CN104751923A - 一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统,包括核反应堆芯,核反应堆芯的外侧套装设有核反应堆中壳,核反应堆中壳连通第一换热循环回路,第一换热循环回路的外侧套装设有核反应堆外壳,核反应堆外壳顶部的蒸汽出气口连接蒸汽发电机,蒸汽发电机的进气口处设有蒸汽阀门,蒸汽发电机的底部通过管道连接冷凝器,冷凝器的底部通过管道连接水泵,水泵通过管道连接所述核反应堆外壳的底部进液口,形成第二换热作功循环回路。本发明克服现有压水堆型和高温气冷球形核燃料核反应堆所存在效率低、不安全、不环保的问题,存在发生核事故的危险和发生核泄漏的危险等缺点,提供的一种更安全、更环保、更高效的一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统。

Description

一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统
技术领域
本发明涉及核电领域,具体涉及利用高温气冷核反应堆在发电中的应用,进一步涉及一种一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统。
背景技术
核能是未来不可替代的能源之母,然而现有的传统核能技术存在严重的设计观念错误。不可避免的会造成各种严重核事故,尽管人们采取各种措施来补救,企图避免发生核事故。但是由于设计理念未能从根本上突破现有的传统系统设计和结构设计固有缺陷的束缚,只是在错误的基础上进行修修补补的所谓改进,不可能完全彻底的根除所有核事故隐患。必然还会存在发生核事故的隐患。
传统核反应堆的核燃料是由核燃料棒组件一次装填到核反应堆内,然后封闭核反应堆,启动控制系统调控核反应堆的控制棒,使核反应堆芯中的核燃料在超临界状态,因中子相互碰撞激发,发生链式反应产生热能。现在正在实验的第四代高温气冷球型核燃料核反应堆和现已建成的第三代压水堆,都是核反应堆和蒸汽发生器分为体两体结构,如图1所示,分体式核反应堆23是设置在蒸汽发生器24的外面,之间通过第一回路换热管8传递热量,效率低、不安全、不环保,存在发生核事故的危险和放射性泄漏危险。
发明内容
本发明的目的是提供一种一体化高温气冷球床型核反应堆,为了彻底克服现有压水堆型和分体高温气冷球形核燃料核反应堆中存在的效率低、不安全、不环保等问题,存在发生核事故的危险和发生核泄漏的危险等缺点,提供的一种更安全、更环保、更高效的一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统。
本发明的目的是通过以下技术方案来实现:
一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统,包括核反应堆芯,所述核反应堆芯的外侧套装设有核反应堆中壳,所述核反应堆中壳的上下两端均连通第一换热循环回路,所述第一换热循环回路的外侧套装设有核反应堆外壳,所述核反应堆外壳顶部的蒸汽出气口通过管道连接蒸汽发电机,所述蒸汽发电机的进气口处设有蒸汽阀门,所述蒸汽发电机的底部通过管道连接冷凝器,所述冷凝器的底部通过管道连接水泵,所述水泵通过管道连接所述核反应堆外壳的底部进液口,形成第二换热作功循环回路,核反应堆产生的热量与第一换热循环回路中的惰性气体交换热量,惰性气体在第一换热循环回路中循环移动,提高换热效率,惰性气体与核反应堆外壳内的纯净水交换热量,将纯净水加热蒸发出的水蒸气从核反应堆外壳顶部的蒸汽出气口排出,进入蒸汽轮发电机发电,作功后水蒸气从蒸汽发电机底部的管道进入到冷凝器中,降温形成冷凝水,最后通过水泵从核反应堆外壳底部的进液口进入,回到核反应堆外壳内进行下次循环。
进一步的,所述核反应堆包括核反应堆内壳,所述核反应堆内壳内设有核反应堆芯,所述核反应堆内壳的底部设有呈圆周状均匀分布且插入所述核反应堆新内的核反应控制棒,所述核反应控制棒的底端连接设置在所述核反应堆内壳下方的核反应控制器,所述核反应堆内壳的上下两端通过管道分别连接核燃料储料箱与核废料箱,传统结构是将核燃料棒组件从核反应堆外壳的顶部吊装到核反应堆内,核燃料控制棒是从反应堆顶部向下插入到核燃料棒组件内,相对于这种结构,本发明是用核燃料球,将核燃料控制棒从底部向上插入到反应堆芯中,核燃料控制棒可以完全抽出,直到接触到反应堆芯的底部,从而使核燃料更加充分反应。
进一步的,所述核反应内壳的顶部与管道的连接处设有核燃料分配器,用于均匀分布核燃料球,防止核燃料球通过管道直接下降,堆在一个地方,从而造成堵塞和分布不均的问题。
