RU2031456C1 - Reactor compartment of atomic power station - Google Patents
Reactor compartment of atomic power station Download PDFInfo
- Publication number
- RU2031456C1 RU2031456C1 SU904786157A SU4786157A RU2031456C1 RU 2031456 C1 RU2031456 C1 RU 2031456C1 SU 904786157 A SU904786157 A SU 904786157A SU 4786157 A SU4786157 A SU 4786157A RU 2031456 C1 RU2031456 C1 RU 2031456C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- protective shell
- layers
- shell
- atomic power
- power station
- Prior art date
Links
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract description 20
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims description 7
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 9
- 238000009413 insulation Methods 0.000 abstract 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 description 19
- 239000004567 concrete Substances 0.000 description 15
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 9
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 4
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 3
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 3
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 2
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 2
- 239000011152 fibreglass Substances 0.000 description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 239000004570 mortar (masonry) Substances 0.000 description 2
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 2
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000003534 oscillatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 1
- 238000010791 quenching Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000003351 stiffener Substances 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 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
- Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при строительстве атомных электростанций (АЭС). The invention relates to nuclear energy and can be used in the construction of nuclear power plants (NPPs).
Известно реакторное отделение АЭС с реакторами ВВЭР-1000, состоящее из герметичного и негерметичного объемов [1]. В герметичном объеме, ограниченном защитной оболочкой, размещены реакторная установка, технологическое оборудование и трубопроводы с высокопотенциальным радиоактивным теплоносителем первого контура. Негерметичный объем реакторного отделения представляет собой обстройку. Known reactor compartment of nuclear power plants with VVER-1000 reactors, consisting of pressurized and non-pressurized volumes [1]. In the sealed volume limited by the containment, the reactor installation, technological equipment and pipelines with high-potential radioactive primary coolant are located. The leaky volume of the reactor compartment is an uptake.
Герметичный объем состоит из внутренних помещений и защитной оболочки. Во внутренних помещениях размещается технологическое оборудование первого контура. Защитная оболочка представляет собой монолитную предварительно напряженную железобетонную конструкцию, имеющую форму цилиндра, перекрытого куполом и жестко соединенного с плоским днищем. Изнутри защитная оболочка облицована металлическим листом. Защитная оболочка предназначена для того, чтобы воспринять внутреннее давление, возникающее при выходе теплоносителя во время разрыва какого-либо элемента первого контура, например, от сейсмического воздействия, а также для защиты оборудования первого контура от внешних воздействий (ударная волна, падение самолета и т.п.). The pressurized volume consists of interior spaces and a containment. In the internal premises the technological equipment of the first circuit is located. The protective shell is a monolithic prestressed reinforced concrete structure having the shape of a cylinder, covered by a dome and rigidly connected to a flat bottom. The inside of the protective shell is lined with metal sheet. The protective shell is designed to absorb the internal pressure that occurs when the coolant escapes during the breakdown of any element of the primary circuit, for example, from seismic effects, and also to protect the equipment of the primary circuit from external influences (shock wave, aircraft crash, etc.). P.).
Железобетонные предварительно напряженные защитные оболочки имеют недостатки, которые заставляют усомниться в их надежности. Эти недостатки следующие: недостаточная надежность основных несущих элементов оболочки - напрягаемой арматуры (возможен разрыв или потеря напряжения в некоторой части этих элементов), причем вследствие возможной потери напряжения приходиться предусматривать возможность контроля напряженности арматуры в эксплуатационный период и возможность подтяжки пучков в случае необходимости; сочетание нагрузок от воздействия усилий предварительного обжатия, внутреннего давления, температуры и динамических нагрузок, использование для стенки оболочки материалов с различными физико-механическими свойствами, применение разных конструктивных решений в виде отверстий, элементов жесткости, вызывающих концентрацию напряжений, учет действительной работы материалов, претерпевших наряду с упругими и пластические деформации и испытывающих силовые воздействия по трем осям - все это превращает расчет напряженного состояния оболочки в чрезвычайно сложную задачу. При расчете защитной оболочки на внутреннее давление самым напряженным является сечение в зоне сопряжения ее с днищем, где действуют значительные краевые усилия. Надежность работы герметизирующей металлической облицовки недостаточная, так как практически трудно обеспечить совместное деформирование облицовки и железобетонной части конструкции и исключить возможность ее выпучивания вследствие потери устойчивости при действии сил предварительного обжатия. Отсутствует защита оборудования первого контура от сейсмического воздействия. Технологичность изготовления купольной части оболочки недостаточная вследствие достаточно сложного раскроя металлической облицовки и значительного количества сварочных работ на месте монтажа. Кроме того, для защиты от сейсмического воздействия в случае строительства АЭС в районах с повышенной сейсмической активностью приходится предусматривать и индивидуальную, местную сейсмоизоляцию оборудования первого контура, что усложняет монтаж и обслуживание, удорожает АЭС и в целом не устраняет опасность аварии. Reinforced concrete prestressed protective shells have drawbacks that make one doubt their reliability. These disadvantages are as follows: insufficient reliability of the main load-bearing elements of the shell - prestressing reinforcement (a break or loss of voltage in some part of these elements is possible), and due to a possible voltage loss, it is necessary to provide for the possibility of controlling the tension of the reinforcement during the operational period and the possibility of tightening the beams if necessary; a combination of loads from the effects of preliminary compression forces, internal pressure, temperature and dynamic loads, the use of materials with various physical and mechanical properties for the shell wall, the use of different design solutions in the form of holes, stiffeners that cause stress concentration, taking into account the actual work of materials that have undergone with elastic and plastic deformations and experiencing force effects on three axes - all this makes the calculation of the stress state of the shell and in an extremely difficult task. When calculating the protective shell for internal pressure, the most stressful is the cross section in the zone of its interface with the bottom, where significant regional forces act. The reliability of the sealing metal cladding is insufficient, since it is practically difficult to ensure joint deformation of the cladding and the reinforced concrete part of the structure and to exclude the possibility of its buckling due to loss of stability under the action of preliminary compression forces. There is no protection of the primary circuit equipment from seismic effects. The manufacturability of the domed part of the shell is insufficient due to the rather complicated cutting of the metal cladding and a significant amount of welding work at the installation site. In addition, to protect against seismic effects in the case of construction of nuclear power plants in areas with increased seismic activity, it is necessary to provide for individual, local seismic isolation of primary equipment, which complicates installation and maintenance, increases the cost of nuclear power plants and generally does not eliminate the danger of an accident.
Известно реакторное отделение АЭС, содержащее фундаментную плиту, помещение с технологическим оборудованием первого контура и паропроводы, смонтированные внутри защитной оболочки, состоящей из двух слоев, имеющей цилиндрическую часть, купол и выпуклое днище, оборудованной проходным и герметичным шлюзами и снабженной опорами [2]. It is known the reactor compartment of a nuclear power plant containing a base plate, a room with technological equipment of the first circuit and steam pipelines mounted inside a protective shell consisting of two layers having a cylindrical part, a dome and a convex bottom, equipped with a passage and hermetic locks and equipped with supports [2].
Недостатком известного решения является расположение шлюзов в боковой части оболочки, подверженной значительным напряжениям, что приводит к снижению надежности оболочки в целом. A disadvantage of the known solution is the location of the locks in the side of the shell, subject to significant stresses, which reduces the reliability of the shell as a whole.
Цель изобретения состоит в повышении надежности реакторного отделения. The purpose of the invention is to increase the reliability of the reactor compartment.
