Пассивная защита ядерного реактора



Пассивная защита ядерного реактора
Пассивная защита ядерного реактора
Пассивная защита ядерного реактора
Пассивная защита ядерного реактора

 


Владельцы патента RU 2522943:

ООО "Наука-Сервис-Центр" (RU)

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 ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС.

Известны системы ограничения последствий аварий на атомной электростанции, содержащие в подреакторном помещении улавливающие емкости с охлаждающей жидкостью (Патент РФ №2065211, МКИ G21C 9/00, Система пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, оп. 10.08.96, Бюл.22; патент РФ №2164043, МКИ G21C 9/016, 15/18 Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора, оп. 10.03.2001, Бюл. №7; патент РФ №2030801, МКИ G21C 13/10, 15/18, Система ограничения последствий аварии на атомной электростанции, оп. 10.03.2005, Бюл. №7; патент РФ №1829697, МКИ G21C 9/016, Система пассивной безопасности атомной электростанции, оп. 09.06.95 Бюл. №18).

Недостатком известных устройств является то, что системы защиты срабатывают после того, как произойдет разрушение корпуса реактора и кориум попадает в подреакторное пространство. Охлаждение кориума представляет существенно более сложную задачу, чем охлаждение расплавленной активной зоны, удержанной внутри корпуса реактора.

Наиболее близким по технической сущности является пассивная защита ядерного реактора, содержащая корпус ядерного реактора с внутренней активной зоной, в которой размещены тепловыделяющие сборки, и трубопроводами подачи теплоносителя, нижняя часть внешней поверхности корпуса реактора помещена в бокс с охлаждающей жидкостью (патент РФ №2505408, МКИ G21C 9/00, Ядерная энергетическая установка корпусного типа, оп. 27.02.96, Бюл.6).

Недостатком известного устройства является потеря надежности защиты, обусловленная тем, что в процессе охлаждения корпуса реактора происходит вынос охлаждающей воды из подреакторного помещения. В результате снижения теплоотдачи происходит расплавление активной зоны и корпуса реактора. Прорыв кориума и его контакт с водой сопровождается выделением водорода, его последующим взрывом с разрушением бетонного корпуса и технических систем аварийного охлаждения.

Технической задачей изобретения является повышение надежности защиты реактора и ограничение последствий аварии на атомной АЭС.

Поставленная цель достигается тем, что 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.

Изобретение поясняется рисунками.

На фиг.1 изображен тонкостенный металлический блок, в средней части противоположных сторон которого выполнены углубленные выборки на половину толщины блока.

На фиг.2 изображен фиксатор, имеющий 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.

На фиг.3 изображен тонкостенный металлический блок в положении предшествующем фиксации на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора.

На фиг.4 показана нижняя часть корпуса реактора с внутренним защитным покрытием.

Пассивная защита ядерного реактора содержит корпус ядерного реактора 1, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора размещены тонкостенные металлические блоки 2, внутренняя полость которых заполнена керамическим тугоплавким материалом 3, в средней части противоположных сторон блоков выполнены углубленные выборки 4 на половину толщины блока, на внутренней поверхности нижней части корпуса реактора закреплены фиксаторы 5, имеющие на одной стороне, совмещенной с углубленной выборкой в блоке, жесткий паз 6, а с другой стороны, совмещенной с углубленной выборкой другого пристыкованного блока паз 7, выполненный на упруго отжимаемой пластине 8.

Пассивная защита ядерного реактора работает следующим образом.

Для защиты корпуса реактора тонкостенные металлические блоки 2 (Фиг.1) устанавливаются на нижней части внутренней поверхности корпуса реактора 1. Для этого углубленная выборка 4 в средней части короткой стороны блока 2 заводится в жесткий паз 6 фиксатора 5 (Фиг.2), а с помощью прижимающего усилия к противоположной стороне блока 2 отклоняется упруго отжимаемая пластина 8 до тех пор, пока углубленная выборка 4 не войдет в паз на упруго отжимаемой пластине 8 (Фиг.3). После установки всех блоков 2 соответствующей кривизны на внутренней поверхности корпуса реактора 1 (Фиг.4) завершается формирование защитного покрытия. При аварийной ситуации с потерей теплоносителя в первом контуре происходит расплавление тепловыделяющих сборок и других конструктивных элементов активной зоны реактора с образованием кориума, который опускается в нижнюю часть корпуса 1 реактора (Фиг.4). При этом между кориумом и корпусом реактора образуется теплоизолирующий слой из керамического теплоизолирующего материала 3, находящегося во внутреннем пространстве блоков 2. Даже, если за счет тепловыделения кориума будут расплавлены фиксаторы 5 и контактирующая с кориумом поверхность блоков 2, керамический теплоизолирующий слой 3 не будет разрушен, так как давлением кориума он будет прижат к внутренней поверхности корпуса 1.

Теплоизолирующий слой 3 уменьшает тепловой напор на корпус реактора и при использовании систем охлаждения внешней поверхности корпуса реактора создается возможность поддерживать температуру корпуса реактора на уровне, обеспечивающем его механическую прочность.

Таким образом, пассивная защита ядерного реактора позволяет уменьшить тепловой поток от ядра кориума к корпусу реактора и при отводе тепла от внешней поверхности корпуса контролируемо снизить температуру корпуса до значений, гарантировано сохраняющих его механическую прочность, что предотвращает прорыв кориума в подреакторное пространство. Указанные факторы определяют повышение надежности защиты реактора и ограничение последствий аварии на атомной АЭС.

Пассивная защита ядерного реактора, содержащая корпус ядерного реактора, отличающаяся тем, что 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.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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 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