Пассивная защита ядерного реактора

Авторы патента:

Ильин Александр Валентинович (RU)

Локтионов Владимир Дмитриевич (RU)

Варава Александр Николаевич (RU)

Мясников Виктор Васильевич (RU)

G21C9/016 - устройства для улавливания разрушенной активной зоны

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.

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.

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.

Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора // 2514419

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.

Жертвенный керамический материал для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора (варианты) // 2264996

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.

Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа // 2253914

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

Цемент для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора // 2215340

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.

Материал жертвенного слоя ловушки расплава активной зоны ядерного реактора // 2215339

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

Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора // 2214980

Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора // 2212719

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

Способ получения керамических материалов для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, содержащих оксиды железа, алюминия и диоксид кремния // 2206930

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

Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора // 2206929

Изобретение относится к конструкциям систем локализации аварий АЭС. .

Шихта и защитный оксидный материал для устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора // 2548659

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.

Фиксирующий оксидный материал для пластин жертвенного материала устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора // 2551375

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.

Шихта и оксидный жертвенный материал для устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора // 2559294

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.

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа // 2575878

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.

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа // 2576516

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.

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа // 2576517

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.

Однофазный керамический оксидный материал для устройства локализации расплава активной зоны // 2586224

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.

Способ и устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора // 2600552

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб. Расплав в процессе заполнения камеры подают в трубы, по меньшей мере, частично заполненные карбонатами металлов, которые разлагают до оксидов при нагреве с помощью расплава. В качестве карбонатов металлов, подвергаемых разложению, выбирают карбонаты с двухвалентными катионами: Са, Mg, Fe, Mn, Ва, Sr, Pb, Zn, Cu и др. Устройство для улавливания кориума содержит расположенную ниже корпуса реактора и предназначенную для охлаждающей жидкости камеру, в которой установлены вертикальные трубы для приема расплава. Внутренние полости труб соединены с межтрубным пространством камеры, а верхние концы соединены по своим торцам. Внутренние полости труб содержат проплавляемые вытеснители объема, и, по крайней мере, часть внутренних полостей содержит карбонаты металлов. Карбонаты металлов размещены в проплавляемых вытеснителях объема или выполнены в виде пористых брикетов. Технический результат - безопасное охлаждение кориума. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора // 2605693

Группа изобретений относится к составам материалов для атомной энергетики, в частности к жертвенным материалам. Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, включающий Al2O3, Fe2O3 и/или Fe3O4, первую целевую добавку в виде Gd2O3 или Eu2O3, или Sm2O3 и вторую целевую добавку в виде BaCeO3 при следующем соотношении компонентов, мас.%: Fe2O3 и/или Fe3O4( 46-80), Al2O3 (16-50), первая целевая добавка (0,1-2,5), BaCeO3 (3,0-12,5). Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, включающий Al2O3, Fe2O3 и/или Fe3O4, и целевую добавку в виде BaCe1-xLnxO3-δ, где Ln представляет собой один из следующих элементов: Gd, Eu, Sm, где 0,1≤x≤0,3, а δ=x/2 при следующем соотношении компонентов, мас.%: Fe2O3 и/или Fe3O4 (46-80), Al2O3 (16-50), BaCe1-xLnxO3-δ (3-15). Группа изобретений позволяет повысить надежность локализации расплава активной зоны аварийного ядерного реактора. 2 н.п. ф-лы, 2 табл.

Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади // 2606381

Изобретение относится к средствам локализации тяжелой аварии атомного реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Аварийным давлением в реакторе полотно (6) основания ядерного реактора разрушается на мелкие части мгновенным прорывом небольших оконных проемов со стороной до 20 см по всей внутренней площади основания реактора. Полотно (6) основания реактора одномоментно выдавливается через несущую решетку (8) по всему внутреннему периметру основания реактора (7). Аварийный расплав через несущую решетку основания реактора сбрасывается в приемное устройство ловушки (2). Заборники расплава (4) равномерно распределяют аварийный расплав по горизонтальным шахтам (3). Горизонтальные шахты (3) расположены посекторно по вертикали вокруг приемного устройства ловушки (2), по всему периметру в пределах основного корпуса блока АЭС (5), поярусно, на необходимую глубину, в достаточном количестве, обеспечивающем гарантированное естественное охлаждение и длительное хранение аварийного расплава, замедление его разогрева, минимизацию образования водорода, предотвращение образования повторной критичности. Технический результат – снижение вероятности разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) при превышении аварийного давления, ядерного взрыва внутри реактора. 2 ил.