Цель достигается тем, что опоры выполнены с возможностью перемещения по фундаментной плите в радиальном направлении, например, на катках, проходки в слоях защитной оболочки выполнены по оси их днищ и снабжены съемными крышками, герметичный шлюз размещен между крышками, а технологические помещения снабжены вертикальной транспоpтной шахтой, расположенной по оси проходок и сообщающейся с туннелем, проложенным под фундаментной плитой и снабженным герметичным затвором, т.е. шлюзы расположены в нижней части оболочки в зоне наименьших напряжений. The goal is achieved in that the supports are made with the possibility of moving along the foundation plate in the radial direction, for example, on rollers, penetrations in the layers of the protective shell are made along the axis of their bottoms and are equipped with removable covers, a tight lock is placed between the covers, and the technological rooms are equipped with a vertical transport shaft located along the axis of the penetrations and communicating with the tunnel laid under the base plate and provided with a tight shutter, i.e. locks are located in the lower part of the shell in the zone of least stress.
На фиг. 1 показано реакторное отделение в разрезе с помещением обстройки и помещением для оборудования первого контура без "начинки"; на фиг. 2 показан разрез А-А на фиг. 1; на фиг. 3 - узел I на фиг.1. In FIG. 1 shows a section of a reactor compartment with a building room and a room for equipment of the primary circuit without “filling”; in FIG. 2 shows a section AA in FIG. 1; in FIG. 3 - node I in figure 1.
Реакторное отделение АЭС содержит помещения 1 герметичного объема, в которых размещено оборудование первого контура, включая реактор 2, защитную оболочку 3 и обстройку 4. Защитная оболочка 3 выполнена составной из двух соосно расположенных один в другом слоев 5 и 6. Слои 5 и 6 выполнены в виде сталежелезобетонных с выпуклыми днищами корпусов высокого давления, и каждый из них состоит из металлической облицовки 7 и 8, а также железобетонной обделки 9 и 10. В нижней части оболочки слой 5 опирается на слой 6 через монолитный бетон 11, а выше линии 12 зазор между ними заполнен теплоизоляционным бетоном 13. Защитная оболочка снабжена обделкой из монолитного бетона 14, который облицован уголковыми железобетонными элементами 15, служащими ограждающими конструкциями при укладке бетона 14. Между бетоном 14 и уголковыми элементами 15 установлены буферные плиты 16 из низкомарочного бетона. Железобетонную обделку 9 слоя 5 от теплоизоляционного бетона 13 и железобетонную обделку 10 слоя 6 от бетона 14 отделяют слои 17 стеклоткани. Железобетонная обделка 9 выполнена путем нагнетания мелкозернистого бетона или раствора в армокаркас после укладки теплоизоляционного бетона 13. Железобетонная обделка 10 выполнена путем нагнетания раствора в армокаркас после укладки бетона 14. Назначение слоев 17 стеклоткани состоит в том, чтобы предотвратить проникновение бетона 13 в армокаркас железобетонной обделки 9 и бетона 14 в армокаркас обделки 10. Оба слоя 5 и 6 имеют в нижней части люки-горловины, обращенные внутрь, которые снабжены съемными крышками 18 и 19, герметично закрывающими люки изнутри. Защитная оболочка снабжена опорной плитой 20. The reactor compartment of a nuclear power plant contains pressurized rooms 1, in which the equipment of the primary circuit is located, including reactor 2, a protective shell 3, and an enclosure 4. The protective shell 3 is made up of two layers 5 and 6 coaxially arranged in one another. Layers 5 and 6 are made in in the form of steel-reinforced concrete with convex bottoms of high-pressure housings, and each of them consists of a
Внутренние помещения 1 смонтированы на грузовой платформе 21, при этом между ней и опорной плитой 20 смонтирована система сейсмоизоляции, выполненная, например, в виде качающихся стоек 22. Помещения 1 смонтированы на грузовой платформе 21 с зазором 23 между ними и стенкой защитной оболочки 3, в который установлены поглотители 24 энергии колебаний (демпферы). Помещения 1 с технологическим оборудованием снабжены центральной транспортной шахтой 25. Оболочка смонтирована на фундаментной плите 26 на опорных железобетонных опорах 27, которые ориентированы лучами к оси оболочки и выполнены с возможностью их перемещения по фундаментной плите в радиальном направлении, например, на катках 28. The interiors 1 are mounted on the
Реакторное отделение снабжено также транспоpтным туннелем 29, герметичным шлюзом 30, который устроен в пространстве между съемными крышками, а также круговым краном 31. Туннель снабжен герметичным затвором 32, а съемные крышки снабжены проходами для обслуживающего персонала. Все технологические проходки, в том числе и главных паропроводов 33 сосредоточены в зоне люков, закрытых крышками 18 и 19. При этом главные паропроводы проложены по стенке шахты 25. The reactor compartment is also equipped with a transport tunnel 29, an airtight lock 30, which is arranged in the space between the removable covers, and a circular valve 31. The tunnel is equipped with an airtight shutter 32, and the removable covers are equipped with passages for maintenance personnel. All technological penetrations, including the main steam pipelines 33 are concentrated in the area of hatches, closed by covers 18 and 19. The main steam pipelines are laid along the wall of the shaft 25.
