CN102097139A - 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统 - Google Patents

一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统 Download PDF

Info

Publication number
CN102097139A
CN102097139A CN2010105276804A CN201010527680A CN102097139A CN 102097139 A CN102097139 A CN 102097139A CN 2010105276804 A CN2010105276804 A CN 2010105276804A CN 201010527680 A CN201010527680 A CN 201010527680A CN 102097139 A CN102097139 A CN 102097139A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat
nano
containment
fluid
conductive pipe
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN2010105276804A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102097139B (zh
Inventor
刘平
周涛
张记刚
樊昱楠
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
North China Electric Power University
Original Assignee
North China Electric Power University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by North China Electric Power University filed Critical North China Electric Power University
Priority to CN2010105276804A priority Critical patent/CN102097139B/zh
Publication of CN102097139A publication Critical patent/CN102097139A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102097139B publication Critical patent/CN102097139B/zh
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了属于核电站设备与安全技术领域的一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统。该系统由超导热管、热交换器、放射性颗粒脱除装置、纳米流体制备室、超声波振荡器和空冷塔等组成。系统对严重事故下安全壳内能量进行快速吸收，通过放射性气体及放射性气溶胶的颗粒排放和脱除，来缓解安全壳的超压，并取得纳米颗粒实现高效换热介质纳米流体的制备，达到缓解反应堆严重事故和保护安全壳结构完整性的目的。在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能。该系统的后备安全性好，流程简单、性能稳定、可靠性高、实施方便，控制简单，以废治废。

