一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统技术方案

本发明专利技术涉及一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，包括热管、设置在屏蔽体内侧的反应堆、布置在屏蔽体外侧的控制鼓驱动机构、换热器和安全棒驱动机构；所述热管一端伸入反应堆的热管孔道，另一端穿过所述屏蔽体插入所述换热器；所述换热器与自由活塞式斯特林发电机连接；所述控制鼓驱动机构和安全棒驱动机构分别与所述反应堆的控制鼓和安全棒驱动连接。本发明专利技术的有益效果如下：该方案充分结合了铀氢锆燃料和热管冷却方式的安全性优点，保证在无人监控条件下长期运行的安全性；该方案充分简化系统结构，提高环境适应性和部署灵活性，可以很好地满足各类海洋活动对于十千瓦及以下量级能源的需求。

A Heat Pipe Cooled Nuclear Reactor Power Supply System Based on Uranium Hydrogen Yttrium Fuel and Dynamic Thermoelectric Conversion

The invention relates to a heat pipe cooling nuclear reactor power supply system based on uranium hydrogen yttrium fuel and dynamic thermoelectric conversion, including heat pipe, reactor inside shield body, control drum driving mechanism, heat exchanger and safety rod driving mechanism arranged outside shield body; one end of the heat pipe extends into the heat pipe channel of the reactor, and the other end penetrates through the shield body to insert the heat transfer. The heat exchanger is connected with a free piston Stirling generator, and the control drum driving mechanism and the safety rod driving mechanism are respectively connected with the control drum and the safety rod driving mechanism of the reactor. The beneficial effects of the invention are as follows: the scheme fully combines the safety advantages of uranium zirconium hydrogen fuel and heat pipe cooling mode to ensure the safety of long-term operation under unmonitored conditions; the scheme fully simplifies the system structure, improves environmental adaptability and deployment flexibility, and can well meet the needs of various marine activities for energy of magnitude 10 kW and below.

