CN116838444A - 核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统，该动力系统包括：热交换器、压缩机、透平、回热器、冷却器和辅助增压装置；超临界二氧化碳工质经热交换器吸收核反应堆的热量，并进入透平膨胀做功；从透平排出的超临界二氧化碳工质，依次进入回热器、冷却器释放热量，再进入压缩机提升压力后进入回热器吸收乏汽余热，随后再次返回热交换器；辅助增压装置中，第一进气通道和第二进气通道均与掺混腔室连通，经第一进气通道进入掺混腔室的气流朝向扩压腔室流动；压缩机或透平的泄漏结构与第二进气通道连通。该动力系统集成反应堆事故余热导出以及应急电力供应的功能，增强核反应堆的最后一道安全保障。

Description

核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统

技术领域

本发明涉及动力转换装备的技术领域，尤其涉及一种核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统。

背景技术

核反应堆在发生意外断电或其它严重事故时，需及时导出堆芯余热保障核安全，并同时恢复核电系统或核动力装置基本的电力供应确保事故后的后续应对措施。

目前，通常利用柴油发电机、锂电池等外部电源作为事故后的应急电力保障，为堆芯余热导出提供动力，以及为重要的仪器仪表供电等。但在全场断电、外部电源失效、丧失堆芯应急冷却或最终热阱的事故下，如何保障核反应堆事故后的余热导出以及恢复应急电力供应，提高最后一道安全保障，依然缺少可靠的安全应对策略，福岛事件即是此类事故。

发明内容

本发明的目的是提供一种核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统，以保障核反应堆事故后的余热导出以及恢复应急电力供应。

本发明的上述目的可采用下列技术方案来实现：

本发明提供一种核反应堆事故余热内生动力系统，包括：热交换器、压缩机、透平、回热器、冷却器和辅助增压装置；

超临界二氧化碳工质经所述热交换器吸收核反应堆的热量，并进入所述透平做功；

从所述透平排出的超临界二氧化碳工质，依次进入回热器、冷却器释放热量，再进入所述压缩机提升压力后进入回热器吸收乏汽余热，随后再次返回所述热交换器开始新的循环；

所述冷却器设置于所述回热器的热侧与所述压缩机之间；从所述透平排出的超临界二氧化碳工质，流经所述回热器的热侧后进入所述压缩机；从所述压缩机排出的超临界二氧化碳工质，流经所述回热器的冷侧后返回所述热交换器；

所述辅助增压装置包括：掺混腔室、扩压腔室、第一进气通道、第二进气通道和出气通道，所述第一进气通道和所述第二进气通道均与所述掺混腔室连通，经所述第一进气通道进入所述掺混腔室的气流朝向所述扩压腔室流动；

所述压缩机或所述透平的泄漏结构与所述第二进气通道连通，所述压缩机或所述透平泄漏的超临界二氧化碳工质经所述第二进气通道进入所述辅助增压装置，并经所述出气通道流出后返回所述压缩机。

