CN117711654A - 一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，包括反应釜，反应釜内固定有水平的隔板，隔板的上方安装有若干竖直的燃料棒和若干竖直的控制棒，反应釜的顶盖上开设有贯穿孔，反应釜的上方设有用于覆盖贯穿孔的盖板，盖板的下方固定有阵列分布的连接杆，燃料棒与控制棒安装在对应的连接杆下端。本发明核电站核岛系统通过预先将待使用的燃料棒和控制棒插入相应的插孔内，通过将待换掉的燃料棒和控制棒从反应釜内取出，并将其插在空闲的插孔内，通过控制插杆插入相应的限位孔内，通过控制连接杆从待换掉的燃料棒或控制棒上拔出，然后控制插杆与相应的限位孔内脱离，最后控制连接杆连接在相应的燃料棒或控制棒上，提高更换效率。
Description
技术领域
本发明属于核电站的反应堆冷却技术领域，尤其涉及一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统。
背景技术
使用液态金属冷却剂的快中子核反应堆是一种新型的反应堆，其在永续性、安全性、可靠性、经济性、抑制核扩散与物理防护上有大量的改善。主要堆型有：钠冷快堆(SFR)、铅基合金冷却堆(LFR)、熔盐堆(MSR)等。
传统的核电站核岛系统在更换燃料棒和控制棒需要将燃料棒和控制棒一一从反应釜内进行更换，这种更换方式无疑使得更换效率低下，为解决上述问题，现提供一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，能够将预先将燃料棒和控制棒按照所需的方式进行摆放，然后一次性更换所有的燃料棒和控制棒，提高更换效率。
需要说明的是，上述内容属于发明人的技术认知范畴，并不必然构成现有技术。
发明内容
为了解决上述问题，本发明的目的是提供一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，当需要更换燃料棒和控制棒时，预先将待使用的燃料棒和控制棒插入相应的插孔内，通过第一电动伸缩杆和第二电动伸缩杆将待换掉的燃料棒和控制棒从反应釜内取出，并将其插在空闲的插孔内，通过启动第三电动伸缩杆控制插杆插入相应的限位孔内，使得凸块与限位孔脱离，通过收缩第二电动伸缩杆控制连接杆从待换掉的燃料棒或控制棒上拔出，通过启动第三电动伸缩杆控制插杆与相应的限位孔内脱离，通过第一电动伸缩杆和第二电动伸缩杆配合控制连接杆连接在待使用的燃料棒或控制棒上，从而提高更换燃料棒和控制棒的效率。
为实现上述目的，本发明提出了一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，核电站核岛系统包括反应釜，反应釜内固定有水平的隔板，隔板的上方安装有若干竖直的燃料棒和若干竖直的控制棒，反应釜的顶盖上开设有贯穿孔，反应釜的上方设有用于覆盖贯穿孔的盖板，盖板的下方固定有阵列分布的连接杆，燃料棒与控制棒安装在对应的连接杆下端。
所述反应釜的一侧固定有L型支架，另一侧固定有水平支架，L型支架上固定有水平的第一电动伸缩杆，第一电动伸缩杆的输出轴上固定有竖直的第二电动伸缩杆，第二电动伸缩杆的输出轴固定在盖板的上方，水平支架上开设有阵列分布的插孔，插孔用于放置燃料棒或控制棒。
进一步的，所述隔板将反应釜分隔为第一冷却剂覆没区和冷却空间，冷却空间位于第一冷却剂覆没区的下方，第一冷却剂覆没区内填充有冷却剂，冷却剂可以为液态金属，冷却空间内安装有若干冷却风扇，冷却剂上方为气体空间，气体空间内填充有惰性气体。
进一步的，所述燃料棒与控制棒交错分布，第一冷却剂覆没区内安装有盘管，燃料棒与控制棒均套装在盘管内。
进一步的，所述核电站核岛系统还包括储存罐和热交换器，反应釜上的第一冷却剂覆没区与储存罐之间连通设有循环进口管道，循环进口管道上设有第一驱动泵，反应釜上的第一冷却剂覆没区与热交换器之间连通设有出口循环管道，出口循环管道上设有第一温度传感器，第一驱动泵靠近第一冷却剂覆没区的循环进口管道上安装有第一阀门。
进一步的，所述储存罐的管壁安装有加热器，储存罐的内部固定有水平的温差发电片，反应釜上还设有导管，导管一端位于第一冷却剂覆没区内靠近底部位置，另一端位于储存罐内的温差发电片下方。
所述导管上设有第二驱动泵和第二阀门，热交换器的底部与储存罐之间连通设有用于回收液态金属冷却剂的紧急回收管道，紧急回收管道连接储存罐的一端位于温差发电片的上方，紧急回收管道上安装有第四阀门，第一驱动泵靠近热交换器的循环进口管道上安装有第一电动阀，热交换器内设置有用于传输蒸汽的圆管的一端连接有蒸汽进口，另一端连接有蒸汽出口。
进一步的，所述核电站核岛系统还包括融熔炉和稳压罐体，稳压罐体的上方安装有稳压盖，融熔炉和稳压盖均位于储存罐的外围，稳压罐体嵌入储存罐内，稳压罐体的底部与出口循环管道连通，融熔炉的底部与稳压罐体之间连接有第一管道，第一管道上安装有第五阀门。
进一步的，所述反应釜上的第一冷却剂覆没区与热交换器之间还连通设有第二管道，第二管道上安装有驱动主泵，驱动主泵靠近第一冷却剂覆没区位置的第二管道上设置有真空气体阀，靠近热交换器位置的第二管道上设置有第二电动阀，稳压盖上设置有减压阀。
进一步的，所述反应釜上的第一冷却剂覆没区与稳压罐体之间连通设有出口管道，出口管道上设有第二温度传感器，热交换器与稳压罐体之间连通设有进口管道，核电站核岛系统还包括用于轰击的燃料棒的中子束加速器，热交换器的内部空间为第二冷却剂覆没区。
进一步的，所述燃料棒和控制棒的上方均固定有限位片，限位片上开设有安装槽，安装槽的一侧开设有与外界连通的限位孔。
所述连接杆的侧壁上靠近其下端位置开设有滑动槽，滑动槽内滑动设有凸块，凸块与滑动槽之间固定连接有弹簧，在弹簧的自然状态下，凸块上的凸头位于外界，当燃料棒或控制棒与连接杆连接时，凸块卡入对应的限位孔内。
进一步的，所述水平支架的下方设有阵列分布的套环,如图、所有的套环连接成一个整体，套环与限位孔一一对应，套环的内壁固定有水平的插杆，水平支架的下方固定有竖直板，竖直板上固定有与插杆平行的第三电动伸缩杆，第三电动伸缩杆的输出轴固定在其中的一个套环上。
通过本发明提出的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统能够带来如下有益效果：
1、本发明核电站核岛系统当需要更换燃料棒和控制棒时，预先将待使用的燃料棒和控制棒插入相应的插孔内，通过第一电动伸缩杆和第二电动伸缩杆将待换掉的燃料棒和控制棒从反应釜内取出，并将其插在空闲的插孔内，通过启动第三电动伸缩杆控制插杆插入相应的限位孔内，使得凸块与限位孔脱离，通过收缩第二电动伸缩杆控制连接杆从待换掉的燃料棒或控制棒上拔出，通过启动第三电动伸缩杆控制插杆与相应的限位孔内脱离，通过第一电动伸缩杆和第二电动伸缩杆配合控制连接杆连接在待使用的燃料棒或控制棒上，从而提高更换燃料棒和控制棒的效率。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明的进一步理解，构成本发明的一部分，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：
图1为本发明的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统的部分结构示意图。
图2为本发明的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统的部分结构剖切示意图。
图3为本发明的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统的部分结构示意图。
图4为本发明连接杆的部分结构剖面示意图。
图5为本发明燃料棒的部分结构示意图。
图6为本发明的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统的部分结构示意图。
图7为图6中A处放大结构示意图。
具体实施方式
为了更清楚的阐释本发明的整体构思，下面结合说明书附图以示例的方式进行详细说明。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接，还可以是通信；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触，或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。在本说明书的描述中，参考术语“一个方案”、“一些方案”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该方案或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个方案或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的方案或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个方案或示例中以合适的方式结合。
