WO2020096488A1 - Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа - Google Patents

Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа Download PDF

Info

Publication number
WO2020096488A1
WO2020096488A1 PCT/RU2019/000712 RU2019000712W WO2020096488A1 WO 2020096488 A1 WO2020096488 A1 WO 2020096488A1 RU 2019000712 W RU2019000712 W RU 2019000712W WO 2020096488 A1 WO2020096488 A1 WO 2020096488A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
concrete
corium
melt
sacrificial material
reactor
Prior art date
Application number
PCT/RU2019/000712
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Евгени Петров ПЕШЕВ
Владимир Семенович ГРАНОВСКИЙ
Владимир Бенцианович ХАБЕНСКИЙ
Вячеслав Андреевич ВАСИЛЕНКО
Рудольф Денисович ФИЛИН
Евгений Владимирович КРУШИНОВ
Сергей Александрович ВИТОЛЬ
Андрей Анатольевич СУЛАЦКИЙ
Вячеслав Исхакович АЛЬМЯШЕВ
Виктор Владимирович ГУСАРОВ
Original Assignee
Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский Технологический Институт Имени А.П. Александрова" (Фгуп "Нити Им. А.П. Александрова")
Евгени Петров ПЕШЕВ
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 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский Технологический Институт Имени А.П. Александрова" (Фгуп "Нити Им. А.П. Александрова"), Евгени Петров ПЕШЕВ filed Critical Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Исследовательский Технологический Институт Имени А.П. Александрова" (Фгуп "Нити Им. А.П. Александрова")
Publication of WO2020096488A1 publication Critical patent/WO2020096488A1/ru

