WO2020067920A1 - Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents
Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- WO2020067920A1 WO2020067920A1 PCT/RU2018/000900 RU2018000900W WO2020067920A1 WO 2020067920 A1 WO2020067920 A1 WO 2020067920A1 RU 2018000900 W RU2018000900 W RU 2018000900W WO 2020067920 A1 WO2020067920 A1 WO 2020067920A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- melt
- radial supports
- melt trap
- reactor
- radial
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Definitions
- the invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to systems that ensure the safety of nuclear power plants (NPPs), and can be used in severe accidents leading to core melting, destruction of the nuclear reactor shell and exit of the melt into the space of the sealed shell of nuclear power plants.
- NPPs nuclear power plants
- the greatest radiation hazard is accidents with core melting, which can occur during various combinations of failures (destruction of equipment components) of active and passive safety systems and normal operation systems, or in conditions of complete de-energization of the nuclear power plant, and the inability to supply power to the time period set by the nuclear power plant design for providing emergency core cooling.
- a device [1] for localization of the melt of the active zone of a nuclear reactor containing a melt trap installed under the bottom of the shell reactor and equipped with a cooled shell in the form of a multilayer vessel, a melt dilution filler placed in the said multilayer vessel, a lower support consisting of a horizontal sectional, continuous or divided, embedded plate installed under the multilayer vessel in the concrete of the reactor shaft, a vertical cylindrical pipe connecting melt trap body with embedded plate by means of clamps and fasteners.
- the disadvantage of this device is its low reliability, due to the fact that during volley non-axisymmetric melt flow into the melt trap body, the melt trap can be displaced by impact loads and tip onto the vertical wall of the reactor shaft, which will lead to the melt leaving the melt trap.
- the disadvantage of this system is the low reliability due to the fact that when the melt enters the melt trap body, the upper supports are deformed, which leads to the melt trap falling onto the lower surface of the reactor shaft and toppling it onto the vertical wall of the reactor shaft, which will lead to the melt leaving the limits melt traps.
- the technical result of the claimed invention is to increase the reliability of the device for localization of the active zone of a nuclear reactor.
- the tasks to which the claimed invention is directed are to eliminate the overturning of the melt trap of the device for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor when exposed to axisymmetric shock loads and the melt leaving the enclosure.
- the tasks are solved due to the fact that in the device for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor containing a melt trap installed under the bottom of the reactor vessel and provided with a cooled shell in the form of a multilayer body, a filler for diluting the melt placed in the said multilayer body, the upper support, the lower support, consisting of a horizontal sectional, continuous or divided, embedded plate installed under a multilayer body in concrete of a reactor shaft, according to the invention, mountains an umbrella sectional, solid or divided, embedded plate contains radial supports, the melt trap contains radial supports based on the radial supports of a horizontal sectional, continuous or divided embedded plate, radial supports of a horizontal sectional, solid or divided, embedded plate and radial supports of the melt trap body connected by clamps, while the
- the upper support which consists of paired turnbuckles, which are located on the outer casing of the melt trap in such a way that the longitudinal axis of the radial support passes in projection at an equidistant distance from the attachment points of the turnbuckles.
- lanyards are mounted tangentially to the melt trap body.
- fasteners having holes made in the form of hyperbolic surfaces.
- This arrangement of lanyards provides:
- Figure 1 shows the device for localization of the melt of the active zone of a nuclear reactor, made in accordance with the claimed invention.
- Figure 1 shows a device (1) for localizing a melt in the core of a nuclear reactor, containing a trap (2) for the melt (3) installed under the bottom of the reactor vessel (18) and provided with a cooled shell in the form of a multilayer body, a filler (4) for diluting the melt (3) located in the aforementioned multilayer housing, the lower support (5), consisting of radial supports (6) located on the outside in the lower part of the housing (7) of the melt trap (2) (3), and resting on the radial supports ( 8) a horizontal embedded plate (9) connected to them by by means of clamps (10), the upper support (11) containing turnbuckles (12) mounted in pairs on the upper part of the body (7) of the melt trap (2)
- the 4 thrusts (15) of the turnbuckles (12) have holes (16) made in the form of hyperbolic surfaces in which the axis (19) of the fasteners (20) of the upper support (11) are installed.
