CN117153435A - 一种热管集成高温反应堆 - Google Patents

一种热管集成高温反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN117153435A
CN117153435A CN202311122585.XA CN202311122585A CN117153435A CN 117153435 A CN117153435 A CN 117153435A CN 202311122585 A CN202311122585 A CN 202311122585A CN 117153435 A CN117153435 A CN 117153435A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cabin
heat pipe
heat
heat exchange
reactor
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.)
Pending
Application number
CN202311122585.XA
Other languages
English (en)
Inventor
刘嵩阳
罗勇
周勤
刘伟
李雪琳
王朗
刘平
郭若楠
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.)
Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
Original Assignee
Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
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 Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd filed Critical Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co Ltd
Priority to CN202311122585.XA priority Critical patent/CN117153435A/zh
Publication of CN117153435A publication Critical patent/CN117153435A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/257Promoting flow of the coolant using heat-pipes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • G21C5/126Carbonic moderators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/14Mechanical drive arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/006Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/08Metals; Alloys; Cermets, i.e. sintered mixtures of ceramics and metals
    • G21F1/085Heavy metals or alloys

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种热管集成高温反应堆,包括保护单元:包括压力容器;反应堆单元,包括堆舱,以及燃料栅元组件;换热单元,包括换热舱、第一隔板,以及传热管;蒸汽发生单元,包括蒸汽舱、第二隔板、进水管,以及出汽管;控制单元,包括大转动毂、小转动毂、转盘,以及伸缩杆。本发明的有益效果为通过集成反应堆堆芯、中间换热系统和蒸发器系统,使其具有紧凑、模块化的特点,可以快速的部署和运行,解决供能难、供能慢的问题,另外加设充满熔融铅的换热舱室,可以较好的屏蔽堆芯释放出的射线对蒸汽舱内工质水的影响,减少核废水的排放,换热舱在隔板破裂等事故下,熔融铅冷却固化,可以保护堆芯裂变产物不泄露。

