CN110634580B - 一种热管型深海应用核反应堆系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种热管型深海应用核反应堆系统，包括：密封的圆筒形的压力容器，从上到下依次设置于压力容器内的主换热器，余热排出换热器，堆芯，以及贯穿主换热器、余热排出换热器、堆芯的高温热管；其中堆芯由反射层、屏蔽层、燃料元件、控制棒及金属基体组成；主换热器通过环形套管与能量转换装置连接，是反应堆中主要的承压容器；余热排出换热器由换热器壁面和包含在内部的高温热管组成，通过海水进口管道和海水出口管道与大海环境相连；多个高温热管设置于堆芯、主换热器和余热排出换热器的内部。本发明具有的优点是结合深海应用环境需求，采用了一体化的布置方案，系统简单结构紧凑，最大限度的减小了放射性物质泄漏的可能性。

Description

一种热管型深海应用核反应堆系统
技术领域
本发明涉及核反应堆系统技术领域，尤其涉及一种热管型深海应用核反应堆系统。
背景技术
热管是一种利用封闭在管内的特定工质反复进行物理相变或化学反应来传递热量的一种导热性能极好的传热器件。热管按照工作温度不同可分为低温热管(-270～0℃)、常温热管(0～200℃)、中温热管(200～600℃)和高温热管(600℃以上)。其中高温热管以液态金属(钠、钾、锂等)为工质，具有良好的热稳定性和很低的饱和蒸汽压力，还可以通过翅片的形式扩展传热表面积来强化传热能力。高温热管被广泛应用于航空航天、石油化工、冶金和动力等各个领域。
随着热管技术的发展和不断成熟，国内外相继提出多种利用热管冷却的反应堆系统，如洛斯阿拉莫斯的Kilopower、麻省理工的MSR等。这些热管冷却反应堆设计主要用于解决空间推进系统的能源需求，为了减小反应堆的重量和体积，热管型空间应用反应堆大多采用了高富集度的铀燃料，取消屏蔽层，并且使用基于中子泄露原理的转动鼓控制方式，这些特点都与空间应用环境密切相关，并不能完全适用于陆地、海洋等人员密度较大的使用环境。
目前，国际上提出的热管冷却反应堆都是基于空间应用环境设计，尚未发现国际有任何一种适用于深海应用的热管型核反应堆系统。在反应堆设计时考虑深海使用环境、提高反应堆的固有安全性，成为热管型深海应用核反应堆设计时亟需解决的技术问题。
发明内容
为了解决上述问题，本发明的目的是公开一种热管型深海应用核反应堆系统，实现热管冷却反应堆功能的同时，最大限度的保证核反应堆的安全。
本发明是通过以下技术方案实现的：一种热管型深海应用核反应堆系统，包括密封的圆筒形的压力容器，从上到下依次设置于压力容器内的主换热器，余热排出换热器，堆芯，以及贯穿主换热器、余热排出换热器、堆芯的高温热管；所述主换热器通过环形套管与能量转换装置连接；所述堆芯包括金属基体、燃料元件以及控制棒，所述金属基体内部按三角形栅格排列设置有多个上下贯通的圆柱形小孔通道，所述高温热管与燃料元件依照相邻的布置规则插入小孔通道内；所述余热排出换热器包括换热器本体，以及连接换热器本体两端的海水进口管道、海水出口管道，且所述高温热管贯穿换热器本体内部，安装于小孔通道内；所述高温热管的蒸发段位于堆芯活性区内部，所述高温热管的冷凝段位于主换热器、余热排出换热器内部；所述主换热器、余热排出换热器、堆芯的内部均设置有供控制棒上下移动的控制棒导向通道，且所述压力容器的顶部设置有驱动控制棒的控制棒驱动机构。
通过上述技术方案，反应堆正常运行时，堆芯热量主要通过主换热器传递到能量转换装置中的工质；反应堆停堆时，堆芯剩余衰变热通过余热排出换热器释放到海水中；并且反应堆内的高温热管都是相互独立运行的，每一根高温热管都可从主换热器的顶部抽出，当监测到高温热管失效时，可以方便的实现任一根热管的更换；而且将反应堆堆芯、高温热管、换热器等设备都布置在反应堆压力容器的内部，系统简单结构紧凑。
进一步地，所述主换热器的内部通过环形隔板分割为内外两层，且环形套管的外层环形流道与主换热器的外层空间连通，环形套管的内层环形流道与主换热器的内层空间连通。
通过上述技术方案，本发明的主换热器被分割为内外两层，来自能量转换装置的低温工质由环形套管的外层环形流道进入主换热器的外层空间，然后由主换热器底部转向进入内层空间，工质向上流动过程中与圆柱形通道表面进行强迫对流换热，高温工质通过环形套管的内层环形流道进入能量转换装置；这样的布置方式不但保证气体冲涮每一根传热管，还保证对高温热管的均匀冷却效果。
进一步地，在主换热器的内层空间中，主换热器的顶部和底部对应开设有若干组通孔，将对应的通孔和圆柱形通道焊接成热管导向通道，且圆柱形通道的内径大于高温热管的外径。
通过上述技术方案，高温热管沿主换热器的顶部插入圆柱形通道内，实现了高温热管与能量转换系统工质之间的双重隔离，即使高温热管发生破裂，内部的工质也不会由破口进入能量转换系统中，最大限度的减小了放射性物质释放到环境的可能性。
进一步地，所述金属基体为圆柱形，所述小孔通道呈蜂窝状分布；且燃料元件与高温热管的比例是3：1，并依照每一个燃料元件至少与两个高温热管相邻布置。
通过上述技术方案，燃料元件与高温热管间隔布置，保证每一根燃料元件至少与两根热管相邻，即使有一根热管失效，燃料元件的释热也能够顺利导出。
进一步地，所述控制棒导向通道包括所述圆柱形通道和控制棒导向管，其中控制棒导向管是金属基体中的一部分小孔通道。
通过上述技术方案，由于控制棒的长度与堆芯活性区的轴向长度一致，且每个圆柱形通道与金属基体中的小孔通道一一对应且吻合，控制棒的顶端与置于压力容器顶部的控制棒驱动机构连接，以使得控制棒在控制棒驱动机构的作用下，沿圆柱形通道进入堆芯内部上下移动，进而实现通过调节控制棒的插入高度以使反应堆保持临界状态。
进一步地，所述堆芯还包括依次设置于金属基体外侧的反射层和屏蔽层，其厚度根据堆内中子通量的计算来确定。
进一步地，所述燃料元件内部填充UO2燃料芯块，且采用燃料富集度低于20％的低富集度铀。
通过上述技术方案，可保证深海应用条件下反应堆的安全性，深海应用核反应堆系统长期运行于人员密集的环境，必须考虑辐射防护以及核安全特性，故燃料元件内部填充燃料富集度低于20％的低富集度UO2燃料芯块，可更好的实现反应堆屏蔽，而且满足核安全及核不扩散条约的规定。
优选地，所述金属基体的材质为铌锆合金。
通过上述技术方案，保证固体反应堆有更好的导热特性，可以降低堆芯温度以及燃料芯块中心的温度。
进一步地，所述控制棒分为调节棒和停堆棒，且所述控制棒的数量和布置方式根据反应堆功率、堆芯直径、燃料元件布置方式确定。
优选地，所述高温热管内的工质为钠。
通过上述技术方案，采用钠热管作为冷却装置，利用钠工质的蒸发和冷凝实现堆芯热量的导出，钠热管的运行温度大约为900℃，一方面保证反应堆温度不会超过UO2燃料芯块的熔点，另一方面可以提高能量转换系统工质的温度，提高能量转换效率。
与现有技术相比，本发明具有以下优点：
1、本发明采用一体化的布置方案，将反应堆堆芯、高温热管、换热器等设备都布置在反应堆压力容器的内部，系统简单结构紧凑；
2、本发明中的主换热器采用了双层隔离结构，最大限度的减小了放射性物质释放到环境的可能性；
3、本发明的余热排出换热器的最终热阱为大海，可以有效实现反应堆余热的长期导出，提高反应堆的安全性。
附图说明
图1是本发明的结构示意图；
图2是是本发明体现金属基体的结构示意图。
图中，1、堆芯；2、主换热器；3、余热排出换热器；4、高温热管；5、压力容器；6、热管导向通道；7、反射层；8、屏蔽层；9、燃料元件；10、控制棒；11、金属基体；111、小孔通道；13、圆柱形通道；14、海水进口管道；15、海水出口管道；16、环形套管；17、环形隔板；18、控制棒驱动机构。
具体实施方式
下面结合附图对本发明做进一步的说明。
一种热管型深海应用核反应堆系统，如图1所示，包括密封的圆筒形的压力容器5，沿压力容器5内部从上到下设置的主换热器2，余热排出换热器3，堆芯1，以及贯穿主换热器2、余热排出换热器3、堆芯1的高温热管4。
如图1所示，主换热器2通过环形套管16与能量转换装置(图中未示出)连接，主换热器2的内部通过环形隔板17分割为内外两层，且环形套管16的外层环形流道与主换热器2的外层空间连通，环形套管16的内层环形流道与主换热器2的内层空间连通；在主换热器2的内层空间中，主换热器2的顶部和底部对应开设有若干组通孔，将对应的通孔和圆柱形通道13焊接成热管导向通道6，且圆柱形通道13的内径大于高温热管4的外径，便于高温热管4沿主换热器2的顶部插入圆柱形通道13内。
因此，反应堆运行时，温度较低的工质由环形套管16的外层环形管道进入主换热器2，沿外层空间向下流动到主换热器2底部后转向进入内层空间，工质向上流动过程中与圆柱形通道13表面进行强迫对流换热，以实现反应堆热量的导出。
如图1和图2所示，堆芯1包括金属基体11、燃料元件9以及控制棒10，其中金属基体11为圆柱形，内部按三角形栅格排列设置有多个上下贯通的圆柱形小孔通道111，并呈蜂窝状分布；其中高温热管4与燃料元件9依照一定的布置规则插入小孔通道111内，且燃料元件9与高温热管4的比例是3：1，布置时依照每一个燃料元件9最少与一个高温热管4相邻，进而保证燃料元件9的释热能够顺利导出；
另外，如图1和图2所示，金属基体11中的一部分小孔通道111被用作控制棒导向管；由于控制棒10的长度与堆芯1活性区的轴向长度一致，且每个圆柱形通道13与金属基体11中的小孔通道111一一对应且吻合，控制棒10的顶端与置于压力容器5顶部的控制棒驱动机构18连接，以使得控制棒10在控制棒驱动机构18的作用下，沿圆柱形通道13进入堆芯1内部上下移动，进而实现通过调节控制棒10的插入高度以使反应堆保持临界状态。
在上述方案的基础上，如图1所示，堆芯1还包括依次设置于金属基体11外侧的反射层7和屏蔽层8，即金属基体11的上部、下部及侧面都布置有反射层7和屏蔽层8，且反射层7和屏蔽层8的厚度可根据堆内中子通量的计算来确定。
在上述方案的基础上，余热排出换热器3包括换热器本体，以及连接换热器本体两端的海水进口管道14、海水出口管道15；而高温热管4贯穿换热器本体内部，安装于金属基体11(见图2)内的小孔通道111内；即在反应堆停堆状态下，海水由海水进口管道14进入余热排出换热器3，冷却高温热管4以导出堆芯1余热，以使得高温海水由海水出口管道15流入大海。
