一种适用于超临界水冷堆的水棒

    公开(公告)号:CN102855946A

    公开(公告)日:2013-01-02

    申请号:CN201210336919.9

    申请日:2012-09-12

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了属于核反应堆设计技术领域的一种适用于超临界水冷堆的水棒。该水棒由水棒外壁和水棒内壁组成,其中,水棒外壁由两种材料构成,分为三层,其内外两层均采用不锈钢材料,中间层采用嵌入锗纳米晶体的绝热硅材料;水棒内壁由一种材料构成,只有一层。水棒外壁和水棒内壁围成了方环形水棒外管,水棒内壁围成了方形水棒内管。在超临界水冷堆水棒设计中,通过改进水棒的结构设计,采用热导率较小的水棒外壁材料和热导率较大的水棒内壁材料,从而使慢化剂轴向温升降低,慢化剂慢化效果增强,提高堆芯轴向功率分布的均匀性。该水棒具有结构简单,对原超临界水堆组件设计改进较小的特点,可以提高反应堆的安全性。

    一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器

    公开(公告)号:CN102820067A

    公开(公告)日:2012-12-12

    申请号:CN201210301144.1

    申请日:2012-08-22

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域,特别涉及一种用于超临界水反应堆余热排出的自然循环的换热器。超临界水在热流体超临界水环形通道内流动,构成一次侧循环,热流体超临界水环形通道为窄隙环管;冷流体水在冷流体水下降通道、下部腔室、冷流体水上升通道以及顶部腔室内流动,构成二次侧循环。在超临界水堆正常停堆或事故紧急停堆情况下,采用超临界窄缝自然循环换热器进行余热排出,不需要任何外力,能够有效地减少因为能动部件故障、人为操作失误而导致的系统失效概率,提高反应堆的运行安全性。

    一种适用于超临界水冷堆的水棒

    公开(公告)号:CN102855946B

    公开(公告)日:2015-10-21

    申请号:CN201210336919.9

    申请日:2012-09-12

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了属于核反应堆设计技术领域的一种适用于超临界水冷堆的水棒。该水棒由水棒外壁和水棒内壁组成,其中,水棒外壁由两种材料构成,分为三层,其内外两层均采用不锈钢材料,中间层采用嵌入锗纳米晶体的绝热硅材料;水棒内壁由一种材料构成,只有一层。水棒外壁和水棒内壁围成了方环形水棒外管,水棒内壁围成了方形水棒内管。在超临界水冷堆水棒设计中,通过改进水棒的结构设计,采用热导率较小的水棒外壁材料和热导率较大的水棒内壁材料,从而使慢化剂轴向温升降低,慢化剂慢化效果增强,提高堆芯轴向功率分布的均匀性。该水棒具有结构简单,对原超临界水堆组件设计改进较小的特点,可以提高反应堆的安全性。

    一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器

    公开(公告)号:CN102820067B

    公开(公告)日:2015-04-15

    申请号:CN201210301144.1

    申请日:2012-08-22

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域,特别涉及一种用于超临界水反应堆余热排出的自然循环的换热器。超临界水在热流体超临界水环形通道内流动,构成一次侧循环,热流体超临界水环形通道为窄隙环管;冷流体水在冷流体水下降通道、下部腔室、冷流体水上升通道以及顶部腔室内流动,构成二次侧循环。在超临界水堆正常停堆或事故紧急停堆情况下,采用超临界窄缝自然循环换热器进行余热排出,不需要任何外力,能够有效地减少因为能动部件故障、人为操作失误而导致的系统失效概率,提高反应堆的运行安全性。

    用于超临界水堆瞬态核热耦合的安全分析计算装置

    公开(公告)号:CN103902784A

    公开(公告)日:2014-07-02

    申请号:CN201410146204.6

    申请日:2014-04-11

    CPC classification number: Y02E60/76 Y04S40/22

    Abstract: 本发明公开了一种用于超临界水堆瞬态核热耦合的安全分析计算装置,属于核电厂设计与反应堆安全分析领域,适用于超临界水堆,具体为,利用双群时空动力学方程的时空离散求解,建立瞬态物理分析程序;通过通道之间的流量分配计算和各个通道内部流动换热求解,建立瞬态热工分析程序;在此基础上,将物理计算程序嵌入至瞬态系统分析程序,建立超临界瞬态耦合分析程序,分析系统的安全性。特别是利用双群中子时空动力学方程建立的时空动力学准静态解法模型与多通道分析方法相结合,能在保证精度的基础上,又较子通道模型有效的减少了计算时间,进而提高超临界水堆设计的经济性,符合安全分析的发展趋势。

