一种防止蒸汽发生器满溢的系统

    公开(公告)号:CN113421661A

    公开(公告)日:2021-09-21

    申请号:CN202110538581.4

    申请日:2021-05-18

    Abstract: 本发明属于核电厂事故分析技术领域,具体涉及一种防止蒸汽发生器满溢的系统,该系统包括:压力容器、蒸汽发生器、主泵、辅助给水步进调节子系统、快速冷却子系统、中压安注子系统和排污子系统;辅助给水步进调节子系统通过第一注入管线与蒸汽发生器的主给水管道连接,快速冷却子系统通过第一排放管线与蒸汽发生器的主蒸汽管道连接,中压安注子系统通过第二注入管线与压力容器的冷管段连接,排污子系统通过第二排放管线与蒸汽发生器连接。本发明通过设置辅助给水步进调节子系统、快速冷却子系统、中压安注子系统和排污子系统进行配合运行,能够在SGTR事故后防止破损蒸汽发生器发生满溢,确保事故后放射性物质释放满足法规要求。

    一种带有内部换热器防护装置的非能动安全壳热量导出系统

    公开(公告)号:CN113140335A

    公开(公告)日:2021-07-20

    申请号:CN202110361904.7

    申请日:2021-04-02

    Abstract: 本发明涉及核反应堆领域,具体涉及一种带有内部换热器防护装置的非能动安全壳热量导出系统。该系统设置在安全壳内外两侧,包括安全壳内侧部分及安全壳外侧部分;所述的安全壳内侧部分位于安全壳内部侧壁上部,主体包括内部换热器及防护装置,其中防护装置与内部换热器平行的位置布置,为拼接直板式换热器防护装置;所述的安全壳外侧部分位于安全壳外部侧壁上方,主体结构包括外部冷却水箱及汽水分离器;上述安全壳内侧部分与安全壳外侧部分之间通过管线及阀门相连接。本发明能够减轻反应堆内发生严重事故时引发的大量高质能工质喷放或飞溅物对内部换热器的冲击,确保事故条件下非能动安全壳冷却系统的完整性。

    一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统

    公开(公告)号:CN112201370A

    公开(公告)日:2021-01-08

    申请号:CN202010885654.2

    申请日:2020-08-28

    Abstract: 本发明属于反应堆非能动系统技术领域,具体涉及一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统,包括设置在核电厂的核岛的安全壳(1)内的非能动换热器(2)和设置在安全壳(1)外的与非能动换热器(2)进行换热的外挂水箱(3),其特征是:还包括设置在外挂水箱(3)内部的冷却装置(5),冷却装置(5)能够使用制冷剂对外挂水箱(3)内的冷却水(4)进行迅速冷却。本发明有效增加原有非能动安全壳热量导出系统的冷却时间,延长事故后不干预时间,显著降低安全壳超温超压的可能;冷却装置为多元化设计,可通过空冷、制冷剂或核电厂现有制冷系统的旁路等多种手段在事故后为外挂水箱3内部进行冷却,提高了系统的可靠性。

    一种具有活动工作平台的安全壳热工水力实验系统

    公开(公告)号:CN107403651B

    公开(公告)日:2020-12-18

    申请号:CN201710437893.X

    申请日:2017-06-12

    Abstract: 本发明属于核电厂安全壳热工水力实验技术领域,具体涉及一种具有活动工作平台的安全壳热工水力实验系统。包括固定壳体(1),位于所述固定壳体(1)内的活动工作平台(2),所述固定壳体(1)、活动工作平台(2)共同构成封闭的实验大空间,所述活动工作平台(2)在所述固定壳体(1)内的水平高度能够调整,还包括设置在所述实验大空间内的反应堆模拟结构、贯穿设置在所述活动工作平台(2)上的喷放管路,设置在所述活动工作平台(2)下方、与所述喷放管路相连、向所述实验大空间提供壳内质能释放过程的质能释放模拟设备。该系统能够获得可变的实验大空间,满足不同容积条件的安全壳热工水力实验的需要。

    一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统

    公开(公告)号:CN105551541B

    公开(公告)日:2020-06-23

    申请号:CN201510941172.3

    申请日:2015-12-16

    Abstract: 本发明涉及一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统,包括设置在反应堆堆腔底部的分组捕集系统及设置在分组捕集系统下方的冷却系统;分组捕集系统包括熔融物分配装置、与熔融物分配装置对应设置的熔融物捕集容器、设置在熔融物捕集容器下方用于将熔融物捕集容器转移到冷却系统中的捕集容器转移装置;冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。本发明的分组捕集和冷却系统,将增大堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积,提高熔融物衰变热导出功率;堆芯熔融物分组捕集并冷却后,反应堆的事故后处理工作将大为简化,工作人员的辐照剂量可显著降低;空冷配合水冷的堆芯熔融物冷却方式更为可靠,将使严重事故后核电厂的长期安全性得以提升。

    堆芯熔融物捕集装置
    100.
    发明授权

    公开(公告)号:CN108550406B

    公开(公告)日:2020-05-05

    申请号:CN201810220118.3

    申请日:2018-03-16

    Abstract: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集装置,包括用于捕集堆芯熔融物的坩埚形式的捕集筒体,位于反应堆的压力容器的下方,反应堆的压力容器设置于反应堆的堆坑内,反应堆的堆坑底部与捕集筒体的开口通过连通通道连接,堆芯熔融物捕集装置还包括第一分隔组件,第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室,捕集腔室的入口与捕集筒体的开口连通。旨在严重核事故工况下,通过第一分隔组件将捕集筒体分隔出由外到内依次套置的至少两个捕集腔室,增强了熔融物的可冷却性,提高熔融物的冷却效率,可有效应降低捕集装置的容积,熔融物分区冷却,反应堆的事故后处理将大为简化,有效降低工作人员所受的辐照剂量。

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