在上述方案的基础上，如图1所示，高温热管4均设置于堆芯1、主换热器2、余热排出换热器3的内部，即高温热管4的蒸发段位于堆芯1活性区内部，其冷凝段位于主换热器2、余热排出换热器3内部；由于高温热管4利用内部工质的蒸发和冷凝实现热量导出，具有很高的传热效率。
因此，反应堆正常运行时，堆芯1热量主要通过主换热器2传递到能量转换装置中的工质；反应堆停堆时，堆芯1剩余衰变热通过余热排出换热器3释放到海水中；并且反应堆内的高温热管4都是相互独立运行的，每一根高温热管4都可从主换热器2的顶部抽出，当监测到高温热管4失效时，可以方便的实现任一根热管的更换。
在上述方案的基础上，为了保证深海应用下反应堆的屏蔽效果，燃料元件9内部填充燃料富集度低于20％的低富集度UO2燃料芯块，可更好的实现反应堆屏蔽，以满足核安全及核不扩散条约的规定。
在上述方案的基础上，控制棒驱动机构18对应控制棒10设置有多组，且控制棒10的数量和布置方式根据反应堆功率、堆芯1直径、燃料元件9布置方式确定；且控制棒10分为调节棒(图中未指出)和停堆棒(图中未指出)，调节棒用于补偿堆内燃耗的变化，保证反应堆处于临界状态；停堆棒用于实现反应堆的紧急停堆，事故条件下停堆棒可以依靠重力作用落入堆芯1实现反应堆停堆。
以上所述实施方式仅表达了本发明的一种或多种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，包括密封的圆筒形的压力容器(5)，从上到下依次设置于压力容器(5)内的主换热器(2)，余热排出换热器(3)，堆芯(1)，以及贯穿主换热器(2)、余热排出换热器(3)、堆芯(1)的高温热管(4)；所述主换热器(2)通过环形套管(16)与能量转换装置连接；所述堆芯(1)包括金属基体(11)、燃料元件(9)以及控制棒(10)，所述金属基体(11)内部按三角形栅格排列设置有多个上下贯通的圆柱形小孔通道(111)，所述高温热管(4)与燃料元件(9)依照相邻的布置规则插入小孔通道(111)内；所述余热排出换热器(3)包括换热器本体，以及连换热器本体两端的海水进口管道(14)、海水出口管道(15)，且所述高温热管(4)贯穿换热器本体内部，安装于小孔通道(111)内；所述高温热管(4)的蒸发段位于堆芯(1)活性区内部，所述高温热管(4)的冷凝段位于主换热器(2)、余热排出换热器(3)内部；所述主换热器(2)、余热排出换热器(3)、堆芯(1)的内部均设置有供控制棒(10)上下移动的控制棒导向通道，且所述压力容器(5)的顶部设置有驱动控制棒(10)的控制棒驱动机构(18)。
2.根据权利要求1所述的热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述主换热器(2)的内部通过环形隔板(17)分割为内外两层，且环形套管(16)的外层环形流道与主换热器(2)的外层空间连通，环形套管(16)的内层环形流道与主换热器(2)的内层空间连通。
3.根据权利要求2所述的热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，在主换热器(2)的内层空间中，主换热器(2)的顶部和底部对应开设有若干组通孔，将对应的通孔和圆柱形通道(13)焊接成热管导向通道(6)，且圆柱形通道(13)的内径大于高温热管(4)的外径。
4.根据权利要求1所述的热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述金属基体(11)为圆柱形，所述小孔通道(111)呈蜂窝状分布；且燃料元件(9)与高温热管(4)的比例是3：1，并依照每一个燃料元件(9)至少与两个高温热管(4)相邻布置。
5.根据权利要求3所述的热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述控制棒导向通道包括所述圆柱形通道(13)和控制棒导向管，其中控制棒导向管是金属基体(11)中的一部分小孔通道(111)。
6.根据权利要求1所述的热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述堆芯(1)还包括依次设置于金属基体(11)外侧的反射层(7)和屏蔽层(8)，其厚度根据堆内中子通量的计算来确定。
7.根据权利要求1所述的一种热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述燃料元件(9)内部填充UO2燃料芯块，且采用燃料富集度低于20％的低富集度铀。
8.根据权利要求1所述的一种热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述金属基体(11)的材质为铌锆合金。
9.根据权利要求1所述的一种热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述控制棒(10)分为调节棒和停堆棒，且所述控制棒(10)的数量和布置方式根据反应堆功率、堆芯(1)直径、燃料元件(9)布置方式确定。
10.根据权利要求1所述的一种热管型深海应用核反应堆系统，其特征在于，所述高温热管(4)内的工质为钠。