Description

一种热管集成高温反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域,特别是一种热管集成高温反应堆。
背景技术
在受环境因素影响较大的地域,如岛屿、地质灾害突发的地区以及沙漠等地,能源供应常常面临着巨大的挑战。传统的能源供应方式往往受制于供应网络的不完善和天气条件的不可预测性,导致能源供应的不稳定性和不可靠性。为了解决这一问题,并保证这些地区的能源供应能够稳定、可靠且安全,热管高温反应堆成为了一种备受关注的解决方案。
这种反应堆利用了热管技术来实现高效的热传导和热管理。热管是一种被封装的热传导装置,利用其内部的工作流体对热量进行吸收、传输和释放,实现高效的散热和温度控制。而传统的热管高温反应堆设备往往体积较大不易运输,无法进行快速的部署与运行,并不适用于紧急情况下的能源供应,例如自然灾害后的救援工作、边远地区的电力供应等,本发明采用新型反应堆堆芯设计,通过集成反应堆堆芯、中间换热系统和蒸发器系统,提出一种热管集成高温反应堆。
发明内容
本部分的目的在于概述本发明的实施例的一些方面以及简要介绍一些较佳实施例。在本部分以及本申请的说明书摘要和发明名称中可能会做些简化或省略以避免使本部分、说明书摘要和发明名称的目的模糊,而这种简化或省略不能用于限制本发明的范围。
鉴于上述或现有技术中存在的问题,提出了本发明。
因此,本发明的目的是提供一种热管集成高温反应堆,其能够提供可再生的能源供应,由于其紧凑、模块化的特点,可以快速的部署和运行,从而解决紧急情况下的供能难、供能慢的问题。
为解决上述技术问题,本发明提供如下技术方案:一种热管集成高温反应堆,其包括保护单元:包括压力容器;
反应堆单元,包括堆舱,以及设置于所述堆舱内的多个燃料栅元组件;
换热单元,包括换热舱、设置于所述堆舱上方的第一隔板,以及设置于所述换热舱内的传热管;
蒸汽发生单元,包括蒸汽舱、设置于所述换热舱上方的第二隔板、设置于所述蒸汽舱两侧的进水管,以及设置于所述蒸汽舱上方的出汽管;
控制单元,包括大转动毂、设置于所述大转动毂一侧的小转动毂、设置于所述大转动毂底部的转盘,以及设置于所述转盘一侧的伸缩杆。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述堆舱、换热舱以及蒸汽舱均依次设置在压力容器内,所述压力容器还包括设置于堆舱一侧的毂腔、设置于所述压力容器底部的转盘舱,以及设置于所述转盘舱下方的传动舱;所述传动舱包括设置于其一侧的铰接杆。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述燃料栅元组件包括堆芯,以及设置于所述堆芯外侧的热管。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述热管包括热源端、设置于所述热源端一侧的冷凝端,以及设置于所述热管内的热缓冲棒。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述热管贯穿所述第一隔板,连通所述堆舱与所述换热舱。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述传热管贯穿所述第二隔板,连通所述换热舱与所述蒸汽舱。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述大转动毂包括设置于其一侧的吸收体、设置于所述大转动毂一侧的凸轮,以及设置于所述凸轮一侧的第一插销;
所述小转动毂包括设置于其底部的第二插销。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述转盘包括设置于其表面的第二轨道、设置于所述第二轨道一侧的第一轨道、设置于所述转盘底部的凸板,以及设置于所述凸板一侧的铰接头。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述第二轨道与所述第一插销配合;
所述第一轨道与所述第二插销配合。
作为本发明所述热管集成高温反应堆的一种优选方案,其中:所述伸缩杆包括固定端与活动端;所述固定端与所述铰接杆配合;所述活动端与所述铰接头配合。
