CN113593734A - 一种机动式微小型核动力系统 - Google Patents

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李潘潇
田文喜
张大林
苏光辉
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Abstract

本发明公开了一种机动式微小型核动力系统，涉及反应堆设计技术领域。包括微型热管反应堆主体和能量转换系统；微型热管反应堆主体包括高强度反应堆压力容器；高强度反应堆压力容器内并排设置有反应堆堆芯和二次侧腔室；还包括多个高温碱金属热管；高温碱金属热管蒸发段插入反应堆堆芯；高温碱金属热管冷凝段插入二次侧腔室；所述能量转换系统为超临界二氧化碳布雷顿循环系统。本发明大大增加了轮式作战单位的续航时间，摆脱燃料携带量对其的限制；利用高温热管代替传统反应堆复杂的回路式结构，突破反应堆小型化难题，使得反应堆可被集装箱容纳并通过卡车运输，大大增强了核动力系统的机动性。

Description

一种机动式微小型核动力系统
技术领域
本发明涉及反应堆设计技术领域，特别是涉及一种机动式微小型核动力系统。
背景技术
轮式地面机动平台是我国部队野外作战的关键性装备，是战略设施、补给物资输送及作战人员运送等的决定性保障。部队野外作战往往持续时间长，补给需求大，对地面机动平台的动力系统提出了高功率、长续航的需求。车载核电源技术能满足陆军机动作战条件下大功率持续供电的特殊需求，突破性地延长装备续航与作战能力。
部队装备的新型雷达系统、光电系统耗电量巨大，在高强度对抗情况下，要维持其正常运行将耗费海量的电力资源，而激光、电磁炮等高能武器更是用电大户。目前军用特种能源动力主要为柴油机和混合动力，其中柴油机体积庞大，产生的噪声较大；而混合动力中的蓄电池存在氢储问题，会导致重量和体积的增大。传统的化石能源系统已经无法满足未来新型战略武器对长续航、高功率密度能源动力的需求，严重制约未来新型战略武器作战能力及作战范围。核动力由于其功率密度大、使用时间长、无需助燃剂等优点，成为各种装置能源供给方式的重要选项。然而传统核反应堆动力系统具有复杂的回路，小型化极为困难。较大的噪声不利于轮式作战单位的隐蔽性，降低了部队的生存能力。
发明内容
本发明主要目的在于提供一种机动式微小型核动力系统，以解决上述问题。
为达上述目的，本发明提供一种机动式微小型核动力系统，包括微型热管反应堆主体和能量转换系统；所述微型热管反应堆主体包括高强度反应堆压力容器；所述高强度反应堆压力容器内并排设置有反应堆堆芯和二次侧腔室；还包括多个高温碱金属热管；所述高温碱金属热管蒸发段插入反应堆堆芯；所述高温碱金属热管冷凝段插入二次侧腔室；所述反应堆堆芯外部包设有反射层；所述反射层外部包设有屏蔽层；所述反射层内设有控制转鼓；所述控制转鼓通过驱动机构控制；所述反应堆堆芯中心设有紧急停堆装置；
进一步的，所述能量转换系统为超临界二氧化碳布雷顿循环系统；所述微型热管反应堆主体及能量转换系统均装载于集装箱内，并通过卡车运输。
进一步的，所述高温碱金属热管以高纯钾为工质；所述高温碱金属热管管材为钼铼合金。所述高温碱金属热管内烧结有70％孔隙率钼铼合金吸液芯。
进一步的，所述反射层采用BeO。
进一步的，所述控制转鼓及紧急停堆装置使用B4C作为控制毒物。
进一步的，所述反应堆堆芯为快中子谱一体化固态堆芯，采用六边形铌锆合金基体；所述六边形铌锆合金基体与高温碱金属热管及燃料元件形成一个整体。
进一步的，所述燃料元件为富集度的19.95％的UN燃料；所述燃料直接填充于六边形铌锆合金基体对应的圆形孔隙中；所述燃料与孔隙间填充导热性良好的氦气。
进一步的，所述能量转换系统包括涡轮机、回热器、压缩机、微型空冷器；所述微型热管反应堆主体的出口与涡轮机的入口管路连接，所述涡轮机的出口与回热器的放热侧入口管路连接，所述回热器的放热侧出口与微型空冷器的入口管路连接，所述微型空冷器的出口与压缩机的入口管路连接，所述压缩机的出口与回热器的吸热侧入口管路连接，所述回热器的吸热侧出口与微型热管反应堆主体的入口管路连接，形成完整回路；以超临界二氧化碳为工质，循环流动。
进一步的，所述集装箱内还设置有变压器和控制柜；所述变压器与涡轮机电连接；所述控制柜分别与变压器、压缩机电连接。
进一步的，所述集装箱内还设置有二氧化碳储存罐；所述二氧化碳储存罐与能量转换系统管路连接。
本发明与现有技术相比具备如下优点：
本发明利用核动力系统取代传统的化石能源或混合动力系统，大大增加了轮式作战单位的续航时间，摆脱燃料携带量对其的限制。利用高温热管代替传统反应堆复杂的回路式结构，突破反应堆小型化难题，使得反应堆可被集装箱容纳并通过卡车运输，大大增强了核动力系统的机动性、隐蔽性；系统可作为大功率电源为部队装备的新型雷达系统、光电系统等新型战略武器供电。
附图说明
图1为本发明一种机动式微小型核动力系统的微型热管反应堆主体结构示意图。
图2为本发明一种机动式微小型核动力系统的快中子谱一体化固态堆芯主视图。
图3为本发明一种机动式微小型核动力系统的整体示意图。
其中，1-高强度反应堆压力容器；2-反应堆堆芯；3-高温碱金属热管；4-二次侧腔室；5-驱动机构；6-非能动紧急停堆装置；7-反射层；8-屏蔽层；9-六边形铌锆合金基体；10-控制转鼓；11-微型热管反应堆主体；12-变压器；13-控制柜；14-二氧化碳储存罐；15-涡轮机；16-微型空冷器；17-压缩机；18-回热器。
具体实施方式
为达成上述目的及功效，本发明所采用的技术手段及构造，结合附图就本发明较佳实施例详加说明其特征与功能。
如附图1-3所示，本发明提供一种机动式微小型核动力系统，包括微型热管反应堆主体11和能量转换系统；所述微型热管反应堆主体11包括高强度反应堆压力容器1、反应堆堆芯2、高温碱金属热管3、二次侧腔室4、控制转鼓10、驱动机构5、非能动紧急停堆装置6、反射层7及屏蔽层8；高温碱金属热管3蒸发段插入反应堆堆芯2；所述高温碱金属热管3冷凝段插入二次侧腔室4。所述反应堆堆芯2被反射层7包围以减少中子泄露。所述反射层7被屏蔽层8包围，保证了系统辐射安全性。所述反射层7内设有控制转鼓10。所述控制转鼓10通过驱动机构5控制。所述反应堆堆芯2中心设有紧急停堆装置6。所述高强度压力容器1用于容纳反应堆堆芯2及其他部件，避免放射性物质泄漏，保障人员及环境安全。所述能量转换系统为超临界二氧化碳布雷顿循环系统。所述微型热管反应堆主体11及能量转换系统可被集装箱装载，并通过卡车运输。
本方案采用微型热管反应堆主体11，转鼓控制，布雷顿循环热电转换。反应堆堆芯2为快中子谱一体化固态堆芯，采用六边形铌锆合金基体9，所述六边形铌锆合金基体9内布有1054根燃料棒，呈六边形排列。燃料元件采用富集度19.95％的UN，熔点较高，导热性好，辐照下稳定性较好，燃耗反应性损失较小。燃料元件直接填充于六边形铌锆合金基体9对应的圆形孔隙中。燃料元件与孔隙间填充导热性良好的氦气，并可容纳裂变气体。六边形铌锆合金基体9被外部反射层7包围，反射层7采用BeO材料；反射层7中设计有18个控制转鼓10，每三个为一组，起到控制反应性的作用。反应堆堆芯2中心设有紧急停堆装置6，发生事故时，紧急停堆装置6钩爪松开，B4C控制棒被弹入紧急停堆管道，从而完成反应堆的紧急停堆。圆柱筒体形成的屏蔽层8用以屏蔽堆芯辐射。堆芯直径约2.2m，活性区高度1.5m，可提供5MW的热功率，堆芯寿期为10年以上。
所述能量转换系统包括涡轮机15、回热器18、压缩机17、微型空冷器16；所述微型热管反应堆主体11的出口与涡轮机15的入口管路连接，所述涡轮机15的出口与回热器18的放热侧入口管路连接，所述回热器18的放热侧出口与微型空冷器16的入口管路连接，所述微型空冷器16的出口与压缩机17的入口管路连接，所述压缩机17的出口与回热器18的吸热侧入口管路连接，所述回热器18的吸热侧出口与微型热管反应堆主体11的入口管路连接，形成完整回路；以超临界二氧化碳为工质，循环流动。所述集装箱内还设置有变压器12和控制柜13；所述变压器12与涡轮机15电连接；所述控制柜13分别与变压器12、压缩机17电连接。所述集装箱内还设置有二氧化碳储存罐14；所述二氧化碳储存罐14与能量转换系统管路连接。
