CN113223738B - 一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源 - Google Patents

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Abstract

本发明属于空间核反应堆技术领域,具体涉及一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,包括通过直筒型的热管连接的斯特林发电机(3)和核反应堆的燃料(7),燃料(7)产生的热能通过直筒型的热管传递到斯特林发电机(3)用于发电。采用一级热管(6)和二级热管(4)交叉且不同方向的布置结构,使得在全部采用直热管的情况下,不存在堆芯射线直接贯穿屏蔽体(5)的问题,核反应堆与斯特林发电机(3)之间无需采用弯曲热管,大大降低了热管的研制难度,提高了全系统的技术成熟度。采用直热管,避免了弯曲导致热管传热性能下降的问题。可以减少堆芯中设置的热管数目,有利于减小堆芯乃至全系统的尺寸和重量。

Description

一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源
技术领域
本发明属于空间核反应堆技术领域,具体涉及一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源。
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,其基本原理是: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。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,美国宣布其千瓦级空间热管堆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。
热管堆电源中,反应堆和热电转换系统分别被布置于屏蔽体的两端,因此,为将热量由反应堆传递至热电转换系统,热管需要穿过或绕过屏蔽体。
选择将热管穿过屏蔽体的典型方案是美国的Kilopower空间热管堆(可参考文献“The Kilopower Reactor Using Stirling TechnologY(KRUSTY)Nuclear Ground TestResults and Lessons Learned”),该方案中,热管穿过屏蔽体,与后端的斯特林发电机相连。为防止反应堆产生的中子、γ射线等直接通过热管中心孔贯穿屏蔽体,需要将热管进行适当弯曲,以避免屏蔽体后端各系统所受辐照剂量超出限值。
选择将热管绕过屏蔽体的典型方案是美国的HP-STMCs空间热管堆(可参考文献“Conceptual Design of HP-STMCs Space Reactor Power System for 110kWe”),该方案中,所有热管均被大幅度弯曲,从屏蔽体外围绕至后端,这种结构有效保持了屏蔽体的完整性,避免了因热管贯穿屏蔽体而削弱屏蔽效果。
以上方案的不足之处在于:热管需要进行弯曲,这会带来两方面的问题:1)堆芯与发电机之间采用高温热管,弯曲型高温热管的制造难度大,我国目前尚未掌握成熟工艺;2)弯曲会大幅削减热管的传热性能(可参考文献“Self-Venting Arterial Heat Pipes forSpacecraft Application”),对于给定的堆芯功率,热管传热性能越差,所需热管数目就越多,这将导致反应堆乃至整个电源系统的尺寸和重量增大。
发明内容
本发明的目的是提供一种全新的方案,能够实现如下目的:热管堆的堆芯与发电机之间完全采用直热管,一方面可以大幅提升热管乃至全系统的技术成熟度,另一方面可避免由于弯曲导致热管传热性能下降、所需热管数目增多、堆芯尺寸和重量增大等问题。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,其中,包括通过直筒型的热管连接的斯特林发电机和核反应堆的燃料,所述燃料产生的热能通过直筒型的所述热管传递到所述斯特林发电机用于发电。
进一步,直筒型的所述热管包括一级热管和二级热管,所述一级热管底端设置在所述燃料中,所述一级热管顶端与所述二级热管的底端能够进行换热但相互之间不连通;所述二级热管的顶端与所述斯特林发电机相连,为所述斯特林发电机提供热能用于发电。
进一步,还包括设置在所述斯特林发电机和所述燃料之间的屏蔽体,所述屏蔽体内部设有热管换热器,所述一级热管顶端和所述二级热管的底端位于所述热管换热器内进行换热,所述屏蔽体用于屏蔽由所述燃料产生的射线,保护所述屏蔽体之后的所述斯特林发电机。
进一步,所述一级热管和所述二级热管不平行,二者之间存在角度能够防止所述燃料产生的射线通过所述一级热管和所述二级热管的中心孔直接贯穿所述屏蔽体。
进一步,所述斯特林发电机为若干个、每个所述斯特林发电机对应连接一根所述二级热管,所述二级热管彼此之间不相交;所述一级热管为若干根,彼此平行;所述一级热管和所述二级热管在所述屏蔽体内交错排列。