本发明的有益效果:本发明采用新型反应堆堆芯设计,通过集成反应堆堆芯、中间换热系统和蒸发器系统,使其具有紧凑、模块化的特点,可以快速的部署和运行,从而解决紧急情况下的供能难、供能慢的问题;反应堆堆芯为三棱柱形,热管呈三角形阵列在堆芯外,可以全面的吸收堆芯产生的能量,通过在堆芯舱和蒸汽舱之间加设充满熔融铅的换热舱室,由于铅的屏蔽特性,可以较好的减少堆芯释放出的射线对蒸汽舱内工质水的影响,降低其反应堆工作后核废水的排放,换热舱也为堆芯增加一层安全屏障,在隔板破裂、蒸汽发生器舱室冷却剂丧失等严重事故下,熔融铅冷却固化,保护堆芯裂变产物不泄露;此外,通过大小间隔放置的碳化硼转动毂代替了传统控制棒,并通过底部转盘控制碳化硼材料的位置控制反射层中子通量密度,从而控制堆芯反应性;同时该堆芯设计满足第四代反应堆标准,该反应堆采用TRISO燃料颗粒与石墨基体作为燃料元件设计,以石墨材料作为慢化剂材料。该类型燃料的高温度反馈系数和石墨构件的高热容材料特性,使得该反应堆系统在严重事故情况下,控制系统全失效,也能依靠高温实现自动停堆,保证其事故情况下的安全性。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案,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性的前提下,还可以根据这些附图获得其它的附图。其中:
图1为热管集成高温反应堆的整体外观示意图;
图2为热管集成高温反应堆的整体剖面视图;
图3为热管集成高温反应堆中堆芯布置方式示意图;
图4为热管集成高温反应堆中压力容器的结构示意图;
图5为热管集成高温反应堆中热管的内部结构示意图;
图6为热管集成高温反应堆中大/小转动毂的结构示意图;
图7为热管集成高温反应堆中转盘的结构示意图;
图8为热管集成高温反应堆的整体半剖视图;
图9为热管集成高温反应堆中图8中A处的局部放大图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合说明书附图对本发明的具体实施方式做详细的说明。
在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明,但是本发明还可以采用其他不同于在此描述的其它方式来实施,本领域技术人员可以在不违背本发明内涵的情况下做类似推广,因此本发明不受下面公开的具体实施例的限制。
其次,此处所称的“一个实施例”或“实施例”是指可包含于本发明至少一个实现方式中的特定特征、结构或特性。在本说明书中不同地方出现的“在一个实施例中”并非均指同一个实施例,也不是单独的或选择性的与其他实施例互相排斥的实施例。
实施例1
参照图1~2,为本发明第一个实施例,该实施例提供了一种热管集成高温反应堆,其包括保护单元100:包括压力容器101;
反应堆单元200,包括堆舱201,以及设置于堆舱201内的多个燃料栅元组件202;
换热单元300,包括换热舱301、设置于堆舱201上方的第一隔板302,以及设置于换热舱301内的传热管303;
蒸汽发生单元400,包括蒸汽舱401、设置于换热舱301上方的第二隔板402、设置于蒸汽舱401两侧的进水管403,以及设置于蒸汽舱401上方的出汽管404;
控制单元500,包括大转动毂501、设置于大转动毂501一侧的小转动毂502、设置于大转动毂501底部的转盘503,以及设置于转盘503一侧的伸缩杆504。
需要说明的是,压力容器101是用于存储和容纳高温热管反应堆内的工作介质和裂变产物的容器,具备极高的强度、耐压和高温度耐受能力,一般由特殊合金材料,如铌合金、镍基合金等材料制作;
较佳的,压力容器101从上至下依次容纳有蒸汽发生单元400、换热单元300、反应堆单元200以及控制单元500,此四个模块集成在压力容器101内并通过高强度的隔板隔开,隔板材料与压力容器101的制作材料一致。
实施例2
参照图1~7,为本发明第二个实施例,其不同于第一个实施例的是:还包括,堆舱201、换热舱301以及蒸汽舱401均依次设置在压力容器101内,压力容器101还包括设置于堆舱201一侧的毂腔101a、设置于压力容器101底部的转盘舱101b,以及设置于转盘舱101b下方的传动舱101c;传动舱101c包括设置于其一侧的铰接杆101c-1。
燃料栅元组件202包括堆芯202a,以及设置于堆芯202a外侧的热管202b。
通气槽202a贯通至通孔202c。
热管202b包括热源端202b-1、设置于热源端202b-1一侧的冷凝端202b-2,以及设置于热管202b内的热缓冲棒202b-3。
热管202b贯穿第一隔板302,连通堆舱201与换热舱301。
传热管303贯穿第二隔板402,连通换热舱301与蒸汽舱401。
大转动毂501包括设置于其一侧的吸收体501a、设置于大转动毂501一侧的凸轮501b,以及设置于凸轮501b一侧的第一插销501c;
小转动毂502包括设置于其底部的第二插销502a。