Description

一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统
技术领域
本发明属于核电站设备技术与安全领域，特别涉及一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统。具体说，是利用核电站在发生严重事故时产生的纳米颗粒制备纳米流体，进而利用纳米流体与超导热管的综合特性，以实现和强化对安全壳非能动自然循环排热的功能。在发生严重事故时，系统的运行执行和完成安全保障功能，降低放射性危害的同时，又可增强严重事故下的排热效果，保持安全壳的结构完整性，实现抑制反应堆事故所造成的影响，使事故得到缓解，以达到保护公众和环境的目的。
背景技术
核电站发生严重事故时，燃料过热至熔点，造成反应堆压力容器破损，堆芯熔融物释放到安全壳内，导致安全壳过热和超压，严重影响安全壳的结构完整性，维持安全壳排热能力和释压能力是缓解安全壳危急的重要方面。核安全导则HAD102/《核动力厂反应堆安全壳系统的设计》(征求意见稿)中指出：对于已有的核动力厂，应尽量采取措施使严重事故下的安全壳状态不超过安全壳结构的极限承载能力(结构完整性水平III)和包容能力(密封水平II)。堆芯熔融物和混凝土的相互作用导致大量的氢气和其他不可凝气体的产生，进而导致安全壳升压直至破裂。由于安全壳是防止放射性物质向环境释放的最后一道实体屏障，具有后备的安全性，因而，快速直接换热以实现对安全壳能量的传递对防止严重事故的发展，以及实现对放射性释放等关键要素的控制，对保证核电站乃至周围环境的安全至关重要。
1995年，美国Argonne国家实验室Choi等人提出添加纳米颗粒到换热工质中制备出新型换热工质“纳米流体”。由于固体颗粒的导热系数远大于液体，导致纳米流体的导热系数和对流换热性能大大提高，且已有研究表明纳米流体能够显著增强沸腾换热。因此，如将能纳米流体应用于核电站严重事故换热将对保障安全具有特殊重要价值。
核电站所产生的放射性裂变产物在空气中主要以放射性气溶胶和放射性气体存在。放射性物质的微小固体或液体粒子悬浮于空气中成为放射性气溶胶，严重事故所产生的放射性微粒主要是14C，51Cr，56Mn，60Co和59Fe。放射性气溶胶的毒性较大及在空气中的停留时间较长，如不及时处理可造成更大范围的污染，所形成的影响难以控制和预测。然而，现有的放射性颗粒的脱除技术，如法国的沙堆式脱除器、瑞典卵石式脱除器、德国文丘管式脱除器、对纳米级颗粒的脱除净化效果不佳，纳米颗粒的脱除是一世界性难题。
因此，设计出严重事故下能够充分利用放射性纳米颗粒形成的纳米流体，建立有效快速排除安全壳内热量的系统，是缓解严重事故发展，实现以废制废的循环经济的正确思想，是保持安全壳结构完整性和保护环境免遭污染的新型有效手段。对推进纳米技术的实际应用和核电安全技术的发展十分有价值。特别是对于新一代核电技术的发展是一项填补空白的工作。
发明内容
本发明的目的是提供针对现有技术的不足提出一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统是在安全壳1内的侧面及底部布置超导热管3，反应堆2下方水平设置超导热管，在安全壳1侧面底部固定热交换器4，水平设置的超导热管从热交换器4底部插入，热交换器4的上侧面插入竖直设置的超导热管；从安全壳1外部的冷却器5接出的下降管15和上升管14穿过安全壳壁分别与热交换器4的下部和顶部连接，安全壳1配部通过安全阀8与放射性颗粒脱除装置7、纳米流体制备室6串联，纳米流体制备室6再连接至冷却器5、纳米流体制备室6还分别和超声波振荡器13、第二排气阀11和去离子水入口16连接；冷却器5内除插入空冷塔9外部冷却管道外，上面连接第一排气阀10，下面连接下排阀12；该系统能够实现严重事故时安全壳排热和释压，保证安全壳的结构完整性；并实现放射性纳米颗粒有效利用，大量减少放射性危害的严重事故；
