-
公开(公告)号：CN116189930A
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202211716732.1
申请日：2022-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 向清安 , 黄代顺 , 邓坚 , 朱大欢 , 崔怀明 , 张渝 , 卢毅力 , 曹锐 , 邓纯锐 , 邱志方 , 张明 , 武小莉 , 陈宝文 , 刘望 , 邹志强 , 杜政瑀 , 彭欢欢 , 马海福 , 王小吉
Abstract: 本发明涉及熔融物冷却结构技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置，包括：压力容器延长封头、隔离板、压力容器下封头、堆芯下部支承板及压力容器直筒体；本发明通过氧化物牺牲材料降低熔融池体积功率密度、增加熔融池传热面积的方法，实现降低熔融池到下封头壁面的热流密度，提高堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留的有效性。
-
公开(公告)号：CN112382420B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011301040.1
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
-
公开(公告)号：CN108597630B
公开(公告)日：2021-05-28
申请号：CN201810386663.X
申请日：2018-04-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。
-
公开(公告)号：CN112382420A
公开(公告)日：2021-02-19
申请号：CN202011301040.1
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
-
公开(公告)号：CN110020480A
公开(公告)日：2019-07-16
申请号：CN201910281351.7
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法，包括：确定熔融池初始状态的关键参数的概率密度分布并进行抽样得到参数值组合；基于置换分层法，进行熔融池结构分层判断；基于U-Zr-O-Fe相图混溶隙范围分层法，进行熔融池结构分层判断；基于不同参数值组合的熔融池结构分层判断结果，计算两层或三层熔融池结构的形成概率；分别基于两层、三层熔融池结构选择传热关系式，计算熔融池到下封头每个角度的热流密度，并计算热流密度与临界热流密度的比值；基于不同参数值组合，分别统计两层、三层熔融池结构以及整个熔融池结构的热流密度与临界热流密度的比值的概率密度分布；实现了准确评价下封头内熔融物滞留有效性的技术效果。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108648837A
公开(公告)日：2018-10-12
申请号：CN201810460631.X
申请日：2018-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，提高了反应堆的安全性，而且采用非能动安全系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
-
公开(公告)号：CN104979020B
公开(公告)日：2017-05-03
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
-
公开(公告)号：CN115410726A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202211122418.0
申请日：2022-09-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开了一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法；卸压系统包括保护壳；保护罩，位于保护壳内且内部填充有惰性气体或氮气；爆炸装置，设于保护罩的内部；触发机构，连接爆炸装置，用以在卸压系统启动时触发爆炸装置发生爆炸；撞击部，具有一撞击端和连接端，连接端连接保护壳，撞击端位于保护罩外部的一侧，且触发后触碰保护罩使其产生气体泄漏点；控制系统，用于在卸压系统启动时控制触发机构动作；控制撞击端动作；以及控制保护壳开启。该卸压系统简单易行，造价低廉，用于三代改进型核电站严重事故工况主动卸压，大大降低了研究费用、运行费用，缩短了研究时间。且整个卸压系统运行安全可靠。
-
公开(公告)号：CN112231960B
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202011175575.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程中，动态生成的氧化层网格区域；所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置；所述计算模块计算用于将再淹没过程中，燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域；所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
-
公开(公告)号：CN112420226A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011301061.3
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形气冷器，以及环形气冷器入口电动阀和出口电动阀；将气冷管内的热气体作为上升段，下降腔内的冷气体为下降段，依靠冷热气体的密度差和位差在环形气冷器和换热装置之间形成自然循环流动换热，从而在堆芯正常停堆或事故停堆后，实现安全、可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
46
records
(took 0.034 seconds)
