-08-29 | 2019-07-30 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
CN105551541B (zh) * | 2015-12-16 | 2020-06-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却*** |
RU2742583C1 (ru) * | 2020-03-18 | 2021-02-08 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
RU2750204C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
RU2750230C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
Patent Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
KR101565817B1 (ko) * | 2014-05-15 | 2015-11-05 | 한국기계연구원 | 에너지 제어를 통해 냉각재 상실 차단이 가능한 순환형 원자로 |
KR101585841B1 (ko) * | 2014-10-20 | 2016-01-15 | 한국수력원자력 주식회사 | 코어냉각성능이 향상된 코어캐쳐 |
RU2576517C1 (ru) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
CN105551541B (zh) * | 2015-12-16 | 2020-06-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却*** |
RU2696004C1 (ru) * | 2018-08-29 | 2019-07-30 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа |
RU2742583C1 (ru) * | 2020-03-18 | 2021-02-08 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
RU2750204C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
RU2750230C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10510450B2 (en) | Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core | |
JP5781013B2 (ja) | 溶融塩原子炉 | |
RU2496163C2 (ru) | Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации | |
RU2576517C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
JP3118489B2 (ja) | 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉 | |
JP6195996B2 (ja) | 鉛冷却高速炉を備えた原子炉システム | |
CN105513649B (zh) | 一种堆芯熔融物分组滞留及冷却*** | |
BR112020026850A2 (pt) | Sistema para confinar e refrigerar derretimento a partir do núcleo de um reator nuclear moderado por água | |
JPH0727050B2 (ja) | 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉 | |
US6195405B1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
RU2782957C1 (ru) | Устройство локализации расплава активной зоны водо-водяного энергетического реактора | |
JPS5844238B2 (ja) | 溶融する炉心材用の捕集容器を備えた核エネルギ−装置 | |
JP2000504119A (ja) | 原子炉容器用間隙構造物 | |
Бекмулдин et al. | Heat-resistant composite coating with a fluidized bed of the under-reactor melt trap of a light-water nuclear reactor | |
US4650642A (en) | Heat dissipating nuclear reactor with metal liner | |
RU2165108C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
JP6590492B2 (ja) | 原子炉格納容器、及び原子炉格納容器の施工方法 | |
JP2015125006A (ja) | コアキャッチャ | |
KR20220044686A (ko) | 원자로 노심용융물의 억제 및 냉각 시스템 | |
Skakov et al. | Modeling of the corium and metals–coolers interaction in a core catcher of a light water reactor | |
RU2747576C9 (ru) | Способ уменьшения времени кристаллизации кориума и корпус устройства локализации расплава для его реализации | |
US4357297A (en) | Apparatus for thermally insulating nuclear reactor primary vessels | |
WO2022126445A1 (zh) | 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全***及安全控制方法 | |
RU2165652C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
RU2543056C2 (ru) | Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления |