[发明专利]一种采用切击式吸气系统的安全壳内置高效换热器有效
| 申请号： | 202110246367.1 | 申请日： | 2021-03-05 |
| 公开（公告）号： | CN113035397B | 公开（公告）日： | 2023-10-27 |
| 发明（设计）人： | 边浩志;周书航;曹博洋;丁铭;曹夏昕;邢继;孙中宁;孟兆明;王辉;张楠 | 申请（专利权）人： | 哈尔滨工程大学 |
| 主分类号： | G21C15/18 | 分类号： | G21C15/18;G21C15/14;G21C15/02;G21C15/253;G21C15/26 |
| 代理公司： | 暂无信息 | 代理人： | 暂无信息 |
| 地址： | 150001 黑龙江省哈尔滨市南岗区*** | 国省代码： | 黑龙江;23 |
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| 摘要： | 本发明提供一种采用切击式吸气系统的安全壳内置高效换热器，切击式吸气系统包括输水结构、喷流结构、吸气结构、排水管以及排气管。切击式吸气系统可将蒸汽冷凝的水流势能转化为射流动能，带动吸气结构转动，产生一种抽吸力，从而吸走换热管附近的不凝性气体膜，使得蒸汽更好的在换热管外表面冷凝换热。本发明在安全壳内发生破口事故时可高效的带走安全壳内部热量，其利用切击式吸气系统可有效减薄不凝性气体膜，增强蒸汽与管束的接触，实现高效传热，确保事故条件下安全壳内部可高效的降温降压，增强安全壳的安全性并为降低安全壳的建造成本提供可行方案。 | ||
| 搜索关键词： | 一种 采用 切击式 吸气 系统 安全 内置 高效 换热器 | ||
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- 本发明公开了一种高温气冷堆和余热排出系统，所述高温气冷堆包括压力容器、进气管和排气管，所述压力容器具有堆芯、进料管和卸料管，所述堆芯用于燃耗燃料元件，所述进料管的一端与所述堆芯连通，所述进料管用于向所述堆芯输送燃料元件，所述卸料管的一端与所述堆芯连通，所述卸料管用于将燃耗过的燃料元件排出所述堆芯，所述进气管的第一端与所述卸料管连通，所述进气管用于向堆芯通入载热剂，所述排气管的第一端与所述进料管连通，所述排气管用于将载热剂排出所述堆芯。本发明的高温气冷堆取消了水冷壁的设置，载热剂直接通过堆芯带走堆芯内的热量，提升了热量堆芯内热量散发的速率，有利于提高堆芯设计功率和高温气冷堆的经济性。
- 一种堆芯熔融物碎片冷却装置-202211103302.2
- 宫厚军;杨生兴;黎阳;昝元锋;李朋洲;杨祖毛 - 中国核动力研究设计院
- 2022-09-09 - 2023-08-22 - G21C15/18
- 本发明公开了一种堆芯熔融物碎片冷却装置，包括堆坑、碎片收集组件、碎片分散冷却组件和注水组件，压力容器设置在所述堆坑的上部；碎片收集组件与所述堆坑内壁固定连接，所述碎片收集组件具有碎片排出通道和碎片排出口，所述压力容器位于所述碎片排出通道的上方和/或所述碎片排出通道内部；碎片分散冷却组件设置在所述堆坑底部，且位于所述碎片收集组件的碎片排出口的下方；注水组件设置在所述堆坑外，且与所述堆坑内部连通；本发明通过设置碎片收集组件将压力容器的熔融物进行收集，并从碎片排出口排出，碎片经分散后在碎片分散冷却组件上进行分散，再通过注水组件对位于碎片分散冷却组件上的碎片进行降温。
- 核反应堆燃料棒束事故失效行为研究的实验装置及方法-202310624477.6
- 钟汝浩;郭超;展德奎;夏少雄;徐浩德;吴梓杰;符卉;赵鑫海 - 中广核研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
- 2023-05-30 - 2023-08-18 - G21C15/18
- 本申请涉及一种核反应堆燃料棒束事故失效行为研究的实验装置，包括高温加热炉、燃料棒束和附属设备，燃料棒束由多根燃料棒组成，燃料棒束沿通道轴心贯穿高温加热炉，多根燃料棒呈5×5的矩阵排布，包括20根加热棒、1根非加热棒和4根角棒，其中，1根非加热棒位于中心，4根角棒位于矩阵的4个角；燃料棒束两端分别设有电极，以对燃料棒束进行加热。附属设备对在高温加热炉中的燃料棒束进行环境模拟，从而得到燃料棒束在不同环境下产生的氧化、膨胀和失效的状态以及数据。通过对25根燃料棒的排布，本申请可以对燃料棒束之间的流道阻塞、棒间挤压、棒间热辐射、轴向温差等因素在氧化、膨胀和失效机理的影响下开展燃料棒束实验。
- 一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法-202211501568.2
- 王佳赟;田林;芦苇;史国宝;黄高峰;张琨;张梦威;付廷造;金頔;王征远 - 上海核工程研究设计院股份有限公司
- 2022-11-28 - 2023-08-15 - G21C15/18
- 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，采用密闭的安全壳结构，包括：反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。
- 一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法-201811289788.7
- 李龙泽;王琮;邱金荣;王珏;刘怡雯;崔其冠 - 中国船舶重工集团公司第七一九研究所
- 2018-10-31 - 2023-08-15 - G21C15/18
- 本发明公开了一种核动力装置的安全壳热量导出装置，涉及反应堆技术领域，包括屏蔽层，设在安全壳外侧，屏蔽层与安全壳之间留有间隙；进水孔，设在屏蔽层的下部，进水孔联通屏蔽层外与间隙；出气孔，设在屏蔽层的顶部，出气孔联通屏蔽层外与间隙。本发明还公开了核动力装置安全壳热量导出方法，在极端严重的工况下，通过引入海水至屏蔽层与安全壳之间的间隙，直接冷却安全壳，避免安全壳因超温超压失效，防止大量放射性物质泄露至核动力装置其他舱室及大气环境，保证人员和环境的安全。
- 高温堆主给水加药系统、方法及核电站设备-202310757851.X
- 孙梓杰;侯加麟;王磊;王文昌;赵敬锴 - 华能山东石岛湾核电有限公司
- 2023-06-26 - 2023-08-11 - G21C15/18
- 本申请公开了一种高温堆主给水加药系统、方法及核电站设备。高温堆主给水加药系统包括：第一加药管，第一加药管上串接有第一加药泵、第一阀门和第二阀门；第二加药管，第二加药管上串接有第二加药泵、第三阀门和第四阀门；连接管，其第一端与第一阀门的出口端连通，其第二端与第三阀门的出口端连通，连接管上设有第五阀门；备用加药管，包括主管、第一支管和第二支管，主管的进药端通过第一支管与第一阀门的出口端连通，主管的进药端通过第二支管与第三阀门的出口端连通，主管上设有第六阀门，第一支管上设有第七阀门，第二支管上设有第八阀门。本申请可以实现对两路给水的一对一加药，且可以实现对两路给水的加药量的独立调节。
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