[发明专利]一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法

说明书

本发明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。

技术领域

本发明属于核动力领域，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。

背景技术

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。

发明内容

有鉴于此，本发明提供一种结构简单、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，本发明采用以下技术方案：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。