一种浮动式核电站的升降式平台及其构成的核电站

    公开(公告)号:CN104332204A

    公开(公告)日:2015-02-04

    申请号:CN201410595519.9

    申请日:2014-10-30

    CPC classification number: Y02E30/40 G21D1/02

    Abstract: 本发明公开了一种浮动式核电站的升降式平台及其构成的核电站,包括平台支架,所述平台支架依次穿过上环梁、下环梁,所述下环梁固定连接在平台主体上,在上环梁与平台主体之间安装有液压油缸,在平台支架上设置有锁孔,在上环梁、下环梁上均设置有销孔,还包括与锁孔、销孔相匹配的插销。本发明一种浮动式核电站,可部署在沿海区域、浅海区域、孤岛附近,利用核能为海洋油气开发、沿海工业园区生产、孤岛开发等提供能源,由于核电站利用海洋平台固定在海底基岩上,不占用陆地面积,可根据能源需求采用不同的单元机组数配置,部署灵活,对海洋资源开发具有重要的推动作用。

    动力堆用铀氢化锆核燃料棒

    公开(公告)号:CN102568618B

    公开(公告)日:2014-11-05

    申请号:CN201010585715.X

    申请日:2010-12-14

    CPC classification number: Y02E30/35 Y02E30/38

    Abstract: 本发明公开一种动力堆用的铀氢化锆核燃料棒,它包括带弥散铒可燃毒物的燃料芯体、阻氢涂层、包壳、弹簧以及上、下端塞等。燃料棒直径为6mm~16mm,235U质量份额为5%~40.5%;燃料棒中可对235U富集度进行轴向分区布置;包壳采用镍基合金包壳或锆包壳,包壳厚度0.4mm~0.8mm。在燃料芯体外表面和包壳的内表面采用氧化物阻氢涂层。本发明的铀氢化锆核燃料棒既能保持燃料固有安全性,又能满足较高运行功率和较长燃耗寿期动力堆的要求。

    一种非能动安全壳喷淋-淹没冷却系统

    公开(公告)号:CN103489489A

    公开(公告)日:2014-01-01

    申请号:CN201210193856.6

    申请日:2012-06-13

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于一种核反应堆专设安全系统,具体涉及一种非能动安全壳冷却系统。它包括钢筋混凝土屏蔽厂房,钢筋混凝土屏蔽厂房内设有安全壳,安全壳与钢筋混凝土屏蔽厂房之间通过钢—砼复合结构固定在一起,钢筋混凝土屏蔽厂房与钢—砼复合结构之间形成水密封环形空间,安全壳的上方设有非能动安全壳喷淋装置。本发明的优点是,反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电等多重极端事故时能以非能动方式实现安全壳短期及长期冷却。安全壳与屏蔽厂房之间的环形空间为水密封结构,可收集喷淋残余水。

    模块式压水堆
    86.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103489488A

    公开(公告)日:2014-01-01

    申请号:CN201210189540.X

    申请日:2012-06-11

    CPC classification number: Y02E30/32

    Abstract: 本发明提供一种模块式压水堆,其反应堆本体和冷却剂系统、安全系统由钢安全壳包容组成反应堆模块,整个反应堆模块浸没在反应堆安全水池中,以池水作为事故排热的最终热阱;采用完全非能动的方式实现应急堆芯冷却和应急余热排出,并通过抑压水池和反应堆安全水池池水完成安全壳的压力抑制和长期排热;反应堆换料检修通过在安全壳换料通道法兰和反应堆容器法兰之间安装换料水套,在安全壳与乏燃料水池之间实现直行式水下燃料吊运操作。一座反应堆厂房可布置几个反应堆模块,所有的反应堆模块共用一套装卸料设施和其它核辅助系统,其模块化的组合布置,提高了反应堆的安全性和经济性。本发明适用于核能发电、供汽、供热和海水淡化等多种用途。

    高热中子注量率堆芯
    87.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103474099A

    公开(公告)日:2013-12-25

    申请号:CN201210183206.3

    申请日:2012-06-06

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域,具体涉及一种高热中子注量率堆芯。该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件;燃料组件为六边形套管型燃料组件,若干个燃料组件呈环形紧凑布置,在燃料组件环形区域的内侧形成热中子阱;紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件,形成倒中子阱;若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。本发明所述高热中子注量率堆芯,在保证安全及结构可行的前提下,有利于提高辐照孔道内热中子注量率,增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。

    高快中子注量率堆芯
    88.
    发明公开

    公开(公告)号:CN103474097A

    公开(公告)日:2013-12-25

    申请号:CN201210182828.4

    申请日:2012-06-06

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核反应堆设计技术领域,具体涉及一种高快中子注量率堆芯。该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件;燃料组件为六边形套管型燃料组件,若干个燃料组件呈环形紧凑布置,最内层环上有6个燃料组件,在其环形区域的中心处形成快中子阱;紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件,形成倒中子阱;若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。本发明所述高快中子注量率堆芯,满足国际限制的U-235富集度水平和国内的燃料芯体制造及冷却剂流速设计水平的要求,可获得较高的辐照孔道内快中子注量率水平,增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。

    一体化反应堆非能动堆腔流道系统及应用方法

    公开(公告)号:CN103390436A

    公开(公告)日:2013-11-13

    申请号:CN201310322188.7

    申请日:2013-07-30

    Inventor: 秦忠 宋丹戎 李庆

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一体化反应堆非能动堆腔流道系统及应用方法,一体化反应堆非能动堆腔流道系统,包括反应堆腔和反应堆堆坑,以及位于反应堆腔和反应堆堆坑之间的环形主屏蔽墙,反应堆堆坑位于主屏蔽墙下方,反应堆腔位于主屏蔽墙上方;反应堆腔和反应堆堆坑通过L型流道连通,流道靠近反应堆堆坑的一端设置有挡风板,反应堆腔顶部开有气体释放孔。本发明的优点在于:非能动堆腔流道结构可为一体化反应堆在LOCA事故后以非能动方式淹没堆腔及堆坑,冷却反应堆压力容器,维持反应堆压力容器的完整性,防止反应堆压力容器被堆芯熔融物熔穿,为反应堆堆芯长期冷却提供注入流量,并可消除一体化反应堆堆腔超压及氢气集聚爆炸的风险。

    反应堆自紧密封式换料水位控制结构

    公开(公告)号:CN103151080A

    公开(公告)日:2013-06-12

    申请号:CN201310043003.9

    申请日:2013-02-04

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供了一种反应堆自紧密封式换料水位控制结构,包括设置在出口接管内的隔热内衬套管、传动连杆、连杆端盖,以及安装在出口接管远离堆芯吊篮一端的接管端盖,所述的传动连杆的一端与隔热内衬套管一端连接构成刚性整体,传动连杆另一端贯穿接管端盖,连杆端盖安装在传动连杆贯穿接管端盖一端上,且与接管端盖通过密封结构进行密封连接;传动连杆靠近连杆端盖的一端套有螺纹套筒,螺纹套筒外侧与接管端盖为螺纹连接,形成驱动副;传动连杆和螺纹套筒之间还设置有密封垫片;连杆端盖内安装有减震弹簧。本发明实现了换料中吊篮取放同时保持换料水位不变,使换料得以安全进行,并在反应堆正常运行提供良好密封,且结构简单、经济。

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