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1. 发明公开

CN103165199A 采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统（ECCS）无效
公开(公告)号：CN103165199A
公开(公告)日：2013-06-19
申请号：CN201210485434.6
申请日：2012-11-26
申请人：巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司
发明人： B·E·宾汉姆
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： G21C15/18 , G21C13/02 , G21C15/257 , G21C15/26 , G21D1/00 , G21D3/04 , Y02E30/40
摘要：本发明涉及采用闭合传热路径的、用于核反应堆的紧急堆芯冷却系统。其中，外壳结构包含内部容积，而核反应堆设置在内部容积内。最终热阱池设置在外壳结构外。冷凝器包括具有第一端部和相对第二端部的多个闭合路径热管或闭合路径热虹吸管。闭合路径热管或热虹吸管埋设于外壳结构内，第一端部突出到内部容积内，而第二端部突出到外壳结构的外部。

2. 发明公开

CN103377732A 一种基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统无效
公开(公告)号：CN103377732A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127359.6
申请日：2012-04-27
申请人：上海核工程研究设计院
发明人：郑明光 , 叶成 , 董宪康 , 顾国兴 , 严锦泉 , 王勇 , 陈煜 , 苏夏 , 陈瑜 , 沈六华 , 朱丽兵 , 施伟 , 孙贺
IPC分类号： G21C15/18 , F28D15/02
CPC分类号： F28D15/02 , F28D15/0266 , G21C15/257 , G21C19/07 , G21C19/08
摘要：本发明涉及基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统，其在乏燃料池内的四周布置若干块隔板，且隔板的高度均低于乏燃料池的高度；在隔板的外侧与乏燃料池内壁之间布置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的顶端出口延伸出乏燃料池并且连接一路上升管的入口，该路上升管的出口连接包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口，该组冷凝端热管的底部出口连接一路下降管的入口，该路下降管的出口向下延伸至乏燃料池内、连接一组蒸发端热管的底部入口。本发明采用热管冷却乏燃料池，热管工作介质相变换热实现低温差高效换热，依靠密度差自然循环驱动，从根本上消除对电源和人员的依赖，实现乏燃料池长期非能动高效换热冷却。

3. 发明公开

CN107112056A 具有倾斜管板的蒸汽发生器无效
公开(公告)号：CN107112056A
公开(公告)日：2017-08-29
申请号：CN201580072879.3
申请日：2015-11-11
申请人：纽斯高动力有限责任公司
发明人： T·利兹凯
IPC分类号： G21C1/32 , G21D1/00 , G21C13/036 , G21C13/04
CPC分类号： G21C15/257 , F01K5/00 , G21C1/32 , G21C1/322 , G21C13/036 , G21C13/04 , G21D1/006 , Y02E30/40
摘要：本发明涉及蒸汽产生系统，其可以包括多个热传递管，这些热传递管被配置成使蒸汽发生系统的次级冷却剂循环。蒸汽产生系统可以热联接到反应器容器(1320)，并且反应器容器可以被配置为容纳初级冷却剂。从反应器容器内产生的热可以从初级冷却剂传递到次级冷却剂。蒸汽发生系统还可以包括流体地联接到多个热传递管的倾斜管板(1300)。倾斜管板可以以非水平方向附接到反应器容器的壁。

4. 发明公开

CN102171768A 热管核裂变爆燃波反应堆冷却无效
公开(公告)号：CN102171768A
公开(公告)日：2011-08-31
申请号：CN200980139264.2
申请日：2009-08-05
申请人：希尔莱特有限责任公司
发明人：查尔斯·E·阿尔费尔德 , 约翰·罗杰斯·吉尔兰 , 罗德里克·A·海德 , 穆里尔·Y·伊什克瓦 , 大卫·G·麦卡利斯 , 内森·P·米佛德 , 托马斯·艾伦·韦弗 , 查尔斯·惠特默 , 小洛厄尔·L·伍德
IPC分类号： G21C15/00
CPC分类号： G21C1/022 , F28D15/0275 , F28D2021/0054 , G21C1/026 , G21C5/18 , G21C15/257 , Y02E30/34
摘要：说明性实施方式提供与核裂变爆燃波反应堆冷却相关的系统、应用、装置和方法。说明性实施方式和方面包括但不限于核裂变爆燃波反应堆、传递核裂变爆燃波反应堆的热量的方法、从核裂变爆燃波反应堆传递热量的方法、在核裂变爆燃波反应堆内传递热量的方法，等等。

5. 发明公开

CN108847294A 一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构审中-实审
公开(公告)号：CN108847294A
公开(公告)日：2018-11-20
申请号：CN201810813275.5
申请日：2018-07-23
申请人：上海核工程研究设计院有限公司
发明人：袁钢 , 叶成 , 陈丽 , 桂璐廷 , 王芳 , 柴庆竹 , 秦文松 , 余欣 , 匡以武 , 罗云 , 黄欣培 , 韩菲 , 王文
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/257 , F28D15/02
CPC分类号： G21C15/18 , F28D15/0266 , G21C15/257
摘要：本发明提供一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构，其包括：蒸发热管、冷凝管和连接管；所述蒸发热管设置在乏燃料池内，并位于所述乏燃料池内的液位以下；所述冷凝管设置在所述乏燃料池的外部，位于放射性废物厂房屋顶上方；所述连接管设置在所述乏燃料池内，且垂直向上穿出所述乏燃料池，沿所述放射性废物厂房向西延伸穿出所述放射性废物厂房，然后沿所述放射性废物厂房的外墙壁朝南延伸与所述冷凝管连接。本发明提供的长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构，热管蒸发段，冷凝段均采用了组合件，减少连接管的数量以简化布置。

6. 发明公开

CN108847293A 一种可喷淋分离型热管冷凝段乏燃料池冷却系统无效
公开(公告)号：CN108847293A
公开(公告)日：2018-11-20
申请号：CN201810811885.1
申请日：2018-07-23
申请人：上海核工程研究设计院有限公司
发明人：柴庆竹 , 叶成 , 陈丽 , 桂璐廷 , 王芳 , 袁钢 , 秦文松 , 黄欣培 , 罗云 , 匡以武 , 余欣 , 韩菲 , 王文
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/257 , F28D15/02
CPC分类号： G21C15/18 , F28D15/0266 , G21C15/257
摘要：本发明提供一种可喷淋分离型热管冷凝段乏燃料池冷却系统，包括：分离型热管换热器，分离型热管换热器包括冷凝换热管,蒸发换热管以及连接管，其中，蒸发换热管设置在乏燃料水池内，冷凝换热管设置在乏燃料水池外，并通过连接管与蒸发换热管相连接；喷淋管，喷淋管用于向冷凝换热管进行喷淋；第一阀门，第一阀门与喷淋管相连接；第二阀门，第二阀门的一端与收集水池相连接，第二阀门的另一端与第一阀门的前端相连接；以及第三阀门，第三阀门的一端与第一阀门的后端相连接，第三阀门的另一端先与喷淋泵相连接，再与收集水池相连接。通过本系统，确保其能长期进行非能动式冷却运行，也能在进行喷淋管启动时较大地提高冷却系统的冷却能力。

7. 发明公开

CN108847292A 一种用于乏燃料池非能动冷却的插入式热管蒸发段换热器审中-实审
公开(公告)号：CN108847292A
公开(公告)日：2018-11-20
申请号：CN201810811883.2
申请日：2018-07-23
申请人：上海核工程研究设计院有限公司
发明人：叶成 , 左巧林 , 陈丽 , 桂璐廷 , 王芳 , 袁钢 , 柴庆竹 , 秦文松 , 韩菲 , 匡以武 , 王文
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/257 , G21C15/28 , F28D15/02
CPC分类号： G21C15/18 , F28D15/02 , G21C15/257 , G21C15/28
摘要：本发明提供一种用于乏燃料池非能动冷却的插入式热管蒸发段换热器，包括:冷凝液联箱、蒸气联箱、蒸发管以及竖直翅片；其中，蒸发管由蒸发管内套管和蒸发管外管组成，蒸发管内套管嵌套于蒸发管外管内；冷凝液联箱设置于蒸发管的上方，并位于蒸气联箱上部的左右两侧，冷凝液联箱在蒸气联箱出口端上方汇合成U型；蒸发管内套管的一端与冷凝液联箱的正下方相连接，蒸发管内套管的另一端与蒸发管外管相连接，蒸发管外管再与蒸气联箱相连接；以及竖直翅片设置于蒸发管外管的外部。本发明具有增强了热管换热器与乏燃料组件间的换热性能，保证了插入式热管的工艺可行性并且采用热管的非能动冷却性能，提高乏燃料池的安全性等有益效果。

8. 发明申请

WO2019067819A1 PLATE TYPE NUCLEAR MICRO REACTOR 审中-公开
公开(公告)号：WO2019067819A1
公开(公告)日：2019-04-04
申请号：PCT/US2018/053270
申请日：2018-09-28
申请人： WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC
发明人： ARAFAT, Yasir , VAN WYK, Jurie J.
IPC分类号： G21C1/04 , G21C3/36 , G21C15/257
CPC分类号： G21C15/257 , F28D15/0233 , F28D15/0275 , F28D15/046 , F28D15/06 , F28D2021/0054 , F28F3/08 , G21C3/36 , G21C5/02 , G21C5/12 , G21C5/16 , G21C15/08 , G21C21/00 , G21D3/001
摘要： This invention provides a nuclear reactor design that can enable automated or semi-automated manufacturing of a small reactor in a mechanized factory. This is possible by following a layered approach to combine simple "plate" geometries with the use of diffusion bonding and computer aided manufacturing techniques that integrate all the fuel, axial reflectors, axial gamma and neutron shields, fuel gas plenum, heat removal mechanism, primary heat exchangers and moderator all in one block or component. The final assembled block has no welds and limits or eliminates manual operations. This design has the potential to reduce the fabrication time of an entire nuclear reactor to just a few days.

9. 发明申请

WO2015061641A1 STEAM GENERATOR FOR NUCLEAR STEAM SUPPLY SYSTEM 审中-公开
标题翻译：蒸汽发生器用于核燃料供应系统
公开(公告)号：WO2015061641A1
公开(公告)日：2015-04-30
申请号：PCT/US2014/062094
申请日：2014-10-24
申请人： HOLTEC INTERNATIONAL
发明人： SINGH, Krishna, P , RAJKUMAR, Joseph
IPC分类号： G21C15/14
CPC分类号： G21C15/14 , F22B1/023 , F22B1/026 , G21C13/032 , G21C13/04 , G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/257 , G21C15/26 , G21D1/006 , Y02E30/40
摘要： A nuclear steam supply system utilizing gravity-driven natural circulation for primary coolant flow through a fluidly interconnected reactor vessel and a steam generating vessel. In one embodiment, the steam generating vessel includes a plurality of vertically stacked heat exchangers operable to convert a secondary coolant from a saturated liquid to superheated steam by utilizing heat gained by the primary coolant from a nuclear fuel core in the reactor vessel. The secondary coolant, may be working fluid associated with a Rankine power cycle turbine-generator set in some embodiments. The steam generating vessel and reactor vessel may each be comprised of vertically elongated shells, which in one embodiment are arranged in lateral adjacent relationship. In one embodiment, the reactor vessel and steam generating vessel are physically discrete self-supporting structures which may be physically Iocated in the same containment vessel.
摘要翻译：一种使用重力驱动的自然循环的初级冷却剂流经流体互连的反应堆容器和蒸汽发生容器的核蒸汽供应系统。在一个实施例中，蒸汽发生容器包括多个垂直堆叠的热交换器，其可操作以通过利用来自反应堆容器中的核燃料芯的主要冷却剂所获得的热量将二次冷却剂从饱和液体转化为过热蒸汽。在一些实施例中，二次冷却剂可以是与兰金动力循环涡轮发电机组相关联的工作流体。蒸汽发生容器和反应堆容器可以各自包括垂直细长的外壳，在一个实施例中，它们以横向相邻的关系排列。在一个实施例中，反应堆容器和蒸汽发生容器是物理上分离的自支撑结构，其可以物理地定位在相同的容纳容器中。

10. 发明授权

US4851183A Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors 失效
标题翻译：地下核电站采用自调节热管式反应堆
公开(公告)号：US4851183A
公开(公告)日：1989-07-25
申请号：US194772
申请日：1988-05-17
申请人： Viktor E. Hampel
发明人： Viktor E. Hampel
IPC分类号： G21C7/26 , G21C7/28 , G21C9/02 , G21C11/06 , G21C13/00 , G21C15/257
CPC分类号： G21D1/00 , F28D15/00 , F28D15/0275 , F28D15/06 , G21C11/06 , G21C13/00 , G21C15/257 , G21C7/26 , G21C7/28 , G21C9/02 , F28D2021/0054 , Y02E30/39 , Y10S376/911
摘要： A nuclear reactor for generating electricity is disposed underground at the bottom of a vertical hole that can be drilled using conventional drilling technology. The primary coolant of the reactor core is the working fluid in a plurality of thermodynamically coupled heat pipes emplaced in the hole between the heat source at the bottom of the hole and heat exchange means near the surface of the earth. Additionally, the primary coolant (consisting of the working flud in the heat pipes in the reactor core) moderates neutrons and regulates their reactivity, thus keeping the power of the reactor substantially constant. At the end of its useful life, the reactor core may be abandoned in place. Isolation from the atmosphere in case of accident or for abandonment is provided by the operation of explosive closures and mechanical valves emplaced along the hole. This invention combines technology developed and tested for small, highly efficient, space-based nuclear electric power plants with the technology of fast-acting closure mechanisms developed and used for underground testing of nuclear weapons. This invention provides a nuclear power installation which is safe from the worst conceivable reactor accident, namely, the explosion of a nuclear weapon near the ground surface of a nuclear power reactor.
摘要翻译：用于发电的核反应堆位于可以使用常规钻井技术钻孔的垂直孔的底部的地下。反应堆堆芯的主要冷却剂是位于孔底部的热源和靠近地球表面的热交换装置之间的孔中的多个热力学耦合的热管中的工作流体。此外，主冷却剂（由反应堆堆芯中的热管中的工作流体组成）可缓和中子并调节其反应性，从而保持反应堆的功率基本恒定。在其使用寿命结束时，反应堆堆芯可能被放弃到位。在发生事故或放弃的情况下，大气中的隔离是通过沿着孔放置的爆炸封闭物和机械阀的操作提供的。本发明结合了针对小型，高效率，基于空间的核电站开发和测试的技术，开发并用于核武器地下试验的快速闭合机制技术。本发明提供了一种核能装置，它是从最可能想到的反应堆事故中安全的，即核动力堆反应堆地面附近的核武器爆炸。

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