本发明利用高温碱金属热管3代替传统反应堆复杂的回路式结构，实现反应堆堆芯2的非能动冷却及系统能量传输过程，并在二次侧腔室4与超临界二氧化碳工质进行换热，通过布雷顿循环系统产生电能。高温碱金属热管3代替传统反应堆复杂的回路式结构，突破反应堆小型化难题，使得反应堆可被集装箱容纳并通过卡车运输，大大增强了核动力系统的机动性、隐蔽性。超临界二氧化碳在二次侧腔室4的进、出口温度分别为375～400℃及600～650℃。高温超临界二氧化碳直接流经涡轮机15带动其内部发电机产生电能。经过回热器18后通过微型空冷器16将废热排向空气，系统总效率在30％到45％之间变化。反应堆堆芯2热功率为5MW，可提供1-2MW的电功率，满足轮式作战平台的基本动力需求，使得轮式作战平台可在无需加油的情况下连续运行10年以上。系统可作为大功率电源为部队装备的新型雷达系统、光电系统等新型战略武器供电。
以上所述仅为本发明较佳实施例而已，非全部实施例，任何人应该得知在本发明的启示下做出的结构变化，凡是与本发明具有相同或者相近似的技术方案，均属于本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，包括微型热管反应堆主体和能量转换系统；
所述微型热管反应堆主体包括高强度反应堆压力容器；所述高强度反应堆压力容器内并排设置有反应堆堆芯和二次侧腔室；还包括多个高温碱金属热管；所述高温碱金属热管蒸发段插入反应堆堆芯；所述高温碱金属热管冷凝段插入二次侧腔室；所述反应堆堆芯外部包设有反射层；所述反射层外部包设有屏蔽层；所述反射层内设有控制转鼓；所述控制转鼓通过驱动机构控制；所述反应堆堆芯中心设有紧急停堆装置。
2.如权利要求1所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述能量转换系统为超临界二氧化碳布雷顿循环系统；
所述微型热管反应堆主体及能量转换系统均装载于集装箱内，并通过卡车运输。
3.如权利要求1所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述高温碱金属热管以高纯钾为工质；所述高温碱金属热管管材为钼铼合金；所述高温碱金属热管内烧结有70％孔隙率钼铼合金吸液芯。
4.如权利要求1所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述反射层采用BeO。
5.如权利要求1所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述控制转鼓及紧急停堆装置使用B4C作为控制毒物。
6.如权利要求1-5任意一项所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述反应堆堆芯为快中子谱一体化固态堆芯，采用六边形铌锆合金基体；所述六边形铌锆合金基体与高温碱金属热管及燃料元件形成一个整体。
7.如权利要求6所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述燃料元件为富集度的19.95％的UN燃料；所述燃料直接填充于六边形铌锆合金基体对应的圆形孔隙中；所述燃料与孔隙间填充导热性良好的氦气。
8.如权利要求2所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述能量转换系统包括涡轮机、回热器、压缩机、微型空冷器；所述微型热管反应堆主体的出口与涡轮机的入口管路连接，所述涡轮机的出口与回热器的放热侧入口管路连接，所述回热器的放热侧出口与微型空冷器的入口管路连接，所述微型空冷器的出口与压缩机的入口管路连接，所述压缩机的出口与回热器的吸热侧入口管路连接，所述回热器的吸热侧出口与微型热管反应堆主体的入口管路连接，形成完整回路；以超临界二氧化碳为工质，循环流动。
9.如权利要求8所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述集装箱内还设置有变压器和控制柜；所述变压器与涡轮机电连接；所述控制柜分别与变压器、压缩机电连接。
10.如权利要求2或8或9所述的一种机动式微小型核动力系统，其特征在于，所述集装箱内还设置有二氧化碳储存罐；所述二氧化碳储存罐与能量转换系统管路连接。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022121878A1 (zh) * 2020-12-08 2022-06-16 上海核工程研究设计院有限公司 碱金属反应堆电源
