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公开(公告)号:CN106782698A
公开(公告)日:2017-05-31
申请号:CN201611061901.7
申请日:2016-11-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/182
Abstract: 本发明的目的在于提供一种采用喷射技术的长期高效非能动安全壳冷却系统,安全壳内置换热器与上下管段构成第一级排热系统;外置水箱中的空冷器、水箱折流板、蒸汽‑空气喷射装置组成冷却系统的第二级排热系统。蒸汽‑空气喷射器位于水箱气空间侧壁面,它利用第一级排热系统产生的水蒸气喷射进入喷射器引射第二级排热系统的空气,进而降低第一级排热系统入口温度以提高系统排热功率。非能动安全壳换热器采用强化换热管位于安全壳内部,其换热管采用小盘管光管并在换热器四周安装有引流板。本发明在主冷却剂回路或主蒸汽管道发生破口事故时可以长期高效地带走安全壳内部热量,确保事故条件下安全壳内部温度和压力长期处于安全限值以内。
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公开(公告)号:CN106531244A
公开(公告)日:2017-03-22
申请号:CN201611072528.5
申请日:2016-11-28
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明的目的在于提供一种可用于浮动核电站的非能动安全壳冷却系统,包括安全壳、安全壳非能动换热器、入口管线、出口管线,设置于浮动核电站船体里的安全壳为封闭结构,安全壳非能动换热器设置在安全壳内部,安全壳非能动换热器侧面设置引流板,入口管线通过安全壳入口贯穿件伸入至安全壳内部并连通安全壳非能动换热器入口,出口管线通过安全壳出口贯穿件伸入至安全壳内部并连通安全壳非能动换热器出口,出口管线的端部安装汽水分离排气器。本发明在安全壳内发生破口事故时可以长期有效的带走安全壳内部热量,防止安全壳内部超温超压。
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公开(公告)号:CN115240881B
公开(公告)日:2025-05-23
申请号:CN202210508364.5
申请日:2022-05-10
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 哈尔滨工程大学
Inventor: 李建发 , 滑永振 , 李传军 , 毕士君 , 孟兆明 , 胡金成 , 张瑞 , 李昂 , 孙茂生 , 耿学初 , 娄泰山 , 孙中宁 , 战仕全 , 刘明月 , 陈广恒 , 张楠 , 刘明媚 , 聂欣 , 倪斯 , 丁世海 , 陈连杰
Abstract: 本发明公开一种安全壳泄漏率的测量方法,包括:向安全壳内充入气体,以使安全壳内的压力达到预设的试验压力;对安全壳内的实时压力进行监测,并根据安全壳内的实时压力的监测结果向安全壳内补充气体,以维持安全壳内的实时压力等于预设的试验压力,并检测向安全壳补充的气体的流量,以确定测量体积泄漏率;对安全壳内的温度和/或湿度进行监测,根据安全壳内的温度和/或湿度监测结果,确定补偿泄漏率;根据测量体积泄漏率和补偿泄漏率,确定安全壳泄漏率。本发明以实时的体积变化为依据,可在恒压环境下完成,是一种全新的安全壳泄漏率测量技术,其计算过程简单,可便于实现实时显示。
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公开(公告)号:CN119296829A
公开(公告)日:2025-01-10
申请号:CN202411408320.0
申请日:2024-10-10
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C9/06
Abstract: 本发明提出了一种采用水滴形催化元件的氢气复合器及其工作方法,属于核能工业部门的氢气安全技术领域。该采用水滴形催化元件的氢气复合器包括催化通道和催化元件层,催化通道依次设有入口、高速催化段、烟囱段和出口,催化元件层设置于高速催化段,催化元件层包括多个间隔设置的催化元件,催化元件呈水滴形。该采用水滴形催化元件的氢气复合器能够有效提高氢气复合器整体的消氢性能以及消氢效率,并减小装置内部的流动阻力,更好的维持自然循环流动的建立,进而提高氢气复合器的综合性能。
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公开(公告)号:CN118433657A
公开(公告)日:2024-08-02
申请号:CN202410614075.2
申请日:2024-05-17
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 用于核反应堆安全壳信息监测的无线传感网络系统,为解决现有技术中存在的,没有公开一种可满足同时监测安全壳内多处、多种设备的实时状态的核反应堆安全壳信息监测系统的技术缺陷,本发明提供的技术方案为:用于核反应堆安全壳信息监测的无线传感网络系统,包括:用于监测核反应堆的状态参数的感知层;用于对所述状态参数进行处理和管理的应用层;用于将所述感知层监测的状态参数传输至所述应用层的通信层。所述感知层包括无线传感器节点,设置在核反应堆安全壳上,采集所述核反应堆的运行参数。所述通信层包括无线AP,用于作为所述通信层的前端节点,接收所述感知层监测的状态参数。可以应用于核能领域,特别是核反应堆的安全监测和状态管理。
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公开(公告)号:CN117854761A
公开(公告)日:2024-04-09
申请号:CN202311679683.3
申请日:2023-12-08
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提出了一种化学反应驱动的非能动安全壳冷却系统及冷却方法,属于核反应堆安全领域。解决了安全壳冷却过程中存在的问题。它包括密封水箱、加药装置和喷淋装置,所述密封水箱设置在安全壳的底部,所述密封水箱内有喷淋用水,所述喷淋装置设置在安全壳顶部,所述密封水箱通过引水管线与喷淋装置连通,所述加药装置包括投放装置、触发装置和传感器,所述投放装置设置在密封水箱顶部内侧,所述触发装置与投放装置通过电气线路相连,所述传感器设置在安全壳内部,所述传感器与触发装置通讯连接,所述投放装置内存放两种化学材料,两种化学材料反应能生成气体。它主要用于安全壳冷却。
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公开(公告)号:CN117766167A
公开(公告)日:2024-03-26
申请号:CN202311679985.0
申请日:2023-12-08
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提出了一种利用气射原理与化学反应驱动的非能动安全壳冷却系统,属于核反应领域。解决现有能动的安全壳喷淋措施可靠性差容易失效的问题。它包括安全壳,周侧设置空气冷却流道;喷淋装置,用于输出冷媒对安全壳冷却;密封水箱,至少设置有一个,每个密封水箱的出水端与喷淋装置的进口端连通;加药装置,与密封水箱相连,用于安全壳压力增大时向密封水箱内投放药剂,药剂用于反应后增大密封水箱内压力并将密封水箱内水压入喷淋装置内;气体喷放装置,进气端通过开关与密封水箱出气端相连,出气端设置在空气冷却流道内;控制器,与加药装置和气体喷放装置均保持电性连接。它主要用于安全壳降温。
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公开(公告)号:CN117594258A
公开(公告)日:2024-02-23
申请号:CN202311662519.1
申请日:2023-12-06
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提出了一种利用海水压力驱动的安全壳冷却喷淋系统,属于海洋核动力平台技术领域。安全壳和冷却喷淋系统均设置在堆舱内,冷却喷淋系统包括喷淋喷头、临时水箱、海水储箱和喷淋储箱,所述临时水箱设置在堆舱高位,所述海水储箱和喷淋储箱设置在堆舱低位,所述临时水箱通过第一管道及通海阀连通海水,所述临时水箱底部通过第二管道与海水储箱连通,所述海水储箱通过第三管道与喷淋储箱连通,所述喷淋储箱与喷淋管道相连,所述喷淋管道出口与喷淋喷头相连,所述喷淋喷头位于安全壳的上方。它主要用于对安全壳进行冷却喷淋。
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公开(公告)号:CN113624353B
公开(公告)日:2023-12-19
申请号:CN202110766950.5
申请日:2021-07-07
Applicant: 哈尔滨工程大学
Abstract: 本发明提供一种热电偶贯穿套管防飞出可多级调节插入深度装置,包括带凹槽的热电偶贯穿套管、固定螺母、双螺纹卡套、连接底座以及两个可拆卸的半圆环形垫片;带凹槽的热电偶贯穿套管先穿过固定螺母,再利用双螺纹卡套连接焊接在容器壁面的连接底座,然后穿过双螺纹卡套与连接底座,接着利用固定螺母去固定带凹槽的热电偶贯穿套管,穿过的一端与两个可拆卸的半圆环形垫片凹凸处紧密配合,另一端的凹槽缠上足量的生料带遇水膨胀并通过固定螺母的挤压增加密封性,最后将螺纹螺母等拧紧固定。本发明结构简单,密封性好,承压性好,成本低,易安装,易维护,占用空间小且可多次循环利用,本发明也可以扩展到更多需要用套管连接容器内部的结构。
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公开(公告)号:CN117116513A
公开(公告)日:2023-11-24
申请号:CN202310770032.9
申请日:2023-06-27
Applicant: 哈尔滨工程大学
IPC: G21C13/02 , G21C7/12 , G21D9/00 , G21C15/243 , G21C15/18
Abstract: 本发明涉及循环式核供热堆技术领域,具体涉及一种带有干井与热升管的自然循环式核供热堆、供热系统;该带有干井与热升管的自然循环式核供热堆,包括:混凝土地基,混凝土地基内设有反应堆容器,反应堆容器上设有安全阀,且在反应堆容器内设有支撑组件;堆芯组件,设于支撑组件上,且在堆芯组件上设有干井,干井内设有控制棒驱动机构;热升管,设于反应堆容器内,且设于堆芯组件上,热升管内设有液区换热器和扰流组件;气区换热器,设于反应堆容器的顶部。该带有干井与热升管的自然循环式核供热堆采用全自然循环,省去主泵、简化结构,提高了固有安全性。
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