[go: up one dir, main page]

RU2398294C1 - Device to confine nuclear reactor core melt - Google Patents

Device to confine nuclear reactor core melt Download PDF

Info

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
Application number
RU2009113940/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Зинаида Семёновна Казачкова (RU)
Зинаида Семёновна Казачкова
Леонид Александрович Смирнов (RU)
Леонид Александрович Смирнов
Александр Васильевич Сидоров (RU)
Александр Васильевич Сидоров
Сергей Николаевич Мерекин (RU)
Сергей Николаевич Мерекин
Евгений Фёдорович Широков-Брюхов (RU)
Евгений Фёдорович Широков-Брюхов
Иван Михайлович Хаустов (RU)
Иван Михайлович Хаустов
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект"
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 Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" filed Critical Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект"
Priority to RU2009113940/06A priority Critical patent/RU2398294C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2398294C1 publication Critical patent/RU2398294C1/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: power engineering.
SUBSTANCE: device for confinement of nuclear reactor core melt comprises slab and trap arranged underneath with cup for collection of melt installed inside containment of reactor vault. On lower surface of slab and on upper edge of cup there are upper and lower flanges mounted coaxially one under another, every of which has a pair of concentrically arranged rings. Besides lower first pair of rings in one flange is located between rings of above arranged second pair of opposite flange. Between rings of the first pair there is a corrugated sleeve installed coaxially, upper and lower edges of which are attached accordingly to upper and lower flanges. Outside and inside of corrugate sleeve there are inner and outer bandages installed in grooves. Cover with circular ridges is mounted on upper edge of cup.
EFFECT: invention prevents radiation contamination of environment in case of accident related to damage of nuclear reactor and spill of nuclear fuel.
3 cl, 2 dwg

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 horizontal slab 8 with an opening 9. A heat-resistant guide device in the form of a funnel 10 is mounted on the upper surface of the slab 8 with a neck 11 for directing a possible collapse of the melt from the emergency vessel 4 of the reactor. A trap is installed under the floor slab 8, which has a bowl 12 for collecting the core melt of a possibly damaged nuclear reactor vessel 4. The bottom 13 of the bowl 12 in the central part is mounted on a support 14, which is supported on the lower surface 15 of the subreactor room 6, and the upper part of the bowl 12 is connected to the lower surface of the overlap plate 8 by means of a protective bellows. The protective bellows consists of upper 16 and lower 17 flanges mounted one below the other, the upper 16 of which are coaxially fixed to the edge 18 of the hole 9 of the lower surface of the slab 8, and the lower flange 17 is fixed to the upper edge 19 of the bowl 12. The lower 17 and upper 16 flanges have a pair of concentrically arranged rings, respectively, the first pair of 20, 21 and the second pair of 22, 23. Moreover, the first pair of rings 20, 21 of the flange 17, for example the bottom, coaxially and with a guaranteed clearance is located inside between the rings 22, 23 of the second pair of flange 16 e.g. top. In addition, between the rings 20, 21 of the first pair, a corrugated sleeve 24 is coaxially mounted, the upper 25 and lower 26 edges of which are fixed to the upper 16 and lower 17 flanges, respectively. To maintain the necessary shape of the corrugated sleeve 24, outer 27 and inner 28 bandages are installed outside and inside the troughs. On the upper edge 19 of the bowl 12 at the level of the lower flange 17, a cover 29 is mounted with a hole 30 in the center. Moreover, the edge 31 of the Central hole 30 of the lid 29 is connected to the lower edge of the neck 11 of the funnel 10. On the lid 29 there are ring ridges 32 to compensate for the temperature expansion joint with the bowl 12. The ridges 32 are an annular wave, hermetically sealed over the notches made in the lid. The device also has a water supply system for cooling the trap, consisting of pipelines 33 laid in the ventilation ducts 34, which are located around the perimeter of the reactor shaft 2 and are connected to the subreactor room 6.

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 funnel 10, and are sent through its neck 11 to the trap bowl 12. At this point, the water supply system is turned on to cool the trap, as a result of which water from pipelines 33 begins to flow into the subreactor room 6. When the trap is filled with water, water must not be allowed to enter the bowl 12, where the melt of the collapsed structure enters, since it has a temperature of approximately 2000 deg. C, otherwise an explosion may occur. Such melts can only be cooled by the contactless action of water. Therefore, the use of a protective bellows and a lid 29 in the device prevents water from entering the bowl 12. To illustrate this, you can imagine what happens to water that has fallen on the heated surface of an iron with a temperature of 300-350 degrees. C, a micropair explosion is formed.

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 trap bowl 12, is filled with water to a certain level, which corresponds to a level of 600-800 mm lower than the lower flange 17, mounted on the upper edge of the 19 bowl 12. This water level is due to the fact that the bottom flange of the bellows 17 is not found in boiling water and the sealing gaskets are eroded, moreover, the sealing gaskets are made of nickel, which allows the seal to work without monitoring and replacing the gaskets for several years (at least 5 years).

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 bowl 12 with the fragments of the structures and the conglomerate of the core melt heated up in it and heats the water in the subreactor room 6, which begins to boil, circulate and remove heat from the bowl 12 of the trap. The steam rises and through the ventilation ducts 34 is sent for cooling with atmospheric air.

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 cover 29 of the bowl 12 of the trap made of metal have different coefficients of thermal conductivity and thermal expansion. The difference in thermal conductivity between reinforced concrete and metal structures is several tens of times. The difference in the coefficients of thermal expansion is up to 2-3 times.

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 bowl 12 of the energy-generating melt is expected and, therefore, an uneven temperature field along the perimeter and height of the bowl 12 and uneven temperature elongations, which will lead to relative distortions of the edges 19 of the bowl 12. The walls of the bowl 12 of the trap begin to lengthen and expand relative to the walls subreactor room 6, and the bias can be 1-2 degrees. from the vertical axis. To prevent further distortion of the walls of the bowl 12, two pairs of rings 20, 21 and 22, 23 of the protective bellows are put into operation. The rings of the first pair 20 and 21 begin to shift upward and their lateral outer surfaces abut against the inner side surfaces of the rings of the second pair 22 and 23, thereby limiting the horizontal displacement of the walls of the bowl 12. The sludge that can get into the subreactor room 6 with cooling water does not can damage the corrugated sleeve 24, because it is installed in the rings 20, 21 and 22, 23, located telescopically. Bandages 27 and 28 ensure the preservation of a given shape of the corrugated sleeve 24 with various changes in external and internal pressures and temperatures.

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 cover 29 of the bowl 12, which protects the inside of the bellows from molten structural elements, the neck 11 of the funnel 10 of the heat-resistant guiding device and the support 14 of the bowl 12 of the trap are structurally used to ensure alignment between them. The guide device and the support 14 are installed in a frame structure with fixed beams made of reinforced concrete, which have a lower coefficient of thermal expansion. In this case, the neck 11 and the bowl 12 of the trap should not be rigidly connected to each other. The walls of the heated bowl, experiencing thermal deformations, are compensated, in addition to the protective bellows, by the ring ridges 32 provided on the cover 29. The ridges 32 ensure that the bowl 12 is aligned with the neck 11 of the funnel 10, without causing irreversible changes throughout the process of damping the housing 4 of a damaged nuclear reactor.

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)

1. 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, отличающееся тем, 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, а между кольцами первой пары коаксиально установлен гофрированный рукав, верхний и нижний края которого закреплены соответственно к верхнему и нижнему фланцам.1. A device for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor, comprising a floor slab installed inside the protective shell in the reactor shaft and a trap located therein having a melt collecting cup, and a water supply system for cooling the trap, characterized in 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 s second pair of opposite flange, and between the first pair of rings coaxially mounted corrugated sleeve, the upper and lower edges of which are respectively fixed to upper and lower flanges. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что снаружи и внутри гофрированного рукава во впадинах установлены наружные и внутренние бандажи.2. The device according to claim 1, characterized in that the external and internal bandages are installed outside and inside the corrugated sleeve in the hollows. 3. Устройство по п.1, отличающееся тем, что на верхнем краю чаши смонтирована крышка с кольцевыми зигами. 3. The device according to claim 1, characterized in that on the upper edge of the bowl mounted lid with ring ridges.
RU2009113940/06A 2009-04-15 2009-04-15 Device to confine nuclear reactor core melt RU2398294C1 (en)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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