CN108648837B - 一种全自然循环的模块式小型反应堆 - Google Patents

一种全自然循环的模块式小型反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN108648837B
CN108648837B CN201810460631.XA CN201810460631A CN108648837B CN 108648837 B CN108648837 B CN 108648837B CN 201810460631 A CN201810460631 A CN 201810460631A CN 108648837 B CN108648837 B CN 108648837B
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
pressure vessel
reactor core
containment
core
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.)
Active
Application number
CN201810460631.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN108648837A (zh
Inventor
向清安
陈宝文
邹志强
彭欢欢
邓坚
邓纯锐
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.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
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 Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201810460631.XA priority Critical patent/CN108648837B/zh
Publication of CN108648837A publication Critical patent/CN108648837A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108648837B publication Critical patent/CN108648837B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/02—Reactor and engine structurally combined, e.g. portable
    • 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
    • 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

Abstract

本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，提高了反应堆的安全性，而且采用非能动安全系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。

Description

一种全自然循环的模块式小型反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种全自然循环的模块式小型反应堆。
背景技术
与现有大型商用压水核电站相比，模块式小型堆采用一体化设计，把压力容器、蒸汽发生器以及稳压器布置为一体，去掉了一回路大管道和相关阀门，消除大破口失水事故发生，减小中小失水事故发生的可能性；又由于其相对较大的冷却剂装量，及较强的自然循环能力，大大提高了反应堆的安全性。
模块式小型堆的研究设计不仅用于舰船动力，还主要用于浮动核电站、海水淡化、区域供热、制氢工业等等。
总之，模块式小型堆具有成本低、安全性高、一体化程度高、堆型应用范围广等优点，因此模块式小型堆具有很大的应用前景和优势。
目前，有代表性的模块式小型堆包括国际革新安全反应堆(IRIS)、西屋公司设计的小型模块化反应堆(Westinghouse SMR，WSMR)和中国核动力研究设计院研发的模块式多用途小型压水堆(ACP100)。
以上堆型都采用主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，即要实现冷却剂在堆芯与直流蒸汽发生器之间的循环需要额外增加驱动泵，通过泵驱动在蒸汽发生器内降温后的冷却剂回流至堆芯内。以上堆型的固有安全性不足，并且安全系统设计复杂，比如采用堆芯注水系统保持反应堆冷却剂装量，采用堆芯冷却系统排出堆芯余热，采用自动卸压系统防止高压熔融物喷射，采用堆腔注水系统实现堆芯熔融物压力容器内滞留，采用安全壳冷却系统最终带出堆芯热量等。
