The invention discloses a movable type nuclear power device, including reactor system, shielding system, inclusion system, power system, power supply system, loading system, pipeline system and instrument control system, wherein, the reactor system for low voltage system, the liquid coolant pressure boundary for heavy metals double, the loading system for loading system, wherein, the inner wall of the loading system by shielding material. The portable nuclear power generation device of the present invention has the characteristics of miniaturization and safety, and realizes radiation shielding of a lead based reactor system in a transportable loading system.
【技术实现步骤摘要】
一种可移动式核能发电装置
本专利技术涉及核能发电装置,具体涉及一种可移动式核能发电装置。
技术介绍
常规核电站的整套发电系统不可移动,不能够为电网不成熟的偏远地区或海岛等特殊地区完成供电。可移动式反应堆可以满足分布式供电的需求,在军用、民用以及特殊作业中都有着特殊的前景。目前设计的可移动式反应堆,存在着安全性不足,在运输行为中易发生放射性外泄。现有的可移动式反应堆在多车运动过程中,对车辆运送形式有特殊要求,部分公路难以满足。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供一种可移动式核能发电装置,以提高可移动式反应堆的安全性。为此,本专利技术一方面提供了一种可移动式核能发电装置,包括反应堆系统、屏蔽系统、包容体系统、发电系统、备用电源系统、装载系统、管道连接系统、以及仪控电系统,其中,所述的反应堆系统为低压系统,采用的冷却剂为液态重金属,压力边界为双层,所述装载系统用于承载全系统,其中,所述装载系统的内壁由屏蔽材料制成。进一步地,上述反应堆系统为铅基反应堆系统,采用的冷却剂为铅基合金,压力边界为双层。进一步地,上述反应堆系统、所述发电系统、所述备用电源系统和所述仪控电系统均为独立设计模块,能够分别组合与运输。进一步地,上述压力边界的承压能力小于1.0MPa。进一步地,上述包容体系统对全系统的放射性进行包容,所述包容体承压能力小于1.0MPa。进一步地,上述装载系统包括若干个装载箱体。进一步地,上述仪控电系统在运行时放置于反应堆系统设定距离外。进一步地,上述装置用于供热、供电、供应蒸汽或直接作为动力输出。在本专利技术中,反应堆系统为具有双层容器的、铅基合金作为冷却剂的反 ...
【技术保护点】
一种可移动式核能发电装置,包括反应堆系统(1)、屏蔽系统(2)、包容体系统(3)、发电系统(4)、备用电源系统(5)、装载系统(6)、管道连接系统(7)、以及对所述反应堆系统(1)和发电系统(4)进行控制的仪控电系统(8),其中,所述的反应堆系统(1)为低压系统,采用的冷却剂(9)为液态重金属,压力边界(10)为双层,所述装载系统(6)用于承载全系统,其中,所述装载系统(6)的内壁由屏蔽材料制成。
【技术特征摘要】
1.一种可移动式核能发电装置,包括反应堆系统(1)、屏蔽系统(2)、包容体系统(3)、发电系统(4)、备用电源系统(5)、装载系统(6)、管道连接系统(7)、以及对所述反应堆系统(1)和发电系统(4)进行控制的仪控电系统(8),其中,所述的反应堆系统(1)为低压系统,采用的冷却剂(9)为液态重金属,压力边界(10)为双层,所述装载系统(6)用于承载全系统,其中,所述装载系统(6)的内壁由屏蔽材料制成。2.根据权利要求1所述的可移动式核能发电装置,其特征在于,所述反应堆系统(1)为铅基反应堆系统,采用的冷却剂(9)为铅基合金,压力边界(10)为双层。3.根据权利要求1所述的可移动式核能发电装置,其特征在于,所述反应堆系统(1)、所述发电系统(4)...
【专利技术属性】
技术研发人员:吴宜灿,
申请(专利权)人:中国科学院合肥物质科学研究院,
类型:发明
国别省市:安徽,34
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