池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法

    公开(公告)号:CN119480168A

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202510046290.1

    申请日:2025-01-13

    Abstract: 本发明提供了一种池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法。堆芯保护机构,包括:气泡发生装置,气泡发生装置的出气口设置于池式研究堆的堆底小室内,气泡发生装置用于产生气泡,气泡与堆底小室内的液态水形成气液两相的混合物,使堆芯侧的平均密度降低,从而加大反应堆水池与堆芯侧之间流体的静压差,使得自然循环的驱动力增加;其中,池式研究堆的堆芯浸没在反应堆水池底部,堆底小室位于堆芯下方且与堆芯相连通,堆芯余热依靠水的自然循环导出。本发明可用以解决或改善现有研究堆存在流动滞止现象、自然循环建立速度慢、堆芯余热无法快速排出的问题。

    安全注射系统及方法
    15.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119920501A

    公开(公告)日:2025-05-02

    申请号:CN202510423370.4

    申请日:2025-04-07

    Abstract: 本发明的实施例提供了一种安全注射系统及方法,涉及反应堆安全系统领域。旨在改善安全注射系统注水流量与反应堆发生失水事故阶段所需流量不匹配的问题。其包括承压容器以及阻尼装置,承压容器的底部设置有安注出口管;阻尼装置设置在承压容器内,阻尼装置设置有进水口和出水口,承压容器内的安注水从进水口流经阻尼装置后,从出水口流向安注出口管。承压容器内安注水排出流量随失水事故进程呈逐渐下降的趋势,相比未设置阻尼的承压容器,初始阶段流量更低,可以减少安注旁通的水量;中间阶段流量可以迅速实现堆芯下腔室再灌水以及堆芯再淹没;事故后期维持堆芯淹没的流量更低,充分延长安注时间,有效利用安注水。

    一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法

    公开(公告)号:CN115331849A

    公开(公告)日:2022-11-11

    申请号:CN202211115574.4

    申请日:2022-09-14

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法,所述系统包括反应堆系统,反应堆系统的热端与入口管道相连,入口管道通过热交换器入口联箱与热交换器相连,反应堆系统和热交换器入口联箱之间的入口管道上设置隔离阀;所述热交换器设置多级,多级热交换器串联连接,相邻的两级热交换器之间设置热交换器中间联箱;热交换器的出口与出口管道相连,出口管道上设置热交换器出口联箱和隔离阀;本发明的核反应堆用非能动余热排出系统能够满足在不同事故下,对余热排出系统的带热能力的不同需求,通过多级换热器的设计,避免带热量过大或过小,并减小非能动余热排出系统误启动对核反应堆系统造成的不利影响。

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