大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103377733B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201210127368.5

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱,烟囱的周围设置安全壳冷却水箱,安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内;在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力,增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计,减小了空气阻力。

    一种核电站事故后堆外熔融物滞留装置

    公开(公告)号:CN103377720B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201210127012.1

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: G21C9/016 G21C13/02 Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置,包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板;外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道,导流板底部设有冷却剂入口,内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用不同的材料包容熔融物,应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却,提高了核电站的高全性。

    一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置

    公开(公告)号:CN103378767B

    公开(公告)日:2015-04-29

    申请号:CN201210127034.8

    申请日:2012-04-27

    Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁;第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端;第一散热端内设置第一冷端电极,第一吸热端内设置第一热端电极;第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周,以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部;第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端;第二散热端内设置第二冷端电极,第二吸热端内设置第二热端电极;第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热,可为氢气点火器持续供电,也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。

    一种压水堆核电站事故后堆芯非能动冷却系统

    公开(公告)号:CN116189932B

    公开(公告)日:2025-02-28

    申请号:CN202211556641.6

    申请日:2022-12-06

    Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电站事故后堆芯非能动冷却系统,涉及核电站安全技术领域,解决了现有非能动冷却系统寒冷地区冬季无法对安全壳有效冷却的问题,提高了安全性,具体方案如下:包括屏蔽厂房、设置在屏蔽厂房内的安全壳和设置在安全壳内的压力容器,安全壳顶部中部位置固定设有冷却水分配盘,屏蔽厂房顶部设有与冷却水分配盘连接的冷却水箱以及贯穿屏蔽厂房顶部的空气流道,屏蔽厂房的筒体上设有若干空气入口,安全壳周侧设有导热板,导热板内含有传热工质以及用于隔热的隔板,导热板的下端与屏蔽厂房底部之间具有允许空气通过的空间,部分导热板的顶部与屏蔽厂房的顶部内壁固定连接并设有气体通道,部分导热板的顶部延伸至冷却水箱内。

    核电站跨季节余热供暖系统及方法

    公开(公告)号:CN118066592A

    公开(公告)日:2024-05-24

    申请号:CN202410247749.X

    申请日:2024-03-05

    Abstract: 本发明提供一种核电站跨季节余热供暖系统及方法,供暖系统包括核电机组、储热机构、热泵以及取热机构,核电机组提供温排水;温排水流入储热机构,储热机构用于存储温排水中的热量;热泵与储热机构相连接,储热机构内的储热介质输送至热泵,热泵对其热量提取后再返回储热机构;取热机构与热泵相连接,热泵用于将储热机构内的热量转变为供暖热水并将供暖热水输送至取热机构。上述核电站跨季节余热供暖系统,利用储热机构可以将核电机组的温排水热量进行收集,并利用热泵将热量的品质进行提升,进而温排水热量转变为便于取热机构直接应用的供暖热水,满足了取热机构的供暖需求,减少了原本供暖所需的抽汽量和电量,大大提升了经济效益。

    一种压水堆核能热电联产控制方法及系统

    公开(公告)号:CN116951535A

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202310438630.6

    申请日:2023-04-21

    Abstract: 本发明提出了一种压水堆核能热电联产控制方法及系统,包括供热蒸汽控制、汽轮机控制和反应堆功率控制;供热蒸汽控制计算额定供热抽汽流量与实际供热抽汽流量的供热偏差,将供热偏差作为反馈调节量调节实际供热抽汽流量;汽轮机控制计算额定电功率与实际电功率的功率偏差,将功率偏差作为汽轮机控制的反馈调节量,结合热负荷偏差控制主蒸汽调节阀开度以调节汽轮机的实际功率;反应堆功率控制根据蒸汽发生端平均温度信号、供热偏差、压力信号以及反应堆功率信号调节反应堆功率。本发明增加了供热蒸汽控制以控制供热蒸汽流量,并且在汽轮机控制统与反应堆功率控制的基础上增加了前馈调节,使压水堆核能热电联产机组可以更快更好地满足热电负荷需要。

    一种碱金属反应堆电源
    20.
    发明授权

    公开(公告)号:CN112865606B

    公开(公告)日:2022-07-22

    申请号:CN202011422901.1

    申请日:2020-12-08

    Abstract: 本发明公开了一种碱金属反应堆电源,反应堆容器底部设置有液态碱金属,反应堆堆芯有一定数量的燃料棒,在堆芯中心安装有控制棒,堆芯外围有径向反射层,径向反射层内有一定数量的控制鼓,所述液态碱金属在燃料棒表面吸液芯表面吸收反应堆产生的热量后汽化,进入燃料棒之间的空隙,并向上流动到高压蒸汽腔,随后进入碱金属热电转换器;所述碱金属热电转换器位于堆芯径向反射层外侧,所述碱金属热电转换器沿所述堆芯径向反射层周向布置,高压的碱金属蒸汽直接通过所述碱金属热电转换器进行发电。本发明利用碱金属相变传热,采用吸液芯提供液态碱金属循环动力,结构简单,布置灵活、发电效率高。

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