因此，模块式小型堆的研究侧重于不需要采用泵驱动的全自然循环，具有固有安全特性，采用简化整合的非能动安全系统，提高系统可靠性。
发明内容
本发明所的目的在于提供一种全自然循环的模块式小型反应堆，该反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，模块式小型反应堆具有固有安全特性，而且所采用的非能动安全系统，系统结构设计简单紧凑，可靠性高。
本发明通过下述技术方案实现：
一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，所述压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，所述非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述模块式小型反应堆对现有技术进行改进，对压力容器的尺寸重新设计，在可行条件下尽量增加直流蒸汽发生器的冷芯与堆芯热芯之间的高度差，及其简化冷却剂流道，以减小流体流动时的阻力，提高直流蒸汽发生器与堆芯之间冷却剂的密度差，因此，反应堆正常运行时，堆芯区域的冷却剂被加热，密度降低，向上流动，冷却剂流经直流蒸汽发生器被冷却，密度增加，向下流动回到压力容器底部，因此直流蒸汽发生器与堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，不需要主泵提供驱动压头。
为了增强自然循环能力，对于系统的主要压降区域，如堆芯区域和蒸汽发生器区域，增加其流通截面积，例如选用燃料棒排列更加松散的堆芯，增加蒸汽发生管数目等；在堆芯出口的上升通道区域，设置提升筒隔离通过堆芯平均通道、热通道和冷通道的向上流动的冷却剂。另外，在可行的前提下选取较大的二回路压力，也可以增强自然循环能力。
本发明所述水池内蓄满水，所述安全壳完全浸没在水池中，安全壳下部固定在反应堆水池隔间底部的混凝土地基上，避免安全壳产生浮力。
所述非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，都具有两个独立冗余系列。
所述非能动余热排出系统能够通过热交换器与直流蒸汽发生器之间二次侧流体密度差和冷热芯位差驱动流体在非能动余热排出系统内自然循环，带出堆芯余热进入水池中。
所述非能动安全壳热量导出系统能够实现压力容器与安全壳形成自然循环，将堆芯余热带出到安全壳中，安全壳中的热量进入水池中。
事故时，非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
本发明所述模块式小型反应堆通过对现有技术进行改进，不采用驱动泵就能实现冷却剂在压力容器内的全自然循环，提高了反应堆的安全性，并且，同时采用非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏，反应堆具有固有安全特性。
进一步地，安全壳内部为真空，具有一定真空度。
确保安全壳内部保持较大的真空度，压力容器与较大真空度的安全壳气体之间的传热少，因此，压力容器外表面不需要设置保温层。
进一步地，压力容器内还设置有堆芯吊篮，所述堆芯的外侧设置有堆芯围筒，堆芯内布置有燃料组件，堆芯、堆芯围筒和堆芯吊篮设置在支撑板上，所述支撑板设置在压力容器内部的支撑台阶上。
进一步地，堆芯吊篮的上端连接有上部堆内吊篮，多个直流蒸汽发生器沿周向布置在压力容器上部筒体与上部堆内吊篮之间的环腔内。
进一步地，堆芯的出口上升通道区域设置提升筒，所述提升筒用于隔离通过堆芯平均通道、热通道和冷通道的向上流动的冷却剂。
进一步地，压力容器采用椭球形下封头，稳压器设置在压力容器的上封头内。
椭球形下封头设计有利于降低压力容器的高度。
进一步地，非能动余热排出系统包括热交换器，热交换器一端通过管道、余热排出系统出口隔离阀与直流蒸汽发生器的给水入口相连，另一端通过管道、余热排出系统入口隔离阀与直流蒸汽发生器的蒸汽出口相连，蒸汽出口与热交换器之间设置有补水箱。
进一步地，给水入口连通有给水管道，给水管道上设置有给水管道隔离阀，所述蒸汽出口连通有蒸汽管道，蒸汽管道上设置有蒸汽管道隔离阀。
进一步地，非能动安全壳热量导出系统包括设置在稳压器顶部的排气阀、设置在压力容器侧壁的再循环阀和完全浸没在水池中的安全壳。
进一步地，模块式小型反应堆布置在反应堆密封厂房内，一座反应堆密封厂房内布置多个模块式小型堆，共用一套装卸料设施和核辅助系统，实现模块化组合布置。
