一种核能供汽系统
    31.
    发明授权

    公开(公告)号:CN113113161B

    公开(公告)日:2024-08-13

    申请号:CN202110368638.0

    申请日:2021-04-06

    Abstract: 本发明涉及核电供热领域,特别涉及一种核能供汽系统,包括:核能反应堆冷却剂管路;换热装置,核能反应堆冷却剂从核能反应堆中流出,经管路进入所述换热装置的供热侧后,通过管路返回核能反应堆;待加热给水,所述待加热给水经过给水管路流入所述换热装置的受热侧后转变为低温蒸汽,所述低温蒸汽经过低温蒸汽管道后被分为两路,其中一路低温蒸汽流经一加热装置后被加热为高温蒸汽并流出系统,另一路低温蒸汽流经一发电装置后流出系统;所述发电装置与所述加热装置电性连接,所述发电装置用于向所述加热装置供电;本发明相比现有技术,从核能独立供汽供暖的角度出发,采用电热转换提升蒸汽品质,废热进一步利用,对碳减排有重要贡献。

    基于先进小型堆用真空喷射特性试验系统

    公开(公告)号:CN118412153A

    公开(公告)日:2024-07-30

    申请号:CN202410504075.7

    申请日:2024-04-25

    Abstract: 本发明提供一种基于先进小型堆用真空喷射特性试验系统,包括承压容器、真空容器以及测量系统,承压容器一侧连接有供水系统和供气系统,供水系统和供气系统分别用于向承压容器提供实验水和实验气,承压容器上设有喷射管线;真空容器设于承压容器一侧,喷射管线一端与真空容器连通;测量系统设于喷射管线和真空容器内,测量系统用于监测喷射流体的喷射数据。上述试验系统,通过模化分析LOCA工况下高压喷射流体流动特性,确定其中的关键参数和关键影响因素,进而确定以上参数与真空环境下高压喷射流体流动特性之间的作用关系,形成真空喷射特性研究参数数据库,为后续相关理论模型的开发和验证提供数据支撑,提升先进小型堆设计的安全性。

    一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法

    公开(公告)号:CN115376710B

    公开(公告)日:2024-01-26

    申请号:CN202211137180.9

    申请日:2022-09-19

    Abstract: 本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法,包括:气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元;气体供应单元包括多个级联的承压容器,每个承压容器的顶端与排气管线连通,排气管线末端设有喷嘴;测量单元包括传感器和处理器,传感器安装在承压容器内和排气管线上;夹具单元夹持待测材料;可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录;碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片;研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响,解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

    一种基于核电厂海水高温的海水淡化系统及方法

    公开(公告)号:CN116835702A

    公开(公告)日:2023-10-03

    申请号:CN202310821788.1

    申请日:2023-07-05

    Abstract: 本发明公开了一种基于核电厂海水高温的海水淡化系统及方法,包括核电厂冷水组件、热泵机组和海水淡化组件,所述核电厂冷水组件与热泵机组的蒸发端进行耦合,所述海水淡化组件与热泵机组的冷凝端进行耦合,海水经过热泵机组的蒸发端进行降温后,为核电厂冷水提供冷量;循环水经过热泵机组的冷凝器加热后,进入闪蒸罐,一部分汽化为蒸汽进入低温多效蒸馏组件,为低温多效蒸馏组件提供蒸汽,一部分冷凝为液态水;本发明将热泵技术、闪蒸技术与低温多效蒸馏技术耦合,热泵为核电机组厂用水系统降温的同时,可以产出高温水,高温水通过闪蒸后,形成约70℃低温蒸汽,耦合低温多效蒸馏海水淡化技术,可以实现海水淡化。

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