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公开(公告)号：CN109643587A
公开(公告)日：2019-04-16
申请号：CN201780042276.8
申请日：2017-07-05
申请人： 卢西亚诺·奇诺蒂
发明人： 卢西亚诺·奇诺蒂
摘要： 本发明涉及一种核反应堆(1)，其由液态金属(例如重金属，如铅或铅-铋共熔合金)或熔盐冷却、设置有热交换器(10)，特别是蒸汽发生器，热交换器具有在下部分中的主要流体的入口和在冷收集器(7)内的主要流体的自由表面(H4)附近的圆周出口窗(17)。出口窗(17)相对于管束(13)定位在中间位置，管束相对于冷收集器(7)内的自由表面(H4)部分地升高并且通过用于创建交换器的覆盖气体(28)相对于所述器皿(2)内的覆盖气体(29)的欠压的辅助装置(26)而在其整个高度上供应有主要流体。交换器的升高和出口窗(17)在主要冷却剂的自由表面(H4)附近的定位有助于在热交换器内部的次要流体意外释放的情况下使主要流体的移位最小化。
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公开(公告)号：CN107146642A
公开(公告)日：2017-09-08
申请号：CN201710475539.6
申请日：2017-06-21
申请人： 四川大学
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本发明公开了一种核电站反应堆的堆内流量分配装置，它包括流量分配筒（1）、设置于流量分配筒（1）内的流量分配板（2）和第一扰流板（3）和第二扰流板（4），第一扰流板（3）的两端均设置有卡板（7），第一扰流板（3）上的两个卡板（7）分别卡于相对立的两个轴向槽I（5）之间，第一扰流板（3）的两侧均设置有第二扰流板（4），第二扰流板（4）的两端均设置有卡板（7），第二扰流板（4）上的一个卡板（7）卡于卡槽（9）内，另一卡板（7）卡于剩余轴向槽I（5）内，导流孔（14），扰流板上开设有孔（15）。本发明的有益效果是：结构紧凑、流量分配均匀、涡流抑制效果好、便于更换和维修。
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公开(公告)号：CN106531240A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201611052166.3
申请日：2016-11-25
申请人： 中国核动力研究设计院
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C17/001 , G21C15/12
摘要： 本发明提供了一种换热器、包括换热器的反应堆自然循环停滞再启动模拟实验装置和方法包括初始工况建立方法、热源模拟方法、自然循环停滞再启动边界判定准则，所述换热器包括壳体和设置在壳体内的传热管束，所述传热管束沿着竖直方向设置，所述传热管束外壁设置向下部延伸的金属杆，所述金属杆端部为尖状结构。本发明提高了蒸发器的换热效率，解决了初始条件模拟、边界条件模拟和自然循环停滞再启动边界判定量化等关键技术问题。
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公开(公告)号：CN106373620A
公开(公告)日：2017-02-01
申请号：CN201610875816.8
申请日：2016-10-08
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C1/08 , G21C3/33 , G21C13/02 , G21C15/12 , G21C17/035
摘要： 本发明公开了一种压水型核反应堆结构，所述结构包括：分散式堆顶、驱动机构、压力容器、堆内构件、保温构件，所述分散式堆顶顶与所述压力容器的顶盖连接，所述保温构件设置在所述压力容器外表面，所述堆内构件吊挂在所述压力容器的支撑台阶上，所述驱动机构安装在压力容器顶盖上，实现了将中子通量测量探测器、温度测量探测器和水位测量探测器通过位于压力容器上封头内的堆内测量导向结构和压力容器顶部贯穿件引出反应堆，避免顶盖上堆内测量管座的数量增加；能实现水位测量要求；合理分配进入堆芯的冷却剂流量；保温层还可实现反应堆压力容器外部快速冷却的技术效果。
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公开(公告)号：CN106205749A
公开(公告)日：2016-12-07
申请号：CN201610752342.8
申请日：2016-08-29
申请人： 新核(北京)能源科技有限公司
摘要： 本发明公开了一种核反应堆系统，包括主容器，主容器内设有：反应堆容器，所述反应堆容器底部设有堆芯；反应堆容器外侧套设有分隔容器，分隔容器与反应堆容器之间的间隔形成供一回路冷却剂流通的环形室；分隔容器与反应堆容器的底部连通；环形室的外侧设置有一回路冷却剂容器，一回路冷却剂容器中安装循环泵，循环泵的输出口通过管道与环形室的上部连通；反应堆容器的中部开设有导流口，导流口通过管道连接蒸汽发生器中上部入口；所述蒸汽发生器上还设有一回路冷却剂排口，一回路冷却剂排口通过管道与一回路冷却剂容器连接。该系统结构紧凑，能够降低有害蒸汽夹带量。
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公开(公告)号：CN106098118A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610657281.7
申请日：2016-08-11
申请人： 上海核工程研究设计院
发明人： 施永兵
摘要： 本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接。本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，提高CAP系列核电站反应堆主管道热段制造质量。通过对反应堆主管道热段的设计改进，减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，达到减小反应堆安全壳径向尺寸，方便主系统管道布置，节省整个核电站建造成本目标。
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公开(公告)号：CN106098117A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610657232.3
申请日：2016-08-11
申请人： 上海核工程研究设计院
发明人： 施永兵
摘要： 本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接。本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本。并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
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公开(公告)号：CN106098115A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610656412.X
申请日：2016-08-11
申请人： 上海核工程研究设计院
发明人： 施永兵
摘要： 本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接。本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
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公开(公告)号：CN105047234A
公开(公告)日：2015-11-11
申请号：CN201510159037.3
申请日：2015-04-03
申请人： 国核(北京)科学技术研究院有限公司 , 国家核电技术有限公司
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： G21C15/182 , G21C9/012 , G21C13/02 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21Y2004/30 , Y02E30/32
摘要： 本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。系统包括：安全外壳；安全内壳；喷淋组件；内置换热器；空冷通道；外置空冷器，外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器相连，外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器相连，安全内壳的壁内设有一个贯穿件和安全外壳的壁内设有另一个贯穿件，第一连通管和第二连通管通过一个贯穿件穿过安全内壳的壁，且第一连通管和第二连通管通过另一个贯穿件穿过安全外壳的壁。根据本发明的系统，喷淋组件的工作时间可以延长，喷淋水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，实现将安全内壳内的热量非能动地导出。另外，第一和第二水平管段彼此套设，提高密封性且节省成本。
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公开(公告)号：CN104662614A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201380048906.4
申请日：2013-08-21
申请人： SMR发明技术有限公司
IPC分类号： G21C15/12
CPC分类号： G21C11/088 , G21C11/00 , G21C13/02 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/26 , G21C19/07 , Y02E30/40
摘要： 用于核电站的部件冷却水系统。在一个实施例中，系统包括容纳核反应堆的内部安全壳和外部安全壳密封结构。在安全壳和安全壳密封结构之间形成环形蓄水池提供散热器用于消散热能。提供了具有沉浸在环形蓄水池的水中的裸露管束的无壳换热器。来自核电站的设备冷却水流过管束并通过将热传递到环形蓄水池而被冷却。在一个非限制性的实施例中，管束可为U形。
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