进一步,所述二级热管的顶端与所述斯特林发电机的热端相连,在所述斯特林发电机的冷端设有辐射器热管,在所述辐射器热管上设有辐射翅片,所述斯特林发电机的废热由所述辐射器热管导出,并由所述辐射翅片排放至外部空间。
进一步,所述燃料设置在径向反射层内,在所述径向反射层的两端还设有轴向反射层,所述径向反射层和所述轴向反射层用于反射从所述燃料泄漏出来的中子,以减小堆芯的中子泄漏率;所述一级热管穿过靠近所述屏蔽体的一端的所述轴向反射层设置在所述燃料中。
进一步,所述燃料的内部设有安全棒通道,所述安全棒通道用于容纳安全棒,所述安全棒用于保证反应堆在发生发射掉落事故时能够维持次临界的安全状态,并用于发射成功后反应堆的启动、功率调节以及停闭。
本发明的有益效果在于:
1.采用一级热管6和二级热管4交叉且不同方向的布置结构,使得在全部采用直热管的情况下,也不存在堆芯射线直接贯穿屏蔽体5的问题。这种结构使得核反应堆与斯特林发电机3之间无需采用弯曲热管,大大降低了热管的研制难度,提高了全系统的技术成熟度。
2.采用直热管,避免了弯曲导致热管传热性能下降的问题。因此,相比于弯曲热管,采用直热管可以减少堆芯中设置的热管数目,这有利于减小堆芯乃至全系统的尺寸和重量。
附图说明
图1是本发明具体实施方式部分所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源的结构示意图(剖视图);
图2是本发明具体实施方式部分所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源的局部剖视图(包括斯特林发电机3、二级热管4、屏蔽体5、一级热管6、燃料7、热端8、热管换热器9、轴向反射层10、径向反射层11和安全棒通道12);
图3是本发明具体实施方式部分所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源的局部剖视图(包括二级热管4、一级热管6、燃料7、热管换热器9、轴向反射层10、径向反射层11和安全棒通道12);
图4是本发明具体实施方式部分所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源的局部示意图(包括二级热管4、一级热管6、热管换热器9、轴向反射层10和径向反射层11);
图5是本发明具体实施方式部分所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源的示意图;
图中:1-辐射器热管,2-辐射翅片,3-斯特林发电机,4-二级热管,5-屏蔽体,6-一级热管,7-燃料(核燃料),8-热端,9-热管换热器,10-轴向反射层,11-径向反射层,12-安全棒通道。
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至图5所示,本发明提供的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,其中,包括通过直筒型的热管连接的斯特林发电机3和核反应堆的燃料7,燃料7产生的热能通过直筒型的热管传递到斯特林发电机3用于发电。
直筒型的热管包括一级热管6和二级热管4,一级热管6底端设置在燃料7中,一级热管6顶端与二级热管4的底端能够进行换热但相互之间不连通;二级热管4的顶端与斯特林发电机3相连,为斯特林发电机3提供热能用于发电。
还包括设置在斯特林发电机3和燃料7之间的屏蔽体5,屏蔽体5内部设有热管换热器9,一级热管6顶端和二级热管4的底端位于热管换热器9内进行换热,屏蔽体5用于屏蔽由燃料7产生的射线,保护屏蔽体5之后的斯特林发电机3以及航天器等。
一级热管6和二级热管4不平行,二者之间存在角度,由于一级热管6与二级热管4的布置方向不同,因此能够防止燃料7产生的射线通过一级热管6和二级热管4的中心孔直接贯穿屏蔽体5。
斯特林发电机3为若干个、每个斯特林发电机3对应连接一根二级热管4,二级热管4彼此之间不相交;一级热管6为若干根,彼此平行;一级热管6和二级热管4在屏蔽体5内交错排列。
二级热管4的顶端与斯特林发电机3的热端8相连,在斯特林发电机3的冷端设有辐射器热管1,在辐射器热管1上设有辐射翅片2,斯特林发电机3的废热由辐射器热管1导出,并由辐射翅片2排放至外部空间。
燃料7设置在径向反射层11内,在径向反射层11的两端还设有轴向反射层10,径向反射层11和轴向反射层10用于反射从燃料7泄漏出来的中子,以减小堆芯的中子泄漏率;一级热管6穿过靠近屏蔽体5的一端的轴向反射层10设置在燃料7中。
燃料7的内部设有安全棒通道12,安全棒通道12用于容纳安全棒,安全棒用于保证反应堆在发生发射掉落事故时能够维持次临界的安全状态,并用于发射成功后反应堆的启动、功率调节以及停闭。
本发明提供的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源在运行状态下,燃料7产生的热量由一级热管6导出,并传递至屏蔽体5内的热管换热器9,然后再由二级热管4导出,并传递至斯特林发电机3的热端8,由斯特林发电机3产生电能,斯特林发电机3的废热由辐射器热管1导出,并由辐射翅片2排放至外部空间。
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 (3)

