Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора

Изобретение относится к области атомной энергетики. Устройство включает корпус в виде сосуда, днище которого углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса. В корпусе расположены брикеты материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках. Масса материала-разбавителя определена условием обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума и ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем. Масса стальных элементов блоков определена условием уменьшения температуры стальной составляющей кориума до допустимого уровня. Блоки размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока по форме совпадает с днищем корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие. Узлы крепления блоков к корпусу и между собой размещены в вертикальных прорезях блоков, причем прорези и, частично, блоки заполнены бетоном. Технический результат - повышение эффективности устройства, упрощение его сборки. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.

Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем 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 контейнмента АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Для исключения этого необходимо локализовать вытекший кориум и обеспечить его непрерывное охлаждение вплоть до полной кристаллизации. Эту функцию выполняют системы и устройства локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора (кориума), которые предотвращают повреждение герметичной оболочки контейнмента АЭС и тем самым защищают население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.

Из уровня техники известно устройство для улавливания продуктов плавления реактора высокого давления (см. патент №WO 9631884, G21С 9/016, 1996).

В данном устройстве охлаждение расплава осуществляется путем его растекания в расширительной камере большой площади, покрытой водоохлаждаемым огнеупором, примыкающей к бетонной шахте реактора, с последующей подачей воды на поверхность расплава.

Для облегчения растекания устройство оснащено предкамерой, расположенной под реактором, при этом выпуск расплава в расширительную камеру происходит при проплавлении плавкого затвора (пассивным образом).

Недостатком известного устройства является то, что поскольку сразу после растекания расплава на его поверхность пассивным способом подается вода, препятствующая растеканию последующих порций расплава, при сочетании неблагоприятных условий они могут накапливаться в предкамере, в которой не обеспечиваются условия захолаживания и локализации расплава.

Известен также ядерный реактор, включающий устройство локализации и охлаждения кориума, размещенное под реактором и заполненное защитным материалом на основе базальта (см. патент US №3702802, G21C 9/016, 1972).

Недостатком данного устройства является то, что оно позволяет только замедлить проплавление защитной оболочки, так как масса защитного материала ограничена свободным объемом подреакторного пространства.

Известны также устройства локализации и охлаждения кориума тигельного типа, которые представляют собой ловушку расплава, размещенную в подреакторном пространстве, при этом стенки ловушки охлаждаются водой, а внутри ее размещены материалы-разбавители урансодержащей и стальной частей кориума.

Их основным назначением является уменьшение плотности урансодержащей части кориума для обеспечения ее инверсии со стальной частью кориума, то есть расположения оксидной урансодержащей части кориума над стальной, что препятствует генерации водорода при парометаллической реакции на поверхности кориума, а также уменьшение температуры поступающего в ловушку кориума для обеспечения его последующего охлаждения.

К указанным устройствам относится система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2165106, G21C 9/016, G21C 13/10, 2001).

Данная система включает устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора (ловушку), выполненное в виде секций, при этом материал-разбавитель (жертвенный материал) перфорирован для растекания расплавленного кориума, а между реактором и устройством расположена бетонная консоль для защиты ловушки от ударных воздействий элементов аварийного реактора и для направления течения расплава кориума внутрь устройства.

Известна аналогичная система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, включающая устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, корпус которого дополнительно снабжен наружными ребрами жесткости (см. патент RU №2165107, G21C 9/016, 2001).

Известна также система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, включающая устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора (см. патент RU №2165652, G21C 9/016, 2001).

Корпус устройства выполнен в виде кольцевого теплообменника, установленного на полу шахты реактора, а жертвенный материал выполнен в виде крупноячеистых перфорированных элементов, защитная ферма, расположенная под корпусом реактора, имеет тепловую защиту. Недостатками известных устройств являются:

- системы недостаточно надежны, так как эффективность теплоотвода от днища меньше, чем от боковой стенки, а при одинаковой толщине охлаждаемой оболочки тепловые нагрузки на оболочку в период выхода расплава на ее внутреннюю поверхность одинаковы;

- возможно переполнение ловушки из-за застывания расплава кориума в ячейках жертвенного материала при его поступлении в ловушку.

- системы недостаточно эффективно обеспечивают затекание расплава в ловушку, так как не содержат направляющего устройства для расплава кориума, которое не разрушается под воздействием высокотемпературного расплава кориума и на котором не происходит намерзания расплава.

Наиболее близким к заявляемому устройству является устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, входящее в состав системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2253914, G21C 9/016, 2005).