    一种利用乏燃料热量驱动斯特林发动机的发电系统

    公开(公告)号:CN102606340A

    公开(公告)日:2012-07-25

    申请号:CN201210067521.X

    申请日:2012-03-14

    Abstract: 本发明公开了属于核能发电技术领域的一种利用乏燃料热量驱动斯特林发动机的发电系统。该系统通过二回路管道将安全屏障中的一回路与斯特林发动机相连接,通过加热二回路管道中的冷水将热量传送到斯特林发动机中的加热器,加热加热器内的工质,推动斯特林发动机做功,再驱动斯特林发动机尾部的发电机发电。本发明利用乏燃料的热量发电,造价和运行费用低廉,产生的功率稳定,系统可以长期运行,性能可靠,可以有效利用核电站每年卸载大量的乏燃料,具有节能价值。

    一种ADS堆折流板管壳式换热器

    公开(公告)号:CN102564169A

    公开(公告)日:2012-07-11

    申请号:CN201210048917.X

    申请日:2012-02-28

    Abstract: 本发明公开了属于核能安全与机械设备技术领域的一种ADS堆折流板管壳式换热器。该ADS堆换热器具有一壳体;壳体内设置有传热管和折流板,壳体上设置有热流体进口、热流体出口、冷流体进口和冷流体出口;壳体两端设有固定端管板,壳体上端经固定端管板与固定端头盖相连,形成上腔体,壳体下端经固定端管板与下封头相连,形成下腔体,所述下腔体内设置有隔板,隔板将进出换热器的热流体相隔离。本发明提供的基于超临界水为工质的ADS堆换热器,采用二回路冷却剂为超临界水的管壳式换热器,优化了换热器的设计,使它更加紧凑;操作简单,安全可靠;热效率高,换热效能好。

    一种利用乏燃料热量驱动斯特林发动机的发电系统

    公开(公告)号:CN102606340B

    公开(公告)日:2015-04-15

    申请号:CN201210067521.X

    申请日:2012-03-14

    Abstract: 本发明公开了属于核能发电技术领域的一种利用乏燃料热量驱动斯特林发动机的发电系统。该系统通过二回路管道将安全屏障中的一回路与斯特林发动机相连接,通过加热二回路管道中的冷水将热量传送到斯特林发动机中的加热器,加热加热器内的工质,推动斯特林发动机做功,再驱动斯特林发动机尾部的发电机发电。本发明利用乏燃料的热量发电,造价和运行费用低廉,产生的功率稳定,系统可以长期运行,性能可靠,可以有效利用核电站每年卸载大量的乏燃料,具有节能价值。

    一种双层水棒组件结构改善堆芯轴向功率分布的方法

    公开(公告)号:CN102592688B

    公开(公告)日:2014-10-08

    申请号:CN201210054434.0

    申请日:2012-03-02

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了属于反应堆零部件领域的一种双层水棒组件结构改善堆芯轴向功率分布的方法。该方法是在超临界水冷堆中采用双层的水棒结构,增加一层水棒壁,即吊篮与组件外壁器间通道两端分别连通上腔室和下腔室,双层水棒的水棒内管壁下端与下腔室连通,水棒外管壁上端与上腔室连通,水棒外管壁与组件外壁及燃料棒表面之间形成燃料通道,燃料棒竖着排列在燃料通道内;因此改变工质流动方式,从而得到比采用单层水棒更加均匀的轴向慢化剂温度分布,进而使组件轴向功率分布更加均匀。由此可以降低相同平均热流密度条件下的最大燃料包壳温度,该结构可以提高反应堆的安全性,同时增加提升反应堆总功率的空间。具有结构简单,对原始设计改进较小的特点。

    一种新型钍基反应堆装置
    10.
    发明公开

    公开(公告)号:CN102789821A

    公开(公告)日:2012-11-21

    申请号:CN201210196918.9

    申请日:2012-06-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于核能发电装置技术领域,特别涉及了一种新型钍基反应堆装置。该装置包括了中子产生装置、堆芯分区装置和安全控制装置三个部分。依靠加速器产生质子来轰击铅质靶核产生中子,232Th吸收中子后进行衰变产生并积累易裂变核素233U,当233U的量积累到一定的量后会发生裂变。同时235U吸收经过钍燃料区的中子进行裂变,产生能量和中子。本发明能够实现钍燃料增值,从而解决我国核资源短缺的问题。本发明实现了钍燃料的增值,使用钍燃料产生的放射性物质更少。由于堆芯还使用了铀燃料,可以为钍燃料提供中子,也能减小加速器的工作负荷量。另外本发明还可以通过控制棒来进行控制,提高了反应堆的安全性。

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