一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构的制作方法

本实用新型涉及核能发电技术领域，具体涉及一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构。

背景技术：

随着太空探索技术的不断发展成熟与太空探索应用需求的扩大，人类已将目光放到了远离地球甚至远离太阳系的星球，并希望在星球上建设太空基地进行相关的科学研究。未来在其他星球表面(如月球、火星等)进行空间基地的建设，将具有十分重大的科学、军事和政治价值。空间基地的建设面临着复杂、严峻的空间环境，能源的稳定供应与管理成为空间基地正常运行的重要保障。太阳能电源和化学能电源因为自身的固有缺陷，无法克服如昼夜变化、燃料储量的一些因素的影响，使其在空间基地上的应用受到很大的局限。空间核反应堆电源不受环境影响、功率大、寿命长、安全可靠、能源供应可持续性强，因此被认为是空间基地与其他深空探测任务中理想可靠的能源供应方案。

由于空间核反应堆在空间基地与其他深空探测任务中具有许多无法替代的优势，美国、俄罗斯、日本、法国等国对空间核反应堆进行了诸多深入的研究，并提出了数十种空间核反应堆方案，其冷却方式包括气体冷却、液态金属冷却、热管冷却等。由于空间基地环境的复杂性，非能动冷却技术是空间核反应堆的首选，而热管冷却技术是具有高热导率、高瞬态反馈性能、高可靠性、低保养需求等优点的非能动冷却技术，因此目前空间核反应堆设计大都采用热管冷却。

在现有空间核反应堆设计中，单根冷却热管被布置在燃料元件中，在堆芯径向布置上，现有的布置方式有的会导致燃料元件与热管之间存在间隙，造成燃料填充率较低，而燃料元件与热管之间的间隙通过结构材料进行填充后，导致核反应堆临界质量及堆芯总质量的增大；有的会对单根热管的可靠性提出很高的要求，一旦有一根热管失效，该热管处的核燃料元件所产生的热量很难被周围的热管带走，可能会导致核燃料元件的损坏。

技术实现要素：

本实用新型的目的是针对现有技术的不足，提供了一种安全性高、可靠性好、布局紧凑的核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构。

本实用新型的目的可以通过如下技术方案实现：

一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构，包括核燃料元件和冷却热管，冷却热管置于核燃料元件中心，且相邻的两个核燃料元件中心的冷却热管的两端采用U型弯头连接，形成回路并行式。

进一步地，所述冷却热管自内向外依次为中心蒸汽区、多孔吸液芯、液态环腔和管壁，其中管壁与核燃料元件的内侧包壳设计为一体。

进一步地，所述多孔吸液芯的孔隙率为0.5至0.7。

进一步地，所述冷却热管的中心蒸汽区在轴向上自底部到顶部依次包括蒸发段、绝热段和冷凝段，且相邻两个冷却热管中心蒸汽区的蒸发段底部采用蒸发段U型弯头连接，冷凝段顶部采用冷凝段U型弯头连接。

进一步地，所述核燃料元件的内部为燃料芯块，外部为包壳，所述冷却热管的蒸发段长度与核燃料元件的高度一致。

进一步地，所述燃料芯块与所述包壳之间留有0.1至0.3mm的间隙。

进一步地，所述核燃料元件是底面为正方形的长方体结构，或者底面为正六边形的六棱柱结构。

本实用新型与现有技术相比，具有如下优点和有益效果：

1、本实用新型提供的一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构，由于采用回路式并行热管，在加热段或者冷凝段热流密度不均衡时，管内部的工作液体在通道内部产生整体形式循环，蒸发段热流密度大的一侧产生的蒸汽压力较大，推动蒸汽向热流密度小压力低的一侧，整个环路最终达到一个自激平衡的状态，回路式并行热管结构，可以在较大范围内自动调节换热能力，安全性高、可靠性好。

2、本实用新型提供的核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构，将回路并行式冷却热管与核燃料元件嵌套在一起，所述核燃料元件是底面为正方形的长方体结构，或者底面为正六边形的六棱柱结构，可以在堆芯中紧密布置，从而提高核燃料填充率，减小堆芯体积，降低临界质量，这种结构安全性高、可靠性好、布局紧凑，特别适用于空间核反应堆以及其他的小型核反应堆。