Корпус устройства (ловушки) выполнен в форме сосуда, закрытого сверху тонкостенным стальным листом. Днище корпуса углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, толщина стенки днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса.

При этом в корпусе размещен жертвенный материал-разбавитель урансодержащей части кориума в виде брикетов на цементной связке, заключенных в стальные оболочки. Брикеты размещены в стальных блоках, образуя крупноячеистую структуру. Стальные элементы конструкции служат в качестве материала-разбавителя стальной части кориума.

Массу материала-разбавителя урансодержащей части кориума определяют из условия обеспечения инверсии урансодержащей и стальной частей кориума и из условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем.

Массу материала-разбавителя стальной части кориума определяют из условия ограничения температуры стальной части кориума допустимым уровнем.

Между днищем реактора и ловушкой расположен направляющий элемент с бетонным покрытием.

Недостатками данного устройства является то, что изготовление материала-разбавителя урансодержащего кориума в виде брикетов и последующее их крепление в блоках усложняет процесс сборки.

Выбор массы материала-разбавителя урансодержащего кориума производится без учета необходимости окисления, содержащегося в кориуме неокисленного циркония, для исключения пароциркониевой реакции и выхода водорода.

Не предусмотрено ограничение выхода водорода вследствие взаимодействия кориума с остаточной водой, содержащейся в цементной связке и бетоне.

Технической задачей изобретения является повышение безопасности за счет исключения выхода жидких и твердых радиоактивных материалов (кориума) за пределы устройства локализации.

Технический результат заявляемого решения заключается в повышении эффективности устройства и упрощении работ при его сборке.

Для достижения указанного технического результата в устройстве локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, расположенном в подреакторном пространстве бетонной шахты, включающем охлаждаемый водой корпус в виде сосуда, днище которого углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса, при этом в корпусе расположены брикеты материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках, причем масса материала-разбавителя определена условием обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума и ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым

уровнем, а масса стальных элементов блоков определена условием

уменьшения температуры стальной составляющей кориума до допустимого уровня, согласно изобретению указанные блоки размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока идентично по форме днищу корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие, а узлы крепления блоков к корпусу и между собой размещены в вертикальных прорезях блоков, причем прорези и, частично, блоки заполнены бетоном.

Также согласно предложению масса материала-разбавителя

урансодержащего оксидного кориума не меньше максимальной из величин, полученных расчетами для условия обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума, для условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем и для условия окисления содержащегося в расплаве кориума неокисленного циркония, которое определено зависимостью:

M М Р , о к с К О 2 μ О = М Z r μ Z r ,

где ММР,окс - масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, кг;

MZr - масса неокисленного циркония в расплаве кориума, кг;

КО - массовая доля кислорода, участвующего в реакции окисления циркония, в материале-разбавителе урансодержащего оксидного кориума;

µО - атомная масса кислорода, кг/кмоль;

µZr - атомная масса циркония, кг/кмоль. Также согласно предложению максимальная масса остаточной воды в бетоне корпуса не превышает в массовых процентах 3,5%, а в цементном связующем брикетов материала-разбавителя - 8%.

Сущность предложения поясняется чертежами, где на фиг.1 схематично изображено устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора; на фиг.2 показан блок с жертвенным материалом.

Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертежах не представлено.

Заявляемое устройство локализации и охлаждения кориума использовано на АЭС с водо-водяным реактором.

Ядерный реактор размещен в бетонной шахте. В подреакторном пространстве бетонной шахты расположено заявляемое устройство.

Устройство включает корпус, который представляет собой стальной сосуд, охлаждаемый водой и установленный на опорах на основании бетонной шахты.

Корпус предназначен для приема и размещения в своем объеме расплава кориума, а также для предотвращения выхода его за установленные границы зоны локализации.

Кориум состоит из двух компонентов: оксидного (смесь оксидов урана, циркония и металлического циркония) и металлического (смеси железа, циркония, хрома и т.д.).

Корпус состоит из боковой стенки 1 и днища 2, а сверху закрыт тонкостенным стальным листом (фиг.1).

Между реактором и заявляемым устройством размещена ферма-консоль, на которую опирается нижняя плита с бетонным покрытием. Под фермой-консолью и вблизи неохлаждаемой части боковой стенки 1 корпуса расположена тепловая защита.

Днище 2 корпуса углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища 2 не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки 1 корпуса.