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Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111341470B (zh) * 2020-03-14 2022-05-27 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111524624A (zh) * 2020-04-03 2020-08-11 哈尔滨工程大学 一种热离子转换与布雷顿循环联合发电反应堆系统
CN111540489B (zh) * 2020-05-21 2022-09-09 哈尔滨工程大学 一种模块化超临界水冷热管堆系统
CN112102972B (zh) * 2020-08-24 2022-05-13 中国原子能科学研究院 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
CN112542255B (zh) * 2020-12-07 2023-05-23 西安交通大学 一种热管核反应堆热电转换余热直接排出系统及工作方法
CN113270205B (zh) * 2021-03-29 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯
CN113593734A (zh) * 2021-07-27 2021-11-02 西安交通大学 一种机动式微小型核动力系统
CN116130122B (zh) * 2023-01-18 2023-08-11 哈尔滨工程大学 一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统
CN117153435A (zh) * 2023-09-01 2023-12-01 华能核能技术研究院有限公司 一种热管集成高温反应堆

Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE673462A (zh) * 1964-12-14 1966-06-08
UA83015C2 (ru) * 2005-06-07 2008-06-10 Севастопольский Национальный Технический Университет Пассивная система аварийного ремонтного расхолаживания реактора
JP2010066191A (ja) * 2008-09-12 2010-03-25 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 中間熱交換器及び高速増殖炉プラント
CN202887749U (zh) * 2012-09-27 2013-04-17 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN203826013U (zh) * 2014-05-23 2014-09-10 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
CN104299656A (zh) * 2013-07-18 2015-01-21 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 核电站设备冷却用余热消除系统
CN104992730A (zh) * 2015-07-14 2015-10-21 河北华热工程设计有限公司 熔融盐核反应堆以及基于熔融盐核反应堆的机载动力系统
CN105225715A (zh) * 2015-08-24 2016-01-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于斯特林循环的行李箱式核能发电装置
CN205194344U (zh) * 2015-12-10 2016-04-27 田力 乏燃料池式常压供热堆的余热回收系统
WO2016138979A1 (de) * 2015-03-05 2016-09-09 AMK Arnold Müller GmbH & Co. KG Antriebssystem mit mindestens einem wärmerohr und verwendung desselben bei einem antriebssystem
CN106710645A (zh) * 2016-12-30 2017-05-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于核能系统的主回路循环装置
CN109243653A (zh) * 2018-09-25 2019-01-18 西安交通大学 一种多用途小型核反应堆电源
WO2019046831A1 (en) * 2017-08-31 2019-03-07 Claudio Filippone ENERGY CONVERSION SYSTEM FOR NUCLEAR POWER GENERATORS AND ASSOCIATED METHODS
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出系统

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
AT332496B (de) * 1971-12-13 1976-09-27 Ver Edelstahlwerke Ag Vorrichtung zum kuhlen von flussigmetallen in atomkernreaktoren
KR100951398B1 (ko) * 2008-03-25 2010-04-08 한국원자력연구원 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통
KR101447179B1 (ko) * 2012-06-20 2014-10-08 한국원자력연구원 피동잔열제거계통의 열교환기
US10559389B2 (en) * 2017-02-06 2020-02-11 Battell Energy Alliance, LLC Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors
US10910116B2 (en) * 2017-03-16 2021-02-02 Battelle Energy Alliance, Llc Nuclear reactors including heat exchangers and heat pipes extending from a core of the nuclear reactor into the heat exchanger and related methods

Patent Citations (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE673462A (zh) * 1964-12-14 1966-06-08
UA83015C2 (ru) * 2005-06-07 2008-06-10 Севастопольский Национальный Технический Университет Пассивная система аварийного ремонтного расхолаживания реактора
JP2010066191A (ja) * 2008-09-12 2010-03-25 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 中間熱交換器及び高速増殖炉プラント
CN202887749U (zh) * 2012-09-27 2013-04-17 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN104299656A (zh) * 2013-07-18 2015-01-21 国立大学法人蔚山科学技术大学校产学协力团 核电站设备冷却用余热消除系统
CN203826013U (zh) * 2014-05-23 2014-09-10 中国核动力研究设计院 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
WO2016138979A1 (de) * 2015-03-05 2016-09-09 AMK Arnold Müller GmbH & Co. KG Antriebssystem mit mindestens einem wärmerohr und verwendung desselben bei einem antriebssystem
CN104992730A (zh) * 2015-07-14 2015-10-21 河北华热工程设计有限公司 熔融盐核反应堆以及基于熔融盐核反应堆的机载动力系统
CN105225715A (zh) * 2015-08-24 2016-01-06 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于斯特林循环的行李箱式核能发电装置
CN205194344U (zh) * 2015-12-10 2016-04-27 田力 乏燃料池式常压供热堆的余热回收系统
CN106710645A (zh) * 2016-12-30 2017-05-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于核能系统的主回路循环装置
WO2019046831A1 (en) * 2017-08-31 2019-03-07 Claudio Filippone ENERGY CONVERSION SYSTEM FOR NUCLEAR POWER GENERATORS AND ASSOCIATED METHODS
CN109243653A (zh) * 2018-09-25 2019-01-18 西安交通大学 一种多用途小型核反应堆电源
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出系统

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