所述超导热管3汇集到热交换器4内，水平设置的超导热管位于安全壳1下部及竖直设置的超导热管位于安全壳1侧面，超导热管吸收严重事故下安全壳内的热量；超导热管是一种将多种无机热超导体介质密封在管状或片状夹层的空隙中制成的高效传热元件，内部介质具有超常的热活性、热敏性和超强导热性能，其超导介质配比为每1000g去离子水或高纯水中含重铬酸钾30～50g、过硼酸钠10～15g、硼酸3～5g、过氧化钠1～3g、氢氧化铝0.5～1.5g、三氧化二钴0.2～0.5g、二氧化锰0.2～0.5g；在外因热的激发下利用微粒子的高频率振动传递热量，其导热系数的范围是纯银的32000倍。在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度。具有异常高的热能利用率，输入超导热管多少热量就能输出多少热量，并以超声速传递的速度传递热量。适用范围广，可以在很宽的温度变化范围内运行。高温限由超导热管管材决定，可使用耐热的陶瓷、玻璃制成管件。不受像常规热管介质运动依靠重力和热对流作用需垂直安装这样的限制，超导热管的安装方式灵活，可水平安装且可弯曲。
所述热交换器4位于安全壳1内的侧面底部，超导热管吸收严重事故下安全壳内的热量汇集到热交换器4内，热交换器4将所吸收的安全壳1内热量传递给来自下降管15的纳米流体。
所述冷却器5位于安全壳1外，与热交换器4形成一定的高差。在冷却器5中来自纳米流体制备室的纳米流体进入非能动自然循环排热回路。并将上升管14中纳米流体带出的热量换热给空冷塔9外部冷却装置。
所述放射性颗粒脱除装置7由高效空气过滤器及碘吸附器组成，分别用于过滤来自安全壳的放射性气溶胶粒子及捕集其放射性气体中的放射性碘。其中高效空气过滤器为有隔板过滤器，过滤材料采用玻璃纤维滤纸，隔板采用0.03mm的铝箔；碘吸附器使用活性炭材料并经过H2O2化学浸渍处理增大活性炭表面的酚羟基浓度，以提高其对甲基碘和碘蒸汽的吸附能力。
所述纳米流体制备室6为不锈钢箱体，具有承压、密封的特点，具备制备分散性好、稳定性强、低团聚的纳米流体及通过其上的第二排气阀11降低系统压力。在超声波振荡器的作用下，将放射性纳米颗粒分散于外界去离子水基液中形成一种新型强化传热工质-纳米流体。通过其上的第二排气阀11排出无放射性的气体。
所述超声波振荡器13起优化制备均匀稳定纳米流体的作用，由超声波发生器及置于纳米流体制备室内侧面的震板组成，且震板与超声波发生器之间采用带插座的高频线连接。在超声分散中，在液体介质中由于超声空化作用，使各组分产生共振而引起共振效应，将分散体系中纳米颗粒的软团聚打开形成分散均匀的纳米流体。
所述安全阀8具有控制安全壳内压力不超过安全壳的极限承载压力的功能。当严重事故下安全壳压力超过设定值0.48Mpa时，安全阀自动打开，将放射性气体及放射性气溶胶引出安全壳送入放射性颗粒脱除装置，起到保护安全壳完整性的作用。
本发明与现有技术相比，具有以下突出优点及效果：本发明提出的基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，是一种利用超导热管、热交换器、放射性颗粒脱除装置、纳米流体制备室、超声波振荡器和空冷塔等组成的系统，实现严重事故下安全壳释压、非能动自然循环快速排热及减少放射性颗粒危害的系统，利用放射性颗粒脱除装置将来自安全壳的放射性气体及放射性气溶胶中大颗粒脱除；利用纳米流体制备室在超导振荡器的作用下将未能由放射性颗粒脱除装置脱除的放射性纳米颗粒分散于去离子水基液中形成均匀稳定的纳米流体；利用超导热管在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度并以超音速传递的速度传递热量的特点及纳米流体强化传热且能够显著增强沸腾换热特性，实现在核电站严重事故时，以极快的速度吸收堆芯喷出的高温高压冷却剂所具有的热量，减弱核电站严重事故造成的影响。该系统流程简单、安装便捷、具有非能动性、高效传热、性能可靠、以废治废的特点；核电站严重事故下，高效排热，在保证安全壳结构完整性的同时，减少放射性物质特别是放射性纳米颗粒对环境的危害。
附图说明
图1为基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统示意图。
具体实施方式