1.一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,其特征是:包括通过直筒型的热管连接的斯特林发电机(3)和核反应堆的燃料(7),所述燃料(7)产生的热能通过直筒型的所述热管传递到所述斯特林发电机(3)用于发电;
直筒型的所述热管包括一级热管(6)和二级热管(4),所述一级热管(6)底端设置在所述燃料(7)中,所述一级热管(6)顶端与所述二级热管(4)的底端能够进行换热但相互之间不连通;所述二级热管(4)的顶端与所述斯特林发电机(3)相连,为所述斯特林发电机(3)提供热能用于发电;
还包括设置在所述斯特林发电机(3)和所述燃料(7)之间的屏蔽体(5),所述屏蔽体(5)内部设有热管换热器(9),所述一级热管(6)顶端和所述二级热管(4)的底端位于所述热管换热器(9)内进行换热,所述屏蔽体(5)用于屏蔽由所述燃料(7)产生的射线,保护所述屏蔽体(5)之后的所述斯特林发电机(3);
所述一级热管(6)和所述二级热管(4)不平行,二者之间存在角度能够防止所述燃料(7)产生的射线通过所述一级热管(6)和所述二级热管(4)的中心孔直接贯穿所述屏蔽体(5);
所述斯特林发电机(3)为若干个、每个所述斯特林发电机(3)对应连接一根所述二级热管(4),所述二级热管(4)彼此之间不相交;所述一级热管(6)为若干根,彼此平行;所述一级热管(6)和所述二级热管(4)在所述屏蔽体(5)内交错排列;
所述燃料(7)设置在径向反射层(11)内,在所述径向反射层(11)的两端还设有轴向反射层(10),所述径向反射层(11)和所述轴向反射层(10)用于反射从所述燃料(7)泄漏出来的中子,以减小堆芯的中子泄漏率;所述一级热管(6)穿过靠近所述屏蔽体(5)的一端的所述轴向反射层(10)设置在所述燃料(7)中。
2.如权利要求1所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,其特征是:所述二级热管(4)的顶端与所述斯特林发电机(3)的热端(8)相连,在所述斯特林发电机(3)的冷端设有辐射器热管(1),在所述辐射器热管(1)上设有辐射翅片(2),所述斯特林发电机(3)的废热由所述辐射器热管(1)导出,并由所述辐射翅片(2)排放至外部空间。
3.如权利要求1所述的一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源,其特征是:所述燃料(7)的内部设有安全棒通道(12),所述安全棒通道(12)用于容纳安全棒,所述安全棒用于保证反应堆在发生发射掉落事故时能够维持次临界的安全状态,并用于发射成功后反应堆的启动、功率调节以及停闭。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114530267B (zh) * 2022-01-04 2023-11-10 中国原子能科学研究院 一种热管式空间核反应堆电源
CN114530266B (zh) * 2022-01-24 2024-05-14 中国原子能科学研究院 一种安全棒及空间核反应堆
CN114974625B (zh) * 2022-05-18 2024-05-28 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种热管呈共双曲面型排列的热管反应堆
CN115163436B (zh) * 2022-07-21 2023-04-21 哈尔滨工业大学 一种结合近场热光伏系统的多效空间电源装置

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103258576B (zh) * 2012-02-17 2015-12-16 中国原子能科学研究院 一种月球表面用核反应堆
US10276271B2 (en) * 2013-04-25 2019-04-30 Triad National Security, LLC. Electric fission reactor for space applications
CN109147966B (zh) * 2018-09-06 2023-10-24 中国原子能科学研究院 一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
CN110085330A (zh) * 2019-04-10 2019-08-02 西安交通大学 一种坠毁次临界空间核反应堆电源
CN111968765A (zh) * 2020-08-22 2020-11-20 西安交通大学 采用斯特林循环的液态核燃料热管反应堆电源系统及方法

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