- the core melt (2) under the action of hydrostatic and overpressure begins to flow into the double body (7) of the melt trap and comes into contact with the filler (4).
- Impact radial load is damped as follows. Some of the lanyards (12a) will work in compression, and some will be stretched in the plane of the lanyards (12). In this case, the horizontal shock load leads to the appearance of plane vibrations of the flange (17) of the housing (7), in which all the turnbuckles (12) work alternately to stretch and compress in the zone of elastic deformation of the turnbuckles (12), up to the attenuation of plane vibrations.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора содержит ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора, снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного корпуса, наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном корпусе, верхнюю опору, нижнюю опору, состоящую из горизонтальной секционной, сплошной или разделенной, закладной плиты, установленной под многослойным корпусом в бетоне шахты реактора. Плита содержит радиальные опоры, ловушка расплава содержит радиальные опоры, опирающиеся на радиальные опоры плиты. Радиальные опоры корпуса ловушки расплава соединены посредством фиксаторов. Радиальные опоры и фиксаторы имеют отверстия овальной формы, верхняя опора содержит талрепы, установленные парами на верхней части корпуса ловушки расплава. Крепления талрепов имеют отверстия, выполненные в виде гиперболических поверхностей.
Description
Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжёлых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при различных сочетаниях отказов (разрушений элементов оборудования) активных и пассивных систем безопасности и систем нормальной эксплуатации, или в условиях полного обесточивания АЭС, и невозможности подать электропитание в установленный проектом АЭС промежуток времени для обеспечения аварийного охлаждения активной зоны.
При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы и вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения может нарушить целостность герметичной оболочки АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать кориум, вытекший из корпуса реактора, и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации всех компонентов кориума. Эту функцию выполняет система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, которая предотвращает повреждения герметичной оболочки АЭС и, тем самым, защищает население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Известно устройство [1] локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее ловушку расплава, установленную под днищем корпуса
реактора и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда, наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном сосуде, нижнюю опору, состоящую из горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты, установленной под многослойным сосудом в бетоне шахты реактора, вертикальной цилиндрической трубы, соединяющей корпус ловушки расплава с закладной плитой посредством фиксаторов, и крепёжных изделий.
Недостатком данного устройства является низкая надежность, обусловленная тем, что при залповом неосесимметричном поступлении расплава в корпус ловушки расплава, ловушка расплава может сместиться под действием ударных нагрузок и опрокинуться на вертикальную стену шахты реактора, что приведет к выходу расплава за пределы ловушки расплава.
Известна система [2] локализации расплава, установленная в шахте реактора, состоящей из опорной поверхности и боковых стен, содержащая сосуд для расплава, верхние опоры, установленные на выступах боковых стен шахты реактора.
Недостатком данной системы является низкая надежность, обусловленная тем, что при залповом поступлении расплава в корпус ловушки расплава верхние опоры деформируются, что приводит к падению ловушки расплава на нижнюю поверхность шахты реактора и её опрокидыванию на вертикальную стену шахты реактора, что приведет к выходу расплава за пределы ловушки расплава.
Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении надежности устройства для локализации активной зоны ядерного реактора.
Задачами, на решение которых направлено заявленное изобретение, являются устранение опрокидывания ловушки расплава устройства для локализации расплава активной зоны ядерного реактора при воздействии неосесимметричных ударных нагрузок и выхода расплава за пределы корпуса.
Поставленные задачи решаются за счёт того, что в устройстве локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащем ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора, и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного корпуса, наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном корпусе, верхнюю опору, нижнюю опору, состоящую из горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты, установленной под многослойным корпусом в бетоне шахты реактора, согласно изобретению, горизонтальная секционная, сплошная или разделённая, закладная плита содержит радиальные опоры, ловушка расплава содержит радиальные опоры, опирающиеся на радиальные опоры горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты, радиальные опоры горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты и радиальные опоры корпуса ловушки расплава соединены посредством фиксаторов, при этом радиальные опоры и фиксаторы имеют отверстия овальной формы, верхняя опора содержит талрепы, установленные парами на верхней части корпуса ловушки расплава таким образом, что продольная ось каждой радиальной опоры нижней опоры ловушки расплава проходит в проекции на равноудаленном расстоянии от мест крепления парных талрепов, установленных касательно к корпусу ловушки расплава, и соединяющих корпус ловушки расплава с вертикальной стеной шахты реактора, при этом крепления имеют отверстия, выполненные в виде гиперболических поверхностей.