本发明的实施例提出了一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，核电站核岛系统包括反应釜3，如图1所示，反应釜3内固定有水平的隔板(图中未标出)，隔板将反应釜3分隔为第一冷却剂覆没区7和冷却空间，冷却空间位于第一冷却剂覆没区7的下方，第一冷却剂覆没区7内填充有冷却剂，冷却剂可以为液态金属，冷却空间内安装有若干冷却风扇8，冷却剂上方为气体空间2，气体空间2内填充有惰性气体，反应釜3的顶盖上开设有贯穿孔(图中未标出)，反应釜3的上方设有用于覆盖贯穿孔的盖板1。
隔板的上方安装有若干竖直的燃料棒4和若干竖直的控制棒5，燃料棒4与控制棒5交错分布，第一冷却剂覆没区7内安装有盘管6，燃料棒4与控制棒5均套装在盘管6内。
盖板1的下方固定有阵列分布的连接杆39，燃料棒4与控制棒5安装在对应的连接杆39下端。
核电站核岛系统还包括储存罐15和热交换器22，反应釜3上的第一冷却剂覆没区7与储存罐15之间连通设有循环进口管道10，循环进口管道10上设有第一驱动泵16，反应釜3上的第一冷却剂覆没区7与热交换器22之间连通设有出口循环管道11，出口循环管道11上设有第一温度传感器12，第一驱动泵16靠近第一冷却剂覆没区7的循环进口管道10上安装有第一阀门9。
储存罐15的管壁安装有加热器17，储存罐15的内部固定有水平的温差发电片18，反应釜3上还设有导管(图中未标出)，导管(图中未标出)一端位于第一冷却剂覆没区7内靠近底部位置，另一端位于储存罐15内的温差发电片18下方。
导管上设有第二驱动泵14和第二阀门13，热交换器22的底部与储存罐15之间连通设有用于回收液态金属冷却剂的紧急回收管道20，紧急回收管道20连接储存罐15的一端位于温差发电片18的上方，紧急回收管道20上安装有第四阀门19，第一驱动泵16靠近热交换器22的循环进口管道10上安装有第一电动阀21，热交换器22内设置有用于传输蒸汽的圆管23的一端连接有蒸汽进口26，另一端连接有蒸汽出口24。
核电站核岛系统还包括融熔炉27和稳压罐体34，稳压罐体34的上方安装有稳压盖33，融熔炉27和稳压盖33均位于储存罐15的外围，稳压罐体34嵌入储存罐15内，稳压罐体34的底部与出口循环管道11连通，融熔炉27的底部与稳压罐体34之间连接有第一管道(图中未标出)，第一管道上安装有第五阀门(图中未标出)。
反应釜3上的第一冷却剂覆没区7与热交换器22之间还连通设有第二管道28，第二管道28上安装有驱动主泵31，驱动主泵31靠近第一冷却剂覆没区7位置的第二管道28上设置有真空气体阀32，靠近热交换器22位置的第二管道28上设置有第二电动阀30，稳压盖33上设置有减压阀29。
反应釜3上的第一冷却剂覆没区7与稳压罐体34之间连通设有出口管道35，出口管道35上设有第二温度传感器36，热交换器22与稳压罐体34之间连通设有进口管道(图中未标出)，核电站核岛系统还包括用于轰击的燃料棒4的中子束加速器37，热交换器22的内部空间为第二冷却剂覆没区38。
反应釜3的一侧固定有L型支架40，如图2、图3所示，另一侧固定有水平支架43，L型支架40上固定有水平的第一电动伸缩杆41，第一电动伸缩杆41的输出轴上固定有竖直的第二电动伸缩杆42，第二电动伸缩杆42的输出轴固定在盖板1的上方，水平支架43上开设有阵列分布的插孔44，插孔44用于放置燃料棒4或控制棒5。
燃料棒4和控制棒5的上方均固定有限位片48，如图5所示，限位片48上开设有安装槽49，安装槽49的一侧开设有与外界连通的限位孔50。
连接杆39的侧壁上靠近其下端位置开设有滑动槽391，如图4所示，滑动槽391内滑动设有凸块392，凸块392与滑动槽391之间固定连接有弹簧393，在弹簧393的自然状态下，凸块392上的凸头位于外界，当燃料棒4或控制棒5与连接杆39连接时，凸块392卡入对应的限位孔50内。
水平支架43的下方设有阵列分布的套环47,如图6、图7所示，所有的套环47连接成一个整体，套环47与限位孔50一一对应，套环47的内壁固定有水平的插杆(图中未标出)，水平支架43的下方固定有竖直板45，竖直板45上固定有与插杆平行的第三电动伸缩杆46，第三电动伸缩杆46的输出轴固定在其中的一个套环47上。
使用时，步骤一：抽去盘管6、反应釜3、储存罐15、稳压罐体34、第二冷却剂覆没区38及所有管道内的空气使其达到一定的真空度，再充入惰性气体达到一定技术指标。
步骤二：在安全区域启动融熔炉27，融熔固态金属至液态，输送到稳压罐体34中，然后经稳压罐体34流入盘管6、第一冷却剂覆没区7、各管道和第二金属冷却剂覆没区38。
步骤三：启动中子束加速器37，提供高能电子束轰击重金属散裂靶，产生高通量散裂中子驱动燃料棒4和控制棒5进入次监界状态运行。
步骤四：打开第二电动阀30和驱动主泵31使得盘管6中的冷却剂循环，将堆芯燃料棒核反应热量通过液态金属冷却剂带给热交换器22产生蒸汽。
步骤五：启动第一阀门9、反应釜3、第一电动阀21与第一驱动泵16，将第一冷却剂覆没区7内的金属变为液态，使得热交换器22产生蒸汽。
步骤六：将盘管6、第一冷却剂覆没区7、稳压罐体34及热交换器22，通过相应管道对接联通，提高稳压、缓充、调整平衡温度梯度。
步骤七：出现事故工况或运行停堆工况时，第一冷却剂覆没区7和第二冷却剂覆没区38中的液态金属冷却剂自动回收到安全区液态储存罐15中。
步骤八：故障处理完毕启动加热器17加热融熔金属冷却剂至工作温度，启动第二驱动泵14，系统重新进入运行状态。
系统运行状态时，系统安装的第一温度传感器12、第二温度传感器36，其实时采集的温度信息反馈至驱动主泵31和第一驱动泵16，出口循环管道11处温度高于出口管道35处温度时，则提高盘管6中冷却剂循环速度，寻求盘管6中冷却剂与第二冷却剂覆没区7液态金属冷却剂的温度动态平衡。
盘管6可以根据核电站反应堆功率的大小，设置一条或一条以上。
当需要更换燃料棒4和控制棒5时，可预先将待使用的燃料棒4和控制棒5插入相应的插孔44内，从而提高更换燃料棒4和控制棒5的效率，通过第一电动伸缩杆41和第二电动伸缩杆42将待换掉的燃料棒4和控制棒5从反应釜3内取出，并将其插在空闲的插孔44内，通过启动第三电动伸缩杆46控制插杆插入相应的限位孔50内，使得凸块392与限位孔50脱离，通过收缩第二电动伸缩杆42控制连接杆39从待换掉的燃料棒4或控制棒5上拔出，通过启动第三电动伸缩杆46控制插杆与相应的限位孔50内脱离，通过第一电动伸缩杆41和第二电动伸缩杆42配合控制连接杆39连接在待使用的燃料棒4或控制棒5上。
本说明书中的各个实施例均采用递进的方式描述，各个实施例之间相同相似的部分互相参见即可，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处。尤其，对于系统实施例而言，由于其基本相似于方法实施例，所以描述的比较简单，相关之处参见方法实施例的部分说明即可。
以上所述仅为本发明的实施例而已，并不用于限制本发明。对于本领域技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原理之内所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的权利要求范围之内。
Claims (10)
1.一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，核电站核岛系统包括反应釜(3)，其特征在于，反应釜(3)内固定有水平的隔板，隔板的上方安装有若干竖直的燃料棒(4)和若干竖直的控制棒(5)，反应釜(3)的顶盖上开设有贯穿孔，反应釜(3)的上方设有用于覆盖贯穿孔的盖板(1)，盖板(1)的下方固定有阵列分布的连接杆(39)，燃料棒(4)与控制棒(5)安装在对应的连接杆(39)下端；
所述反应釜(3)的一侧固定有L型支架(40)，另一侧固定有水平支架(43)，L型支架(40)上固定有水平的第一电动伸缩杆(41)，第一电动伸缩杆(41)的输出轴上固定有竖直的第二电动伸缩杆(42)，第二电动伸缩杆(42)的输出轴固定在盖板(1)的上方，水平支架(43)上开设有阵列分布的插孔(44)，插孔(44)用于放置燃料棒(4)或控制棒(5)。
2.根据权利要求1所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述隔板将反应釜(3)分隔为第一冷却剂覆没区(7)和冷却空间，冷却空间位于第一冷却剂覆没区(7)的下方，第一冷却剂覆没区(7)内填充有冷却剂，冷却剂可以为液态金属，冷却空间内安装有若干冷却风扇(8)，冷却剂上方为气体空间(2)，气体空间(2)内填充有惰性气体。
3.根据权利要求3所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述燃料棒(4)与控制棒(5)交错分布，第一冷却剂覆没区(7)内安装有盘管(6)，燃料棒(4)与控制棒(5)均套装在盘管(6)内。
4.根据权利要求4所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述核电站核岛系统还包括储存罐(15)和热交换器(22)，反应釜(3)上的第一冷却剂覆没区(7)与储存罐(15)之间连通设有循环进口管道(10)，循环进口管道(10)上设有第一驱动泵(16)，反应釜(3)上的第一冷却剂覆没区(7)与热交换器(22)之间连通设有出口循环管道(11)，出口循环管道(11)上设有第一温度传感器(12)，第一驱动泵(16)靠近第一冷却剂覆没区(7)的循环进口管道(10)上安装有第一阀门(9)。
5.根据权利要求5所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述储存罐(15)的管壁安装有加热器(17)，储存罐(15)的内部固定有水平的温差发电片(18)，反应釜(3)上还设有导管，导管一端位于第一冷却剂覆没区(7)内靠近底部位置，另一端位于储存罐(15)内的温差发电片(18)下方；
所述导管上设有第二驱动泵(14)和第二阀门(13)，热交换器(22)的底部与储存罐(15)之间连通设有用于回收液态金属冷却剂的紧急回收管道(20)，紧急回收管道(20)连接储存罐(15)的一端位于温差发电片(18)的上方，紧急回收管道(20)上安装有第四阀门(19)，第一驱动泵(16)靠近热交换器(22)的循环进口管道(10)上安装有第一电动阀(21)，热交换器(22)内设置有用于传输蒸汽的圆管(23)的一端连接有蒸汽进口(26)，另一端连接有蒸汽出口(24)。
6.根据权利要求5所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述核电站核岛系统还包括融熔炉(27)和稳压罐体(34)，稳压罐体(34)的上方安装有稳压盖(33)，融熔炉(27)和稳压盖(33)均位于储存罐(15)的外围，稳压罐体(34)嵌入储存罐(15)内，稳压罐体(34)的底部与出口循环管道(11)连通，融熔炉(27)的底部与稳压罐体(34)之间连接有第一管道，第一管道上安装有第五阀门。
7.根据权利要求6所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述反应釜(3)上的第一冷却剂覆没区(7)与热交换器(22)之间还连通设有第二管道(28)，第二管道(28)上安装有驱动主泵(31)，驱动主泵(31)靠近第一冷却剂覆没区(7)位置的第二管道(28)上设置有真空气体阀(32)，靠近热交换器(22)位置的第二管道(28)上设置有第二电动阀(30)，稳压盖(33)上设置有减压阀(29)。
8.根据权利要求7所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述反应釜(3)上的第一冷却剂覆没区(7)与稳压罐体(34)之间连通设有出口管道(35)，出口管道(35)上设有第二温度传感器(36)，热交换器(22)与稳压罐体(34)之间连通设有进口管道(图中未标出)，核电站核岛系统还包括用于轰击的燃料棒(4)的中子束加速器(37)，热交换器(22)的内部空间为第二冷却剂覆没区(38)。
9.根据权利要求8所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述燃料棒(4)和控制棒(5)的上方均固定有限位片(48)，限位片(48)上开设有安装槽(49)，安装槽(49)的一侧开设有与外界连通的限位孔(50)；
所述连接杆(39)的侧壁上靠近其下端位置开设有滑动槽(391)，滑动槽(391)内滑动设有凸块(392)，凸块(392)与滑动槽(391)之间固定连接有弹簧(393)，在弹簧(393)的自然状态下，凸块(392)上的凸头位于外界，当燃料棒(4)或控制棒(5)与连接杆(39)连接时，凸块(392)卡入对应的限位孔(50)内。
10.根据权利要求9所述的一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统，其特征在于，所述水平支架(43)的下方设有阵列分布的套环(47),如图(6)、所有的套环(47)连接成一个整体，套环(47)与限位孔(50)一一对应，套环(47)的内壁固定有水平的插杆，水平支架(43)的下方固定有竖直板(45)，竖直板(45)上固定有与插杆平行的第三电动伸缩杆(46)，第三电动伸缩杆(46)的输出轴固定在其中的一个套环(47)上。
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Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1080771A (zh) * | 1992-06-24 | 1994-01-12 | 西屋电气公司 | 核反应堆各部件的冷却与净化综合系统 |
| DE19748222C1 (de) * | 1997-10-31 | 1999-07-15 | Siemens Ag | Verfahren zum Vorbereiten einer Endlagerung bestrahlter Brennstäbe eines Kernkraftwerks sowie Strahlenschutzbehälter |
| CN103000237A (zh) * | 2011-08-19 | 2013-03-27 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 核反应堆换料方法和装置 |
| GB202105552D0 (en) * | 2021-04-19 | 2021-06-02 | Rolls Royce Plc | Refuelling of a nuclear reactor |
| CN113140331A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-07-20 | 国科中子能(青岛)研究院有限公司 | 一种紧凑结构燃料组件、反应堆和移动载具 |
| CN114974624A (zh) * | 2022-03-18 | 2022-08-30 | 安徽三核堆能源科技有限公司 | 一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统 |
| CN218647640U (zh) * | 2022-03-18 | 2023-03-17 | 安徽三核堆能源科技有限公司 | 一种可调制反应堆堆芯温度的冷却系统 |
-
2023
- 2023-11-09 CN CN202311503254.0A patent/CN117711654A/zh active Pending
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1080771A (zh) * | 1992-06-24 | 1994-01-12 | 西屋电气公司 | 核反应堆各部件的冷却与净化综合系统 |
| DE19748222C1 (de) * | 1997-10-31 | 1999-07-15 | Siemens Ag | Verfahren zum Vorbereiten einer Endlagerung bestrahlter Brennstäbe eines Kernkraftwerks sowie Strahlenschutzbehälter |
| CN103000237A (zh) * | 2011-08-19 | 2013-03-27 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 核反应堆换料方法和装置 |
| CN113140331A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-07-20 | 国科中子能(青岛)研究院有限公司 | 一种紧凑结构燃料组件、反应堆和移动载具 |
| GB202105552D0 (en) * | 2021-04-19 | 2021-06-02 | Rolls Royce Plc | Refuelling of a nuclear reactor |
| WO2022223955A1 (en) * | 2021-04-19 | 2022-10-27 | Rolls-Royce Smr Limited | Refuelling of a nuclear reactor |
| CN114974624A (zh) * | 2022-03-18 | 2022-08-30 | 安徽三核堆能源科技有限公司 | 一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统 |
| CN218647640U (zh) * | 2022-03-18 | 2023-03-17 | 安徽三核堆能源科技有限公司 | 一种可调制反应堆堆芯温度的冷却系统 |
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