CN111081395A - 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置 - Google Patents

一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置 Download PDF

Info

Publication number
CN111081395A
CN111081395A CN201911407716.2A CN201911407716A CN111081395A CN 111081395 A CN111081395 A CN 111081395A CN 201911407716 A CN201911407716 A CN 201911407716A CN 111081395 A CN111081395 A CN 111081395A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat
reactor
arc
shaped plate
transmission gear
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
CN201911407716.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111081395B (zh
Inventor
张宏亮
余红星
柴晓明
李宁
刘晓
王留兵
饶琦琦
王金雨
苏东川
曾畅
全标
张卓华
何晓强
马誉高
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 CN201911407716.2A priority Critical patent/CN111081395B/zh
Publication of CN111081395A publication Critical patent/CN111081395A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111081395B publication Critical patent/CN111081395B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于核反应堆技术领域,具体涉及一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置。本发明包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件,驱动电机是整个系统结构的执行单元,与传动齿轮组连接,通过接收控制系统的指令进行动作,驱动传动齿轮组进行转动,驱动传动齿轮组与旋转架连接,旋转架与隔热屏蔽弧形板连接;固定架安装在反应堆容器的底部。本发明布置在堆芯外围,通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热,集反应堆隔热和屏蔽功能为一体,有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。

Description

一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置
技术领域
本发明属于核反应堆技术领域,具体涉及一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置。
背景技术
小型核反应堆具有长寿期甚至全寿期无换料、高固有安全性、高功率体积重量比、系统设备简单可靠等技术特点,结合热电偶发电、热声电发电、热光伏发电等多种先进发电技术技术实现热电转换,可广泛应用于水下空间站、陆上应急救灾、岛礁供电及海水淡化、海上能源开采、小型城市供电供热等领域作为能源供应选项。
为了保证反应堆的热效率,一般会在反应堆容器外部设置保温隔热结构,阻止反应堆堆芯产生的热量外泄导致反应堆的可利用热功率和转换温度降低,改善系统空间的环境条件。目前实现工程应用的核反应堆如压水堆等常用的隔热保温结构多为固定式的保温层结构,保温层可划分为填充保温材料的保温层或金属反射型层。填充保温材料的保温层为较早使用的隔热保温结构,一般由保温耐辐照玻璃棉毡、薄不锈钢板、紧固件等组合构成。后期发展起来的金属反射型保温层,利用了镜面反射原理,通过对不锈钢薄片表面打磨光亮,将堆芯外泄出的能量反射回去,实现良好的绝热效果。与填充保温材料的保温层不同的是,金属型保温层利用空间合理布置,在严重事故工况下,保温层在压力容器外部形成一个特定的环形流道,使得应急冷却水可以通过应急冷却系统的管道进入该环形流道充分冷却压力容器下封头,并且将因冷却而产生的蒸汽从环形流道的顶部自由排出,避免压力容器下封头被堆芯的熔融物熔穿,缓解严重事故的后果。
对于小型核反应堆如热管反应堆的研究,国内外相关研究单位均进行了大量的研究,但是公开报道的都大多为宏观性的报道,对于本发明所提及的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热系统结构并未有详细描述。
稀土族元素因其特有的镧系收缩特性,以其为材料基体可以开发一系列特种工况条件下使用的新型热障保温材料,例如飞机叶片配套用高温区稀土基热障涂层材料(镧,钇,钆)以及稀土基复合气溶胶型优良保温材料(导热系数:0.048-0.028W/(m·K))。在核领域,稀土族元素中钐铕钆几个元素具有非常优异的辐射屏蔽能力,尤其是稀土元素钆的热(n,γ)截面更高达46000barn(已知元素最大,高10B,6Li一个数量级);锆酸基钛酸基稀土材料有非常优异耐辐照性能,其中最具代表的锆酸钆铒的抗辐照理论计算值达到3万年。
发明内容
本发明解决的技术问题:
本发明针对小型核反应堆多用途多功能需求,提出一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,布置在堆芯外围,通过运动机构即可实现反应堆保温隔热和辐射散热,同时采用隔热屏蔽一体化的新型材料还可实现系统结构的辐射屏蔽功能,集反应堆隔热和屏蔽功能为一体,有效简化反应堆结构并实现本发明的多用途应用。
本发明采用的技术方案:
一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,包括步进式驱动电机、传动齿轮组、旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架以及辅助紧固件,驱动电机是整个系统结构的执行单元,与传动齿轮组连接,通过接收控制系统的指令进行动作,驱动传动齿轮组进行转动,驱动传动齿轮组与旋转架连接,旋转架与隔热屏蔽弧形板连接;固定架安装在反应堆容器的底部。
所述传动齿轮组为圆柱形直齿,或圆锥形直齿。
传动齿轮组连接驱动电机和旋转架,控制隔热屏蔽弧形板的闭合和开启。
所述旋转架、隔热屏蔽弧形板、固定架的材料均选用稀土集隔热屏蔽材料。
所述旋转架包括基座、滚动体、大齿轮、轴承、限位块、紧固件,基座通过紧固件安装固定在反应堆容上,滚动体安装在基座的环形圆弧沟槽内,滚动体上部放置大齿轮,大齿轮沟槽与安装在反应堆容器上,若干个限位块对大齿轮进行限位;在反应堆容器壁上安装了限位块来限制大齿轮的窜动距离,传动齿轮组能够驱动大齿轮转动,带动隔热屏蔽弧形板上设置的齿轮转动,实现隔热屏蔽弧形板的闭合和开启。
所述限位块下端面距离大齿轮的上端面的距离为1±0.2mm。
所述隔热屏蔽弧形板为扇环直板型结构,采用隔热屏蔽材料,实心结构或空心结构;隔热屏蔽弧形板的转动轴心偏向开启时靠反应堆容器一侧;包括弧形板,弧形板两侧均有配合搭接面,搭接方式为斜向平面接触或台阶式接触;在弧形板上部设置有轴肩和轴用于定位安装轴承,最上部的传动齿轮用于在大齿轮的驱动下实现弧形板的转动;在弧形板下部设置有轴肩和轴用于定位安装轴承底部设置有限位键用于对弧形板的最大旋转角度和方位进行限制。
所述固定架为环形结构,安装固定在反应堆容器底部,内部设置有隔热屏蔽弧形板的安装定位孔和运动限位孔,并且在运动限位孔内安装有轴承。
系统结构安装完毕、反应堆处于正常运行状态时,若干块隔热屏蔽弧形板组成一个完整的圆环状,形成闭合状态,实现反应堆的保温和屏蔽功能;当反应堆处于严重事故状态,需要立即对反应堆进行散热时,由控制系统对驱动电机发出指令,驱动电机投入工作,驱动传动齿轮组,带动旋转架的大齿轮,推动隔热屏蔽弧形板旋转直至指定位置后处于保持状态,使反应堆容器暴露在环境条件下,实现自身的热辐射散热;当装置完成维修,重新启动时,驱动电机接收到控制指令,反向转动,带动隔热屏蔽弧形板旋转直至完成闭合,重新恢复保温和屏蔽功能。
本发明的有益效果:
(1)本发明提供的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,布置在堆芯对应的反应堆容器外部,由多块直弧形板搭接构成;反应堆正常运行时,多块隔热板构成密封圆筒状,与其他结构一起配合构成密闭空间,实现隔热功能;在严重事故工况下,通过设置的运动机构实现隔热弧形板的翻转,露出反应堆容器,实现辐射散热;
(2)本发明在实现正常保温隔热的情况下,通过隔热结构的翻转即可实现反应堆在事故下辐射散热的方式可有效的简化系统配置,同时若采用新型的隔热屏蔽材料如稀土基材料做为隔热主体材料,还可以大幅简化反应堆结构,有利于实现本发明的多场景多用途应用。
附图说明
为了更清楚地说明本发明的实施例,下面将对描述本发明实施例中所需要用到的附图作简单的说明。显而易见的,下面描述中的附图仅仅是本发明中记载的一些实施例,对于本领域的技术人员来讲,在不付出创造性劳动的情况下,还可以根据下面的附图,得到其它附图。
图1本发明提供的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置结构示意图;
图2旋转架正视图;
图3旋转架俯视图;
图4为图2局部放大示意图一;
图5为图2局部放大示意图二;
图6隔热屏蔽弧形板结构示意图;
图7为图6局部放大示意图;
图8固定架正视图;
图9为固定架俯视图;
图10为图9局部放大示意图;
图11隔热屏蔽弧形板闭合状态示意图;
图12隔热屏蔽弧形板开启状态示意图;
图中:1-步进式驱动电机,2-传动齿轮组,3-旋转架,4-隔热屏蔽弧形板,5-固定架,6-反应堆容器,7-堆芯,31-基座,32-滚动体,33-大齿轮,34-轴承,35-限位块,36-紧固件,41-传动齿轮,42-旋转定位轴,43-轴肩,44-弧形板,45-轴肩,46-旋转定位轴,47-定位键,51-安装定位孔,52-运动定位孔,53-限位槽。
具体实施方式
为了使本领域的技术人员更好地理解本发明,下面将结合本发明实施例中的附图对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整的描述。显而易见的,下面所述的实施例仅仅是本发明实施例中的一部分,而不是全部。基于本发明记载的实施例,本领域技术人员在不付出创造性劳动的情况下得到的其它所有实施例,均在本发明保护的范围内。
如图1所示:一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,包括步进式驱动电机1、传动齿轮组2、旋转架3、隔热屏蔽弧形板4、固定架5以及辅助紧固件,驱动电机1是整个系统结构的执行单元,与传动齿轮组2连接,通过接收控制系统的指令进行动作,驱动传动齿轮组2进行转动,驱动传动齿轮组2与旋转架3连接,旋转架3与隔热屏蔽弧形板4连接,传动齿轮组2是连接驱动电机1和旋转架3的桥梁,通过计算分析,选择合适的传动比,控制隔热屏蔽弧形板4的闭合和开启;固定架5安装在反应堆容器6的底部。
根据布置的需要,传动齿轮组2可以选择圆柱形直齿,也可以选择圆锥形直齿(伞形齿轮)。
为了实现良好的隔热屏蔽效果,简化反应堆结构,旋转架3、隔热屏蔽弧形板4、固定架5所用结构材料均选用新型的稀土集隔热屏蔽材料。
如图2、图3和图4所示:旋转架3类似一个巨大的轴承,包括基座31、滚动体32、大齿轮33、轴承34、限位块35、紧固件36,基座31通过紧固件36安装固定在反应堆容6上,滚动体32安装在基座31的环形圆弧沟槽内,滚动体32上部放置大齿轮33,大齿轮33沟槽与安装在反应堆容器6上,若干个限位块35对大齿轮33进行限位。为防止大齿轮33失去自己位置,在反应堆容器壁上安装了限位块35来限制大齿轮33的窜动距离,限位块35下端面距离大齿轮33的上端面的距离为(1±0.2)mm。传动齿轮组2能够驱动大齿轮33转动,带动隔热屏蔽弧形板4上设置的齿轮41转动,实现隔热屏蔽弧形板42的闭合和开启。
如图5所示,若考虑旋转架3使用转动功能的频次较小,为简化结构和制造成本,也可取消滚动体32,直接采用轨道导向的方式转动,通过涂抹核电站主设备安装常用的石墨润滑剂降低运动摩擦阻力。
如图6和图7所示:隔热屏蔽弧形板4为扇环直板型结构,采用新型隔热屏蔽材料制作,根据工程需要可为实心结构或空心结构。为保证隔热屏蔽效果,弧形板44两侧均有配合搭接面,搭接方式可为斜向平面接触或台阶式接触。为尽量缩小反应堆外形尺寸和保证应用效果,隔热屏蔽弧形板4的转动轴心偏向开启时靠反应堆容器一侧。为实现隔热屏蔽弧形板4的定位和运动,在弧形板44上部设置有轴肩43和轴42用于定位安装轴承34,最上部的传动齿轮41用于在大齿轮33的驱动下实现弧形板的转动。在弧形板44下部设置有轴肩45和轴46用于定位安装轴承34底部设置有限位键47用于对弧形板的最大旋转角度和方位进行限制。
如图8和图9所示:固定架5为环形结构,安装固定在反应堆容器6底部,内部设置有隔热屏蔽弧形板的安装定位孔51和运动限位孔52,并且在运动限位孔52内安装有轴承34。安装定位孔51圆周均布,主要是用于紧固件将固定架5安装在反应堆容器6法兰上。运动限位孔52上部台阶用于安装轴承34,下部设置有展开角度为90°的限位槽53,从外部主视图看去,所有限位槽53位于左侧靠反应堆容器6一侧。
整个系统结构的工作原理:系统结构安装完毕、反应堆处于正常运行状态时,如图11所示,若干块隔热屏蔽弧形板4组成一个完整的圆环状,形成闭合状态,实现反应堆的保温和屏蔽功能;当反应堆处于严重事故状态,需要立即对反应堆进行散热时,由控制系统对驱动电机1发出指令,驱动电机1投入工作,驱动传动齿轮组2,带动旋转架3的大齿轮33,如图12所示,推动隔热屏蔽弧形板4旋转直至指定位置后处于保持状态,使反应堆容器暴露在环境条件下,实现自身的热辐射散热;当装置完成维修,重新启动时,驱动电机1接收到控制指令,反向转动,带动隔热屏蔽弧形板4旋转直至完成闭合,重新恢复保温和屏蔽功能。

Claims (9)

1.一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:包括步进式驱动电机(1)、传动齿轮组(2)、旋转架(3)、隔热屏蔽弧形板(4)、固定架(5)以及辅助紧固件,驱动电机(1)是整个系统结构的执行单元,与传动齿轮组(2)连接,通过接收控制系统的指令进行动作,驱动传动齿轮组(2)进行转动,驱动传动齿轮组(2)与旋转架(3)连接,旋转架(3)与隔热屏蔽弧形板(4)连接;固定架(5)安装在反应堆容器(6)的底部。
2.根据权利要求1所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述传动齿轮组(2)为圆柱形直齿,或圆锥形直齿。
3.根据权利要求2所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:传动齿轮组(2)连接驱动电机(1)和旋转架(3),控制隔热屏蔽弧形板(4)的闭合和开启。
4.根据权利要求3所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述旋转架(3)、隔热屏蔽弧形板(4)、固定架(5)的材料均选用稀土集隔热屏蔽材料。
5.根据权利要求1所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述旋转架(3)包括基座(31)、滚动体(32)、大齿轮(33)、轴承(34)、限位块(35)、紧固件(36),基座(31)通过紧固件(36)安装固定在反应堆容(6)上,滚动体(32)安装在基座(31)的环形圆弧沟槽内,滚动体(32)上部放置大齿轮(33),大齿轮(33)沟槽与安装在反应堆容器(6)上,若干个限位块(35) 对大齿轮(33)进行限位;在反应堆容器壁上安装了限位块(35)来限制大齿轮(33)的窜动距离,传动齿轮组(2)能够驱动大齿轮(33)转动,带动隔热屏蔽弧形板(4)上设置的齿轮(41)转动,实现隔热屏蔽弧形板(42)的闭合和开启。
6.根据权利要求5所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述限位块(35)下端面距离大齿轮(33)的上端面的距离为1±0.2mm。
7.根据权利要求1所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述隔热屏蔽弧形板(4)为扇环直板型结构,采用隔热屏蔽材料,实心结构或空心结构;隔热屏蔽弧形板(4)的转动轴心偏向开启时靠反应堆容器一侧;包括弧形板(44),弧形板(44)两侧均有配合搭接面,搭接方式为斜向平面接触或台阶式接触;在弧形板(44)上部设置有轴肩(43)和轴(42)用于定位安装轴承(34),最上部的传动齿轮(41)用于在大齿轮(33)的驱动下实现弧形板的转动;在弧形板(44)下部设置有轴肩(45)和轴(46)用于定位安装轴承(34)底部设置有限位键(47)用于对弧形板的最大旋转角度和方位进行限制。
8.根据权利要求1所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:所述固定架(5)为环形结构,安装固定在反应堆容器(6)底部,内部设置有隔热屏蔽弧形板的安装定位孔(51)和运动限位孔(52),并且在运动限位孔(52)内安装有轴承(34)。
9.根据权利要求1-8任意一项所述的一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置,其特征在于:系统结构安装完毕、反应堆处于正常运行状态时,若干块隔热屏蔽弧形板(4)组成一个完整的圆环状,形成闭合状态,实现反应堆的保温和屏蔽功能;当反应堆处于严重事故状态,需要立即对反应堆进行散热时,由控制系统对驱动电机(1)发出指令,驱动电机(1)投入工作,驱动传动齿轮组(2),带动旋转架(3)的大齿轮(33),推动隔热屏蔽弧形板(4)旋转直至指定位置后处于保持状态,使反应堆容器暴露在环境条件下,实现自身的热辐射散热;当装置完成维修,重新启动时,驱动电机(1)接收到控制指令,反向转动,带动隔热屏蔽弧形板(4)旋转直至完成闭合,重新恢复保温和屏蔽功能。
CN201911407716.2A 2019-12-31 2019-12-31 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置 Active CN111081395B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911407716.2A CN111081395B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201911407716.2A CN111081395B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111081395A true CN111081395A (zh) 2020-04-28
CN111081395B CN111081395B (zh) 2022-05-20

Family

ID=70320424

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201911407716.2A Active CN111081395B (zh) 2019-12-31 2019-12-31 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN111081395B (zh)

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3537420A (en) * 1967-02-24 1970-11-03 Commissariat Energie Atomique Nuclear reactor with integrated heat exchangers
GB1220554A (en) * 1968-05-24 1971-01-27 Euratom Nuclear power plant for a space station
US4236971A (en) * 1978-03-10 1980-12-02 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for sealing a rotatable shield plug in a liquid metal nuclear reactor
TW529040B (en) * 2000-05-02 2003-04-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Cask and production method for cask
CN105280249A (zh) * 2015-09-16 2016-01-27 中广核工程有限公司 核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构
CN108500422A (zh) * 2017-02-24 2018-09-07 国核电站运行服务技术有限公司 一种密封焊缝堆焊维修装置
CN109036594A (zh) * 2018-07-27 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种堆内构件整体式反射层的成形方法
CN109488190A (zh) * 2017-09-11 2019-03-19 亿丰综合工业股份有限公司 一种用于百叶门的控制系统
CN110211709A (zh) * 2019-06-14 2019-09-06 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
CN110415839A (zh) * 2019-07-23 2019-11-05 哈尔滨工程大学 一种基于可变结构的核反应堆控制装置

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3537420A (en) * 1967-02-24 1970-11-03 Commissariat Energie Atomique Nuclear reactor with integrated heat exchangers
GB1220554A (en) * 1968-05-24 1971-01-27 Euratom Nuclear power plant for a space station
US4236971A (en) * 1978-03-10 1980-12-02 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for sealing a rotatable shield plug in a liquid metal nuclear reactor
TW529040B (en) * 2000-05-02 2003-04-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Cask and production method for cask
CN105280249A (zh) * 2015-09-16 2016-01-27 中广核工程有限公司 核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构
CN108500422A (zh) * 2017-02-24 2018-09-07 国核电站运行服务技术有限公司 一种密封焊缝堆焊维修装置
CN109488190A (zh) * 2017-09-11 2019-03-19 亿丰综合工业股份有限公司 一种用于百叶门的控制系统
CN109036594A (zh) * 2018-07-27 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种堆内构件整体式反射层的成形方法
CN110211709A (zh) * 2019-06-14 2019-09-06 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
CN110415839A (zh) * 2019-07-23 2019-11-05 哈尔滨工程大学 一种基于可变结构的核反应堆控制装置

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
P.E.ARAYA等: "Two-dimensional simulations of natural convection/radiation heat transfer for BWR assembly within isothermal enclosure", 《PACKAGING, TRANSPORT, STORAGE & SECURITY OF RADIOACTIVE MATERIALS》 *
余红星 等: "热管冷却反应堆的兴起和发展", 《核动力工程》 *
王丹 等: "熔盐反应堆辐射效应分析", 《核动力工程》 *
胡文军 等: "空间核动力源的安全性研究进展", 《深空探测学报》 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN111081395B (zh) 2022-05-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109147966A (zh) 一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
US4091622A (en) Combined day and night solar energy system
CN110534213B (zh) 一种热管冷却混合燃料反应堆系统
CN110211709B (zh) 热管式碱金属转换一体化反应堆
AU2012355256A1 (en) Compact nuclear power generation system
CN111638311A (zh) 一种节能型漂浮式水资源监测设备及监测方法
CN111081395B (zh) 一种可实现热辐射散热的核反应堆隔热装置
CN115547521A (zh) 一种核反应堆反应性控制装置
CN101895239B (zh) 一种反射式低倍聚光光伏发电机
WO2012003508A2 (en) Bladeless turbine
Hildebrandt et al. Power with Heliostats: A central receiver illuminated by a field of heliostats can absorb 10 to 100 megawatts of sunlight at 600° to 1000° K.
CA1245718A (en) System of generating electricity using a swimming pool type nuclear reactor
GB1590091A (en) Colar energy conversion systems
CN111081393B (zh) 一种采用热管和燃料棒的一体化固体堆芯结构
CN211294641U (zh) 燃料和强中子吸收材料一体化的紧凑型反应堆堆芯结构
CN101917136A (zh) 利用材料热胀冷缩性质的自动太阳追踪装置
CN111081396B (zh) 一种可实现热辐射散热的折叠式隔热装置
CN2765107Y (zh) 聚光、透光式太阳能换热器
US20090301548A1 (en) Condensing Generator
CN211008974U (zh) 一种轮盘式温差驱动机
CN102570910A (zh) 一种聚光光伏光热太阳能综合利用系统
CN110310749B (zh) 液态金属磁流体一体化反应堆
CN114334193B (zh) 一种分离式热管反应堆
RU2828657C1 (ru) Гидроветросолнечный энергетический модуль (варианты)
Forsberg Goals, requirements, and design implications for the advanced high-temperature reactor

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