在优选的实施方式中，所述辅助增压装置还包括接收腔室，所述接收腔室、所述掺混腔室和所述扩压腔室依次布置，所述第二进气通道与所述接收腔室连通。

在优选的实施方式中，所述接收腔室、所述掺混腔室和所述扩压腔室沿入流方向布置，所述入流方向为直线。

在优选的实施方式中，所述第一进气通道包括喷管，所述喷管至少部分设置于所述接收腔室中，所述喷管的开口朝向所述掺混腔室。

在优选的实施方式中，所述喷管包括沿入流方向分布的柱部和收缩部，所述收缩部沿入流方向缩小。

在优选的实施方式中，所述第二进气通道的开口方向与所述入流方向不相平行，并且所述第二进气通道的开口指向所述柱部。

在优选的实施方式中，所述掺混腔室沿入流方向逐渐缩小。

在优选的实施方式中，所述掺混腔室呈回转形，并且所述掺混腔室纵截面的侧壁呈弧形。

在优选的实施方式中，所述扩压腔室沿入流方向逐渐扩大。

在优选的实施方式中，所述压缩机、所述透平以及与所述压缩机连接的电机采用同轴一体集成及整缸一体式设计。

在优选的实施方式中，所述第一进气通道与所述压缩机出口或所述透平进口连通。

本发明提供一种核能系统，包括：核反应堆和上述的核反应堆事故余热内生动力系统，所述核反应堆与所述热交换器的热侧连接。

本发明的特点及优点是：

本发明提供的核反应堆事故余热内生动力系统，将堆芯余热作为动力系统的热量来源，为核电系统或核动力装置提供事故后的基本电力供应，既能导出堆芯余热，又可保障事故后的电力供应，提高了能源的利用率，具有系统简单、结构紧凑、安全可靠等技术优点，有利于消除纯粹依靠外部电源可能失效的风险，进一步保障了核安全性。辅助增压装置工作时，引入少量高压二氧化碳气流从第一进气通道进入到掺混腔室，在掺混腔室产生低压，从而抽吸低压泄漏二氧化碳通过第二进气通道进入到掺混腔室中，低压泄漏二氧化碳与高压二氧化碳气流进行掺混，并流经扩压腔室后从出气通道排出，可进入主回路进行再次循环，以实现对泄漏超临界二氧化碳工质的增压再循环。辅助增压装置结构比较简单，无需额外机械耗功，解决了现用实现回收及增压的装置结构复杂，体积比较大，带来额外消耗的问题，有利于强化超临界二氧化碳动力转换系统的体积与效能优势。该核反应堆事故余热内生动力系统及核能系统，集成反应堆事故余热导出以及应急电力供应的功能，增强核反应堆的最后一道安全保障。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明提供的核能系统的结构示意图；

图2为本发明提供的核反应堆事故余热内生动力系统中的辅助增压装置的结构示意图。

附图标号说明：

10、辅助增压装置；1、第一进气通道；

2、第二进气通道；3、出气通道；

4、接收腔室；

5、喷管； 51、柱部； 52、收缩部；

6、掺混腔室； 7、扩压腔室；

8、入流方向；

90、做功系统；91、透平；92、发电机；93、压缩机；

94、热交换器；95、回热器；96、冷却器；

97、核反应堆。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

方案一

本发明提供了一种核反应堆事故余热内生动力系统，如图1和图2所示，包括：热交换器94、压缩机93、透平91和辅助增压装置10；超临界二氧化碳工质经热交换器94吸收核反应堆97的热量，并进入透平91膨胀做功；从透平91排出的超临界二氧化碳工质，经压缩机93返回热交换器94；辅助增压装置10包括：掺混腔室6、扩压腔室7、第一进气通道1、第二进气通道2和出气通道3，第一进气通道1和第二进气通道2均与掺混腔室6连通，经第一进气通道1进入掺混腔室6的气流朝向扩压腔室7流动；压缩机93或透平91的泄漏结构与第二进气通道连通，压缩机93或透平91泄漏的超临界二氧化碳工质经第二进气通道进入辅助增压装置10，并经出气通道流出后返回压缩机93。

考虑到动力转换系统还需要满足对外零泄漏、无需补气的要求。为了满足该要求，需将超临界二氧化碳动力转换系统中的压缩机与透平通过轴封泄漏的超临界二氧化碳工质，进行回收及增压，以重新进入主回路进行再次循环。

由于泄漏增压的二氧化碳流量小、压比大，通常采用容积式压缩机来实现回收及增压，但是，一方面将引入额外的机械消耗，牺牲部分动力转换效能，另一方面容积式压缩机体积重量相对大，导致动力转换系统的整体体积比较大。

本发明提供的核反应堆事故余热内生动力系统，将堆芯余热作为动力系统的热量来源，为核电系统或核动力装置提供事故后的基本电力供应，既能导出堆芯余热，又可保障事故后的电力供应，提高了能源的利用率，具有系统简单、结构紧凑、安全可靠等技术优点，有利于消除纯粹依靠外部电源可能失效的风险，进一步保障了核安全性。

