CN118116624B - 一种用于核动力推进的高效核堆换热装置 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核动力推进高效核热换热技术领域，具体涉及了一种用于核动力推进的高效核堆换热装置。旨在解决现有技术中，核动力系统为高空飞行系统，受重量、体积的限制，使其换热效率较低的问题。本发明包括多个可拆卸固定连接的燃料元件，每相邻的两个燃料元件之间形成空腔，空腔用于增强换热；燃料元件包括由外至内依次同轴设置的堆容器、结构材料、反射层和燃料基体；燃料基体上沿其圆周方向均匀设置多个控制棒和换热通道，换热通道设置在控制棒的远离反射层的一侧。本发明让整个反应堆芯可由模块化的多个燃料元件进行组合，灵活性增强，多个燃料元件之间形成的空腔，使推进剂工质的换热能力增加，进一步提高核热推进的效率。
Description
技术领域
本发明属于核动力推进高效核热换热技术领域，具体涉及了一种用于核动力推进的高效核堆换热装置。
背景技术
传统化学推进系统受化学能和材料耐温性能限制，导致最有潜力的氢氧发动机比冲仍低于500s，推进剂的利用效率较低，无法满足未来深空探测任务的需求。电推进系统虽然比冲可高达上千秒，推进剂的利用效率较高，但是其推力水平仅为几毫牛到几牛量级，作为主发动机提供动力会延长空间探测任务的时间。相较而言，具有高能量密度的核热推进系统比冲可达到850s以上，可根据具体空间探测任务设计不同堆芯功率并提供几十到几百千牛的推力。此外，采用供电－推进双模式的核热推进系统可源源不断地提供能量，可以胜任更长时间的空间探测任务。
核热推进反应堆燃料元件作为产生能量的重要组成部分，其性能特点关乎着核热推进系统的性能指标。核热推进是利用核反应堆产生的裂变能将推进剂（冷却剂）加热到高温状态，高温高压工质在喷管内膨胀加速喷出产生推力的新型推进方式，这种推进方式具有大推力、高比冲、长寿命、可重复启动等特点。根据堆芯形态的不同，核热推进系统堆芯可分为固态堆芯、液态堆芯、气态堆芯，其中，固态堆芯核热推进被研究得最多，技术成熟度和可实现性最高。根据堆芯中子能谱的不同，核热推进系统堆芯可分为热中子堆芯和快中子堆芯。以固态堆芯核热推进系统为例，其主要由核反应堆、辐射屏蔽结构、涡轮泵系统、喷管系统、推进剂储箱及相关配套系统等组成，核反应堆包括压力室、燃料元件、径向与轴向反射层、控制鼓、支撑元件等（热堆存在慢化剂）。
传统的化学推进相对于核动力推进比冲小，就目前化学推进中比冲最高的液氢液氧火箭发动机来说，现阶段能达到的最高比冲约为450s、能量密度低，已很难适应未来深空探测的需要；太阳能则由于工作环境的限制，无法完成远离太阳的航行需求。因此核动力的探索成为各国争相争夺的对象，核热推进核电推进具有功率高、寿命长、比冲大、不受外界环境影响等特点，特别是随着推进系统工作时间的增加，核热推进的质量优势更加明显。但也面临着一些问题。核动力系统为高空飞行系统，受重量、体积的限制较为明显，反应堆与发动机耦合传热是其中重要的瓶颈之一。反堆热量的输出过程中，需要高效传热方式以减小反应堆体积，实现核动力系统的小型化，现阶段在高效换热结构上的研究还相对较少，开发一种高效的换热结构能够为航空航天核动力的发展提供一定的技术支持。
此外，有分析表明，涡前温度每提升100 ℃，发动机的性能将提高10%，所以在核动力推进系统中对高温核反应堆的更高效换热方式提出了更高的要求。反应堆热量输出的过程中，只有通过高效的热传输方式才能有效减小反应堆的体积，减小核反应堆的质量，实现核动力火箭的小型化。目前闭式热传输系统可以使用气体和液态金属作为传热工质，常见的为液氢和锂金属工质。但是缺乏一种高效的换热方式。
基于此，本发明提供了一种用于核动力推进的高效核堆换热装置。
发明内容
为了解决现有技术中的上述问题，即现有技术中，核动力系统为高空飞行系统，受重量、体积的限制，使其换热效率低的问题，本发明提供了一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，包括多个可拆卸固定连接的燃料元件，每相邻的两个所述燃料元件之间形成空腔，所述空腔用于增强换热；
所述燃料元件包括由外至内依次同轴设置的堆容器、结构材料、反射层和燃料基体；
所述燃料基体上沿其圆周方向均匀设置多个控制棒和换热通道，所述换热通道设置在所述控制棒的远离所述反射层的一侧。
在一些优选的实施方式中，所述燃料元件的上表面同轴固定有第一螺纹环，所述第一螺纹环的外表面与第二螺纹环的内表面螺纹连接，所述第二螺纹环同轴固定在所述燃料元件的下表面；
将所述第一螺纹环的内部环形空间作为空腔。
在一些优选的实施方式中，所述第二螺纹环的直径等于所述燃料元件的直径。
在一些优选的实施方式中，所述第一螺纹环的内径覆盖所述换热通道。
在一些优选的实施方式中，所述堆容器和所述结构材料的材料包括碳化物复合材料。
在一些优选的实施方式中，所述燃料基体的材料包括三元碳化物与石墨基体的组合。
在一些优选的实施方式中，所述换热通道的形状包括扭曲长方体形。