需要说明的是,在压力容器101中,其换热舱301及蒸汽舱401舱段为圆形中通状,而堆舱201中则开为正六边形的中通状,毂腔101a为3/4圆形通孔贯通至转盘舱101b,具体分为开设在堆舱201六边形的六条边中部的大毂腔,以及开设在六边形的六个角的小毂腔,毂腔101a的1/4开口朝向堆舱201中心,大毂腔内置有大转动毂501,小毂腔内置有小转动毂502。
较佳的,转动毂主体由吸收体501a与外围的石墨组成,吸收体501a为硼化碳(B4C)材料,核反应堆中裂变产生中子是反应过程中的重要组成部分,而硼化碳具有很高的中子吸收截面积,并且能有效地吸收中子,从而控制核裂变反应速率,凸轮501b固定安装在转动毂的一端,大转动毂501的凸轮501b的凸起中心固定安装有第一插销501c,小转动毂502的凸轮501b的凸起中心固定安装有第二插销502a,凸轮501b驱动转动毂旋转使其吸收体501a暴露在堆舱201内,通过凸轮501b旋转的角度可以控制吸收体501a暴露的面积,从而控制反应堆的反应速率。
较佳的,燃料栅栏组件202由均匀阵列的堆芯202a与热管202b组成,其阵列方式如图3所示,每根热管202b由6个堆芯202a共用,每个堆芯202a的热量由相邻的三根热管202b传输至换热舱301,在堆芯202a中,其中心为柱状TRISO燃料区间,该区间填充石墨基体,并含有弥散的TRISO燃料颗粒,TRISO颗粒为高温堆常用燃料设计,该颗粒作为包容放射性产物的第一道屏障,TRISO燃料区间外包覆石墨材料,该区间为石墨壳区间,石墨包壳作为包容放射性产物的第二道屏障。两个区间共同构成了燃料元件,呈类棱柱装结块,在堆芯202a纵向上叠加布置,热管202b在纵向上为单根整体,并由堆芯202a起始,贯穿第一隔板302,插入中间换热舱301进行热量的输入。
较佳的,换热舱301内填充有金属铅,堆芯高温使得该舱室内金属铅处于熔融态,热管温度的非均匀分布可导致熔融铅产生流动搅浑,使得熔融铅温度分布更均匀,该设定可使径向温度分布更加均匀,降低径向功率峰、温度峰因子,降低温度非均匀分布对反应堆安全性和经济性的影响,铅是良好的屏蔽材料,可以较好的减少堆芯202a释放出的射线对蒸汽舱401内工质水的影响,降低其反应堆工作后核废水的排放,同时设置中间换热舱301也为堆芯增加一层安全屏障,在隔板破裂、蒸汽发生器舱室冷却剂丧失等严重事故下,熔融铅冷却固化,保护堆芯裂变产物不泄露,换热舱301内设立有另外一组传热管303,与连接堆芯202a的热管202b相间排布。熔融铅通过第二组传热管303,将热量传递至蒸汽舱401。
较佳的,换热舱301与蒸汽舱401之间隔有第二隔板402,传热管303贯穿第二隔板402将热量传递至蒸汽舱401内,进水管403固定安装在蒸汽舱401两侧呈对称分布,进水管402与蒸汽舱401贯通,传热管303将热量从换热舱301导出,加热蒸汽舱401室中的工质水,使得水沸腾相变产生高温蒸汽,并通过上方的出汽管404输出,最后蒸汽通过外部的汽轮机实现能量转换并收集。
本一体化小型棱柱式高温热管反应堆装置正常运行时,可通过车载、铁路、空运等方式输送至目标地点,并通过预设管线系统连接。启动反应堆后,裂变能量通过热管、中间换热系统传递至蒸汽发生器系统,加热工质水使之相变为高温蒸汽能源,供目标装置使用,作为供能单元为目标系统提供能源支持。通过连接外部管道系统输出蒸汽动力,不再需要额外的热能转换系统,减少设备从而提高稳定性、可靠性和经济性。
实施例3
参照图1~9,为本发明第三个实施例,其包括上述两个实施例,且不同于上述两实施例的是:还包括,转盘503包括设置于其表面的第二轨道503a、设置于第二轨道503a一侧的第一轨道503b、设置于转盘503底部的凸板503c,以及设置于凸板503c一侧的铰接头503d。
第二轨道503a与第一插销501c配合;
第一轨道503b与第二插销502a配合。
伸缩杆504包括固定端504a与活动端504b;固定端504a与铰接杆101c-1配合;活动端504b与铰接头503d配合。
需要说明的是,转盘503活动安装在转盘舱101b内,伸缩杆504则通过铰接安装在传动舱101c内。