辅助增压装置10工作时，引入少量高压二氧化碳气流从第一进气通道1进入到掺混腔室6，在掺混腔室6产生低压，从而抽吸低压泄漏二氧化碳通过第二进气通道2进入到掺混腔室6中，低压泄漏二氧化碳与高压二氧化碳气流进行掺混，并流经扩压腔室7后从出气通道3排出，可进入主回路进行再次循环，以实现对泄漏超临界二氧化碳工质的增压再循环。辅助增压装置10结构比较简单，无需额外机械耗功，解决了现用实现回收及增压的装置结构复杂，体积比较大，带来额外消耗的问题，有利于强化超临界二氧化碳动力转换系统的体积与效能优势。

在一实施方式中，辅助增压装置10还包括接收腔室4，接收腔室4、掺混腔室6和扩压腔室7依次布置，第二进气通道2与接收腔室4连通，低压泄漏二氧化碳先进入到接收腔室4中，再流入到掺混腔室6与高压二氧化碳气流进行混合。进一步地，如图2所示，接收腔室4、掺混腔室6和扩压腔室7沿入流方向8布置，入流方向8为直线。

在一实施方式中，第一进气通道1包括喷管5，喷管5至少部分设置于接收腔室4中，喷管5的开口朝向掺混腔室6。从主回路中引入的少量高压二氧化碳气流，通过喷管5流入掺混腔室6，高压二氧化碳气流在喷管5中加速，以便于抽吸低压泄漏二氧化碳，有利于低压泄漏二氧化碳与高压二氧化碳气流进行掺混。

进一步地，喷管5包括沿入流方向8分布的柱部51和收缩部52，收缩部52沿入流方向8缩小，促使高压二氧化碳气流加速，有助于抽吸低压泄漏二氧化碳。

如图2所示，第二进气通道2的开口方向与入流方向8不相平行，并且第二进气通道2的开口指向柱部51。有利于抽吸低压泄漏二氧化碳进入到接收腔室4中。

如图2所示，掺混腔室6沿入流方向8逐渐缩小。

进一步地，掺混腔室6呈回转形，并且掺混腔室6纵截面的侧壁呈弧形。

如图2所示，扩压腔室7沿入流方向8逐渐扩大。

进一步地，扩压腔室7呈回转形，并且扩压腔室7呈圆锥形。

辅助增压装置10工作时，高压二氧化碳气流进入喷管5中进行加速，静压降低，并射向掺混腔室6；从透平或压缩机93设备轴封泄漏的低压泄漏二氧化碳进入接收腔室4；在经膨胀加速的气流作用下，低压泄漏二氧化碳抽吸进入掺混腔室6中，与高压二氧化碳气流进行混合；随后进入扩压腔室7中将动能转换为压力能，实现增压效果，形成高压气流进入主回路进行再次循环。辅助增压装置10可以应用于零泄漏超临界二氧化碳动力转换系统，具有结构简单及高度紧凑的优点，并且无需额外机械耗功。

压缩机93或透平91泄漏的低压泄漏二氧化碳通过第二进气通道2进入到辅助增压装置中，实现增压，可进入主回路进行再次循环，对回收泄漏二氧化碳进行辅助增压的过程中，无需额外机械耗功，并且设备体积较小，有利于发挥超临界二氧化碳动力转换系统的体积与效能优势。在一实施方式中，第一进气通道1与压缩机93出口或透平91进口连通，流入第一进气通道1的高压二氧化碳气流，既可来自压缩机93出口高压气流，也可来自透平91进口高压气流，还可以来自回路其他位置处的高压气流。

如图1所示，该核反应堆事故余热内生动力系统包括回热器95，从透平91排出的超临界二氧化碳工质，流经回热器95的热侧后进入压缩机93，从压缩机93排出的超临界二氧化碳工质，流经回热器95的冷侧后返回热交换器94。进一步地，回热器95的热侧与压缩机93之间设置有冷却器96。

透平91、发电机92与压缩机93组成做功系统90，图1所示的核反应堆事故余热内生动力系统的循环流程包括：经热交换器94加热后的高温高压超临界二氧化碳工质进入透平91做功带动发电机92发出电力；做功后的乏气进入回热器95热侧对冷侧的工质进行加热；回热之后进入冷却器96中进行冷却后，进入压缩机93中进行升压；随后进入回热器95冷侧进行回热升温，再进入热交换器94中吸热进入透平91做功，开启一轮新的循环。

压缩机93或透平91的泄漏结构包括透平91和压缩机93之间的轴端密封。透平91和压缩机93通过轴端密封泄漏的超临界二氧化碳工质，经过辅助增压装置10进行回收增压，增压后进入主回路冷却器96的上游，与从回热器95热侧出来的工质进行汇合，随后进入冷却器96中冷却进行新的循环。

在一实施方式中，压缩机、透平以及与压缩机连接的电机采用同轴一体集成及整缸一体式设计。压缩机93与透平91采用同轴布置且整缸设计。具体地，压缩机93与透平91构成涡轮发电系统，涡轮发电系统还包括电机，压缩机、电机、透平进行同轴一体化高度集成，中间电机，两侧分别是压缩机和透平，涡轮发电系统的外缸进行一体式缸体设计，即压缩机、电机与透平为整缸一体式设计，压缩机和透平通过轴封泄漏的超临界二氧化碳工质漏到中间的电机低压腔中，便于泄漏的工质经过增压后重新注入冷却器前端进行回收利用开始新的循环，实现对外界即对大气环境的零泄漏。

该核反应堆事故余热内生动力系统，不同于采用能动增压装置来作为辅助增压装置的系统。

通常情况下，采用能动增压装置来作为辅助增压装置，存在以下不足：一是体积大、笨重，削弱来整个系统的体积优势；二是需要外部供电或者供能，降低了整个系统的效率；三是能动装置涉及到额外的控制问题，复杂了系统的控制，增加了系统的薄弱环节，降低整个系统的安全性，以及控制的复杂会降低整个系统的机动性。

本发明中的核反应堆事故余热内生动力系统，采用属于非能动增压装置的辅助增压装置，具有：结构小、重量很轻、所占用的空间重量对整个系统几乎无影响；并且由于属于非能动装置，无需额外耗能，不影响系统的效率，没有复杂的控制，利于系统实现高效、简单的优势。

该核反应堆事故余热内生动力系统，集成事故余热导出及应急电力供应功能于一体的内生动力系统，两个功能合二为一，只需要一套系统，将堆芯余热作为动力系统的热量来源，并且无需外部热源或者外部输入，即实现了内生动力，具有安全性能高的优点。通过超临界二氧化碳闭式布雷顿循环发电，为核电系统或核动力装置提供事故后的基本电力供应，针对全场断电、外部电源失效、丧失堆芯应急冷却或最终热阱的事故条件，利用堆芯余热作为热源通过超临界二氧化碳动力循环转换为电力保障事故后应急电力供应。既能导出堆芯余热作为核反应堆事故后的应对手段，又能替代柴油发电机92、锂电池等外部电源作为应急电源保障电力供应，利用核反应堆97本身余热作为热源，无需额外配置热源或外部输入能量，是一套内生动力系统，不仅提升了能源的利用率，还从根本性上消除了纯粹依靠外部电源可能失效的风险，安全可靠性高。

并且，基于超临界二氧化碳动力循环的事故余热内生动力系统，利用超临界二氧化碳动力循环体积小、重量轻、在中低温条件下即可实现稳定电力输出的技术优势，将堆芯余热作为热源，利用超临界二氧化碳闭式循环转换成应急电力，是集成事故余热导出及应急电力供应功用于一体的内生应急核电源，结构紧凑、安全可靠性高，对进一步提升核安全具有重要意义。采用超临界二氧化碳动力循环，具备系统简单、结构紧凑、中低温环境下也可有效发电、可实现零泄漏等技术优点，市场推广应用潜力巨大。具有以下优点：

