Processing

Please wait...

Settings

Settings

Goto Application

1. WO2020096488 - CORIUM CONTAINMENT DEVICE FOR A PRESSURIZED WATER REACTOR

Publication Number WO/2020/096488
Publication Date 14.05.2020
International Application No. PCT/RU2019/000712
International Filing Date 07.10.2019
IPC
G21C 9/016 2006.01
GPHYSICS
21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
CNUCLEAR REACTORS
9Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor
016Core catchers
Applicants
  • ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ А.П. АЛЕКСАНДРОВА" (ФГУП "НИТИ ИМ. А.П. АЛЕКСАНДРОВА") FEDERALNOE GOSUDARSTVENNOE UNITARNOE PREDPRIYATIE "NAUCHNO-ISSLEDOVATELSKY TEKHNOLOGICHESKY INSTITUT IMENI A.P. ALEXANDROVA" (FGUP "NITI IM. A.P. ALEXANDROVA") [RU]/[RU]
  • ПЕШЕВ, Евгени Петров PESHEV, Evgeni Petrov [BG]/[BG]
Inventors
  • ПЕШЕВ, Евгени Петров PESHEV, Evgeni Petrov
  • ГРАНОВСКИЙ, Владимир Семенович GRANOVSKY, Vladimir Semenovich
  • ХАБЕНСКИЙ, Владимир Бенцианович KHABENSKY, Vladimir Bentsianovich
  • ВАСИЛЕНКО, Вячеслав Андреевич VASILENKO, Vyacheslav Andreevich
  • ФИЛИН, Рудольф Денисович FILIN, Rudolf Denisovich
  • КРУШИНОВ, Евгений Владимирович KRUSHINOV, Evgeny Vladimirovich
  • ВИТОЛЬ, Сергей Александрович VITOL, Sergei Alexandrovich
  • СУЛАЦКИЙ, Андрей Анатольевич SULATSKY, Andrei Anatolievich
  • АЛЬМЯШЕВ, Вячеслав Исхакович ALMYASHEV, Vyacheslav Iskhakovich
  • ГУСАРОВ, Виктор Владимирович GUSAROV, Viktor Vladimirovich
Common Representative
  • ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УНИТАРНОЕ ПРЕДПРИЯТИЕ "НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ ИМЕНИ А.П. АЛЕКСАНДРОВА" (ФГУП "НИТИ ИМ. А.П. АЛЕКСАНДРОВА") FEDERALNOE GOSUDARSTVENNOE UNITARNOE PREDPRIYATIE "NAUCHNO-ISSLEDOVATELSKY TEKHNOLOGICHESKY INSTITUT IMENI A.P. ALEXANDROVA" (FGUP "NITI IM. A.P. ALEXANDROVA")
Priority Data
201813956408.11.2018RU
Publication Language Russian (RU)
Filing Language Russian (RU)
Designated States
Title
(EN) CORIUM CONTAINMENT DEVICE FOR A PRESSURIZED WATER REACTOR
(FR) DISPOSITIF DE LOCALISATION DE CORIUM DE RÉACTEUR NUCLÉAIRE À EAU PRESSURISÉE
(RU) УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ КОРИУМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА
Abstract
(EN)
The invention relates to nuclear power engineering, and more particularly to safety systems of nuclear power plants with pressurized water reactors, and even more particularly to devices for containing and cooling molten corium if said corium accidentally escapes from inside the reactor housing in the event of severe accidents involving cooling system failure and core meltdown. The present device comprises a pre-catcher disposed in a concrete reactor well and containing a sacrificial material and a protective material, a spreading compartment adjacent to the concrete well and having a layer of a sacrificial material, a layer of a steel material and a layer of a protective material arranged in that order from top to bottom on the floor of said compartment, and a channel with a meltable plug, said channel being configured in the concrete wall of the well and linking the pre-catcher to the spreading compartment. The plug is disposed on the pre-catcher side and is part of the wall of the concrete well, the thickness of said part being determined taking into account the time taken for corium to move into the pre-catcher and the rate at which the molten corium and the sacrificial material react with said part of the wall of the concrete well. The sacrificial material is prepared using a concrete production technique such as to have a minimal water content. The technical result is that of allowing installation in retrofitted nuclear power plants with pressurized water reactors, without altering the structure of the reactor assembly.
(FR)
La présente invention se rapporte au domaine de l'énergie nucléaire, et concerne plus particulièrement des systèmes de sécurité pour des centrales nucléaires (CN) comportant des réacteurs nucléaires à eau pressurisée (VVER), et notamment des dispositifs de localisation et de refroidissement de corium fondu dans le cas d'une sortie accidentelle de celui-ci hors des limites du corps du réacteur lors de catastrophes importantes entraînant un arrêt du refroidissement et la fusion de la zone active. Ce dispositif comprend, dans le puits en béton du réacteur, un piège préalable avec des matériaux sacrificiels et de protection, un local d'écoulement reposant contre le puits en béton et sur le plancher duquel se trouvent successivement de haut en bas des couches de matériau sacrificiel, en acier et de protection, un canal avec un bouchon fusible réalisé dans la paroi en béton du puits et faisant communiquer le piège préalable avec le local d'écoulement. Le bouchon est disposé du côté du piège préalable et consiste en une partie de la paroi du puits en béton, l'épaisseur de ladite partie étant déterminée en tenant compte du temps de déplacement du bain de fusion de corium dans le piège préalable et en tenant compte de la vitesse d'interaction du bain de fusion de corium et du matériau sacrificiel avec ladite partie de la paroi du puits en béton. Le matériau sacrificiel est réalisé selon des techniques de bétonnage avec une teneur minimale en eau. Le résultat technique consiste en la possibilité de montage sur des CN à moderniser comprenant des réacteurs à eau pressurisée sans modifier la structure de l'installation du réacteur.
(RU)
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам безопасности атомных электростанций (АЭС) с ядерными реакторами водо-водяного типа (ВВЭР), а именно, к устройствам для локализации и охлаждения расплавленного кориума при аварийном выходе его за пределы корпуса реактора при тяжелых авариях с нарушением охлаждения и плавлением активной зоны. Устройство содержит размещенную в бетонной шахте реактора предловушку с жертвенным и защитным материалами, примыкающее к бетонной шахте помещение растекания с расположенными на его полу последовательно сверху вниз слоями жертвенного, стального и защитного материалов, канал с проплавляемой заглушкой, выполненный в бетонной стенке шахты и сообщающий предловушку с помещением растекания. Заглушка размещена со стороны предловушки и представляет собой часть стенки бетонной шахты, толщина указанной части определена с учетом времени перемещения расплава кориума в предловушку и с учетом скорости взаимодействия расплава кориума и жертвенного материала с указанной частью стенки бетонной шахты. Жертвенный материал изготовлен по бетонной технологии с минимальным содержанием воды. Технический результат - обеспечение возможности монтажа на модернизируемых АЭС с реакторами водо-водяного типа без изменения конструкции реакторной установки.
Latest bibliographic data on file with the International Bureau