模块化组合布置能够降低建造费用，使反应堆达到较大的功率规模，提高经济性。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明所述模块式小型反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过提高直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差；简化冷却剂流道，以减小流体流动时的阻力；堆芯区域选用燃料棒排列更加松散的燃料组件，蒸汽发生器区域增加蒸汽发生管数目，以增加其流通截面积；在堆芯出口的上升通道区域，设置提升筒隔离通过堆芯平均通道、热通道和冷通道的向上流动的冷却剂。通过以上措施，提高自然循环能力，实现全自然循环。
2、本发明所述模块式小型反应堆具有固有安全特性，即采用非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
3、本发明所述模块式小型反应堆采用简化整合的非能动安全系统，系统结构设计简单紧凑，可靠性高。
4、本发明所述模块式小型反应堆在反应堆密封厂房内实现模块化组合布置和设施系统共用，降低建造费用，提高经济性。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1是全自然循环的模块式小型反应堆的结构示意图；
图2是堆芯的剖视图；
图3是堆芯出口的示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-支撑板；2-堆芯；3-堆芯围筒；4-堆芯吊篮；5-压力容器；6-安全壳；7-再循环阀；8-控制棒驱动机构；9-给水入口；10-上部堆内吊篮；11-直流蒸汽发生器；12-蒸汽出口；13-稳压器；14-排气阀；15-稳压器安全阀；16-蒸汽管道隔离阀；17-给水管道隔离阀；18-余热排出系统入口隔离阀；19-补水箱；20-热交换器；21-余热排出系统出口隔离阀；22-水池；23-提升筒。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例：
如图1至图3所示，一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳6、水池22和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器5，压力容器5内由下到上依次设置有堆芯2、直流蒸汽发生器11和稳压器13，与堆芯2配合的控制棒驱动机构8一端布置在压力容器5的顶盖上，所述压力容器5设置在安全壳6内，所述安全壳6内部保持较大的真空度，所述安全壳6为钢制壳体，安全壳6下部固定在水池22底部的混凝土地基上，安全壳6全部浸没在水池22中，所述非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。
反应堆正常运行时，堆芯2区域的冷却剂被加热，密度降低，向上流动，冷却剂流经直流蒸汽发生器11被冷却，密度增加，向下流动回到压力容器5底部，因此直流蒸汽发生器11与堆芯2之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器5内全自然循环，不需要主泵提供驱动压头。
具体地，提高直流蒸汽发生器11与反应堆堆芯2之间的冷却剂密度差和冷热芯位差；简化冷却剂流道，以减小流体流动时的阻力；堆芯2选用燃料棒排列更加松散的燃料组件，蒸汽发生器11增加蒸汽发生管数目，以增加其流通截面积；在堆芯2出口的上升通道区域，设置提升筒23隔离通过堆芯平均通道、热通道和冷通道的向上流动的冷却剂。通过以上措施，提高自然循环能力，实现全自然循环。
具体地，所述压力容器5内设置有堆芯吊篮4，所述堆芯2的外侧设置有堆芯围筒3，堆芯2内布置有含37组压水堆17×17的燃料组件和16组控制棒组件，堆芯2、堆芯围筒3和堆芯吊篮4设置在支撑板1上，所述支撑板1设置在压力容器5内部的支撑台阶上；所述堆芯吊篮4的上端连接有上部堆内吊篮10，多个直流蒸汽发生器11沿周向布置在压力容器5上部筒体与上部堆内吊篮10之间的环腔内；所述压力容器5采用椭球形下封头，稳压器13设置在压力容器5的上封头内。
具体地，所述非能动余热排出系统包括热交换器20，热交换器20完全浸没在水池22中，一端通过管道与直流蒸汽发生器11的给水入口9相连，该管道上设置有余热排出系统出口隔离阀21，另一端通过管道与直流蒸汽发生器11的蒸汽出口12相连，该管道上设置有余热排出系统入口隔离阀18，余热排出系统入口隔离阀18上在蒸汽出口12与热交换器20之间设置有补水箱19；所述给水入口9连通有给水管道，给水管道上设置有给水管道隔离阀17，所述蒸汽出口12连通有蒸汽管道，蒸汽管道上设置有蒸汽管道隔离阀16。
事故时，通过热交换器20与直流蒸汽发生器11之间的二次侧流体密度差和冷热芯位差驱动流体在非能动余热排出系统内全自然循环，带出堆芯2余热进入水池22中。
具体地，所述非能动安全壳热量导出系统包括设置在稳压器13顶部的排气阀14、设置在压力容器5侧壁的再循环阀7和完全浸没在水池22中的小型钢制安全壳6，所述压力容器5的顶部设置有稳压器安全阀15。
事故时，打开稳压器13顶部的排气阀14，压力容器5的水蒸汽排入安全壳6中，依靠安全壳6内表面的凝结以及与下部水面的对流换热进行冷却，回流到安全壳6底部，当安全壳6水位上升到压力容器5侧壁的再循环阀7顶部时，再循环阀7打开，压力容器5与安全壳6形成自然循环，将堆芯2余热带出到安全壳6中，安全壳6中的热量进入水池22中。
事故时，非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统实现堆芯2始终处于淹没状态，带出堆芯2余热以避免堆芯损坏。
具体地，所述模块式小型反应堆布置在反应堆密封厂房内，一座反应堆密封厂房内布置多个模块式小型堆，共用一套装卸料设施和核辅助系统，实现模块化组合布置。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳（6）、水池（22）和非能动安全系统，其特征在于，所述反应堆本体包括压力容器（5），压力容器（5）内由下到上依次设置有堆芯（2）、直流蒸汽发生器（11）和稳压器（13），与堆芯（2）配合的控制棒驱动机构（8）一端布置在压力容器（5）的顶盖上，所述压力容器（5）设置在安全壳（6）内，安全壳（6）浸没在水池（22）内，所述非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统；所述压力容器（5）内还设置有堆芯吊篮（4），所述堆芯（2）的外侧设置有堆芯围筒（3），堆芯（2）内布置有燃料组件，堆芯（2）、堆芯围筒（3）和堆芯吊篮（4）设置在支撑板（1）上，所述支撑板（1）设置在压力容器（5）内部的支撑台阶上；所述堆芯吊篮（4）的上端连接有上部堆内吊篮（10），多个直流蒸汽发生器（11）沿周向布置在压力容器（5）上部筒体与上部堆内吊篮（10）之间的环腔内；所述堆芯（2）的出口上升通道区域设置提升筒（23），所述提升筒（23）用于隔离通过堆芯（2）内平均通道、热通道和冷通道的向上流动的冷却剂；所述平均通道为设置在堆芯（2）内中间的竖直通道，所述平均通道的两侧均依次设置有热通道和冷通道。
2.根据权利要求1所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述安全壳（6）内部为真空，具有一定真空度。
3.根据权利要求1所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述压力容器（5）采用椭球形下封头，稳压器（13）设置在压力容器（5）的上封头内。
4.根据权利要求1所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述非能动余热排出系统包括热交换器（20），热交换器（20）一端通过管道、余热排出系统出口隔离阀（21）与直流蒸汽发生器（11）的给水入口（9）相连，另一端通过管道、余热排出系统入口隔离阀（18）与直流蒸汽发生器（11）的蒸汽出口（12）相连，蒸汽出口（12）与热交换器（20）之间设置有补水箱（19）。
5.根据权利要求4所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述给水入口（9）连通有给水管道，给水管道上设置有给水管道隔离阀（17），所述蒸汽出口（12）连通有蒸汽管道，蒸汽管道上设置有蒸汽管道隔离阀（16）。
6.根据权利要求3所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述非能动安全壳热量导出系统包括设置在稳压器（13）顶部的排气阀（14）、设置在压力容器（5）侧壁的再循环阀（7）和完全浸没在水池（22）中的安全壳（6）。
7.根据权利要求1所述的一种全自然循环的模块式小型反应堆，其特征在于，所述模块式小型反应堆布置在反应堆密封厂房内，一座反应堆密封厂房内布置多个模块式小型堆，共用一套装卸料设施和核辅助系统，实现模块化组合布置。
CN201810460631.XA 2018-05-15 2018-05-15 一种全自然循环的模块式小型反应堆 Active CN108648837B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810460631.XA CN108648837B (zh) 2018-05-15 2018-05-15 一种全自然循环的模块式小型反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810460631.XA CN108648837B (zh) 2018-05-15 2018-05-15 一种全自然循环的模块式小型反应堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108648837A CN108648837A (zh) 2018-10-12
CN108648837B true CN108648837B (zh) 2020-08-11

Family

ID=63755581

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810460631.XA Active CN108648837B (zh) 2018-05-15 2018-05-15 一种全自然循环的模块式小型反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108648837B (zh)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110136848B (zh) * 2019-05-21 2020-08-04 中国核动力研究设计院 非能动排出燃料球作为第二套停堆系统的高温堆堆芯
CN110189839B (zh) * 2019-05-22 2022-09-23 中广核研究院有限公司 一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置及压水堆
CN110211709B (zh) * 2019-06-14 2020-08-11 北京卫星环境工程研究所 热管式碱金属转换一体化反应堆
CN110265157A (zh) * 2019-06-24 2019-09-20 上海核工程研究设计院有限公司 一种多功率尺度的全自然循环反应堆及其使用方法
CN110265158A (zh) * 2019-06-24 2019-09-20 上海核工程研究设计院有限公司 一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法
CN110504039B (zh) * 2019-09-03 2022-10-25 中国舰船研究设计中心 一种抑制海洋环境影响的非能动余热排出热阱装置
CN111503327B (zh) * 2020-03-30 2021-11-09 中广核研究院有限公司 浮动阀门装置及其工作方法、压力容器
CN111599495A (zh) * 2020-04-14 2020-08-28 中国核电工程有限公司 一种两相自然循环一体化反应堆
CN111540488B (zh) * 2020-05-15 2022-04-29 哈尔滨工程大学 一种布置在一体化反应堆压力容器下降段的流量搅混装置
CN112201372B (zh) * 2020-10-16 2022-12-02 上海核工程研究设计院有限公司 一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法
CN112382420B (zh) * 2020-11-19 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种基于水冷器的非能动余热排出系统
CN112420226B (zh) * 2020-11-19 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统
CN112885490A (zh) * 2021-03-17 2021-06-01 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化非能动先进小堆
CN113744899A (zh) * 2021-06-02 2021-12-03 上海核工程研究设计院有限公司 一种核反应堆的启动加热系统
CN113744902B (zh) * 2021-07-22 2023-11-24 中国核动力研究设计院 一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法
CN114038589B (zh) * 2021-11-10 2024-02-13 中国核动力研究设计院 一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法
CN114242273B (zh) * 2021-12-17 2024-02-06 中国核动力研究设计院 一种基于9×9棒栅燃料组件的小型反应堆堆芯
CN114582529A (zh) * 2022-02-16 2022-06-03 中国核动力研究设计院 基于大盘管蒸汽发生器的微型全自然循环压水反应堆系统
CN115376713A (zh) * 2022-08-05 2022-11-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种一体化反应堆装换料装置、系统与工艺

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8170173B2 (en) * 2007-11-15 2012-05-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Passive emergency feedwater system
US9523496B2 (en) * 2012-01-17 2016-12-20 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integral pressurized water reactor with external steam drum
US9275761B2 (en) * 2012-06-13 2016-03-01 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
US20140241484A1 (en) * 2013-02-27 2014-08-28 Westinghouse Electric Company Llc Pressurized water reactor depressurization system
CN106531243B (zh) * 2016-11-03 2021-08-17 中国核电工程有限公司 一种模块化小型压水堆事故下余热排出系统及厂房

Also Published As

Publication number Publication date
CN108648837A (zh) 2018-10-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108648837B (zh) 一种全自然循环的模块式小型反应堆
CN103489488B (zh) 模块式压水堆
CN101154472B (zh) 一体化低温核供热堆
CN107293341B (zh) 池式反应堆
CN101950588B (zh) 核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备
US11830631B2 (en) Nuclear reactor cooling system that can discharge steam into refueling water
CN105359221A (zh) 管理核反应堆废燃料棒
CN202615805U (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN110739090B (zh) 一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统
US20240029904A1 (en) Integrated passive reactor
WO2007030224A2 (en) A proliferation-resistant nuclear reactor
CN108766592A (zh) 一种闪蒸驱动的全自然循环一体化压水堆
CN102637465A (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
WO2014204537A2 (en) Supporting nuclear fuel assemblies
JP2024500458A (ja) 原子炉受動的安全システム
US3212986A (en) Three tank separate superheat reactor
CN114121313A (zh) 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统
US3932214A (en) Nuclear reactor
CN103377738A (zh) 一种液体淹没式乏燃料贮存系统
CN112466485A (zh) 一种非能动余热排出系统缓冲水箱
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
JP7439263B2 (ja) 一体型原子炉
CN215450910U (zh) 一种一体化非能动先进小堆
CN213339698U (zh) 带有三回路的池式供热堆
KR101621420B1 (ko) 다중 액체금속 충수를 통한 원자로용기 외벽 냉각 방법 및 이를 이용한 원자로용기 외벽 냉각 시스템

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant