CN116344077A - 一种s-co2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却*** - Google Patents

Abstract

本发明属于核动力技术领域，具体涉及一种S‑CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***。包括反应堆动力***、正常冷却与余热排出***、非能动余热排出***，严重事故下堆芯应急注水冷却***。本发明的有益效果在于：采取了双层管道设计、“非能动”式停堆、非能动余热排出、严重事故下堆芯应急注水冷却等多重安全措施，确保事故下反应堆能安全停堆并将堆芯余热长期导出。相比于压水堆动力***，本动力***布局紧凑，占用空间小，热效率高，更适用于舰艇、船舶；安全性强，***各设备间的连接管道采用双层管道设计，LOCA等工质泄露事故发生风险概率极低。

Description

一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却 ***

技术领域

本发明属于核动力技术领域，具体涉及一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***。

背景技术

船用核动力装置由于功率大、巡航长、易于控制等优点，一直是各核大国竞相研发的热点。在各种堆型中，压水堆因技术成熟度高、商用历史长，是船用核动力装置的主要堆型；但由于其采用朗肯循环作为动力转换方式，热电转换效率低，设备体积大，并且为了屏蔽核辐射和保障船舶核安全，还需增添额外的核安全***和设备，导致船舶的动力装置整体规模和重量过于庞大。因此，为了使船舶节省出更多的吨位和排水量以装载更多的技术设备、货物、人员，或尽量改善航行中人员的居住生活条件和环境，迫切需要发展下一代先进的核动力装置，进一步缩小体积，减少重量。

高温气冷堆是下一代先进的核动力装置，其固有安全性好，工质的堆芯出口温度高，但作为载热工质的氦气比热容低，载热能力小，导致堆芯功率密度远低于压水堆，不太适用于船用核动力装置。铅冷快堆也是下一代先进核动力装置的热门研究堆型，但其需要两个回路实现动力转换，动力舱室占用空间大，难以满足船用动力装置体积小、重量轻的要求。

近年来，超临界二氧化碳作为动力转换的优良工质受到了越来越多的关注，与气体工质相比，其比热容高，载热能力强，无毒性，化学性质稳定，对材料的腐蚀性低；在临界区附近密度变化大，相比于氦气易压缩，压缩机所需功耗更小，可有效提高循环热效率，使发电***结构更紧凑，体积更小，重量更轻，在船舶或舰艇上具有广阔的应用前景。

船用核动力装置长期作业在海洋中，经常孤立无援并且运行环境异常恶劣，其反应堆设计不光要考虑船舶平稳运行下的反应堆安全，还要关注台风、海浪等外部因素对船舶的影响。所以，为了避免福岛等类似核事故发生，必须对船用核动力装置的安全性着重考虑。当船舶发生运行事故或被外部环境突发因素影响时，必须要求反应堆及时停堆并能将堆芯余热长期导出。船用核动力装置配备有紧急停堆***和余热排出***，但传统的停堆***需要安装额外的机械设备和驱动机构，空间占用大，外部电源依耐性强，余热排出***也均为能动式***，一旦反应堆动力***的外部电力供应丧失，反应堆安全性将无法得到保障。

因此，为了提高船舶核动力***的安全水平，设计一种即使船舶在外部电源丧失情况下反应堆也能正常停堆并导出堆芯余热的应急堆芯冷却***十分有必要。

发明内容

本发明的目的在于提供一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，该动力***以超临界二氧化碳作为热电转换工质，仅需要一个循环回路，不需要额外的蒸汽产生和分离设备，热电转换效率高，可大幅减小船用动力***大的体积和重量。

本发明的技术方案如下：一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，包括反应堆动力***、正常冷却与余热排出***、非能动余热排出***，严重事故下堆芯应急注水冷却***。

所述的反应堆动力***主要包括反应堆、一体化部件、高温回热器、低温回热器、冷却器以及各设备之间相互连接的双层管道。

所述的一体化部件包括透平、发电机、主压缩机、再压缩机和一体化部件外壳，透平、发电机、主压缩机、再压缩机采用一体化设计，排列在一体化部件外壳内并共用一根轴。

所述的反应堆的出口连接透平的进口，透平的出口连接高温回热器的低压侧进口，高温回热器的低压侧出口连接低温回热器的低压侧进口，低温回热器的低压侧出口一部分连接冷却器的高温侧进口，另一部分连接再压缩机的进口，冷却器的高温侧出口连接主压缩机的进口，主压缩机的出口连接低温回热器的高压侧进口，低温回热器的高压侧出口与再压缩机的出口合并连接高温回热器的高压侧进口，高温回热器的高压侧出口连接反应堆的进口。

所述的反应堆为卧式反应堆，包括堆芯、反射层、弹簧、电磁铁-热熔断体、吸收体、压力容器。

所述的堆芯位于压力容器中部，其四周布置着反射层，反射层一侧连接弹簧，弹簧固定在压力容器内壁，反射层的另一侧连接电磁铁-热熔断体，吸收体包围反射层和堆芯，压力容器紧贴在吸收体***。

所述的正常冷却与余热排出***，包括冷却器、第一泵、冷却水进口管道、冷却水出口管道、海水舱、分隔墙、滤网、余热排出出口管道、第一隔离阀，第二泵，第二隔离阀，余热排出进口管道，所述的海水舱两侧边安装有滤网，中间由分隔墙分隔为两个小舱室，两个小舱室通过冷却水进口管道、冷却水出口管道分别与冷却器低温侧相连，第一泵安装在冷却水进口管道上，余热排出出口管道一端连接反应堆的出口，一端连接冷却器的高温侧进口，余热排出进口管道一端连接冷却器的高温侧出口，一端连接反应堆的进口，余热排出出口管道、余热排出进口管道上均设有隔离阀，第二泵安装在余热排出出口管道上。

所述的非能动余热排出***，包括干舱、连接管道、冷却盘管、若干保护阀和若干隔离阀。

所述的冷却盘管贴合在干舱内壁上部，通过两根连接管道分别与反应堆进出口相连，每根连接管道由两根管道并联而成，且每根并联管道上均串联安装有一个保护阀与一个隔离阀。

所述的严重事故下堆芯应急注水冷却***，包括两根应急注水管道，若干保护阀，若干隔离阀，两根应急注水管道上下贯穿干舱，并与反应堆直接相连，每根应急注水管道由两根管道并联而成，每根并联管道上均串联有一个保护阀与一个隔离阀。

本发明的有益效果在于：为了满足超临界二氧化碳直接冷却船用核动力***的安全性要求，本发明采取了双层管道设计、“非能动”式停堆、非能动余热排出、严重事故下堆芯应急注水冷却等多重安全措施，确保事故下反应堆能安全停堆并将堆芯余热长期导出。相比于压水堆动力***，本动力***布局紧凑，占用空间小，热效率高，更适用于舰艇、船舶；安全性强，***各设备间的连接管道采用双层管道设计，LOCA等工质泄露事故发生风险概率极低；安全冗余性大，通过增设非能动余热排出***和在停堆方式上引入非能动特性，可有效确保在船舶全厂断电事故下反应堆安全停堆并长期稳定将堆芯余热导至大海；严重事故下实质消除了堆芯熔化和大规模放射性物质释放，即使事故时非能动余热排出***失效，也可通过应急注水管道将海水引入反应堆堆芯，防止堆芯熔化等严重事故发生。

附图说明

图1为本发明所提供的反应堆动力***示意图；

图2为反应堆结构示意图；

图3为双层管道横截面示意图；

图4为非能动余热排出***示意图；

图5为图4中的A部放大图；

图6为严重事故下堆芯应急注水冷却***示意图；

图7为图6中的A部放大图；

图8为舱室内部布局示意图(部分剖视)；

图9为图8中的A部放大图；

图10为图8中的B部放大图。

图中：1反应堆，2一体化部件，3高温回热器，4低温回热器，5冷却器，6双层管道，7第一泵，8冷却水进口管道，9冷却水出口管道，10海水舱，11分隔墙，12滤网，13余热排出出口管道，14第一隔离阀，15第二泵，16第二隔离阀，17余热排出进口管道，18干舱，19混凝土墙，20连接管道，21第一保护阀，22第三隔离阀，23第二保护阀，24第四隔离阀，25冷却盘管，26第三保护阀，27第五隔离阀，28第四保护阀，29第六隔离阀，30应急注水管道，31第五保护阀，32第七隔离阀，33第六保护阀，34第八隔离阀，35第七保护阀，36第九隔离阀，37第八保护阀，38第十隔离阀，101堆芯，102反射层，103弹簧，104电磁铁-热熔断体，105吸收体，106压力容器，201一体化部件外壳，202透平，203发电机，204主压缩机，205再压缩机，601管道第一层，602管道第二层，603管道保温层。

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。

一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，包括反应堆动力***、正常冷却与余热排出***、非能动余热排出***，严重事故下堆芯应急注水冷却***。

如图1所示，反应堆动力***主要包括反应堆1、一体化部件2、高温回热器3、低温回热器4、冷却器5以及各设备之间相互连接的双层管道6，其中，反应堆1的出口连接透平202的进口，透平202的出口连接高温回热器3的低压侧进口，高温回热器3的低压侧出口连接低温回热器4的低压侧进口，低温回热器4的低压侧出口一部分连接冷却器5的高温侧进口，另一部分连接再压缩机205的进口，冷却器5的高温侧出口连接主压缩机204的进口，主压缩机204的出口连接低温回热器4的高压侧进口，低温回热器4的高压侧出口与再压缩机205的出口合并连接高温回热器3的高压侧进口，高温回热器3的高压侧出口连接反应堆1的进口。

透平202、发电机203、主压缩机204、再压缩机205采用一体化设计，与一体化部件外壳201构成一体化部件2，透平202、发电机203、主压缩机204、再压缩机205排列在一体化部件外壳201内并共用一根轴，使动力装置的空间利用率更高，体积更小。

如图3所示，反应堆动力***各设备间的连接管道均采用双层管道设计。该设计降低了LOCA等工质泄露事故的发生概率，船舶安全性大大提高；并且，为了尽可能减少二氧化碳在回路中循环时损失热量，管道外还额外添加了保温层603。

如图2所示，反应堆1为卧式反应堆，包括堆芯101、反射层102、弹簧103、电磁铁-热熔断体104、吸收体105、压力容器106。堆芯101位于压力容器106中部，四周布置着反射层102，反射层102一侧连接弹簧103，弹簧103固定在压力容器106内壁，反射层102另一侧连接电磁铁-热熔断体104，吸收体105包围反射层102和堆芯101，压力容器106紧贴在吸收体105***。

反应堆1内冷却剂横向流动，反应性控制采用滑动反射层方式。在正常工况下，弹簧103产生的弹力与电磁铁-热熔断体104回路产生的磁力相等，使反射层102受力平衡并固定在堆芯101四周。当船舶发生核事故或需要安全停堆时，操纵人员可主动断开电磁铁-热熔断体104电路，使回路电流消失，电磁铁产生的磁力消失，反射层102受单方向力作用被拉出堆芯101四周外，堆芯101散射出的中子被吸收体105吸收，堆芯105中子泄露率增大，裂变链式反应停止，反应堆1安全停堆。当船舶发生核事故电磁铁-热熔断体104回路电流未断开时，若堆芯101温度持续升高，在升高至热熔断体设计阈值后，热熔断体断裂，回路断开，电流消失，反射层102被单方向力作用拉出堆芯101外，反应堆1自动停堆。

动力***的运行过程主要为：高温高压的超临界二氧化碳进入透平202膨胀做功，带动发电机203转动发电，透平202排出的乏汽随后相继流过高温回热器3、低温回热器4进行预冷换热，回热器的冷源为压缩机加压后的二氧化碳；低温回热器4出口的二氧化碳一部分进入冷却器5直接冷却，另一部分则进入再压缩机205直接加压；冷却器5出口的二氧化碳先进入主压缩机204进行压缩，再进入低温回热器4与乏汽换热升温，出口温度与再压缩机205出口的二氧化碳的温度保持一致，并与其合并流入高温回热器3中，在这里与透平202排出的乏汽换热；二氧化碳再流过反应堆1带走堆芯101产生的热量，变成高温高压的状态，最后进入透平202膨胀做功，完成循环。

二氧化碳在循环中始终处于超临界状态，利用其物性参数随压力、温度变化的规律，使其在循环中不断升温升压、降温降压，将核能转化为机械能，产生动力。该循环全程工质无相变，热效率高。

