CN116130122A - 一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，包括：热管换热器；反射层及屏蔽内设置有堆芯金属基体，堆芯金属基体内设置有若干燃料棒，热管换热器设置在反应堆堆芯的上方，热管换热器和反应堆堆芯之间设置有若干热管作为换热元件，堆芯金属基体的顶面开设有中心孔洞；控制部包括控制棒，热管换热器的底面开设有容纳腔，容纳腔内固接有保护壳体，控制棒顶部设置在保护壳体内，控制棒的底部贯穿堆芯基金属体且位于中心孔洞内，控制棒的顶部设置有上限位件，控制棒的底部设置有下限位件。本发明可实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故工况下自动停堆以及反应堆运行温度调节，进而提高热管冷却核反应堆系统的安全性和可靠性。

Description

一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统

技术领域

本发明涉及核反应堆安全技领域，特别是涉及一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统。

背景技术

热管冷却反应堆具有运行特性简单、体积重量小、模块化、易拓展等性能优势，可用于深空、深海等复杂环境中为海洋无人潜航器、空间飞行器等装备供应能源。在特殊无人环境下使用的小型核电源系统的功率控制与核电站相比有较大的区别，如何实现反应堆的无人自主控制是其中一个主要问题。而且由于热管堆的特殊应用场景，需要考虑在反应堆运动条件下的功率控制方法，特别是反应堆在运行过程中存在姿态变化时，传统的基于重力的非能动控制和停堆策略已不再适用，需要开发新型的控制系统以进行热管堆的功率控制、调节和紧急停堆。

发明内容

本发明的目的是提供一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，以解决现有技术存在的问题，可实现在不依赖重力作用下，实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故工况下自动停堆以及反应堆运行温度调节，进而提高热管冷却核反应堆系统的安全性和可靠性。

为实现上述目的，本发明提供了如下方案：本发明提供一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，包括：

热管换热器；

反应堆堆芯，包括反射层及屏蔽，所述反射层及屏蔽内设置有堆芯金属基体，所述堆芯金属基体内设置有若干燃料棒，所述热管换热器设置在所述反应堆堆芯的上方，所述热管换热器和所述反应堆堆芯之间设置有换热元件，所述堆芯金属基体的顶面开设有中心孔洞；

控制部，所述控制部包括控制棒，所述热管换热器的底面开设有容纳腔，所述容纳腔内固接有保护壳体，所述保护壳体的底部与所述堆芯金属基体顶面焊接，所述控制棒顶部设置在所述保护壳体内，所述控制棒的底部贯穿所述堆芯基金属体且位于所述中心孔洞内，所述控制棒的顶部设置有上限位件，所述控制棒的底部设置有下限位件。

优选的，所述上限位件包括压紧弹簧，所述压紧弹簧的顶面与所述保护壳体内腔顶面固接，所述压紧弹簧的底面与所述控制棒的顶面抵接，所述控制棒外固接有固定装置；

所述固定装置包括固定环，所述固定环外壁通过连接杆固接有滑动环，所述滑动环外壁与所述外壳内壁滑动接触。

优选的，所述下限位件包括温控弹簧，所述中心孔洞内腔底面固接有电动调节装置，所述电动调节装置的输出端与所述温控弹簧的底部固接，所述控制棒的底部套设有限位器，所述温控弹簧的顶面与所述限位器底面抵接，所述温控弹簧内径大于所述控制棒外径；

所述限位器的底面顶面设置为凹槽结构，且所述凹槽结构与所述控制棒底部抵接。

优选的，所述堆芯金属基体设置为圆柱形结构，所述中心孔洞开设在所述堆芯金属基体的顶面中心，所述堆芯金属基体的顶面绕所述中心孔洞周向等间距开设有若干热管孔洞和燃料孔洞，若干所述燃料棒分别位于若干所述燃料孔洞内。

优选的，所述换热元件包括若干高温热管，所述高温热管的冷凝段插入所述热管换热器内，所述高温热管的蒸发段贯穿所述反射层及屏蔽插入到所述热管孔洞内。

优选的，所述燃料棒材料为二氧化铀。

优选的，所述高温热管的运行工质为钠。

优选的，所述堆芯金属基体的材料为316不锈钢。

优选的，所述控制棒的材料为B₄C，且所述控制棒的硼含量沿所述控制棒底部到顶部方向依次增加。

优选的，所述限位器的融化温度为1500K。

本发明公开了以下技术效果：

本技术方案提供了一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故自动停堆以及运行温度调节功能，可解决热管堆在深空、深海等无人应用场景下难以控制的难题，可进一步提高热管冷却核反应堆系统的安全性和可靠性。