附图说明

图1为本实用新型实施例核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套一体化结构的径向截面结构示意图。

图2为本实用新型实施例核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套一体化结构的轴向截面结构示意图。

图3(a)为本实用新型实施例核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套一体化结构应用于反应堆堆芯的径向截面布置示意图；图3(b)为本实用新型实施例核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套一体化结构应用于反应堆堆芯的轴向截面布置示意图。

图4为现有技术中单根冷却热管被布置在燃料元件中的结构示意图。

图5为现有技术中单根冷却热管被布置在燃料元件中的一种堆芯径向布置示意图。

图6为现有技术中单根冷却热管被布置在燃料元件中的另一种堆芯径向布置示意图。

其中，1-燃料芯块，2-包壳，3-液态环腔，4-多孔吸液芯，5-蒸发段，6-绝热段，7-冷凝段，8-蒸发段U型弯头，9-冷凝段U型弯头，10-核燃料元件，11-冷却热管。

具体实施方式

下面结合实施例及附图对本实用新型作进一步详细的描述，但本实用新型的实施方式不限于此。

实施例：

本实施例以应用于空间核反应堆堆芯设计为例，核燃料元件与冷却热管的设计寿命与堆芯寿期一致，在堆芯寿期内无需更换，提供了一种核燃料元件与回路并行式冷却热管嵌套的一体化结构，所述结构的径向截面和轴向截面分别如图1和图2所示，包括核燃料元件(10)和冷却热管(11)，冷却热管(11)置于核燃料元件(10)中心，且相邻的两个核燃料元件(10)中心的冷却热管(11)的两端采用U型弯头连接，形成回路并行式，相比于图4所示的现有技术中单根冷却热管被布置在燃料元件中的结构，回路式并行热管结构可以在较大范围内自动调节换热能力，安全性高、可靠性好。

其中，所述冷却热管(11)自内向外依次为中心蒸汽区、多孔吸液芯(4)、液态环腔(3)和管壁，其中管壁与核燃料元件(10)的内侧包壳设计为一体，所述多孔吸液芯(4)的孔隙率为0.5至0.7。

具体地，所述冷却热管(11)的中心蒸汽区在轴向上自底部到顶部依次包括蒸发段(5)、绝热段(6)和冷凝段(7)，且相邻两个冷却热管(11)中心蒸汽区的蒸发段底部采用蒸发段U型弯头(8)连接，冷凝段顶部采用冷凝段U型弯头(9)连接。

所述核燃料元件(10)的内部为燃料芯块(1)，外部为包壳(2)，所述冷却热管(11)的蒸发段(5)长度与核燃料元件(10)的高度一致，所述燃料芯块(1)与所述包壳(2)之间留有0.1至0.3mm的间隙。冷却热管(11)中心蒸汽区的蒸发段(5)吸收燃料芯块(1)产生的热量，经过绝热段(6)后，在冷凝段(7)将热量传动给其他工作介质，燃料芯块(1)与包壳(2)之间的间隙，用以容纳芯块膨胀和收纳裂变气体。

具体地，所述核燃料元件(10)是底面为正方形的长方体结构，或者底面为正六边形的六棱柱结构。

本实施例应用于空间核反应堆堆芯设计的示意图如图3(a)和图3(b)所示，相比于现有技术中图5和图6所示的堆芯布局方式，整个堆芯布局紧凑，可以在堆芯中紧密布置，从而提高核燃料填充率，减小堆芯体积，降低临界质量。冷却热管置于核燃料元件中心，且相邻的两个燃料元件中心的冷却热管的两端采用U型弯头连接，形成回路并行式，可以在较大范围内自动调节换热能力，能够有效避免因单根热管失效所引发的问题，可靠性高。

以上所述，仅为本实用新型专利较佳的实施例，但本实用新型专利的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型专利所公开的范围内，根据本实用新型专利的技术方案及其发明构思加以等同替换或改变，都属于本实用新型专利的保护范围。