CN112117016B - 一种热管堆堆芯传热系统 - Google Patents

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Abstract

本发明属于热管冷却反应堆技术领域，具体涉及一种热管堆堆芯传热方案，包括在堆芯容器(6)内填充的液态导热材料，设置在所述液态导热材料中的若干根燃料棒(1)和若干根热管(2)。本发明可有效解决现有技术中一旦燃料棒(1)与热管(2)之间出现空隙将导致传热性能显著下降的问题，不存在单根热管(2)失效导致相邻燃料棒(1)温度显著上升甚至危及堆芯安全的问题，并且本发明所提供的方案不受堆芯功率限制，预期可应用于从百瓦级到兆瓦级的全功率范围。

Description

一种热管堆堆芯传热系统
技术领域
本发明属于热管冷却反应堆技术领域，具体涉及一种热管堆堆芯传热方案。
背景技术
热管冷却反应堆(简称热管堆)是采用多根热管带出反应堆热量的一种新型反应堆。相比于常见的回路堆(如压水堆)，热管堆具有非能动、非单点失效、无需承压回路、系统简单、可靠性高等诸多优势。2018年5月，美国宣布其千瓦级热管堆Kilopower的地面原型堆KRUSTY取得成功，KRUSTY是全球首座热管堆，其研发周期仅为三年。KRUSTY的迅速、成功研发使热管堆成为了新型反应堆的研究热点。
热管堆的基本原理是将多根热管布置于反应堆内，核燃料产生的热量传递给热管的蒸发段，热管通过内部工质的自发相变和循环流动将该热量传递至堆外的冷凝段，然后再由冷凝段传递至换热器及热电转换系统，从而产生电能。能否实现热量的高效传递(即由核燃料传递至热管，以及由热管传递至换热器及热电转换系统)是热管堆能否成功的关键所在。本发明主要致力于实现由核燃料向热管的高效传热。
美国从上世纪90年代开始就对热管堆开展了大量的研究，提出了诸多热管堆方案，对其中部分方案还进行了实验研究。涉及到核燃料向热管的传热方式主要有以下几种：
(1)美国在上世纪90年代提出一种名为HPS的热管堆概念(可参考文献“HeatpipeSpace Power and Propulsion Systems”)。该热管堆堆芯布置多个燃料棒-热管相结合的模块，每个模块包含4根燃料棒和1根热管，具体结构见图4。热管壁和燃料棒包壳之间可选择采用黄铜焊、电子束焊、化学气相渗透、热等静压或电火花加工等方法实现机械结合和热工耦合。在HPS的基础上，美国后续还提出了SAFE系列的热管堆，并开展了SAFE-30实验研究(可参考文献“Non-Nulcear NEP System Testing”和“Transient Approximation ofSAFE-100Heat Pipe Operation”)，SAFE-30的燃料棒-热管模块和HPS类似，也包含4根燃料棒和1根热管。
(2)SAFE系列的热管堆实验，除了SAFE-30，还开展了SAFE-100a的实验(可参考文献“Transient Approximation of SAFE-100 Heat Pipe Operation”和“Sodium BasedHeat Pipe Modules for Space Reactor Concepts:Stainless Steel SAFE-100 Core”)。该方案中，堆芯也由多个燃料棒-热管模块组成，不同的是，单个模块中包含3根燃料棒和1根热管，并且，燃料棒和热管之间还镶嵌了6个三角瓣形金属块，具体结构见图5。单个模块由热等静压的方法将燃料棒、热管、金属柱结合成一个整体。除了SAFE-100a，后续美国的Mohamed E.Genk等人提出的SAIRS、HP-STMCs热管堆方案也同样采用该结构的燃料棒-热管模块(可参考文献“SAIRS-Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System”和“Conceptual Design of HP-STMCs Space Reactor Power System for 110 kWe”)。
