一种核反应堆非能动停堆装置

    公开(公告)号:CN111933314B

    公开(公告)日:2022-05-10

    申请号:CN202010788746.9

    申请日:2020-08-07

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆非能动停堆装置,该装置包括承压壳(1)、反应堆控制棒(2)、控制棒驱动杆(3)、直线轴承(4)、金属波纹管(5)和控制棒驱动机构(6);所述承压壳(1)内部空间为密闭真空环境,为所述反应堆控制棒(2)的移动提供空间;所述控制棒驱动杆(3)用于驱动所述反应堆控制棒(2)在所述承压壳(1)内移动;所述直线轴承(4)对所述控制棒驱动杆(3)进行径向限位的同时允许其轴向滑动,实现控制棒在堆芯内移动。本装置不受堆内冷却剂流动或浮力作用影响,控制棒可以快速插入堆芯,响应速度快;不依赖于重力作用,同时适用于垂直或水平布置反应堆堆芯。

    一种铅铋堆系统热耦合计算方法

    公开(公告)号:CN113792500A

    公开(公告)日:2021-12-14

    申请号:CN202111043295.7

    申请日:2021-09-07

    Abstract: 本发明属于核反应堆安全分析领域,具体公开了一种铅铋堆系统热耦合计算方法,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算。本发明提出的计算方法考虑了靶区和堆区之间的实时热量传递,对于事故工况的描述更精细;基于本计算方法开发的软件可用于研究事故工况下加速器驱动的次临界铅铋堆系统靶、堆之间的热耦合特性及其对整个系统安全性的影响,为系统的设计及优化提供参考;兼顾局部细节描述与整体计算效率,既能有效描述边界处热量传递对整个系统的影响,又不至于计算效率过低(如全系统三维建模),有利于设计方案的快速迭代;整个软件系统可具有完备的自主知识产权。

    一种反应堆屏蔽、冷却剂卸压和安全壳抑压的复合装置

    公开(公告)号:CN105632570A

    公开(公告)日:2016-06-01

    申请号:CN201410719383.8

    申请日:2014-12-01

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆屏蔽、冷却剂卸压和安全壳抑压的复合装置,包括设置在安全壳内并环绕在压力容器周围的环形屏蔽层,所述环形屏蔽层为封闭式结构,所述环形屏蔽层的外壳为屏蔽钢板,环形屏蔽层内装有屏蔽水,所述环形屏蔽层设置有用以连通安全壳大气和屏蔽水的抑压管路;所述环形屏蔽层设置有将压力容器内的冷却剂通往所述屏蔽水的卸压管路、以及将屏蔽水排往堆腔的排水管。本发明能实现反应堆屏蔽功能,冷却剂卸压功能,安全壳抑压功能,向堆腔排水的功能。

    核反应堆余热排出系统
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103295657A

    公开(公告)日:2013-09-11

    申请号:CN201210050871.5

    申请日:2012-02-29

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明的目的在于提供一种核反应堆余热排出系统,以增强核反应堆的余热排出的可靠性。其中核反应堆余热排出系统包括反应堆主冷却剂、余热换热器、非能动给水箱以及喷洒器,工质从非能动给水箱中流至余热换热器的入口,吸收由余热换热器传递的反应堆冷却剂的热量,从余热换热器的出口流至喷洒器,再从喷洒器喷洒在非能动给水箱中;非能动给水箱的位高比余热换热器的位置要高。

    一种铅铋堆系统热耦合计算方法

    公开(公告)号:CN113792500B

    公开(公告)日:2023-08-04

    申请号:CN202111043295.7

    申请日:2021-09-07

    Abstract: 本发明属于核反应堆安全分析领域,具体公开了一种铅铋堆系统热耦合计算方法,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算。本发明提出的计算方法考虑了靶区和堆区之间的实时热量传递,对于事故工况的描述更精细;基于本计算方法开发的软件可用于研究事故工况下加速器驱动的次临界铅铋堆系统靶、堆之间的热耦合特性及其对整个系统安全性的影响,为系统的设计及优化提供参考;兼顾局部细节描述与整体计算效率,既能有效描述边界处热量传递对整个系统的影响,又不至于计算效率过低(如全系统三维建模),有利于设计方案的快速迭代;整个软件系统可具有完备的自主知识产权。

    一种热管反应堆用换热器及支撑结构

    公开(公告)号:CN114914004A

    公开(公告)日:2022-08-16

    申请号:CN202210384105.6

    申请日:2022-04-13

    Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆用换热器及支撑结构,换热器涉及反应堆用换热器技术领域,包括高温热管和换热器壳体,所述换热器壳体的两端均安装有换热器端板;热管反应堆用换热器支撑结构,包括换热器支座和支撑底板,所述换热器端板通过换热器壳体支撑在支撑底板上。本发明能够实现高温热管与气体的热量传输,并通过支撑结构允许换热器壳体因轴向膨胀而轴向移动;在热管反应堆正常运行期间,本发明可实现将反应堆的热量通过高温热管和热管换热器传递给热动转换系统的工作介质;在事故情况下能够将热量以自然对流的方式传输到环境空气,从而带出堆芯衰变热,以非能动形式实现余热排出,确保反应堆安全。

    一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统

    公开(公告)号:CN103377728B

    公开(公告)日:2015-09-30

    申请号:CN201210127319.1

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域,特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后,冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构,并且在导流板的下部开设若干通水孔,导流板放置于水池底部,导流板环绕安全壳并浸在冷却水中,导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端,分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置,分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备,非能动驱动,保证了系统运行可靠性和安全性,从而显著增加核电站的安全性。

    一种一体化反应堆蒸汽发生器

    公开(公告)号:CN103177783B

    公开(公告)日:2015-07-15

    申请号:CN201310012331.2

    申请日:2013-01-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种一体化反应堆的蒸汽发生器,其在内壁筒体和外壁筒体之间设有几字型结构的管束套筒,传热管束布置在管束套筒和内壁筒体之间;管束套筒包括管束套筒的外筒和管束套筒的内筒,管束套筒的外筒和管束套筒的内筒在顶端封闭连接;在外壁筒体的下段开设蒸汽接管,在外壁筒体的上段开设给水接管,并且给水接管延伸至管束套筒的外筒;管束套筒的外筒在底部与外壁筒体连接形成连接段,并且连接段位于蒸汽接管以下。本发明结构一方面平衡了管束与外壁筒体之间的热膨胀,另一方面使给水接管位于较高位置,从而在接管破裂时具有较高的蓄水和事故缓解能力。管束套筒结构实现给水和蒸汽的实体隔离,提供给水分配空间和蒸汽缓冲空间。

    一种顶部带有双层结构的一体化反应堆

    公开(公告)号:CN103187108A

    公开(公告)日:2013-07-03

    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。

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