进一步的,第一热循环系统包括套装在所述核反应堆外侧的核反应堆中壳,所述核反应堆中壳的顶部连接多条第一回路换热管,所述第一回路换热管呈发散状并向下延伸至所述核反应堆中壳的下方,所述第一回路换热管的下端连接循环气泵,所述循环气泵通过管道连接所述核反应堆中壳的底端,形成第一回路气体换热循环。
进一步的,所述蒸汽发电机包括蒸汽汽轮机与发电机,所述蒸汽汽轮机的转子与发电机的转子通过中心轴固定连接,蒸汽带动蒸汽汽轮机的转子转动,该转子通过中心轴带动发电机的转子同步转动,从而实现蒸汽发电。
进一步的,所述冷凝器内的第二回路换热管与第三回路换热管交换热量后传到空气冷却塔,所述空气冷却塔的第四回路换热管连接市区供暖系统,从蒸汽发电机流出的水蒸气进入到冷凝器内的第二回路换热管,第二回路换热管与第三回路换热管交换热量,形成冷凝水;在夏季空气冷却塔中的冷空气吸收第三回路换热管内的热量排放到空中,冬季第四回路换热管将第三回路换热管内的热量传递给市区供热系统。
进一步的,所述蒸汽出气口处设有汽轮发电机组,所述汽轮发电机组与蒸汽出气口之间装有蒸汽控制阀门,在事故情况下,关闭主汽轮发电机阀门,当其它备用电源因故障停止时,开启蒸汽出气口上的蒸汽控制阀门,将高压蒸汽送到备用汽轮发电机组,无须其它辅助设备,直接起动备用汽轮发电机组,整个过程只需几秒钟就可实现正常供电,直到核反应堆完全停堆冷却为止,可大大提高核电站的安全性。
本发明将核反应堆设置于第二换热回路内,第一换热回路内是采用氦气作传热介质,直接将热能通过热交换器加热第二换热回路内的热水,使之产生高压蒸汽,该高压蒸汽充满核反应堆二回路外壳内,组成蒸汽发生器,该蒸汽发生器和核反应堆芯是同心,严密包裹在核反应堆芯的上下左右四周,所以蒸汽发生器的坚固外壳同时也是核反应堆的外壳,这样设计有以下好处:
1、核反应堆芯完全由四周有蒸汽发生器中水的防护,可以大大降低核反应堆芯的核辐射,再则,有坚固的蒸汽发生器金属外壳保护,进一步降低核辐射,把核辐射降到几乎为零的最低水平,核反应堆有坚固的蒸汽发生器外壳保护可以进一步提高抗震能力,这是现有第三代核反应堆和第四代其它核反应堆无法企及的。
2、核反应堆与换热回路之间为全面积接触,使之接触面积最大,从而换热效率最高,同时不会造成热量的浪费流失。
3、核反应加热的水蒸汽启动蒸汽发电机发电,之后水蒸汽的余热通过冷凝器吸收,输送给市区供热系统,进一步提高热能利用效率,节省能源避免浪费。
4、在事故情况下,当其它备用电源因故障停止时,开启蒸汽出气口上的蒸汽控制阀门13,将高压蒸汽送到备用汽轮发电机组12,无须其它辅助设备,直接起动备用汽轮发电机组12,整个过程只需几秒钟就可实现正常供电,直到核反应堆完全停堆冷却为止,可大大提高核电站的安全性。
5、本发明将控制棒从底部向上插入,使核燃料控制棒可以完全退出到核燃料球的底部,从而使核燃料充分反应,提高核燃料的燃耗深度,进一步提高核燃料利用效率。
6、球形核燃料具有稳定的温度特性,可以自动将核反应堆的温度稳定在850℃至1000℃,可以确保反应堆不会因温度失控而发生事故,确保反应堆更安全。
附图说明
下面根据附图对本发明作进一步详细说明。
图1是传统核反应堆的结构示意图;
图2是本发明实施例所述一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统的结构示意图。
图中:
1、核反应堆内壳;2、核燃料球;3、核反应控制棒;4、核反应控制器;5、核燃料储料箱;6、核废料箱;7、核反应堆中壳;8、第一回路换热管;9、循环气泵;10、核反应堆外壳;11、蒸汽出气口;12、汽轮发电机组;13、蒸汽控制阀门;14、蒸汽汽轮机;15、发电机;16、中心轴;17、冷凝器;18、第二回路换热管;19、空气冷却塔;20、第三回路换热管;21、水泵;22、进液口;23、分体式核反应堆;24、蒸汽发生器;25、核燃料分配器;26、蒸汽机阀门;27、第四回路换热管。
具体实施方式
如图2所示,本发明实施例所述的一种一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统,包括核反应堆芯,所述核反应堆芯包括核反应堆内壳1,所述核反应堆内壳1内装有核燃料球2,所述核反应堆内壳1的底部设有呈圆周状均匀分布且可插入所述核反应堆内壳1内的核反应控制棒3,所述核反应控制棒3的下端连接核反应控制器4,所述核反应控制器4设置在所述核反应堆内壳1的下方,所述核反应堆内壳1的上下两端通过管道分别连接核燃料储料箱5与核废料箱6;所述核反应堆内壳1的顶部与管道的连接处设有核燃料分配器25。
所述核反应堆芯的外侧套装设有核反应堆中壳7,所述核反应堆中壳7的顶部连接第一回路换热管8,所述第一回路换热管8向下弯曲并延伸至所述核反应堆中壳7的下方,所述第一回路换热管8的下端连接循环气泵9,所述循环气泵9通过管道连接所述核反应堆中壳7的底端,形成第一换热循环回路。
所述第一换热循环回路的外侧套装设有核反应堆外壳10,所述核反应堆外壳10的顶部设有蒸汽出气口11,所述蒸汽出气口11处设有备用汽轮发电机组12,所述汽轮发电机组12与蒸汽出气口11之间装有蒸汽阀门。
所述蒸汽出气口11通过管道连接蒸汽轮机,所述蒸汽轮机的进气口处设有蒸汽阀门26,用于控制蒸汽轮机的打开与关闭,所述蒸汽汽轮机14的转子与发电机15的转子通过中心轴16固定连接,组成蒸汽轮机发电机15组,中心轴16的外侧套装设有保护外壳。
所述蒸汽轮机的底部通过管道连接冷凝器17,所述冷凝器17内的第二回路换热管18与第三回路换热管20交换热量后传到空气冷却塔19,所述空气冷却塔19的第四回路换热管27连接市区供暖系统,从蒸汽发电机15流出的水蒸气进入到冷凝器17内的第二回路换热管18,第二回路换热管18与第三回路换热管20交换热量,形成冷凝水,该冷凝水通过管道送到水泵21;在夏季,空气冷却塔19中的冷空气吸收第三回路换热管20内的热量并排放到空中,冬季第四回路换热管27将第三回路换热管20内的热量传递给市区供热系统。
所述冷凝器17的底部通过管道连接水泵21,所述水泵21通过管道连接核反应堆外壳10的底部进液口22,将所述冷凝水送入核反应堆外壳10内,形成第二换热循环回路。
本发明不局限于上述最佳实施方式,任何人在本发明的启示下都可得出其他各种形式的产品,但不论在其形状或结构上作任何变化,凡是具有与本申请相同或相近似的技术方案,均落在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一体化高温气冷球床型核反应堆发电系统,其特征在于:包括核反应堆芯,所述核反应堆芯的外侧套装设有核反应堆中壳,所述核反应堆中壳的上下两端均连通第一换热循环回路,所述第一换热循环回路的外侧套装设有核反应堆外壳,所述核反应堆外壳顶部的蒸汽出气口通过管道连接蒸汽发电机,所述蒸汽发电机的进气口处设有蒸汽阀门,所述蒸汽发电机的底部通过管道连接冷凝器,所述冷凝器的底部通过管道连接水泵,所述水泵通过管道连接所述核反应堆外壳的底部进液口,形成第二换热作功循环回路。
2.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述核反应堆芯包括核反应堆内壳,所述核反应堆内壳内装有核燃料球,所述核反应堆内壳的底部设有呈圆周状均匀分布且可插入该核反应堆内壳内的核反应控制棒,所述核反应控制棒的底端连接设置在所述核反应堆内壳下方的核反应控制器,所述核反应堆内壳的上下两端均通过管道分别连接核燃料储料箱与核废料箱。
3.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述核反应堆内壳的顶部与管道的连接处设有核燃料分配器。
4.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述第一换热循环回路包括套装在所述核反应堆芯外侧的核反应堆中壳,所述核反应堆中壳的顶部连接第一回路换热管,所述第一回路换热管向下弯曲并延伸至所述核反应堆中壳的下方,所述第一回路换热管的下端连接循环气泵,所述循环气泵通过管道连接所述核反应堆中壳的底端,形成气体换热循环。
5.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述蒸汽发电机包括蒸汽汽轮机与发电机,所述蒸汽汽轮机的转子与发电机的转子通过中心轴固定连接。
6.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述冷凝器内的第二回路换热管与第三回路换热管交换热量后传到空气冷却塔,所述空气冷却塔的第四回路换热管连接市区供暖系统。
7.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统,其特征在于:所述蒸汽出气口处设有汽轮发电机组,所述汽轮发电机组与蒸汽出气口之间装有蒸汽控制阀门。
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Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106128522A (zh) * 2016-06-30 2016-11-16 四川行之知识产权运营服务有限公司 一种基于采用核能发电的系统
CN107910985A (zh) * 2017-12-22 2018-04-13 中国科学院电工研究所 一种基于蒸发冷却装置的余热发电系统
CN108443850A (zh) * 2018-03-29 2018-08-24 何满潮 用于地下中子能电站的余热采集利用系统
CN110136848A (zh) * 2019-05-21 2019-08-16 中国核动力研究设计院 非能动排出燃料球作为第二套停堆系统的高温堆堆芯
CN112885494A (zh) * 2021-01-26 2021-06-01 哈尔滨工程大学 一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4761260A (en) * 1986-06-27 1988-08-02 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
CN1402261A (zh) * 2002-09-29 2003-03-12 清华大学 一种高温气冷堆联合循环发电一体化系统
CN1545101A (zh) * 2003-11-18 2004-11-10 清华大学 一种高温气冷堆发电装置
CN101656120A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产气冷堆核能低温发电装置
CN101714413A (zh) * 2009-12-23 2010-05-26 清华大学 高温气冷堆蒸汽发电系统及方法
CN101908386A (zh) * 2010-06-21 2010-12-08 华北电力大学 一种基于压水堆和高温气冷堆的混合热力循环系统
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN202512905U (zh) * 2012-05-02 2012-10-31 宋明富 不停堆添加核燃料球床型反应堆

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4761260A (en) * 1986-06-27 1988-08-02 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel
CN1402261A (zh) * 2002-09-29 2003-03-12 清华大学 一种高温气冷堆联合循环发电一体化系统
CN1545101A (zh) * 2003-11-18 2004-11-10 清华大学 一种高温气冷堆发电装置
CN101656120A (zh) * 2008-08-18 2010-02-24 河南省长葛市新能源研究所 Co2工质联产气冷堆核能低温发电装置
CN101714413A (zh) * 2009-12-23 2010-05-26 清华大学 高温气冷堆蒸汽发电系统及方法
CN101908386A (zh) * 2010-06-21 2010-12-08 华北电力大学 一种基于压水堆和高温气冷堆的混合热力循环系统
CN102243897A (zh) * 2011-06-27 2011-11-16 华北电力大学 基于纳米流体特性的沸水堆事故下非能动余热导出系统
CN202512905U (zh) * 2012-05-02 2012-10-31 宋明富 不停堆添加核燃料球床型反应堆

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106128522A (zh) * 2016-06-30 2016-11-16 四川行之知识产权运营服务有限公司 一种基于采用核能发电的系统
CN107910985A (zh) * 2017-12-22 2018-04-13 中国科学院电工研究所 一种基于蒸发冷却装置的余热发电系统
CN108443850A (zh) * 2018-03-29 2018-08-24 何满潮 用于地下中子能电站的余热采集利用系统
CN110136848A (zh) * 2019-05-21 2019-08-16 中国核动力研究设计院 非能动排出燃料球作为第二套停堆系统的高温堆堆芯
CN112885494A (zh) * 2021-01-26 2021-06-01 哈尔滨工程大学 一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统
CN112885494B (zh) * 2021-01-26 2022-08-02 哈尔滨工程大学 一种基于星型斯特林发动机的反应堆电源系统

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