(3)美国于2018年5月宣布其千瓦级热管堆Kilopower的地面原型堆取得成功。Kilopower采用块状燃料，在燃料的径向外边缘处开了8个槽用来布置热管，在轴向上由多个金属带将热管紧紧箍在燃料上，其结构见图6(可参考文献“KiloPower Project-KRUSTYExperiment Nuclear Design”和“Results of the KRUSTY Warm CriticalExperiments”)。
(4)美国洛斯阿拉莫斯国家实验室和西屋公司还分别提出了兆瓦级电功率的热管堆方案MegaPower和eVinci(可参考文献“Design of Megawatt Power Level Heat PipeReactors”和“Westinghouse eVinciTM Reactor for Off-Grid Markets”)。采用块状金属基体，在金属基体内设置多个孔道，燃料棒和热管则布置于这些孔道中，其结构见图7。
以上方案均存在一定的不足之处，具体分析如下：
(1)对于HPS、SAFE-30、SAFE-100a、SAIRS、HP-STMCs等燃料棒-热管模块的方案，在长时间的高温运行环境下，由于功率和温度的不均匀性将导致燃料与热管之间存在较大的应力，此外，燃料还存在辐照肿胀问题，这些因素可能导致燃料棒与热管之间的连接被破坏而出现空隙，使得燃料棒与热管之间的传热性能大大下降，并导致燃料运行温度显著上升甚至危及反应堆的安全。
(2)对于HPS、SAFE-30、SAFE-100a、SAIRS、HP-STMCs等燃料棒-热管模块的方案，单个模块中仅含1根热管，一旦该热管失效，并且该模块与相邻模块之间传热条件较差，则将直接导致该模块内的燃料棒运行温度显著上升，危及反应堆的安全。
(3)对于Kilopower的方案，该方案的燃料-热管连接方式仅适用于功率较低、所需热管数目较少的热管堆方案，对于功率稍大的热管堆，该方法无法适用。
(4)对于采用块状金属基体的兆瓦级热管堆方案，如何保证燃料棒与基体之间、以及基体与热管之间的良好的热接触是个难点。即便开始运行时的热接触良好，在长时间的高温运行环境下，由于功率和温度的不均匀性可能导致燃料棒、热管与金属基体之间存在较大的应力，此外，再考虑到燃料辐照肿胀等，可能导致燃料与金属基体、或金属基体与热管之间的连接被破坏而出现空隙，这将使得燃料与热管之间的传热性能大大下降，导致燃料运行温度显著上升甚至危及反应堆的安全。
发明内容
针对背景技术中的所述的各个热管堆燃料与热管之间传热方案所存在的不足之处，本发明的目的是提出一种全新方案，有效改善燃料和热管之间的传热性能，增强热管堆运行过程中的稳定性和可靠性，并且具备较好的可实现性。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种热管堆堆芯传热方案，其中，包括在堆芯容器内填充的液态导热材料，设置在所述液态导热材料中的若干根燃料棒和若干根热管。
进一步，所述液态导热材料为液态金属。
进一步，所述液态金属为钠钾合金。
进一步，所述燃料棒与所述热管垂直设置在所述堆芯容器内，所述燃料棒与所述热管之间留有间隙。
进一步，每根所述热管与若干根所述燃料棒相邻，任意两根所述热管之间互不相邻。
进一步，所述热管下端的蒸发段浸泡在所述钠钾合金里，所述燃料棒与所述热管之间通过所述钠钾合金进行传热。
进一步，所述热管中部的绝热段和所述热管上端的冷凝段从所述堆芯容器上方伸出。
进一步，所述堆芯容器内保留部分空间，用于满足所述钠钾合金的体积变化；或者，在所述堆芯容器上设置一个体积补偿器，用于满足所述钠钾合金的体积变化。
本发明的有益效果在于：
1.燃料棒1和热管2之间为液态金属钠钾合金3，钠钾合金3与燃料棒1及热管2之间不存在空隙，具备良好的传热性能。并且在运行过程中，即便燃料棒1和热管2发生形变，两者之间也不会出现空隙，不会导致传热性能显著下降。因此本发明可有效解决现有技术中一旦燃料棒1与热管2之间出现空隙将导致传热性能显著下降的问题。
