[实用新型]一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道有效
| 申请号： | 201721312549.X | 申请日： | 2017-10-12 |
| 公开（公告）号： | CN207651188U | 公开（公告）日： | 2018-07-24 |
| 发明（设计）人： | 陈红丽;张喜林;方海涛 | 申请（专利权）人： | 中国科学技术大学 |
| 主分类号： | G21C15/16 | 分类号： | G21C15/16;G21C15/247 |
| 代理公司： | 北京科迪生专利代理有限责任公司 11251 | 代理人： | 杨学明;邓治平 |
| 地址： | 230026 安*** | 国省代码： | 安徽;34 |
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| 摘要： | 本实用新型提供一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道，主要依靠冷池二次分隔孔板实现。冷池二次分隔孔板由水平段孔板和竖直段孔板组成，其厚度与热分隔板相同。水平段开孔以防止自由液面下降时二次分隔孔板对铅冷却剂的滞留。调节竖直段出口位置孔板的开孔周向分布，使铅周向上均匀地流出，让冷池更多的铅参与整体流动，更大程度地发挥铅池热惯性安全优势，进一步提升铅冷快堆的非能动安全性。主换热器换热管出现破口时，新的冷池流道设计使得冷池有更多时间进行气液分离，更大程度地减少被铅夹带进入堆芯的水蒸汽量，避免过量的正反应性引入。本实用新型一种结构多重安全功能，简化了铅冷快堆系统设计，可有效提高铅冷快堆安全性和经济性。 | ||
| 搜索关键词： | 分隔孔板 孔板 本实用新型 竖直段 水平段 提升池 开孔 流道 冷却剂 安全功能 安全优势 出口位置 流道设计 气液分离 水蒸汽量 系统设计 整体流动 周向分布 主换热器 自由液面 非能动 分隔板 换热管 热惯性 堆芯 夹带 破口 铅池 过量 流出 滞留 引入 | ||
【主权项】：
1.一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道，其特征在于：冷池流道主要依靠新增的冷池二次分隔孔板实现，冷池二次分隔孔板由水平段孔板和竖直段孔板组成，孔板的厚度和用材与热分隔板均相同，冷池二次分隔孔板在冷池中用于分隔热交换器出口和冷却剂堆芯进口，从而形成新的冷池冷却剂流道，冷却剂从热交换器流出之后，不再直接流向堆芯入口，而是沿着冷池二次分隔孔板先竖直向上流动，之后在冷池冷池二次分隔孔板和反应堆容器之间的环形通道里竖直向下流动，然后才进入堆芯。
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- 2012-07-24 - 2013-01-23 - G21C15/16
- 本实用新型涉及一种汽水分离再热器管束组件与壳体套装和分离用装置，包括壳体的牵引装置(16)、管束组件的固定装置(19)和可调V形座小车(18)，牵拉绳索(17)穿过定滑轮（1），所述管束组件的固定装置(19)包括再热器装焊平台(9)，在再热器装焊平台(9)上依次设置有弯板(8)、管板支座（2）和可调支撑架组件(3)，可调V形座小车(18)设置于轨道（4）上，轨道（4）的两条轨分别铺设在再热器装焊平台(9)两侧。在管束组件和临时壳体进行套装或分离的过程中，采用固定支座、弯板、管板支座及可调支撑架组件，再配合V形座小车等，既能够在水平方向进行调节找正，又保证了装配过程中管束组件的稳定性；构造精巧、制造成本低、操作性强。
- 双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统-201210214143.3
- 王志刚;李军;王晓江;邢继 - 中国核电工程有限公司
- 2012-06-25 - 2012-10-17 - G21C15/16
- 本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统。该系统由设置在安全壳内的换热器、安全壳外的冷却水箱以及汽水分离器构成。本发明通过增加冷却水在换热器中的停留时间，迫使其发生相变，通过水相变潜热带走安全壳内大量热量。安全壳温度低于100℃时，系统自然循环流量较低或者为零。当核电站发生严重事故安全壳温度高于100℃时，换热器内的水受热膨胀直至蒸发，分离出来的水回到冷却水箱，蒸汽排入安全壳外大气，系统投运，形成自然循环。整个过程无需核电站操作员干预，并且系统是否投运根据安全壳温度自动选择，实现完全意义上的非能动，大大降低事故时人为干预因素，不依赖外部能源实现安全壳冷却功能。
