RU2398294C1 - Device to confine nuclear reactor core melt - Google Patents
Device to confine nuclear reactor core melt Download PDFInfo
- Publication number
- RU2398294C1 RU2398294C1 RU2009113940/06A RU2009113940A RU2398294C1 RU 2398294 C1 RU2398294 C1 RU 2398294C1 RU 2009113940/06 A RU2009113940/06 A RU 2009113940/06A RU 2009113940 A RU2009113940 A RU 2009113940A RU 2398294 C1 RU2398294 C1 RU 2398294C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rings
- pair
- bowl
- trap
- melt
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 21
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 13
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 8
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 6
- 230000006378 damage Effects 0.000 abstract description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 abstract 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 3
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 2
- 238000004078 waterproofing Methods 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000013016 damping Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002427 irreversible effect Effects 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области повышения безопасности эксплуатации атомной электростанции с реактором водо-водяного типа, а именно к проектированию ловушек для удерживания расплава активной зоны из поврежденного ядерного реактора, охлаждаемых водой, и может быть использовано при конструировании чаши ловушки с целью предотвращения попадания в нее воды.The invention relates to the field of improving the operational safety of a nuclear power plant with a water-to-water type reactor, namely to designing traps for holding the core melt from a damaged nuclear reactor cooled by water, and can be used in the design of a trap bowl in order to prevent water from entering it.
Известно устройство для локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа, содержащее реакторную шахту и подреакторное помещение с ловушкой в виде чаши для расплава кориума (см. патент РФ на изобретение № 2253914, опубл. 10.06.2005, МПК G21C 9/016).A device for localizing and cooling the corium of an emergency nuclear water-type reactor containing a reactor shaft and a subreactor room with a trap in the form of a bowl for corium melt (see RF patent for the invention No. 2253914, publ. 10.06.2005, IPC G21C 9/016 )
При анализе данного устройства из текста описания и чертежей не виден процесс отвода тепла от наружных стен чаши ловушки в момент плавления в ней жертвенного материала.When analyzing this device from the description text and drawings, the process of heat removal from the outer walls of the trap bowl at the moment of melting of the sacrificial material in it is not visible.
Наиболее близким техническим решением к предлагаемому объекту является устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее установленные внутри защитной оболочки в шахте реактора плиту перекрытия и расположенную под ней ловушку, имеющую чашу для сбора расплава и систему подачи воды для охлаждения ловушки (см. патент РФ на изобретение № 2187852, опубликовано 2002.08.20, МПК G21C 9/016).The closest technical solution to the proposed facility is a device for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor, containing a floor slab installed inside the containment in the reactor shaft and a trap located below it, having a melt collection cup and a water supply system for cooling the trap (see RF patent for invention No. 2187852, published 2002.08.20, IPC G21C 9/016).
Данная ловушка проста в изготовлении и, должно быть, надежна в работе. Однако, как видно из чертежа, не исключена возможность попадания охлаждаемой воды в чашу ловушки. Попадание воды непосредственно на поверхность расплава, имеющего температуру около 2000 град. С, опасно тем, что происходит мгновенное испарение воды с образованием водорода и кислорода и, как следствие, взрыв.This trap is easy to manufacture and must be reliable. However, as can be seen from the drawing, the possibility of getting cooled water into the trap bowl is not excluded. The ingress of water directly on the surface of the melt, having a temperature of about 2000 degrees. C, it is dangerous because there is an instant evaporation of water with the formation of hydrogen and oxygen and, as a result, an explosion.
Задачей данного изобретения является повышение безопасности атомной электростанции, находящейся в возможном аварийном состоянии ядерного реактора, за счет предотвращения попадания охлаждающей воды в чашу с расплавом активной зоны.The objective of the invention is to increase the safety of a nuclear power plant in a possible emergency state of a nuclear reactor by preventing the ingress of cooling water into the bowl with molten core.