较佳的,如图7及图9所示,转盘503上开有六对圆周阵列分布且贯通的第二轨道503a,同时位于每两条第一轨道503b之间同样均匀分布有贯通的第一轨道503b,第二轨道503a是与大转动毂501底部的第一插销501c啮合的,第一插销501c插入在第二轨道503a中,同样,小转动毂502底部的第二插销502a插入在第一轨道503b中,当转盘503逆时针转动时,第一插销501c会沿第二轨道503a顺时针转动同时带动大转动毂501转动,第二插销502a也会顺着第一轨道503b顺时针同步转动带动小转动毂502转动,并且通过转动的转矩控制吸收体501a暴露的面积,从而控制反应堆的反应速率,当转盘503顺时针转动时,第一插销501c与第二插销502a逆时针转动,此时二者运动轨迹不同,第二轨道503a呈平缓状,第一轨道503b则同样是圆周运动,会导致大转动毂501不会转动,小转动毂502转动,通过这种设置,可以将反应堆的速率控制细化为两部分,转盘503逆时针转动时,两个转动毂同时运动,此时控制区间大,调整便捷,但调节精度低,适用于需要即时大范围调整的反应堆控制或者熄火,当转盘503顺时针转动时,此时只有小转动毂转动,此时控制区间较小,但调整精度高,适用于反应堆在工作过程进行的较小的速率调整。
较佳的,转盘503底部固定连接有一块圆台形凸板503c,凸板503c从转盘舱101b内延伸至传动舱101c内,凸板503c表面固定连接有铰接头503d,铰接头503d与伸缩杆504的活动端504b铰接,伸缩杆504的固定端504a则与铰接杆101c-1铰接,伸缩杆504为电驱动或者液压电驱动,通过伸缩进给量可以驱动转盘503进行顺逆时针转动从而对大小转动毂进行控制。
使用时,通过车载、铁路、空运等方式输送至目标地点,并通过预设管线系统连接,装置安装完毕后,即可开始工作,堆芯202a作为热源通过裂变反应产生热能,通过热管202b将堆芯产生的热量传递至换热舱301内熔融铅中、再通过传热管303将热量输送至蒸汽舱,加热工质水产生高温蒸汽,最后通过汽轮机将蒸汽热能转化能量为目标系统供能。
综上,本发明采用新型反应堆堆芯设计,通过集成反应堆堆芯202a、中间换热系统和蒸发器系统,使其具有紧凑、模块化的特点,可以快速的部署和运行,从而解决紧急情况下的供能难、供能慢的问题;反应堆堆芯202a为三棱柱形,热管202b呈三角形阵列在堆芯202a外,可以全面的吸收堆芯202a产生的能量,通过在堆芯舱和蒸汽舱之间加设充满熔融铅的换热舱室,由于铅的屏蔽特性,可以较好的减少堆芯202a释放出的射线对蒸汽舱401内工质水的影响,降低其反应堆工作后核废水的排放,换热舱301也为堆芯增加一层安全屏障,在隔板破裂、蒸汽发生器舱室冷却剂丧失等严重事故下,熔融铅冷却固化,保护堆芯202a裂变产物不泄露;此外,通过大小间隔放置的碳化硼转动毂代替了传统控制棒,并通过底部转盘503控制碳化硼材料的位置控制反射层中子通量密度,从而控制堆芯反应性;同时该堆芯设计满足第四代反应堆标准,该反应堆采用TRISO燃料颗粒与石墨基体作为燃料元件设计,以石墨材料作为慢化剂材料。该类型燃料的高温度反馈系数和石墨构件的高热容材料特性,使得该反应堆系统在严重事故情况下,控制系统全失效,也能依靠高温实现自动停堆,保证其事故情况下的安全性。
重要的是,应注意,在多个不同示例性实施方案中示出的本申请的构造和布置仅是例示性的。尽管在此公开内容中仅详细描述了几个实施方案,但参阅此公开内容的人员应容易理解,在实质上不偏离该申请中所描述的主题的新颖教导和优点的前提下,许多改型是可能的(例如,各种元件的尺寸、尺度、结构、形状和比例、以及参数值(例如,温度、压力等)、安装布置、材料的使用、颜色、定向的变化等)。例如,示出为整体成形的元件可以由多个部分或元件构成,元件的位置可被倒置或以其它方式改变,并且分立元件的性质或数目或位置可被更改或改变。因此,所有这样的改型旨在被包含在本发明的范围内。可以根据替代的实施方案改变或重新排序任何过程或方法步骤的次序或顺序。在权利要求中,任何“装置加功能”的条款都旨在覆盖在本文中所描述的执行所述功能的结构,且不仅是结构等同而且还是等同结构。在不背离本发明的范围的前提下,可以在示例性实施方案的设计、运行状况和布置中做出其他替换、改型、改变和省略。因此,本发明不限制于特定的实施方案,而是扩展至仍落在所附的权利要求书的范围内的多种改型。
此外,为了提供示例性实施方案的简练描述,可以不描述实际实施方案的所有特征(即,与当前考虑的执行本发明的最佳模式不相关的那些特征,或与实现本发明不相关的那些特征)。
应理解的是,在任何实际实施方式的开发过程中,如在任何工程或设计项目中,可做出大量的具体实施方式决定。这样的开发努力可能是复杂的且耗时的,但对于那些得益于此公开内容的普通技术人员来说,不需要过多实验,所述开发努力将是一个设计、制造和生产的常规工作。
应说明的是,以上实施例仅用以说明本发明的技术方案而非限制,尽管参照较佳实施例对本发明进行了详细说明,本领域的普通技术人员应当理解,可以对本发明的技术方案进行修改或者等同替换,而不脱离本发明技术方案的精神和范围,其均应涵盖在本发明的权利要求范围当中。

