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CN106297914A - 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法 - Google Patents

一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法 Download PDF

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CN106297914A
CN106297914A CN201610824344.3A CN201610824344A CN106297914A CN 106297914 A CN106297914 A CN 106297914A CN 201610824344 A CN201610824344 A CN 201610824344A CN 106297914 A CN106297914 A CN 106297914A
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liquid
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许雄文
刘金平
潘垚池
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Abstract

本发明公开了一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法;包括盛装有纳液的快堆冷却剂池、热管和蒸汽发生器;所述热管的下端置于快堆冷却剂池的纳液内,热管的上端部置于蒸汽发生器的水内;快堆冷却剂池内放置反应堆燃料组件,反应堆燃料组件淹没于纳液的液面下。将钠冷却剂与堆芯燃料组件封闭,通过热管对蒸汽发生器进行传热,热管内可充注不易与水发生化学反应的汞、铅、铋、锡或其合金作为工质,钠冷却剂与水不直接进行传热,大大提高了安全性能。若采用汞作为热管工质,由于单根热管充注量小,即使热管泄漏也不会造成直接的安全威胁。

Description

一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法
技术领域
本发明涉及传热部件及工艺,尤其涉及一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法。
背景技术
目前,在核电站中广泛应用的压水堆(如我国的秦山、大亚湾核电站堆型)对天然铀资源的利用率只有约1%,而快堆则可将这一利用率提高到60%~70%。这对充分利用铀资源,促进核电持续发展,解决后续能源供应问题具有重要意义。由于利用率的提高,相对较贫的铀矿也有了开采价值。就世界范围讲,这样能使可采铀的资源增加千倍。
为防止中子慢化,快堆中不能采用含有氢核的物质,因此不能采用水作为冷却剂。目前提出冷却剂有液态钠冷却和液态铅铋合金冷却两种方案。液态金属冷却剂具有较好的性能:在运行工况内有较低的蒸汽压力;高的原子序数;较高的散射截面和较小的吸收截面。但是,这两种冷却剂也存在致命缺点。其中钠冷却剂铅冷却剂易与空气和水起化学反应,对反应堆的安全运行造成巨大威胁;而铅铋冷却剂在运行温度下,对结构组件的材料腐蚀相当严重。另外,目前采用的泵动力循环导热系统也增加了快堆核电站的安全隐患。
发明内容
本发明的目的在于克服上述现有技术的缺点和不足,提供一种结构简单,安全高效的非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法。
本发明通过下述技术方案实现:
一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统,包括盛装有纳液的快堆冷却剂池7、热管2和蒸汽发生器1;所述热管2的下端置于快堆冷却剂池7的纳液内,热管2的上端部置于蒸汽发生器1的水内。
所述快堆冷却剂池7内放置反应堆燃料组件3,反应堆燃料组件3淹没于纳液的液面下。
所述热管2为多根竖直、并相互平行、间隔排布的热管阵列;所述蒸汽发生器1位于快堆冷却剂池7的上方。
所述蒸汽发生器的底部侧壁设有高压水进口6,顶部设有蒸汽出口4;反应堆燃料组件3放出热量,加热纳液,热管2的下端内的工质受热后气化,气化后的气体在热管2内向上流动,加热蒸汽发生器1内的水并将其汽化后由蒸汽出口4排出,热管2内的工质重新冷凝并向下流动,完成一个循环。
所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,包括如下步骤:
将热管2处于直立状态,并将其下端插入快堆冷却剂池7的纳液中;反应堆燃料组件3放出热量,加热纳液;此时钠液在快堆冷却剂池7内涡旋对流,加热后的纳液将热量传递给热管2的下端,此时热管2内的工质受热后气化,气化后的气体在热管2(图中,热量传递方向5)内自下而上流动至热管的上端,并将其热量传递给蒸汽发生器1内的水,使蒸汽发生器1内的水汽化后由蒸汽出口4排出,实现换热后的工质重新冷凝并自上而下流向热管2的下端,完成一个循环。
所述涡旋对流是,钠液先由快堆冷却剂池7下底的中部向上流动,然后再由中上部向快堆冷却剂池7的外围翻滚流动,被热管2冷却后重新流向快堆冷却剂池7下底的中部,以此反复循环,实现整个传热过程不采用动力装置。
所述热管2分为两排,每排由数根热管构成一个热管排;在快堆冷却剂池7的中部自上而下插入控制棒8,控制棒8位于这两排热管的中部,两排热管分别布置在快堆冷却剂池7的内边缘。
本发明相对于现有技术,具有如下的优点及效果:
基于现有技术存在的不足,本发明非能动高温热管快堆堆芯传热系统,不采用任何动力设备,将钠冷却剂与堆芯燃料组件封闭,通过热管对蒸汽发生器进行传热,热管内可充注不易与水发生化学反应的汞、铅、铋、锡或其合金作为工质,钠冷却剂与水不直接进行传热,大大提高了安全性能。若采用汞作为热管工质,由于单根热管充注量小,即使热管泄漏也不会造成直接的安全威胁。
附图说明
图1为本发明非能动高温热管快堆堆芯传热系统结构示意图。
图2为本发明非能动高温热管快堆堆芯传热系统应用示例示意图。
具体实施方式
下面结合具体实施例对本发明作进一步具体详细描述。
实施例
如图1、2所示。本发明公开了一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统,包括盛装有纳液的快堆冷却剂池7、热管2和蒸汽发生器1;所述热管2的下端置于快堆冷却剂池7的纳液内,热管2的上端部置于蒸汽发生器1的水内。
