一种基于热管型反应堆的核动力装置制造方法及图纸

本实用新型专利技术公开了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、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
本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。
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，所述装置包括：/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所述水蒸汽循环系统(4)包括：/n透平(5)，透平(5)进气口与热管换热器(3)连接；/n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；/n循环水泵(7)；/n冷凝器(8)，所述冷凝器(8)进气口与透平(5)出气口连接，冷凝器(8)的进水口与...

【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，所述装置包括：
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；
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)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；
所述水蒸汽循环系统(4)中的循环介质为亚临界水或超临界水，所述热管(2)管束的排列方式为叉排。

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【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：新型
国别省市：四川;51