CN219534063U - 基于热管型反应堆的核动力装置 - Google Patents

Abstract

本实用新型提供基于热管型反应堆的核动力装置，涉及热管型反应堆技术领域，包括防护外壳，防护外壳的内部固定安装有热管反应堆，热管反应堆的顶部设置有控制棒，热管反应堆的外壁一侧固定连通有输入管，输入管的输入端固定连通有反应堆冷却泵，反应堆冷却泵的输入端固定连通有第一导管。启动水泵，会抽取冷凝箱中的冷凝液进入到冷凝管中，冷凝管循环一周之后再进入到冷凝箱中，冷凝液在冷凝管中循环的过程中，会把防护外壳内的热量给带走，从而降低设备的温度，就解决了现有的技术中没有设置相应的降温机构，可能会导致设备外部温度过高，而增加能源的消耗的问题。

Description

基于热管型反应堆的核动力装置

技术领域

本实用新型涉及热管型反应堆技术领域，尤其涉及基于热管型反应堆的核动力装置。

背景技术

热管技术具有传热先率高、运行稳定、压力损耗小等特点，并被逐渐利用到许多领域，先进反应堆也不例外，热管作为一种高效传热元件，在核反应的热量传递过程中，发挥了越来越重要的作用。

现有的，如中国专利号：CN 213277471 U中基于热管型反应堆的核动力装置，该装置包括：热管型反应堆堆芯、热管、热管换热器和水蒸汽循环系统，热管一端与热管型反应堆堆芯连接，另一端与热管换热器连接，热管换热器与水蒸汽循环系统连接；热管将热管型反应堆堆芯产生的热能非能动的载入热管换热器中，在热管换热器中水蒸气吸收热量，升温，升温后的水蒸气进入水蒸汽循环系统中，进行能量交换循环。本实用新型公开的基于热管型反应堆的核动力装置具有结构简单、安全可靠、运行维护较简单、体积小，可移动等优势，该装置实现了热能到电能的转换，可作为应用于大多数场合的移动式核电源或核动力装置，具有广阔的应用前景。

上述专利中，虽然该装置现了热能到电能的转换，可作为应用于大多数场合的移动式核电源或核动力装置，具有广阔的应用前景，由于热管型反应堆在运作的过程中会散发出大量的热量，而该装置没有设置相应的降温机构，可能会导致设备外部温度过高，而增加能源的消耗，所以就需要基于热管型反应堆的核动力装置来解决上述中所提出的问题。

实用新型内容

本实用新型的目的是为了解决现有的技术中没有设置相应的降温机构，可能会导致设备外部温度过高，而增加能源的消耗的问题，而提出的基于热管型反应堆的核动力装置。

为了实现上述目的，本实用新型采用了如下技术方案：基于热管型反应堆的核动力装置，包括防护外壳，所述防护外壳的内部固定安装有热管反应堆，所述热管反应堆的顶部设置有控制棒，所述热管反应堆的外壁一侧固定连通有输入管，所述输入管的输入端固定连通有反应堆冷却泵，所述反应堆冷却泵的输入端固定连通有第一导管，所述第一导管的输入端固定连通有冷凝器，所述热管反应堆的外壁一侧固定连通有输出管，所述输出管的输出端固定连通有蒸汽发生器，所述蒸汽发生器的输出端固定连通有第三导管，所述第三导管的输出端固定连通有蒸汽轮机，所述防护外壳的内表壁设置有冷凝管，且冷凝管的输出端与输入端均贯穿防护外壳的外壁一侧，所述冷凝管的输入端固定连通有水泵，所述水泵的输入端固定连通有冷凝箱。

优选的，所述冷凝箱的顶部设置有注水端，所述注水端的外表壁活动套设有顶盖，方便在注水端的作用下，向冷凝箱中加注冷凝剂。

优选的，所述防护外壳的外壁一侧固定安装有支撑板，所述支撑板的顶部固定安装有支撑架，且支撑架固定安装在水泵的底部，方便在支撑板和支撑架的作用下，对水泵进行支撑。

优选的，所述防护外壳的底部固定安装有一组阻尼器，且每个阻尼器的底部均固定套设有底板，一组所述阻尼器的外表壁均活动套设有弹簧，方便在阻尼器和弹簧的作用下，对整个装置进行减震。

优选的，四个所述底板的顶部均固定安装有圆筒，且每个圆筒的内表壁均活动套设在弹簧的外表壁，方便在圆筒的作用下，对弹簧进行限位。

优选的，所述输出管的外表壁固定连通有第二导管，所述第二导管的输入端固定连通有增压装置，方便在增压装置的作用下，防止一回路系统超压，维护一回路完整性。

与现有技术相比，本实用新型的优点和积极效果在于，

1、本实用新型中，首先启动热管反应堆，热管反应堆所散发的热量会通过输出管进入到蒸汽发生器中，再由蒸汽发生器产生蒸汽，所产生的蒸汽通过第三导管进入到蒸汽轮机当中，从而带动蒸汽轮机进行转动，进而产生动力，当装置外部温度过高时，启动水泵，会抽取冷凝箱中的冷凝液进入到冷凝管中，冷凝管循环一周之后再进入到冷凝箱中，冷凝液在冷凝管中循环的过程中，会把防护外壳内的热量给带走，从而降低设备的温度，就解决了现有的技术中没有设置相应的降温机构，可能会导致设备外部温度过高，而增加能源的消耗的问题。

2、本实用新型中，由于装置底部设置有减震弹簧，当热管反应堆在运行的过程中发生震动时，所产生的震荡会被底部的弹簧给吸收，弹簧所产生的回弹力会被阻尼器所吸收，从而完成装置的减震效果。

附图说明

图1为本实用新型提出基于热管型反应堆的核动力装置的主视结构立体图；

图2为本实用新型提出基于热管型反应堆的核动力装置的底视结构立体图；

图3为本实用新型提出基于热管型反应堆的核动力装置的冷却机构结构立体图；

图4为本实用新型提出基于热管型反应堆的核动力装置的剖视结构立体图。

图例说明：1、防护外壳；2、热管反应堆；3、控制棒；4、输入管；5、反应堆冷却泵；6、第一导管；7、冷凝器；8、输出管；9、蒸汽发生器；10、第二导管；11、增压装置；12、第三导管；13、蒸汽轮机；14、冷凝管；15、水泵；16、冷凝箱；17、注水端；18、顶盖；19、支撑板；20、支撑架；21、阻尼器；22、底板；23、弹簧；24、圆筒。

具体实施方式

为了能够更清楚地理解本实用新型的上述目的、特征和优点，下面结合附图和实施例对本实用新型做进一步说明。需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合。

在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本实用新型，但是，本实用新型还可以采用不同于在此描述的其他方式来实施，因此，本实用新型并不限于下面公开说明书的具体实施例的限制。

请参阅图1-图4，本实用新型提供一种技术方案：基于热管型反应堆的核动力装置，包括防护外壳1，防护外壳1的内部固定安装有热管反应堆2，热管反应堆2的顶部设置有控制棒3，热管反应堆2的外壁一侧固定连通有输入管4，输入管4的输入端固定连通有反应堆冷却泵5，反应堆冷却泵5的输入端固定连通有第一导管6，第一导管6的输入端固定连通有冷凝器7，热管反应堆2的外壁一侧固定连通有输出管8，输出管8的输出端固定连通有蒸汽发生器9，蒸汽发生器9的输出端固定连通有第三导管12，第三导管12的输出端固定连通有蒸汽轮机13，防护外壳1的内表壁设置有冷凝管14，且冷凝管14的输出端与输入端均贯穿防护外壳1的外壁一侧，冷凝管14的输入端固定连通有水泵15，水泵15的输入端固定连通有冷凝箱16。

如图2和图3所示，冷凝箱16的顶部设置有注水端17，注水端17的外表壁活动套设有顶盖18，打开顶盖18，即可通过注水端17向冷凝箱16中注入或更换冷凝液，便于更好地对装置进行降温。

如图2和图3所示，防护外壳1的外壁一侧固定安装有支撑板19，支撑板19的顶部固定安装有支撑架20，且支撑架20固定安装在水泵15的底部，方便在支撑板19和支撑架20的作用下，对水泵15进行固定，防止水泵15在长时间的运行过程中进行震动。