Металлическая облицовка 7 слоя 5 и металлическая облицовка 8 слоя 6 в купольной и днищевой частях выполнены составными из усеченных конусов 34 и 35, сочлененных так, что верхнее основание одного конуса служит нижним основанием другого, а их образующие являются сторонами части многоугольника, вписанного преимущественно в окружность. The
Реакторное отделение АЭС в различных аварийных ситуациях работает следующим образом. The reactor compartment of nuclear power plants in various emergency situations works as follows.
Авария в технологическом контуре внутри оболочки с истечением теплоносителя. An accident in the process circuit inside the shell with coolant outflow.
При аварии теплоноситель истекает в помещении 1, где резко повышаются и давление, и температура. При этой аварии газонепроницаемость защитной оболочки 3 обеспечивается слоем 5. При этом относительно тонкая металлическая герметичная облицовка 7 работает совместно с прилегающим к ней слоем железобетонной обделки 9, которая исключает возможность внезапного разрушения скорлупы вследствие упругой работы арматурного каркаса железобетонной обделки 9. In case of an accident, the coolant expires in room 1, where both pressure and temperature increase sharply. In this accident, the gas tightness of the protective shell 3 is provided by the layer 5. In this case, the relatively thin metal sealed
Разгерметизация слоя 5 может произойти только в случае внутренних дефектов в металле или из-за дефектов в сварных швах. Но на пути возможных утечек стоит слой 6, который, как и слой 5, может выдержать давление газов при проектной аварии, равное 0,4-0,5 МПа. Таким образом, газонепроницаемость и взрывобезопасность оболочки обеспечиваются как конструкцией слоев, так и их дублированием. Depressurization of layer 5 can occur only in the case of internal defects in the metal or due to defects in the welds. But on the path of possible leaks is layer 6, which, like layer 5, can withstand the gas pressure during a design accident equal to 0.4-0.5 MPa. Thus, the gas tightness and explosion safety of the shell are ensured by both the design of the layers and their duplication.
Повышение давления внутри оболочки приводит к более плотному закрытию люков-горловин крышками 18 и 19. Вследствие повышения давления и разогрева оболочки (до 150о) происходит увеличение ее диаметра. Однако вследствие того, что опорные контрфорсы имеют подвижность, дополнительных напряжений в оболочке не возникает. При повышении давления в оболочке выше определенного уровня автоматически начинает опускаться затвор 32, герметично перекрывая транспортный туннель 29.The increase in pressure inside the shell leads to a denser closure of the manhole covers with covers 18 and 19. Due to the increase in pressure and heating of the shell (up to 150 ° ), its diameter increases. However, due to the fact that the supporting buttresses have mobility, additional stresses in the shell do not occur. When the pressure in the shell increases above a certain level, the shutter 32 begins to lower automatically, hermetically closing the transport tunnel 29.
При мгновенном разрыве главного паропровода возникает ударная волна. На окружающие конструкции могут воздействовать разнофазные струи теплоносителя под давлением, могут появиться обломки труб, арматуры, другие летящие предметы. With an instant break in the main steam line, a shock wave occurs. The surrounding structures can be affected by different-phase jets of the coolant under pressure, fragments of pipes, fittings, and other flying objects can appear.