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
    • 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 technical solution relates to nuclear energy, specifically to the safety systems of nuclear power plants (NPPs) with nuclear water-type reactors (WWER), namely, to devices for localization and cooling of molten corium in case of emergency exit from the reactor vessel in severe accidents with violation of cooling and core melting.
  • NPPs nuclear power plants
  • WWER nuclear water-type reactors
  • Sacrificial material placed in the subreactor room of a concrete mine is a large-mesh perforated element made of light fusible oxides (for example, Si0 2 or A1 2 0 ⁇ ) and is made in the form of T-shaped, rectangular, Z-shaped, U-shaped or shaped bricks laid in a lock with an offset in the horizontal plane relative to each other.
  • a large-mesh perforated element made of light fusible oxides (for example, Si0 2 or A1 2 0 ⁇ ) and is made in the form of T-shaped, rectangular, Z-shaped, U-shaped or shaped bricks laid in a lock with an offset in the horizontal plane relative to each other.
  • an annular heat exchanger protective shields are installed made of refractory elements in the form of ceramic plates, plates of refractory oxides, carbides, plates of cast iron, steel.
  • the water-cooled steel body of the trap is made in the form of a vessel (trap of a crucible type), closed on top with a thin-walled steel sheet.
  • the bottom of the body is deepened to the center, the wall thickness of the bottom is not less than 30% more than the thickness of the side wall of the body.
  • a concrete-coated guide element is located between the bottom of the reactor and the trap.
  • the sacrificial material the diluent of the uranium-containing part of the corium — is placed in the form of briquettes in steel shells, and the briquettes in steel blocks.
  • Steel elements serve as a diluent material for the metal part of the corium.
  • the mass of the diluent material of the uranium-containing part of the corium is determined from the condition of ensuring the inversion of the uranium-containing and metal parts of the corium and from the condition of limiting the heat flux supplied to the body to an acceptable level.
  • the mass of the diluent material of the metal part of the corium is determined from the condition of limiting the temperature of the metal part of the corium to an acceptable level.
  • the solution according to RF patent M 2514419 develops the previous invention in that the blocks with the briquettes of the sacrificial material, partially filled with concrete, are placed in several horizontal layers, the bottom of the lower block is identical in shape to the bottom of the case, the blocks above it have a central hole.
  • the mass of the diluent material of the uranium-containing part of the corium is not less than the maximum of the values obtained by calculations for the conditions of ensuring the inversion of the melts of the uranium-containing and metal parts of the corium, for the conditions of limiting the heat flux supplied to the body to an acceptable level, and for the oxidation condition of the unoxidized zirconium contained in the melt.
  • the maximum mass of water in the concrete of the casing should not exceed 3.5 mass percent, and in the cement binder of the briquettes of the diluent material - 8 mass percent.
  • a common disadvantage of the known devices for localizing corium placed in concrete mines of reactors is the complexity of the execution and placement of the sacrificial material in the subreactor space, as well as the restrictions on the placement and cooling a large mass of corium, which increases with increasing reactor power, which is due to the limited amount of subreactor space of a concrete mine.
  • the limited volume of the subreactor space of the concrete shaft increases the period of complete crystallization of the melt.
  • the need for a corium localization device exists to increase the safety of a large number of operating NPP units, the design of which does not provide for the availability of these devices, and the considered devices (traps) can be placed in a concrete mine only during the construction of the units, but not during their modernization .
  • a device of this type is designed for a boiling water reactor in the USA [T. G. Theofanous, Truc-Nam Dinh. Integration of multiphase science and technology with risk management in nuclear power reactors. Application of the Risk-Oriented Accident Analysis Methodology to the Economic, Simplified Boiling Water Reactor Design // Multiphase Science and Technology. 2008. Vol. 20, No. 2, p. 81-211]. It is a system of pipes slightly inclined to the horizon and located close to each other, in which cooling water circulates. Together, the pipes form a container in which localization and cooling of the corium occurs, while the inner surface of the tank is covered with a refractory protective material.
  • the trap is a thick-walled steel box, the inner surface of which is covered with sacrificial materials, the purpose of which is the same as in crucible type traps. Water cools the box from the outside and is fed to the surface of the melt.
  • DE Na 4319094 discloses a design for a melt trap device that is used for pressurized water reactors and which contains a pre-chamber (trap) located under the reactor and connected by a channel to the spreading chamber (room). In the channel there is a partition (plug), which is destroyed by the core melt through a predetermined the period of time after it enters the trap.
  • the plug may, in particular, be made in the form of a metal plate.
  • Corium retention devices used in pressurized water reactors contain sacrificial material to dissolve corium, which dissolves in the corium melt.
  • the composition of the sacrificial material is given in the article [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, B. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Düsseldorf Germany, Nov. 15-18, 1999].
  • the article also describes a device for holding and cooling the melt of the core of a water-type reactor, which contains a trap - a drive / collector of core melt (corium) located in the subreactor space of a concrete mine.
  • the trap has a cylindrical shape.
  • the walls of the trap formed by a layer of sacrificial material, are adjacent to the wall of a concrete shaft covered with a layer of protective material.
  • the lower part of the trap tapers into a cone, in the wall of which there is a proplast plug. After the plug is melted, the melt enters the inclined drain channel, the walls of which are covered with a layer of protective material, and then to the spreading room.
  • the protective material below is cooled by water. After spreading the corium melt, its surface is also cooled by water.
  • the composition of the sacrificial material includes iron oxides (Fe 2 0 3 ), silicon oxides (Si0 2 ), ⁇ 2 0 ⁇ and other oxides of the type A1 2 0 3 , CaO, MgO, ⁇ 2 .
  • the sacrificial material consists in improving the fluidity by lowering the liquidus and solidus temperatures when the sacrificial material is dissolved in the oxide part of the corium melt, in the oxidation of the metal zirconium contained in the corium melt, when it interacts mainly with Fe 2 0 3, and in ensuring the metal inversion and oxide parts of the corium melt (the location of the molten metal part under the oxide) by reducing the density of the melt of the oxide part of the corium when dissolving the sacrificial material in it .
  • the device is operational, but the problem is that:
  • the device cannot be used for the modernization of existing NPP units, as the manufacture and installation of its trap are possible only before the installation of the reactor;
  • the composition of the sacrificial material which is the most important element of the localization device, namely the presence of silicon oxides, determines the high viscosity of the melt formed after dissolution of the sacrificial material in the corium melt, which complicates the uniform spreading of the melt.
  • the sacrificial material has a high moisture content inherent in concrete based on Portland cement and is approximately 22-28 mass. % This leads to a large generation of hydrogen as a result of the steam-zirconium reaction during the interaction of the sacrificial material with the corium melt.
  • the objective is to reduce these shortcomings by making such changes to the design of the device and the composition of the sacrificial material, which is a mandatory component (component) of the device, which guarantee the manufacturability of the design, making it possible to mount on modernized NPPs with water-cooled reactors without changing the design reactor installation.
  • An additional technical result consists in improving the properties of the sacrificial material, which ensures, when interacting with it, the corium melt, reducing the generation of hydrogen and the viscosity of the melt, which creates additional conditions for the installation of the device in the most simple and economical way.
  • the device for the localization of the corium of the nuclear reactor of the water-water type contains a trap placed in the concrete shaft of the reactor with sacrificial and protective materials and adjacent to in a concrete mine, a spreading room with layers of sacrificial, steel and protective materials arranged sequentially from top to bottom on its floor.
  • a channel with a meltable plug is made in the wall of a concrete shaft and communicates a pretext with a spreading room.
