非能动余热排出热交换器强化换热装置

    公开(公告)号:CN117976263A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202211319845.8

    申请日:2022-10-26

    Abstract: 本发明公开了一种非能动余热排出热交换器强化换热装置,包括:换热管束和套筒,换热管束布置在安全壳内置换料水箱中,换热管与冷却剂系统连通且两者之间连接有隔离阀门,隔离阀门打开后,冷却剂依靠自然循环将热量传输至换热管,换热管与换料水箱中的水换热,套筒位于换料水箱内并套设换热管束,套筒的内壁面与换热管束之间具有间隔。本发明提供的非能动余热排出热交换器强化换热装置通过在换热管束周围增加套筒作为简单的流道组织结构,形成了类似于“烟囱”的流道结构,提高了换料水箱内自然循环的驱动力,提高了换热管附近流体的流速和湍流强度,提升了换热系数,有效强化了非能动余热排出热交换器的换热性能。

    用于工业生产设备的冗余安全控制方法及系统

    公开(公告)号:CN117930691A

    公开(公告)日:2024-04-26

    申请号:CN202211266479.4

    申请日:2022-10-17

    Abstract: 本申请提出一种用于工业生产设备的冗余安全控制方法及系统,其中,系统包括:第一安全控制模块,第二安全控制模块和电源模块;第一安全控制模块分别与第二安全控制模块和电源模块连接,用于对工业生产设备进行安全控制,其中,第一安全控制模块包括定时器;第二安全控制模块与电源模块连接,第二安全控制模块包括监测单元,监测单元用于监测定时器的定时输出值;其中,第二安全控制模块用于基于定时输出值确定第一安全控制模块是否处于异常状态,并在确定第一安全控制模块处于异常状态时,断开第一安全控制模块与电源模块之间的电连接,并对工业生产设备进行安全控制。本申请采用了冗余配置,提高安全控制系统的可靠性,保护生产装置及人身安全。

    核反应堆安全壳外涂层试验系统

    公开(公告)号:CN114678145A

    公开(公告)日:2022-06-28

    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。

    液态铅铋综合实验系统
    7.
    发明公开

    公开(公告)号:CN117969589A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202211318935.5

    申请日:2022-10-26

    Abstract: 本发明公开了一种液态铅铋综合实验系统,包括工质充排系统,流量标定系统,热工系统,膨胀罐和置换系统,工质充排系统包括熔化罐和储存罐;流量标定系统包括高位罐、流量计和至少一个标定罐;热工系统包括试验段和第一换热器、第一支路和第二支路,试验段设于第一支路,第一换热器设于第二支路,第一支路和第二支路均与储存罐并联布置,且第一支路和第二支路可串连以形成自然循环回路;工质充排系统、流量标定系统、热工系统与膨胀罐连通,工质充排系统、流量标定系统、热工系统、膨胀罐与置换系统连通。本发明的实验系统解决了相关技术中的铅铋实验装置功能单一的问题,实现了设备、资源的共享和有效利用。

    反应堆压力容器流动换热性能测试系统

    公开(公告)号:CN117831804A

    公开(公告)日:2024-04-05

    申请号:CN202211196931.4

    申请日:2022-09-28

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆压力容器流动换热性能测试系统,包括过冷水注入模块、两相汽液混合物注入模块和试验模块,试验模块包括压力容器堆芯模拟体和下降段模拟体;过冷水注入模块与试验模块相连,用于向试验模块注入过冷水,两相汽液混合物注入模块与试验模块相连,用于向试验模块注入饱和汽液混合物以模拟事故工况。本发明提出的反应堆压力容器流动换热性能测试系统填补了相关技术中测试系统无法开展大破口事故中低压喷放及再灌水阶段堆芯换热性能试验研究的空白,主要用于大破口事故中低压喷放和再灌水阶段堆芯换热性能研究,还可以开展高压喷放、再淹没及长期冷却等阶段反应堆堆芯内流动换热行为研究。

    用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置

    公开(公告)号:CN109841289A

    公开(公告)日:2019-06-04

    申请号:CN201711228172.4

    申请日:2017-11-29

    Abstract: 本发明公开了一种用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置,用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置包括:安全壳模拟体;压缩空气供应系统、氦气供应系统与安全壳模拟体相连;蒸汽供应系统,蒸汽供应系统与安全壳模拟体相连;换热管试验件置于安全壳模拟体内;强迫循环回路与换热管试验件相连形成能动热量导出循环;自然循环回路与换热管试验件相连形成非能动热量导出循环,强迫循环回路和自然循环回路可选择性地工作;数据采集系统,数据采集系统用于采集安全壳模拟体内的参数。本发明的用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置,可以模拟安全壳热量非能动导出系统的事故环境,以便于对安全壳热量非能动导出系统的性能进行研究。

    反应堆堆芯换热试验装置
    10.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119446606A

    公开(公告)日:2025-02-14

    申请号:CN202411502412.5

    申请日:2024-10-25

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆芯换热试验装置,其包括试验本体,所述试验本体包括内部构件和外部构件,所述内部构件包括流道和堆芯棒束,所述堆芯棒束设在所述流道内且沿所述流道的延伸方向延伸,所述堆芯棒束为加热棒,所述外部构件包括依次连接的上壳体、堆芯外壳和下壳体,所述上壳体具有上腔室,所述下壳体具有下腔室,所述堆芯外壳的内腔与所述上腔室和所述下腔室连通,所述堆芯外壳套设在所述流道上,所述堆芯棒束的上端伸出所述上腔室以便连接电源。本发明实施例的反应堆堆芯换热试验装置结构强度高、试验精准度高,可最大程度复现压水堆堆芯几何结构,获得的试验数据与原型电站事故情况下堆芯真实情况更加接近。

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