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反应堆及其反应性控制系统 公开日期:2024-03-22 公开号:CN116313178A 申请号:CN202310396687.4反应堆及其反应性控制系统
- 申请号:CN202310396687.4
- 公开号:CN116313178A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本申请实施例提供了一种反应堆及其反应性控制系统。反应堆包括容纳有冷却介质的冷却介质池和设置于冷却介质池内的堆芯,反应性控制系统包括:粉末射流提供部,用于将粉末状的中子吸收材料与气流混合形成粉末射流;和至少一个注料通道,注料通道至少部分设置于冷却介质池的液面下方,冷却介质池内的冷却介质能够进入注料通道并返回堆芯。注料通道用于接收粉末射流,以使粉末射流中的中子吸收材料在注料通道中被冷却介质溶解,以随冷却介质流向堆芯。本申请实施例的反应堆反应性控制系统在反应堆需要停堆时,通过向注料通道中提供粉末射流,能够快速地将中子吸收材料注入注料通道中被冷却介质溶解,进而持续快速地随冷却介质流动至反应堆的堆芯。- 发布时间:2023-06-27 09:52:37
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一种高温气冷堆氦气流量控制组态的方法及系统 公开日期:2024-03-22 公开号:CN117747162A 申请号:CN202311507499.0一种高温气冷堆氦气流量控制组态的方法及系统
- 申请号:CN202311507499.0
- 公开号:CN117747162A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:华能核能技术研究院有限公司
本发明公开了一种高温气冷堆氦气流量控制组态的方法及系统,包括:获取氦气的实际流量值,通过优化高温堆氦气控制组态模块,利用逻辑自动实现紧急情况下手动控制;通过对高温堆氦气控制器参数进行调整,实现氦气流量自动控制。本发明克服现有技术中控制系统调试困难,在控制参数未设置完善导致系统易失稳而触发反应堆保护系统动作,发生非预期事件;克服现有技术中系统失稳切手动操作滞后等问题。- 发布时间:2024-03-25 07:46:53
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放射性样品转运装置和转运系统 公开日期:2024-03-22 公开号:CN113077917A 申请号:CN202110307519.4放射性样品转运装置和转运系统
- 申请号:CN202110307519.4
- 公开号:CN113077917A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本发明实施例公开了一种放射性样品转运装置和转运系统。放射性样品转运装置包括:底座,配置成可沿转运路径移动;支承部,用于支承屏蔽壳体,屏蔽壳体内设有用于抓取或释放放射性样品的抓取装置,支承部配置成当其支承屏蔽壳体时,屏蔽壳体的下端不低于支承部的下端;以及升降机构,设置在底座上,用于支承并带动支承部沿竖向上下移动,其中当升降机构驱动支承部沿竖向向下移动时,屏蔽壳体的下端能够向下移动至与放射性样品存取口对接的位置。本发明的技术方案能够使屏蔽装置直接与放射性样品存取口进行对接,从而大大缩短了转运时间。- 发布时间:2023-06-14 12:35:41
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环形燃料组件 公开日期:2024-03-22 公开号:CN117747137A 申请号:CN202311748139.X环形燃料组件
- 申请号:CN202311748139.X
- 公开号:CN117747137A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本发明的实施例涉及核燃料组件技术领域,具体涉及一种环形燃料组件,包括:多个燃料元件,多个燃料元件平行设置;多个燃料元件包括至少一个环形燃料元件,每个环形燃料元件内部形成有贯穿其两端的通孔,用于为冷却剂提供流道;两个定位件,连接于多个燃料元件两端,定位件上与每个燃料元件相对应的位置形成有导流孔,用于为冷却剂进入通孔进行导向;其中,每个燃料元件设置有多个隔离部,隔离部突出于燃料元件的外表面,每个燃料元件的隔离部与相邻燃料元件的隔离部对应设置并接触,用于隔离相邻两个燃料元件,保证二者的间距。本发明的实施例中环形燃料组件有内外双冷却剂流道,能够降低环形燃料组件的中心温度,提高反应堆运行的安全裕度。- 发布时间:2024-03-25 07:51:36
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铅铋堆 公开日期:2024-03-22 公开号:CN117747141A 申请号:CN202311837555.7铅铋堆
- 申请号:CN202311837555.7
- 公开号:CN117747141A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本发明的实施例涉及核反应堆的反应性控制技术领域,具体涉及一种铅铋堆,其包括:堆芯、安全棒、堆容器和冷却剂。堆芯设置在堆容器内,安全棒设置成能够插入堆芯进行停堆,冷却剂设置在堆容器内,对堆芯进行冷却。其中,在堆容器内形成空间,以使安全棒在插入堆芯的过程中不接触冷却剂。本发明的实施例中的铅铋堆,将安全棒设置成能够依靠自身重力下落,插入堆芯进行停堆,并将安全棒与冷却剂进行物理隔离,避免安全棒在下落过程中受到冷却剂的浮力作用影响而无法快速插入堆芯,以使在事故工况下,铅铋堆能够在重力作用下实现非能动快速停堆,提高了铅铋堆的安全性和可靠性。- 发布时间:2024-03-25 07:56:17
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一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆 公开日期:2024-03-22 公开号:CN114530265A 申请号:CN202210026146.8一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆
- 申请号:CN202210026146.8
- 公开号:CN114530265A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本申请实施例提供一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆,安全棒包括屏蔽轴体和跟随轴体。跟随轴体的顶端与屏蔽轴体的底端连接,跟随轴体包括第一包壳、燃料段和第一轴向反射层。安全棒组装于核反应堆中。核反应堆未工作时,屏蔽轴体位于堆芯通孔内,屏蔽轴体阻止堆芯发生反应,保障核反应堆的安全性。当控制系统根据工作指令控制安全棒向上运动,使得屏蔽轴体抽出堆芯并进入屏蔽体中的预留孔,且跟随轴体进入堆芯的通孔。屏蔽轴体增强了屏蔽体的屏蔽功能。跟随轴体填补堆芯中的通孔,中间段的二氧化钍在中子照射作用下转化为核燃料铀‑233,核燃料铀‑233为堆芯引入正反应性,从而减缓堆芯反应性的下降速度,延长核反应堆的运行寿期。- 发布时间:2023-05-10 11:51:39
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滤芯转运装置 公开日期:2024-03-22 公开号:CN112951467A 申请号:CN202110127633.9滤芯转运装置
- 申请号:CN202110127633.9
- 公开号:CN112951467A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
一种滤芯转运装置,包括屏蔽主体,具有容置腔及与其连通的底部开口,底部开口可选择性地打开或关闭;抓具和升降组件,升降组件用于升降抓具,以使抓具具有驻留位置及抓取滤芯的抓取位置;第一开关组件包括第一限位开关和第一触动件,第一限位开关设置在屏蔽主体的顶部,第一触动件沿竖直方向可移动;第二开关组件包括第二限位开关和第二触动件,第二限位开关设置在屏蔽主体的顶部,第二触动件沿竖直方向可移动,其中,第一触动件的长度大于第二触动件的长度,抓具在容置腔内上升时可顶住第一触动件和第二触动件驱动两者上移,以先后触发第一限位开关和第二限位开关,为电气方面预留出操作时间。- 发布时间:2023-06-11 12:56:39
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一种射线过滤装置 公开日期:2024-03-22 公开号:CN220651670U 申请号:CN202322123340.0一种射线过滤装置
- 申请号:CN202322123340.0
- 公开号:CN220651670U
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中检世标(南通)计量检测有限公司
本实用新型公开了一种射线过滤装置,包括过滤筒体,过滤筒体一端内部通过限位端盖安装有X射线过滤板,限位端盖与过滤筒体可拆卸连接,过滤筒体另一端设有定位支座,定位支座外侧弹性滑动设有多个定位卡脚,定位卡脚一端内侧设有防滑凸起,定位支座一端设有密封垫,本实用新型由于过滤筒体一端内部通过限位端盖安装有X射线过滤板,限位端盖与过滤筒体可拆卸连接,使得X射线过滤板定位稳定性高,拆装方便快捷,从而便于对X射线过滤板进行拆装更换或检修处理,而且过滤筒体另一端设有定位支座,定位支座外侧弹性滑动设有多个定位卡脚,使得便于将过滤筒体安装在X射线机一端外侧,安装稳定性高,拆装方便快捷。- 发布时间:2024-03-25 08:13:45
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一种中子导管 公开日期:2024-03-22 公开号:CN110580968A 申请号:CN201911001268.6一种中子导管
- 申请号:CN201911001268.6
- 公开号:CN110580968A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:散裂中子源科学中心|||中国科学院高能物理研究所|||中国科学院物理研究所
本发明公开了一种中子导管,包括中子超镜导管、连接板、中子导管壳体、面接触压紧机构和面接触支撑机构。中子超镜导管为多段,多段中子超镜导管依次连接形成导管本体。相邻的两个中子超镜导管的连接处粘接有连接板,导管本体的两端分别粘接有连接板。中子导管壳体设在中子超镜导管的表面并与中子超镜导管间隙配合。面接触压紧机构设置于中子导管壳体内,面接触压紧机构的一面被配置为压紧连接板。面接触支撑机构设置于中子导管壳体内,面接触支撑机构的一面被配置为支撑连接板。面接触压紧机构和面接触支撑机构连接在中子导管壳体的对应的两个侧面上相对设置以固定中子超镜导管。中子导管具有优秀的稳定性且可在多种条件下长期使用。- 发布时间:2024-03-25 08:02:17
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放射性废液处理方法和系统 公开日期:2024-03-22 公开号:CN115798768A 申请号:CN202310007657.X放射性废液处理方法和系统
- 申请号:CN202310007657.X
- 公开号:CN115798768A
- 公开日期:2024-03-22
- 申请人:中国原子能科学研究院
本发明的实施例公开了一种放射性废液处理方法。该方法包括:持续将供料装置内的放射性废液输送至第一预热装置以对放射性废液进行预热;将第一预热装置预热后的放射性废液输送至第二预热装置以对放射性废液进行二次预热;二次预热后的放射性废液进料至蒸发器,驱动放射性废液在加热装置和分离装置之间循环,放射性废液在蒸发器内蒸发产生二次蒸汽;将放射性废液蒸发产生的二次蒸汽引入蒸汽压缩装置,利用蒸汽压缩装置对二次蒸汽进行压缩升温后,输送至加热装置以作为加热装置的第一热源,与放射性废液进行换热;持续排放蒸发器内放射性废液浓缩后形成的蒸残液。此外,本发明的实施例还提供了一种放射性废液处理系统。- 发布时间:2023-06-07 23:09:47
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