- 反应堆容器冷却剂偏转屏障-200980154650.9
- E·P·杨;J·T·格鲁姆;J·N·雷耶斯 - 纽斯高动力有限公司
- 2009-11-17 - 2011-12-14 - G21C15/16
- 一种动力模块(30)，包括含有冷却剂(100)的反应堆容器(52)和位于所述反应堆容器底端附近的反应堆芯(6)。提升管段(24)位于所述反应堆芯上方，其中所述冷却剂循环经过所述反应堆芯并向上穿过所述提升管段。在一个实施方案中，冷却剂偏转(35)屏障具有流动优化的表面，所述流动优化的表面引导所述冷却剂流向所述反应堆容器底端。在另一实施方案中，所述反应堆罩包括面向内的部分(65)，其改变所述冷却剂的流动压力并且促使所述冷却剂循环经过隔板组件(50)以及流向所述反应堆容器底端。
- 压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气装置和系统-201010239825.0
- 吴天华;刘青松;朱磊;李书周;董亚超;袁杰;巩海龙;卢六平;于海峰;洪益群;王东;孟海军;程鹏;施英杰;黄文有;向文元;赵月扬;余冰 - 中科华核电技术研究院有限公司;大亚湾核电运营管理有限责任公司;中国广东核电集团有限公司
- 2010-07-28 - 2010-12-15 - G21C15/16
- 本发明公开了一种压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气装置，用于对包括由反应堆压力容器、稳压器以及蒸汽发生器相连通形成的一回路进行抽真空排气，所述抽真空排气装置分别与所述反应堆压力容器、所述稳压器相密封导通形成密封抽气回路；所述抽真空排气装置包括接入所述密封抽气回路中可对所述密封抽气回路中水汽实现汽水分离的抽真空排气台架。本发明还公开了一种移动压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气系统。实施本发明实施例一种压水堆核电站反应堆一回路抽真空排气装置以及抽真空排气系统，可与一回路相密封导通形成密封抽气回路，并可对所述密封抽气回路中的水汽实现汽水分离，提高核电站运行的经济性，降低一回路中关键设备的摩损率。
- 超导热管式核电热冷联产系统-200910242275.5
- 周涛;陈娟 - 华北电力大学
- 2009-12-08 - 2010-06-02 - G21C15/16
- 超导热管式核电热冷联产系统发明属于核电站安全技术与节能减排技术领域。该系统的组成为：在安全壳后设置用于换热的超导介质热管，一回路冷却剂通过超导介质热管将热量传给二回路循环工质；二回路循环工质吸收热量后，有三条由阀门控制的可选择路径：二回路循环工质送入氨吸收式制冷系统用于冷用户制冷或被送入热用户采暖；流入空冷塔散热，然后返回超导介质热管；经由汽水分离器的分离，分离出的“汽”进入汽轮机，冷凝后用于冷用户制冷或者送入热用户采暖，分离出的“水”直接返回超导介质热管，完成循环。本发明通过超导介质热管、氨吸收式制冷系统的综合特性来实现核电站余热的排出以及回收利用，具有高效换热、大规模节能和非能动安全的特性。
- 核技术装置和核技术装置的运行方法-200780043609.5
- 曼弗雷德·迈因特科尔 - 阿雷瓦核能有限责任公司
- 2007-10-29 - 2009-09-23 - G21C15/16
- 一种用于反应堆冷却剂(R)的脱气装置(2)，其具有耦合在压水反应堆的主冷却循环上的、由反应堆冷却剂(R)流过的脱气塔(6)。该脱气装置(2)进一步包括具有第一热交换器(52)的冷却剂蒸发器(54)和具有第二热交换器(44)的脱汽冷凝器(34)，其中冷却剂蒸发器(54)的热交换器(52)在次级侧由反应堆冷却剂(R)的分流流过，和其中脱汽冷凝器(34)的热交换器(44)在初级侧接入连接到脱气塔(6)上的蒸汽和气体排出管道(32)。脱气装置(2)应当这样来提供，既在尽可能保持简单的结构中并且考虑有关的安全规定的情况下使得对在反应堆冷却剂(R)中溶解的不可冷凝的气体的一个特别有效的和同时能量高效的分离是可能的，其中配属的核能中间冷却系统的热负载还尽可能地保持低。为此根据本发明这样设计：冷却剂蒸发器(54)的热交换器(52)在主级侧接入热泵循环(58)，热泵循环涉及到在装置运行中调节的热流而这样地耦合到所述脱汽冷凝器(34)的所述热交换器(44)上，从而使在所述脱汽冷凝中所释放的热量至少部分地传递到流过所述冷却剂蒸发器(54)的所述反应堆冷却剂(R)上并在此引起所述反应堆冷却剂的蒸发。
- 专利分类