Поставленная задача достигается тем, что устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее установленные внутри защитной оболочки в шахте реактора плиту перекрытия и расположенную под ней ловушку, имеет чашу для сбора расплава и систему подачи воды для охлаждения ловушки. Новым является то, что на нижней поверхности плиты перекрытия и на верхнем краю чаши смонтированы соосно один под другим верхний и нижний фланцы, каждый из которых имеет по паре концентрично расположенных колец, при этом первая пара колец одного фланца расположена между кольцами второй пары противоположного фланца. Между кольцами первой пары коаксиально установлен гофрированный рукав, верхний и нижний края которого закреплены соответственно к верхнему и нижнему фланцам. Кроме этого, снаружи и внутри гофрированного рукава во впадинах установлены наружные и внутренние бандажи. Кроме этого, на верхнем краю чаши смонтирована крышка с кольцевыми зигами.The task is achieved in that the device for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor, containing a slab installed inside the containment in the reactor shaft and a trap located below it, has a bowl for collecting the melt and a water supply system for cooling the trap. What is new is that on the lower surface of the floor slab and on the upper edge of the bowl, the upper and lower flanges are mounted coaxially one below the other, each of which has a pair of concentrically arranged rings, while the first pair of rings of one flange is located between the rings of the second pair of the opposite flange. A corrugated sleeve is coaxially mounted between the rings of the first pair, the upper and lower edges of which are fixed to the upper and lower flanges, respectively. In addition, external and internal bandages are installed outside and inside the corrugated sleeve in the hollows. In addition, a lid with ring ridges is mounted on the upper edge of the bowl.
Крепление гофрированного рукава посредством фланцев к плите перекрытия и к чаше ловушки предотвращает попадание охлаждающей воды в чашу. Наличие двух пар колец обеспечивает предохранение гофрированного рукава от повреждения, и в то же время кольца являются направляющими при температурном удлинении чаши. Бандажи обеспечивают поддерживание формы гофр по всей высоте рукава, а крышка предохраняет изнутри кольца и гофрированный рукав от попадания на них частей расплава.Attaching the corrugated sleeve by means of flanges to the floor slab and to the trap bowl prevents the ingress of cooling water into the bowl. The presence of two pairs of rings protects the corrugated sleeve from damage, and at the same time, the rings are guides for temperature extension of the bowl. The bandages ensure that the corrugation is maintained over the entire height of the sleeve, and the lid protects the rings and the corrugated sleeve from the inside of the melt.
Ниже приводится описание одного из многочисленных вариантов выполнения ловушки для локализации расплава активной зоны ядерного реактора, каждый из которых подчинен единому изобретательскому замыслу, отображенному в нижеприведенной формуле изобретения.The following is a description of one of the many embodiments of the trap for localizing the melt of the core of a nuclear reactor, each of which is subject to a single inventive concept, as shown in the following claims.
Изобретение поясняется чертежами где:The invention is illustrated by drawings where:
на фиг.1 показано подреакторное помещение с чашей;figure 1 shows the subreactor room with a bowl;
на фиг.2 показана сильфонная защита.figure 2 shows a bellows protection.
Устройство для локализации расплава активной зоны ядерного реактора состоит из установленной внутри защитной оболочки 1 шахты 2 реактора, в верхней части 3 которой укреплен корпус 4 реактора, а в нижней части 5 размещено подреакторное помещение 6, облицованное гидроизоляционным материалом 7. Подреакторное помещение 6 отделено от места расположения корпуса 4 реактора горизонтально расположенной плитой 8 перекрытия с отверстием 9. На верхней поверхности плиты 8 перекрытия смонтировано жаропрочное направляющее приспособление в виде воронки 10 с горловиной 11 для направления возможного обвала расплава из аварийного корпуса 4 реактора. Под плитой 8 перекрытия установлена ловушка, которая имеет чашу 12 для сбора расплава активной зоны возможно поврежденного корпуса 4 ядерного реактора. Дно 13 чаши 12 в центральной части установлено на опоре 14, которая оперта на нижнюю поверхность 15 подреакторного помещения 6, а верхняя часть чаши 12 соединена с нижней поверхностью плиты 8 перекрытия посредством защитного сильфона. Защитный сильфон представляет собой смонтированные один под другим верхний 16 и нижний 17 фланцы, верхний 16 из которых соосно закреплен к краю 18 отверстия 