一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法制造方法及图纸

本发明专利技术公开了一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法，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；该装置的使用方法为：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，进行能量循环交换。本发明专利技术公开的一种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。

【技术实现步骤摘要】
一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法
本专利技术属于核动力领域，具体涉及一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法。
技术介绍
能源是社会发展的基石，核能由于其能量密度高、持续、稳定和清洁等特点，在我国的能源结构中扮演着越来越重要的角色。目前大型压水堆核电技术已经成熟并在我国乃至世界的能源结构中占有很大比重，但应用于海陆空的移动式核电源及核动力装置，比如船载、车载、机载创新型小型核反应堆的发展还有待研究，以满足社会经济发展的需要。应用于海陆空的移动式核电源及核动力装置必须兼具安全、轻质紧凑、简单可靠、抗摇摆等特点。传统核电站核动力装置采用“压水堆+蒸汽朗肯循环”系统，这种装置存在设备结构复杂、循环效率低、振动噪声高、运行维护困难的问题，除此之外，还有一回路冷却剂失水失流等事故的潜在风险，需专设核安全辅助设施，导致核动力装置结构复杂、安全可靠性不高、运行维护困难；新型水下核动力装置采用“铅基反应堆+超临界二氧化碳循环”系统，该装置存在剧毒Po-210造成设备维修困难，铅基反应堆材料具有腐蚀性等问题，且铅基反应堆中铅的熔点较高，为了维持反应堆解冻及液态状态都需要在装置中添加相应的功能模块，增加了装置的复杂性，维护工作及其复杂；还有一种核动力装置采用“钠冷快堆+蒸汽朗肯循环”的系统，在反应堆启动时需解冻金属，且二次侧钠与水发生反应的风险也较高，钠与水剧烈反应产生易爆气体氢气，反应堆不具备固有安全特性；除此之外，现有的核动力装置的体积和质量都较大，不方便移动。上述问题的存在限制了海陆空的核电源及核动力装置的应用。热管型反应堆是利用高温热管内碱金属的两相自然循环特性，将热量从堆芯传递到能量转换系统的新型反应堆装置。热管型反应堆耦合水蒸汽朗肯循环新型核动力系统则是应用面向海陆空移动式核电源及核动力装置应用场景的理想选择。因此，亟需一种有限空间内结构简单、安全可靠性好、运行维护容易，可以移动的应用于海陆空的移动式核动力装置。
技术实现思路
有鉴于此，本专利技术提供一种结构简单、安全可靠、运行维护较简单、体积小，可移动的一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法。为达此目的，本专利技术采用以下技术方案：一种基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述设备包括：热管型反应堆堆芯；热管，所述热管一端与热管型反应堆堆芯连接；热管换热器，所述热管换热器与热管的另一端连接；水蒸汽循环系统，所述水蒸汽循环系统与热管换热器连接。优选的，所述水蒸汽循环系统包括：透平，透平进气口与热管换热器连接；发电机，所述发电机转轴与透平转轴连接，透平转轴带动发电机的转轴同步转动；循环水泵；冷凝器，所述冷凝器进气口与透平出气口连接，冷凝器的进水口与循环水泵连接；给水泵，所述给水泵的进水口与冷凝器的第一出水口连接，给水泵出水口与热管换热器连接。优选的，所述热管型反应堆堆芯为全固态反应堆。优选的，所述热管型反应堆堆芯的燃料为铀钼合金、二氧化铀、氮化铀和碳化铀其中的一种。优选的，所述热管为10～20000根管子组成的管束。优选的，所述热管外径为10mm-100mm。优选的，所述热管管束的排列方式为叉排或顺排。优选的，所述热管的工作介质为锂、钠和钾中的一种或多种。优选的，所述水蒸汽循环系统中的循环介质为亚临界水或超临界水。一种基于热管型反应堆的核动力装置的使用方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：a.热管型反应堆堆芯工作产生热能；b.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；c.在热管换热器中，加热流动工质超临界或临界水蒸气；c.升温后的水蒸气进入透平做功，透平转轴转动；d.透平转轴带动发电机开始工作；e.在透平中做功后的乏气通过连接管道及冷凝器进气口进入冷凝器中，同时循环水泵通过冷凝器的进水口向冷凝器中泵入冷却水，对进入冷凝器的乏气进行冷却；冷却后的乏气从冷凝器的第一出水口排出，循环冷却水从冷凝器的第二出水口排出；f.冷却乏气经过连接管道进入给水泵；g.给水泵泵出的水沿着连接管道进入热管换热器中，进行加热，并开始新的循环。本专利技术的有益效果是：本专利技术提出基于热管型反应堆的核动力装置的概念，本专利技术公开的装置具有结构简单、安全可靠、运行维护较简单、体积小，可移动等优势，具体体现在以下方面：1、该装置利用热管非能动传热作为堆芯热量导出手段，没有现有装置中的回路系统和转动部件，装置结构大大简化，热管型反应堆芯为全固态堆芯，可以做到堆芯免维护，无传统压水堆失流弹棒事故，提高了装置的可靠性与安全性；2、在动力转换装置方面，水蒸汽循环系统中水蒸气状态可为超临界水，相较于压水堆亚临界水蒸气，超临界水可达到更高的温度，装置的循环能力转化效率更高；3、该装置结构简单，体积较小，适用于空间有限的场合，也可随意移动，适应不同的使用场合。附图说明图1为本专利技术的基于热管型反应堆的核动力装置结构示意图；图中：1.热管型反应堆堆芯2.热管3.热管换热器4.水蒸汽循环系统5.透平6.发电机7.循环水泵8.冷凝器9.给水泵10.连接管道。具体实施方式本领域的普通技术人员将会意识到，这里所述的实施例是为了帮助读者理解本专利技术的原理，应被理解为本专利技术的保护范围并不局限于这样的特别陈述和实施例。本领域的普通技术人员可以根据本专利技术公开的这些技术启示做出各种不脱离本专利技术实质的其它各种具体变形和组合，这些变形和组合仍然在本专利技术的保护范围内。下面结合附图和具体实施例对本专利技术进行详细说明。如图1所示，一种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1、热管2、热管换热器3、水蒸汽循环系统4；所述热管2一端与热管型反应堆堆芯1连接，另一端与热管换热器3连接；水蒸汽循环系统4与热管换热器3通过连接管道10连接。热管2将热管型反应堆堆芯1产生的热能非能动的载入热管换热器3中，热管换热器3中吸收热量后加热超临界或者临界水蒸气，加热后的水蒸气进入水蒸汽循环系统4后进行热能到电能的转换。优选的，所述水蒸汽循环系统4包括：透平5、发电机6、循环水泵7、冷凝器8和给水泵9；透平5转轴与发电机6的转轴直接连接，透平5转轴转动可带动发电机6转轴同步转动；沿着水蒸气流动的方向，透平5进气口与热管换热器3连接，透平5出气口与冷凝器8的进气口连接，冷凝器8的第一出水口与给水泵9连接，给水泵9的出水口与热管换热器3连接；循环水泵7的出水口与冷凝器8的进水口连接，冷却水通过冷凝器8的第二出水口直接排出。上述冷凝器8的进气口定义为与透平5出气口连接进气口，水蒸气通过进气口进去冷凝器8中；冷凝器8的进水口定义为与循环水泵7连接的进水口，冷却水通过进水口进去冷凝器8中；冷凝器8的第一出水口定义为与给水泵9连接的出水口，水蒸气在冷凝器8中冷却后，状态由气体变为液体，通过冷凝器8的第一出水口排出，进入给水本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述设备包括：/n热管型反应堆堆芯(1)；/n热管(2)，所述热管(2)一端与热管型反应堆堆芯(1)连接；/n热管换热器(3)，所述热管换热器(3)与热管(2)的另一端连接；/n水蒸汽循环系统(4)，所述水蒸汽循环系统(4)与热管换热器(3)连接。/n