本技术方案将弹簧弹性系数随温度的变化特性应用于核反应堆系统的功率控制中，可配合反应堆的温度、热膨胀的负反馈作用实现快速负荷跟随，不依赖人为操作，具有较高的非能动安全特性；

本技术方案依靠内部弹簧的作用力实现反应堆的功率控制，自动停堆不依赖重力或其他外部作用力，热管堆可以竖直或横向布置，热管堆的运行不受安装方向的限制。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统的结构示意图；

图2为本发明中固定装置的结构示意图；

其中，1、压紧弹簧；2、高温热管；3、固定装置；4、热管换热器；5、控制棒；6、保护壳体；7、限位器；8、温控弹簧；9、燃料棒；10、反射层及屏蔽；11、反应堆堆芯；12、堆芯金属基体；13、电动调节装置。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。

参照图1-2，本发明提供一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，包括：

热管换热器4；

反应堆堆芯11，包括反射层及屏蔽10，反射层及屏蔽10内设置有堆芯金属基体12，堆芯金属基体12内设置有若干燃料棒9，热管换热器4设置在反应堆堆芯11的上方，热管换热器4和反应堆堆芯11之间设置有换热元件，堆芯金属基体12的顶面开设有中心孔洞；

控制部，控制部包括控制棒5，热管换热器4的底面开设有容纳腔，容纳腔内固接有保护壳体6，保护壳体6的底部与堆芯金属基体12顶面焊接，控制棒5顶部设置在保护壳体6内，控制棒5的底部贯穿堆芯基金属体且位于中心孔洞内，控制棒5的顶部设置有上限位件，控制棒5的底部设置有下限位件。

进一步优化方案，上限位件包括压紧弹簧1，压紧弹簧1的顶面与保护壳体6内腔顶面固接，压紧弹簧1的底面与控制棒5的顶面抵接，控制棒5外固接有固定装置3；

压紧弹簧1处于压缩状态，给控制棒5提供一个指向堆芯方向的力，所提供弹力完全释放时，能够使得控制棒5移动到堆芯最底端位置。

固定装置3包括固定环，固定环外壁通过连接杆固接有滑动环，滑动环外壁与外壳内壁滑动接触。

进一步优化方案，下限位件包括温控弹簧8，中心孔洞内腔底面固接有电动调节装置13，电动调节装置13的输出端与温控弹簧8的底部固接，控制棒5的底部套设有限位器7，温控弹簧8的顶面与限位器7底面抵接，温控弹簧8内径大于控制棒5外径；

温控弹簧8的弹性系数随堆芯温度变化而变化，堆芯温度升高时温控弹簧8弹力减小，压紧弹簧1弹力不变，控制棒5向反应堆内移动，引入负反应性，反应堆功率减小；堆芯温度降低时，则相反。

限位器7的底面顶面设置为凹槽结构，且凹槽结构与控制棒5底部抵接。

堆芯底部的电动调节装置13可以通过压紧或释放温控弹簧8来调节控制棒5的位置，进而设定热管堆的运行温度。

进一步优化方案，堆芯金属基体12设置为圆柱形结构，中心孔洞开设在堆芯金属基体12的顶面中心，堆芯金属基体12的顶面绕中心孔洞周向等间距开设有若干热管孔洞和燃料孔洞，若干燃料棒9分别位于若干燃料孔洞内。

进一步优化方案，换热元件包括若干高温热管2，高温热管2的冷凝段插入热管换热器4内，高温热管2的蒸发段贯穿反射层及屏蔽10插入到热管孔洞内。

反射层及屏蔽10将堆芯金属基体12完全包裹。

进一步优化方案，燃料棒9材料为二氧化铀。

进一步优化方案，高温热管2的运行工质为钠。

进一步优化方案，堆芯金属基体12的材料为316不锈钢。

进一步优化方案，控制棒5的材料为B₄C，且控制棒5的硼含量沿控制棒5底部到顶部方向依次增加。进而控制棒5的中子吸收能力沿底部到顶部不断增大。可以辅助温度负反馈调节，实现反应堆功率随外部负荷变化的快速跟随。

进一步优化方案，限位器7的融化温度为1500K。

当堆芯温度超过融化温度时，限位器7融化，控制棒5在压紧弹簧1的弹力作用下完全进入堆芯，引入大量负反应性，反应堆停堆。

温控弹簧8在不同的堆芯温度下弹力变化可推动控制棒5移动，进而控制反应堆功率；在堆芯温度超过1500K时控制棒5上的限位器7熔化，压紧弹簧1推动控制棒5完全插入堆芯，可实现快速停堆；通过操纵电动调节装置13可改变控制棒5在稳定运行时的位置，以调节反应堆的运行温度。本发明将弹簧弹性系数随温度的变化特性应用于核反应堆系统的运行控制中，不依赖人为操作和重力作用，实现热管冷却反应堆的功率自动控制、事故自动停堆以及运行温度调节功能，可解决热管堆在深空深海等应用场景下难以控制的难题，可进一步提高热管堆系统的安全性和可靠性。

本发明在不同的运行工况下，有三种工作模式，具体如下：

(1)反应堆在正常运行过程中，当因外部负荷扰动使得堆芯内部温度升高时，温控弹簧8的弹性系数减小，温控弹簧8弹力减小，而处于热管换热器4内的压紧弹簧1的弹力保持不变，温控弹簧8和压紧弹簧1的合力作用会使得控制棒5向热管堆内移动，引入负反应性，反应堆功率减小。

(2)当事故工况下反应堆堆芯11内的热量无法顺利导出时，堆芯内温度快速升高，如果处于堆芯内部的控制棒5限位器7的温度超过1500K时，控制棒5限位器77熔化，温控弹簧8无法为控制棒5提供支撑力，控制棒5在压紧弹簧1的作用下快速插入堆芯，引入大量负反应性，实现反应堆的停堆，确保不会发生严重的堆芯熔毁事故。

(3)启堆过程中，通过使用电动调节装置13调节控制棒5的初始位置，可以使得反应堆在不同的功率水平下建立临界状态，控制反应堆的运行温度。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

以上所述的实施例仅是对本发明的优选方式进行描述，并非对本发明的范围进行限定，在不脱离本发明设计精神的前提下，本领域普通技术人员对本发明的技术方案做出的各种变形和改进，均应落入本发明权利要求书确定的保护范围内。

Claims (10)

1.一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于，包括：

热管换热器(4)；

反应堆堆芯(11)，包括反射层及屏蔽(10)，所述反射层及屏蔽(10)内设置有堆芯金属基体(12)，所述堆芯金属基体(12)内设置有若干燃料棒(9)，所述热管换热器(4)设置在所述反应堆堆芯(11)的上方，所述热管换热器(4)和所述反应堆堆芯(11)之间设置有换热元件，所述堆芯金属基体(12)的顶面开设有中心孔洞；

控制部，所述控制部包括控制棒(5)，所述热管换热器(4)的底面开设有容纳腔，所述容纳腔内固接有保护壳体(6)，所述保护壳体(6)的底部与所述堆芯金属基体(12)顶面焊接，所述控制棒(5)顶部设置在所述保护壳体(6)内，所述控制棒(5)的底部贯穿所述堆芯基金属体且位于所述中心孔洞内，所述控制棒(5)的顶部设置有上限位件，所述控制棒(5)的底部设置有下限位件。

2.根据权利要求1所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述上限位件包括压紧弹簧(1)，所述压紧弹簧(1)的顶面与所述保护壳体(6)内腔顶面固接，所述压紧弹簧(1)的底面与所述控制棒(5)的顶面抵接，所述控制棒(5)外固接有固定装置(3)；

所述固定装置(3)包括固定环，所述固定环外壁通过连接杆固接有滑动环，所述滑动环外壁与所述外壳内壁滑动接触。

3.根据权利要求2所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述下限位件包括温控弹簧(8)，所述中心孔洞内腔底面固接有电动调节装置(13)，所述电动调节装置(13)的输出端与所述温控弹簧(8)的底部固接，所述控制棒(5)的底部套设有限位器(7)，所述温控弹簧(8)的顶面与所述限位器(7)底面抵接，所述温控弹簧(8)内径大于所述控制棒(5)外径；

所述限位器(7)的底面顶面设置为凹槽结构，且所述凹槽结构与所述控制棒(5)底部抵接。

4.根据权利要求3所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述堆芯金属基体(12)设置为圆柱形结构，所述中心孔洞开设在所述堆芯金属基体(12)的顶面中心，所述堆芯金属基体(12)的顶面绕所述中心孔洞周向等间距开设有若干热管孔洞和燃料孔洞，若干所述燃料棒(9)分别位于若干所述燃料孔洞内。

5.根据权利要求4所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述换热元件包括若干高温热管(2)，所述高温热管(2)的冷凝段插入所述热管换热器(4)内，所述高温热管(2)的蒸发段贯穿所述反射层及屏蔽(10)插入到所述热管孔洞内。

6.根据权利要求5所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述燃料棒(9)材料为二氧化铀。

7.根据权利要求6所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述高温热管(2)的运行工质为钠。

8.根据权利要求7所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述堆芯金属基体(12)的材料为316不锈钢。

9.根据权利要求8所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述控制棒(5)的材料为B₄C，且所述控制棒(5)的硼含量沿所述控制棒(5)底部到顶部方向依次增加。

10.根据权利要求9所述的一种用于热管冷却反应堆的功率自动控制系统，其特征在于：所述限位器(7)的融化温度为1500K。

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