  • the plug is placed on the side of the trap and represents a part of the wall of the concrete shaft, the thickness of the specified part is determined taking into account the time of movement of the corium melt into the trap and taking into account the speed of interaction of the corium melt and the sacrificial material with the specified part of the concrete wall, while the sacrificial material, which is an integral component of the device , made by concrete technology with a minimum water content.
  • the specified set of features namely, the use in the device of a sacrificial material made using concrete technology with the minimum possible amount of water, the layering of the sacrificial and protective materials in a concrete mine, the completion of the plug in the form of a part of the wall of the concrete mine, and also the execution of the said part, taking into account the time of movement of the corium melt and the rate of interaction of the corium melt and the sacrificial material with the indicated part of the concrete wall (with a plug), allows to solve the problem mu increase the safety of existing nuclear power plants during their modernization, as the implementation and installation of the inventive device does not require dismantling of existing structures and a long stay of personnel in the subreactor space of a concrete mine.
  • the sacrificial material as a binder includes calcium-aluminum cement containing 80 wt.% A1 2 0 3 and 20 wt.% CaO, and also 10 wt.% H 2 0, and aggregate containing 20 ... 40 wt. . % Fe 2 0 3 and 80 ... 60 mass. % A1 2 0 3 , and the mass fraction of aggregate in the mixture with a binder was 40 ... 80%.
  • sacrificial material made by concrete technology provides a relatively simple process of its placement, since the material is used not in the form of, for example, shaped bricks or briquettes that require special laying, but in the form of a solution that is fed through a hose with a nozzle from the outside of the concrete shaft, for example, through an existing opening in the wall of a concrete shaft (door).
  • the figure shows a General view of the device for localization of the corium of a nuclear reactor of the water-water type (simplified), where the following notation: 1 - reactor; 2 - concrete mine; 3 - trap; 4 - sacrificial material; 5 - protective material; 6 - wall of the concrete shaft; 7 - drain channel; 8 - a stub; 9 - spreading room; 10 - steel material.
  • the device comprises a nuclear reactor 1 located in a concrete shaft 2.
  • a trap 3 In the subreactor space of the concrete shaft there is a trap 3.
  • the drain channel 7 is made in the wall 6 of the concrete shaft 2, which communicates the trap 3 after the penetration of the plug 8 with the spreading room 9, which is adjacent to the concrete shaft.
  • Sacrificial material made using concrete technology consists of cementitious - alum-calcium cement containing 80 wt.% A1 2 0z, 20 wt.% CaO and, moreover, 10 wt.% H 2 0 (the ratio of the components corresponds to commercially available high-alumina cement of the brand SECAR 80, this cement was selected by the criterion of minimum moisture content - less than 10 wt.%), And aggregate containing 20 ... 40 wt. % Fe 2 0 3 and 80 ... 60 mass.
  • iron oxide provides the oxidizing resources of the sacrificial composition
  • aluminum oxide provides a decrease in the density of the oxide part of the corium to invert it with the metal part, these criteria are met in the specified range of the ratio of the selected oxides)
  • the mass fraction of aggregate in the mixture with cement - the binder is 40 ... 80% (the upper limit of this range is limited by the workability criterion of the mixture, and the lower by the moisture content of the sacrificial composition).
  • the mass of the sacrificial material is taken as the maximum of two quantities determined based on the following conditions: - firstly, it is sufficient for the oxidation of all zirconium contained in the corium, and,
  • the first condition corresponds to the expression (1) - the mass balance of the reaction of oxidation of zirconium with iron oxide (III):
  • the second condition corresponds to the expression (2) - the assumption of additivity of the densities of the components of the melt:
  • rst is the density of the molten steel
  • CFe203 mass fraction of hematite in fatty acids
  • pz r is the atomic mass of zirconium
  • PFe203 is the molar mass of hematite.
  • the melt density of the oxide part of the corium becomes lower than the melt density of the metal part of the corium, and the melt is inverted.
  • the molten metal part corium molten steel
  • the protective material is made on the basis of refractory zirconium dioxide (Zr0 2 ) or other refractory material, therefore, the rate of ablation of the protective material when interacting with the molten steel is incomparably lower than the rate of ablation of the sacrificial material and concrete when interacting with the corium melt.
  • the corium melt interacts with the wall of the concrete mine in the area of the stub for almost the entire time from the start of the melt entering the trap to the penetration of the stub.
  • the thickness of the stub is determined by the expression
  • t p is the duration of the melt entering the trap, which is determined on the basis of calculated estimates and depends on the specific type of nuclear power plant reactor and the scenario of the accident [Nuclear Safety in Light Water Reactors. Severe Accident Phenomenology. Edited by Bal Raj Sehgal. Academic Press. 2012.714 p.].
  • the corium melt through the channel 7 enters from the trap 3 into the spreading room 9.
  • the presence of a spreading surface layer on the floor of the relatively relatively low-melting sacrificial material 4 contributes to better melt spreading
  • the presence of a layer of steel material 10 reduces the temperature of the corium melt during melting of this layer, and the molten steel due to the higher density with respect to oxides remains on the surface of the protective material.
  • the protective material layer 5 is cooled from below by water, which ensures a decrease in temperature at the interface with the molten steel to a value at which the ablation of the protective material is completely stopped.
  • the claimed device can be used to improve safety in the event of a severe accident with melting of the core of a nuclear reactor at modernization, for example, nuclear power plants with VVER-1000, as well as foreign reactors PWR and BWR.
  • cement mixture 80 wt.% A1 20 0, 20 wt.% CaO and, moreover, 10 wt.% H 2 0.
  • a filler a mixture of Fe 2 0 3 and A1 2 0 3 in the ratio of 34.4 wt.% And 65.6 wt.%, And the mass fraction of filler is 80 wt. %
  • the total mass of hydrogen that can be released in the reaction of Zr with H 2 0 is 400 kg. This value is significantly less than that which will be distinguished when using Portland cement, used, for example, in the device described in [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, B. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Düsseldorf Germany, Nov. 15-18, 1999], because in it, the water content is more than 20 mass. %, instead of 10 mass. % in the claimed device.
  • the duration of arrival of the corium melt into the trap from the reactor vessel does not exceed 2 hours. Based on the value of concrete ablation rate when interacting with the corium melt, approximately 1 mm / min, the thickness of the plug, in accordance with dependence (3), will be 120 mm. Considering that the wall thickness of the concrete shaft is approximately 1 m, ablation of the wall of the concrete shaft in the melt supply zone cannot significantly weaken its bearing capacity.
  • the melt through the drain channel enters the spreading room, where it finally localizes and cooling by supplying water to the surface (for example, through a reactor shaft).
  • the presence of sacrificial and steel materials on the floor of the spreading room ensures uniform spreading and a decrease in the initial temperature of the melt, and the cooling of the protective material eliminates the possibility of its ablation when interacting with the molten steel.
  • the claimed design of the device ensures its effectiveness in localization and subsequent cooling of the corium melt.
  • the simplicity of design using sacrificial material made using concrete technology allows the device to be used to modernize existing nuclear power plants with water-to-water reactors, moreover, the use of sacrificial material made using concrete technology with the minimum possible amount of water minimizes the yield of hydrogen, which increases safety NPP also improves the spreading of the melt, which contributes to its uniform distribution in the spreading room and, thanks to this, min imitates the time of complete crystallization.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно, к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны. Устройство содержит размещенную в бетонной шахте реактора предловушку с жертвенным и защитным материалами, примыкающее к бетонной шахте помещение растекания с расположенными на его полу последовательно сверху вниз слоями жертвенного, стального и защитного материалов, канал с проплавляемой заглушкой, выполненный в бетонной стенке шахты и сообщающий предловушку с помещением растекания. Заглушка размещена со стороны предловушки и представляет собой часть стенки бетонной шахты, толщина указанной части определена с учетом времени перемещения расплава кориума в предловушку и с учетом скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью стенки бетонной шахты. Жертвенный материал изготовлен по бетонной технологии с минимальным содержанием воды. Технический результат - обеспечение возможности монтажа на модернизируемых АЭС с реакторами водо-водяного типа без изменения конструкции реакторной установки.