本发明提供了一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统。下面结合附图对本发明的具体结构、工作过程作进一步说明。图1中，在安全壳1内的侧面及底部布置超导热管3，反应堆2下方水平设置超导热管，在安全壳1侧面底部固定热交换器4，水平设置的超导热管从热交换器4底部插入，热交换器4的上侧面插入竖直设置的超导热管；从安全壳1外部的冷却器5接出的下降管15和上升管14穿过安全壳壁分别与热交换器4的下部和配部连接，安全壳1配部通过安全阀8与放射性颗粒脱除装置7、纳米流体制备室6串联，纳米流体制备室6再连接至冷却器5、纳米流体制备室6还分别和超声波振荡器13、第二排气阀11和去离子水入口16连接；冷却器5内除插入空冷塔9外部冷却管道外，上面连接第一排气阀10，下面连接下排阀12；在核电站发生严重事故时，冷却剂及堆芯熔融物释放到安全壳内，导致安全壳过热和超压，严重影响安全壳的结构完整性，该系统能够实现严重事故时安全壳排热和释压，保证安全壳的结构完整性；并实现放射性纳米颗粒有效利用，大量减少放射性危害的严重事故；
放射性气溶胶的颗粒排放脱除系统：核电站发生严重事故时，燃料过热至熔点，反应堆2压力容器破损，堆芯熔融物释放到安全壳1内，导致安全壳1过热和超压，并产生大量放射性气体及放射性气溶胶。安全阀8控制安全壳1内压力低于保持安全壳1的极限承载压力，当安全壳内压力超过设定值0.48Mpa时，安全阀8自动打开，放射性气体及放射性气溶胶进入放射性颗粒物脱除装置7，经过其内的有隔板高效空气过滤器及碘吸附器后大量放射性颗粒得到脱除。
纳米流体制备系统：由于现有技术及高效过滤器只能脱除纳米颗粒级以上的较大颗粒，因此通过放射性颗粒物脱除装置7后，气体携带含量较多的纳米颗粒，然后将携带纳米颗粒的气体通入到纳米流体制备室6内的去离子水中，纳米颗粒滞留于水内，而较少含有放射性物质的气体通过第二排气阀11排出。这样既制备了纳米流体，又减少了放射性物质的向外排放，并且缓解了安全壳超压危害，避免了严重事故的进一步发展导致的安全壳结构完整性破坏。借助分体式超声波振荡器13得到分散均匀性能稳定的纳米流体。紧贴纳米流体制备室6内侧面安置震板，超声波发生器在纳米流体制备室6外布置灵活。接着将纳米流体送入冷却器5内，进入安全壳非能动自然循环排热系统。
安全壳非能动自然循环排热系统：严重事故下安全壳1内的大量热量由布置于安全壳1内的大量超导热管所吸收，将热量传递给第一热交换器4内来自下降管15的纳米流体，吸收大量热量后的纳米流体由第一热交换器4流经上升管14进入第二热交换器5，并在接受冷却塔9外部冷却装置冷却后流入下降管15，冷、热纳米流体形成一定的密度差，且第一热交换器4与第二热交换器5间存在一定的高度差，由此形成完整的非能动自然循环排热回路。其中，第二热交换器5接受来自纳米流体制备室6的纳米流体，首先进入下降管15使得回路管道内充满纳米流体。另外，第二热交换器5上装有排气阀11保证回路系统的稳定性。运行过程中，通过下泄阀12进行协调纳米流体制备量与非能动自然循环排热回路中的纳米流体量，排泄的纳米流体需要经过处理排放到外界。
所述纳米流体是本核电站严重事故缓解系统的核心构成。一方面，由于纳米流体在增强换热方面与传统换热介质相比具有优良的特性，且能够显著的增强沸腾换热，用于非能动自然循环技术中能够提高非能动自然循环能力且对热源温度响应快，使非能动自然循环排热系统启动性能好；另一方面，制备纳米流体的纳米颗粒来源于严重事故下安全壳排放的放射性气体及放射性气溶胶，既保证了安全壳内压力在安全壳的极限承载能力范围内，又避免了大量放射性泄露到外部环境造成严重危害。纳米流体的均匀稳定性能对于其强化换热作用的发挥至关重要，因此，采用超声波振荡器产生超声波分散动力，将分散体系中纳米颗粒的软团聚打开形成分散均匀的纳米流体。在超声分散中，超声波主要是在液体介质中产生空化作用，使各组分产生共振而引起共振效应。
所述超导热管是本核电站严重事故缓解系统的关键部件。在严重事故发生和发展时，起到吸能的作用，是一种固有安全特性的方式。超导热管结构可以按照安全壳内部空间的状况和其它系统的状况构造，在安全壳的侧面及底部布置一定数量的超导热管。其特点是：适用范围广；导热性好；升温快，特别严重事故下可以在高温状态下利用辐射换热吸收热量；可消除导热死区，不会影响传热效果；安装方便，不受安装位置限制；可任意安装，只要有温差就可传热。