2.对于HPS、SAFE-30、SAFE-100a、SAIRS、HP-STMCs等燃料棒-热管模块的方案，单个模块中仅含1根热管2，一旦该热管2失效，并且该模块与相邻模块之间传热条件较差，则将直接导致该模块内的燃料棒1运行温度显著上升，危及反应堆的安全。本发明所提方案中，所有燃料棒1和热管2都浸泡在钠钾合金中，一旦某根热管2失效，与其相邻的燃料棒1可通过钠钾合金3将热量传递至其他热管2，不存在单根热管2失效导致相邻燃料棒1温度显著上升甚至危及堆芯安全的问题。
3.钠钾合金3熔点很低(钾含量占78％时，其熔点仅为-11℃)，常温下即为液态，在反应堆不运行时，也无需担心因钠钾合金3冷凝可能对堆内部件造成伤害的问题。且钠钾合金3与多种结构材料的相容性良好，无需担心其对结构材料的腐蚀问题。
4.Kilopower的燃料-热管连接方式仅适用于功率较低、所需热管2数目较少的热管堆方案，对于功率稍大的热管堆，该方法无法适用。与Kilopower相比，本发明所提供的方案不受堆芯功率限制，预期可应用于从百瓦级到兆瓦级的全功率范围。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的一种热管堆堆芯传热方案中的燃料棒1和热管2的布置示意图；
图2是本发明具体实施方式中所述的一种热管堆堆芯传热方案的堆芯的横截面的示意图；
图3是本发明具体实施方式中所述的一种热管堆堆芯传热方案的堆芯的示意图；
图4是背景技术中的HPS和SAFE-30热管堆的燃料棒-热管模块结构的示意图；
图5是背景技术中的SAFE-100a、SAIRS、HP-STMCs等热管堆的燃料棒-热管模块结构的示意图；
图6是背景技术中的Kilopower热管堆的燃料和热管布置的示意图(图中未包含径向外围用来紧箍热管的金属带)；
图7是背景技术中的MegaPower和eVinci的燃料棒和热管的布置方案的示意图；
图中：1-燃料棒，2-热管，3-钠钾合金，4-控制鼓，5-反射层，6-堆芯容器，7-燃料棒与热管的机械结合和热工耦合位置，8-三角瓣形金属块，9-块状燃料，10-安全棒通道，11-金属基体。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1、图2、图3所示，本发明提供的一种热管堆堆芯传热方案，其中，包括在堆芯容器6内填充的液态导热材料，设置在液态导热材料中的若干根燃料棒1和若干根热管2。
液态导热材料为液态金属。
液态金属为钠钾合金3。
燃料棒1与热管2垂直设置在堆芯容器6内，燃料棒1与热管2之间留有间隙，用于包容堆芯温度变化以及燃料辐照肿胀导致的形变。
每根热管2与若干根燃料棒1相邻，任意两根热管2之间互不相邻。
热管2下端的蒸发段浸泡在钠钾合金3里，燃料棒1与热管2之间通过钠钾合金3进行传热。
热管2中部的绝热段和热管2上端的冷凝段从堆芯容器6上方伸出。
堆芯容器6内保留部分空间(即充装钠钾合金3时不将堆芯容器6完全充满)，用于满足钠钾合金3的体积变化；或者，在堆芯容器6上设置一个小型的体积补偿器，用于满足钠钾合金3的体积变化。
堆芯容器6的径向外围设置反射层5，用于向堆芯容器6反射裂变中子，进而提高堆芯容器6内的反应性。
在反射层5内设有若干个控制鼓4，控制鼓4为圆柱形，在控制鼓4的部分侧表面设有中子吸收体，中子吸收体用于吸收堆芯容器6内裂变扩散的中子；当中子吸收体随控制鼓4的转动而面向堆芯容器6时，能够减小堆芯容器6内的反应性；当所有控制鼓4上的中子吸收体全部面对堆芯容器6，反应堆实现停闭，反之则反应堆实现开启。
最后对本发明的具体应用作进一步描述：
反应堆的堆芯容器6内充液态金属钠钾合金3，热管2的蒸发段和燃料棒1被浸泡在钠钾合金3里。反应堆的启动、功率调节、关停等由控制鼓4进行控制。反应堆运行时，燃料棒1产生的热量首先被传递至钠钾合金3，再传递至热管2的蒸发段，热管2通过内部工质的自发相变和循环流动将该热量传递至堆外的冷凝段，然后再由冷凝段传递至换热器及热电转换系统，从而产生电能。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (5)