Description

Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа
Область техники
Техническое решение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно, к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны.
Развитие ядерной энергетики, основой которой являются ВВЭР, требует комплексного обеспечения безопасности АЭС. Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественных отказах систем ее охлаждения. 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 защитной оболочки контейнмента АЭС - последнего барьера, препятствующего распространению радиоактивных продуктов в окружающую среду. Для предотвращения этого необходимо локализовать вытекший кориум и обеспечить его непрерывное охлаждение вплоть до полной кристаллизации. Эту функцию выполняют системы локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора (кориума), которые предотвращают повреждение защитной оболочки контейнмента АЭС и тем самым защищают население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Предшествующий уровень техники
Известны несколько путей защиты от выхода кориума из контейнмента. Так, в Швеции [Safety against Releases in Severe Accidents. Final Report of the Nordic Nuclear Safety Research Project RAK-2. NKS(97)FR2. ISBN 87-7893-022-7. Edited by I. Lindholm, O. Berg, E. Nonbol. December 1997] для реакторов с кипящим теплоносителем предложено размещать под реактором в шахте бассейн, заполненный водой. Однако при этом существует опасность разрушения защитной оболочки контейнмента в результате парового взрыва, возникающего при падении расплава в воду. В техническом решении по патенту US Ns 3702802 (опубл. 14.11.1972) предложено поместить под реактором заслон из материала на основе базальта, который разбавляет кориум. По мнению авторов решения, это понижает температуру расплава и предотвращает его выход из подреакторного пространства бетонной шахты реактора. Однако это может только замедлить процесс распространения кориума, поскольку располагаемый для загрузки базальта объем бетонной шахты ограничен. Кроме того, в системе компонентов кориума и Si02 (Si02 - основной компонент базальта) происходит расслаивание двух жидкостей с разным химическим составом, что также ограничивает возможность разбавления кориума.
Известен ряд патентов РФ, где описаны решения, в соответствии с которыми кориум локализуется и захолаживается в водоохлаждаемой ловушке расплава, размещенной в подреакторном пространстве бетонной шахты. Ловушка заполнена крупноячеистыми жертвенными материалами. Назначение последних:
а) защитить стенки ловушки от механических и/или тепловых ударов в момент поступления кориума в подреакторное помещение,
б) обеспечить окисление активных восстановителей кориума окислителями, входящими в состав жертвенных материалов, для того, чтобы минимизировать выход водорода в газовую фазу при последующем охлаждении расплава водой,
в) разбавить кориум более легкими примесями для уменьшения плотности оксидного расплава, что приведет к всплытию оксидного материала над металлическим (так называемую инверсию, обмен положением оксидного и металлического слоев расплава) и этим предотвратить образование водорода при последующей подаче воды на поверхность ванны,
г) обеспечить более эффективное охлаждение разбавленного расплава из-за уменьшения объемного остаточного энерговыделения и существенного уменьшения теплового потока в стенку корпуса реактора.
Так, известно техническое решение по патенту РФ M 2165652 (опубл. 20.04.2001), где корпус ловушки выполнен в виде кольцевого теплообменника, который установлен на полу шахты. Защитная ферма под реактором имеет в центре тепловую и радиационную защиту, при этом ферма повторяет профиль днища корпуса реактора и выполнена из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. Жертвенный материал, размещаемый в подреакторном помещении бетонной шахты, представляет собой крупноячеистые перфорированные элементы из легких легкоплавких оксидов (например, из Si02 или А120з) и выполнен в виде Т-образных, прямоугольных, Z-образных, П-образных или фасонных кирпичей, уложенных в замок со смещением в горизонтальной плоскости относительно друг друга. Между крупноячеистыми перфорированными элементами и кольцевым теплообменником установлены защитные экраны, выполненные из тугоплавких элементов в виде керамических пластин, пластин из тугоплавких оксидов, карбидов, пластин из чугуна, стали.
В решении по патенту РФ N° 2253914 (опубл. 10.06.2005) водоохлаждаемый стальной корпус ловушки выполнен в форме сосуда (ловушка тигельного типа), закрытого сверху тонкостенным стальным листом. Днище корпуса углублено к центру, толщина стенки днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса. Между днищем реактора и ловушкой расположен направляющий элемент с бетонным покрытием. Жертвенный материал - разбавитель урансодержащей части кориума - размещен в виде брикетов в стальных оболочках, а брикеты - в стальных блоках. Стальные элементы служат в качестве материала-разбавителя металлической части кориума. Массу материала-разбавителя урансодержащей части кориума определяют из условия обеспечения инверсии урансодержащей и металлической частей кориума и из условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем. Массу материала-разбавителя металлической части кориума определяют из условия ограничения температуры металлической части кориума допустимым уровнем.
Решение по патенту РФ M 2514419 (опубл. 27.04.2014) развивает предыдущее изобретение тем, что блоки с брикетами жертвенного материала, частично заполненные бетоном, размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока идентично по форме днищу корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие. Масса материала-разбавителя урансодержащей части кориума не меньше максимальной из величин, полученных расчетами для условий обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и металлической частей кориума, для условий ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем и для условия окисления содержащегося в расплаве кориума неокисленного циркония. Также максимальная масса воды в бетоне корпуса не должна превышать 3,5 массовых процента, а в цементном связующем брикетов материала-разбавителя - 8 массовых процентов.