9 нижней поверхности плиты 8 перекрытия, а нижний фланец 17 закреплен к верхнему краю 19 чаши 12. Нижний 17 и верхний 16 фланцы имеют по паре концентрично расположенных колец, соответственно первая пара 20, 21 и вторая пара 22, 23. При этом первая пара колец 20, 21 фланца 17, например нижнего, соосно и с гарантированным зазором расположена внутри между кольцами 22, 23 второй пары фланца 16, например верхнего. Кроме этого, между кольцами 20, 21 первой пары коаксиально установлен гофрированный рукав 24, верхний 25 и нижний 26 края которого закреплены соответственно к верхнему 16 и нижнему 17 фланцам. Для поддержания необходимой формы гофрированного рукава 24 снаружи и внутри во впадинах установлены наружные 27 и внутренние 28 бандажи. На верхнем краю 19 чаши 12 на уровне нижнего фланца 17 смонтирована крышка 29 с отверстием 30 в центре. Причем край 31 центрального отверстия 30 крышки 29 соединен с нижним краем горловины 11 воронки 10. На крышке 29 имеются кольцевые зиги 32 для компенсации совместных с чашей 12 температурных расширений. Зиги 32 представляют собой кольцеобразную волну, герметично перекрывающую проделанные в крышке просечки. Устройство также имеет систему подачи воды для охлаждения ловушки, состоящую из трубопроводов 33, проложенных в вентиляционных каналах 34, которые расположены по периметру шахты 2 реактора и сообщены с подреакторным помещением 6.A device for localization of the core melt of a nuclear reactor consists of a reactor shell 2 installed inside the protective shell 1, in the upper part 3 of which the reactor body 4 is strengthened, and in the lower part 5 there is a subreactor room 6, lined with waterproofing material 7. The subreactor room 6 is separated from the place location of the reactor vessel 4 with a
Устройство работает следующим образом. В первый момент возможно возникшей аварии, связанной с прекращением отвода тепла от ядерного ректора, происходит перегрев и расплавление активной зоны и нижней части корпуса 4 реактора. Обломки конструкций корпуса 4 реактора, предположительно днища 13, и конгломерат расплава активной зоны обрушаются на жаропрочное направляющее приспособление, выполненное в виде воронки 10, и по ее горловине 11 направляются в чашу 12 ловушки. В этот момент включается система подачи воды для охлаждения ловушки, в результате чего вода из трубопроводов 33 начинает поступать в подреакторное помещение 6. При заливе ловушки водой нельзя допустить, чтобы вода попала внутрь чаши 12, куда поступает расплав обрушенной конструкции, поскольку он имеет температуру приблизительно 2000 град. С, иначе может произойти взрыв. Такие расплавы можно охлаждать только бесконтактным действием воды. Поэтому применение в устройстве защитного сильфона и крышки 29 предотвращает попадание воды внутрь чаши 12. Для наглядности примера можно представить себе, что происходит с водой, попавшей на нагретую поверхность утюга с температурой 300-350 град. С, образуется микропаровой взрыв.The device operates as follows. At the first moment of a possible accident involving the termination of heat removal from a nuclear reactor, overheating and melting of the active zone and the lower part of the reactor vessel 4 occur. Debris from the structures of the reactor vessel 4, presumably the bottom 13, and the conglomerate of the core melt collapse on a heat-resistant guide device made in the form of a
Объем подреакторного помещения 6, ограничивающийся облицовкой гидроизоляционного материала 7 и стенкой чаши 12 ловушки, заливается водой до определенного уровня, который соответствует уровню ниже нижнего фланца 17, закрепленного на верхнем краю 19 чаши 12 на 600-800 мм. Этот уровень воды обусловлен тем, что исключается нахождение нижнего фланца 17 сильфона в кипящей воде и размывание уплотняющих прокладок, мало того, уплотняющие прокладки выполнены из никеля, что позволяет работать уплотнению без контроля и замены прокладок гарантированно несколько лет (не менее 5 лет).The volume of the subreactor room 6, limited by the lining of the waterproofing material 7 and the wall of the
Чаша 12 с попавшими в нее обломками конструкций и конгломератом расплава активной зоны разогревается и разогревает воду в подреакторном помещении 6, которая начинает кипеть, циркулировать и отводить тепло от чаши 12 ловушки. Пар поднимается вверх и по вентиляционным каналам 34 направляется на охлаждение атмосферным воздухом.The
Следует учитывать то, что строительные конструкции, выполненные из железобетона, и конструктивные элементы ловушки, опора 14, горловина 11 и крышка 29 чаши 12 ловушки, выполненные из металла, имеют различные коэффициенты теплопроводности и температурных расширений. Отличие коэффициентов теплопроводности между железобетоном и металлическими конструкциями составляет несколько десятков раз. Отличие коэффициентов температурных расширений составляет до 2-3 раз.It should be borne in mind that building structures made of reinforced concrete and structural elements of the trap, support 14, neck 11 and
По экспертной оценке ожидается неравномерное распределение по объему чаши 12 энерговыделяющего расплава и, следовательно, неравномерное поле температур по периметру и высоте чаши 12 и неодинаковые температурные удлинения, что приведет к относительным перекосам краев 19 чаши 12. Стенки чаши 12 ловушки начинают удлиняться и расширяться относительно стен подреакторного помещения 6, и перекос может составить 1-2 град. от вертикальной оси. Для предотвращения дальнейшего перекоса стенок чаши 12 включаются в работу две пары колец 20, 21 и 22, 23 защитного сильфона. Кольца первой пары 20 и 21 начинают смещаться вверх и их боковые наружные поверхности упираются во внутренние боковые поверхности колец второй пары 22 и 23, ограничивая тем самым горизонтальное смещение стенок чаши 12. Шлам, который может попасть вместе с охлаждающей водой в подреакторное помещение 6, не сможет повредить гофрированный рукав 24, поскольку он установлен в кольцах 20, 21 и 22, 23, расположенных телескопически. Бандажи 27 и 28 обеспечивают сохранение заданной формы гофрированному рукаву 24 при различных изменениях внешнего и внутреннего давлений и температур.According to expert estimates, an uneven distribution in the volume of the
По факту совместной работы защитного сильфона и крышки 29 чаши 12, которая предохраняет изнутри сильфон от расплавленных конструкционных элементов, конструктивно использованы горловина 11 воронки 10 жаропрочного направляющего приспособления и опора 14 чаши 12 ловушки с обеспечением соосности между ними. Направляющее приспособление и опора 14 установлены в рамной конструкции с фиксированными между собой балками из железобетона, которые имеют меньший коэффициент температурного расширения. В этом случае горловина 11 и чаша 12 ловушки не должны быть жестко связаны между собой. Стенки прогретой чаши, испытывая температурные деформации, компенсируются помимо защитного сильфона и кольцевыми зигами 32, предусмотренными на крышке 29. Зиги 32 обеспечивают независимо от механических и температурных перемещений строительных конструкций сохранение соосности чаши 12 с горловиной 11 воронки 10, не вызывая необратимых изменений в течение всего процесса расхолаживания корпуса 4 поврежденного ядерного реактора.In fact, the joint work of the protective bellows and the
Технико-экономический эффект состоит в том, что в случае маловероятного возникновения тяжелой аварии, связанной с разрушением ядерного реактора и выпадением из него ядерного топлива, обеспечивается надежное и неограниченное по времени удерживание расплава выпавшего ядерного топлива и повышение тем самым безопасной эксплуатации атомной электростанции.The technical and economic effect consists in the fact that in the unlikely event of a severe accident associated with the destruction of a nuclear reactor and the loss of nuclear fuel from it, reliable and unlimited time retention of the melt of deposited nuclear fuel is ensured and thereby increase the safe operation of a nuclear power plant.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009113940/06A RU2398294C1 (en) | 2009-04-15 | 2009-04-15 | Device to confine nuclear reactor core melt |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009113940/06A RU2398294C1 (en) | 2009-04-15 | 2009-04-15 | Device to confine nuclear reactor core melt |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2398294C1 true RU2398294C1 (en) | 2010-08-27 |
Family
ID=42798885
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009113940/06A RU2398294C1 (en) | 2009-04-15 | 2009-04-15 | Device to confine nuclear reactor core melt |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2398294C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2017176158A1 (en) * | 2016-04-04 | 2017-10-12 | Константин Иванович ГОЛОВКО | Reactor containment system with a core catcher |
| WO2020067920A1 (en) | 2018-09-25 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Device for confining nuclear reactor core melt |
| WO2020067919A1 (en) | 2018-09-25 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Device for confining nuclear reactor core melt |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
| US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
| DE19949583A1 (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-20 | Commissariat Energie Atomique | Receptacle construction for water nuclear reactor, uses deformable metallic lattice structure with spherical containers housed between the cross bars |
| RU2187852C1 (en) * | 2001-05-11 | 2002-08-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
