CN114334193A - 一种分离式热管反应堆 - Google Patents

一种分离式热管反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN114334193A
CN114334193A CN202111611502.4A CN202111611502A CN114334193A CN 114334193 A CN114334193 A CN 114334193A CN 202111611502 A CN202111611502 A CN 202111611502A CN 114334193 A CN114334193 A CN 114334193A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
core
heat pipe
reactivity
heat
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202111611502.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN114334193B (zh
Inventor
王成龙
黄金露
田智星
郭凯伦
秋穗正
田文喜
苏光辉
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Xian Jiaotong University
Original Assignee
Xian Jiaotong University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Xian Jiaotong University filed Critical Xian Jiaotong University
Priority to CN202111611502.4A priority Critical patent/CN114334193B/zh
Publication of CN114334193A publication Critical patent/CN114334193A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN114334193B publication Critical patent/CN114334193B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种分离式热管反应堆,整个分离式热管反应堆的堆芯由两个相同的半堆芯组成;反应堆堆芯的基本组件是堆芯热管和燃料元件,堆芯热管在燃料元件间布置;反应堆中堆芯热管穿过轴向反射层,在反应堆堆芯外形成一个带有长热管的热交换器;长热管的蒸发段插入热交换器中,在穿过屏蔽层后与能量转换装置相连,从而实现热能到电能的转换;反应堆的一个半堆芯固定在屏蔽层上,另一半堆芯连接到机械摆臂上,机械摆臂的一端与屏蔽层外的一个枢轴连接,通过机械摆臂的摆动来控制两个半堆芯之间的间距,进而来控制反应堆的反应性;在整个反应堆的上端布置有一个安全锁,用来限制机械摆臂摆动时引入的反应性大小,还可以实现反应堆的紧急停堆。

Description

一种分离式热管反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆动力系统设计技术领域,具体涉及一种分离式热管反应堆。
背景技术
随着能源技术的不断发展,各种特殊场景中对能源系统的要求越来越高,比如空间航天器、星球表面能源站、陆地可移动式电源等。这类能源的需要在很长一段时间内具有高可靠性,并且要紧凑、体积小、重量轻。电池和太阳能等是目前主要的能源选择,但是无法满足这类特殊能源的需求。
当前,随着反应堆技术的不断发展和成熟,反应堆电源逐渐进入人们的视野,俨然已经成为特殊任务所需能源的最佳选择。热管反应堆电源可以提供长寿期、高可靠性、体积小、重量轻的能源供应;无需压力容器,同时也不需要众多冷却剂回路机械,例如泵、增压器、旋转密封件和轴承等。
发明内容
为了满足上述特殊任务场景对能源的特殊需求,本发明的目的在于提供一种分离式热管反应堆,为不同任务场景提供长时、可靠的电力供应,满足这类能源需要在很长一段时间内具有高可靠性,并且要紧凑、体积小、重量轻的要求。
为了达到上述目的,本发明采用如下技术方案:
一种分离式热管反应堆,整个分离式热管反应堆的堆芯包括两个相同的半堆芯1,两个半堆芯1向心布置,在中间形成有一定间距的中心间隙9,并通过调节中心间隙的间距来进行反应性控制;半堆芯1的基本组件是堆芯热管2和燃料元件11,堆芯热管2在燃料元件11间布置;在反应堆堆芯的径向上增加了一个带隔热层的径向反射层12,径向反射层12既能够反射中子,还能够承受来自反应堆堆芯的径向热膨胀载荷;反应堆中堆芯热管2穿过轴向反射层13,在反应堆堆芯外形成热交换器3,热交换器3带有长热管5,在轴向反射层13和燃料元件11间有一个裂变气体腔室14,能够容纳燃料元件释放的裂变气体;长热管5的蒸发段插入热交换器3中,绝热段穿过屏蔽层6,冷凝段与能量转换装置相连,实现热能到电能的转换;屏蔽层6布置在反应堆堆芯和能量转换系统之间,防止能量转换装置受到来自堆芯的辐照损伤;反应堆的一个半堆芯1固定在屏蔽层6上,另一半堆芯1连接到一个机械摆臂4上,机械摆臂4的一端与屏蔽层6外的一个枢轴7连接,通过机械摆臂4的摆动来控制两个半堆芯1之间的中心间隙9的间距,进而来控制反应堆的反应性;在两个半堆芯1的临近端布置有安全板10,防止大的反应性输入;在整个反应堆的上端布置有一个反应性输入安全锁8,用来限制机械摆臂4摆动时引入的反应性大小,以免引入大的反应性,同时还能够实现反应堆的紧急停堆。
所述燃料元件11由裂变材料、含有4%体积分数的钨和20%的孔隙率组成,其中裂变材料由富集有U233或U235的金属陶瓷燃料碳化铀组成,其中钨用来在U-C-W系统中获得化学平衡,20%的孔隙率用来吸收裂变产物。
所述堆芯热管2的管壁和吸液芯材料为不锈钢,其内工质为钠。
所述长热管5的绝热段以弯曲的形态穿过屏蔽层6,以保证屏蔽层的有效屏蔽。
所述反应性输入安全锁8由安全锁驱动机构82和连杆81组成,连接杆81的一端与半堆芯1固定在一起,另一端连接安全锁驱动机构82;通过安全锁驱动机构82驱动控制连杆81来控制两个半堆芯1,反应性输入安全锁8用来限制机械摆臂4摆动过大而引入大的反应性,起到保护堆芯的作用;同时,在反应堆发生事故时,反应性输入安全锁8通过将两个半堆芯分开来实现反应堆的紧急停堆。
所述安全板10布置于半堆芯1的底端,安全板10与径向反射层12和轴向反射层13共同构成一个密闭空间并将整个反应堆活性区包覆,以防止裂变产物释放到反应堆外。
本发明中的热管反应堆使用热管来代替泵送冷却剂回路来冷却堆芯,可以在反应堆设计中产生重大的结构差异。反应堆中仅有的冷却剂密封在热管中;因此,反应堆无需压力容器,同时也不需要众多冷却剂回路机械,例如泵、增压器、旋转密封件和轴承等。分离式热管反应堆的反应性是由机械摆臂来实现的而非传统的控制棒系统,机械摆臂反应性控制可以解决控制棒系统使用时带来的问题,比如控制棒的使用将使反应堆所需的体积更大并需要更多燃料,高温运行环境下会引起化学反应、磨损、粘连等问题进而影响控制棒的移动。整个分离式反应堆运动部件少,具有较高可靠性和安全性,体积小重量轻,可满足特殊任务场景中应用的能源需要在很长一段时间内具有高可靠性,并且要紧凑、体积小、重量轻的要求,应用前景广泛。
附图说明
图1为本发明分离式热管反应堆总体布置图。
图2为本发明分离式热管反应堆堆芯结构布置图。
图中:1-半堆芯;11-燃料元件;12-径向反射层;13-轴向反射层;14-裂变气体腔室;2-堆芯热管;3-热交换器;4-机械摆臂;5-长热管;6-屏蔽层;7-枢轴;8-反应性输入安全锁;81-连杆;82-安全锁驱动机构;9-中心间隙;10-安全板
具体实施方式
为更好地说明本发明,现结合附图对本发明工作原理作以描述。
如图1和图2所示,本发明一种分离式热管反应堆,整个分离式热管反应堆的堆芯包括两个相同的半堆芯1,两个半堆芯1向心布置,在中间形成有一定间距的中心间隙9,并可通过调节中心间隙的间距来进行反应性控制;半堆芯1的基本组件是堆芯热管2和燃料元件11,堆芯热管2在燃料元件11间布置;在反应堆堆芯的径向上增加了一个带隔热层的径向反射层12,其既可以反射中子,还可以承受来自反应堆堆芯的径向热膨胀载荷;反应堆中堆芯热管2穿过轴向反射层13,在反应堆堆芯外形成热交换器3,热交换器3带有长热管5,在轴向反射层13和燃料元件11间有一个裂变气体腔室14,可以容纳燃料元件释放的裂变气体;长热管5的蒸发段插入热交换器3中,绝热段穿过屏蔽层6,冷凝段与能量转换装置相连,从而实现热能到电能的转换;屏蔽层6布置在反应堆堆芯和能量转换系统之间,可以防止能量转换装置受到来自堆芯的辐照损伤;反应堆的一个半堆芯1固定在屏蔽层6上,另一半堆芯1连接到一个机械摆臂4上,机械摆臂4的一端与屏蔽层6外的一个枢轴7连接,通过机械摆臂4的摆动来控制两个半堆芯1之间的中心间隙9的间距,进而来控制反应堆的反应性;在两个半堆芯1的临近端布置有安全板10,这可以防止大的反应性输入;在整个反应堆的上端布置有一个反应性输入安全锁8,用来限制机械摆臂4摆动时引入的反应性大小,以免引入大的反应性,同时还可以实现反应堆的紧急停堆。
作为本发明的优选实施方式,所述燃料元件11由裂变材料、含有4%体积分数的钨和20%的孔隙率组成,其中裂变材料由富集有U233或U235的金属陶瓷燃料碳化铀组成,其中钨用来在U-C-W系统中获得化学平衡,20%的孔隙率用来吸收裂变产物。
作为本发明的优选实施方式,所述堆芯热管2的管壁和吸液芯材料为不锈钢,其内工质为钠。
作为本发明的优选实施方式,所述中心间隙9的间距大小由机械摆臂4来控制,机械摆臂4支撑着一半堆芯1,并通过小幅度摆动控制两个半堆芯1之间中心间隙9的间距大小,从而控制反应堆的反应性。
作为本发明的优选实施方式,所述长热管5的绝热段以弯曲的形态穿过屏蔽层6,以保证屏蔽层的有效屏蔽。
作为本发明的优选实施方式,所述反应性输入安全锁8由安全锁驱动机构82和连杆81组成,连接杆81的一端与半堆芯1固定在一起,另一端连接安全锁驱动机构82;通过安全锁驱动机构82驱动控制连杆81来控制两个半堆芯1,反应性输入安全锁8用来限制机械摆臂4摆动过大而引入大的反应性,起到保护堆芯的作用;同时,在反应堆发生事故时,反应性输入安全锁8通过将两个半堆芯分开来实现反应堆的紧急停堆。
作为本发明的优选实施方式,所述安全板10布置于半堆1的底端,安全板10与径向反射层12和轴向反射层13共同构成一个密闭空间并将整个反应堆活性区包覆,以防止裂变产物释放到反应堆外。
本发明分离式热管反应堆的工作原理为:半堆芯1中通过核裂变产生裂变热,热量通过堆芯热管2传递至热交换器3,长热管5的蒸发段与热交换器3进行换热,长热管5的冷凝段与能量转换装置相连,实现将热能转换为电能。反应堆的功率水平大小是通过机械摆臂4的摆动进而改变两个半堆芯1间的中心间隙9的间距大小来控制的。
本发明未详尽描述的内容均为常规技术内容。