Общим недостатком известных устройств локализации кориума, размещаемых в бетонных шахтах реакторов, является сложность исполнения и размещения жертвенного материала в подреакторном пространстве, а также ограничения по размещению и охлаждению большой массы кориума, которая увеличивается с увеличением мощности реактора, что обусловлено ограниченным объемом подреакторного пространства бетонной шахты. Помимо этого, ограниченный объем подреакторного пространства бетонной шахты увеличивает период полной кристаллизации расплава. Кроме того, необходимость в устройстве локализации кориума существует для повышения безопасности большого числа действующих блоков АЭС, в конструкции которых не предусмотрено наличие данных устройств, и рассмотренные устройства (ловушки) могут быть размещены в бетонной шахте только в процессе сооружения блоков, но не при их модернизации.
Известны устройства локализации кориума, размещаемые вне бетонной шахты реактора.
Устройство такого типа сконструировано для реактора с кипящей водой в США [Т. G. Theofanous, Truc-Nam Dinh. Integration of multiphase science and technology with risk management in nuclear power reactors. Application of the Risk-Oriented Accident Analysis Methodology to the Economic, Simplified Boiling Water Reactor Design // Multiphase Science and Technology. 2008. Vol. 20, No. 2, p. 81-211]. Оно представляет собой систему слабо наклонных к горизонту и расположенных вплотную друг к другу труб, в которых циркулирует охлаждающая вода. В совокупности трубы образуют ёмкость, в которой происходит локализация и захолаживание кориума, при этом внутренняя поверхность ёмкости покрыта тугоплавким защитным материалом.
Другим примером устройства такого типа является ловушка кориума для проекта реактора EU-APR1400 (Республика Корея) [V.S. Granovsky, А.А. Sulatsky, V.B. Khabensky et al. Modeling of Melt Retention in EU-APR1400 Ex-Vessel Core Catcher // Proceedings of ICAPP’l2, Chicago, USA, June 24-28, 2012. Paper 12348]. Ловушка представляет собой толстостенный стальной короб, внутренняя поверхность которого покрыта жертвенными материалами, назначение которых такое же, как в ловушках тигельного типа. Вода охлаждает короб снаружи и подается на поверхность расплава.
Ряд конструкторских решений, предложенных фирмой Siemens, приведены в описаниях к патенту DE Ns 19512287 (опубл. 08.08.1996) и к заявке DE N° 4319094 (опубл. 15.12.1994). В заявке DE Na 4319094 приведена конструкция устройства улавливания расплава, которое применяется для реакторов с водой под давлением, и которое содержит расположенную под реактором предкамеру (предловушку), сообщенную каналом с камерой (помещением) растекания. В канале расположена перегородка (заглушка), которая разрушается расплавом активной зоны через заданный промежуток времени после его поступления в предловушку. Заглушка может, в частности, быть выполнена в виде металлической пластины.
В патенте DE N° 19512287 (опубл. 08.08.1996) описано устройство удержания кориума при его охлаждении путем растекания по большой площади в помещении растекания, примыкающим к бетонной шахте водо-водяного реактора, с покрытием из огнеупорного (защитного) материала, с последующей подачей воды на поверхность расплава. Охлаждающая вода протекает по трубам, расположенным в слое защитного материала. Устройство оснащено расположенной в бетонной шахте под реактором и выполненной в виде металлического тигля предловушкой - накопителем/сборником кориума, выпуск которого в помещение (камеру) растекания происходит через канал при проплавлении плавкого затвора, расположенного в боковой стенке предловушки. Функции предловушки, канала и камеры растекания, и их конструкция подробно представлены в описании к приведенной выше заявке DE N° 4319094.
В устройствах удержания кориума, используемых в реакторах с водой под давлением, с целью облегчения растекания кориума содержится жертвенный материал, который растворяется в расплаве кориума. Состав жертвенного материала приведен в статье [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, В. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Karlsruhe Germany, Nov. 15-18, 1999]. В статье описано также устройство для удержания и охлаждения расплава активной зоны реактора водо- водяного типа, которое содержит предловушку - накопитель/сборник расплава активной зоны (кориума), расположенную в подреакторном пространстве бетонной шахты. Предловушка имеет цилиндрическую форму. Стенки предловушки, образованные слоем жертвенного материала, примыкают к стенке бетонной шахты, покрытой слоем защитного материала. Нижняя часть предловушки сужается на конус, в стенке которого расположена проплавляемая заглушка. После проплавления заглушки расплав поступает в наклонный сливной канал, стенки которого покрыты слоем защитного материала, и далее - в помещение растекания. На полу помещения растекания, примыкающего к бетонной шахте со стороны канала, расположены три слоя (сверху вниз): жертвенный материал, сталь, защитный материал. Защитный материал снизу охлаждается водой. После растекания расплава кориума его поверхность также охлаждается водой.
В состав жертвенного материала (бетона) входят оксиды железа (Fe203), оксиды кремния (Si02), В20з и другие оксиды типа А1203, CaO, MgO, ТЮ2. Функции жертвенного материала заключаются в улучшении жидкотекучести за счет уменьшения температур ликвидус и солидус при растворении жертвенного материала в оксидной части расплава кориума, в окислении металлического циркония, содержащегося в расплаве кориума, при его взаимодействии, главным образом, с Fe203 и в обеспечении инверсии металлической и оксидной частей расплава кориума (расположение расплава металлической части под оксидной) за счет уменьшения плотности расплава оксидной части кориума при растворении в нем жертвенного материала.
Устройство работоспособно, однако проблема состоит в том, что:
1. устройство не может быть использовано при модернизации действующих блоков АЭС, т.к. изготовление и монтаж его предловушки возможны только до монтажа реактора;
2. состав жертвенного материала, являющегося важнейшим элементом устройства локализации, а именно наличие оксидов кремния, обусловливает высокую вязкость расплава, образующегося после растворения жертвенного материала в расплаве кориума, что затрудняет равномерное растекание расплава. Кроме того, жертвенный материал обладает высоким влагосодержанием, присущим бетонам на основе портландцемента и составляющим приблизительно 22-28 масс. %. Это приводит к большой генерации водорода в результате паро-циркониевой реакции при взаимодействии жертвенного материала с расплавом кориума.
Раскрытие изобретения
Задача заключается в том, чтобы уменьшить указанные недостатки путем внесения таких изменений в конструкцию устройства и состав жертвенного материала, являющегося обязательным компонентом (составной частью) устройства, которые гарантируют технологичность конструкции, обеспечив возможность монтажа на модернизируемых АЭС с реакторами водо-водяного типа без изменения конструкции реакторной установки. Дополнительный технический результат заключается в улучшении свойств жертвенного материала, обеспечивающего, при взаимодействии с ним расплава кориума, уменьшение генерации водорода и вязкости расплава, что создает дополнительные условия для выполнения монтажа устройства наиболее простым и экономичным способом.
Поставленная задача решается тем, что устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа содержит размещенную в бетонной шахте реактора предловушку с жертвенным и защитным материалами и примыкающее к бетонной шахте помещение растекания с расположенными на его полу последовательно сверху вниз слоями жертвенного, стального и защитного материалов. Канал с проплавляемой заглушкой выполнен в стенке бетонной шахты и сообщает предловушку с помещением растекания. Заглушка размещена со стороны предловушки и представляет собой часть стенки бетонной шахты, толщина указанной части определена с учетом времени перемещения расплава кориума в предловушку и с учетом скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью бетонной стенки, при этом жертвенный материал, являющийся неотъемлемой составляющей устройства, изготовлен по бетонной технологии с минимальным содержанием воды. Указанная совокупность признаков, а именно, использование в устройстве жертвенного материала, изготовленного по бетонной технологии с содержанием минимально возможного количества воды, послойное размещение жертвенного и защитного материалов в бетонной шахте, выполнение заглушки в виде части стенки бетонной шахты, а также выполнение упомянутой части с учетом времени перемещения расплава кориума и скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью бетонной стенки (с заглушкой), позволяет решить проблему повышения безопасности действующих АЭС при их модернизации, т.к. выполнение и установка заявляемого устройства не требует демонтажа существующих конструкций и длительного пребывания персонала в подреакторном пространстве бетонной шахты.
Предпочтительно, чтобы жертвенный материал в качестве вяжущего включал алюмокальциевый цемент, содержащий 80 масс.% А1203 и 20 масс.% СаО, а также сверх того 10 масс.% Н20, и заполнитель, содержащий 20...40 масс. % Fe203 и 80...60 масс. % А1203, причем массовая доля заполнителя в смеси с вяжущим составляла 40...80%. Использование жертвенного материала, изготовленного по бетонной технологии, обеспечивает относительно простой процесс его размещения, поскольку материал применяется не в виде, например, фасонных кирпичей или брикетов, требующих специальной укладки, а в виде раствора, который подается по шлангу с насадкой, извне бетонной шахты, например, через существующий проем в стенке бетонной шахты (дверь).
Перечисленная совокупность существенных признаков неизвестна заявителю из доступных источников информации, что подтверждает новизну устройства. Она не вытекает также явным образом из современного уровня техники и неочевидна для специалиста. Краткое описание чертежей
Указанные преимущества, а также особенности настоящего решения поясняются лучшим вариантом его выполнения со ссылками на прилагаемую фигуру.
На фигуре представлен общий вид устройства локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа (упрощенно), где приняты следующие обозначения: 1 - реактор; 2 - бетонная шахта; 3 - предловушка; 4 - жертвенный материал; 5 - защитный материал; 6 - стенка бетонной шахты; 7 - сливной канал; 8 - заглушка; 9 - помещение растекания; 10 - стальной материал.
Вариант осуществления изобретения
Устройство содержит ядерный реактор 1, размещенный в бетонной шахте 2. В подреакторном пространстве бетонной шахты расположена предловушка 3. На полу предловушки расположены сверху вниз слои жертвенного материала 4 и защитного материала 5. В стенке 6 бетонной шахты 2 выполнен сливной канал 7, сообщающий предловушку 3 после проплавления заглушки 8 с помещением растекания 9, которое примыкает к бетонной шахте. На полу помещения растекания расположены слои жертвенного материала 4 и охлаждаемого защитного материала 5, а также слой стального материала 10.
Вытекающий из реактора расплав оксидной и металлической частей кориума поступает в предловушку и взаимодействует с жертвенным материалом. Жертвенный материал, изготовленный по бетонной технологии, состоит из вяжущего - алюмокальциевого цемента, содержащего 80 масс.% А120з, 20 масс.% СаО и, сверх того, 10 масс.% Н20 (соотношение компонентов отвечает серийно выпускаемому высокоглиноземистому цементу марки SECAR 80, данный цемент выбран по критерию минимального влагосодержания - менее 10 масс. %), и заполнителя, содержащего 20...40 масс. % Fe203 и 80...60 масс. % А1203, (оксид железа обеспечивает окислительные ресурсы жертвенной композиции, оксид алюминия обеспечивает понижение плотности оксидной части кориума до инверсии ее с металлической частью, данные критерии выполняются в указанном диапазоне изменения отношения выбранных оксидов), причем массовая доля заполнителя в смеси с цементом - вяжущим составляет 40...80% (верхняя граница данного диапазона ограничена по критерию удобоукладываемости смеси, а нижняя - по влагосо держанию жертвенной композиции).
Масса жертвенного материала принимается максимальной из двух величин, определенных, исходя из следующих условий: - во-первых, она достаточна для окисления всего циркония, содержащегося в кориуме, и,
- во-вторых, она достаточна для такого разбавления оксидной части расплава кориума, что его плотность становится меньше плотности металлической (стальной) части расплава кориума, обеспечивая их инверсию. Первому условию соответствует выражение (1) - массовый баланс реакции окисления циркония оксидом железа (III):
Figure imgf000011_0001
второму условию соответствует выражение (2) - допущение аддитивности плотностей компонентов расплава:
Figure imgf000011_0002
где
Мжм - масса жертвенного материала (ЖМ);
Мр - масса расплава, поступившего из корпуса реактора в бетонную шахту;
RR,OKO - плотность оксидного расплава, поступившего в бетонную шахту из корпуса реактора, включая расплав оксида циркония;
РР,ЖМ - плотность расплава компонентов ЖМ после взаимодействия с расплавом, поступившим в бетонную шахту из корпуса реактора;
Сжм - массовая доля расплава компонентов ЖМ после взаимодействия с расплавом,
поступившим в бетонную шахту из корпуса реактора, от исходной массы ЖМ;
Соке - массовая доля оксидной части в расплаве, поступившем в бетонную шахту из реактора, с учетом массы оксида циркония;
рст - плотность расплава стали;
роке - плотность оксидного расплава в бетонной шахте;
Czr - массовая доля неокисленного циркония в расплаве, поступившем из корпуса реактора в бетонную шахту;
CFe203 - массовая доля гематита в ЖМ;
pzr - атомная масса циркония;
PFe203 - молярная масса гематита.
После плавления/растворения жертвенного материала плотность расплава оксидной части кориума становится меньше плотности расплава металлической части кориума, и происходит инверсия расплавов. При этом расплав металлической части кориума (расплав стали) начинает взаимодействовать с защитным материалом, расположенным в предловушке под жертвенным материалом. Защитный материал изготовлен на основе тугоплавкого диоксида циркония (Zr02) или другого тугоплавкого материала, поэтому скорость абляции защитного материала при взаимодействии с расплавом стали несоизмеримо меньше, чем скорость абляции жертвенного материала и бетона при взаимодействии с расплавом кориума.
Расплав кориума взаимодействует со стенкой бетонной шахты в районе заглушки в течение практически всего времени от начала поступления расплава в предловушку до проплавления заглушки. Толщина заглушки определяется выражением
63 = W6 tp, (3) где
d3 - толщина заглушки;
we - средняя скорость взаимодействия расплава с бетонной стенкой (средняя скорость плавления/абляции бетона). Данная величина определяется либо экспериментально, либо оценивается на основании данных об интенсивности теплообмена расплава кориума с бетоном, плотности, энтальпии плавления бетона и энтальпии бетона при комнатной температуре [State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability. NEA Report No. 7392. 2017. p.43-45];
tp - длительность поступления расплава в предловушку, которая определяется на основании расчетных оценок и зависит от конкретного типа реактора АЭС и сценария развития аварии [Nuclear Safety in Light Water Reactors. Severe Accident Phenomenology. Edited by Bal Raj Sehgal. Academic Press. 2012. 714 p.].
После проплавления заглушки 8 расплав кориума по каналу 7 поступает из предловушки 3 в помещение растекания 9. Наличие на полу помещения растекания поверхностного слоя относительно легкоплавкого жертвенного материала 4 способствует лучшему растеканию расплава, наличие слоя стального материала 10 обеспечивает уменьшение температуры расплава кориума при плавлении этого слоя, а расплав стали из-за большей плотности относительно оксидов остается на поверхности защитного материала. Слой защитного материала 5 снизу охлаждается водой, что обеспечивает уменьшение температуры на границе взаимодействия с расплавом стали до величины, при которой абляция защитного материала полностью прекращается.
Заявленное устройство может быть применимо для повышения безопасности в случае тяжелой аварии с плавлением активной зоны ядерного реактора при модернизации, например, АЭС с ВВЭР- 1000, а также зарубежных реакторов PWR и BWR.
Для проверки и подтверждения эффективности предлагаемого устройства были проведены расчетно-экспериментальные исследования, в ходе которых были установлены оптимальные соотношения «вяжущее - заполнитель». Был выполнен расчет тяжелой аварии, при которой из корпуса реактора после его проплавления в предловушку поступает расплав кориума, в состав которого входит 80 т 1Ю2, 16,9 т Zr02, 12,5 т Zr (при характерной степени окисленности 50%) и 100 т стали.
В качестве жертвенного материала был принят бетон с составом цементной смеси (вяжущего) 80 масс.% А120з, 20 масс.% СаО и, сверх того, 10 масс.% Н20. В качестве заполнителя - смесь Fe203 и А1203 в соотношении 34,4 масс.% и 65,6 масс.%, а массовая доля заполнителя - 80 масс. %.
В соответствии с долей Fe203 в жертвенном материале для окисления 12,5 т Zr потребовалось бы, используя для вычисления зависимость (1), приблизительно 39 т жертвенного материала (без учета окисления при взаимодействии Zr с Н20). Однако этого недостаточно для обеспечения инверсии, для чего, в соответствии с зависимостью (2) требуется приблизительно 100 т жертвенного материала. Это количество и принято для применяемого устройства.
В соответствии с долей воды в цементной смеси (как сорбированной, так и кристаллизационной) суммарная масса водорода, который может выделиться в реакции Zr с Н20, составляет 400 кг. Эта величина существенно меньше той, которая выделится в случае применения портландцемента, используемого, например, в устройстве, описанном в статье [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, В. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Karlsruhe Germany, Nov. 15-18, 1999], т.к. в нем содержание воды составляет более 20 масс. %, вместо 10 масс. % в заявляемом устройстве.
Длительность поступления расплава кориума в предловушку из корпуса реактора не превышает 2-х часов. Исходя из величины скорости абляции бетона при взаимодействии с расплавом кориума приблизительно 1 мм/мин, толщина заглушки, в соответствии с зависимостью (3), будет составлять 120 мм. Учитывая, что толщина стенки бетонной шахты составляет приблизительно 1 м, абляция стенки бетонной шахты в зоне поступления расплава не может существенно ослабить ее несущую способность.
После проплавления заглушки расплав по сливному каналу поступает в помещение растекания, где и происходит его окончательная локализация и захолаживание подачей воды на поверхность (например, через шахту реактора). Наличие жертвенного и стального материалов на полу помещения растекания обеспечивают равномерность растекания и снижение начальной температуры расплава, а охлаждение защитного материала исключает возможность его абляции при взаимодействии с расплавом стали.
Таким образом, заявляемая конструкция устройства обеспечивает его эффективность при локализации и последующем захолаживании расплава кориума. При этом простота конструкции с использованием жертвенного материала, изготовленного по бетонной технологии, позволяет применять устройство при модернизации действующих АЭС с реакторами водо-водяного типа, причем применение изготовленного по бетонной технологии жертвенного материала с содержанием минимально возможного количества воды обеспечивает минимизацию выхода водорода, что повышает безопасность АЭС и улучшает растекание расплава, что способствует его равномерному распределению в помещении растекания и, благодаря этому, минимизирует время полной кристаллизации. Промышленная применимость
Сведения о заявленном техническом решении, охарактеризованном в независимом пункте формулы, свидетельствуют о возможности его осуществления с помощью описанных в заявке и известных средств и методов. Следовательно, заявленное устройство соответствует условию промышленной применимости.

Claims

Формула изобретения
1. Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа, характеризующееся тем, что содержит размещенную в бетонной шахте реактора предловушку с жертвенным и защитным материалами, примыкающее к бетонной шахте помещение растекания с расположенными на его полу последовательно сверху вниз слоями жертвенного, стального и защитного материалов, канал с проплавляемой заглушкой, выполненный в бетонной стенке шахты и сообщающий предловушку с помещением растекания, при этом заглушка размещена со стороны предловушки и представляет собой часть стенки бетонной шахты, толщина указанной части определена с учетом времени перемещения расплава кориума в предловушку и с учетом скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью стенки бетонной шахты, а жертвенный материал изготовлен по бетонной технологии с минимально возможным содержанием воды.
2. Устройство по п. 1, в котором жертвенный материал в качестве вяжущего включает алюмокальциевый цемент, содержащий 80 масс.% А1203 и 20 масс.% СаО, а также сверх того 10 масс.% Н20, и заполнитель, содержащий 20...40 масс. % Fe203 и 80...60 масс. % А1203, причем массовая доля заполнителя в смеси с вяжущим составляет 40...80%.
PCT/RU2019/000712 2018-11-08 2019-10-07 Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа WO2020096488A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018139564 2018-11-08
RU2018139564A RU2696012C1 (ru) 2018-11-08 2018-11-08 Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2020096488A1 true WO2020096488A1 (ru) 2020-05-14

Family

ID=67586826

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2019/000712 WO2020096488A1 (ru) 2018-11-08 2019-10-07 Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа

Country Status (3)

Country Link
BG (1) BG67393B1 (ru)
RU (1) RU2696012C1 (ru)
WO (1) WO2020096488A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10918796B2 (en) 2015-07-03 2021-02-16 Ferrosan Medical Devices A/S Syringe for mixing two components and for retaining a vacuum in a storage condition

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
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

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
DE19512287C1 (de) * 1995-04-05 1996-08-08 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter
RU2575878C1 (ru) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
DE19512287C1 (de) * 1995-04-05 1996-08-08 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter
RU2575878C1 (ru) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10918796B2 (en) 2015-07-03 2021-02-16 Ferrosan Medical Devices A/S Syringe for mixing two components and for retaining a vacuum in a storage condition

Also Published As

Publication number Publication date
BG67393B1 (bg) 2021-11-30
BG112995A (bg) 2020-05-29
RU2696012C1 (ru) 2019-07-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2696012C1 (ru) Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа
EP3236472B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
CA2971153C (en) Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system.
JPH06109885A (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
RU2253914C2 (ru) Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
US6192097B1 (en) Device for retaining a hot melt in particular a core melt-through inside the spreading chamber of a nuclear reactor installation
Khabensky et al. Severe accident management concept of the VVER-1000 and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher
US5410577A (en) Core-melt source reduction system
US4300983A (en) Method and arrangement for reducing the radiation exposure risks in the course of a nuclear reactor core melt down accident
RU35463U1 (ru) Устройство локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
JP4580685B2 (ja) 原子炉格納容器
Mineev et al. Optimization of the materials composition in external core catchers for nuclear reactors
CHAPTER et al. 2.4. ASSESSMENT OF CORIUM STABILISATION
Forsberg et al. Core-melt source reduction system
Asmolov et al. Core Catcher for Tianwan NPP with VVER-1000 reactor. Concept, Design and Justification

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: 19881298

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 19881298

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1