一种机动式微小型核动力系统

本发明公开了一种机动式微小型核动力系统,涉及反应堆设计技术领域。包括微型热管反应堆主体和能量转换系统；微型热管反应堆主体包括高强度反应堆压力容器；高强度反应堆压力容器内并排设置有反应堆堆芯和二次侧腔室；还包括多个高温碱金属热管；高温碱金属热管蒸发段插入反应堆堆芯；高温碱金属热管冷凝段插入二次侧腔室；所述能量转换系统为超临界二氧化碳布雷顿循环系统。本发明大大增加了轮式作战单位的续航时间,摆脱燃料携带量对其的限制；利用高温热管代替传统反应堆复杂的回路式结构,突破反应堆小型化难题,使得反应堆可被集装箱容纳并通过卡车运输,大大增强了核动力系统的机动性。

2021-11-02

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一种非能动钢制安全壳热量导出系统

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域,具体涉及一种非能动钢制安全壳热量导出系统,设置在反应堆的安全壳(1)的侧壁与安全壳(1)共同构成封闭的环形空腔(5)的冷却罩(7),冷却罩(7)上设有冷却水回路,当安全壳(1)需要降温时,冷却水回路能够以非能动的方式从冷却罩(7)的底部向环形空腔(5)内注入冷却水,环形空腔(5)内吸热后的冷却水能以非能动的方式从冷却罩(7)的顶部回流至冷却水回路中；安全壳(1)的材质为不锈钢。本发明消除了传统能动安全系统对安全级电源的依赖,具有较高的自然循环能力和排热能力,提供事故后无需干预的长期缓解事故后果的能力。

2021-11-02

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一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域,具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统,包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4),冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出,并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性,从而保持安全壳结构的完整性,缓解事故后果。

2021-11-02

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一种非能动安全壳降压过滤系统

本发明属于核电站设计领域,具体涉及一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,包括由内层安全壳(4)和外层安全壳(5)构成的双层安全壳(1),还包括换热系统(3)和贯穿外层安全壳(5)的降压过滤单元(2),内层安全壳(4)和外层安全壳(5)之间构成安全壳环形空间(6)；换热系统(3)将双层安全壳(1)内的热量交换到双层安全壳(1)之外；降压过滤单元(2)能吸收换热系统(3)的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将安全壳环形空间(6)内的气体排出。本发明利用非能动的抽吸作用,将安全壳环形空间(6)内的不凝性气体过滤排放,消除了双层安全壳(1)的剩余超压风险,提高了核电厂的安全性。

2021-11-02

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换热水箱液位测量系统及方法、核电厂PCS系统

本发明提供一种换热水箱液位测量系统及方法、核电厂PCS系统,液位测量系统的第一压力检测仪表设于换热水箱底部的出水管道上,用于检测换热水箱底部的水压,液位测量系统的第二压力检测仪表设于换热水箱顶部的人孔通道上,用于检测换热水箱顶部的水压,液位测量系统的DCS系统用于计算压力差,且根据其内存储的液位和压力差的逻辑公式,计算得出换热水箱内的液位,从而避免了长距离毛细管传输带来的仪表精度差的问题,且安装的风险和维修检测的难度大大降低。

2021-10-29

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地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统及方法

本发明公开了一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统。它包括高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统,安全壳为内部设置有上下柱状通孔的圆柱状密封壳体；柱状通孔内设置冷却装置；高位应急冷却水池的底部高程大于冷却水流量分配环路的高程；高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统依次连接呈闭合的回路。本发明具有能实现地下核电站安全壳的非能动冷却功能的优点。本发明还公开了所述的地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却方法。

2021-10-29

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反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统

本发明提供一种反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统。保护系统包括稳压器、控制系统和自动泄压结构,自动泄压结构包括设于稳压器顶部的自动泄压管和设于自动泄压管上的先导式安全阀,先导式安全阀能够在电厂功率运行期间,根据稳压器内蒸汽压力大小自动开闭,以实现电厂功率运行下的超压保护功能。控制系统能够在停堆过程中,根据一回路管道上仪表的压力反馈,控制先导式安全阀的开闭,以实现停堆过程中的低压保护功能。由此仅采用先导式安全阀就能实现电厂功率运行超压保护和停堆过程中余热排出系统介入后的低温超压保护,使得本系统具有设备集中、结构简化、维护简单、安全性能高的优点。

2021-10-29

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一种核电站的安全注入系统

本发明属于核电站安全技术领域,具体涉及一种核电站的安全注入系统,用于为核电站的安全壳(1)内的压力容器(3)注入冷却水并对与压力容器(3)连通的一回路进行降压,一回路由环路构成,环路包括串联的热段(5)和冷段(6),热段(5)和冷段(6)与二回路上的二回路换热器(9)相连,该安全注入系统通过直接注入管线(4)与压力容器(3)连通非能动堆芯补水箱(10)和非能动安注箱(12),设置在热段(5)上的热段卸压阀(15)和稳压器卸压阀(14)。本发明利用稳压器卸压阀(14)和热段卸压阀(15)实现一回路快速非完全降压,并提供非能动和能动组合的安全注入方式,取消了传统的高压安注泵,降低了设备投资和建设成本。

2021-10-26

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深海潜航用固态堆芯核反应堆应急热量导出系统及工作方法

本发明公开了一种深海潜航用固态堆芯核反应堆应急热量导出系统及工作方法,该系统包括一次冷却回路和二次冷却回路,一次冷却回路和二次冷区回路通过相变储能换热器连接,一次冷却回路直接对固态堆芯进行冷却；二次冷却回路将来自一次冷却回路的热量散热到最终热阱。本发明结构简化,可为深海用固态堆芯提供高效可靠冷却。

2021-10-22

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一种池式反应堆余热排出系统及方法

本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法,该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器,所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接,构成非能动余热排出系统的闭合循环回路,反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池,其中,所述独立余热排出换热器设置在隔间内,隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度,在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置,可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性,在严重事故工况下导出堆芯余热,提高系统运行可靠性。

2021-10-22

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