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公开(公告)号:CN101006522A
公开(公告)日:2007-07-25
申请号:CN200580027605.9
申请日:2005-08-08
申请人: 卵石层模反应堆(私人)有限公司
CPC分类号: G21C13/08 , F16G13/00 , G21C5/08 , G21Y2002/301 , G21Y2004/101 , Y02E30/40
摘要: 本发明提供一种用于支撑高温气体冷却核反应堆50的反射体12的支撑件。所述支撑件包括多个围绕所述反射体12延伸的带52。每个带52包括互连片段18和20。片段18由金属制成,而片段20由纤维增强陶瓷制成,使得带52的热膨胀系数对应于反射体12的热膨胀系数。本发明还提供一种高温气体冷却核反应堆和一种支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的方法。
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公开(公告)号:CN1236401A
公开(公告)日:1999-11-24
申请号:CN98801183.2
申请日:1998-08-12
申请人: 三菱重工业株式会社
IPC分类号: C22C38/00
CPC分类号: G21C13/087 , C21D6/004 , C22C38/40 , C22C38/44 , C22C38/58 , G21C13/08 , G21Y2004/10 , Y02E30/40
摘要: 通过在100—1180℃对一种不锈钢热固溶处理,之后,在600—750℃对如此处理的钢再进行时效处理,来获得具有抗中子辐照诱发品质劣化性的奥氏体不锈钢,其中所述的不锈钢含有:不高于0.08wt.%C,不高于2.0wt.%Mn,不高于1.5wt.%Si,不高于0.045wt.%P,不高于0.030wt.%S,8.0—22.0wt.%Ni,16.0—26.0wt.%Cr,余者为Fe。
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公开(公告)号:CN107799188A
公开(公告)日:2018-03-13
申请号:CN201711035652.9
申请日:2017-10-30
申请人: 上海核工程研究设计院有限公司
摘要: 本发明提供一种安全壳压力抑制系统,其包括抑压池、非能动热管换热系统、阀门和管道;所述抑压池和所述非能动热管换热系统设置于安全壳内,所述管道内的流体通过贯穿安全壳的管道与安全壳外的冷凝段相连通;所述阀门至少设置在所述管道上。本发明提供的安全壳压力抑制系统,采用价格较低的混凝土安全壳的同时以非能动方式,即不依赖外部电源和干预即可在事故后无限期保证安全壳的完整性,可以有效提高反应堆的安全水平和经济性。
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公开(公告)号:CN105679384B
公开(公告)日:2019-07-23
申请号:CN201610085685.3
申请日:2016-02-15
申请人: 崔一镐
发明人: 崔一镐
摘要: 本发明涉及小型核电站,具体地,不使用冷却水冷却蒸汽,而是使用复水器上端部配备的加压器加压复水器内部而进行冷凝的小型核电站。本发明的小型核电站包括:使核燃料核裂变而发生高温热量的反应堆;由通过从所述蒸汽发生器发生的蒸汽旋转的蒸汽涡轮机,与所述蒸汽涡轮机轴连接而一同旋转发电的发电机组成的涡轮机和发电机;以及将使所述蒸汽涡轮机旋转而发生的蒸汽用高压还原蒸汽温度的水后重新供应给所述蒸汽发生器的复水器。本发明采用复水器上端部具备的加压器加压复水器进行冷凝而不需要冷却水,因此在沙漠等地方也可以建设核电站之外,也可以制作小型核能发动机。
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公开(公告)号:CN106128520A
公开(公告)日:2016-11-16
申请号:CN201610651692.5
申请日:2016-08-10
申请人: 长江勘测规划设计研究有限责任公司
摘要: 本发明公开了一种地下核电站岩体洞室型安全壳,包括位于地面上的地面水池和位于地下的安全壳壳体,安全壳壳体上开有出入孔与设备闸门,设备闸门和出入孔与地下通道相连,安全壳壳体由外向内依次设置有岩体、岩体改造层和安全壳钢衬里,岩体改造层外侧设置有伸入岩体内的强化锚杆;还包括位于地下的堆芯熔断物收集井和堆芯收集洞室,堆芯熔断物收集井位于安全壳壳体下方,并通过堆芯熔融物输送管与堆芯收集洞室相连。本发明利用地下厚实的岩体层作为地下核电站安全壳外层结构,具有优异的抵抗外界人为事件、提供放射性生物屏障的能力,通过设置在地下的堆芯收集洞室汇集收集严重事故中产生的堆芯熔融物,利用岩体屏障防止放射性物质向外界扩散。
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公开(公告)号:CN105923626A
公开(公告)日:2016-09-07
申请号:CN201610266483.9
申请日:2016-04-26
申请人: 东南大学
CPC分类号: Y02E30/40 , G21C13/08 , C01P2004/01
摘要: 基于乳液微封装法聚丙烯腈基双层碳靶丸制备技术是一种利用微流控双T通道制备出PAN双重乳液,旋转蒸发固化得到PAN中空微球,经过预氧化、碳化处理,PAN分子结构由链状线型结构发生氰基环化、脱氢、脱氮反应转变为双层石墨结构,得到聚丙烯腈基双层碳靶丸。这种聚丙烯腈基双层碳靶丸具有外部结构致密的皮层,内部结构疏松的芯层,为惯性约束核聚变提供了潜在的应用价值。制备方法是微流控双T通道制备出PAN双重乳液,旋转蒸发固化得到PAN中空微球,超临界干燥得到无溶剂的PAN中空微球,预氧化、碳化处理得到聚丙烯腈基双层碳靶丸。
