核反应堆
    1.
    发明授权

    公开(公告)号:CN113658725B

    公开(公告)日:2024-08-20

    申请号:CN202011391520.1

    申请日:2020-12-01

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆,包括反应堆容器、堆芯、控制鼓组件、热通道、换热器和主泵,反应堆容器内具有冷却剂,堆芯设在反应堆容器内的中下部,控制鼓组件设在堆芯的外周,控制鼓组件包括多个控制鼓,控制鼓可绕其中心旋转,多个控制鼓沿堆芯的周向间隔布置,热通道设在反应堆容器内且位于堆芯上方,热通道的底部与控制鼓组件密封连接,热通道的顶部与反应堆容器的内顶面密封连接,热通道内具有供冷却剂通过的热池通道,换热器设在反应堆容器内且位于热通道的外周,换热器的进口与热池通道连通,主泵和换热器均与盖体固定,主泵的一部分设在热池通道内。本发明的核反应堆结构紧凑、体积较小,经济性较好,能够适用狭窄空间的安装。

    核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法

    公开(公告)号:CN112216414B

    公开(公告)日:2024-02-06

    申请号:CN202010928989.8

    申请日:2020-09-07

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法,所述核反应堆包括反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、控制棒组件、供气装置、测氧装置和氧气调节装置,反应堆容器内具有液态金属冷却剂,堆芯设在反应堆容器内,蒸汽发生器设在反应堆容器的外围环腔内,控制棒组件设在反应堆容器内且位于堆芯正上方,供气装置的出气口位于堆芯上方且与堆芯在上下方向上间隔开,供气装置将氧气和循环控制气体输送到液态金属冷却剂内,测氧装置用于检测液态金属冷却剂内的氧浓度,氧气调节装置与供气装置和测氧装置相连以调节供气装置输送到液态金属冷却剂内的氧气量。本发明的核反应堆可以减缓结构材料的腐蚀,提高冷却剂循环流动速度。

    一种反应堆本体所在水池的自驱动式补水系统及补水方法

    公开(公告)号:CN117275775A

    公开(公告)日:2023-12-22

    申请号:CN202311109042.4

    申请日:2023-08-31

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆本体所在水池的自驱动式补水系统及补水方法,包括反应堆水池、反应堆容器、主动冷却机构、被动冷却机构和监控机构;反应堆容器设于反应堆水池内;主动冷却机构与反应堆容器换热连接;被动冷却机构包括螺杆膨胀机、循环水泵和冷却水池;螺杆膨胀机的动力输入端与反应堆水池的内部接通,螺杆膨胀机的动力输出端与循环水泵的动力输入端连接;循环水泵的抽水端与冷却水池的内部接通,循环水泵的供水端与反应堆水池的内部接通;监控机构的主控阀门与螺杆膨胀机动力输入端接通;在测得反应堆水池内的压力或水位超出预设值时,监控机构用于控制主控阀门打开;以此实现了往反应堆水池内的自动补水。

    核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法

    公开(公告)号:CN112216414A

    公开(公告)日:2021-01-12

    申请号:CN202010928989.8

    申请日:2020-09-07

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法,所述核反应堆包括反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、控制棒组件、供气装置、测氧装置和氧气调节装置,反应堆容器内具有液态金属冷却剂,堆芯设在反应堆容器内,蒸汽发生器设在反应堆容器的外围环腔内,控制棒组件设在反应堆容器内且位于堆芯正上方,供气装置的出气口位于堆芯上方且与堆芯在上下方向上间隔开,供气装置将氧气和循环控制气体输送到液态金属冷却剂内,测氧装置用于检测液态金属冷却剂内的氧浓度,氧气调节装置与供气装置和测氧装置相连以调节供气装置输送到液态金属冷却剂内的氧气量。本发明的核反应堆可以减缓结构材料的腐蚀,提高冷却剂循环流动速度。

    核反应堆安全系统
    8.
    发明公开

    公开(公告)号:CN107293338A

    公开(公告)日:2017-10-24

    申请号:CN201610862926.0

    申请日:2016-09-28

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆安全系统,包括:水池、反应堆容器、堆芯、第一换热器、非能动余热换热器和第一隔离阀,反应堆容器设置在水池内的液面下方,堆芯位于反应堆容器内,第一换热器与反应堆容器的容器进口和容器出口相连以形成封闭的第一回路,第一换热器与供热网相连,反应堆容器内的水通过第一换热器与供热网中的水进行热交换,非能动余热换热器设在水池内的液面下方,非能动余热换热器与第一回路相连,用于在反应堆发生事故时将第一回路内的热量导出到水池内,非能动余热换热器与第一回路之间的管道上设有在反应堆正常运行时关闭且在反应堆发生事故时打开的第一隔离阀。根据本发明实施例的核反应堆安全系统,结构简单,安全性高。

    压力测量装置以及压力测量方法

    公开(公告)号:CN104655349B

    公开(公告)日:2017-07-18

    申请号:CN201310578163.3

    申请日:2013-11-18

    Abstract: 一种压力测量装置,包括:引压管,引压管的一端延伸到待测空间内而限定引压点,引压管的另一端封闭且位于待测空间外,待测空间内容纳液体;液柱高度测量器,构造成测量引压管内从引压点到引压管内的液面的液柱高度;气体引入管,构造成将气体引入到引压管的另一端内;以及压力传感器,构造成测量引压管内的气体压力。可选地,所述待测空间为熔盐反应堆中使用的熔盐回路,所述液体为熔盐;所述气体不与所述熔盐发生化学反应。

    非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆

    公开(公告)号:CN112216412B

    公开(公告)日:2023-11-03

    申请号:CN202010922610.2

    申请日:2020-09-04

    Abstract: 本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆,所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件,第一连接管的第一端与容器的内部连通,第一连接管的第二端与第一换热器连通,第二连接管的第一端与第一换热器连通,第二连接管的第二端与第一连接管连通,第一件设在第一连接管的第二端内,第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量,第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好,且可靠性高,提高了液态金属反应堆的安全性。

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