WO2023133618A1 (pt) * 2022-01-14 2023-07-20 Terminus Pesquisa E Desenvolvimento Em Energia Ltda Sistema de bateria nuclear modular e célula nuclear

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110634580A (zh) * 2019-09-26 2019-12-31 哈尔滨工程大学 一种热管型深海应用核反应堆系统
CN110767332A (zh) * 2019-10-14 2020-02-07 哈尔滨工程大学 一种用于高温热管堆的非能动余热排出系统
CN111105883A (zh) * 2019-12-31 2020-05-05 中国核动力研究设计院 超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统
CN111627576A (zh) * 2020-06-08 2020-09-04 哈尔滨工程大学 一种海洋应用斯特林发电核反应堆电源系统
CN111724917A (zh) * 2020-07-17 2020-09-29 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种热管堆耦合超临界co2循环的核动力装置及其使用方法
CN111968764A (zh) * 2020-08-22 2020-11-20 西安交通大学 再压缩布雷顿循环的液态核燃料热管反应堆电源系统及方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110634580A (zh) * 2019-09-26 2019-12-31 哈尔滨工程大学 一种热管型深海应用核反应堆系统
CN110767332A (zh) * 2019-10-14 2020-02-07 哈尔滨工程大学 一种用于高温热管堆的非能动余热排出系统
CN111105883A (zh) * 2019-12-31 2020-05-05 中国核动力研究设计院 超临界二氧化碳为热电转换工质的热管反应堆系统
CN111627576A (zh) * 2020-06-08 2020-09-04 哈尔滨工程大学 一种海洋应用斯特林发电核反应堆电源系统
CN111724917A (zh) * 2020-07-17 2020-09-29 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种热管堆耦合超临界co2循环的核动力装置及其使用方法
CN111968764A (zh) * 2020-08-22 2020-11-20 西安交通大学 再压缩布雷顿循环的液态核燃料热管反应堆电源系统及方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
张文文等: "新型热管反应堆堆芯热工安全分析", 《原子能科学技术》 *
张文文等: "新型热管反应堆堆芯热工安全分析", 《原子能科学技术》, 31 May 2017 (2017-05-31), pages 1 - 1 *
高剑: "用于核电推进的 30 kWe 反应堆电源堆芯设计", 《核科学与工程》 *
高剑: "用于核电推进的 30 kWe 反应堆电源堆芯设计", 《核科学与工程》, 30 June 2018 (2018-06-30), pages 348 - 349 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2022121878A1 (zh) * 2020-12-08 2022-06-16 上海核工程研究设计院有限公司 碱金属反应堆电源
WO2023133618A1 (pt) * 2022-01-14 2023-07-20 Terminus Pesquisa E Desenvolvimento Em Energia Ltda Sistema de bateria nuclear modular e célula nuclear

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