Одним отличительным признаком заявленного изобретения является верхняя опора, которая состоит из парных талрепов, которые расположены на внешнем корпусе ловушки расплава таким образом, что продольная ось радиальной опоры проходит в проекции на равноудаленном расстоянии от мест крепления талрепов.
Ещё одним отличительным признаком является то, что талрепы установлены касательно к корпусу ловушки расплава.
Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения являются крепления, имеющие отверстия, выполненные в виде гиперболических поверхностей.
Такое расположение талрепов обеспечивает:
- свободные тепловые радиальные расширения корпуса ловушки расплава в плоскости расположения талрепов (в горизонтальной плоскости) за счёт касательного раскрепления талрепов в проушинах корпуса ловушки расплава, при котором любые радиальные расширения корпуса ловушки расплава приводят только к изменению плоского угла касательного положения талрепа относительно образующей корпуса ловушки расплава. При этом исключается риск формоизменения талрепов с потерей их работоспособности и риск образования трещин или разрушения корпуса ловушки расплава;
- непревышение действия радиальных вырывающих сил на закладные детали в бетонной шахте реактора (контролируемое нагружение) за счёт распределения ударной радиальной нагрузки между всеми талрепами. В этом случае часть талрепов будет работать на сжатие, часть на растяжение в плоскости расположения талрепов. При этом горизонтальная ударная нагрузка приводит к возникновению плоских колебаний фланца корпуса ловушки расплава, при которых все талрепы работают попеременно на растяжение и сжатие в зоне действия упругих деформаций талрепов, вплоть до затухания плоских колебаний;
- уменьшение неосесимметричного воздействия на нижнюю опору корпуса ловушки расплава при неосесимметричном аксиальном (вертикальном) ударном нагружении корпуса в зоне фланца за счёт распределения ударной аксиальной нагрузки между всеми талрепами. В этом случае те талрепы, в зоне которых проявилось действие неосесимметричной аксиальной ударной нагрузки, не оказывают механического сопротивления формоизменению фланца корпуса ловушки расплава. При этом фланец корпуса ловушки расплава, в зоне расположения которого проявилось аксиальное ударное
воздействие, перераспределяет ударную нагрузку вдоль своего периметра, расщепляя аксиальное ударное воздействие на две дополнительные составляющие с образованием как азимутальных (вдоль периметра корпуса), так и радиальных (плоских) колебаний. Часть ударного воздействия в виде аксиальных упругих колебаний корпуса ловушки расплава не влияет на талрепы, азимутальные колебания гасятся упругими деформациями талрепов, а радиальные колебания, распространяющиеся в плоскости расположения талрепов, попеременно гасятся ими, как при гашении ударной радиальной нагрузки;
- непревышение действия азимутальных вырывающих сил на закладные детали в бетонной шахте реактора при сейсмических воздействиях на корпус ловушки расплава (гашение крутильных колебаний фланца корпуса) за счёт попеременной работы талрепов на растяжение и сжатие при воздействии плоских крутильных колебаний со стороны фланца корпуса ловушки расплава. Гашение колебаний обеспечивается поглощением энергии упругих деформаций талрепов, вплоть до затухания крутильных колебаний;
- сохранение целостности фланца корпуса ловушки расплава, закладных деталей шахты реактора и опоры верхней при аксиальных термических расширениях корпуса ловушки расплава за счёт обеспечения проворачиваемости вилок талрепов в аксиальной (вертикальной) плоскости, что обеспечивается исполнением гиперболической поверхности отверстий крепления талрепов в вилках корпуса ловушки расплава и в вилках вертикальных закладных плит, установленных в шахте реактора. Исполнение гиперболической поверхности отверстий в креплениях может быть выполнено как на корпусе ловушки расплава, так и на закладных плитах.
На фиг.1 изображено устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора, выполненное в соответствии с заявленным изобретением.
Заявленное изобретение работает следующим образом.
На фиг.1 изображено устройство (1) локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее ловушку (2) расплава (3), установленную под днищем корпуса (18) реактора и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного корпуса, наполнитель (4) для разбавления расплава (3), размещенный в упомянутом многослойном корпусе, нижнюю опору (5), состоящую из радиальных опор (6), расположенных с внешней стороны в нижней части корпуса (7) ловушки (2) расплава (3), и опирающихся на радиальные опоры (8) горизонтальной закладной плиты (9), соединенные с ними посредством фиксаторов (10), верхнюю опору (11), содержащую талрепы (12), установленные парами на верхней части корпуса (7) ловушки (2) расплава
(3) таким образом, что продольная ось каждой радиальной опоры (6) нижней опоры (5) корпуса (7) ловушки (2) расплава (3) проходит в проекции на равноудаленном расстоянии от мест (13) крепления парных талрепов (12), установленных касательно к корпусу (7), и соединяющих корпус (7) ловушки (2) расплава (3) с вертикальной стеной (14) шахты реактора.
Как показано на фиг. 3 и фиг. 4 тяги (15) талрепов (12) имеют отверстия (16), выполненные в виде гиперболических поверхностей, в которые установлены оси (19) креплений (20) опоры верхней (11). При изменении положения тяг (15) талрепов (12), соединяющих корпус (7) с местами креплений (13) парных талрепов (12), тяги (15) поворачиваются в аксиальной плоскости, проходящей через ось каждого талрепа (12).
В момент разрушения корпуса реактора расплав (2) активной зоны под действием гидростатического и избыточного давлений начинает поступать в двойной корпус (7) ловушки расплава и входит контакт с наполнителем (4).
При неосесимметричном залповом поступлении расплава (2), например,
60 тонн перегретой стали в течение 30с, основная ударная нагрузка приходится на боковую внутреннюю стенку корпуса (7) ловушки (2) расплава (3).
Как показано на фиг. 2, в этом случае те талрепы (12а), в зоне которых проявилось действие неосесимметричной аксиальной ударной нагрузки, не б
оказывают механического сопротивления формоизменению фланца (17) корпуса (7). При этом фланец (17) корпуса (7), в зоне расположения которого проявилось аксиальное ударное воздействие, перераспределяет ударную нагрузку вдоль своего периметра, расщепляя аксиальное ударное воздействие на две дополнительные составляющие с образованием как азимутальных (вдоль периметра корпуса (7)), так и радиальных (плоских) колебаний. Часть ударного воздействия в виде аксиальных упругих колебаний корпуса (7) не влияет на талрепы (12а), азимутальные колебания гасятся упругими деформациями талрепов (126), а радиальные колебания, в плоскости расположения талрепов (12а), попеременно гасятся ими, как при гашении ударной радиальной нагрузки.
Ударная радиальная нагрузка гасится следующим образом. Часть талрепов (12а) будет работать на сжатие, часть на растяжение в плоскости расположения талрепов (12). При этом горизонтальная ударная нагрузка приводит к возникновению плоских колебаний фланца (17) корпуса (7), при которых все талрепы (12) работают попеременно на растяжение и сжатие в зоне действия упругих деформаций талрепов (12), вплоть до затухания плоских колебаний.
Применение в устройстве локализации расплава активной зоны ядерного реактора верхней опоры вместе с нижней опорой позволило полностью устранить вероятность выхода расплава за пределы корпуса ловушки расплава за счет исключения его опрокидывания, даже при воздействии неосесимметричной ударной нагрузки.
Источники информации:
1. Патент РФ N° 2398294, МПК G21C 9/00, приоритет от 15.04.2009 г.
2. Патент Японии JP2010271261, MnKG21C9/00, приоритет от 25.05.2009 г.
