一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统.pdf
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一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统.pdf
本发明属于核安全控制技术领域,涉及一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统。所述的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线,所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间;所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水,所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。利用本发明的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统,能够通过非能动手段加速反应堆堆腔淹没,提升堆内熔融物滞留装置的临界热流密度,从
一种可调制反应堆堆芯温度的冷却系统.pdf
本发明提供了一种可以快速调制反应堆堆芯温度的冷却系统。系统由反应釜(6);燃料棒控制棒组合(5);液体金属冷却剂覆没区(7);液体金属冷却剂覆没区入口管道(8),至少有一条;堆芯区冷却管道入口管道(9),至少有一条;堆芯托板(10);堆芯区(11);堆芯区冷却管道(12);堆芯区冷却剂管道出口管道(13),至少有一条;液体金属冷却剂覆没区出口管道(14);反应釜液体金属冷却剂卸料管道(15);温度传感器(16)、(17);驱动泵(18)、(19);储存罐罐体(1);混料罐出口管道(2);混料罐罐体(3);
一种非能动自然循环冷却系统.pdf
一种非能动自然循环冷却系统,涉及一种不依靠水泵等外界动力进行换热冷却的系统。于整个系统不依靠外界动力,只依靠水的自身重力作用进行自然循环换热。储水箱中的水依靠自身重力经下降管进入分配联箱,分配联箱中水位于高压区,处于过冷状态;工质水流至换热上升面中吸热外界热量,形成自然循环。换热管中的水吸热上升,经汇集联箱和引水管出口进入喷淋换热器,并最终回流至储水箱中。本系统不依靠外界动力工作,且换热能力随外界温度的增加而增大,具有结构简单,制造容易,维护检修方便等优点,尤其适用于核电站反应堆,煤气化炉等领域的事故应急
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析.docx
PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析题目:PRHRS隔离阀前后破口事故对非能动堆芯冷却系统的影响分析摘要:非能动堆芯冷却系统是核电站安全运行的关键组成部分。本论文通过对PRHRS(PassiveResidualHeatRemovalSystem)隔离阀前后破口事故的分析,研究了该事故对非能动堆芯冷却系统的影响。针对这一主题,本文首先介绍了非能动堆芯冷却系统的结构和工作原理,接着分析了PRHRS隔离阀前后破口事故的原因和后果。然后,本文从三个方面分析了这一事故对非能动堆芯冷却系统的影响
反应堆堆芯中子场的非原位重构方法研究的任务书.docx
反应堆堆芯中子场的非原位重构方法研究的任务书背景目前,核能是世界上重要的能源来源之一。但是,核能的安全性和放射性废料处理一直是关注的焦点。为了确保核能的安全性,在反应堆的设计和运行中需要进行核反应场的分析和研究。其中一个重要的问题是反应堆堆芯中子场的非原位重构,即如何测量和重构反应堆堆芯内部中子场。任务本项目旨在研究反应堆堆芯中子场的非原位重构方法,具体任务如下:1.概述反应堆堆芯中子场的基本原理和物理过程,并给出堆芯中子场的测量方法。2.总结国内外反应堆堆芯中子场的测量和重构方法,并分析各种方法的优缺点