一种核反应堆发电系统的制作方法

本申请涉及核发电，具体涉及一种核反应堆发电系统。

背景技术：

1、核能发电系统因其功率密度大、能量稳定、能够长期可靠运行、环境友好等优点是发电领域的重要热电转换方式，同时核反应堆的安全性也备受人们关注，尤其是反应堆余热的安全导出关系反应堆容器及堆芯结构的完整性，堆芯余热安全导处防止了严重事故的发生。

2、核能发电系统中反应堆常用的余热排出系统工质一般为水工质，水工质在冷却排热过程中易发生相变，引起反应堆热应力问题和材料疲劳寿命问题，进而导致反应堆安全性降低。

技术实现思路

1、本申请的主要目的在于提供一种核反应堆发电系统，旨在解决现有技术中核反应堆余热排出以水为冷却工质，在冷却排热过程中易发生相变，带来反应堆热应力问题和材料疲劳寿命问题，导致反应堆安全性降低的问题。

2、本申请采用的技术方案如下：

3、一种核反应堆发电系统，包括：

4、发电系统，所述发电系统利用核反应堆加热超临界二氧化碳形成高温高压气体，并由所述高温高压气体驱动至少一个与发电机相连的透平机做功而发电；以及，

5、用于在停堆时排出核反应堆内余热的余热排出系统，所述余热排出系统包括用于向所述核反应堆提供冷却用二氧化碳工质的补充装置以及用于实现所述二氧化碳工质循环的冷却回路系统。

6、可选的，所述冷却回路系统包括用于实现所述二氧化碳工质进出所述核反应堆的冷却管、设置于所述冷却管的冷却器a以及设置于所述冷却管的工质泵，所述补充装置连接于所述冷却器a与所述工质泵之间的冷却管上。

7、可选的，所述冷却器a靠近于所述冷却管接入所述核反应堆的一端，所述工质泵靠近于所述冷却管接出所述核反应堆的一端

8、可选的，所述冷却管接入所述核反应堆一侧设置有阀d，所述冷却管接出所述核反应堆一侧设置有阀c。

9、可选的，所述核反应堆为直接循环超临界二氧化碳反应堆，包括堆壳以及堆芯，所述堆芯与所述堆壳之间设置有排热环腔。

10、可选的，所述冷却管分支出第一支路管和第二支路管进入所述核反应堆内，所述第一支路管连接至所述核反应堆的进口管道，所述第二支路管连接至所述核反应堆的排热环腔、并于核反应堆内与所述第一支路管汇合。

11、可选的，所述直接循环超临界二氧化碳反应堆的堆芯冷却剂为二氧化碳。

12、可选的，所述核反应堆为间接循环核能发电反应堆，包括堆壳、堆芯以及中间换热器，所述堆芯和中间换热器设置于堆壳内，所述堆壳与所述中间换热器之间设置有排热环腔。

13、可选的，所述冷却管分支出第一支路管和第二支路管进入所述核反应堆内，所述第一支路管连接至所述核反应堆的中间换热器，所述第二支路管连接至所述核反应堆的排热环腔、并于核反应堆的出口管道与所述第一支路管汇合。

14、可选的，所述间接循环核能发电反应堆的堆芯冷却剂为气体工质、液态金属、熔盐中的任意一种。

15、可选的，所述补充装置包括工质储罐、与所述工质储罐连接的增压泵以及与所述增压泵连接的加热器，所述加热器连接至所述冷却回路系统。

16、可选的，所述补充装置连接至所述冷却回路系统的管路上设置有阀e。

17、可选的，所述发电系统包括核反应堆、透平机、发电机、回热器、冷却器b以及压缩机，所述核反应堆的出口管道与所述透平机连接，所述透平机连接所述发电机，所述透平机的乏气管道连接所述回热器的热侧端，所述回热器的热侧端连接至所述冷却器b，所述冷却器b连接至所述压缩机，所述压缩机连接至所述回热器的冷侧端，所述回热器的冷侧端连接至所述核反应堆的进口管道。

18、可选的，所述回热器的冷侧端与所述核反应堆之间的管路上设置有阀b，所述核反应堆与所述透平机之间的管路上设置有阀a。

19、可选的，所述工质储罐设置有回收管道，所述回收管道连接至所述冷却器b与所述压缩机之间的管路上，且所述回收管道上设置有阀f和阀g。

20、与现有技术相比，本申请的有益效果是：

21、本申请实施例提出的一种核反应堆发电系统，通过补充装置向冷却回路系统补充冷却工质二氧化碳，以超临界二氧化碳为余热排出工质，匹配核反应堆发电系统，实现堆芯余热排出，避免了传统水工质余热排出系统因温度分布不均匀、相变而引起的热应力问题和材料疲劳寿命问题，可大幅度提高反应堆的安全性，保证反应堆的完整性，降低了严重事故发生的概率，可替代现有的水工质余热排出系统；与超临界二氧化碳发电系统耦合，既实现了发电系统的工质零排放，又解决了余热排出系统的工质气源问题，大大提高了整个系统的利用率。

技术特征：

1.一种核反应堆发电系统，其特征在于，包括：

2.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述冷却回路系统包括用于实现所述二氧化碳工质进出所述核反应堆的冷却管、设置于所述冷却管的冷却器a以及设置于所述冷却管的工质泵，所述补充装置连接于所述冷却器a与所述工质泵之间的冷却管上。

3.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述冷却器a靠近于所述冷却管接入所述核反应堆的一端，所述工质泵靠近于所述冷却管接出所述核反应堆的一端。

4.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述冷却管接入所述核反应堆一侧设置有阀d，所述冷却管接出所述核反应堆一侧设置有阀c。

5.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述核反应堆为直接循环超临界二氧化碳反应堆，包括堆壳以及堆芯，所述堆芯与所述堆壳之间设置有排热环腔。

6.根据权利要求5所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述冷却管分支出第一支路管和第二支路管进入所述核反应堆内，所述第一支路管连接至所述核反应堆的进口管道，所述第二支路管连接至所述核反应堆的排热环腔、并于核反应堆内与所述第一支路管汇合。

7.根据权利要求5所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述直接循环超临界二氧化碳反应堆的堆芯冷却剂为二氧化碳。

8.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述核反应堆为间接循环核能发电反应堆，包括堆壳、堆芯以及中间换热器，所述堆芯和中间换热器设置于堆壳内，所述堆壳与所述中间换热器之间设置有排热环腔。

9.根据权利要求8所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述冷却管分支出第一支路管和第二支路管进入所述核反应堆内，所述第一支路管连接至所述核反应堆的中间换热器，所述第二支路管连接至所述核反应堆的排热环腔、并于核反应堆的出口管道与所述第一支路管汇合。

10.根据权利要求8所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述间接循环核能发电反应堆的堆芯冷却剂为气体工质、液态金属、熔盐中的任意一种。

11.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述补充装置包括工质储罐、与所述工质储罐连接的增压泵以及与所述增压泵连接的加热器，所述加热器连接至所述冷却回路系统。

12.根据权利要求11所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述补充装置连接至所述冷却回路系统的管路上设置有阀e。

13.根据权利要求11所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述发电系统包括核反应堆、透平机、发电机、回热器、冷却器b以及压缩机，所述核反应堆的出口管道与所述透平机连接，所述透平机连接所述发电机，所述透平机的乏气管道连接所述回热器的热侧端，所述回热器的热侧端连接至所述冷却器b，所述冷却器b连接至所述压缩机，所述压缩机连接至所述回热器的冷侧端，所述回热器的冷侧端连接至所述核反应堆的进口管道。

14.根据权利要求13所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述回热器的冷侧端与所述核反应堆之间的管路上设置有阀b，所述核反应堆与所述透平机之间的管路上设置有阀a。

15.根据权利要求13所述的核反应堆发电系统，其特征在于，所述工质储罐设置有回收管道，所述回收管道连接至所述冷却器b与所述压缩机之间的管路上，且所述回收管道上设置有阀f和阀g。

技术总结
本申请公开了一种核反应堆发电系统，涉及核发电技术领域，包括发电系统以及余热排出系统，所述发电系统利用核反应堆加热超临界二氧化碳形成高温高压气体，并由所述高温高压气体驱动至少一个与发电机相连的透平机做功而发电；所述余热排出系统包括用于向所述核反应堆提供冷却用二氧化碳工质的补充装置以及用于实现所述二氧化碳工质循环的冷却回路系统。本申请以超临界二氧化碳为余热排出工质，匹配直接循环超临界二氧化碳反应堆或其他间接循环反应堆发电系统，实现堆芯余热排出，避免了传统水工质余热排出系统因温度分布不均匀、相变等引起的热应力问题和材料疲劳寿命问题，可大幅度提高反应堆的安全性。

技术研发人员：刘秀婷,黄彦平,卓文彬,宫厚军,幸奠川
受保护的技术使用者：中国核动力研究设计院
技术研发日：
技术公布日：2024/3/11