Claims
1. Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее ловушку расплава, установленную под днищем корпуса реактора, и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного корпуса, наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном корпусе, верхнюю опору, нижнюю опору, состоящую из горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты, установленной под многослойным корпусом в бетоне шахты реактора, отличающееся тем, что горизонтальная секционная, сплошная или разделённая, закладная плита содержит радиальные опоры, ловушка расплава содержит радиальные опоры, опирающиеся на радиальные опоры горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты, радиальные опоры горизонтальной секционной, сплошной или разделённой, закладной плиты и радиальные опоры корпуса ловушки расплава соединены посредством фиксаторов, при этом радиальные опоры и фиксаторы имеют отверстия овальной формы, верхняя опора содержит талрепы, установленные парами на верхней части корпуса ловушки расплава таким образом, что продольная ось каждой радиальной опоры нижней опоры ловушки расплава проходит в проекции на равноудаленном расстоянии от мест крепления парных талрепов, установленных касательно к корпусу ловушки расплава, и соединяющих корпус ловушки расплава с вертикальной стеной шахты реактора, при этом крепления имеют отверстия, выполненные в виде гиперболических поверхностей.
Priority Applications (8)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EP18935165.3A EP3859748A1 (en) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Device for confining nuclear reactor core melt |
| CN201880095109.4A CN114207738A (zh) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | 核反应堆熔化物定域装置 |
| CA3105020A CA3105020A1 (en) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Device for confining nuclear reactor core melt |
| JP2020572860A JP7252987B2 (ja) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | 原子炉炉心溶融物局在化装置 |
| EA202092920A EA202092920A1 (ru) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
| BR112020026852-6A BR112020026852A2 (pt) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Dispositivo para confinamento do derretimento do núcleo de reator nuclear |
| US17/256,578 US11437157B2 (en) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Device for confining nuclear reactor core melt |
| KR1020207037551A KR102597607B1 (ko) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | 원자로 유효 노심 용융 코어 캐쳐 |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018133765A RU2700925C1 (ru) | 2018-09-25 | 2018-09-25 | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2018133765 | 2018-09-25 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2020067920A1 true WO2020067920A1 (ru) | 2020-04-02 |
Family
ID=68063236
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2018/000900 WO2020067920A1 (ru) | 2018-09-25 | 2018-12-28 | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US11437157B2 (ru) |
| EP (1) | EP3859748A1 (ru) |
| JP (1) | JP7252987B2 (ru) |
| KR (1) | KR102597607B1 (ru) |
| CN (1) | CN114207738A (ru) |
| BR (1) | BR112020026852A2 (ru) |
| CA (1) | CA3105020A1 (ru) |
| EA (1) | EA202092920A1 (ru) |
| RU (1) | RU2700925C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020067920A1 (ru) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2726226C1 (ru) * | 2019-12-30 | 2020-07-10 | Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" | Система удержания расплава в корпусе реактора |
| RU2734734C1 (ru) * | 2020-03-13 | 2020-10-22 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2742583C1 (ru) * | 2020-03-18 | 2021-02-08 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2736544C1 (ru) * | 2020-03-20 | 2020-11-18 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2736545C1 (ru) * | 2020-03-20 | 2020-11-18 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2749995C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-21 | 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 |
| RU2750204C1 (ru) * | 2020-11-10 | 2021-06-24 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
| RU2758496C1 (ru) * | 2020-12-29 | 2021-10-29 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2398294C1 (ru) | 2009-04-15 | 2010-08-27 | Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" | Устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
| JP2010271261A (ja) | 2009-05-25 | 2010-12-02 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置および格納容器 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2748483A1 (de) * | 1977-10-28 | 1979-05-03 | Kraftwerk Union Ag | Einrichtung zur kernbehaelter-absturzsicherung und kuehlmittelfuehrung bei einem kernreaktor-druckbehaelter |
| DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
| JPH0843576A (ja) * | 1994-07-27 | 1996-02-16 | Toshiba Corp | 原子炉コアキャッチャー |
| KR100436978B1 (ko) * | 2001-11-15 | 2004-06-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소의 원자로 공동구조 |
| US20080226012A1 (en) * | 2005-07-27 | 2008-09-18 | Battelle Memorial Institute | Proliferation-Resistant Nuclear Reactor |
| JP2011247584A (ja) * | 2010-05-21 | 2011-12-08 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| 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 |
| KR102398294B1 (ko) | 2021-02-26 | 2022-05-16 | 농업회사법인 아이오크롭스 주식회사 | 싱크 용량 및 소스 용량 판단 시스템 및 방법 |
-
2018
- 2018-09-25 RU RU2018133765A patent/RU2700925C1/ru active
- 2018-12-28 BR BR112020026852-6A patent/BR112020026852A2/pt active Search and Examination
- 2018-12-28 KR KR1020207037551A patent/KR102597607B1/ko active IP Right Grant
- 2018-12-28 US US17/256,578 patent/US11437157B2/en active Active
- 2018-12-28 EA EA202092920A patent/EA202092920A1/ru unknown
- 2018-12-28 EP EP18935165.3A patent/EP3859748A1/en not_active Ceased
- 2018-12-28 JP JP2020572860A patent/JP7252987B2/ja active Active
- 2018-12-28 CA CA3105020A patent/CA3105020A1/en active Pending
- 2018-12-28 CN CN201880095109.4A patent/CN114207738A/zh active Pending
- 2018-12-28 WO PCT/RU2018/000900 patent/WO2020067920A1/ru unknown
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2398294C1 (ru) | 2009-04-15 | 2010-08-27 | Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" | Устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
| JP2010271261A (ja) | 2009-05-25 | 2010-12-02 | Toshiba Corp | 炉心溶融物保持装置および格納容器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP7252987B2 (ja) | 2023-04-11 |
| EP3859748A1 (en) | 2021-08-04 |
| BR112020026852A2 (pt) | 2021-04-06 |
| KR102597607B1 (ko) | 2023-11-03 |
| CA3105020A1 (en) | 2020-04-02 |
| US11437157B2 (en) | 2022-09-06 |
| EA202092920A1 (ru) | 2021-06-22 |
| US20210210226A1 (en) | 2021-07-08 |
| JP2022511210A (ja) | 2022-01-31 |
| KR20210065071A (ko) | 2021-06-03 |
| RU2700925C1 (ru) | 2019-09-24 |
| CN114207738A (zh) | 2022-03-18 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| WO2020067920A1 (ru) | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора | |
| RU2696619C1 (ru) | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора | |
| US11521759B2 (en) | Melt confinement device | |
| US3937651A (en) | Nuclear reactor facility | |
| US20160125964A1 (en) | Seismic attenuation system for a nuclear reactor | |
| EP3489967B1 (en) | Seismic attenuation system for a nuclear reactor | |
| WO2020046165A1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
| US10550984B2 (en) | Pipe restraint and shield | |
| RU2400843C1 (ru) | Транспортно-упаковочный комплект для транспортировки и хранения отработавшего ядерного топлива | |
| US5301215A (en) | Nuclear reactor building | |
| RU2771463C1 (ru) | Опорная система корпуса устройства локализации расплава | |
| EA043199B1 (ru) | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора | |
| RU2771340C1 (ru) | Опорная система корпуса устройства локализации расплава | |
| CA3066161C (en) | Reactor molten core localization device | |
| US4657730A (en) | Low stressed rationally shaped core support | |
| CA3191251A1 (en) | Corium localizing and cooling system of a nuclear reactor | |
| RU2777423C1 (ru) | Способ изготовления фермы-консоли устройства локализации расплава | |
| RU2771264C1 (ru) | Ферма-консоль устройства локализации расплава | |
| WO2023128809A1 (ru) | Способ изготовления фермы-консоли устройства локализации расплава | |
| BR112019028211B1 (pt) | Dispositivo de localização de fusão da zona ativa do reator nuclear | |
| EA044394B1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора | |
| Schabert et al. | Nuclear reactor facility |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 18935165 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 3105020 Country of ref document: CA |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 2020572860 Country of ref document: JP Kind code of ref document: A |
|
| REG | Reference to national code |
Ref country code: BR Ref legal event code: B01A Ref document number: 112020026852 Country of ref document: BR |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 112020026852 Country of ref document: BR Kind code of ref document: A2 Effective date: 20201228 |
|
| ENP | Entry into the national phase |
Ref document number: 2018935165 Country of ref document: EP Effective date: 20210426 |