Когда трубопровод проходит в транспортной шахте, его разрыв не может усугубить последствия аварии, так как он достаточно надежно изолирован от другого технологического оборудования. Благодаря этому в случае аварии в другом месте первого контура летящие предметы не повредят трубопровод. When the pipeline passes in the transport shaft, its rupture cannot aggravate the consequences of the accident, since it is sufficiently reliably isolated from other technological equipment. Due to this, in the event of an accident in another place of the primary circuit, flying objects will not damage the pipeline.
Сейсмическое воздействие. Seismic impact.
Сейсмическая опасность зависит главным образом от смещений основания при его колебательных движениях во время землетрясения. В первоначальный момент сейсмовоздействия происходит подвижка защитной оболочки. Благодаря системе сейсмоизоляции и силам инерции помещения 1 внутри оболочки оказываются в покое. Однако затем они начинают раскачиваться на катках 28. При этом в действие вступают поглотители 24 энергии колебаний, которые встроены в зазор между помещениями 1 и стенкой оболочки 3. Они отрегулированы таким образом, что позволяют быстро погасить колебания. При относительных смещениях помещений 1 и оболочки 3 вероятна угроза разрушения коммуникаций, в частности главного паропровода 33. Однако эта угроза сведена к минимум, так как угол изгиба паропровода при колебаниях благодаря его прокладке по стене шахты является минимальным. Seismic hazard mainly depends on displacements of the base during its oscillatory movements during an earthquake. At the initial moment of seismic impact, the sheath moves. Thanks to the seismic isolation system and inertial forces, rooms 1 inside the shell are at rest. However, then they begin to swing on the rollers 28. At the same time, vibration absorbers 24 come into play, which are built into the gap between rooms 1 and the wall of the casing 3. They are adjusted in such a way that they quickly quench the vibrations. With relative displacements of rooms 1 and shell 3, the threat of destruction of communications, in particular the main steam line 33, is likely. However, this threat is minimized, since the angle of the bend of the steam line during fluctuations due to its laying on the shaft wall is minimal.
Воздействие от падения на реакторное отделение АЭС самолета. The impact of a fall on the reactor compartment of an airplane’s nuclear power plant.
Воздействие от падающего самолета первоначально воспринимается железобетонными уголковыми элементами 15 и буферными плитами 16. Они позволяют резко уменьшить остроту ударного импульса, который затем воспринимается высокомарочным бетоном 14. Бетон 14 передает воздействие на сталежелезобетон слоя 6, распределяя его на большую площадь. В принципе слой 6 должен воспринять и погасить это воздействие. Однако оно может оказаться выше расчетного, и тогда его остаток воспринимает через металлическую облицовку 7 слой 5. Возникшие от удара инерционные нагрузки воспринимаются системой сейсмозащиты. The impact of a falling airplane is initially perceived by reinforced
Таким образом, благодаря сочетанию защитной оболочки, выполненной из двух слоев, и расположению шлюзов в зоне наименьших напряжений достигнуто повышение надежности реакторного отделения АЭС. Повышению надежности способствует также введение в конструкцию защитной оболочки системы сейсмоизоляции и поглотителей энергии колебаний. Thus, due to the combination of a protective shell made of two layers and the location of the locks in the zone of the lowest voltage, an increase in the reliability of the reactor compartment of nuclear power plants is achieved. An increase in reliability is also facilitated by the introduction of a seismic isolation system and vibration absorbers into the containment design.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU904786157A RU2031456C1 (en) | 1990-01-29 | 1990-01-29 | Reactor compartment of atomic power station |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU904786157A RU2031456C1 (en) | 1990-01-29 | 1990-01-29 | Reactor compartment of atomic power station |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2031456C1 true RU2031456C1 (en) | 1995-03-20 |
Family
ID=21493459
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU904786157A RU2031456C1 (en) | 1990-01-29 | 1990-01-29 | Reactor compartment of atomic power station |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2031456C1 (en) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2155999C2 (en) * | 1995-12-15 | 2000-09-10 | Сименс Акциенгезелльшафт | High-pressure vessel in particular for boiling nuclear power plants |
RU2404464C1 (en) * | 2009-03-04 | 2010-11-20 | Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" | Portal of protective reinforced concrete shell of nuclear power plant |
RU2528654C2 (en) * | 2011-11-02 | 2014-09-20 | Анатолий Фёдорович Жарков | Nuclear power plant containment |
RU2709273C1 (en) * | 2019-06-28 | 2019-12-17 | Акционерное общество "Единые автоматизированные технологии" | System for damping mechanical oscillations transmitted from the building part of structures to complete electrical equipment and / or software and hardware of nuclear power plants (npp) |
RU2753764C1 (en) * | 2021-01-25 | 2021-08-23 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования Северо-Кавказский горно-металлургический институт государственный технологический университет) | Reactor section of npp with increased seismic resistance |
-
1990
- 1990-01-29 RU SU904786157A patent/RU2031456C1/en active
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
1. Дубровский В.Б. Строительство атомных электростанций. М.: Энергия, 1979, с.55-57. * |
2. Заявка ФРГ N 2921944, кл. G 21C 13/00, 1980. * |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2155999C2 (en) * | 1995-12-15 | 2000-09-10 | Сименс Акциенгезелльшафт | High-pressure vessel in particular for boiling nuclear power plants |
RU2404464C1 (en) * | 2009-03-04 | 2010-11-20 | Открытое акционерное общество "Атомэнергопроект" | Portal of protective reinforced concrete shell of nuclear power plant |
RU2528654C2 (en) * | 2011-11-02 | 2014-09-20 | Анатолий Фёдорович Жарков | Nuclear power plant containment |
RU2709273C1 (en) * | 2019-06-28 | 2019-12-17 | Акционерное общество "Единые автоматизированные технологии" | System for damping mechanical oscillations transmitted from the building part of structures to complete electrical equipment and / or software and hardware of nuclear power plants (npp) |
RU2753764C1 (en) * | 2021-01-25 | 2021-08-23 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования Северо-Кавказский горно-металлургический институт государственный технологический университет) | Reactor section of npp with increased seismic resistance |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7578103B2 (en) | Structural system with high absorption capacity to impactive and impulsive loads | |
KR102597607B1 (en) | Reactor effective core melt core catcher | |
US3937651A (en) | Nuclear reactor facility | |
US4175005A (en) | Component nuclear containment structure | |
Tajirian | Base isolation design for civil components and civil structures | |
RU2031456C1 (en) | Reactor compartment of atomic power station | |
Ornai et al. | A methodology of risk assessment, management, and coping actions for nuclear power plant (NPP) hit by high-explosive warheads | |
KR20230104855A (en) | Reactor Core Melt Containment and Cooling System | |
RU2106025C1 (en) | Shielding system for water-moderated reactor containment | |
Eibl et al. | Inherently safe containments for nuclear power plants | |
RU2107342C1 (en) | Shielding system of water-moderated reactor unit containment | |
Minagawa et al. | Passive control techniques for seismic protection of chemical plants | |
Allred et al. | Sequoyah ice condenser containment structure | |
KR102612434B1 (en) | module type damping device for shock absorbing of concrete structure | |
RU2106026C1 (en) | Shielding system for water-moderated reactor containment | |
Kakodkar et al. | Structural evolution of containment for Indian PHWRs | |
Butsch et al. | Feasibility study for a containment to resist core-melt accidents | |
Degen et al. | Structural analysis and design of a nuclear power plant building for aircraft crash effects | |
CN119434723A (en) | A nuclear power plant structure designed to withstand impacts from large commercial aircraft | |
Shibata et al. | On estimated modes of failure of nuclear power plants by potential earthquakes | |
Marguet | The Nuclear Island | |
McGuire et al. | Containment Studies for an Atomic Power Plant | |
Bhawal et al. | Estimation of differential pressure loadings across RB internal structures of 500 MWe PHWR containment | |
McGuire et al. | Containment Studies for an Atomic Power Plant | |
Klamerus | Containment Performance of Prototypical Reactor Containments Subjected to Severe Accident Conditions |