非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆

    公开(公告)号:CN112216412B

    公开(公告)日:2023-11-03

    申请号:CN202010922610.2

    申请日:2020-09-04

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/14

    摘要: 本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆,所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件,第一连接管的第一端与容器的内部连通,第一连接管的第二端与第一换热器连通,第二连接管的第一端与第一换热器连通,第二连接管的第二端与第一连接管连通,第一件设在第一连接管的第二端内,第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量,第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好,且可靠性高,提高了液态金属反应堆的安全性。

    池式反应堆的换料方法
    2.
    发明授权

    公开(公告)号:CN111383786B

    公开(公告)日:2022-08-30

    申请号:CN201811642029.4

    申请日:2018-12-29

    IPC分类号: G21C19/20

    摘要: 本发明公开了一种池式反应堆的换料方法,池式反应堆包括浸没在冷却水池液面以下的套筒、设于所述套筒内的压力容器、设于所述压力容器内的堆芯,所述套筒包括筒体和套筒顶盖,所述筒体包括筒体上段和筒体下段,所述换料方法包括如下步骤:换料准备,包括反应堆停堆;反应堆拆卸,包括卸除套筒顶盖、卸除筒体上段、卸除压力容器一体化顶盖和注水;装换料操作,包括更换新燃料组件;封装反应堆,包括安装压力容器一体化顶盖和排水、安装筒体上段、安装套筒顶盖。在装换料过程中,根据需要为冷却水池充水、排水,调整控制冷却水池的水位,降低燃料组件从一处转移至另一处的过程中带来的风险,能确保换料工艺操作的安全,以及厂房工作人员的安全。

    非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆

    公开(公告)号:CN112216412A

    公开(公告)日:2021-01-12

    申请号:CN202010922610.2

    申请日:2020-09-04

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/14

    摘要: 本发明公开了一种非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆,所述非能动的自调节余热导出系统包括容器、堆芯、第一换热器、第一连接管、第二连接管、第一件和第二件,第一连接管的第一端与容器的内部连通,第一连接管的第二端与第一换热器连通,第二连接管的第一端与第一换热器连通,第二连接管的第二端与第一连接管连通,第一件设在第一连接管的第二端内,第一件沿第一连接管的第二端的长度方向可移动以调节从第一连接管进入第一换热器的流体的流量,第二件可随温度或压力变化而变形进而驱动第一件移动。本发明的非能动的自调节余热导出系统的余热调节效果好,且可靠性高,提高了液态金属反应堆的安全性。

    非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆

    公开(公告)号:CN112216413B

    公开(公告)日:2023-11-03

    申请号:CN202010922647.5

    申请日:2020-09-04

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/14

    摘要: 本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆,所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件,第一连接管与容器的内部连通,第二连接管与第一换热器连通,第三连接管用于将余热导出,在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时,第一件断开第一连接管和第二连接管,第二件导通第一连接管和第三连接管;在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时,第一件导通第一连接管和第二连接管,第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动,且余热排出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。

    堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法

    公开(公告)号:CN112216409B

    公开(公告)日:2023-02-28

    申请号:CN202010929001.X

    申请日:2020-09-07

    IPC分类号: G21C7/02 G21C15/28

    摘要: 本发明公开了一种堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法,所述堆芯包括筒形件、多个芯块、熔断组件和拉伸组件,多个芯块设在筒形件内且沿筒形件的周向间隔布置,每个芯块包括多个燃料组件,在核反应堆的堆芯所处的温度低于预设温度时,熔断组件连接相邻芯块,在核反应堆的堆芯所处的温度达到或超过预设温度时,熔断组件断裂以分离相邻芯块,拉伸组件连接筒形件的内壁面和芯块,在熔断组件连接相邻芯块时,拉伸组件对芯块具有朝向筒形件的拉力。本发明的核反应堆的堆芯通过熔断组件,实现堆芯分离停堆的系统设计,能够使核反应堆在堆芯内部完成非能动安全停堆,能够有效避免现在反应堆堆芯外部停堆措施失效的情况。

    池式反应堆的换料方法
    8.
    发明公开

    公开(公告)号:CN111383786A

    公开(公告)日:2020-07-07

    申请号:CN201811642029.4

    申请日:2018-12-29

    IPC分类号: G21C19/20

    摘要: 本发明公开了一种池式反应堆的换料方法,池式反应堆包括浸没在冷却水池液面以下的套筒、设于所述套筒内的压力容器、设于所述压力容器内的堆芯,所述套筒包括筒体和套筒顶盖,所述筒体包括筒体上段和筒体下段,所述换料方法包括如下步骤:换料准备,包括反应堆停堆;反应堆拆卸,包括卸除套筒顶盖、卸除筒体上段、卸除压力容器一体化顶盖和注水;装换料操作,包括更换新燃料组件;封装反应堆,包括安装压力容器一体化顶盖和排水、安装筒体上段、安装套筒顶盖。在装换料过程中,根据需要为冷却水池充水、排水,调整控制冷却水池的水位,降低燃料组件从一处转移至另一处的过程中带来的风险,能确保换料工艺操作的安全,以及厂房工作人员的安全。