在一些优选的实施方式中，所述换热通道的材料包括碳化硅。
在一些优选的实施方式中，所述控制棒的材料包括碳化硼。
在一些优选的实施方式中，所述换热通道贯穿所述燃料基体。
本发明的有益效果：
本发明通过改变换热通道的结构，设计一种扭曲长方体形结构，增大了接触面积，提高了换热效率，此外，多个燃料元件之间形成的空腔，在一定程度上使推进剂工质的换热能力增加，进一步提高核热推进的效率。
本发明通过一种模块化的设计方式，设计使用单个燃料元件，在单一的燃料元件对推进器的性能无明显提升的情况下，让整个推进系统反应堆芯可由模块化的多个燃料元件进行组合，使得推进系统工作的推力增加，灵活性增强。模块化的燃料元件设计避免了单个高功率反应堆设计中难以解决的技术问题，同时提高了系统的可靠性。
附图说明
通过阅读参照以下附图所作的对非限制性实施例所作的详细描述，本申请的其它特征、目的和优点将会变得更明显：
图1是本发明的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置的截面图；
图2是本发明的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置的主视图；
图3是本发明的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置的装配图；
图4是本发明的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置中第一螺纹环和第二螺纹环的结构示意图；
图5是本发明的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置中第一螺纹环和第二螺纹环的连接示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本申请作进一步的详细说明。可以理解的是，此处所描述的具体实施例仅用于解释相关发明，而非对该发明的限定。另外还需要说明的是，为了便于描述，附图中仅示出了与有关发明相关的部分。
需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本申请。
参见图1-图5，本发明提供了一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，包括多个可拆卸固定连接的燃料元件1，每相邻的两个所述燃料元件1之间形成空腔2，所述空腔2用于增强换热；
所述燃料元件1包括由外至内依次同轴设置的堆容器11、结构材料12、反射层13和燃料基体14；
所述燃料基体14上沿其圆周方向均匀设置多个控制棒15和换热通道16，所述换热通道16设置在所述控制棒15的远离所述反射层13的一侧。
作为对本发明的进一步解释，具体参见图4和图5，所述燃料元件1的上表面同轴固定有第一螺纹环3，所述第一螺纹环3的外表面与第二螺纹环4的内表面螺纹连接，所述第二螺纹环4同轴固定在所述燃料元件1的下表面；
将所述第一螺纹环3的内部环形空间作为空腔2。
作为对本发明的进一步解释，所述第二螺纹环4的直径等于所述燃料元件1的直径。
作为对本发明的进一步解释，所述第一螺纹环3的内径覆盖所述换热通道16。
其中，多个燃料元件1之间的可拆卸固定连接的方式包括螺纹连接，冷却工质经过换热通道16流经燃料元件1的内部，完成换热，被加热的冷却工质在两个燃料元件1连接处的空腔2内，充分混合后进一步增强了换热效果；
其中，上面的工质经过第一个燃料元件1被加热后经过几个换热通道16进入空腔2后，存在温度分布不均等现象，空腔2的作用一方面让工质受热温度均匀，另一方面是进一步增强换热。
该高效换热燃料元件1的结构设计，通过设计一种高效的扭曲长方体形的换热通道16，以及加入模块化的燃料元1件设计理念，在提高换热效率的同时也减轻了核推进器的质量和能量的利用率，对核动力航天器的设计有一定的指导意义。
其中，堆内布置有多根控制棒15，确保一根控制棒15发生故障的时候，其余的控制棒15仍可以实现快速停堆。来完成核堆的启动，功率控制，反应性补偿和停堆等。控制棒15均匀分布在堆芯，可有效避免由热量集中引起的热集中。
其中，所述反射层13设置在所述燃料基体1的上下及侧面，反射层13的作用是辐射屏蔽，用来反射中子，防止中子扩散。
其中，通过模块化设置的燃料元件1，能够根据任务需要，需要大推力时候就增加燃料元件1，小推力的时候燃料元件1的个数就可以设置的相对少一些。
作为对本发明的进一步解释，所述堆容器11和所述结构材料12的材料包括碳化物复合材料。
其中，选择碳化物复合材料设置的所述堆容器11和所述结构材料12，能够实现耐高温、中子经济性好的性能，所述堆容器11用来承载整个堆芯结构，一方面耐受高的温度，一方面要求在高温下保持与推进剂较好的相容性，即既具备耐高温性，又具备耐腐性。
作为对本发明的进一步解释，所述燃料基体14的材料包括三元碳化物与石墨基体的组合，以及钨、铼、钼和氮化铪等金属陶瓷复合材料。