1.一种热管堆堆芯传热系统，其特征是：包括在堆芯容器(6)内填充的液态导热材料，设置在所述液态导热材料中的若干根燃料棒(1)和若干根热管(2)，所述液态导热材料为液态金属，所述液态金属为钠钾合金(3)；每根所述热管(2)与若干根所述燃料棒(1)相邻，任意两根所述热管(2)之间互不相邻。
2.如权利要求1所述的一种热管堆堆芯传热系统，其特征是：所述燃料棒(1)与所述热管(2)垂直设置在所述堆芯容器(6)内，所述燃料棒(1)与所述热管(2)之间留有间隙。
3.如权利要求1所述的一种热管堆堆芯传热系统，其特征是：所述热管(2)下端的蒸发段浸泡在所述钠钾合金(3)里，所述燃料棒(1)与所述热管(2)之间通过所述钠钾合金(3)进行传热。
4.如权利要求3所述的一种热管堆堆芯传热系统，其特征是：所述热管(2)中部的绝热段和所述热管(2)上端的冷凝段从所述堆芯容器(6)上方伸出。
5.如权利要求4所述的一种热管堆堆芯传热系统，其特征是：所述堆芯容器(6)内保留部分空间，用于满足所述钠钾合金(3)的体积变化；或者，在所述堆芯容器(6)上设置一个体积补偿器，用于满足所述钠钾合金(3)的体积变化。
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112768096B (zh) * 2020-12-31 2022-03-18 中广核研究院有限公司 核电源装置
CN113936822B (zh) * 2021-10-19 2022-12-09 西安交通大学 一种热管堆堆芯热-力性能考核试验装置及方法
CN115101222B (zh) * 2022-06-24 2024-04-19 中国核动力研究设计院 一种基于石墨基弥散微封装燃料的堆芯结构
CN115148380A (zh) * 2022-07-11 2022-10-04 中国核动力研究设计院 一种热管堆堆芯结构及其组装方法
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 (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109817354A (zh) * 2018-12-29 2019-05-28 中国原子能科学研究院 一种千瓦级水下核反应堆电源
CN110534213A (zh) * 2019-09-04 2019-12-03 哈尔滨工程大学 一种热管冷却混合燃料反应堆系统
CN110945600A (zh) * 2018-04-13 2020-03-31 俄罗斯联邦国家科学中心-以A·I·利普斯基命名的物理和动力工程研究所股份公司 核反应堆堆芯

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017181445A (ja) * 2016-03-31 2017-10-05 株式会社東芝 可搬式原子炉およびその炉心
CA3034283A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-22 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
CN109801723A (zh) * 2019-01-29 2019-05-24 哈尔滨工程大学 一种液态燃料热管反应堆
CN111128410B (zh) * 2019-12-31 2022-07-26 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆系统及其能量转换方式

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110945600A (zh) * 2018-04-13 2020-03-31 俄罗斯联邦国家科学中心-以A·I·利普斯基命名的物理和动力工程研究所股份公司 核反应堆堆芯
CN109817354A (zh) * 2018-12-29 2019-05-28 中国原子能科学研究院 一种千瓦级水下核反应堆电源
CN110534213A (zh) * 2019-09-04 2019-12-03 哈尔滨工程大学 一种热管冷却混合燃料反应堆系统

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