【技术实现步骤摘要】
一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统
本专利技术属于核电领域，具体涉及一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统。
技术介绍
对于偏远地区、孤立海岛、大洋深海、外层空间等特种任务环境，相较于化石燃料热机、化学电池、太阳能电池、放射性同位素电池等能源形式，核反应堆电源具有无可比拟的性能优势，突出表现为能量密度高、运行寿命长、功率范围广、环境适应性强等。根据堆芯冷却方式，可大致将核反应堆电源分为回路冷却式和热管冷却式两种。回路冷却式核反应堆电源采用流体(液体或气体)冷却回路导出反应堆堆芯的裂变热继而将其转换为电能。文献“SP-100SpaceReactorDesign”介绍了美国国家航空航天局(NASA)、国防部(DOD)和能源部(DOE)在20世纪90年代前后联合设计研发的核反应堆电源系统SP-100，这是一种采用氮化铀(UN)燃料和液态金属锂冷却回路的空间用核反应堆电源，可通过自由活塞式斯特林发电机、气体布雷顿循环、蒸汽朗肯循环等多种方式实现热电转换，输出电功率可在数十至数百千瓦范围内缩放，设计运行寿命10年。文献“TheAMPS1.5MWLow-pressureCompactReactor”介绍了加拿大ECS集团设计研发的核反应堆电源系统AMPS-100，这是一种采用铀氢钇(U-ZrH1.6)燃料、水冷回路和氟利昂工质朗肯循环发电的船用核反应堆电源，输出电功率100kW，可用于核-柴电混合动力舰艇。热管冷却式核反应堆电源采用热管导出反应堆堆芯的裂变热继而将其转换为电能。美国的M.S.E1-Genk等人在文献“ConceptualDesignofHP-STMCsSpaceReactorPowerSystemfor110kWe”中提出了一种基于固态堆芯快堆的空间用核反应堆电源系统HP-STMCs，该系统采用氮化铀(UN)燃料，通过锂热管导出堆芯裂变热，由温差热电偶实现热电转换，最终废热通过钾热管辐射器向空间排放，输出电功率110kW，设计寿命10年。美国的B.W.Amiri等人在文献“AStainless-steel，Uranium-dioxide，Potassium-heatpipe-cooledSurfaceReactor”中提出了一种基于固态堆芯快堆的月球及地外行星表面用核反应堆电源系统HOMER-25，该系统采用二氧化铀(UO2)燃料，通过钾热管导出堆芯裂变热，由自由活塞式斯特林发电机实现热电转换，最终废热通过铝制辐射器向空间或行星大气排放，输出电功率25kw，设计寿命5年。以上列举的各型回路冷却式及热管冷却式核反应堆电源系统虽然在能量密度、运行寿命、功率范围、环境适应性等方面都远胜化石燃料热机、化学电池、太阳能电池、放射性同位素电池等能源形势，但同时也存在一些固有缺陷，例如回路冷却式反应堆无法从根本上杜绝冷却剂失流事故(LOFA)和冷却剂丧失事故(LOCA)、采用UO2或UN等燃料无法避免正反应性引入事故(RIA)所可能导致的堆芯熔毁等严重后果，因此以上列举的各型核反应堆电源系统都必须设置专设安全机构以确保运行安全，这些机构反过来又必然导致系统质量、体积和复杂程度的增大。
技术实现思路
针对现有技术中存在的缺陷，本专利技术的目的是提供一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，能够满足十千瓦及以下量级能源需求。本专利技术的技术方案如下：一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，包括热管、设置在屏蔽体内侧的反应堆、布置在屏蔽体外侧的控制鼓驱动机构、换热器和安全棒驱动机构；所述热管一端伸入反应堆的热管孔道，另一端穿过所述屏蔽体插入所述换热器；所述换热器与自由活塞式斯特林发电机连接；所述控制鼓驱动机构和安全棒驱动机构分别与所述反应堆的控制鼓和安全棒驱动连接。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，自由活塞式斯特林发电机的热端头与所述换热器连接，冷端连接冷却管路。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述冷却管路与冷却水回路或热辐射器连接。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述反应堆包括活性区基体和设置于所述活性区基体外侧的径向反射层；所述活性区基体设置有燃料元件、热管孔道和安全棒孔道；所述径向反射层设置有控制鼓。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，每根所述燃料元件均与至少两根热管孔道相邻。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述燃料元件和所述热管孔道按照三角形栅格排列。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述热管为液态金属热管。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述径向反射层材料为氧化铍。进一步地，上述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，所述活性区基体的材料为石墨。本专利技术的有益效果如下：该方案采用铀氢钇材料作为燃料，这是一种新型的金属氢化物燃料，具有极强的反应性负温度效应，且许用温度高、氢分解压低，十分适合用作动力堆燃料；该方案采用非能动传热的液态金属(汞、钠或钾)热管导出堆芯热量，充分结合了铀氢钇燃料和热管冷却方式的安全性优点，可以保证在无人监控条件下长期运行的安全性；该方案采用自由活塞式斯特林发电机实现高效动态热电转换，充分简化系统结构，降低系统体积和质量，提高环境适应性和部署灵活性，可以很好地满足各类特种应用场景对于数十至数百千瓦功率量级能源的需求。附图说明图1为本专利技术一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统的结构示意图。图2为本专利技术的反应堆的结构示意图。图3为本专利技术的反应堆的截面结构示意图。上述附图中，1、安全棒；2、燃料元件；3、热管孔道；4、安全棒孔道；5、活性区基体；6、控制鼓；7、径向反射层；8、反应堆；9、屏蔽体；10、自由活塞式斯特林发电机；11、换热器；12、控制鼓驱动机构；13、热管；14、安全棒驱动机构；15、冷却管路。具体实施方式下面结合附图和实施例对本专利技术进行详细的描述。如图1所示，本专利技术提供了一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，包括热管13、设置在屏蔽体9内侧的反应堆8、布置在屏蔽体9外侧的控制鼓驱动机构12、换热器11和安全棒驱动机构14；所述热管13一端伸入反应堆8的热管孔道3，另一端穿过所述屏蔽体9插入所述换热器11；所述换热器11与自由活塞式斯特林发电机10连接；所述控制鼓驱动机构12和安全棒驱动机构14分别与所述反应堆8的控制鼓6和安全棒1驱动连接。所述热管13为液态金属热管。热管13穿过屏蔽体9(本实施例中的屏蔽体9为上端屏蔽体)之后插入换热器11。换热器11外表面开孔并插入自由活塞式斯特林发电机10的热端头，即热管13导出的堆芯裂变热通过换热器11传递至自由活塞式斯特林发电机10的热端头并实现热电转换，自由活塞式斯特林发电机10的冷端由发电机冷却管路15进行冷却，发电机冷却管路15后续可接冷却水回路或者热辐射器从而实现最终废热向外部环境(海水、空气或本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，其特征在于：包括热管(13)、设置在屏蔽体(9)内侧的反应堆(8)、布置在屏蔽体(9)外侧的控制鼓驱动机构(12)、换热器(11)和安全棒驱动机构(14)；所述热管(13)一端伸入反应堆(8)的热管孔道(3)，另一端穿过所述屏蔽体(9)插入所述换热器(11)；所述换热器(11)与自由活塞式斯特林发电机(10)连接；所述控制鼓驱动机构(12)和安全棒驱动机构(14)分别与所述反应堆(8)的控制鼓(6)和安全棒(1)驱动连接。

【技术特征摘要】
1.一种基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，其特征在于：包括热管(13)、设置在屏蔽体(9)内侧的反应堆(8)、布置在屏蔽体(9)外侧的控制鼓驱动机构(12)、换热器(11)和安全棒驱动机构(14)；所述热管(13)一端伸入反应堆(8)的热管孔道(3)，另一端穿过所述屏蔽体(9)插入所述换热器(11)；所述换热器(11)与自由活塞式斯特林发电机(10)连接；所述控制鼓驱动机构(12)和安全棒驱动机构(14)分别与所述反应堆(8)的控制鼓(6)和安全棒(1)驱动连接。2.如权利要求1所述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，其特征在于：自由活塞式斯特林发电机(10)的热端头与所述换热器(11)连接，冷端连接冷却管路(15)。3.如权利要求1所述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，其特征在于：所述冷却管路(15)与冷却水回路或热辐射器连接。4.如权利要求1所述的基于铀氢钇燃料和动态热电转换的热管冷却式核反应堆电源系统，其...

【专利技术属性】
技术研发人员：孙晓博，胡古，安伟健，葛攀和，郭键，高剑，
申请(专利权)人：中国原子能科学研究院，
类型：发明
国别省市：北京,11