Claims (10)

1.一种热管集成高温反应堆,其特征在于:包括, 保护单元(100):包括压力容器(101);
反应堆单元(200),包括堆舱(201),以及设置于所述堆舱(201)内的多个燃料栅元组件(202);
换热单元(300),包括换热舱(301)、设置于所述堆舱(201)上方的第一隔板(302),以及设置于所述换热舱(301)内的传热管(303);
蒸汽发生单元(400),包括蒸汽舱(401)、设置于所述换热舱(301)上方的第二隔板(402)、设置于所述蒸汽舱(401)两侧的进水管(403),以及设置于所述蒸汽舱(401)上方的出汽管(404);
控制单元(500),包括大转动毂(501)、设置于所述大转动毂(501)一侧的小转动毂(502)、设置于所述大转动毂(501)底部的转盘(503),以及设置于所述转盘(503)一侧的伸缩杆(504)。
2.如权利要求1所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述堆舱(201)、换热舱(301)以及蒸汽舱(401)均依次设置在压力容器(101)内,所述压力容器(101)还包括设置于堆舱(201)一侧的毂腔(101a)、设置于所述压力容器(101)底部的转盘舱(101b),以及设置于所述转盘舱(101b)下方的传动舱(101c);所述传动舱(101c)包括设置于其一侧的铰接杆(101c-1)。
3.如权利要求2所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述燃料栅元组件(202)包括堆芯(202a),以及设置于所述堆芯(202a)外侧的热管(202b)。
4.如权利要求3所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述热管(202b)包括热源端(202b-1)、设置于所述热源端(202b-1)一侧的冷凝端(202b-2),以及设置于所述热管(202b)内的热缓冲棒(202b-3)。
5.如权利要求4所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述热管(202b)贯穿所述第一隔板(302),连通所述堆舱(201)与所述换热舱(301)。
6.如权利要求5所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述传热管(303)贯穿所述第二隔板(402),连通所述换热舱(301)与所述蒸汽舱(401)。
7.如权利要求3~6任一所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述大转动毂(501)包括设置于其一侧的吸收体(501a)、设置于所述大转动毂(501)一侧的凸轮(501b),以及设置于所述凸轮(501b)一侧的第一插销(501c);
所述小转动毂(502)包括设置于其底部的第二插销(502a)。
8.如权利要求7所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述转盘(503)包括设置于其表面的第二轨道(503a)、设置于所述第二轨道(503a)一侧的第一轨道(503b)、设置于所述转盘(503)底部的凸板(503c),以及设置于所述凸板(503c)一侧的铰接头(503d)。
9.如权利要求8所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述第二轨道(503a)与所述第一插销(501c)配合;
所述第一轨道(503b)与所述第二插销(502a)配合。
10.如权利要求9所述的热管集成高温反应堆,其特征在于:所述伸缩杆(504)包括固定端(504a)与活动端(504b);所述固定端(504a)与所述铰接杆(101c-1)配合;所述活动端(504b)与所述铰接头(503d)配合。
CN202311122585.XA 2023-09-01 2023-09-01 一种热管集成高温反应堆 Pending CN117153435A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202311122585.XA CN117153435A (zh) 2023-09-01 2023-09-01 一种热管集成高温反应堆

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202311122585.XA CN117153435A (zh) 2023-09-01 2023-09-01 一种热管集成高温反应堆

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN117153435A true CN117153435A (zh) 2023-12-01

Family

ID=88911426

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202311122585.XA Pending CN117153435A (zh) 2023-09-01 2023-09-01 一种热管集成高温反应堆

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN117153435A (zh)

Citations (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
CN103258576A (zh) * 2012-02-17 2013-08-21 中国原子能科学研究院 一种月球表面用核反应堆
US20160027536A1 (en) * 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN106297914A (zh) * 2016-09-14 2017-01-04 华南理工大学 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法
US20180075931A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
US20180268950A1 (en) * 2017-03-16 2018-09-20 Battelle Energy Alliance, Llc Nuclear reactors including heat exchangers and related methods
CN109119174A (zh) * 2018-09-06 2019-01-01 中国原子能科学研究院 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
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
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
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
CN110634579A (zh) * 2019-10-25 2019-12-31 华南理工大学 燃料和强中子吸收材料一体化的紧凑型反应堆堆芯结构
CN111081394A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种小型核反应堆反应性控制装置
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111951985A (zh) * 2020-07-15 2020-11-17 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
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
CN112102972A (zh) * 2020-08-24 2020-12-18 中国原子能科学研究院 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
CN112117016A (zh) * 2020-08-24 2020-12-22 中国原子能科学研究院 一种热管堆堆芯传热方案
CN112669999A (zh) * 2020-12-23 2021-04-16 南京航空航天大学 一种液固双重燃料空间核反应堆电源
CN113035383A (zh) * 2021-04-16 2021-06-25 中山大学 一种固有安全性高的反应堆系统
US11158432B1 (en) * 2016-12-09 2021-10-26 Triad National Security, Llc Heat pipe reactor core and heat exchangers formation and deployment
CN214752962U (zh) * 2021-04-16 2021-11-16 中山大学 一种固有安全性高的反应堆系统
CN113936820A (zh) * 2021-09-15 2022-01-14 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯及熔盐堆系统
US20220139579A1 (en) * 2020-10-29 2022-05-05 Westinghouse Electric Company Llc Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core
CN114530267A (zh) * 2022-01-04 2022-05-24 中国原子能科学研究院 一种热管式空间核反应堆电源
CN114628050A (zh) * 2022-01-21 2022-06-14 南京航空航天大学 一种堆芯结构及空间核反应堆
WO2022145633A1 (ko) * 2020-12-31 2022-07-07 서울대학교 산학협력단 마이크로 원자로
CN117409999A (zh) * 2023-08-30 2024-01-16 华能核能技术研究院有限公司 一种移动式一体化小型棱柱式高温反应堆装置

Patent Citations (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100316181A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Thome Ted L Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
CN103258576A (zh) * 2012-02-17 2013-08-21 中国原子能科学研究院 一种月球表面用核反应堆
US20160027536A1 (en) * 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
US20180075931A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-15 Westinghouse Electric Company, Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
CN106297914A (zh) * 2016-09-14 2017-01-04 华南理工大学 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法
US11158432B1 (en) * 2016-12-09 2021-10-26 Triad National Security, Llc Heat pipe reactor core and heat exchangers formation and deployment
US20180268950A1 (en) * 2017-03-16 2018-09-20 Battelle Energy Alliance, Llc Nuclear reactors including heat exchangers and related methods
CN109119174A (zh) * 2018-09-06 2019-01-01 中国原子能科学研究院 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
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
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
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
CN110634579A (zh) * 2019-10-25 2019-12-31 华南理工大学 燃料和强中子吸收材料一体化的紧凑型反应堆堆芯结构
CN111081394A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种小型核反应堆反应性控制装置
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111951985A (zh) * 2020-07-15 2020-11-17 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
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
CN112102972A (zh) * 2020-08-24 2020-12-18 中国原子能科学研究院 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案
CN112117016A (zh) * 2020-08-24 2020-12-22 中国原子能科学研究院 一种热管堆堆芯传热方案
US20220139579A1 (en) * 2020-10-29 2022-05-05 Westinghouse Electric Company Llc Devices, systems, and methods for adjusting the output of a reactor core
CN112669999A (zh) * 2020-12-23 2021-04-16 南京航空航天大学 一种液固双重燃料空间核反应堆电源
WO2022145633A1 (ko) * 2020-12-31 2022-07-07 서울대학교 산학협력단 마이크로 원자로
CN214752962U (zh) * 2021-04-16 2021-11-16 中山大学 一种固有安全性高的反应堆系统
CN113035383A (zh) * 2021-04-16 2021-06-25 中山大学 一种固有安全性高的反应堆系统
CN113936820A (zh) * 2021-09-15 2022-01-14 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯及熔盐堆系统
CN114530267A (zh) * 2022-01-04 2022-05-24 中国原子能科学研究院 一种热管式空间核反应堆电源
CN114628050A (zh) * 2022-01-21 2022-06-14 南京航空航天大学 一种堆芯结构及空间核反应堆
CN117409999A (zh) * 2023-08-30 2024-01-16 华能核能技术研究院有限公司 一种移动式一体化小型棱柱式高温反应堆装置

