一种由可移动次临界模块组成的堆芯

    公开(公告)号:CN210091731U

    公开(公告)日:2020-02-18

    申请号:CN201920587312.5

    申请日:2019-04-26

    Abstract: 本实用新型公开了一种由可移动次临界模块组成的堆芯,由若干个可移动的装配有滑轮单元的燃料组件束组装而成,所述燃料组件束由若干个燃料组件组成,所述滑轮单元包括平板和平板下方的滑轮,所述滑轮单元设置在燃料组件束的下部。和传统的固定地燃料组件相比,本实用新型公开的一种可移动次临界模块的堆芯,能够使得压水堆堆芯内部的燃料组件可以分离,因为可以使得燃料组件束在必要情况下能够分离,使得堆芯快速地处于次临界状态,因此本实用新型提出的一种可以移动次临界模块的堆芯使得堆芯具备更高的安全性。

    一种用于核电站安全壳内环境监测的无人机

    公开(公告)号:CN207833336U

    公开(公告)日:2018-09-07

    申请号:CN201820066822.3

    申请日:2018-01-12

    Abstract: 本实用新型提供了一种用于核电站安全壳内环境监测的无人机,具体包括:飞行平台、探测系统、控制系统以及外部系统;所述飞行平台具体包括运动机构、驱动机构和超声波测距模块;所述探测系统具体包括超宽带定位模块、探测模块和摄像模块;所述控制系统具体包括电源模块、主控模块和信号传输模块;所述外部系统具体包括上位机和人机交互模块;本实用新型利用无人机技术,能够进入到技术人员无法进入的核电站安全壳内进行探测,快速采集需要监测的区域的相关信息,并传输到上位机中。能够有效地实现对安全壳内安全性的监测和预警,进一步提高核电系统运行安全性。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利

    燃料和强中子吸收材料一体化的紧凑型反应堆堆芯结构

    公开(公告)号:CN211294641U

    公开(公告)日:2020-08-18

    申请号:CN201921819284.1

    申请日:2019-10-25

    Abstract: 本实用新型公开了燃料和强中子吸收材料一体化的紧凑型反应堆堆芯结构,包括具有堆芯燃料元件组的堆芯活性区、包围在堆芯活性区外围的反射层以及布置在反射层中的控制转鼓,控制转鼓能绕着安装轴转动,控制转鼓内具有第一区域和第二区域,所述第一区域设有强中子吸收体,第二区域设有转鼓燃料元件组。在控制转鼓中同时布置了转鼓燃料元件组和强中子吸收体,可以转动控制转鼓,调整转鼓燃料元件组与堆芯活性区的相对位置,来满足反应堆功率调节的需求;可以增加反应堆堆芯的运行寿期。当控制转鼓中的转鼓燃料元件组部分都面向堆芯活性区时,反应堆具有最大的反应性,当控制转鼓中的强中子吸收体都面向堆芯活性区时,反应堆具有最大的停堆深度。

    一种球床型固有安全压水堆的堆芯

    公开(公告)号:CN211125051U

    公开(公告)日:2020-07-28

    申请号:CN201920587315.9

    申请日:2019-04-26

    Abstract: 本实用新型公开了一种球床型固有安全压水堆的堆芯,所述堆芯包括梯形体,梯形体的上挡板和下挡板上均设置冷却剂通道,梯形体内填充有多个燃料球。和传统的压水堆相比,本实用新型的堆芯不再由方形燃料组件构成,而且全部采用燃料球堆积而成。燃料球被梯形体束缚在堆芯位置,燃料球与燃料球中留有空隙,冷却剂从燃料球的空隙间流过燃料球表面,从而带出燃料球发出的热量。因此本实用新型提出的球床型固有安全压水堆的堆芯具备更高的安全性,在有需要时,燃料球可以分散开,使得堆芯快速地处于次临界状态。

    一种使用镓金属作为冷却剂的快中子反应堆

    公开(公告)号:CN210805248U

    公开(公告)日:2020-06-19

    申请号:CN201921404839.6

    申请日:2019-08-27

    Abstract: 本实用新型公开了一种使用镓金属作为冷却剂的快中子反应堆。该反应堆包括:堆芯、镓金属一回路管道、镓金属主泵、镓蒸汽发生器、镓金属二回路管道、实验堆用汽轮机及实验堆用发电机;堆芯通过镓金属一回路管道与镓金属主泵、镓蒸汽发生器依次连接,构成循环通路;镓蒸汽发生器通过镓金属二回路管道与实验堆用汽轮机、实验堆用发电机依次连接,构成循环通路;堆芯包括镓金属冷却剂。该反应堆使用了镓金属,镓金属熔点低可降低其意外固化的可能,还能避免冷却剂发生火灾,提高了反应堆的安全性;由于镓金属对反应堆内的结构材料腐蚀较低,能提高反应堆内的结构材料使用寿命,降低成本,提高经济性。因此该反应堆具备很好的安全性和经济性。

    一种采用回路并行式热管冷却的小型核反应堆热传输系统

    公开(公告)号:CN208570127U

    公开(公告)日:2019-03-01

    申请号:CN201820919696.1

    申请日:2018-06-14

    Abstract: 本实用新型公开了一种采用回路并行式热管冷却的小型核反应堆热传输系统,所述系统中回路并行式冷却热管的热管蒸发段位于热管下部,置于堆芯中,热管蒸发段吸收堆芯产生的热量后,经过热管绝热段将热量传输到热管冷凝段,在热管冷凝段中将热量传递给主热交换器中的冷却气体,冷却气体从主热交换器出口流出后,经气体输出管进入布雷顿循环发电系统和温差发电系统,从温差发电系统出来后,气体将热量直接散发到环境中或给用户端供暖后再返回到余热热交换器;从散热盘或者余热热交换器出来的气体,经过气体输入管后,再进入主热交换器,形成一次闭式循环。所述系统经过多次热交换,最大限度地将热能转换为电能,提高了热效率。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利

    一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构

    公开(公告)号:CN208570126U

    公开(公告)日:2019-03-01

    申请号:CN201820919577.6

    申请日:2018-06-14

    Abstract: 本实用新型公开了一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构,包括回路并行式冷却热管、底面为正方形的长方体结构或者底面为正六边形的六棱柱结构的核燃料元件;回路并行式冷却热管由两根直管段和两个U型弯头连接起来,两根直管段的蒸发段分别置于两个相邻的核燃料元件中部的芯孔中,冷却热管的中心蒸汽区在轴向上自底部到顶部依次包括蒸发段、绝热段、冷凝段,蒸发段的长度与核燃料元件的长度一致;核燃料元件内部为燃料芯块,外部为包壳,中心冷却热管的管壁与核燃料元件中心孔内侧的包壳设计为一体。整体结构简单、布局紧凑、安全性高、传热性能好、适应性好,特别适用于空间核反应堆以及其他小型核反应堆。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利

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