[发明专利]地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法在审
| 申请号： | 202110871405.2 | 申请日： | 2021-07-30 |
| 公开（公告）号： | CN113539528A | 公开（公告）日： | 2021-10-22 |
| 发明（设计）人： | 钮新强;张涛;喻飞;潘霄;苏毅;汪建;张鹏;刘凯;陈玉梅;邓超 | 申请（专利权）人： | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 |
| 主分类号： | G21C15/14 | 分类号： | G21C15/14;G21C15/18;G21C15/243 |
| 代理公司： | 武汉开元知识产权代理有限公司 42104 | 代理人： | 陈家安 |
| 地址： | 430010 湖*** | 国省代码： | 湖北;42 |
| 权利要求书： | 查看更多 | 说明书： | 查看更多 |
| 摘要： | 本发明公开了一种地下核电站非能动循环冷却系统，涉及核电技术。它包括地面水池、下降管、上升管和气泡发生器；下降管上端伸入地面水池内，下端通过连通管与上升管连通；上升管上端伸入地面水池内，下端与连通管连通，上升管下端与热源连接；气泡发生器通过注入管与上升管连通。本发明在建立非能动循环冷却的同时，通过注入气泡的方法，降低上升管内内冷却水的平均密度，增加上升管、下降管冷却水的密度差，达到增强循环驱动力的效果，实现系统快速启动并稳定循环排热的目的。本繁忙还涉及这种地下核电站非能动循环冷却系统的使用方法。 | ||
| 搜索关键词： | 地下 核电站 能动 循环 冷却系统 及其 使用方法 | ||
【主权项】：
暂无信息
下载完整专利技术内容需要扣除积分，VIP会员可以免费下载。
该专利技术资料仅供研究查看技术是否侵权等信息，商用须获得专利权人授权。该专利全部权利属于长江勘测规划设计研究有限责任公司，未经长江勘测规划设计研究有限责任公司许可，擅自商用是侵权行为。如果您想购买此专利、获得商业授权和技术合作，请联系【客服】
本文链接：http://www.vipzhuanli.com/patent/202110871405.2/，转载请声明来源钻瓜专利网。
- 同类专利
- 一种气冷微堆直管式主管道-202210439089.6
- 堵树宏;汪晨辉;孙超杰;王超;牛艳颖;时东;于沛;赵斌;黄小云;张冉;张志成 - 中国核电工程有限公司
- 2022-04-25 - 2023-09-15 - G21C15/14
- 本发明涉及一种气冷微堆直管式主管道，用于连接反应堆系统和发电系统，所述主管道包括外层管道、内层管道，内层管道和外层管道之间通过环向均匀布置的若干个支撑件固定。本发明的直管式主管道采用内、外双层管的设计方案，并采用隔热和热补偿等关键技术，很大程度上节约了布置空间，同时兼顾了保温隔热的效果以保证系统功能。本发明为气冷微堆主管道提供了一种布置思路。
- 一种具有仿生鱼鳞形轮廓的并联流道结构-202222903435.X
- 陆祺;郝睿智;卢涛;邓坚 - 中国核动力研究设计院;北京化工大学
- 2022-11-01 - 2023-09-15 - G21C15/14
- 本实用新型涉及燃料组件技术领域，具体公开了一种具有仿生鱼鳞形轮廓的并联流道结构，所述并联流道结构由仿生鱼鳞形窄流道与并联连通流道构成；所述仿生鱼鳞形窄流道分为入口段、仿生鱼鳞段和出口段三部分；所述仿生鱼鳞段由单个仿生鱼鳞结构周期性层叠而成；所述仿生鱼鳞形窄流道的顶部与底部轮廓可完全拼接嵌合；所述并联连通流道采用阵列式圆柱形流道，用于连接上、下两仿生鱼鳞形窄流道，可实现两水隙间的并联连通。本实用新型提出的一种具有仿生鱼鳞形轮廓的并联流道结构，增大了传热壁面与冷却剂间的传热面积，增强了上、下两窄流道水隙间的横向湍流交混效应，可实现压水反应堆低雷诺数运行工况下的高效换热，增加了核反应堆的安全性与经济性。
- 一种高温气冷堆核电厂高加解列瞬态补偿系统及其工作方法-202310825331.8
- 令彤彤;张瑞祥;宋晓辉;刘俊峰;姚尧;马晓珑;李长海;康祯;吴寿贵;刘锋 - 西安热工研究院有限公司
- 2023-07-06 - 2023-09-12 - G21C15/14
- 本发明公开的一种高温气冷堆核电厂高加解列瞬态补偿系统及其工作方法，属于核电技术领域。在机组正常运行时，从主蒸汽抽取部分蒸汽加热低温熔盐，将热量传递给高温熔盐后储存在高温熔盐储罐中，当发生高加解列的瞬态工况时，系统将给水自动切换到备用的第二换热器中，将储罐中的高温熔盐输送至第二换热器中加热给水，换热冷却后的低温熔盐回到低温熔盐储罐储存。通过本系统，可以稳定蒸汽发生器入口给水温度，进一步起到稳定一回路冷、热氦温度的作用，防止因工况剧烈波动导致的反应堆事故停堆，提高机组抗风险能力，保持机组稳定运行发电，具有较高的安全性和经济性。
- 核电机组大修装料后一回路充水方法和系统-202310555387.6
- 计德玉;张国龙;余文志;张辉武;肖兵;黎琳;高睿智;朱少军;熊杨;全国伟 - 阳江核电有限公司
- 2023-05-16 - 2023-09-05 - G21C15/14
- 本发明涉及核电机组大修装料后一回路充水方法和系统，包括：执行充水前准备工作；在完成准备工作后，执行待试验执行机构的开关操作试验和流量计充水排气工作；在待试验执行机构的开关操作试验完成后，执行高压安注泵的性能试验；在完成高压安注泵的性能试验后，执行低压安注泵的性能试验；在完成低压安注泵的性能试验后，根据预设充水模式对一回路进行充水；判断反应堆水池的实时水位是否达到满水水位；若是，则执行报警动作试验。本发明通过提前完成准备工作，并将报警动作试验安排在最后执行，既可以解决耗时长的问题，又能减少工作量，显著提高了工作效率，降低工作风险，有效节省生产成本。
- 一种核电站事故后堆外熔融物导热装置-202223500842.2
- 叶成;陈勇;辛衍文;姚勇;王岳;姜旭东;顾先青;王晨晨;纪腾飞;杨振宇;于淼 - 山东核电有限公司;上海核工程研究设计院股份有限公司
- 2022-12-16 - 2023-09-05 - G21C15/14
- 本实用新型公开了一种核电站事故后堆外熔融物导热装置，属于导热装置技术领域。包括外墙，所述外墙内部设置有内墙，所述内墙内侧设置有蒸汽通道壁，所述蒸汽通道壁内侧设置有压力容器，所述内墙靠近蒸汽通道壁的侧壁上设置有冷却箱体，所述冷却箱体上设置有冷却管，所述冷却管穿过内墙和冷却剂下降通道到达外墙外部，液相的导热工质通过冷却管输入冷却箱体，受热后的气相导热工质通过冷却管输出冷却箱体。本实用新型通过设置冷却管为堆外熔融物的热量导出提供了新的途径，强化了对熔融物的冷却，确保了安全，同时设置的双层冷却管结构便于气液相分离，减少气相与液相流动的阻力，保证了冷却管的传热能力。
- 核电站稳压器波动管热分层抑制及热疲劳预警方法-202310423355.0
- 任秦龙;叶柏青;王鹏飞;刘懿德 - 西安交通大学
- 2023-04-19 - 2023-07-28 - G21C15/14
- 本发明公开了一种核电站稳压器波动管热分层抑制及热疲劳预警方法，属于核电站稳压器波动管热管理技术领域，公开一种基于多孔介质填充的波动管热分层抑制装置，其波动管水平换热段填充多孔介质。多孔介质可减小流体空间衍化尺度，弱化自然对流，有效破坏流动边界层并形成流体扰动，抑制管壁热边界层的发展。此外，多孔介质可将热量从波动管顶部直接传导至底部，减小上下壁面温差，缓解管壁热应力，同时强化波动管的力学结构性能。本发明还提出了多孔介质梯度孔隙率强化传热方法，并采用遗传算法优化孔隙分布特征。基于相似原理扩展实验样本数，结合人工智能训练实验模型和工程应用模型，最终实现波动管热疲劳的高效智能预警。
- 一种喷淋结构和稳压器-202320200386.5
- 傅冠桦;周子乐;周鹏;张兴辉;李权柄;梁国珍 - 深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
- 2023-01-30 - 2023-07-25 - G21C15/14
- 本实用新型涉及一种喷淋结构，包括：喷淋接管，防热冲击套管和喷头组件。喷淋接管设置于稳压器的外壁，喷淋接管设有通道；防热冲击套管同轴安装在通道中，喷头组件包括喷头和喷头连接管，喷头通过喷头连接管与喷淋接管固定连接，喷头用于供通过通道的冷却剂喷入稳压器内腔，防热冲击套管和通道的内壁之间存在间隙，以形成环形空间，喷头连接管可以分隔所述环形空间与稳压器的内腔。这样，环形空间与从防热冲击套管中流出的低温冷却剂便分隔开来，低温冷却剂不容易进入环形空间中，从而大大降低了与喷淋接管接触的频率，提高了防热冲击套管的效果，即喷淋接管不容易受到热应力的影响，大大延长了使用寿命。
- 具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆-202310055378.0
- G·莱尔米特;N·卡尼;弗兰克·莫兰;尼古拉斯·托弗龙 - 原子能与替代能源委员会
- 2023-01-19 - 2023-07-21 - G21C15/14
- 本发明涉及具有地上冷源且包括自主衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑冷却回路；‑用于从所述反应堆堆芯去除至少部分衰变热的系统。本发明包括安装ORC机和与水池分开的附加储水器，储存在水池中的能量是ORC的蒸发器的热源，附加储水器通过专用泵直接供给ORC的冷凝器以构成ORC的冷凝器的冷源。
- 包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆-202310061849.9
- G·莱尔米特;N·卡尼;弗兰克·莫兰;尼古拉斯·托弗龙 - 原子能与替代能源委员会
- 2023-01-19 - 2023-07-21 - G21C15/14
- 本发明涉及包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑用于从反应堆堆芯排出至少一些衰变热的系统，其包括：第一储水器或水池，其布置在反应堆堆芯上方；热交换装置，其浸没在水池中；有机朗肯循环机；流体回路；与水池不同的第二储水器、以及第二泵。本发明在于安装有机朗肯循环机和与水池不同的补充储水器，储存在水池中的能量是有机朗肯循环蒸发器的热源，补充储水器通过专用泵直接供给有机朗肯循环冷凝器以构成有机朗肯循环冷凝器的冷源。
- 一种高温气冷堆堆芯热量导出系统、方法以及高温气冷堆-202310416332.7
- 黄政;董建华;张朔婷;邹文重;于沛;李丽娟;张成龙;朱思阳;贺楷;王子祺;王贺南;刘国明;陈巧艳;堵树宏 - 中国核电工程有限公司
- 2023-04-18 - 2023-07-07 - G21C15/14
- 本发明公开了一种高温气冷堆堆芯热量导出系统，包括换热箱和热量导出管路，热量导出管路设置在气冷堆堆芯的压力容器外部，其一端设置在自身的最底部，另一端设置在自身的最顶部，且均连通至换热箱，以使从换热箱流动至热量导出管路底部的冷却介质经过压力容器加热后自动上升至顶部流回换热箱，换热箱底部的设置位置高于压力容器顶部的设置位置，且顶部开放，与大气环境连通，底部设有连通热量导出管路两端的开口，用于加热前后的冷却介质直接混合换热。本发明的高温气冷堆堆芯热量导出系统采用非能动方案，不依赖外部驱动，且设计布局合理，有效降低换热热阻，提高了冷却介质传热效率。本发明还提供一种高温气冷堆及高温气冷堆堆芯热量导出方法。
- 一种核电厂硼水注入系统-202222603402.3
- 陈彦霖;赵嘉明;王广飞;王佳明 - 中国核电工程有限公司
- 2022-09-30 - 2023-07-07 - G21C15/14
- 本实用新型属于核电安全技术领域，具体涉及一种核电厂硼水注入系统，包括位于安全壳(70)之外的硼酸储罐，硼酸储罐通过输送管网(10)向安全壳(70)之内的注入管网(11)供应硼酸溶液，将硼酸溶液注入反应堆内的反应堆冷却剂系统，控制堆芯的反应性。本实用新型在反应堆在事故下紧急停堆后，可以持续为反应堆注入浓硼酸控制反应性，恢复一回路水装量，控制一回路压力，将反应堆带入更加安全的停堆状态，保证放射性释放的可控，提高了核电厂的安全性，同时极大程度上减少了核电厂硼酸储罐的数量，节约了电厂的硼注泵的数量。
- 一种用于海洋核动力平台热量导出的系统-202010640475.2
- 董海防;侯华青;余迎;游凡;张晓辉;章军 - 武汉第二船舶设计研究所（中国船舶重工集团公司第七一九研究所）
- 2020-07-06 - 2023-06-20 - G21C15/14
- 本发明公开了一种用于海洋核动力平台热量导出的系统，涉及散热处理领域，包括热量导出部件和散热部件，所述热量导出部件包括与反应堆压力容器相连用于将反应堆压力容器内热水导出的热管段，以及与反应堆压力容器相连，用于将热管段导出的热水冷却后形成的冷水回流至反应堆压力容器的冷管段。所述散热部件为分离式换热部件，所述散热部件的一端与热管段相连以将热管段中的热水冷却形成冷水，另一端与冷管段相连以将形成的冷水导至冷管段中。本发明能够极大提升海洋核动力平台的可靠性和经济性，同时降低后续海洋核动力平台的运行风险。
- 一种热管核反应堆热电转换余热直接排出系统及工作方法-202011413902.X
- 王进仕;马自强;杨青凌;陈伟雄;严俊杰;王成龙;秋穗正 - 西安交通大学
- 2020-12-07 - 2023-05-23 - G21C15/14
- 本发明公开了一种热管核反应堆热电转换余热直接排出系统，包括水箱，水箱出口通过管道连通多个冷板换热器入口，管道上设置电动调节阀和循环泵，多个冷板换热器出口通过管道连通壳体换热器入口，壳体换热器出口连通水箱入口，壳体换热器置于海水中；相邻冷板换热器间设置有导热基座和温差发电模块，核反应堆的热管一端插入导热基座内，热管另一端之间设置燃料棒；本发明采用闭式循环，提高温差发电器件的转换效率，同时避免水下设备内部与外界海水的直接接触而腐蚀，延长水下设备的使用年限，提高水下续航时间的同时也提高了能量转换系统的可控性；此外，该余热排出系统结构高效紧凑，易于安装维护，可有效减小无人水下设备的尺寸，降低投资。
- 一种液态金属双循环模式反应堆装置-202310028069.4
- 请求不公布姓名 - 国科中子能（青岛）研究院有限公司
- 2023-01-09 - 2023-05-05 - G21C15/14
- 本发明涉及一种液态金属双循环模式反应堆装置，属于核能反应堆领域。包括：反应堆主容器、堆芯、上升管道、膨胀罐、多个电磁泵、多个下降管道和多个换热器；所述堆芯设置在所述反应堆主容器内，所述膨胀罐为设置在所述反应堆主容器上方的空心柱状结构，所述上升管道连接所述膨胀罐和所述反应堆主容器，所述下降管道上下端一一对应连接所述膨胀罐侧壁和所述反应堆主容器侧壁，多个所述电磁泵一一对应设置在多个所述下降管道上，多个所述换热器一一对应设置在多个所述下降管道上，所述换热器位于所述电磁泵上方。本发明可以采用电磁循环与自然循环耦合的方式，实现反应堆的不同功率负荷调节。
- 核反应堆-202310159711.2
- 夏少雄;展德奎;赵鑫海;罗思民;钟汝浩;赵梓辰;于逸群;吴梓杰;徐浩德 - 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
- 2023-02-24 - 2023-05-05 - G21C15/14
- 本发明涉及一种核反应堆，其包括反应堆压力容器、一回路以及喷淋系统，反应堆压力容器内安装有堆芯；一回路安装在反应堆压力容器上，一回路包括热管段；喷淋系统包括补水箱、喷淋管路以及压力平衡管路，补水箱设置于反应堆压力容器的上方，且其内用于容纳空气和冷却水，补水箱通过喷淋管路与反应堆压力容器的内部连通，压力平衡管路的一端与热管段连通，另一端与补水箱内的空气连通，压力平衡管路上设置有第一逆止阀，第一逆止阀用于防止补水箱内的空气流入至一回路中；当一回路的破口尺寸处于预设范围内，喷淋系统处于第一状态，补水箱内的冷却水在重力作用下通过喷淋管路流入至所述反应堆压力容器内。
- 核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统-202310049498.X
- 李权柄;傅冠桦;周鹏;任红兵;吴伟帮;梁国珍;周子乐 - 深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
- 2023-02-01 - 2023-05-02 - G21C15/14
- 本发明涉及一种核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统，包括：支撑环、流体分配罩、隔热套管、核电站稳压器波动管嘴以及堆焊层。上述的核电站稳压器波动管嘴隔热套管结构及系统在实际使用时，通过支撑环一端与稳压器波动管嘴的堆焊层连接，另一端与流体分配罩连接，隔热套管的一端伸入至支撑环内并与支撑环连接，从而使得隔热套管的另一端与稳压器波动管嘴的安全端之间可以形成缝隙，反应堆运行过程中隔热套管与稳压器波动管嘴之间的环形空间内产生的放射性粒子可以从缝隙排出，进而避免了隔热套管稳压器波动管嘴的安全端之间形成密封空间导致的放射性粒子无法排出，降低了在役检查的难度和成本，使得检查维修人员面受到高辐射的风险降低。
- 双超核能动力系统及核能利用方法-202310057988.4
- 黄彦平;赵学斌;臧金光 - 中国核动力研究设计院
- 2023-01-17 - 2023-04-25 - G21C15/14
- 本发明提供了一种双超核能动力系统及核能利用方法，该双超核能动力系统包括：超临界水冷堆、超临界水入口管路、超临界水出口管路、超临界二氧化碳循环系统、透平和中间换热器，超临界水入口管路的两端分别与超临界水冷堆和中间换热器的热侧连通，超临界水出口管路的两端分别与超临界水冷堆和中间换热器的热侧连通，超临界水经超临界水出口管路从超临界水冷堆流向中间换热器的热侧，并经超临界水入口管路循环流回超临界水冷堆；中间换热器的冷侧和透平均设置于超临界二氧化碳循环系统中，超临界二氧化碳流经超临界二氧化碳循环系统，从中间换热器的冷侧吸热，并进入透平做功，解决了超临界水冷堆放射性的屏蔽难度大，系统结构复杂的技术问题。
- 一种适用于CVS的组合式限流文丘里管及其加工方法-202111240862.8
- 王厚高;曹玉佳;王燕辉;马淋淋;汤刚;于飞 - 山东核电设备制造有限公司
- 2021-10-25 - 2023-03-21 - G21C15/14
- 本发明公开了一种适用于CVS的组合式限流文丘里管及其加工方法，解决了现有技术中限流文丘里管整体加工，需要定制专用刀具，整体为多段的拼接件，焊接变形影响通道的水力特性明显，增加了因焊缝质量问题造成泄漏的风险的问题，具有可以分段加工，各段可单独更换，避免因焊缝质量增加泄漏风险的有益效果，一种适用于CVS的组合式限流文丘里管，包括管路本体，管路本体中空设置，沿着管路本体的长度方向在管路本体内依次装配有拼装的拼装段，拼装段在管路本体内的位置可调使得文丘里管的入口直管段和出口直管段的长度可调整拼装段的总长度小于等于管路本体的长度，拼装段的内部形成文丘里管内部的全部或部分流动通道，拼装段中的至少一段同管路本体可拆卸连接。
- 反应装置及核反应堆-202211358491.8
- 聂君锋;石磊;孙俊;叶子申;刘宇浩 - 清华大学
- 2022-11-01 - 2023-03-14 - G21C15/14
- 本发明涉及核反应堆技术领域，提供一种反应装置及核反应堆。反应装置包括：第一安装板和第二安装板形成反应空间，第一安装板上和第二安装板分别设有第一贯通孔和第二贯通孔；第一柱塞，连接棒材和第一贯通孔，第一柱塞设有第一流道，第一柱塞的侧壁设有连通第一流道和反应空间的第一连通孔；第二柱塞，连接棒材与第二贯通孔，第二柱塞设有第二流道，第二柱塞的侧壁设有连通第二流道和反应空间的第二连通孔。换热介质可以通过设置在棒材两端的第一柱塞和第二柱塞进出反应空间，从而无需在第一安装板和第二安装板上开孔供换热介质流通，进而能够在原来需要开孔的位置安装棒材，增加了棒材的安装数量，提高了反应装置的加热效果。
- 一种适用于安全壳的非能动余热排出系统-202010626857.X
- 吴晨晖;孔凡富;李海东;向丽君;周新蓉;舒正谊 - 武汉第二船舶设计研究所（中国船舶重工集团公司第七一九研究所）
- 2020-07-01 - 2023-03-14 - G21C15/14
- 本发明涉及一种适用于安全壳的非能动余热排出系统，其包括：安全壳，其具有相对的一顶部及一底部；管体，设于所述安全壳的一侧，其底端与所述安全壳的底部连通，顶端设有位于所述安全壳上方的开口，且所述管体内设有冷却液体；用于挡止所述冷却液体下移的密封件，其设于所述管体内且位于所述冷却液体的底面，所述密封件可在所述管体内上下移动，同时，所述安全壳可以利用事故(如主管道破裂)发生的高压气体实现安全壳降温降压。
- 用于加热棒的水压试验装置-202211337707.2
- 方启飞;苏前华;卢冬华;张戈;吕路路;董献宏;郭明;马岩;顾汉洋;杜鑫;陈硕 - 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;上海交通大学
- 2022-10-28 - 2023-03-07 - G21C15/14
- 本发明公开一种用于加热棒的水压试验装置，其包括套设在加热棒外围的承压管、设于承压管第一端的头部密封组件以及设于承压管第二端的尾部密封组件，该头部密封组件与尾部密封组件同轴设置以使承压管两端密封，并在加热棒的外围形成承压密闭空间，该承压管包括若干承压件单元，每两个承压件单元之间通过连接件连接。该用于加热棒的水压试验装置结构紧凑、操作方便、卡套式连接可满足不同长度加热棒的试压需求，且轴向紧固与端部密封结构灵活可靠，具有方便拆装的优势，有助于提高工作效率，完成热工试验前期繁重的加热棒测试任务。
- 一种液态铅铋固态氧控氧离子交换器-202222396127.2
- 牛风雷;梁瑞仙;涂旭;盛振华;祁睦然;李小波;王译锋;吴浩;朱卉平;刘芳;刘洋 - 华北电力大学
- 2022-09-09 - 2023-01-31 - G21C15/14
- 本实用新型公开了一种液态铅铋固态氧控氧离子交换器，固态氧控氧离子交换器主要包括主回路管道、旁路管道、电动阀门、加热器、竖直管道隔离腔和装料腔、滑杆、固定法兰、密封法兰、装料桶、氧化铅陶瓷小球等部件。液态铅铋流体流入固态氧控氧离子交换器时能够同时流入主回路管道和旁路管道，旁路管道设置了电动阀门，通过电动阀门可以调节旁路管道汇入主回路管道中的流体流量。竖直管道装料腔的外壁面设有加热丝，可以调节此处流过氧化铅陶瓷小球填充床的液态铅铋温度。所述的一种液态固态氧控氧离子交换器可以通过调节旁路管道液态铅铋流体流量和装料腔的液态铅铋温度来控制氧化铅陶瓷小球的溶解速率，从而达到调节液态铅铋溶解氧浓度的目的。
- 一种基于大功率环路热管的空间反应堆双面辐射散热器-202211162682.7
- 张智刚;王新文;郑灵云;夏庚磊;高凯;王崧霖 - 哈尔滨工程大学
- 2022-09-23 - 2022-12-30 - G21C15/14
- 本发明提供了一种基于大功率环路热管的空间反应堆双面辐射散热器，所述辐射散热器包括辐射板、空间核反应堆、连接管路、合页、冷凝管路和导热基座组成，使用12组单根3kW的回路热管耦合辐射板来满足30kW级的散热需求，通过辐射传热的方式将回路热管的冷凝管路中的工质凝结放出的热量排放到太空，位于空间反应堆内部的环路热管蒸发器将热量通过连接管路输送到辐射板内部的冷凝段，热量通过导热基座传递到两侧的辐射板，辐射板外侧有高发射率热控涂层，本发明的基于环路热管的大功率双面辐射散热器能够解决空间核反应堆大功率散热问题，给航天器提供良好的温度环境，具有传热能力强、重量轻、可靠性高等优点，且无需泵输送工质。
- 一种小型核反应堆主热-余热一体式换热器-202111007621.9
- 张大林;贠世昌;李新宇;周星光;王成龙;田文喜;秋穗正;苏光辉 - 西安交通大学
- 2021-08-30 - 2022-12-09 - G21C15/14
- 本发明公开了一种小型核反应堆主热‑余热一体式换热器，其内部包括三个流体区：壳侧一回路冷却剂区、管侧主热传输二回路区和管侧余热排出回路冷却剂区；一回路冷却剂自上而下流经壳侧，二回路冷却剂和余热排出回路冷却剂自上而下流经管侧，管束分内、外同心圆区域，内部管束通过余热排出回路冷却剂，外部管束通过二回路冷却剂；本发明的二回路和余热排出回路冷却剂同时在紧凑空间内与一回路冷却剂换热，提高了换热效能；壳侧冷却剂与管侧冷却剂逆流换热，有利于降低压降和局部热应力；二回路和余热排出回路同向流动，有利于抑制流致振动；本发明结构紧凑、体积小、换热效能高，适用于各类小型核反应堆主换热器和余热排出系统换热器的一体化设计。
- 反应堆供热系统-202211001110.0
- 不公告发明人 - 青岛山松源科技有限公司
- 2022-08-19 - 2022-11-29 - G21C15/14
- 本发明涉及反应堆供热设备领域，具体提供一种反应堆供热系统，旨在解决反应堆供热系统结构复杂的问题。为此目的，本发明的反应堆供热系统包括：中空结构的外壳、与外壳同轴设置的内壳、耦合组件、驱动组件和蒸汽发生器；内壳内构造成第一冷却空间，内壳与外壳之间构造成流通第二冷却介质的第二冷却空间；耦合组件内具有隔开的第一通道和第二通道，第一通道内流通第一冷却介质，第一通道与第一冷却空间连通；驱动组件与第二通道连通，以将第二冷却介质输送至第二通道内；蒸汽发生器与第二通道连通。本发明的反应堆供热系统利用耦合组件和驱动组件配合，简化了反应堆供热系统结构的复杂性，提高反应堆的安全运行系数。
- 一种液态铅铋固态氧控氧离子交换器-202211099596.6
- 牛风雷;梁瑞仙;涂旭;盛振华;祁睦然;李小波;王译锋;吴浩;朱卉平;刘芳;刘洋 - 华北电力大学
- 2022-09-09 - 2022-11-11 - G21C15/14
- 本发明公开了一种液态铅铋固态氧控氧离子交换器，固态氧控氧离子交换器主要包括主回路管道、旁路管道、电动阀门、加热器、竖直管道隔离腔和装料腔、滑杆、固定法兰、密封法兰、装料桶、氧化铅陶瓷小球等部件。液态铅铋流体流入固态氧控氧离子交换器时能够同时流入主回路管道和旁路管道，旁路管道设置了电动阀门，通过电动阀门可以调节旁路管道汇入主回路管道中的流体流量。竖直管道装料腔的外壁面设有加热丝，可以调节此处流过氧化铅陶瓷小球填充床的液态铅铋温度。所述的一种液态固态氧控氧离子交换器可以通过调节旁路管道液态铅铋流体流量和装料腔的液态铅铋温度来控制氧化铅陶瓷小球的溶解速率，从而达到调节液态铅铋溶解氧浓度的目的。
- 超低温核聚变反应堆-201810025756.X
- 杨韬;杨梓申 - 杨韬
- 2018-01-03 - 2022-11-11 - G21C15/14
- 公开了一种超低温核聚变反应堆装置，该装置能产生90万千瓦的电能，由金属和混凝土外壳、主球形储气罐、副球形储气罐、空气泵、球形塑料支架、液态氢、电子控制阀门、电子控制安全阀门、电子控制单向阀门、压力传感器、温度传感器等组成。
- 一种可全年利用的池式供热堆供热系统-202220476611.3
- 王妍;吕凯;许朋江;石慧;薛朝囡;邓佳;张建元 - 西安热工研究院有限公司;西安西热节能技术有限公司
- 2022-03-04 - 2022-11-08 - G21C15/14
- 本申请关于一种可全年利用的池式供热堆供热系统。具体方案为：堆芯设置于堆水池内部；堆水池通过循环管路与发生器连接，形成第一回路；发生器的出口依次连接冷凝器、节流阀、蒸发器、吸收器和发生器的入口；其中，蒸发器通过管路对外供冷；堆水池与换热装置连接，换热装置与热网水管路连接；换热装置用于通过堆芯产生的热量加热热网水；供冷装置用于将堆芯产生的热量作为驱动热源，驱动供冷装置对外供冷。本申请可以实现池式堆系统冬季供暖，夏季供冷，有效解决了供热堆供热系统在非供热季热量无法消纳的问题。
- 相变喷淋冷却系统-202210991476.0
- 杨小虎;赵振兴;劳星胜;李少丹;陈列;代路;陈凯;王瑞奇;马灿;吴牧云;郑召利;黄崇海;何涛;邹振海 - 中国船舶重工集团公司第七一九研究所
- 2022-08-18 - 2022-11-04 - G21C15/14
- 本发明公开了一种相变喷淋冷却系统，包括：安全壳、反应堆、冷却液存储箱体、冷却管道、多个冷却喷头以及电动泵。反应堆内置于安全壳中。冷却液存储箱体设置于安全壳外，且冷却液存储箱体内置有相变浆体。冷却管道的一端伸入冷却液箱体内，且冷却管道的另一端伸入安全壳内。多个冷却喷头分别设置于冷却管道的另一端上。以及电动泵设置于冷却管道上，且电动泵用以将冷却液存储箱体内的变相浆体泵至冷却管道的另一端，并通过多个冷却喷头将变相浆体喷淋至安全壳内。其中，当反应堆的冷却剂管道发生破损时，高能工质释放到安全壳内。借此，本发明的相变喷淋冷却系统，提升了单位质量冷却工质的冷却能力，且大幅缩小了冷却液箱体积占用。
- 一种反应堆冷却剂环路及其安装方法-202210920566.0
- 于坚 - 中国核电工程有限公司
- 2022-08-02 - 2022-11-01 - G21C15/14
- 本发明提供一种反应堆冷却剂环路及其安装方法，包括：反应堆压力容器、附主泵蒸汽发生器、热段主管道和冷段主管道；因所述热段主管道和反应堆压力容器对接面的垂线与冷段主管道和反应堆压力容器对接面的垂线平行，所述蒸汽发生器和冷段主管道对接面的垂线与反应堆压力容器和冷段主管道对接面的垂线垂直，改进后反应堆压力容器冷却剂出口管嘴到反应堆压力容器冷却剂进口管嘴的环路呈门形结构，坡口组对简易，环路各部件组对焊接时均能自由收缩，从而降低了环路结构焊接拘束度和焊接应力，同时减少了环路安装焊缝数量和焊接位置，有利于降本增效，提高核电站建造和运营的安全性和经济性。
- 专利分类
