核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统

    公开(公告)号:CN107251153A

    公开(公告)日:2017-10-13

    申请号:CN201580076175.3

    申请日:2015-11-16

    Abstract: 本发明涉及核电行业,并且具体涉及为核电站提供安全的系统,该系统可在引起反应堆容器和核电站的密封安全壳结构失效的严重事故期间使用。熔融物冷却和封闭系统包括:安装在反应堆容器底部下方的漏斗形式的导流板;安装在导流板下方以支承所述导流板的悬臂桁架;安装在悬臂桁架下方并且设置有形式为用以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击的多层式容器的冷却包壳的堆芯捕捉器;以及位于多层式容器内部的用于稀释熔融物的填料。所述多层式容器包括金属外壁和金属内壁,在所述外壁和所述内壁之间设置有导热率比壁材料更低的填料。填料的厚度hfil满足以下条件:0.8hext

    核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统

    公开(公告)号:CN107251152A

    公开(公告)日:2017-10-13

    申请号:CN201580076167.9

    申请日:2015-11-16

    Abstract: 本发明涉及核电行业,并且具体涉及为核电站提供安全的系统,该系统可在引起反应堆容器和核电站的密封安全壳结构失效的严重事故期间使用。熔融物冷却和封闭系统包括:安装在反应堆容器底部下方的漏斗形式的导流板;安装在导流板下方以支承所述导流板的悬臂桁架;安装在悬臂桁架下方并且设置有形式为用以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击的多层式容器的冷却包壳的堆芯捕捉器;以及位于多层式容器内部的用于稀释熔融物的填料。所述多层式容器具有金属外壁和金属内壁,在所述外壁和所述内壁之间设置有由相比于壁材料导热率较高的材料制成的填料。填料的厚度hfil满足以下条件:1.2hext

    一体式安全壳过滤排放系统

    公开(公告)号:CN107240425A

    公开(公告)日:2017-10-10

    申请号:CN201710280791.1

    申请日:2017-04-26

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C9/004 G21C13/10 G21F9/02

    Abstract: 本发明的目的在于提供一体式安全壳过滤排放系统,湿式过滤系统作为第一级过滤器主要包含射流式气泡发生系统和静态混合组件,通过水洗的方式去除气流中绝大部分的放射性气溶胶和单质碘;经过湿式过滤后的气体在金属纤维过滤器中进行二次过滤,去除粒径更小的气溶胶和夹带的液滴。气体最后进入银沸石过滤器,去除气体中的放射性甲基碘气体。利用排放气体的能量对银沸石过滤系统进行预热和保温,同时利用排放气温度随压力的变化关系,保证混合气体进入银沸石过滤器后水蒸汽不会发生凝结现象,确保甲基碘气体的高效过滤效率。本发明对放射性物质具有稳定的高效过滤效率,尤其改善了气态甲基碘气体的过滤效率,结构紧凑,对空间的要求小。

    中井高安全核电站
    14.
    发明公开

    公开(公告)号:CN107195336A

    公开(公告)日:2017-09-22

    申请号:CN201710546220.8

    申请日:2017-07-06

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C9/016 G21C13/10

    Abstract: 本发明涉及一种中井高安全核电站。该核电站主要通过在反应池车间地基下设置具有多层防核泄漏保护的高强度高耐候性深井,当遭遇地震海啸等突发事故时把核反应池下放到深井中进行隔离或密封处理。在反应堆车间地面上安装有卷扬机构和导向滑轮,卷扬机构的钢丝绳通过导向滑轮始终与核反应池的吊点相连接,反应池设有锁闭开关的支撑装置,危机时开启支撑装置,卷扬机构将核反应堆缓慢送到深井底部,然后靠近深井底部的密封装置进行反应堆的深井密封处理,也可用专用混凝土将井底的核反应堆彻底埋入地下永久封存。支撑装置恢复到原始位置后,还可重设反应堆,核电站二次利用。与现有核电站相比,本深井核电站可减少核泄漏的污染,增强核电站的安全性。

    一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统

    公开(公告)号:CN107170492A

    公开(公告)日:2017-09-15

    申请号:CN201710238463.5

    申请日:2017-04-13

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18 G21C13/10

    Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域,涉及一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统。所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路,泄压管路一端连接安全壳的泄压阀,另一端连接过滤水箱,且在其中间连接有泄压管路换热器;泄压管路换热器用于降低从泄压管路中导出泄漏物质的温度;过滤水箱通过其中或其外设置的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素,通过其中或其外设置的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温;回气管路一端连接过滤水箱的出气口,另一端连接安全壳。利用本发明的系统,可降低核电厂安全壳泄漏物质温度,并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放。

    一种顶部带有双层结构的一体化反应堆

    公开(公告)号:CN103187108B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201310011981.5

    申请日:2013-01-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种顶部带有双层结构的一体化反应堆,其包括设置在压力容器内的堆芯、内置式蒸汽发生器、主泵和控制棒驱动机构;压力容器上部筒体与环形的设备支撑平台构成整体结构,弧形的压力容器内顶盖通过压力容器内顶盖与设备支撑平台的法兰连接在设备支撑平台;控制棒驱动机构设置在压力容器内顶盖上,主泵设置在设备支撑平台上;堆芯和内置式蒸汽发生器布置在设备支撑平台下方;压力容器外顶盖设置在压力容器上部筒体顶端,并且通过压力容器外顶盖与压力容器上部筒体的法兰与压力容器上部筒体连接。本发明为具有较高安全性的、较好工程实施性的一体化反应堆结构设计方案。

    安全壳喷淋系统手动加药和闭锁加药控制系统及方法

    公开(公告)号:CN104134472A

    公开(公告)日:2014-11-05

    申请号:CN201410305325.0

    申请日:2014-06-30

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核电站工艺系统控制设计技术,具体涉及一种安全壳喷淋系统手动加药和闭锁加药控制系统及方法,包括设置在后备盘的加药按钮和闭锁加药按钮,所述加药按钮和闭锁加药按钮用于控制化学试剂添加电动隔离阀,放射性监测仪用于监测安全壳内辐照剂量的情况,根据安全壳内辐照剂量的情况,触发加药按钮控制化学试剂添加电动隔离阀开启,或者通过闭锁加药按钮使化学试剂添加电动隔离阀关闭,对安全壳喷淋系统的加药进行控制。本发明能够通过手动加药按钮触发加药,以吸附安全壳内的碘及颗粒状裂变产物,同时,还可以通过闭锁加药按钮避免误安喷,以减少安喷误启动带来损失。

    减少事故源项释放装置
    18.
    发明公开

    公开(公告)号:CN104112481A

    公开(公告)日:2014-10-22

    申请号:CN201410310652.5

    申请日:2014-07-01

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开一种减少事故源项释放装置,包括汽水分离罐、空罐、第一隔离阀、第二隔离阀、第一管道、第二管道及第三管道,汽水分离罐藉由第一管道与蒸汽发生器的第一接口连通,第一隔离阀设置于第一管道上,空罐藉由第二管道与蒸汽发生器的第二接口连通,第二隔离阀设置于第二管道上,汽水分离罐与空罐藉由第三管道连通,蒸汽发生器的第一接口位于第二接口之上且位于其顶部,空罐的顶部低于蒸汽发生器的顶部;在正常工况下,本发明被抽真空,发生事故后,蒸汽发生器水位达到高水位时第一、二隔离阀被打开,增加了汽空间,使得放射性核素被空罐所收集,避免了满水的情况发生,有效的缓解或避免受污染的水直接释放到环境中,减少了事故所造成的危害。

    核反应堆以及核反应堆停堆方法

    公开(公告)号:CN102915774A

    公开(公告)日:2013-02-06

    申请号:CN201110220338.4

    申请日:2011-08-02

    Applicant: 李代甫

    Inventor: 李代甫

    CPC classification number: Y02E30/39

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆以及反应堆停堆方法。根据本发明实施例的反应堆包括:反应堆堆芯,所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒;以及中子吸收剂,所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方。该核反应堆能够有效地提高核反应堆的安全性能。根据本发明实施例,本发明还公开了一种核反应堆的停堆方法,所述核反应堆包括燃料棒容器,所述燃料棒容器内设置有燃料棒,所述停堆方法包括:在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。利用该停堆方法,能够有效地在核反应堆发生事故时,减少燃料棒材料的熔化泄露。

    一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统

    公开(公告)号:CN102097139B

    公开(公告)日:2013-01-16

    申请号:CN201010527680.4

    申请日:2010-10-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了属于核电站设备与安全技术领域的一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统。该系统由超导热管、热交换器、放射性颗粒脱除装置、纳米流体制备室、超声波振荡器和空冷塔等组成。系统对严重事故下安全壳内能量进行快速吸收,通过放射性气体及放射性气溶胶的颗粒排放和脱除,来缓解安全壳的超压,并取得纳米颗粒实现高效换热介质纳米流体的制备,达到缓解反应堆严重事故和保护安全壳结构完整性的目的。在发生严重事故时,执行和完成安全保障功能。该系统的后备安全性好,流程简单、性能稳定、可靠性高、实施方便,控制简单,以废治废。

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