如图3和图4所示，防护外壳1的底部固定安装有一组阻尼器21，且每个阻尼器21的底部均固定套设有底板22，一组阻尼器21的外表壁均活动套设有弹簧23，热管反应堆2在运行的过程中发生震动时，所产生的震荡会被底部的弹簧23给吸收，弹簧23所产生的回弹力会被阻尼器21所吸收，从而完成装置的减震效果。

如图4所示，四个底板22的顶部均固定安装有圆筒24，且每个圆筒24的内表壁均活动套设在弹簧23的外表壁，圆筒24对弹簧23具有限位效果。

如图4所示，输出管8的外表壁固定连通有第二导管10，第二导管10的输入端固定连通有增压装置11，增压装置11在电力稳态运行时，将一回路维持在恒定压力下，在瞬态时，将压力变化限制在允许值内，在事故时，防止一回路系统超压，维护一回路完整性。

本装置的使用方法及工作原理：首先把本装置放置在指定位置，然后启动热管反应堆2，热管反应堆2所散发的热量会通过输出管8进入到蒸汽发生器9中，再由蒸汽发生器9产生蒸汽，所产生的蒸汽通过第三导管12进入到蒸汽轮机13当中，从而带动蒸汽轮机13进行转动，进而产生动力，然后启动反应堆冷却泵5，通过第一导管6向冷凝器7中抽取冷凝液再通过输入管4进入到热管反应堆2中，对其内部进行降温，当装置外部温度过高时，启动水泵15，会抽取冷凝箱16中的冷凝液进入到冷凝管14中，冷凝管14循环一周之后再进入到冷凝箱16中，以此形成一个循环，冷凝液在冷凝管14中循环的过程中，会把防护外壳1内的热量给带走，从而降低设备的温度，就解决了现有的技术中没有设置相应的降温机构，可能会导致设备外部温度过高，而增加能源的消耗的问题。

以上所述，仅是本实用新型的较佳实施例而已，并非是对本实用新型作其它形式的限制，任何熟悉本专业的技术人员可能利用上述揭示的技术内容加以变更或改型为等同变化的等效实施例应用于其它领域，但是凡是未脱离本实用新型技术方案内容，依据本实用新型的技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、等同变化与改型，仍属于本实用新型技术方案的保护范围。

Claims (6)

1.基于热管型反应堆的核动力装置，包括防护外壳(1)，其特征在于：所述防护外壳(1)的内部固定安装有热管反应堆(2)，所述热管反应堆(2)的顶部设置有控制棒(3)，所述热管反应堆(2)的外壁一侧固定连通有输入管(4)，所述输入管(4)的输入端固定连通有反应堆冷却泵(5)，所述反应堆冷却泵(5)的输入端固定连通有第一导管(6)，所述第一导管(6)的输入端固定连通有冷凝器(7)，所述热管反应堆(2)的外壁一侧固定连通有输出管(8)，所述输出管(8)的输出端固定连通有蒸汽发生器(9)，所述蒸汽发生器(9)的输出端固定连通有第三导管(12)，所述第三导管(12)的输出端固定连通有蒸汽轮机(13)，所述防护外壳(1)的内表壁设置有冷凝管(14)，且冷凝管(14)的输出端与输入端均贯穿防护外壳(1)的外壁一侧，所述冷凝管(14)的输入端固定连通有水泵(15)，所述水泵(15)的输入端固定连通有冷凝箱(16)。

2.根据权利要求1所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述冷凝箱(16)的顶部设置有注水端(17)，所述注水端(17)的外表壁活动套设有顶盖(18)。

3.根据权利要求1所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述防护外壳(1)的外壁一侧固定安装有支撑板(19)，所述支撑板(19)的顶部固定安装有支撑架(20)，且支撑架(20)固定安装在水泵(15)的底部。

4.根据权利要求1所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述防护外壳(1)的底部固定安装有一组阻尼器(21)，且每个阻尼器(21)的底部均固定套设有底板(22)，一组所述阻尼器(21)的外表壁均活动套设有弹簧(23)。

5.根据权利要求4所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：四个所述底板(22)的顶部均固定安装有圆筒(24)，且每个圆筒(24)的内表壁均活动套设在弹簧(23)的外表壁。

6.根据权利要求1所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述输出管(8)的外表壁固定连通有第二导管(10)，所述第二导管(10)的输入端固定连通有增压装置(11)。