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公开(公告)号:CN101006522B
公开(公告)日:2011-03-30
申请号:CN200580027605.9
申请日:2005-08-08
申请人: 卵石层模反应堆(私人)有限公司
CPC分类号: G21C13/08 , F16G13/00 , G21C5/08 , G21Y2002/301 , G21Y2004/101 , Y02E30/40
摘要: 本发明提供一种用于支撑高温气体冷却核反应堆50的反射体12的支撑件。所述支撑件包括多个围绕所述反射体12延伸的带52。每个带52包括互连片段18和20。片段18由金属制成,而片段20由纤维增强陶瓷制成,使得带52的热膨胀系数对应于反射体12的热膨胀系数。本发明还提供一种高温气体冷却核反应堆和一种支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的方法。
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公开(公告)号:CN105556612B
公开(公告)日:2018-03-02
申请号:CN201480050892.4
申请日:2014-03-19
申请人: 阿科姆工程合资(控股)公司
发明人: 马特诺夫·皮特·尼基佛罗维奇 , 阿斯卡杜林·莱多米尔·萨米列维奇 , 伊娃诺夫·孔斯坦汀·德米耶维奇 , 勒克奇·阿莱克桑德·尤列维奇 , 斯多罗曾克·阿莱克塞·尼科拉维奇 , 菲林·阿莱克桑迪·伊万罗维奇 , 布兰克·塞格·维克多罗维奇 , 萨里克普罗·塞伊迪·米菲索维奇 , 波罗维斯凯·斯德邦·雅特莫维奇
IPC分类号: G21C1/03
CPC分类号: G21C1/03 , C23C22/72 , C23C22/73 , G21C13/08 , G21C15/247 , G21C17/0225 , G21C21/00 , G21Y2002/101 , G21Y2004/20 , Y02E30/40
摘要: 本发明涉及核技术领域,尤其,涉及一种钢表面的原位钝化方法。所述方法包括在设置正式堆芯的位置上安装有堆芯模拟装置,所述模拟装置为模拟堆芯形状、堆芯元件的相对位置、以及其质量特征的堆芯模型,接着向反应堆内填充液态重金属冷却剂,将冷却剂加热到规定的钝化条件温度,分两个阶段进行原位钝化,其中第一个阶段中包含按照这个阶段所规定的条件进行的等温钝化模式,而第二个阶段包括在不同条件下进行的非等温钝化,之后移除堆芯模拟装置并在这个位置上安装正式的堆芯。该方法保证了钢制元件表面在液态重金属冷却剂介质中的耐腐蚀性并能降低核反应堆运行初期的氧气消耗的最大速率。
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公开(公告)号:CN105679384A
公开(公告)日:2016-06-15
申请号:CN201610085685.3
申请日:2016-02-15
申请人: 崔一镐
发明人: 崔一镐
CPC分类号: F28B9/00 , F01K5/00 , F01K11/02 , G21C1/32 , G21C13/08 , G21D1/006 , G21D5/12 , Y02E30/40 , G21C15/02 , G21D1/02
摘要: 本发明涉及小型核电站,具体地,不使用冷却水冷却蒸汽,而是使用冷凝器上端部配备的加压器加压冷凝器内部而进行冷凝的小型核电站。本发明的小型核电站包括:使核燃料核裂变而发生高温热量的反应堆;由通过从所述蒸汽发生器发生的蒸汽旋转的蒸汽涡轮机,与所述蒸汽涡轮机轴连接而一同旋转发电的发电机组成的涡轮机和发电机;以及将使所述蒸汽涡轮机旋转而发生的蒸汽用高压还原蒸汽温度的水后重新供应给所述蒸汽发生器的冷凝器。本发明采用冷凝器上端部具备的加压器加压冷凝器进行冷凝而不需要冷却水,因此在沙漠等地方也可以建设核电站之外,也可以制作小型核能发动机。
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公开(公告)号:CN105556612A
公开(公告)日:2016-05-04
申请号:CN201480050892.4
申请日:2014-03-19
申请人: 阿科姆工程合资(控股)公司
发明人: 马特诺夫·皮特·尼基佛罗维奇 , 阿斯卡杜林·莱多米尔·萨米列维奇 , 伊娃诺夫·孔斯坦汀·德米耶维奇 , 勒克奇·阿莱克桑德·尤列维奇 , 斯多罗曾克·阿莱克塞·尼科拉维奇 , 菲林·阿莱克桑迪·伊万罗维奇 , 布兰克·塞格·维克多罗维奇 , 萨里克普罗·塞伊迪·米菲索维奇 , 波罗维斯凯·斯德邦·雅特莫维奇
IPC分类号: G21C1/03
CPC分类号: G21C1/03 , C23C22/72 , C23C22/73 , G21C13/08 , G21C15/247 , G21C17/0225 , G21C21/00 , G21Y2002/101 , G21Y2004/20 , Y02E30/40
摘要: 本发明涉及核技术领域,尤其,涉及一种钢表面的原位钝化方法。所述方法包括在设置正式堆芯的位置上安装有堆芯模拟装置,所述模拟装置为模拟堆芯形状、堆芯元件的相对位置、以及其质量特征的堆芯模型,接着向反应堆内填充液态重金属冷却剂,将冷却剂加热到规定的钝化条件温度,分两个阶段进行原位钝化,其中第一个阶段中包含按照这个阶段所规定的条件进行的等温钝化模式,而第二个阶段包括在不同条件下进行的非等温钝化,之后移除堆芯模拟装置并在这个位置上安装正式的堆芯。该方法保证了钢制元件表面在液态重金属冷却剂介质中的耐腐蚀性并能降低核反应堆运行初期的氧气消耗的最大速率。
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