| RU2253914C2 (en) * | 2003-08-18 | 2005-06-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | System of localization and cooling of the corium of the emergency nuclear water-cooled type |
-
2009
- 2009-04-15 RU RU2009113940/06A patent/RU2398294C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
| US5307390A (en) * | 1992-11-25 | 1994-04-26 | General Electric Company | Corium protection assembly |
| DE19949583A1 (en) * | 1998-10-14 | 2000-04-20 | Commissariat Energie Atomique | Receptacle construction for water nuclear reactor, uses deformable metallic lattice structure with spherical containers housed between the cross bars |
| RU2187852C1 (en) * | 2001-05-11 | 2002-08-20 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor molten core catcher |
| RU2253914C2 (en) * | 2003-08-18 | 2005-06-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | System of localization and cooling of the corium of the emergency nuclear water-cooled type |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2017176158A1 (en) * | 2016-04-04 | 2017-10-12 | Константин Иванович ГОЛОВКО | Reactor containment system with a core catcher |
| WO2020067920A1 (en) | 2018-09-25 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Device for confining nuclear reactor core melt |
| WO2020067919A1 (en) | 2018-09-25 | 2020-04-02 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Device for confining nuclear reactor core melt |
| CN111226291A (en) * | 2018-09-25 | 2020-06-02 | 原子能设计股份公司 | Nuclear reactor core melting positioning device |
| KR20200102918A (en) * | 2018-09-25 | 2020-09-01 | 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” | Core catcher device of nuclear reactor core |
| KR20210065071A (en) * | 2018-09-25 | 2021-06-03 | 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” | Reactor Effective Core Melting Core Catcher |
| EA039179B1 (en) * | 2018-09-25 | 2021-12-14 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Nuclear reactor molten core localization device |
| JP2022511210A (en) * | 2018-09-25 | 2022-01-31 | ジョイント ストック カンパニー アトムエネルゴプロエクト | Reactor core melt localization device |
| KR102440126B1 (en) * | 2018-09-25 | 2022-09-05 | 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” | A device for localizing the core melt of a nuclear reactor |
| CN111226291B (en) * | 2018-09-25 | 2023-08-11 | 原子能设计股份公司 | Nuclear reactor core melting positioning device |
| KR102597607B1 (en) | 2018-09-25 | 2023-11-03 | 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” | Reactor effective core melt core catcher |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4478784A (en) | Passive heat transfer means for nuclear reactors | |
| KR100366322B1 (en) | Passive air-cooled liquid metal-cooled reactor with double vessel leakage adaptability | |
| RU2736545C1 (en) | Nuclear reactor core melt localization and cooling system | |
| JPH06222177A (en) | Assembly for protection of corium | |
| RU2398294C1 (en) | Device to confine nuclear reactor core melt | |
| CN104916333A (en) | Novel triple containment for coping with severe accidents | |
| JP4620449B2 (en) | Core catcher cooling assembly and nuclear reactor having the assembly | |
| US20230162876A1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor | |
| JP2014137237A (en) | Molten core holding device and nuclear reactor containment including the same | |
| RU2050022C1 (en) | Equipment for capture and emergency cooling of melt of active zone of nuclear reactor | |
| RU2750204C1 (en) | System for localization and cooling of core melt of nuclear reactor | |
| CN202650568U (en) | Comprehensive protection device for nuclear reactor container | |
| US4671922A (en) | Nuclear reactor cooled by a liquid metal | |
| US3995918A (en) | System for bearing a nuclear reactor vessel cooled by liquid metal | |
| JP4828963B2 (en) | Core melt cooling device, reactor containment vessel, and method of installing core melt cooling device | |
| RU2165652C2 (en) | Shielding system for water-moderated reactor unit containment | |
| KR101278196B1 (en) | Apparatus with vertical hole for treating a melted fuel rod of nuclear reactor | |
| CN101423219B (en) | Polycrystalline silicon purification or silicon liquid leakage defense device of ingot furnace | |
| JPS62112094A (en) | Liquid metal cooled reactor structure | |
| US4842804A (en) | Integral reactor cavity seal/shield | |
| GB2157880A (en) | An improved nuclear reactor plant construction | |
| JP7494384B2 (en) | System for localization and cooling of molten core in nuclear reactors | |
| KR101278195B1 (en) | Apparatus for treating a melted fuel rod of nuclear reactor | |
| RU2633771C1 (en) | Small-sized autonomous power plant | |
| JP6462501B2 (en) | Drain sump protection structure and containment vessel |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |