CN111081391A - 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构 - Google Patents

一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构 Download PDF

Info

Publication number
CN111081391A
CN111081391A CN201911414582.7A CN201911414582A CN111081391A CN 111081391 A CN111081391 A CN 111081391A CN 201911414582 A CN201911414582 A CN 201911414582A CN 111081391 A CN111081391 A CN 111081391A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat pipe
fuel element
hexagonal prism
grid plate
fuel
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
CN201911414582.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111081391B (zh
Inventor
黄永忠
李�权
柴晓明
李文杰
余红星
李垣明
唐昌兵
高士鑫
刘振海
段振刚
路怀玉
王金雨
马超
齐飞鹏
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 CN201911414582.7A priority Critical patent/CN111081391B/zh
Publication of CN111081391A publication Critical patent/CN111081391A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111081391B publication Critical patent/CN111081391B/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
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • 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
    • G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • G21C15/06—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material in fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于核燃料元件技术领域，具体涉及一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，包括：燃料元件1、热管2、限位基体3、筒体容器4及堆芯上栅板5；其中所述燃料元件1和热管2呈蜂窝型排布设置于筒体容器4内部，所述燃料元件1和热管2的排列组合与筒体容器4内壁之间设有限位基体3，所述堆芯上栅板5设于筒体容器4上。

Description

一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构
技术领域
本发明属于核燃料元件技术领域，具体涉及一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构。
背景技术
热管是一种高效导热元件，体积小、可靠性高。在反应堆中采用热管导热，可以避免原有反应堆中大型的回路式结构，避免使用大功率的机械泵等设备，极大简化原有反应堆系统。除热管内部工作介质为气液两相介质外，全堆芯材料均为固体结构，减少了化学腐蚀和流致振动的问题。热管反应堆堆芯体积小、固有安全性高、低噪音、系统设备简单可靠，结合热电偶、热声、热光伏等发电技术进行热电转换，可以广泛用作深海核电源、水下核动力、海上核动力、陆上多用途核电源、边远寒冷地区供电供热、空间和星表核电源等等。
燃料元件和基体是热管反应堆的核心，燃料元件需要能够包容燃料芯块、容纳裂变气体，同时与热管紧密配合，以保证传热效率。对于固体结构的热管反应堆，需要合理安排堆芯燃料、热管和系统结构的布置，使堆芯能够在热膨胀和辐照肿胀、蠕变等作用下实现紧密配合，同时不因过大的接触应力、热应力等造成反应堆形变过大进而导致堆芯功能失效和热管传热失效。现有技术中圆形燃料包壳和热管包壳的基体与包壳之间的间隙过大。
因此，需要设计一种采用六棱柱包壳结构的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，能够最大化利用堆芯空间，可通过正六边形结构紧密排列，省略基体与包壳之间的间隙，减小温度梯度，提高热管传热效率,提高堆芯安全裕量。
发明内容
本发明目的是针对上述现有技术的不足，提供一种采用六棱柱包壳结构的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，用于解决现有技术中圆形燃料包壳和热管包壳的基体与包壳之间的间隙过大，易造成反应堆形变过大进而导致堆芯功能失效和热管传热失效的技术问题。
本发明的技术方案：
一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，包括：燃料元件1、热管2、限位基体3、筒体容器4及堆芯上栅板5；其中所述燃料元件1和热管2呈蜂窝型排布设置于筒体容器4内部，所述燃料元件1和热管2的排列组合与筒体容器4内壁之间设有限位基体3，所述堆芯上栅板5设于筒体容器4上。
所述燃料元件1和热管2均为外形相同的六棱柱结构，每个热管2外侧设有六个燃料元件1组成完美契合的蜂窝型结果。
所述燃料元件1包括：上端塞11、燃料元件六棱柱包壳管12、气腔弹簧13、燃料芯块14和下端塞15；所述燃料元件六棱柱包壳管12中空且两端开口，所述上端塞11设于燃料元件六棱柱包壳管12上端开口处，下端塞15设于燃料元件六棱柱包壳管12下端开口处；位于燃料元件六棱柱包壳管12内部设有燃料芯块14，所述燃料元件六棱柱包壳管12内部位于燃料芯块14和燃料元件上端塞11之间设有气腔弹簧13。
所述下端塞15整体呈“T”字形结构，所述下端塞15的下端外表面设置有螺纹，用于下端塞15的下端插入筒体容器4底部的定位孔后通过螺母连接固定；
所述上端塞11的上部圆周开有环形凹台，上端塞11的中段内部开有圆柱形空腔，空腔下部直径大于空腔上部直径，圆柱形空腔充入惰性气体后进行堵孔焊；上端塞11与上栅板5之间通过压紧弹簧压紧。
所述燃料芯块14整体为圆柱体结构，燃料芯块14材质包括：UN、UO2或者其它适用的燃料材料，燃料芯块14与包壳内表面之间留有间隙。
所述热管2包括：热管六棱柱包壳21、环形多孔吸液芯22及蒸汽区空腔23；所述热管六棱柱包壳21中空，内部设有环形多孔吸液芯22，所述环形多孔吸液芯22内部为蒸汽区空腔23。
所述筒体容器4上端开口处设有筒体螺纹孔42；所述筒体容器4的底面上设有筒体定位孔41。
所述堆芯上栅板5上设有上栅板定位通孔51、上栅板定位盲孔52及上栅板连接孔53；所述上栅板定位通孔51、上栅板定位盲孔52呈蜂窝排列，排列形态与所述燃料元件1和热管2之间排布相同，且上栅板定位通孔51与热管2位置相对应，热管可以穿过堆芯上栅板5；上栅板定位盲孔52与燃料元件1位置相对应，所述上栅板定位盲孔52内放置有一个压紧弹簧，用于与上端塞11接触并压紧燃料棒；所述上栅板连接孔53与筒体容器4上的筒体螺纹孔42位置对应。
所述燃料元件1、热管2的端部均设有固定插头，插入对应的上栅板定位通孔51和上栅板定位盲孔52中。
所述筒体容器4的热膨胀系数小且强度高，筒体容器4用于限制热管包壳和燃料元件包壳以及限位基体的径向膨胀，使各部件紧密接触，增强传热，降低热管与燃料元件之间的温差，提高热管效率。
本发明的有益效果：
本发明堆芯由燃料棒、热管紧密排列而成，各燃料棒、热管为单独的部件，制造、组装、布置方便，堆芯结构强度高、传热能力强，适用于堆芯小型化和可靠性要求较高的应用需求。
本发明采用六棱柱外形的包壳管便于固体堆芯紧密排列，减少冗余堆芯结构；本发明采用热膨胀小的筒体容器在外围约束，使热管和燃料元件热膨胀之后刚好紧密贴合，通过接触传热提高传热效率，降低燃料与热管温差；
另外本发明减少基体结构的使用，避免包壳与基体之间出现气隙，提高热导率；通过设计包壳充当基体，厚度增加，能够承受更大的载荷，增强包壳结构强度。
附图说明
图1为本发明设计的一种六棱柱包壳结构的热管反应堆燃料元件示意图
图2为本发明所述的燃料元件上端塞结构示意图
图3为本发明所述的燃料元件俯视示意图
图4为本发明所述的热管结构示意图
图5为本发明所述的筒体容器结构示意图
图6为本发明所述的堆芯上栅板主视图
图7为本发明所述的堆芯上栅板侧视图
图8为本发明设计一种六棱柱包壳结构的热管反应堆燃料元件的热管反应堆堆芯结构布置局部放大图；
图9为本发明设计一种六棱柱包壳结构的热管反应堆燃料元件的热管反应堆堆芯结构布置示意图。
图中：1—燃料元件；2—热管；3—限位基体；4—筒体容器；5—堆芯上栅板；11—上端塞；12—燃料元件六棱柱包壳管、13—气腔弹簧、14—燃料芯块、15—下端塞；21—热管六棱柱包壳；22—环形多孔吸液芯；23—蒸汽区空腔；41—筒体定位孔；42—筒体螺纹孔；51—上栅板定位通孔；52—上栅板定位盲孔；53—上栅板连接孔；
具体实施方式
下面结合附图与实施例对本发明进行进一步的介绍：
一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，包括燃料元件1、热管2、限位基体3、筒体容器4及堆芯上栅板5；其中所述燃料元件1和热管2呈蜂窝型排布设置于筒体容器4内部，所述燃料元件1和热管2的排列组合与筒体容器4内壁之间设有限位基体3，所述堆芯上栅板5设于筒体容器4上。
所述燃料元件1和热管2均为外形相同的六棱柱结构，每个热管2外侧设有六个燃料元件1组成完美契合的蜂窝型结果。
所述燃料元件1包括：上端塞11、燃料元件六棱柱包壳管12、气腔弹簧13、燃料芯块14和下端塞15；所述燃料元件六棱柱包壳管12中空且两端开口，所述上端塞11设于燃料元件六棱柱包壳管12上端开口处，下端塞15设于燃料元件六棱柱包壳管12下端开口处；位于燃料元件六棱柱包壳管12内部设有燃料芯块14，所述燃料元件六棱柱包壳管12内部位于燃料芯块14和燃料元件上端塞11之间设有气腔弹簧13。
所述下端塞15整体呈“T”字形结构，所述下端塞15的下端外表面设置有螺纹，用于下端塞15的下端插入筒体容器4底部的定位孔后通过螺母连接固定；
所述上端塞11的上部圆周开有环形凹台，上端塞11的中段内部开有圆柱形空腔，空腔下部直径大于空腔上部直径，圆柱形空腔充入惰性气体后进行堵孔焊；上端塞11与上栅板5之间通过压紧弹簧压紧。
所述燃料芯块14整体为圆柱体结构，燃料芯块14材质包括：UN、UO2或者其它适用的燃料材料，燃料芯块14与包壳内表面之间留有间隙。
所述热管2包括：热管六棱柱包壳21、环形多孔吸液芯22及蒸汽区空腔23；所述热管六棱柱包壳21中空，内部设有环形多孔吸液芯22，所述环形多孔吸液芯22内部为蒸汽区空腔23。
所述筒体容器4上端开口处设有筒体螺纹孔42；所述筒体容器4的底面上设有筒体定位孔41。
所述堆芯上栅板5上设有上栅板定位通孔51、上栅板定位盲孔52及上栅板连接孔53；所述上栅板定位通孔51、上栅板定位盲孔52呈蜂窝排列，排列形态与所述燃料元件1和热管2之间排布相同，且上栅板定位通孔51与热管2位置相对应，热管可以穿过堆芯上栅板5；上栅板定位盲孔52与燃料元件1位置相对应，所述上栅板定位盲孔52内放置有一个压紧弹簧，用于与上端塞11接触并压紧燃料棒；所述上栅板连接孔53与筒体容器4上的筒体螺纹孔42位置对应。
所述燃料元件1、热管2的端部均设有固定插头，插入对应的上栅板定位通孔51和上栅板定位盲孔52中。
所述筒体容器4的热膨胀系数小且强度高，筒体容器4用于限制热管包壳和燃料元件包壳以及限位基体的径向膨胀，使各部件紧密接触，增强传热，降低热管与燃料元件之间的温差，提高热管效率。
所述包壳管外形为六棱柱，内腔为圆形。
所述热管2为高温高效碱金属热管，蒸发段的包壳采用与燃料包壳截面尺寸相同的六棱柱包壳，下端留有同样细长带螺纹的连接棒，用于与筒体容器4的连接。
所述限位基体通过施加轴线约束以便使堆芯在热膨胀作用下保证固体结构完全接触，确保堆芯具有较强的导热能力。
筒体容器4主要用于约束整个堆芯的径向膨胀以及容纳燃料元件和热管蒸发段，因此需要采用热膨胀系数较小的材料。
热管绝热段和冷凝段可以根据实际需求过渡到圆管形状或者保持六棱柱外形。
筒体螺纹孔42用于与堆芯上栅板5进行连接，可以根据情况设置更多的筒体螺纹孔42。

Claims (10)

1.一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：包括燃料元件(1)、热管(2)、限位基体(3)、筒体容器(4)及堆芯上栅板(5)；其中所述燃料元件(1)和热管(2)呈蜂窝型排布设置于筒体容器(4)内部，所述燃料元件(1)和热管(2)的排列组合与筒体容器(4)内壁之间设有限位基体(3)，所述堆芯上栅板(5)设于筒体容器(4)上。
2.如权利要求1所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述燃料元件(1)和热管(2)均为外形相同的六棱柱结构，每个热管(2)外侧设有六个燃料元件(1)组成完美契合的蜂窝型结构。
3.如权利要求2所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述燃料元件(1)包括：上端塞(11)、燃料元件六棱柱包壳管(12)、气腔弹簧(13)、燃料芯块(14)和下端塞(15)；所述燃料元件六棱柱包壳管(12)中空且两端开口，所述上端塞(11)设于燃料元件六棱柱包壳管(12)上端开口处，下端塞(15)设于燃料元件六棱柱包壳管(12)下端开口处；位于燃料元件六棱柱包壳管(12)内部设有燃料芯块(14)，所述燃料元件六棱柱包壳管(12)内部位于燃料芯块(14)和燃料元件上端塞(11)之间设有气腔弹簧(13)。
4.如权利要求3所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述下端塞(15)整体呈“T”字形结构，所述下端塞(15)的下端外表面设置有螺纹，用于下端塞(15)的下端插入筒体容器(4)底部的定位孔后通过螺母连接固定；
所述上端塞(11)的上部圆周开有环形凹台，上端塞(11)的中段内部开有圆柱形空腔，空腔下部直径大于空腔上部直径，圆柱形空腔充入惰性气体后进行堵孔焊；上端塞(11)与上栅板(5)之间通过压紧弹簧压紧。
5.如权利要求4所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述燃料芯块(14)整体为圆柱体结构，燃料芯块(14)材质包括：UN、UO2或者其它适用的燃料材料，燃料芯块(14)与包壳内表面之间留有间隙。
6.如权利要求5所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述热管(2)包括：热管六棱柱包壳(21)、环形多孔吸液芯(22)及蒸汽区空腔(23)；所述热管六棱柱包壳(21)中空，内部设有环形多孔吸液芯(22)，所述环形多孔吸液芯(22)内部为蒸汽区空腔(23)。
7.如权利要求6所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述筒体容器(4)上端开口处设有筒体螺纹孔(42)；所述筒体容器(4)的底面上设有筒体定位孔(41)。
8.如权利要求7所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述堆芯上栅板(5)上设有上栅板定位通孔(51)、上栅板定位盲孔(52)及上栅板连接孔(53)；所述上栅板定位通孔(51)、上栅板定位盲孔(52)呈蜂窝排列，排列形态与所述燃料元件(1)和热管(2)之间排布相同，且上栅板定位通孔(51)与热管(2)位置相对应，热管可以穿过堆芯上栅板(5)；上栅板定位盲孔(52)与燃料元件(1)位置相对应，所述上栅板定位盲孔(52)内放置有一个压紧弹簧，用于与上端塞(11)接触并压紧燃料棒；所述上栅板连接孔(53)与筒体容器(4)上的筒体螺纹孔(42)位置对应。
9.如权利要求8所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述燃料元件(1)、热管(2)的端部均设有固定插头，插入对应的上栅板定位通孔(51)和上栅板定位盲孔(52)中。
10.如权利要求9所述的一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构，其特征在于：所述筒体容器(4)的热膨胀系数小且强度高，筒体容器(4)用于限制热管包壳和燃料元件包壳以及限位基体的径向膨胀，使各部件紧密接触，增强传热，降低热管与燃料元件之间的温差，提高热管效率。
CN201911414582.7A 2019-12-31 2019-12-31 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构 Active CN111081391B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911414582.7A CN111081391B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911414582.7A CN111081391B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111081391A true CN111081391A (zh) 2020-04-28
CN111081391B CN111081391B (zh) 2022-06-28

Family

ID=70320771

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201911414582.7A Active CN111081391B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN111081391B (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112102972A (zh) * 2020-08-24 2020-12-18 中国原子能科学研究院 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
CN112697408A (zh) * 2020-12-09 2021-04-23 岭东核电有限公司 商业堆用弹簧片辐照松弛测试夹持装置
CN113130097A (zh) * 2021-03-05 2021-07-16 安徽中科超核科技有限公司 一种高效导热的热管反应堆燃料元件
CN113990527A (zh) * 2021-10-28 2022-01-28 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆固态堆芯结构

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0072327A1 (fr) * 1981-08-06 1983-02-16 Framatome Assemblage combustible fissile pour réacteur nucléaire sous-modéré
US4642217A (en) * 1984-07-26 1987-02-10 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod for a nuclear reactor having an improved end plug assembly
CN1906702A (zh) * 2003-12-22 2007-01-31 阿海珐核能公司 核反应堆燃料棒
US20080144762A1 (en) * 2005-03-04 2008-06-19 Holden Charles S Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors
CN102610286A (zh) * 2012-03-30 2012-07-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置
CN104766636A (zh) * 2015-04-20 2015-07-08 中国科学技术大学 一种核燃料棒与中心冷却热管的嵌套一体化结构
JP2016217798A (ja) * 2015-05-18 2016-12-22 株式会社東芝 核変換装置および原子炉
CN106898394A (zh) * 2017-03-31 2017-06-27 中国核动力研究设计院 一种wwer六角形栅格堆芯的控制棒价值测量方法
CN106981319A (zh) * 2017-01-10 2017-07-25 上海核工程研究设计院 一种采用无铍熔盐氧化铍慢化的熔盐堆堆芯
CN108511092A (zh) * 2018-06-14 2018-09-07 华南理工大学 一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构
CN109192331A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
KR20190086887A (ko) * 2018-01-15 2019-07-24 세종대학교산학협력단 토륨 연료 기반 우주원자로 노심 및 이를 구비한 원자로
CN110534213A (zh) * 2019-09-04 2019-12-03 哈尔滨工程大学 一种热管冷却混合燃料反应堆系统

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0072327A1 (fr) * 1981-08-06 1983-02-16 Framatome Assemblage combustible fissile pour réacteur nucléaire sous-modéré
US4642217A (en) * 1984-07-26 1987-02-10 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod for a nuclear reactor having an improved end plug assembly
CN1906702A (zh) * 2003-12-22 2007-01-31 阿海珐核能公司 核反应堆燃料棒
US20080144762A1 (en) * 2005-03-04 2008-06-19 Holden Charles S Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors
CN102610286A (zh) * 2012-03-30 2012-07-25 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置
CN104766636A (zh) * 2015-04-20 2015-07-08 中国科学技术大学 一种核燃料棒与中心冷却热管的嵌套一体化结构
JP2016217798A (ja) * 2015-05-18 2016-12-22 株式会社東芝 核変換装置および原子炉
CN106981319A (zh) * 2017-01-10 2017-07-25 上海核工程研究设计院 一种采用无铍熔盐氧化铍慢化的熔盐堆堆芯
CN106898394A (zh) * 2017-03-31 2017-06-27 中国核动力研究设计院 一种wwer六角形栅格堆芯的控制棒价值测量方法
KR20190086887A (ko) * 2018-01-15 2019-07-24 세종대학교산학협력단 토륨 연료 기반 우주원자로 노심 및 이를 구비한 원자로
CN108511092A (zh) * 2018-06-14 2018-09-07 华南理工大学 一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构
CN109192331A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN110534213A (zh) * 2019-09-04 2019-12-03 哈尔滨工程大学 一种热管冷却混合燃料反应堆系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
余红星 等: "热管冷却反应堆的兴起和发展", 《核动力工程》 *
王立鹏 等: "热管式空间快堆精细化燃耗计算分析", 《核科学与工程》 *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112102972A (zh) * 2020-08-24 2020-12-18 中国原子能科学研究院 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
CN112697408A (zh) * 2020-12-09 2021-04-23 岭东核电有限公司 商业堆用弹簧片辐照松弛测试夹持装置
CN113130097A (zh) * 2021-03-05 2021-07-16 安徽中科超核科技有限公司 一种高效导热的热管反应堆燃料元件
CN113990527A (zh) * 2021-10-28 2022-01-28 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆固态堆芯结构

Also Published As

Publication number Publication date
CN111081391B (zh) 2022-06-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111081391B (zh) 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构
CN104766636B (zh) 一种核燃料棒与中心冷却热管的嵌套一体化结构
CN108426169B (zh) 一种基于热量自平衡型固态氢源反应器的氢动力系统
JP7014826B2 (ja) 原子炉の炉心
CN111081392B (zh) 一种采用热管的一体化固体堆芯
US3022240A (en) Nuclear reactor fuel element
CN108511092A (zh) 一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构
CN111322891A (zh) 一种均温板散热器
US20240274306A1 (en) Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core
CN116230261B (zh) 一种适用于微型海洋堆电源系统
US10475542B2 (en) Nuclear fuel rod
CN113990527A (zh) 一种热管反应堆固态堆芯结构
CN113012828A (zh) 一种控制棒吸收体组件、控制棒及控制棒组件
JP6704811B2 (ja) 核融合炉ブランケットサブユニットおよびその製造方法ならびに核融合炉ブランケット
CN207731671U (zh) 一种带有绕丝的双面冷却环形燃料棒
CN115862903A (zh) 一种纳米多孔材料填充型固态堆芯结构
CN109036591B (zh) 核反应堆堆芯
CN204614458U (zh) 一种核燃料棒与中心冷却热管的嵌套一体化结构
CN111081393A (zh) 一种采用热管和燃料棒的一体化固体堆芯结构
CN115662659A (zh) 一种热管堆高比功堆芯结构
CN208570126U (zh) 一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构
CN112902723B (zh) 一种基于月壤3d打印的聚光熔融原位资源储能装置
CN212874072U (zh) 一种承压环形燃料棒内包壳鼓胀爆破试验装置
CN103594125A (zh) 反应堆压力容器用密封环
CN111951986B (zh) 一种核燃料棒与热压转换传热器件的嵌套结构

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