RU94019833A - Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении - Google Patents

Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

Info

Publication number
RU94019833A
RU94019833A RU94019833/25A RU94019833A RU94019833A RU 94019833 A RU94019833 A RU 94019833A RU 94019833/25 A RU94019833/25 A RU 94019833/25A RU 94019833 A RU94019833 A RU 94019833A RU 94019833 A RU94019833 A RU 94019833A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
channels
water
melt
heat
reactor
Prior art date
Application number
RU94019833/25A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2063071C1 (ru
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/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2063071C1 publication Critical patent/RU2063071C1/ru
Publication of RU94019833A publication Critical patent/RU94019833A/ru

Links

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

Использование: в ядерном реакторе. Сущность изобретения: устройство состоит из бетонной шахты 1, залитой при аварии водой. В шахте выполнен люк-лаз 2, установлен корпус 4 реактора, под днищем которого установлена теплоизоляция 6 днища корпуса, образующая с ним теплопроводящие охлаждающие каналы 8, к которым подсоединены подъемные каналы 9, центральный подводящий канал 7, к которому подведены боковые подводящие каналы 10. В совокупности они образуют контур циркуляции, охлаждающий расплав активной зоны внутри корпуса реактора. Вода по боковым подводящим каналам 10 поступает к центральному подводящему каналу 7 и из него в охлаждающие каналы 8, где происходит охлаждение расплава активной зоны через днище корпуса реактора, образовавшаяся пароводяная смесь поднимается по подъемным каналам 9 выше уровня залива бетонной шахты 1, где происходит сепарация пара. Вода по люк-лазу 2 поступает вниз бетонной шахты 1. При разрушении корпуса реактора 4 расплав поступает через центральный подводящий канал 7 на среднюю часть 35, выполненную из легкоплавкого материала, перегородки 27. Тепловые взрывы отбрасывают воду из боковых подводящих каналов 10 и из подъемных каналов 9. Расплав разрушает шнуры 52, на которых подвешены заглушки 33 запирающих каналов 31. Заглушки опускаются и дополнительные тепловые взрывы передавливают их через защелки заглушек 32, после чего запирающие каналы 31 будут закрыты, а остатки воды из боковых подводящих каналов будут вытолкнуты паром через антиударные каналы 34. Средняя часть 35 перегородки 27 плавится и расплав попадает в "сухую ловушку" 28. Термодемпфер 29 предотвращает элементы собирающего контейнера 11 от термо�

Claims (1)

  1. Использование: в ядерном реакторе. Сущность изобретения: устройство состоит из бетонной шахты 1, залитой при аварии водой. В шахте выполнен люк-лаз 2, установлен корпус 4 реактора, под днищем которого установлена теплоизоляция 6 днища корпуса, образующая с ним теплопроводящие охлаждающие каналы 8, к которым подсоединены подъемные каналы 9, центральный подводящий канал 7, к которому подведены боковые подводящие каналы 10. В совокупности они образуют контур циркуляции, охлаждающий расплав активной зоны внутри корпуса реактора. Вода по боковым подводящим каналам 10 поступает к центральному подводящему каналу 7 и из него в охлаждающие каналы 8, где происходит охлаждение расплава активной зоны через днище корпуса реактора, образовавшаяся пароводяная смесь поднимается по подъемным каналам 9 выше уровня залива бетонной шахты 1, где происходит сепарация пара. Вода по люк-лазу 2 поступает вниз бетонной шахты 1. При разрушении корпуса реактора 4 расплав поступает через центральный подводящий канал 7 на среднюю часть 35, выполненную из легкоплавкого материала, перегородки 27. Тепловые взрывы отбрасывают воду из боковых подводящих каналов 10 и из подъемных каналов 9. Расплав разрушает шнуры 52, на которых подвешены заглушки 33 запирающих каналов 31. Заглушки опускаются и дополнительные тепловые взрывы передавливают их через защелки заглушек 32, после чего запирающие каналы 31 будут закрыты, а остатки воды из боковых подводящих каналов будут вытолкнуты паром через антиударные каналы 34. Средняя часть 35 перегородки 27 плавится и расплав попадает в "сухую ловушку" 28. Термодемпфер 29 предотвращает элементы собирающего контейнера 11 от термоудара. После разогрева промежуточного сборного теплового коллектора 17 выше температуры начала работы тепловых труб 24 тепло от расплава будет передаваться воде в подъемном участке 38. Тепло отводится посредством циркуляции воды (пароводяной смеси) по контуру циркуляции: люк-лаз (опускной участок), бетонная шахта 1, зазор 36, подъемный участок 38, подъемные трубы 39 (подъемный участок). Изобретение позволяет проводить надежное охлаждение расплава активной зоны внутри корпуса реактора и вне его, избежать контакта больших масс расплава с большой массой воды, т.е. избежать выделения большого количества энергии в виде пара, т.е. избежать парового взрыва большой мощьности.
RU9494019833A 1994-05-30 1994-05-30 Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении RU2063071C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494019833A RU2063071C1 (ru) 1994-05-30 1994-05-30 Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494019833A RU2063071C1 (ru) 1994-05-30 1994-05-30 Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

Publications (2)

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

Family

ID=20156517

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9494019833A RU2063071C1 (ru) 1994-05-30 1994-05-30 Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2063071C1 (ru)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102007062150A1 (de) * 2007-09-14 2009-04-02 Thales Electron Devices Gmbh Vorrichtung zur Ableitung von Verlustwärme sowie Ionenbeschleunigeranordnung und Wanderfeldröhrenanordnung mit einer Wärmeleitanordnung
FR2922678A1 (fr) * 2007-10-22 2009-04-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a refroidissement ameliore en situation d'accident
ITMI20110817A1 (it) * 2011-05-11 2012-11-12 Eni Sp A "sistema di scambio termico"
BG66869B1 (bg) * 2013-07-11 2019-04-30 "Атп - Атомтоплопроект" Оод Пасивен вертикален затапващ възел за предотвратяване изтичането на стопилка по механизма на ранен байпас на хермозоната / херметичния обем при тежка авария в ядрен реактор
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
MY196713A (en) * 2014-12-16 2023-05-02 Joint Stock Company Atomenergoproekt Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system
RU2576517C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR101665248B1 (ko) * 2015-04-27 2016-10-12 한국수력원자력 주식회사 피동 작동형 노외 노심 용융물 냉각장치
CN106910537A (zh) * 2017-04-26 2017-06-30 上海核工程研究设计院 一种用于保护堆外捕集器的保护装置
RU2736544C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
RU2063071C1 (ru) 1996-06-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0528674B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
ES2649687T3 (es) Reactor integrado de sales fundidas
CA1249080A (en) Plant having a nuclear heating reactor
CN104979022B (zh) 非能动安全壳热量导出***和压水反应堆
CN103377728B (zh) 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出***
WO2016015475A1 (zh) 混凝土安全壳非动能冷却***
RU94019833A (ru) Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении
JPH0746157B2 (ja) 放熱容器補助冷却系
US4959193A (en) Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
CN202549316U (zh) 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却***
KR20120092636A (ko) 핵연료 집합체 및 이러한 집합체를 포함하는 원자로
CN104269194A (zh) 一种温度触发的池式反应堆非能动事故余热排出***
CN103295655A (zh) 水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却***和方法
CN103337264A (zh) 一种熔盐堆缓冲盐事故余热排出***
KR100458741B1 (ko) 수냉원자로의피동식비상수소제거시스템
CN116266488A (zh) 通过液态金属冷却的、包括被动衰变热排出***的核反应堆
CN117317443A (zh) 一种安全的储能电池管列式水冷换热结构
CN108192673A (zh) 一种两程二次捕灰辐射热回收气化炉
JP2015078948A (ja) 高速炉の原子炉施設
US5078959A (en) Reactor block of a fast reactor, with an inner cylindrical vessel for removing the residual power of the core by natural circulation
JP2506875B2 (ja) ヒ―トパイプ
CN114420323B (zh) 反应堆的非能动安全***、反应堆及海洋能源***
WO2021137718A1 (ru) Система удержания расплава в корпусе реактора
RU2165108C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
CN116368580A (zh) 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全***及安全控制方法