(1)具备模块化特性，可将整个应急发电系统高度集成至封闭集装箱或模块中，仅预留外部接口，连接前端热源以及后端电力系统，具备良好的运行维护及交通运输特性；

(2)采用的超临界布雷顿循环主要涉及压缩机93、发电机92、透平91、回热器95、冷却器96等主系统核心设备以及相应管道阀门，实现热电转换；

(3)为100％零泄漏系统，可实现一次充二氧化碳即可无需补气的闭式系统，压缩机93、电机、透平采用同轴一体化布置，电机中置，压缩机93与透平分别置于两侧，多设备采用整缸一体式设计，压缩机93与透平91通过轴端密封泄漏的工质进入中间电机腔室中进行收集回收重新增压进入主回路中开始新的循环；

(4)辅助增压装置10为非能动系统，采用喷射器结构，通过从主回路中引出少量高压二氧化碳气流在喷管中膨胀加速抽吸低压泄漏二氧化碳进行掺混，实现泄漏工质的增压作用，无需利用容积式压缩机93此类耗能设备来进行辅助增压，节省了系统的能量消耗，并且喷射管结构非常简单、体积小、重量轻，解决了大压比容积式压缩机93体积大、笨重的缺点。

方案二

本发明提供了一种核能系统，如图1所示，包括：核反应堆97和上述的核反应堆事故余热内生动力系统，核反应堆97与热交换器94的热侧连接。该核能系统具有上述核反应堆事故余热内生动力系统的技术特征和技术效果，在此不再赘述。

以上所述仅为本发明的几个实施例，本领域的技术人员依据申请文件公开的内容可以对本发明实施例进行各种改动或变型而不脱离本发明的精神和范围。

Claims (12)

1.一种核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，包括：热交换器、压缩机、透平、回热器、冷却器和辅助增压装置；

超临界二氧化碳工质经所述热交换器吸收核反应堆的热量，并进入所述透平做功；

从所述透平排出的超临界二氧化碳工质，依次进入所述回热器、所述冷却器释放热量，再进入所述压缩机提升压力后进入回热器吸收乏汽余热，随后再次返回所述热交换器开始新的循环；

所述冷却器设置于所述回热器的热侧与所述压缩机之间；从所述透平排出的超临界二氧化碳工质，流经所述回热器的热侧后进入所述压缩机；从所述压缩机排出的超临界二氧化碳工质，流经所述回热器的冷侧后返回所述热交换器；

所述辅助增压装置包括：掺混腔室、扩压腔室、第一进气通道、第二进气通道和出气通道，所述第一进气通道和所述第二进气通道均与所述掺混腔室连通，经所述第一进气通道进入所述掺混腔室的气流朝向所述扩压腔室流动；

所述压缩机或所述透平的泄漏结构与所述第二进气通道连通。

2.根据权利要求1所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述辅助增压装置还包括接收腔室，所述接收腔室、所述掺混腔室和所述扩压腔室依次布置，所述第二进气通道与所述接收腔室连通。

3.根据权利要求2所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述接收腔室、所述掺混腔室和所述扩压腔室沿入流方向布置，所述入流方向为直线。

4.根据权利要求3所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述第一进气通道包括喷管，所述喷管至少部分设置于所述接收腔室中，所述喷管的开口朝向所述掺混腔室。

5.根据权利要求4所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述喷管包括沿入流方向分布的柱部和收缩部，所述收缩部沿入流方向缩小。

6.根据权利要求5所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述第二进气通道的开口方向与所述入流方向不相平行，并且所述第二进气通道的开口指向所述柱部。

7.根据权利要求3所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述掺混腔室沿入流方向逐渐缩小。

8.根据权利要求7所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述掺混腔室呈回转形，并且所述掺混腔室纵截面的侧壁呈弧形。

9.根据权利要求3所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述扩压腔室沿入流方向逐渐扩大。

10.根据权利要求1所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述压缩机、所述透平以及与所述压缩机连接的电机采用同轴一体集成及整缸一体式设计。

11.根据权利要求1所述的核反应堆事故余热内生动力系统，其特征在于，所述第一进气通道与所述压缩机出口或所述透平进口连通。

12.一种核能系统，其特征在于，包括：核反应堆和权利要求1-11中任一项所述的核反应堆事故余热内生动力系统，所述核反应堆与所述热交换器的热侧连接。