其中，核堆内的温度一般都大于3000 K，因此燃料元件1也要满足耐高温需求，要尽可能保证使用过程中燃料元件1的结构稳定性，以及尽量减少堆芯的体积和重量，燃料基体14采用密度大，导热性好的物质，金属陶瓷燃料形式具有更安全，更经济的优势，有潜力达到比石墨基体复合燃料形式更高的性能水平，各种燃料材料的选择，常见的形式有，常见有如UO2、UN、单一碳化物、二元碳化物、三元碳化物等形式，相比较来看，先进的混合多元碳化物燃料形式性能更加优越。
作为对本发明的进一步解释，所述三元碳化物包括但不限于U-Nb-Z。
作为对本发明的进一步解释，所述换热通道16的形状包括扭曲长方体形，换句话说换热通道16为螺旋形通道。
其中，换热通道16均匀布置在燃料基体14中的燃料块内，扭曲长方体形的结构设计能够保证堆芯热量能够更高效的被带出，换热通道16贯穿于燃料基体14之间，以三角形穿插排列的布置方式实现紧凑排布，确保堆芯的热量能够高效，快速的被带出，堆芯的温度分布更均匀。
作为对本发明的进一步解释，所述换热通道16的材料包括碳化硅。
作为对本发明的进一步解释，所述控制棒15的材料包括碳化硼。
作为对本发明的进一步解释，所述换热通道16贯穿所述燃料基体14。
术语“第一”、“第二”等是用于区别类似的对象，而不是用于描述或表示特定的顺序或先后次序。
术语“包括”或者任何其它类似用语旨在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者设备/装置不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其它要素，或者还包括这些过程、方法、物品或者设备/装置所固有的要素。
至此，已经结合附图所示的优选实施方式描述了本发明的技术方案，但是，本领域技术人员容易理解的是，本发明的保护范围显然不局限于这些具体实施方式。在不偏离本发明的原理的前提下，本领域技术人员可以对相关技术特征做出等同的更改或替换，这些更改或替换之后的技术方案都将落入本发明的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，包括多个
可拆卸固定连接的燃料元件（1），每相邻的两个所述燃料元件（1）之间形成空腔（2），所述空腔（2）用于增强换热；
所述燃料元件（1）包括由外至内依次同轴设置的堆容器（11）、结构材料（12）、反射层（13）和燃料基体（14）；
所述燃料基体（14）上沿其圆周方向均匀设置多个控制棒（15）和换热通道（16），所述换热通道（16）设置在所述控制棒（15）的远离所述反射层（13）的一侧；
所述燃料元件（1）的上表面同轴固定有第一螺纹环（3），所述第一螺纹环（3）的外表面与第二螺纹环（4）的内表面螺纹连接，所述第二螺纹环（4）同轴固定在所述燃料元件（1）的下表面；
将所述第一螺纹环（3）的内部环形空间作为空腔（2）。
2.根据权利要求1所述的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述第二螺纹环（4）的直径等于所述燃料元件（1）的直径。
3.根据权利要求2所述的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述第一螺纹环（3）的内径覆盖所述换热通道（16）。
4.根据权利要求1所述的一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述堆容器（11）和所述结构材料（12）的材料包括碳化物复合材料。
5.根据权利要求1所述一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述燃料基体（14）的材料包括三元碳化物与石墨基体的组合。
6.根据权利要求1所述一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述换热通道（16）的形状包括扭曲长方体形。
7.根据权利要求1所述一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述换热通道（16）的材料包括碳化硅。
8.根据权利要求1所述一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述控制棒（15）的材料包括碳化硼。
9.根据权利要求1所述一种用于核动力推进的高效核堆换热装置，其特征在于，所述换热通道（16）贯穿所述燃料基体（14）。
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
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| GR01 | Patent grant | ||
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