Claims (8)

1.一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统是在安全壳(1)内的侧面及底部布置超导热管(3)，反应堆(2)下方水平设置超导热管，在安全壳(1)侧面底部固定热交换器(4)，水平设置的超导热管从热交换器(4)底部插入，热交换器(4)的上侧面插入竖直设置的超导热管；从安全壳(1)外部的冷却器(5)接出的下降管(15)和上升管(14)穿过安全壳壁分别与热交换器(4的下部和顶部连接，安全壳(1)顶部通过安全阀(8)与放射性颗粒脱除装置(7)、纳米流体制备室(6)串联，纳米流体制备室(6)再连接至冷却器(5)、纳米流体制备室(6)还分别和超声波振荡器(13)、第二排气阀(11)和去离子水入口(16)连接；冷却器(5)内除插入空冷塔(9)外部冷却管道外，上面连接第一排气阀(10)，下面连接下排阀(12)；该系统能够实现严重事故时安全壳排热和释压，保证安全壳的结构完整性；并实现放射性纳米颗粒有效利用，大量减少放射性危害的严重事故；
2.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述超导热管(3)，其水平设置的超导热管位于安全壳(1)下部，竖直设置的超导热管位于安全壳(1)侧面，超导热管(3)汇集到热交换器(4)内，超导热管吸收严重事故下安全壳内的热量；超导热管是一种将多种无机热超导体介质密封在管状或片状夹层的空隙中制成的高效传热元件，内部介质具有超常的热活性、热敏性和超强导热性能，其超导介质配比为每1000g去离子水或高纯水中含重铬酸钾30～50g、过硼酸钠10～15g、硼酸3～5g、过氧化钠1～3g、氢氧化铝0.5～1.5g、三氧化二钴0.2～0.5g、二氧化锰0.2～0.5g；在外因热的激发下利用微粒子的高频率振动传递热量，其导热系数的范围是纯银的32000倍。在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度。具有异常高的热能利用率，输入超导热管多少热量就能输出多少热量，并以超声速传递的速度传递热量。适用范围广，可以在很宽的温度变化范围内运行。高温限由超导热管管材决定，可使用耐热的陶瓷、玻璃制成管件。不受像常规热管介质运动依靠重力和热对流作用需垂直安装这样的限制，超导热管的安装方式灵活，可水平安装且可弯曲。
3.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述热交换器(4)位于安全壳(1)内的侧面底部，超导热管吸收严重事故下安全壳内的热量汇集到热交换器(4)内，热交换器(4)将所吸收的安全壳(1)内热量传递给来自下降管(15)的纳米流体。
4.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述冷却器(5)位于安全壳(1)外，与热交换器(4)形成一定的高差，在冷却器(5)中来自纳米流体制备室的纳米流体进入非能动自然循环排热回路。并将上升管(14)中纳米流体带出的热量换热给空冷塔(9)外部冷却装置。
5.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述放射性颗粒脱除装置(7)由高效空气过滤器及碘吸附器组成，分别用于过滤来自安全壳的放射性气溶胶粒子及捕集其放射性气体中的放射性碘。其中高效空气过滤器为有隔板过滤器，过滤材料采用玻璃纤维滤纸，隔板采用0.03mm的铝箔；碘吸附器使用活性炭材料并经过H2O2化学浸渍处理增大活性炭表面的酚羟基浓度，以提高其对甲基碘和碘蒸汽的吸附能力。
6.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述纳米流体制备室(6)为不锈钢箱体，具有承压、密封的特点，具备制备分散性好、稳定性强、低团聚的纳米流体及通过其上的第二排气阀(11)降低系统压力。在超声波振荡器的作用下，将放射性纳米颗粒分散于外界去离子水基液中形成一种新型强化传热工质-纳米流体。通过其上的第二排气阀(11)排出无放射性的气体；其纳米流体具有增强换热的特性，用于非能动自然循环技术中能够提高非能动自然循环能力，且对热源温度响应快，使非能动自然循环排热系统启动性能好。
7.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述超声波振荡器(13)起优化制备均匀稳定纳米流体的作用，由超声波发生器及置于纳米流体制备室内侧面的震板组成，且震板与超声波发生器之间采用带插座的高频线连接。在超声分散中，在液体介质中由于超声空化作用，使各组分产生共振而引起共振效应，将分散体系中纳米颗粒的软团聚打开形成分散均匀的纳米流体。
8.根据权利要求1所述基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统，其特征在于，所述安全阀(8)具有控制安全壳内压力不超过安全壳的极限承载压力的功能。当严重事故下安全壳压力超过设定值0.48Mpa时，安全阀自动打开，将放射性气体及放射性气溶胶引出安全壳送入放射性颗粒脱除装置，起到保护安全壳完整性的作用。
CN2010105276804A 2010-10-27 2010-10-27 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统 Expired - Fee Related CN102097139B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2010105276804A CN102097139B (zh) 2010-10-27 2010-10-27 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2010105276804A CN102097139B (zh) 2010-10-27 2010-10-27 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102097139A true CN102097139A (zh) 2011-06-15
CN102097139B CN102097139B (zh) 2013-01-16

Family

ID=44130193

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2010105276804A Expired - Fee Related CN102097139B (zh) 2010-10-27 2010-10-27 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102097139B (zh)

Cited By (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN102306507A (zh) * 2011-09-15 2012-01-04 华北电力大学 一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统
CN102347089A (zh) * 2011-10-28 2012-02-08 衡阳师范学院 核电站安全壳内放射性核素吸附沉淀的方法及装置
CN102629493A (zh) * 2012-04-17 2012-08-08 哈尔滨工程大学 气态甲基碘动态配送系统
CN102637464A (zh) * 2012-03-30 2012-08-15 中国核电工程有限公司 双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法及装置
CN103165199A (zh) * 2011-12-14 2013-06-19 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统（eccs）
CN103377734A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
CN103377730A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱
CN103377731A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的安全壳
CN104183285A (zh) * 2014-08-12 2014-12-03 中国核电工程有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却系统
CN104867526A (zh) * 2015-05-20 2015-08-26 华北电力大学 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
CN106033687A (zh) * 2014-12-19 2016-10-19 卡夫里昂德国有限责任公司 核电站
CN106104701A (zh) * 2014-07-24 2016-11-09 哈尔滨工程大学 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统
WO2017097032A1 (zh) * 2015-12-10 2017-06-15 广东合一新材料研究院有限公司 一种用于各类数据机房的自然冷源散热系统
CN108233866A (zh) * 2018-01-08 2018-06-29 河海大学常州校区 一种防沉淀型调控太阳能全光谱光伏热能量输出的装置
CN108630328A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳内置换热器系统
DE102017008253B3 (de) 2017-09-01 2018-12-06 Westinghouse Electric Germany Gmbh Sicherheitsbehälterkühlsystem
CN113053549A (zh) * 2021-01-27 2021-06-29 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体注射系统
CN113299413A (zh) * 2021-05-25 2021-08-24 中国核动力研究设计院 一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
CN113808766A (zh) * 2021-08-10 2021-12-17 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体冷却回路系统
CN113945109A (zh) * 2021-10-22 2022-01-18 中国原子能科学研究院 用于反应堆内热交换器的支承结构
CN114033718A (zh) * 2021-11-11 2022-02-11 中国原子能科学研究院 一种放射性气体风机及反应堆放射性气体捕集系统
CN116013559A (zh) * 2023-01-29 2023-04-25 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种核电厂用纳米流体预混注射系统及注射方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2005123869A1 (ja) * 2004-06-16 2005-12-29 Japan Nuclear Cycle Development Institute ナノ粒子分散高性能液状流体、該流体の製造方法および装置、該流体の漏洩検出方法
US20080212733A1 (en) * 2007-03-02 2008-09-04 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticles in emergency systems and related method
CN101720489A (zh) * 2007-03-06 2010-06-02 阿海珐有限公司 在应急情况下使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
CN101720488A (zh) * 2007-03-06 2010-06-02 阿海珐有限公司 在应急系统的闭合回路中使用纳米颗粒的核电设备及相关方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2005123869A1 (ja) * 2004-06-16 2005-12-29 Japan Nuclear Cycle Development Institute ナノ粒子分散高性能液状流体、該流体の製造方法および装置、該流体の漏洩検出方法
US20080212733A1 (en) * 2007-03-02 2008-09-04 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticles in emergency systems and related method
CN101720489A (zh) * 2007-03-06 2010-06-02 阿海珐有限公司 在应急情况下使用纳米颗粒的核电设备及相关方法
CN101720488A (zh) * 2007-03-06 2010-06-02 阿海珐有限公司 在应急系统的闭合回路中使用纳米颗粒的核电设备及相关方法

Cited By (35)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102243897B (zh) * 2011-06-27 2014-01-22 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN102306507A (zh) * 2011-09-15 2012-01-04 华北电力大学 一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统
CN102306507B (zh) * 2011-09-15 2014-04-16 华北电力大学 一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统
CN102347089A (zh) * 2011-10-28 2012-02-08 衡阳师范学院 核电站安全壳内放射性核素吸附沉淀的方法及装置
CN102347089B (zh) * 2011-10-28 2013-10-23 衡阳师范学院 核电站安全壳内放射性核素吸附沉淀的方法及装置
CN103165199A (zh) * 2011-12-14 2013-06-19 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统（eccs）
CN102637464A (zh) * 2012-03-30 2012-08-15 中国核电工程有限公司 双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法及装置
CN102629493A (zh) * 2012-04-17 2012-08-08 哈尔滨工程大学 气态甲基碘动态配送系统
CN102629493B (zh) * 2012-04-17 2014-08-20 哈尔滨工程大学 气态甲基碘动态配送系统
CN103377734B (zh) * 2012-04-27 2015-08-26 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
CN103377730A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱
CN103377730B (zh) * 2012-04-27 2015-08-26 上海核工程研究设计院 一种以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱
CN103377731A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的安全壳
CN103377734A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
CN106104701A (zh) * 2014-07-24 2016-11-09 哈尔滨工程大学 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统
CN104183285A (zh) * 2014-08-12 2014-12-03 中国核电工程有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却系统
CN106033687A (zh) * 2014-12-19 2016-10-19 卡夫里昂德国有限责任公司 核电站
CN104867526A (zh) * 2015-05-20 2015-08-26 华北电力大学 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统
WO2017097032A1 (zh) * 2015-12-10 2017-06-15 广东合一新材料研究院有限公司 一种用于各类数据机房的自然冷源散热系统
CN108630328B (zh) * 2017-03-24 2024-05-07 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳内置换热器系统
CN108630328A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳内置换热器系统
DE102017008253B3 (de) 2017-09-01 2018-12-06 Westinghouse Electric Germany Gmbh Sicherheitsbehälterkühlsystem
CN108233866A (zh) * 2018-01-08 2018-06-29 河海大学常州校区 一种防沉淀型调控太阳能全光谱光伏热能量输出的装置
CN113053549A (zh) * 2021-01-27 2021-06-29 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体注射系统
CN113053549B (zh) * 2021-01-27 2023-10-24 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体注射系统
CN113299413B (zh) * 2021-05-25 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
CN113299413A (zh) * 2021-05-25 2021-08-24 中国核动力研究设计院 一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统
CN113808766A (zh) * 2021-08-10 2021-12-17 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体冷却回路系统
CN113808766B (zh) * 2021-08-10 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种适用于压水堆核电站的纳米流体冷却回路系统
CN113945109A (zh) * 2021-10-22 2022-01-18 中国原子能科学研究院 用于反应堆内热交换器的支承结构
CN114033718A (zh) * 2021-11-11 2022-02-11 中国原子能科学研究院 一种放射性气体风机及反应堆放射性气体捕集系统
CN114033718B (zh) * 2021-11-11 2022-11-25 中国原子能科学研究院 一种放射性气体风机及反应堆放射性气体捕集系统
CN116013559A (zh) * 2023-01-29 2023-04-25 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种核电厂用纳米流体预混注射系统及注射方法
CN116013559B (zh) * 2023-01-29 2024-01-12 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种核电厂用纳米流体预混注射系统及注射方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN102097139B (zh) 2013-01-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102097139B (zh) 一种基于纳米流体特性的核电站严重事故缓解系统
CN102243897B (zh) 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN101710494B (zh) 一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置
WO2022194247A1 (zh) 一体化非能动反应堆
CN112071451B (zh) 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统
CN108062984B (zh) 安全壳卸压过滤排放综合性系统
US20230197300A1 (en) Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor
WO2020248530A1 (zh) 核电厂安全壳过滤排放系统及方法
US20230223160A1 (en) Reactor secondary side passive residual heat removal system
CN204303368U (zh) 一种放射性废液蒸发过程中不凝气回收装置
CN107170493A (zh) 一种非能动安全壳热量导出系统
CN103578575B (zh) 球形燃料反应堆
CN101807444B (zh) 核电站的细颗粒物脱除装置
CN107403650A (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
JP2013167586A (ja) 中性子吸収材およびその製造方法ならびに溶融燃料の処理方法
CN207624389U (zh) 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出系统
RU85029U1 (ru) Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки
Someya et al. Progress in design and engineering issues on JA DEMO
CN202771812U (zh) 一种充氦气体颗粒物脱除系统
CN212113243U (zh) 一种海洋环境二次侧非能动余热排出系统
CN206259182U (zh) 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆
CN209249091U (zh) 一种用于反应堆余热排出的换热装置及余热排出系统
CN207986943U (zh) 一种热电厂循环水装置
CN206075830U (zh) 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20130116

Termination date: 20181027

CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee