[发明专利]一种S-CO2直接冷却的船用核动力系统及其应急堆芯冷却系统在审
申请号: | 202310337615.2 | 申请日: | 2023-03-31 |
公开(公告)号: | CN116344077A | 公开(公告)日: | 2023-06-27 |
发明(设计)人: | 陆道纲;隋丹婷;罗肖;丁昊;腾一非;李臻;张钰浩 | 申请(专利权)人: | 华北电力大学 |
主分类号: | G21C15/18 | 分类号: | G21C15/18 |
代理公司: | 北京众泽信达知识产权代理事务所(普通合伙) 11701 | 代理人: | 叶静 |
地址: | 102206 *** | 国省代码: | 北京;11 |
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摘要: | 本发明属于核动力技术领域,具体涉及一种S‑CO2直接冷却的船用核动力系统及其应急堆芯冷却系统。包括反应堆动力系统、正常冷却与余热排出系统、非能动余热排出系统,严重事故下堆芯应急注水冷却系统。本发明的有益效果在于:采取了双层管道设计、“非能动”式停堆、非能动余热排出、严重事故下堆芯应急注水冷却等多重安全措施,确保事故下反应堆能安全停堆并将堆芯余热长期导出。相比于压水堆动力系统,本动力系统布局紧凑,占用空间小,热效率高,更适用于舰艇、船舶;安全性强,系统各设备间的连接管道采用双层管道设计,LOCA等工质泄露事故发生风险概率极低。 | ||
搜索关键词: | 一种 co2 直接 冷却 核动力 系统 及其 应急 冷却系统 | ||
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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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