Claims (6)

1.一种分离式热管反应堆,其特征在于:整个分离式热管反应堆的堆芯包括两个相同的半堆芯(1),两个半堆芯(1)向心布置,在中间形成有一定间距的中心间隙(9),并通过调节中心间隙的间距来进行反应性控制;半堆芯(1)的基本组件是堆芯热管(2)和燃料元件(11),堆芯热管(2)在燃料元件(11)间布置;在反应堆堆芯的径向上增加了一个带隔热层的径向反射层(12),径向反射层(12)既能够反射中子,还能够承受来自反应堆堆芯的径向热膨胀载荷;反应堆中堆芯热管(2)穿过轴向反射层(13),在反应堆堆芯外形成热交换器(3),热交换器(3)带有长热管(5),在轴向反射层(13)和燃料元件(11)间有一个裂变气体腔室(14),能够容纳燃料元件释放的裂变气体;长热管(5)的蒸发段插入热交换器(3)中,绝热段穿过屏蔽层(6),冷凝段与能量转换装置相连,实现热能到电能的转换;屏蔽层(6)布置在反应堆堆芯和能量转换系统之间,防止能量转换装置受到来自堆芯的辐照损伤;反应堆的一个半堆芯(1)固定在屏蔽层(6)上,另一半堆芯(1)连接到一个机械摆臂(4)上,机械摆臂(4)的一端与屏蔽层(6)外的一个枢轴(7)连接,通过机械摆臂(4)的摆动来控制两个半堆芯(1)之间的中心间隙(9)的间距,进而来控制反应堆的反应性;在两个半堆芯(1)的临近端布置有安全板(10),防止大的反应性输入;在整个反应堆的上端布置有一个反应性输入安全锁(8),用来限制机械摆臂(4)摆动时引入的反应性大小,以免引入大的反应性,同时还能够实现反应堆的紧急停堆。
2.根据权利要求1所述的一种分离式热管反应堆,其特征在于:所述燃料元件(11)由裂变材料、含有4%体积分数的钨和20%的孔隙率组成,其中裂变材料由富集有U233或U235的金属陶瓷燃料碳化铀组成,其中钨用来在U-C-W系统中获得化学平衡,20%的孔隙率用来吸收裂变产物。
3.根据权利要求1所述的一种分离式热管反应堆,其特征在于:所述堆芯热管(2)的管壁和吸液芯材料为不锈钢,其内工质为钠。
4.根据权利要求1所述的一种分离式热管反应堆,其特征在于:所述长热管(5)的绝热段以弯曲的形态穿过屏蔽层(6),以保证屏蔽层的有效屏蔽。
5.根据权利要求1所述的一种分离式热管反应堆,其特征在于:所述反应性输入安全锁(8)由安全锁驱动机构(82)和连杆(81)组成,连接杆(81)的一端与半堆芯(1)固定在一起,另一端连接安全锁驱动机构(82);通过安全锁驱动机构(82)驱动控制连杆(81)来控制两个半堆芯(1),反应性输入安全锁(8)用来限制机械摆臂(4)摆动过大而引入大的反应性,起到保护堆芯的作用;同时,在反应堆发生事故时,反应性输入安全锁(8)通过将两个半堆芯分开来实现反应堆的紧急停堆。
6.根据权利要求1所述的一种分离式热管反应堆,其特征在于:所述安全板(10)布置于半堆芯(1)的底端,安全板(10)与径向反射层(12)和轴向反射层(13)共同构成一个密闭空间并将整个反应堆活性区包覆,以防止裂变产物释放到反应堆外。
CN202111611502.4A 2021-12-27 2021-12-27 一种分离式热管反应堆 Active CN114334193B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111611502.4A CN114334193B (zh) 2021-12-27 2021-12-27 一种分离式热管反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111611502.4A CN114334193B (zh) 2021-12-27 2021-12-27 一种分离式热管反应堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN114334193A true CN114334193A (zh) 2022-04-12
CN114334193B CN114334193B (zh) 2024-10-01