所述快堆冷却剂池7内放置反应堆燃料组件3,反应堆燃料组件3淹没于纳液的液面下。
所述热管2为多根竖直、并相互平行、间隔排布的热管阵列;所述蒸汽发生器1位于快堆冷却剂池7的上方。
所述蒸汽发生器的底部侧壁设有高压水进口6,顶部设有蒸汽出口4;反应堆燃料组件3放出热量,加热纳液,热管2的下端(冷端)内的工质受热后气化,气化后的气体在热管2内向上流动,加热蒸汽发生器1内的水(高压水)并将其汽化后由蒸汽出口4排出,热管2内的工质重新冷凝并向下流动,完成一个循环。
所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,包括如下步骤:
将热管2处于直立状态,并将其下端插入快堆冷却剂池7的纳液中;反应堆燃料组件3放出热量,加热纳液;此时钠液在快堆冷却剂池7内涡旋对流,加热后的纳液将热量传递给热管2的下端(冷端),此时热管2内的工质受热后气化,气化后的气体在热管2内自下而上流动至热管的上端(热端),并将其热量传递给蒸汽发生器1内的水,使蒸汽发生器1内的水汽化后由蒸汽出口4排出,实现换热后的工质重新冷凝并自上而下流向热管2的下端,完成一个循环。
所述涡旋对流是,钠液先由快堆冷却剂池7下底的中部向上流动,然后再由中上部向快堆冷却剂池7的外围翻滚流动,被热管2冷却后重新流向快堆冷却剂池7下底的中部,以此反复循环,实现整个传热过程不采用动力装置。
所述热管2分为两排,每排由数根热管构成一个热管排;在快堆冷却剂池7的中部自上而下插入控制棒8,控制棒8位于这两排热管的中部,两排热管分别布置在快堆冷却剂池7的内边缘。控制棒是反应堆燃料组件的一部分。
本发明将钠冷却剂与堆芯燃料组件封闭,通过热管对蒸汽发生器进行传热,热管内可充注不易与水发生化学反应的汞、铅、铋、锡或其合金作为工质,钠冷却剂与水不直接进行传热,大大提高了安全性能。同时,由于热管内工质的充注量非常小,因此,工质对热管壁面的熔解腐蚀性大大降低。若采用汞作为热管工质,由于充注量小,即使热管泄漏也不会造成直接的安全威胁。
如上所述,便可较好地实现本发明。
本发明的实施方式并不受上述实施例的限制,其他任何未背离本发明的精神实质与原理下所作的改变、修饰、替代、组合、简化,均应为等效的置换方式,都包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统,其特征在于:包括盛装有纳液的快堆冷却剂池(7)、热管(2)和蒸汽发生器(1);所述热管(2)的下端置于快堆冷却剂池(7)的纳液内,热管(2)的上端部置于蒸汽发生器(1)的水内。
2.根据权利要求1所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统,其特征在于:所述快堆冷却剂池(7)内放置反应堆燃料组件(3),反应堆燃料组件(3)淹没于纳液的液面下。
3.根据权利要求1或2所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统,其特征在于:所述热管(2)为多根竖直、并相互平行、间隔排布的热管阵列;所述蒸汽发生器(1)位于快堆冷却剂池(7)的上方。
4.根据权利要求3所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统,其特征在于:所述蒸汽发生器的底部侧壁设有高压水进口(6),顶部设有蒸汽出口(4);反应堆燃料组件(3)放出热量,加热纳液,热管(2)的下端内的工质受热后气化,气化后的气体在热管(2)内向上流动,加热蒸汽发生器(1)内的水并将其汽化后由蒸汽出口(4)排出,热管(2)内的工质重新冷凝并向下流动,完成一个循环。
5.权利要求1至4中任一项所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,其特征在于包括如下步骤:
将热管(2)处于直立状态,并将其下端插入快堆冷却剂池(7)的纳液中;反应堆燃料组件(3)放出热量,加热纳液;此时钠液在快堆冷却剂池(7)内涡旋对流,加热后的纳液将热量传递给热管(2)的下端,此时热管(2)内的工质受热后气化,气化后的气体在热管(2)内自下而上流动至热管的上端,并将其热量传递给蒸汽发生器(1)内的水,使蒸汽发生器(1)内的水汽化后由蒸汽出口(4)排出,实现换热后的工质重新冷凝并自上而下流向热管(2)的下端,完成一个循环。
6.根据权利要求5所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,其特征在于,所述涡旋对流是,钠液先由快堆冷却剂池(7)下底的中部向上流动,然后再由中上部向快堆冷却剂池(7)的外围翻滚流动,被热管(2)冷却后重新流向快堆冷却剂池(7)下底的中部,以此反复循环,实现整个传热过程不采用动力装置。
7.根据权利要求5所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,其特征在于,所述热管(2)分为两排,每排由数根热管构成一个热管排;在快堆冷却剂池(7)的中部自上而下插入控制棒(8),控制棒(8)位于这两排热管的中部,两排热管分别布置在快堆冷却剂池(7)的内边缘。
8.根据权利要求7所述非能动高温热管快堆堆芯传热系统的传热方法,其特征在于,热管(2)内的工质为汞。
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Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106683720A (zh) * 2017-01-13 2017-05-17 中国核动力研究设计院 一种管壳式铅基合金冷却反应堆
CN109817355A (zh) * 2018-12-29 2019-05-28 中核霞浦核电有限公司 一种圆柱体钠-钠-气一体热交换器
CN111344806A (zh) * 2017-11-20 2020-06-26 泰拉能源公司 钠-锡冷却剂和钠-锡-铅冷却剂
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111540489A (zh) * 2020-05-21 2020-08-14 哈尔滨工程大学 一种模块化超临界水冷热管堆系统
CN113607820A (zh) * 2021-08-10 2021-11-05 温州大学 一种极端工况下涡轮转子裂纹扩展在位检测系统
CN117153435A (zh) * 2023-09-01 2023-12-01 华能核能技术研究院有限公司 一种热管集成高温反应堆

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB785886A (en) * 1955-03-17 1957-11-06 Parsons C A & Co Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
US4560533A (en) * 1984-08-30 1985-12-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fast reactor power plant design having heat pipe heat exchanger
US4590993A (en) * 1984-10-23 1986-05-27 University Of Florida Heat transfer device for the transport of large conduction flux without net mass transfer
US5684848A (en) * 1996-05-06 1997-11-04 General Electric Company Nuclear reactor heat pipe
CN102171768A (zh) * 2008-08-12 2011-08-31 希尔莱特有限责任公司 热管核裂变爆燃波反应堆冷却
CN103714868A (zh) * 2014-01-12 2014-04-09 中国科学技术大学 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内热分隔系统
US20160027536A1 (en) * 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN206075830U (zh) * 2016-09-14 2017-04-05 华南理工大学 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB785886A (en) * 1955-03-17 1957-11-06 Parsons C A & Co Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
US4560533A (en) * 1984-08-30 1985-12-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fast reactor power plant design having heat pipe heat exchanger
US4590993A (en) * 1984-10-23 1986-05-27 University Of Florida Heat transfer device for the transport of large conduction flux without net mass transfer
US5684848A (en) * 1996-05-06 1997-11-04 General Electric Company Nuclear reactor heat pipe
CN102171768A (zh) * 2008-08-12 2011-08-31 希尔莱特有限责任公司 热管核裂变爆燃波反应堆冷却
US20160027536A1 (en) * 2013-04-25 2016-01-28 Los Alamos National Security , LLC Mobile heat pipe cooled fast reactor system
CN103714868A (zh) * 2014-01-12 2014-04-09 中国科学技术大学 一种液态重金属冷却自然循环池式反应堆堆内热分隔系统
CN206075830U (zh) * 2016-09-14 2017-04-05 华南理工大学 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106683720A (zh) * 2017-01-13 2017-05-17 中国核动力研究设计院 一种管壳式铅基合金冷却反应堆
CN106683720B (zh) * 2017-01-13 2018-01-30 中国核动力研究设计院 一种管壳式铅基合金冷却反应堆
CN111344806A (zh) * 2017-11-20 2020-06-26 泰拉能源公司 钠-锡冷却剂和钠-锡-铅冷却剂
CN109817355A (zh) * 2018-12-29 2019-05-28 中核霞浦核电有限公司 一种圆柱体钠-钠-气一体热交换器
CN111341470A (zh) * 2020-03-14 2020-06-26 哈尔滨工程大学 一种基于热管输热的核蒸汽供应系统
CN111540489A (zh) * 2020-05-21 2020-08-14 哈尔滨工程大学 一种模块化超临界水冷热管堆系统
CN113607820A (zh) * 2021-08-10 2021-11-05 温州大学 一种极端工况下涡轮转子裂纹扩展在位检测系统
CN113607820B (zh) * 2021-08-10 2024-03-19 温州大学 一种极端工况下涡轮转子裂纹扩展在位检测系统
CN117153435A (zh) * 2023-09-01 2023-12-01 华能核能技术研究院有限公司 一种热管集成高温反应堆
CN117153435B (zh) * 2023-09-01 2024-06-04 华能核能技术研究院有限公司 一种热管集成高温反应堆

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