如图1所示，正常冷却与余热排出***，包括冷却器5、第一泵7、冷却水进口管道8、冷却水出口管道9、海水舱10、分隔墙11、滤网12、余热排出出口管道13、第一隔离阀14，第二泵15，第二隔离阀16，余热排出进口管道17。海水舱10为圆筒形建筑，在其两侧边安装有滤网12，中间由分隔墙11分隔为两个小舱室，两个小舱室通过冷却水进口管道8、冷却水出口管道9分别与冷却器5低温侧相连，第一泵7安装在冷却水进口管道8上。余热排出出口管道13一端连接反应堆1的出口，一端连接冷却器5的高温侧进口，余热排出进口管道17一端连接冷却器5的高温侧出口，一端连接反应堆1的进口，余热排出进出口管道13、余热排出进口管道17上均安装有一个隔离阀13、第二隔离阀16，第二泵15安装在余热排出出口管道13上。在正常工况下，海水通过第一泵7作用在冷却器5低温侧回路中流动，冷却主循环中的超临界二氧化碳；为了防止海水中泥沙等固体颗粒堵塞冷却水管道，在海水舱8侧边底部安装了两块滤网12，对海水进行过滤。在事故工况下，反应堆1安全停堆，主循环的管道关闭，此时打开第一隔离阀14与第二隔离阀16，超临界二氧化碳通过第二泵15在余热排出进出口管道中循环，在冷却器5里与海水进行热量交换，将热量传递给海水，保证堆芯101余热稳定导出。

如图4和5所示，非能动余热排出***，包括干舱18、连接管道20、冷却盘管25、若干保护阀和若干隔离阀。冷却盘管25贴合在干舱18内壁上部，通过两根连接管道20分别与反应堆1进出口相连，每根连接管道20由两根管道并联而成，且每根并联管道上均串联安装有一个保护阀与一个隔离阀，每个阀设置了开启和关闭压力，后者低于前者。本发明的实施例中，第一保护阀21与第三隔离阀22串联在一根管道上，第二保护阀23与第四隔离阀24串联在一根管道上，第三保护阀26与第五隔离阀27串联在一根管道上，第四保护阀28与第六隔离阀29串联在一根管道上。干舱18与海水舱10相邻，同为圆筒形建筑。在正常工况或事故工况正常冷却与余热排出正常工作时，保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)关闭，隔离阀(第三隔离阀22，第四隔离阀24，第五隔离阀27，第六隔离阀29)开启，非能动余热排出***不运行。当事故工况正常冷却与余热排出***失效时，反应堆1压力不断升高达到保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)开启阈值，保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)开启，超临界二氧化碳通过反应堆1出口的连接管道20进入冷却盘管25，在冷却盘管25中与空气、海水通过热传导、辐射传热、对流方式换热降温，降温后的二氧化碳再通过连接管道20返回反应堆1。当***内压力降低至保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)关闭阈值后，保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)自动关闭；若保护阀(第一保护阀21，第二保护阀23，第三保护阀26，第四保护阀28)因故障未能关闭，则隔离阀(第三隔离阀22，第四隔离阀24，第五隔离阀27，第六隔离阀29)自动关闭，以防止***进一步卸压。为了避免单根管道或单个阀门在非能动余热排出***启动时失效，特别地将连接管道20设计为两根管道并联，每根并联管道均串联一个保护阀与隔离阀。该***工作原理主要是通过以冷热流体的密度差为驱动力，使二氧化碳在冷却盘管25中循环，带走堆芯101余热。

如图6和7所示，严重事故下堆芯应急注水冷却***，主要由两根应急注水管道30，若干保护阀，若干隔离阀组成。两根应急注水管道30上下贯穿干舱18，并与反应堆1直接相连，每根应急注水管道30由两根管道并联而成，每根并联管道上均串联有一个保护阀(第五保护阀31，第六保护阀33，第七保护阀35，第八保护阀37)与一个隔离阀(第七隔离阀32，第八隔离阀34，第九隔离阀36，第十隔离阀38)，每个阀设置了开启和关闭压力，后者低于前者。本发明的实施例中，第五保护阀31与第七隔离阀32串联在一根管道上，第六保护阀33与第八隔离阀34串联在一根管道上，第七保护阀35与第九隔离阀36串联在一根管道上，第八保护阀37与第十隔离阀38串联在一根管道上。在正常工况下，保护阀(第五保护阀31，第六保护阀33，第七保护阀35，第八保护阀37)关闭，隔离阀(第七隔离阀32，第八隔离阀34，第九隔离阀36，第十隔离阀38)开启。在事故工况下，当上述安全措施均失效、堆芯101余热无法导出，堆芯101温度不断上升，压力上升至保护阀(第五保护阀31，第六保护阀33，第七保护阀35，第八保护阀37)开启阈值时，保护阀(第五保护阀31，第六保护阀33，第七保护阀35，第八保护阀37)开启，将干舱18外的海水引入堆芯101，冷却堆芯101，使堆芯101温度下降，避免发生熔堆事故。为了避免单根管道或单个阀门在***启动时失效，特别地将应急注水管道30设计为两根管道并联，每根并联管道均串联安装一个保护阀与隔离阀。

如图8所示，干舱与海水舱相邻，同为圆筒形建筑，是反应堆动力***、正常冷却与余热排出***、非能动余热排出***、严重事故下堆芯应急注水冷却***的保护舱室。

如图8所示，反应堆1与透平202、高温回热器3等其余设备分开布置，中间有混凝土墙19作为辐射屏蔽层，使反应堆1在正常运行时尽量独立。

Claims (10)

1.一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：包括反应堆动力***、正常冷却与余热排出***、非能动余热排出***，严重事故下堆芯应急注水冷却***。

2.如权利要求1所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的反应堆动力***包括反应堆、一体化部件、高温回热器、低温回热器、冷却器以及各设备之间相互连接的双层管道。

3.如权利要求2所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的一体化部件包括透平、发电机、主压缩机、再压缩机和一体化部件外壳，透平、发电机、主压缩机、再压缩机采用一体化结构，排列在一体化部件外壳内并共用一根轴。

4.如权利要求3所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的反应堆的出口连接透平的进口，透平的出口连接高温回热器的低压侧进口，高温回热器的低压侧出口连接低温回热器的低压侧进口，低温回热器的低压侧出口一部分连接冷却器的高温侧进口，另一部分连接再压缩机的进口，冷却器的高温侧出口连接主压缩机的进口，主压缩机的出口连接低温回热器的高压侧进口，低温回热器的高压侧出口与再压缩机的出口合并连接高温回热器的高压侧进口，高温回热器的高压侧出口连接反应堆的进口。

5.如权利要求2-4任一所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的反应堆为卧式反应堆，包括堆芯、反射层、弹簧、电磁铁-热熔断体、吸收体、压力容器。

6.如权利要求5所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的堆芯位于压力容器中部，四周布置着反射层，反射层一侧连接弹簧，弹簧固定在压力容器内壁，反射层另一侧连接电磁铁-热熔断体，吸收体包围反射层和堆芯，压力容器紧贴在吸收体***。

7.如权利要求1所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的正常冷却与余热排出***，包括冷却器、第一泵、冷却水进口管道、冷却水出口管道、海水舱、分隔墙、滤网、余热排出出口管道、第一隔离阀，第二泵，第二隔离阀，余热排出进口管道，所述的海水舱两侧边安装有滤网，中间由分隔墙分隔为两个小舱室，两个小舱室通过冷却水进口管道、冷却水出口管道分别与冷却器低温侧相连，第一泵安装在冷却水进口管道上，余热排出出口管道一端连接反应堆的出口，一端连接冷却器的高温侧进口，余热排出进口管道一端连接冷却器的高温侧出口，一端连接反应堆的进口，余热排出进出口管道、余热排出进口管道上均设有隔离阀，第二泵安装在余热排出出口管道上。

8.如权利要求1所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的非能动余热排出***，包括干舱、连接管道、冷却盘管、若干保护阀和若干隔离阀。

9.如权利要求8所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的冷却盘管贴合在干舱内壁上部，通过两根连接管道分别与反应堆进出口相连，每根连接管道由两根管道并联而成，且每根并联管道上均串联安装有一个保护阀与一个隔离阀。

10.如权利要求1所述的一种S-CO2直接冷却的船用核动力***及其应急堆芯冷却***，其特征在于：所述的严重事故下堆芯应急注水冷却***，包括两根应急注水管道，若干保护阀，若干隔离阀，两根应急注水管道上下贯穿干舱，并与反应堆直接相连，每根应急注水管道由两根管道并联而成，每根并联管道上均串联有一个保护阀与一个隔离阀。

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