一种两相自然循环一体化反应堆

    公开(公告)号:CN111599495B

    公开(公告)日:2024-06-14

    申请号:CN202010289582.5

    申请日:2020-04-14

    摘要: 本发明属于核反应堆技术领域,具体涉及一种两相自然循环一体化反应堆,包括压力容器(1)和压力容器(1)内的吊篮(3),位于吊篮(3)底部之内的堆芯(2),吊篮(3)内部位于堆芯(2)上方的空间为一回路堆芯出口腔室(7),还包括吊篮(3)顶部外围的与二回路连通的热交换区(5);堆芯(2)产生的第一蒸汽经过一回路堆芯出口腔室(7)进入热交换区(5)将二回路提供的冷却水加热为第二蒸汽后转换为冷凝水并回流到堆芯(2),第二蒸汽输送至二回路。本发明将反应堆和蒸汽发生器集合在压力容器1内,简化了设备,取消了主泵、一回路管道、稳压器等设计,减少发生能动设备故障和破口的风险,避免放射性产物对二回路设备的影响。

    一种高安全性的乏燃料贮存格架

    公开(公告)号:CN111599500B

    公开(公告)日:2023-01-17

    申请号:CN202010311410.3

    申请日:2020-04-20

    IPC分类号: G21C19/07

    摘要: 本发明属于乏燃料安全技术领域,具体涉及一种高安全性的乏燃料贮存格架,包括若干个由隔板(2)隔离出来的阵列分布的贮存格,每个所述贮存格中设有一个用于贮存乏燃料组件(5)的套筒(1),所述套筒(1)垂直于地面,所述套筒(1)的侧壁上设有若干个流通孔(6)。本发明所提供的一种高安全性的乏燃料贮存格架通过贮存单元(3)和隔层(4)空间中的气体流经套筒(1)上的流通孔(6)形成自然循环带走乏燃料组件(5)裸露部分的余热,保证乏燃料组件(5)的冷却,避免乏燃料组件(5)熔毁发生大量放射性释放,从而保证乏燃料组件(5)贮存的安全性。

    一种核电厂自动化充排系统

    公开(公告)号:CN109243633B

    公开(公告)日:2023-01-17

    申请号:CN201810915900.7

    申请日:2018-08-13

    IPC分类号: G21C15/18

    摘要: 本发明属于核安全保护技术领域,涉及一种核电厂自动化充排系统。所述的核电厂自动化充排系统包括高压上充泵、上充管线、充排组件、第一活塞、移动杆、控制板、第一导阀、第二导阀,上充管线连接充排组件,其上设置高压上充泵;依次连接的第一活塞、移动杆、控制板的任意位置处或与它们相连的延伸刚体上连接充排组件;充排组件的变化压力可传递给移动杆使其上下运动,从而带动位于第一导阀和第二导阀之间的控制板上下运动,从而实现第一导阀和第二导阀的不同开闭。利用本发明的核电厂自动化充排系统,能够在不增加过多复杂设备的情况下,实现操纵员“充‑排”两个操作动作的一体化合并,在减少操纵员动作、节省操纵时间的同时,提高核电厂安全性。

    一种核电厂安全壳冷却过滤系统
    45.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115359930A

    公开(公告)日:2022-11-18

    申请号:CN202210829962.2

    申请日:2022-07-15

    IPC分类号: G21C15/12 G21C15/18

    摘要: 本发明属于核设备技术领域,涉及一种核电厂安全壳冷却过滤系统。所述的安全壳冷却过滤系统包括安全壳内壳(1)、安全壳外壳(2)、环形空间(5)、空冷系统、环绕水池系统、过滤排放系统,所述的安全壳内壳(1)与所述的安全壳外壳(2)之间形成所述的环形空间(5);所述的空冷系统由安全壳外向所述的环形空间(5)内通入空气以对安全壳进行空冷;所述的环绕水池系统向所述的环形空间(5)内通入冷水,接触所述的安全壳内壳(1)以对安全壳进行水冷;所述的过滤排放系统对所述的安全壳内壳(1)内的气体进行过滤后排放至所述的环形空间(5)内。本发明的安全壳冷却过滤系统能够提高核电厂对事故缓解的能力,从而提高核电厂的安全性。

    一种非能动钢制安全壳热量导出系统

    公开(公告)号:CN113593733A

    公开(公告)日:2021-11-02

    申请号:CN202110752630.4

    申请日:2021-07-02

    IPC分类号: G21C15/18

    摘要: 本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域,具体涉及一种非能动钢制安全壳热量导出系统,设置在反应堆的安全壳(1)的侧壁与安全壳(1)共同构成封闭的环形空腔(5)的冷却罩(7),冷却罩(7)上设有冷却水回路,当安全壳(1)需要降温时,冷却水回路能够以非能动的方式从冷却罩(7)的底部向环形空腔(5)内注入冷却水,环形空腔(5)内吸热后的冷却水能以非能动的方式从冷却罩(7)的顶部回流至冷却水回路中;安全壳(1)的材质为不锈钢。本发明消除了传统能动安全系统对安全级电源的依赖,具有较高的自然循环能力和排热能力,提供事故后无需干预的长期缓解事故后果的能力。

    一种两相自然循环一体化反应堆

    公开(公告)号:CN111599495A

    公开(公告)日:2020-08-28

    申请号:CN202010289582.5

    申请日:2020-04-14

    摘要: 本发明属于核反应堆技术领域,具体涉及一种两相自然循环一体化反应堆,包括压力容器(1)和压力容器(1)内的吊篮(3),位于吊篮(3)底部之内的堆芯(2),吊篮(3)内部位于堆芯(2)上方的空间为一回路堆芯出口腔室(7),还包括吊篮(3)顶部外围的与二回路连通的热交换区(5);堆芯(2)产生的第一蒸汽经过一回路堆芯出口腔室(7)进入热交换区(5)将二回路提供的冷却水加热为第二蒸汽后转换为冷凝水并回流到堆芯(2),第二蒸汽输送至二回路。本发明将反应堆和蒸汽发生器集合在压力容器1内,简化了设备,取消了主泵、一回路管道、稳压器等设计,减少发生能动设备故障和破口的风险,避免放射性产物对二回路设备的影响。

    一种用于降低核电厂卸压箱隔间风险的装置

    公开(公告)号:CN106024076B

    公开(公告)日:2019-11-08

    申请号:CN201610329850.5

    申请日:2016-05-18

    IPC分类号: G21C9/00 G21C9/004

    摘要: 本发明涉及一种用于降低核电厂卸压箱隔间风险的装置,该装置包括通过连接管(12)与卸压箱爆破阀(7)相连的排气管道(2),所述排气管道(2)延伸至反应堆安全壳内的上部空间,且所述排气管道(2)的排气口位于反应堆安全壳上部空间且远离安全壳壁面。本发明提供的装置,其结构简单,造价低,便于安装维护,且该装置能够将卸压箱排放的水蒸气、氢气引导到安全壳大空间,避免氢气在卸压箱隔间的集聚,防止局部氢气爆炸导致的安全壳失效。

    一种核电厂改进型中压安注系统

    公开(公告)号:CN105139902B

    公开(公告)日:2018-10-12

    申请号:CN201510378319.2

    申请日:2015-07-01

    IPC分类号: G21C15/18

    摘要: 本发明涉及一种核电厂改进型中压安注系统。所述系统由两个安注箱及其对应的连接管线、注入管线以及连通管线和一系列阀门组成。两个安注箱分别通过连接管线、注入管线连接在核电厂反应堆冷却剂系统上,在每条连接管线上分别设置有串联的2个电动隔离阀和2个止回阀。在两条连接管线靠近安注箱底部的位置之间,设有所述连通管线,在连通管线上设有一个电动隔离阀。每条注入管线上设有探测器,用于探测注入管线上的破口。两条连接管线上的电动隔离阀正常运行时处于开启状态,连通管线上的电动隔离阀正常运行时处于关闭状态。本发明对提高核电厂的安全性和经济性有较高的价值。

    一种具有模拟不同功率分布功能的电加热装置

    公开(公告)号:CN103024952A

    公开(公告)日:2013-04-03

    申请号:CN201210547769.6

    申请日:2012-12-17

    IPC分类号: H05B3/02 G09B23/16

    摘要: 本发明涉及一种用于反应堆实验研究的具有模拟不同功率分布功能的电加热装置,其结构包括导热套管,导热套管内设有若干独立的电加热芯块,电加热芯块内部设有电阻丝,电阻丝两端引出一对导线至导热套管外部。本发明所提供的电加热装置十分相似于燃料棒的真实发热机理,可以给出更为接近现实情况的模拟效果。通过对每个电加热芯块的发热功率进行独立控制,能够实现对现实中燃料棒功率出现各种核反馈现象的精确模拟,从而为强化核反应堆实验研究手段提供了有利的基础。