池式反应堆的换料方法
    11.
    发明授权

    公开(公告)号:CN111383786B

    公开(公告)日:2022-08-30

    申请号:CN201811642029.4

    申请日:2018-12-29

    Abstract: 本发明公开了一种池式反应堆的换料方法,池式反应堆包括浸没在冷却水池液面以下的套筒、设于所述套筒内的压力容器、设于所述压力容器内的堆芯,所述套筒包括筒体和套筒顶盖,所述筒体包括筒体上段和筒体下段,所述换料方法包括如下步骤:换料准备,包括反应堆停堆;反应堆拆卸,包括卸除套筒顶盖、卸除筒体上段、卸除压力容器一体化顶盖和注水;装换料操作,包括更换新燃料组件;封装反应堆,包括安装压力容器一体化顶盖和排水、安装筒体上段、安装套筒顶盖。在装换料过程中,根据需要为冷却水池充水、排水,调整控制冷却水池的水位,降低燃料组件从一处转移至另一处的过程中带来的风险,能确保换料工艺操作的安全,以及厂房工作人员的安全。

    非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆

    公开(公告)号:CN112216412A

    公开(公告)日:2021-01-12

    申请号:CN202010922610.2

    申请日:2020-09-04

    Abstract: 本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆,所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件,第一连接管的第一端与容器的内部连通,第一连接管的第二端与第一换热器连通,第二连接管的第一端与第一换热器连通,第二连接管的第二端与第一连接管连通,第一件设在第一连接管的第二端内,第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量,第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好,且可靠性高,提高了液态金属反应堆的安全性。

    用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法

    公开(公告)号:CN106158056B

    公开(公告)日:2018-06-08

    申请号:CN201510185204.1

    申请日:2015-04-17

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 公开了一种用于核电站安全壳的冷却系统,所述安全壳内设有核反应堆芯,所述冷却系统包括:封闭壳体,设置在所述安全壳外围,所述封闭壳体与所述安全壳之间形成封闭的冷却空间;喷水装置,安装在所述封闭壳体的上部,被构造成用于向所述安全壳的上部喷水,所述水通过吸收安全壳的热量而转换成蒸汽,以降低所述安全壳内的温度;转换系统,与所述冷却空间连通,以将所述蒸汽的热能转换成动能或者电能;以及抽水装置,利用所述动能将外部水源的水供应到所述喷水装置。该冷却系统能够以高温水蒸汽为动力源,驱动蒸汽动力转换装置,可以补充源源不断的外部冷却水,增强了冷却效果,保证核电站乃至周围环境的安全。

    非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆

    公开(公告)号:CN112216413B

    公开(公告)日:2023-11-03

    申请号:CN202010922647.5

    申请日:2020-09-04

    Abstract: 本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆,所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件,第一连接管与容器的内部连通,第二连接管与第一换热器连通,第三连接管用于将余热导出,在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时,第一件断开第一连接管和第二连接管,第二件导通第一连接管和第三连接管;在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时,第一件导通第一连接管和第二连接管,第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动,且余热排出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。

    干式反应堆供热系统
    16.
    发明授权

    公开(公告)号:CN107492400B

    公开(公告)日:2023-11-03

    申请号:CN201610862609.9

    申请日:2016-09-28

    Abstract: 本发明公开了一种干式反应堆供热系统,包括:安全壳、反应堆容器、堆芯、第一换热器、第二换热器和供热网,反应堆容器内具有腔室,腔室具有容器进口和容器出口,反应堆容器设在安全壳内,堆芯设在腔室内,第一换热器设在安全壳内,第一换热器与反应堆容器的容器进口和容器出口相连以形成封闭的第一回路,第二换热器设在安全壳内或安全壳外,第二换热器与第一换热器相连以形成封闭的第二回路,供热网与第二换热器相连以形成第三回路。根据本发明实施例的干式反应堆供热系统,供热燃料费用少,供热成本低,极具经济效益,可实现零排放,供热效率高,其调峰适应能力较强,反应堆堆芯产生的热量通过多级回路传递至供热网,可以消除放射性污染。

    堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法

    公开(公告)号:CN112216409B

    公开(公告)日:2023-02-28

    申请号:CN202010929001.X

    申请日:2020-09-07

    Abstract: 本发明公开了一种堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法,所述堆芯包括筒形件、多个芯块、熔断组件和拉伸组件,多个芯块设在筒形件内且沿筒形件的周向间隔布置,每个芯块包括多个燃料组件,在核反应堆的堆芯所处的温度低于预设温度时,熔断组件连接相邻芯块,在核反应堆的堆芯所处的温度达到或超过预设温度时,熔断组件断裂以分离相邻芯块,拉伸组件连接筒形件的内壁面和芯块,在熔断组件连接相邻芯块时,拉伸组件对芯块具有朝向筒形件的拉力。本发明的核反应堆的堆芯通过熔断组件,实现堆芯分离停堆的系统设计,能够使核反应堆在堆芯内部完成非能动安全停堆,能够有效避免现在反应堆堆芯外部停堆措施失效的情况。

    池式反应堆的换料方法
    18.
    发明公开

    公开(公告)号:CN111383786A

    公开(公告)日:2020-07-07

    申请号:CN201811642029.4

    申请日:2018-12-29

    Abstract: 本发明公开了一种池式反应堆的换料方法,池式反应堆包括浸没在冷却水池液面以下的套筒、设于所述套筒内的压力容器、设于所述压力容器内的堆芯,所述套筒包括筒体和套筒顶盖,所述筒体包括筒体上段和筒体下段,所述换料方法包括如下步骤:换料准备,包括反应堆停堆;反应堆拆卸,包括卸除套筒顶盖、卸除筒体上段、卸除压力容器一体化顶盖和注水;装换料操作,包括更换新燃料组件;封装反应堆,包括安装压力容器一体化顶盖和排水、安装筒体上段、安装套筒顶盖。在装换料过程中,根据需要为冷却水池充水、排水,调整控制冷却水池的水位,降低燃料组件从一处转移至另一处的过程中带来的风险,能确保换料工艺操作的安全,以及厂房工作人员的安全。

    干式反应堆供热系统
    19.
    发明公开

    公开(公告)号:CN107492400A

    公开(公告)日:2017-12-19

    申请号:CN201610862609.9

    申请日:2016-09-28

    CPC classification number: G21D9/00

    Abstract: 本发明公开了一种干式反应堆供热系统,包括:安全壳、反应堆容器、堆芯、第一换热器、第二换热器和供热网,反应堆容器内具有腔室,腔室具有容器进口和容器出口,反应堆容器设在安全壳内,堆芯设在腔室内,第一换热器设在安全壳内,第一换热器与反应堆容器的容器进口和容器出口相连以形成封闭的第一回路,第二换热器设在安全壳内或安全壳外,第二换热器与第一换热器相连以形成封闭的第二回路,供热网与第二换热器相连以形成第三回路。根据本发明实施例的干式反应堆供热系统,供热燃料费用少,供热成本低,极具经济效益,可实现零排放,供热效率高,其调峰适应能力较强,反应堆堆芯产生的热量通过多级回路传递至供热网,可以消除放射性污染。

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