Внутри корпуса размещены брикеты 3 материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках 4.

Днище нижнего блока 4 идентично по форме днищу 2 корпуса.

Все блоки 4, за исключением нижнего блока, выполнены с центральным отверстием.

В вертикальных прорезях блоков 4 расположены узлы крепления блоков 4 между собой и с корпусом. Свободное пространство прорезей заполнено бетоном.

Устройство работает следующим образом.

После проплавления корпуса реактора расплав кориума поступает на покрытую слоем бетона нижнюю плиту, которая служит для защиты силовой фермы-консоли от воздействия кориума и в качестве направляющего устройства для движения расплава кориума.

Низкая теплопроводность бетона и образование легкоплавких эвтектик с расплавом урансодержащей части кориума предотвращают возможность намерзания расплава на нижней плите и обеспечивают его беспрепятственное поступление в корпус заявляемого устройства.

После быстрого проплавления стального листа, который служит для предотвращения попадания воды в корпус, расплав кориума через центральные отверстия поступает внутрь всех блоков 4 за исключением нижнего блока 4.

Узлы крепления блоков 4 между собой и корпусом, размещенные в прорезях, обеспечивают силовую связь элементов устройства, необходимую по условиям сохранения целостности при максимальных расчетных землетрясениях (вне тяжелой аварии).

Повторение формой днища нижнего блока 4 формы днища 2 корпуса обеспечивает максимальное использование внутреннего пространства устройства для размещения поступающего кориума и внутрикорпусных конструкций, включая материал-разбавитель.

В результате взаимодействия с размещенными в блоках 4 брикетами 3 материала-разбавителя оксидной урансодержащей части кориума плотность оксидного кориума уменьшается и становится меньше плотности стальной части кориума. Это обеспечивает поверхностное положение оксидного расплава в формируемой в корпусе ванне.

Это исключает возможность парометаллической реакции на поверхности ванны и выделение водорода. Кроме того, увеличение объема оксидного расплава и, соответственно, поверхности теплоотвода уменьшает тепловой поток к корпусу, обеспечивая необходимый запас до кризиса пузырькового кипения охлаждающей воды.

Масса материала-разбавителя урансодержащей части кориума должна выбираться максимальной из величин, обеспечивающих выполнение указанных двух условий, а также условия окисления всего содержащегося в кориуме неокисленного циркония.

Для выполнения последнего условия масса материала-разбавителя урансодержащей части кориума определяется зависимостью:

M М Р , о к с К О 2 μ О = М Z r μ Z r ,

где ММР,ОКС - масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, кг;

MZr - масса неокисленного циркония в расплаве кориума, кг;

КО - массовая доля кислорода, участвующего в реакции окисления циркония, в материале-разбавителе урансодержащего оксидного кориума;

µО - атомная масса кислорода, кг/кмоль;

µZr - атомная масса циркония, кг/кмоль.

Наличие кислорода в материале-разбавителе урансодержащей части кориума обеспечивается благодаря присутствию в составе материала-разбавителя оксидов железа высшей валентности.

Стальная составляющая кориума (расплав внутрикорпусных конструкций и, частично, корпуса реактора) поступает в корпус с температурой около 2000°С.

Выход такого расплава на стенку 1 корпуса приведет к ее проплавлению. Уменьшение этой температуры до величины, превышающей температуру плавления стали не более чем на 100°C (но до величины выше температуры плавления), происходит в результате взаимодействия стальной составляющей кориума с стальными элементами конструкций, расположенных внутри корпуса, главным образом, с стенками блоков 4. Для этого их масса определяется соответствующими зависимостями теплового баланса.

Выбор уклона днища 2 корпуса величиной 10-20 градусов и толщины стенки днища 2, не менее чем на 30% превышающей толщину боковой стенки 1 корпуса, обеспечивает соизмеримые величины запаса до кризиса пузырькового кипения охлаждающей воды на боковой стенке 1 и днище 2 корпуса.

Поскольку связующий цемент брикетов 3 материала-разбавителя урансодержащего кориума и бетоны, покрывающие нижнюю плиту и размещенные в блоках 4, содержат остаточную воду, при их взаимодействии с расплавом кориума выделяется водород.

В кладочных цементах содержание воды составляет до 15 массовых процентов, а в строительных бетонах - до 10 массовых процентов. Для минимизации выделения водорода, применяемые в устройстве связующий цемент и бетоны должны содержать минимальные реально достижимые количества остаточной воды соответственно в массовых процентах 8% и 3,5%.

Для определения выхода массы и энергии из корпуса реактора в заявляемое устройство используют российский тяжелоаварийный код СОКРАТ. В 2010 г. расчетный код СОКРАТ был аттестован в Ростехнадзоре России для анализа тяжелых аварий для АЭС с РУ ВВЭР, в соответствии с этим был выдан аттестационный паспорт программного средства №275 от 13.05.2010 г. Методика оценки выхода и состава кориума изложена в документации по коду.

Код СОКРАТ состоит из трех модулей: теплогидравлического модуля РАТЕГ, тяжелоаварийных модулей СВЕЧА и HEFEST.

Для моделирования полноконтурной двухжидкостной теплогидравлики при нормальных и аварийных режимах работы ядерных энергетических установок и других теплогидравлических систем различного типа используем системный теплогидравлический модуль РАТЕГ.

Математические модели, положенные в основу РАТЕГ, позволяют моделировать: течение двухфазного теплоносителя, содержащего неконденсирующийся газ; перенос тепла в твэлах и других элементах конструкции реакторной установки; теплообмен между теплоносителем и стенкой; теплообмен излучением при осушении.

Перенос тепла в элементах конструкции может рассчитываться как в одномерном, так и в двумерном приближении.

Программный пакет СВЕЧА состоит из нескольких взаимодействующих модулей: модуля моделирования окисления Zr оболочек твэлов; модуля растворения UO2 расплавленным Zr; модуля плавления и отекания расплавленных материалов активной зоны (в том числе керамических и эвтектических смесей); модуля деформации и механических повреждений многослойной структуры оболочки твэлов; модуля окисления стальных конструкций внутрикорпусных устройств (ВКУ); модуля выхода продуктов деления; модуля теплообмена через газовый зазор твэл и др. Частью пакета являются также интерфейсы к внутренним и внешним базам данных по свойствам материалов.

Модуль ГЕФЕСТ предназначен для моделирования процессов, происходящих в нижней камере смешения на поздней стадии тяжелой аварии, когда материалы разрушенной активной зоны перемещаются в НКС.

Код СОКРАТ был использован для определения выхода массы и энергии для реакторных установок Ленинградской АЭС-2, Тяньваньской АЭС-1, Балтийской АЭС и др.

Заявляемое устройство: удерживает днище корпуса реактора с расплавом при его отрыве или пластическом деформировании до и после выхода расплава из корпуса реактора; предотвращает выход расплава за установленные границы зоны локализации; исключает возможность образования паровых взрывов.

Ниже приводим литературные источники, содержащие методику оценки выхода и состава кориума, ставшие общедоступными до даты приоритета.

1. Безлепкин В.В., Кухтевич В.О., Сидоров В.Г и др. Состояние разработки кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ для описания процессов деградации активной зоны при запроектных авариях. Вторая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19-23 ноября 2001 г., г. Подольск, Сборник трудов конференции, том 3.

2. B.C. Онуфриенко, И.В. Кухтевич, В.В. Безлепкин, В.Г. Сидоров (СПбАЭП); А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов (ИБРАЭ РАН); М.С. Самигулин (РФЯЦ ВНИИЭФ); В.Б. Проклов, Д.Ю. Томащик (ИПБ ИЯЭ РНЦ КИ). Анализ процессов в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при тяжелых авариях с применением отечественного интегрального кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Сборник трудов ЦКТИ.

3. Тяньваньская АЭС. Блоки 1 и 2. Тематический отчет. Проведение расчетов для реперных сценариев запроектных тяжелых аварий (с учетом изменения исходных данных по топливу). LYG-X-JDPP-KY-00200907-ZT-8604-R, 2012.

4. А.И. Игнатьев, А.Е. Киселев, В.Н. Семенов, В.Ф. Стрижов, Филиппов А.С. "ГЕФЕСТ: численное моделирование процессов в нижней части реактора ВВЭР при тяжелой аварии". Препринт ИБРАЭ № IBRAE-2003-13. М., 2003, 31 с.

1. Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, расположенное в подреакторном пространстве бетонной шахты, включающее охлаждаемый водой корпус в виде сосуда, днище которого углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса, при этом в корпусе расположены брикеты материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках, причем масса материала-разбавителя определена условием обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума и ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем, а масса стальных элементов блоков определена условием уменьшения температуры стальной составляющей кориума до допустимого уровня, отличающееся тем, что указанные блоки размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока идентично по форме днищу корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие, а узлы крепления блоков к корпусу и между собой размещены в вертикальных прорезях блоков, причем прорези и, частично, блоки заполнены бетоном.

2. Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора по пункту 1, отличающееся тем, что масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума не меньше максимальной из величин, полученных расчетами для условия обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума, для условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем и для условия окисления содержащегося в расплаве кориума неокисленного циркония, которое определено зависимостью:
M М Р , о к с К О 2 μ О = М Z r μ Z r ,
где ММР,ОКС - масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, кг;
MZr - масса неокисленного циркония в расплаве кориума, кг;
КO - массовая доля кислорода, участвующего в реакции окисления циркония, в материале-разбавителе урансодержащего оксидного кориума;
µО - атомная масса кислорода, кг/кмоль;
µZr - атомная масса циркония, кг/кмоль.

3. Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора по пункту 1, отличающееся тем, что максимальная масса остаточной воды в бетоне корпуса не выше в массовых процентах 3,5%, а в цементном связующем брикетов материала-разбавителя - 8%.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов (кориума) при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса.

Изобретение относится к системам для локализации и охлаждения расплавленного корпуса при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора. .

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов-кориума при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса.

Изобретение относится к материалам, предназначенным для снижения радиоэкологических последствий тяжелой аварии и для иммобилизации радионуклидов. .

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики и предназначено для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых реакторов (кориума) при запроектной аварии с выходом расплава из корпуса.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к жертвенным материалам, предназначенным для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов при запроектной аварии.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии получения материалов, предназначенных для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов.

Изобретение относится к конструкциям систем локализации аварий АЭС. .

Изобретение относится к атомной энергетике. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к способу изготовления керамического жертвенного материала для устройства локализации расплава ядерного реактора, который включает приготовление шихты, содержащей компоненты оксид железа, оксид алюминия, добавку поглотителя нейтронов и активатор спекания, помол и обжиг порошка. При этом первоначально производят совместный помол оксида алюминия, добавки поглотителя нейтронов и активатора спекания, а затем дополнительный совместный помол всех компонентов шихты до достижения размера зерна порошка менее 10 мкм. Способ позволяет с меньшими трудо- и энергозатратами получить материал хорошего качества. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС. Пассивная защита ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом. В средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки на половину толщины блока. На внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз, выполненный на упруго отжимаемой пластине. Технический результат - уменьшение теплового потока от ядра кориума к корпусу реактора и при отводе тепла от внешней поверхности корпуса контролируемое снижение температуры корпуса до значений, гарантировано сохраняющих его механическую прочность, что предотвращает прорыв кориума в подреакторное пространство. 4 ил.

Изобретение относится к устройствам для улавливания разрушенной активной зоны ядерного реактора, к средствам предотвращения пожаров и накопления взрывчатых газов. Шихта включает корундовую смесь из крупно- и мелкодисперсного оксида алюминия и алюмокальциевую смесь из моно- и диалюмината кальция в соотношении, мас.%: корундовая смесь - 55-85, алюмокальциевая смесь - 15-45, при этом весовые отношения крупно- и мелкодисперсного оксида алюминия в смеси в пределах от 99:1 до 10:1, а весовые отношения моно- и диалюмината кальция в смеси в пределах от 1:4 до 1:5. Защитный оксидный материал выполнен из указанной шихты и воды. Технический результат изобретения получен новым фазовым и дисперсным составом шихты и защитного оксидного материала, а также выбором оптимальных соотношений компонентов шихты. Количество воды в оксидном материале снижено в сравнении с прототипом (5,5-8,0% против 18%), а температура плавления повышена. Применение шихты и материала для защиты днища и стенок ловушки обеспечит ее большую надежность, эффективность, взрывобезопасность, что повышает безопасность ядерного реактора в целом. 2 н.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к фиксирующим оксидным материалам, конкретно - к теплостойким материалам для применения в устройствах локализации расплава активной зоны ядерных реакторов. Заявленный фиксирующий оксидный материал содержит высокодисперсный оксид алюминия и алюмокальциевую смесь из моно- и диалюмината кальция в соотношении, масс.%: высокодисперсный оксид алюминия - 25-84, алюмокальциевая смесь - 16-75, при этом весовое отношение моно- и диалюмината кальция в алюмокальциевой смеси в пределах от 1:4 до 1:5. При этом в заявленном фиксирующем материале нет компонентов, способных вступать в реакцию с расплавом активной зоны с выделением летучих соединений. Процессы выхода воды из разработанного фиксирующего материала значительно разделены по времени с выходом кислорода из пластин жертвенного материала. Компоненты фиксирующего материала химически не взаимодействуют с компонентами расплава активной зоны. Техническим результатом является повышение взрывобезопасности ядерного реактора путем создания фиксирующего материала для сцепления пластин и гранул жертвенного материала устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора с меньшим содержанием воды и более высокой температурой плавления. 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к составам оксидных жертвенных материалов для устройств улавливания разрушенной активной зоны ядерного реактора и средствам предотвращения пожаров и накопления взрывчатых газов. В заявленном изобретении предусмотрено использование шихты, включающей гематитовую смесь, содержащую спеченные гранулы из оксида железа, оксида алюминия и оксида кремния в качестве крупнодисперсной составляющей, и мелкодисперсный оксид алюминия, и алюмокальциевую смесь, которая содержит моно- и диалюминат кальция, в соотношении, масс.%: гематитовая смесь - 70-85, алюмокальциевая смесь - 15-30. При этом весовые отношения оксида железа и оксида алюминия в гематитовой смеси в пределах от 4,5:1,0 до 1,0:1,0, а весовые отношения моно- и диалюмината кальция в алюмокальциевой смеси в пределах от 1:4 до 1:5. Оксидный материал включает вышеописанную шихту и воду в соотношении, масс.%: оксидная смесь - 100%, вода - 8-13,5% (сверх 100%). Техническим результатом является повышение надежности и взрывобезопасности ядерного реактора путем создания шихты и оксидного материала с меньшим содержанием воды. 2 н.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит направляющую плиту в форме воронки, установленную под днищем корпуса реактора, ферму-консоль, установленную под направляющей плитой таким образом, что плита опирается на ферму-консоль, ловушку расплава, установленную под фермой-консолью и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда для защиты наружной теплообменной стенки от динамического, термического и химического воздействий. При этом многослойный сосуд имеет металлические наружную и внутреннюю стенки и размещенный между ними заполнитель из высокотеплопроводного, по отношению к материалам стенок, материала, при этом толщина заполнителя hзап удовлетворяет условию: 1,2hнар<hзап<2,4hнар, где hнар - толщина наружной стенки сосуда. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от расплава и повышение надежности конструкции. 6 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 пр.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит направляющую плиту в форме воронки, установленную под днищем корпуса реактора, ферму-консоль, на которую опирается плита, ловушку расплава, установленную под фермой-консолью и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда для защиты наружной теплообменной стенки от динамического, термического и химического воздействий, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в многослойном сосуде. При этом многослойный сосуд имеет металлические наружнюю и внутренние стенки и размещенный между ними заполнитель из низкотеплопроводного, по отношению к материалам стенок, материала. Толщина заполнителя hзап удовлетворяет условию: 0,8hнар<hзап<1,6hнар, где hнар - толщина наружной стенки сосуда. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от расплава и повышение надежности конструкции. 7 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 пр.

Изобретение относится к к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит направляющую плиту в форме воронки, установленную под днищем корпуса реактора, ферму-консоль, ловушку расплава, установленную под фермой-консолью и снабженную охлаждаемой оболочкой в виде многослойного сосуда для защиты наружной теплообменной стенки, и наполнитель для разбавления расплава, размещенный в упомянутом многослойном сосуде. При этом многослойный сосуд содержит металлические внутренний и наружный слои, между которыми размещен промежуточный слой в виде неметаллического заполнителя, причем между внутренним и наружным слоем размещены силовые ребра, установленные с азимутальным шагом (sшаг), удовлетворяющим условию: dнар/15<sшаг<dнар/5, где dнар - наружный диаметр сосуда. Технический результат - повышение эффективности отвода тепла от расплава и повышение надежности конструкции. 6 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 пр.

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики, в частности к однофазному керамическому оксидному жертвенному материалу, включающему Fe2O3, Al2O3, SrO. Материал включает в себя указанные простые оксиды в виде однофазного соединения - твердого раствора на основе гексаферрита стронция и гексаалюмината стронция SrFe12-xAlxO19 при 4.7≤х≤11, состоящего из гексаферрита стронция и гексаалюмината стронция, масс. %: гексаферрит стронция - 70-12, гексаалюминат стронция - 30-88. Изобретение позволяет повысить надежность локализации расплава активной зоны аварийного ядерного реактора в УЛР. 1 ил., 2 табл.
Наверх