Family

ID=81013639

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111611502.4A Active CN114334193B (zh) 2021-12-27 2021-12-27 一种分离式热管反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN114334193B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN118116623A (zh) * 2024-03-01 2024-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 一种适用于热管堆的非能动反应性控制结构和控制方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08233202A (ja) * 1995-02-24 1996-09-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱交換器
WO2014176069A2 (en) * 2013-04-25 2014-10-30 Los Alamos National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN106816186A (zh) * 2017-01-24 2017-06-09 哈尔滨工程大学 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统
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
CN111508624A (zh) * 2020-04-28 2020-08-07 中国原子能科学研究院 冷却系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08233202A (ja) * 1995-02-24 1996-09-10 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 熱交換器
WO2014176069A2 (en) * 2013-04-25 2014-10-30 Los Alamos National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN106816186A (zh) * 2017-01-24 2017-06-09 哈尔滨工程大学 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统
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
CN111508624A (zh) * 2020-04-28 2020-08-07 中国原子能科学研究院 冷却系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
王立鹏;江新标;赵柱民;张信一;陈立新;: "热管式锂冷空间快堆中子学计算分析", 核科学与工程, no. 04, 15 December 2014 (2014-12-15) *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN118116623A (zh) * 2024-03-01 2024-05-31 国家电投集团科学技术研究院有限公司 一种适用于热管堆的非能动反应性控制结构和控制方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN114334193B (zh) 2024-10-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA3021942C (en) Load-following small nuclear reactor system using liquid metal primary coolant
RU2713473C2 (ru) Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии
KR102217775B1 (ko) 모듈식 이동식 핵 발전기
CN109119174B (zh) 一种基于铀氢锆燃料和静态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
US20060171498A1 (en) Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
US12040100B2 (en) Transportable sub-critical modules disposed in intermodal transport container for power generation
JPWO2013094196A1 (ja) 小型原子力発電システム
US20240021334A1 (en) Alkali metal reactor power supply
US20160125963A1 (en) Intrinsically safe nuclear reactor
CN113270210B (zh) 一种低铀装量的轻量化热管堆堆芯结构
US3449208A (en) Small nuclear reactor heat source
Huang et al. Preliminary conceptual design and analysis of a 100 kWe level Nuclear Silent Thermal‐Electrical Reactor (NUSTER‐100)
CN114334193A (zh) 一种分离式热管反应堆
Ohashi et al. Modular high temperature reactor (Modular HTR) contributing the global environment protection
CN109859861A (zh) 一种基于碳纳米管的无冷却剂超小紧凑型空间反应堆堆芯
US3086933A (en) Transportable nuclear reactor power plant
Poullikkas An overview of future sustainable nuclear power reactors.
Teller et al. Problem-Free Nuclear Power and Global Change
Shepherd et al. The possibilities of achieving high temperatures in a gas cooled reactor
Schleicher et al. Configuring EM2 to Meet the Challenges of Economics, Waste Disposition and Non-Proliferation Confronting Nuclear Energy in the US
Kozier The nuclear battery: a very small reactor power supply for remote locations
Richards et al. Modular helium reactor deployment for flexible energy demands
Bost Multikilowatt space power system using ZrH-moderated reactor and organic Rankine power conversion
Parlos et al. A preliminary feasibility study of passive in‐core thermionic reactors for highly compact space nuclear power systems
Crowell et al. Conceptual Design of a Micro Nuclear Reactor for Canadian Arctic Applications

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant