电磁泵散热装置和反应堆系统

    公开(公告)号:CN118214218B

    公开(公告)日:2025-03-04

    申请号:CN202410322661.X

    申请日:2024-03-20

    Abstract: 本发明涉及一种电磁泵散热装置和反应堆系统,所述电磁泵散热装置包括:管道、电磁泵、发电模块和散热器,管道具有流通液态金属的流体腔,电磁泵包括外铁芯和多个绕组,多个绕组套设于管道外且沿管道的轴向依次布置,绕组穿设于外铁芯,发电模块包括套管和磁体,套管安装在管道上且与流体腔连通,套管具有两个沿第一方向相对布置的导电板,磁体沿第二方向布置在套管的相对两侧,两组磁体朝向套管的一端的磁极相反,第一方向和第二方向均正交于套管的轴向,第一方向和第二方向具有夹角,散热器的正负极分别与两个导电板连接,散热器邻近电磁泵布置。本发明的电磁泵散热装置不需要依赖外部的电源,有利于电磁泵长期稳定的运行,经济效益较高。

    模拟破口喷放过程的控制方法及装置

    公开(公告)号:CN119480174A

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202411542501.2

    申请日:2024-10-31

    Abstract: 本申请提出一种模拟破口喷放过程的控制方法及装置,涉及核反应堆技术领域,其中,模拟破口喷放过程的控制方法包括:根据初始状态信息调整阀门集合中阀门的初始状态;基于初始功率开启试验本体内的加热单元对混合流体进行加热,并根据加热单元的温度判断加热单元是否满足温度的第一判定条件;响应于加热单元满足第一判定条件,获取控制策略并执行,以实现破口喷放试验模拟,解决现有技术中人工操作模拟核反应堆中破口喷放过程试验容易出现误操作的问题,在提高试验进程中快速响应的同时实现更好的试验模拟过程。

    核反应堆安全壳外涂层试验系统

    公开(公告)号:CN114678145B

    公开(公告)日:2024-09-17

    申请号:CN202110988969.4

    申请日:2021-08-26

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆安全壳外涂层试验系统,所述核反应堆安全壳外涂层试验系统包括自然积垢装置和冲刷试验装置,自然积垢装置用于安装涂层试验样件以在自然环境下对涂层试验样件进行自然积垢,冲刷试验装置包括水箱、冲刷板、布水器和泵,水箱具有进水口和出水口,冲刷板用于将涂层试验样件安装到其上,布水器用于将水分布到冲刷板以对安装在冲刷板上的涂层试验样件进行冲刷,泵连接在水箱的出水口和布水器之间,用于将水箱内水泵送到布水器。本发明的核反应堆安全壳外涂层试验系统,能够为核反应堆的设计、安全评审和核电厂运行提供支持,无需在实际运行的核反应堆上进行且无需人工目视检测,因此精度高,评估准确,实施简单可靠。

    非能动安全壳水分配装置的控制方法、系统及设备

    公开(公告)号:CN116631660B

    公开(公告)日:2024-08-06

    申请号:CN202211277075.5

    申请日:2022-10-18

    Abstract: 本申请公开了一种非能动安全壳水分配装置的控制方法、系统、设备及存储介质,其中,该方法包括:获取非能动安全壳表面的冷却水膜信息的测量值;获取非能动安全壳表面的冷却水膜信息的目标值;基于冷却水膜信息的测量值和目标值,确定安全壳水分配装置的待调节挡板和待调节挡板的目标开度;将待调节挡板的标识信息和待调节挡板的目标开度发送给可编程逻辑控制器PLC,以使PLC控制安全壳水分配装置驱动与标识信息对应的挡板至目标开度。本申请的技术方案可以基于非能动安全壳表面的冷却水膜信息的测量值,实现准确控制水分配区域,从而及时且精准的调节水膜覆盖率和水流量,保证非能动安全壳具备良好的换热能力,并减少水流量浪费。

    用于非能动安全壳冷却系统试验设备的水分配装置

    公开(公告)号:CN114639493A

    公开(公告)日:2022-06-17

    申请号:CN202210095941.2

    申请日:2022-01-26

    Abstract: 本发明提供了一种用于非能动安全壳冷却系统试验设备的水分配装置,包括供水主管、分水盒、多个导向管、多个分水管和多个堰槽。分水盒限定出环形的第一分水腔和沿第一分水腔的周向分布的若干第二分水腔,供水主管的出水口沿周向可移动地设置以便与若干第二分水腔一一对应,使多个第二分水腔分别与不同组合、不同数量的分水管相对应,可以实现多种水膜覆盖形式,并且能够在一个试验工况中实现连续调节,只需一个对供水主管的流量进行控制的调节阀,无需设置支路调节阀,结构简单、经济性好,还可实现冷却水流量和水膜覆盖率之间的解耦控制,实现定流量、变覆盖率的控制目标,为覆盖率的敏感性试验研究提供了技术基础。

    核电站余热供热系统
    29.
    实用新型

    公开(公告)号:CN207230695U

    公开(公告)日:2018-04-13

    申请号:CN201721044359.4

    申请日:2017-08-18

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电站余热供热系统,所述核电站余热供热系统包括:冷凝器,所述冷凝器适于与冷却水源连通以冷却反应堆系统的上一级回路;热泵,所述热泵具有热泵第一输入端、热泵第二输入端和热泵输出端,所述热泵第一输入端与所述冷凝器的出口端相连;高位能源提供装置,所述高位能源提供装置与所述热泵第二输入端相连;供热网,所述供热网与所述热泵输出端相连。本实用新型的核电站余热供热系统,通过热泵技术,可以有效地回收核电站的冷却余热,降低核电站的热污染,且提供安全可靠的供热,无安全隐患。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利

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