【技术特征摘要】
1.一种基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述设备包括：
热管型反应堆堆芯(1)；
热管(2)，所述热管(2)一端与热管型反应堆堆芯(1)连接；
热管换热器(3)，所述热管换热器(3)与热管(2)的另一端连接；
水蒸汽循环系统(4)，所述水蒸汽循环系统(4)与热管换热器(3)连接。


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：所述水蒸汽循环系统(4)包括：
透平(5)，透平(5)进气口与热管换热器(3)连接；
发电机(6)，所述发电机(6)转轴与透平(5)转轴连接，透平(5)转轴带动发电机(6)的转轴同步转动；
循环水泵(7)；
冷凝器(8)，所述冷凝器(8)的进气口与透平(5)出气口连接，冷凝器(8)的进水口与循环水泵(7)连接；
给水泵(9)，所述给水泵(9)的进水口与冷凝器(8)的第一出水口连接，给水泵(9)出水口与热管换热器(3)连接。


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：所述热管型反应堆堆芯(1)为全固态反应堆。


4.根据权利要求3所述的基于热管型反应堆的核动力装置，其特征在于：所述热管型反应堆堆芯(1)的燃料为铀钼合金、二氧化铀、氮化铀和碳化铀其中的一种。


5.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：所述热管(2)为10～20000根管子组成的管束。


6.根据权利要求5所述的基于热管型反应堆的核动力...

【专利技术属性】
技术研发人员：王梓，王冠博，郭斯茂，唐彬，钱达志，刘耀光，张松宝，冷军，黄欢，米向秒，段世林，
申请(专利权)人：中国工程物理研究院核物理与化学研究所，
类型：发明
国别省市：四川;51