一种气体冷却熔盐堆堆芯及熔盐堆系统

    公开(公告)号:CN113936820B

    公开(公告)日:2024-08-23

    申请号:CN202111079829.1

    申请日:2021-09-15

    Abstract: 本发明公开了一种气体冷却熔盐堆堆芯及熔盐堆系统。熔盐堆堆芯包括堆芯活性区、反射层、冷却剂进口和冷却剂出口,反射层围绕堆芯活性区的外侧设置,反射层内设置有控制鼓;堆芯活性区设置有冷却剂管道区和燃料熔盐区,冷却剂管道区设置有多根冷却剂管道,冷却剂管道内流通有氦氙混合气或超临界二氧化碳;燃料熔盐区内填充有燃料熔盐;冷却剂管道区与燃料熔盐区的体积比为(6~9):10;冷却剂管道的顶端与冷却剂出口相连,所述冷却剂管道的底端与所述冷却剂进口相连。本发明的熔盐堆堆芯结构简单、提升了堆芯的换热效率、降低了堆芯的建造成本和建造门槛、运行更加安全,同时极大程度上提高了熔盐堆系统的电功率。

    一种液态熔盐堆生产Mo-99的方法以及系统

    公开(公告)号:CN112863725B

    公开(公告)日:2022-12-09

    申请号:CN202110079311.1

    申请日:2021-01-21

    Abstract: 本发明提供一种液态熔盐堆生产Mo‑99的方法以及系统,该方法包括:提供一种堆芯内部布置有若干含通道的石墨慢化组件的液态熔盐堆,所述石墨慢化组件的通道内填充有低富集铀和基盐组成的熔盐,Mo‑99在该液态熔盐堆中裂变产生,在所述液态熔盐堆运行时,采用在线固液分离方法在线分离难溶固体裂变产物,然后采用冷却方法降低难溶固体裂变产物的放射性活度,最后采用化学分离方法从难溶固体裂变产物中分离回收Mo‑99,实现Mo‑99的制备。根据本发明,提供了一种生产效率提高的、操作便捷的、经济成本低的、燃料需求量低的、放射性屏蔽要求低的液态熔盐堆生产Mo‑99的方法以及系统,能够有效解决当前Mo‑99的供应需求问题。

    液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法

    公开(公告)号:CN111627570A

    公开(公告)日:2020-09-04

    申请号:CN202010408589.4

    申请日:2020-05-14

    Abstract: 本发明公开了一种液态熔盐堆超铀燃料运行固有安全性的改善方法,其包括以下步骤:S1、将燃料盐和中子吸收体混合,得到超铀燃料;所述燃料盐包括基盐和超铀元素的氟盐;S2、将所述超铀燃料作为液态熔盐堆的燃料并运行所述液态熔盐堆;其中,所述超铀燃料与所述石墨慢化组件的体积比为5%~40%;在运行过程中在线补加所述超铀元素的氟盐,以维持堆芯反应的临界值为1.0~1.01,且不超过所述超铀元素的氟盐在所述基盐中的溶解上限。该方法在液态熔盐堆回收利用TRU,实现了较好的负温度反馈,保证了液态熔盐堆超铀燃料运行的固有安全性。

    重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统

    公开(公告)号:CN108511088A

    公开(公告)日:2018-09-07

    申请号:CN201810605632.9

    申请日:2018-06-13

    Abstract: 本发明公开了一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区,且所述燃料区设于所述增殖区内;所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐,熔盐管道内填充有燃料熔盐,重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围;所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层,中间夹层为隔热层;所述增殖区内填充有增殖燃料;所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。本发明重水慢化熔盐堆系统可成功解决现有熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而导致的正温度反应性系数以及石墨退役后难处置等问题,其燃料循环方法可成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题。

    一种氦氙冷却微型反应堆系统
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115910395A

    公开(公告)日:2023-04-04

    申请号:CN202211680338.7

    申请日:2022-12-26

    Abstract: 本发明公开了一种氦氙冷却微型反应堆系统,所述氦氙冷却微型反应堆系统包括堆芯子系统和布雷顿循环子系统;所述堆芯子系统横向设置,且设有穿设堆芯轴心的转轴;所述布雷顿循环子系统包括透平、回热器、冷却器以及压缩机;其中,所述透平设于所述堆芯的流体出口端;所述回热器和所述冷却器与所述堆芯同轴套设,所述回热器与所述堆芯的外侧壁套接,所述冷却器与所述回热器的外侧壁套接;所述压缩机设于与所述堆芯的流体出口端相对的密闭端,所述压缩机、所述堆芯和所述透平沿所述堆芯的轴向依次排布,所述转轴串联所述压缩机、所述堆芯和所述透平。本发明的氦氙冷却微型反应堆系统集热电转换与屏蔽功能为一体,可以使反应堆系统小型化与轻量化。

    一种液态熔盐堆生产Cf-252的系统及方法

    公开(公告)号:CN113851246A

    公开(公告)日:2021-12-28

    申请号:CN202110982384.1

    申请日:2021-08-25

    Abstract: 本发明公开了一种液态熔盐堆生产Cf‑252的系统及方法,所述系统包括熔盐堆模块和后处理模块,所述熔盐堆模块包括石墨慢化通道式液态熔盐堆和燃耗产物提取装置,所述石墨慢化通道式液态熔盐堆包括串联的堆芯和热交换器,所述堆芯的内部布置有数个含通道的石墨慢化组件,所述石墨慢化组件的通道中填充有混合盐;其中,所述混合盐包括燃料盐、靶元素的氟盐和基盐;所述燃料盐包括铀的氟盐;所述靶元素包括锕系元素。该系统及方法利用液态熔盐堆生产Cf‑252,条件温和,操作简单,提高了Cf‑252产量。

    一种反应堆系统防核扩散性能评估方法

    公开(公告)号:CN113096841A

    公开(公告)日:2021-07-09

    申请号:CN202110336620.2

    申请日:2021-03-29

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆系统防核扩散性能评估方法,所述方法将各评估项进行加权求和,所述评估项包括核材料吸引力水平评估、核材料释热评估、自发裂变率评估、233U中232U杂质量评估、易裂变材料浓度评估、辐射剂量评估、体积/质量评估、检测频率评估、检测不确定度评估、分离度评估、项目核算评估、监视度评估、物理屏障评估、装量评估以及装料及后处理模式评估。本发明的反应堆系统防核扩散性能评估方法能够对多种燃料循环的核能系统的防核扩散性能进行全面而精确的评估。

    一种液态熔盐堆生产Mo-99的方法以及系统

    公开(公告)号:CN112863725A

    公开(公告)日:2021-05-28

    申请号:CN202110079311.1

    申请日:2021-01-21

    Abstract: 本发明提供一种液态熔盐堆生产Mo‑99的方法以及系统,该方法包括:提供一种堆芯内部布置有若干含通道的石墨慢化组件的液态熔盐堆,所述石墨慢化组件的通道内填充有低富集铀和基盐组成的熔盐,Mo‑99在该液态熔盐堆中裂变产生,在所述液态熔盐堆运行时,采用在线固液分离方法在线分离难溶固体裂变产物,然后采用冷却方法降低难溶固体裂变产物的放射性活度,最后采用化学分离方法从难溶固体裂变产物中分离回收Mo‑99,实现Mo‑99的制备。根据本发明,提供了一种生产效率提高的、操作便捷的、经济成本低的、燃料需求量低的、放射性屏蔽要求低的液态熔盐堆生产Mo‑99的方法以及系统,能够有效解决当前Mo‑99的供应需求问题。

    氦氙冷却微型反应堆安全系统及控制方法

    公开(公告)号:CN116844741A

    公开(公告)日:2023-10-03

    申请号:CN202310896875.3

    申请日:2023-07-20

    Abstract: 本发明公开了一种氦氙冷却微型反应堆安全系统及控制方法,属于核能技术领域。氦氙冷却微型反应堆安全系统包括反应性控制系统和余热排出系统,反应性控制系统包括流量调节阀及控制鼓,余热排出系统包括非能动余热排出系统及热电转换系统。根据堆芯所处的不同工况,如正常工况或事故工况,反应性控制系统能够控制流量调节阀及控制鼓产生相对应的动作,使反应堆的堆内温度与压力维持正常;当堆芯停堆时,余热排出系统根据堆芯不同的停堆原因可通过不同的系统载出堆芯内的衰变热,防止堆芯内温度过高。由此,氦氙冷却微型反应堆的安全壳不会因高温导致破损进而造成放射性物质外泄,保障运行安全。

    重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统

    公开(公告)号:CN108511088B

    公开(公告)日:2023-07-28

    申请号:CN201810605632.9

    申请日:2018-06-13

    Abstract: 本发明公开了一种重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统。所述重水慢化熔盐堆堆芯的活性区具有各自独立的燃料区和增殖区,且所述燃料区设于所述增殖区内;所述燃料区包括重水慢化剂、熔盐管道以及燃料熔盐,熔盐管道内填充有燃料熔盐,重水慢化剂环绕在熔盐管道的外壁周围;所述熔盐管道的内、外表层为耐高温层,中间夹层为隔热层;所述增殖区内填充有增殖燃料;所述燃料区和所述增殖区之间设有隔热层。本发明重水慢化熔盐堆系统可成功解决现有熔盐热堆由于采用石墨慢化剂而导致的正温度反应性系数以及石墨退役后难处置等问题,其燃料循环方法可成功解决目前核能发展存在的核燃料资源短缺及高放废料堆积的难题。

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