Non-Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
SONGYANG LIU: "NEUTRON PHYSICS CHARACTERIZATION & OPTIMIZATION ANALYSIS OF THE ACPR100 SMALL MODULAR REACTOR", 2021 28TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 6 August 2021 (2021-08-06) *
SONGYANG LIU: "STEADY-STATE ANALYSES OF AN SMDFR WITH COUPLED SERPENT-QPENFOAM CALCULATION", NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, vol. 396, 30 September 2022 (2022-09-30) *
张文文;刘逍;田文喜;秋穗正;苏光辉;: "兆瓦级空间热管反应堆动力系统概念设计", 原子能科学技术, no. 12, 20 December 2017 (2017-12-20) *
张文文;田文喜;秋穗正;苏光辉;赵小林;刘汉刚: "热管式空间反应堆堆芯热工安全分析", 第十八届中国科协年会-分6 军民融合高端论坛, 31 December 2016 (2016-12-31) *
郭玉川;李泽光;王侃;苏子麟: "兆瓦级热管反应堆系统初步设计及堆芯"核-热-力"耦合方法研究", 中国基础科学, no. 003, 31 December 2021 (2021-12-31) *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Jiang et al. Fluoride-salt-cooled high-temperature reactors: Review of historical milestones, research status, challenges, and outlook
Forsberg The advanced high-temperature reactor: high-temperature fuel, liquid salt coolant, liquid-metal-reactor plant
US20090268860A1 (en) Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
Forsberg et al. Design options for the advanced high-temperature reactor
CN113223738B (zh) 一种采用直热管的热管式空间核反应堆电源
Petroski et al. Design of a direct-cycle supercritical CO2 nuclear reactor with heavy water moderation
CN112216407A (zh) 高温气冷堆及系统
CN117153435A (zh) 一种热管集成高温反应堆
McDaniel et al. A Sodium-Cooled Thermal-Spectrum Fission Battery
CN114937510A (zh) 一种大功率热管冷却反应堆
CN114121309A (zh) 一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆
GB2154046A (en) Radial neutron reflector
CN112216408A (zh) 燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统
Zgliczynski et al. The gas turbine-modular helium reactor (GT-MHR), high efficiency, cost competitive, nuclear energy for the next century
Birely Operating experience of the Peach Bottom atomic power station
Mitenkov et al. High-temperature gas-cooled reactors—energy source for industrial production of hydrogen
CN113990535B (zh) 一种一体化熔盐堆换热器及其非能动余热排出系统
CN213815564U (zh) 燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统
US20240079153A1 (en) Thermal bridge
Forsberg et al. Maximizing temperatures of delivered heat from the advanced high-temperature reactor
Zhao et al. Conceptual Design of a Novel Megawatt Molten Salt Reactor Cooled by He-Xe Gas
Monsler et al. The SCEPTRE high-temperature reactor concept for inertial fusion
Fraas Preliminary Designs for Four Integrated Gas-cooled Ceramic-fueled and-moderated Reactor Core and Steam Generator Units
Krishnani Development of Advanced Nuclear Energy Systems in India
Smith et al. Fast reactor operation in the United States

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