核电源及其发电装置

技术领域

本发明涉及核反应堆技术领域，特别涉及一种用于将堆芯热管传导的热能转化成电能的发电装置以及具有该发电装置的核电源。

背景技术

核电源通过核反应堆的堆芯产生热能，并将热能转化为电能，实现为航天器供能，能够使航天器摆脱对太阳的能源依赖。

热管堆是采用多根堆芯热管带出反应堆热量的一种新型反应堆，其基本原理是：将多根堆芯热管布置于反应堆内，核燃料产生的热量传递给堆芯热管的蒸发段，堆芯热管通过内部工质的自发相变和循环流动将该热量传递至堆外的冷凝段，然后再由冷凝段传递至热电转换系统，从而产生电能。在核电源中，通常利用斯特林发电机将堆芯热管冷凝段的热量转换为电能。目前利用斯特林发电机进行电能转换的核电源存在稳定性差的问题。

发明内容

针对上述技术问题，本申请实施例提供了一种用于将堆芯热管传导的热能转化成电能的发电装置以及具有该发电装置的核电源。

第一方面，本申请实施例提供了一种用于将堆芯热管传导的热能转化成电能的发电装置，发电装置包括：多个斯特林发电机；和至少一组换热器组，每组换热器组包括沿多根堆芯热管的冷凝段的延伸方向叠加布置的多个换热器，每个换热器与多根堆芯热管的冷凝段导热连接，每个斯特林发电机的热端导热地连接于一个换热器，以将换热器的热量转换成电能。

第二方面，本申请实施例提供了一种核电源，包括堆芯和多根堆芯热管，每根堆芯热管的蒸发段插入堆芯内，每根堆芯热管的冷凝段向外延伸出堆芯，其中，核电源还包括：多个如本申请第一方面的发电装置，每个发电装置用于将堆芯热管传导的热能转化成电能。

本申请实施例的发电装置有利于提高核电源的稳定性。在一台/数台斯特林发电机或一个/数个换热器失效时，所有堆芯热管仍可照常运行，堆芯热量将通过堆芯热管和其余换热器传输至其余斯特林发电机，并产生与正常工况相近的电功率。

附图说明

通过下文中参照附图对本发明所作的描述，本发明的其它目的和优点将显而易见，并可帮助对本发明有全面的理解。

图1是根据本发明一个实施例的核电源的结构示意图；

图2是图1所示核电源的正视图；

图3是根据本发明一个实施例的换热器的结构示意图；

图4是根据本发明一个实施例的换热器的剖面示意图；

图5是根据本发明另一个实施例的换热器的剖面示意图；

图6是根据本发明又一个实施例的换热器与堆芯热管的连接示意图；

图7是图6所示换热器的分解示意图；

图8是如7所示换热器的局部剖面示意图；

图9是根据本发明一个实施例的核电源的局部剖面示意图；

图10是根据本申请实施例的核电源的堆芯的横截面示意图；

图11是根据本发明另一个实施例的核电源的结构示意图；

图12是图11所示核电源的局部剖面示意图；

图13是图12所示核电源的堆芯的横截面示意图；

图14是图11所示核电源的局部放大示意图；

图15是图14所示核电源省略斯特林发电机的结构示意图；

图16是图11所示核电源中换热器与斯特林发电机组装的结构示意图；

图17是图16所示核电源中换热器的结构示意图；

图18是图17所示换热器的剖面示意图；

图19是图11所示斯特林发电机与散热热管组装的结构示意图；

图20是图19所示散热热管的结构示意图。

需要说明的是，附图并不一定按比例来绘制，而是仅以不影响读者理解的示意性方式示出。

附图标记说明：

10、堆芯；11、燃料块；12、径向反射层；13、安全棒通道；14、控制鼓；15、控制鼓驱动机构；16、屏蔽体；

20、堆芯热管；21、斜管段；

30、换热器；31、主体部；311、热管孔道；312、热管主体腔；313、中心孔道；314、通孔；32、附连部；321、安装槽；322、热管附连腔；

40、斯特林发电机；41、热端；42、减振器；

50、散热热管；51、接头段；52、连接管段；53、散热管段；

60、散热片。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例的附图，对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述。显然，所描述的实施例是本发明的一个实施例，而不是全部的实施例。基于所描述的本发明的实施例，本领域普通技术人员在无需创造性劳动的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。

需要说明的是，除非另外定义，本申请使用的技术术语或者科学术语应当为本发明所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。

在本发明实施例的描述中“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。

在相关技术中，堆芯热管向外延伸出堆芯后，直接与一个斯特林发电机导热连接。这样，当斯特林发电机出现失效后，与其导热连接的堆芯热管将失去从堆芯导出热量的作用。该堆芯热管的蒸发段所对应燃料区域的温度将升高，导致堆内温度场将发生不均匀的改变，而燃料局部区域的温度变化导致的燃料尺寸变化难以准确预测，从而使得堆芯热功率及系统发电功率可能发生显著且不可预测的改变。

针对上述问题，相关技术对核电源的发电装置进行了改进。具体地，核电源包括多个斯特林发电机和一个换热器。该换热器与多根堆芯热管的冷凝段导热连接，各斯特林发电机再与该换热器导热连接。这样能够避免在一个或多个斯特林发电机出现失效后，导致堆芯热功率及系统发电功率可能发生显著且不可预测的改变。

然而，本申请的发明人发现，换热器在使用过程中也会出现失效的情况，而当换热器出现失效后，全部斯特林发电机均会失效，这导致核电源的稳定性差。

针对上述情况，本申请实施例提供一种用于将堆芯热管传导的热能转化成电能的发电装置，该发电装置有利于提高核电源的稳定性。

参见图1和图2，发电装置包括多个斯特林发电机40；和至少一组换热器组。每组换热器组包括沿多根堆芯热管20的冷凝段的延伸方向叠加布置的多个换热器30，每个换热器30与多根堆芯热管20的冷凝段导热连接，每个斯特林发电机40的热端41导热地连接于一个换热器30，以将换热器30的热量转换成电能。

在本申请实施例中，由于发电装置具有多个换热器30，每个斯特林发电机40与一个换热器30导热连接，从而当个别斯特林发电机40和/或个别换热器30损坏时，未损坏的斯特林发电机40能够继续通过与其导热连接的未损坏的换热器30将所有堆芯热管20的热量向外导出。换言之，在本申请实施例中，由于每个换热器30均分别与所有堆芯热管20导热连接，即使个别斯特林发电机40和/或个别换热器30损坏，还能够利用其他斯特林发电机40将各堆芯热管20的能量传导出来，从而，个别斯特林发电机40和/或个别换热器30的损坏不会对堆芯热管20及堆芯10燃料温度相对分布造成任何影响，能够极大地提高堆芯10热功率及系统发电功率的可预测性和核电源的稳定性。

此外，本申请实施例设有多个换热器30，每个换热器30与所有堆芯热管20导热连接，这些换热器30结构重复且相互独立。如此设置，既能够使得核电源具有冗余性，单独的一个或几个重复部件损坏，整个核电源仍可运行，使系统具备很好的鲁棒性。此外，在研发测试过程中，仅需要针对单个换热器30进行设计、测试即可，降低了研发成本、难度及周期，也降低了测试的成本、难度及周期。

在相关技术中，换热器30的径向表面设有多个用于与斯特林发电机40导热连接的接头，斯特林发电机40的热端41导热地安装于接头处。本申请的发明人发现，在空间核电源的实际使用场景中，为航天器提供电源的空间核电源沿其轴向与航天器相距10米左右，当斯特林发电机40的热端41安装于换热器30的径向表面时，斯特林发电机40振动的方向沿径向，此时，航天器受到的力矩较大(力臂大约为10米)，容易发生损坏。

针对上述情况，参见图3至图8，以及图16至图18，在一些实施例中，换热器30包括：主体部31和附连部32。主体部31用于与多根堆芯热管20导热连接。附连部32附连于主体部31。附连部32设有用于与斯特林发电机40的热端41导热连接的接头，当斯特林发电机40的热端41导热地连接于接头处时，斯特林发电机40的振动方向与多根堆芯热管20的轴向平行。

在这样的实施例中，由于斯特林发电机40的振动方向与多根堆芯热管20的轴向平行，此时，航天器受到的力矩较小(力臂不到1米)，极大地减少了斯特林发电机40的振动对航天器的影响。

此外，在斯特林发电机40的热端41安装于换热器30的径向表面的相关技术中，为了减少斯特林发电机40的振动对堆芯10的影响，换热器30的径向表面的接头均对称设置，即，换热器30的同一直径上设有两个相背的接头，在换热器30的径向上，安装有振动方向相反的两个斯特林发电机40(即，两个斯特林发电机40沿径向对置)，从而减弱核电源整体的振动。然而，本申请的发明人发现，对于具有上述结构的核电源而言，当一个斯特林发电机40出现故障损坏时，上述设置会导致与其对置的斯特林发电机40的振动增大，从而导致整个换热器30带动堆芯热管20沿径向振动幅度增大，对核电源造成不良影响。而本申请实施例中，斯特林发电机40的振动方向与堆芯热管20的轴向平行，即使单个斯特林发电机40出现故障损坏，对核电源整体的不良影响较小。

在本申请实施例中，换热器30的一侧(即主体部31)用于与每个堆芯热管20进行换热，换热器30的另一侧(即附连部32)用于与斯特林发电机40换热。

在一些实施例中，接头为安装槽321，斯特林发电机40的热端41嵌入安装槽321。斯特林发电机40的热端41与安装槽321的槽壁导热接触，同时利用安装槽321和热端41的配合实现斯特林发电机40与换热器30的机械连接。

在一些实施例中，主体部31形成有多个热管孔道311，每个热管孔道311用于供一根堆芯热管20通过，且与堆芯热管20进行换热。热管孔道311的周壁与堆芯热管20导热接触。在这样的实施例中，各堆芯热管20依次插入各换热器30的热管孔道311，既实现了堆芯热管20与各换热器30的换热，也实现了堆芯热管20与各换热器30的机械连接，从而利用所有堆芯热管20将各换热器30组装为一体。

在一些实施例中，安装槽321的轴向与热管孔道311的轴向平行，从而保证斯特林发电机40的热端41嵌入安装槽321后，能够保证其振动方向与热管孔道311的轴向平行，进而尽量减少航天器受到的力矩。

在一些实施例中，参见图1和图2以及图14和图15，每组换热器组的多个换热器30的附连部32围绕多根堆芯热管20的周向分布。每组换热器组的这些换热器30的附连部32可以呈螺旋上升的方式。这样，既有利于发电装置整体结构紧凑，同时由于附连部32位于主体部31的一侧，各堆芯热管20的热量通过主体部31输送至附连部32的路径存在差异，上述布置方式更有利于保证各个堆芯热管20在整体上与所有换热器30更加均匀地换热。

在一些实施例中，换热器组的数量为两组以上，两组相邻换热器组沿多根堆芯热管20的冷凝段的延伸方向间隔布置。如此设置，能够增加换热器30的数量，有利于提高核电源整体的发电功率。

每组换热器组中各换热器30的附连部32的位置可以按照相同的规律布置。

每组换热器组的多个换热器30可以沿多根堆芯热管20的冷凝段的延伸方向间隔布置。

参见图4，在一些实施例中，主体部31和附连部32为一体结构的异形热管。主体部31限定形成热管主体腔312，附连部32限定形成热管附连腔322，热管主体腔312与热管附连腔322连通。主体部31作为异形热管的蒸发段，附连部32的接头作为异形热管的冷凝段。

如图4所示，异形热管为中空结构，壁面内侧布置有吸液芯(可以选择毛细丝网式、干道式、槽道式等吸液芯，图中未示出吸液芯)。主体部31为圆柱形结构，设置有多个热管孔道311。附连部32设置有接头。异形热管的蒸发段与所有的堆芯热管20相连，每个异形热管的冷凝段则仅与一台斯特林发电机40的热端41相连。

运行时，堆芯热管20从燃料吸收热功率，并传输至异形热管的热管孔道311壁面，在异形热管内，位于热管孔道311处的工质受热蒸发，工质蒸气输运至冷凝段，并将热量通过接头传递至斯特林发电机40的热端41，工质蒸气则冷凝变回液态，然后在吸液芯提供的毛细力的作用下重新回流到热管孔道311壁面处，如此循环，可实现将堆芯10燃料热功率高效地传输至斯特林发电机40的热端41，供发电机产生电能。发电机的废热则经冷端由下文提及的散热热管带出，并由辐射翅片排放至外部空间。

参见图5，在一些实施例中，换热器30由导热材料形成。在一些实施例中，换热器30由ODS铜形成。在这样的实施例中，主体部31和附连部32为一体的实心块状结构。

堆芯热管20与斯特林发电机40之间，设置有多个ODS铜块换热器30(图中以8个为例)，每个换热器30对应1台自由活塞式斯特林发电机40。每个换热器30上设置有与堆芯热管20数目相同的孔道供堆芯热管20穿过，每个换热器30与所有堆芯热管20相连；换热器30上设置有1个接头，每个换热器30仅与1台斯特林发电机40的热端41相连。每台斯特林发电机40后端(远离热端的一端)还连有1台减振器42，用以减小振动。

运行时，ODS铜块换热器30从堆芯热管20吸收热量，并将热量传输至斯特林发电机40热头。

参见图6至图8，在一些实施例中，主体部31由导热材料形成，附连部32为异形热管。在这样的实施例中，主体部31和附连部32具有不同的导热形式。

异形热管的一侧形成中心具有通孔314的环形结构，另一侧形成接头，环形结构环绕在主体部31的径向外侧，以附连于主体部31。

主体部31可以为环形结构，其内部形成中心孔道313。

参见图8，异形热管为中空结构，壁面内侧布置有吸液芯(可以选择毛细丝网式、干道式、槽道式等吸液芯，图中未示出吸液芯)。异形热管的环形结构为圆柱环形结构，设置有1个通孔314用于套设于主体部31径向外侧；异形热管的接头为安装槽321；蒸发段与冷凝段之间由平板型通道相连。每个异形热管的蒸发段与主体部31相连，每个异形热管的冷凝段则仅与一台斯特林发电机40的热端41相连。

在图3至图8所示的换热器30中，换热器30的上端面为平面，下端面也为平面，上端面和下端面相互平行，且均与堆芯热管20的轴向垂直。这样的换热器30强度高，适合应用于大功率的核电源中(例如几十千瓦的核电源)。

参见图14至图18，换热器30的主体部31和附连部32也为一体结构的异形热管。在该异形热管中，附连部32包括管状的连接热管和与连接热管相接的接头。这样结构的换热器30适用于小功率的核电源(例如1千瓦的核电源)。

参见图18，异形热管为中空结构，壁面内侧布置有吸液芯(可以选择毛细丝网式、干道式、槽道式等吸液芯，图中未示出吸液芯)；异形热管的主体部31为一个圆柱环形结构，设置有1个中心孔道313与8个热管孔道311；异形热管的接头为一个“碗状”结构，设置有安装槽321；主体部31与接头之间由一根连接热管相连。

参见图11和图19，发电装置包括：散热热管50。散热热管50与斯特林发电机40的冷端导热连接。

参见图20，散热热管50包括接头段51，连接管段52和散热管段53。接头段51作为蒸发段，其具有半环形结构，两个散热热管50的接头段51相对地套设在斯特林发电机40的热端41的径向外侧，散热管段53作为冷凝段用于散热，连接管段52用于连接接头段51和散热管段53。散热热管50可以为水热管。

在一些实施例中，发电装置还包括：散热片60，焊接于一个散热热管50，用于对散热热管50进行散热。热量经散热片60可以被排放到宇宙空间，散热片60可以增大散热热管50的散热面积，使工作介质流经散热热管50时能够更多地散失热量，从而实现冷却剂的降温。

散热片60的材质可以为铝。铝表面可以覆盖高发射率涂层。散热片60的材质也可以为碳-碳复合材料。

本申请实施例还提供了一种核电源，包括堆芯10和多根堆芯热管20，每根堆芯热管20的蒸发段插入堆芯10内，每根堆芯热管20的冷凝段向外延伸出堆芯10，核电源还包括：多个本申请实施例的发电装置，每个发电装置用于将多根堆芯热管20传导的热能转化成电能。

如图9和图10所示，在一些实施例中，堆芯10包括燃料块11、径向反射层12、控制鼓14和控制鼓驱动机构15。

燃料块11形成有沿轴向延伸的多个插槽，多个插槽围绕燃料块11的轴线分布，插槽用于安装堆芯热管20的蒸发段。在一些实施例中，燃料块11可以由铀钼合金(U-8％Mo)制成。

堆芯热管20用于将堆芯10提供的热量传输至换热器30。堆芯热管20的数量可以为多根。堆芯热管20的蒸发段插入堆芯10内，堆芯热管20的冷凝段向外延伸出堆芯10。堆芯热管20中含有工作介质，工作介质在蒸发段能够吸收热量并蒸发，蒸发后的工作介质运动至冷凝段，在冷凝段放出热量并冷凝，从而完成热量的传输，在冷凝段冷凝的工作介质能够重新回到蒸发段，从而完成工作介质的循环。堆芯热管20中的工作介质可以为钠，堆芯热管20的管壳和吸液芯的材质可以为316L不锈钢。

燃料块11的中部还可以形成有安全棒通道13，安全棒通道13用于安装安全棒。安全棒可以为碳化硼材质，用于保证反应堆在发射掉落事故下仍处于次临界的安全状态。

径向反射层12设置于燃料块11的径向外侧。径向反射层12用于防止燃料块11产生的射线和热量沿堆芯10的径向泄漏。径向反射层12可以为氧化铍。堆芯10还可包括轴向反射层，设置于燃料块11的轴向两侧。轴向反射层也可以为氧化铍。

控制鼓14的数量可以为多个。多个控制鼓14设置于径向反射层12中，控制鼓14用于调节燃料块11的核裂变反应速率，以实现反应堆功率的控制。控制鼓14的主体材料可以为氧化铍，控制鼓14的吸收体材料可以为碳化硼，吸收体的张角可以为120°。控制鼓驱动机构15能够驱动控制鼓14转动，从而实现反应堆功率的控制。

在一些实施例中，核电源还可以包括：屏蔽体16，设置于堆芯10的正上方，用于屏蔽来自堆芯10的放射性辐射。屏蔽体16与堆芯10同轴设置。屏蔽体16整体为截锥形，屏蔽体16远离堆芯10的一端的直径大于面对堆芯10的一端的直径。

以图1所示的核电源为例，假设在正常工况下，斯特林发电机40运行于不超过其最大设计功率的87.5％，那么，当一台斯特林发电机40或一个换热器30失效时，所有堆芯热管20仍可照常运行，堆芯10功率可以通过堆芯热管20和其余7个换热器30传输给其余7台斯特林发电机40，产生与正常工况相近的电功率。假设斯特林发电机40初始运行于不超过最大功率的75％，则系统可承受2台斯特林发电机40/换热器30同时失效，且仍能产生与正常工况相近的电功率。若斯特林发电机40初始运行功率占最大功率的份额继续降低，则系统可承受斯特林发电机40/换热器30失效的数目还可继续增加。因此，本发明实施例极大提升了整个热管堆电源系统的可靠性。

参见图12和图13，在一些实施例中，堆芯10与Kilopower核电源的反应堆相同。即，只有堆芯10中心设有安全棒，而并未设置控制棒。在启动时通过调节安全棒棒位使电源达到额定运行工况，但在达到额定运行工况之后，安全棒棒位将固定，不再作任何改变，后续因燃料消耗导致的反应性变化将通过堆芯10燃料自身的温度负反馈来调节，即通过燃料温度的缓慢小幅下降使反应堆维持临界运行状态：燃料温度下降导致燃料的尺寸因热胀冷缩而变小，进而使得堆芯10的中子泄漏率减小，从而使堆芯10引入正的反应性，抵消因燃料消耗而导致的反应性下降。

对于Kilopower而言，当一台斯特林发电机40损坏时，所对应燃料区域的热功率将主要由位于其两侧的两根堆芯热管20带出，并传输至两侧的两台斯特林发电机40，则该两根堆芯热管20和两台斯特林发电机40所接收的热功率将达到正常工况的近1.5倍，因此，若要系统具备耐受一台斯特林发电机40损坏的能力，则在正常工况下，每根堆芯热管20和每台斯特林发电机40均需预留约50％的裕量。倘若相邻两台斯特林发电机40损坏，则位于其两侧的两根堆芯热管20和两台斯特林发电机40所接收的热功率将达到正常工况的近2倍，因此，若要系统具备耐受相邻两台斯特林发电机40损坏的能力，则在正常工况下，每根堆芯热管20和每台斯特林发电机40均需预留约100％的裕量。但问题在于：过大的裕量设置虽然有利于系统的可靠性，但会对堆芯热管20的尺寸、斯特林发电机40的重量及热电转换效率(对于给定额定功率的斯特林发电机40，其实际运行功率越低，则其热电转换效率也越低)、乃至堆芯10和全系统的重量和尺寸带来十分不利的影响。

本申请实施例的核电源与Kilopower相比，当一台或数台斯特林发电机40失效时，与其相连的换热器30也将失效，但这并不会对堆芯热管20及堆芯10燃料温度相对分布造成任何影响，所有堆芯热管20仍可按原功率照常运行，其热功率将通过其余换热器30传递至其余斯特林发电机40，堆芯10燃料温度场分布维持不变，发电功率等系统参数变化幅度小，且容易预测。

此外，对于具有8台斯特林发电机40的核电源而言，当一台斯特林发电机40失效时，其热功率将平均分配给其余7台斯特林发电机40，每台斯特林发电机40的功率增幅仅为1/7，即14.3％(而对于Kilopower，与失效发电机相邻的两台发电机的功率增幅达到了50％)；当任意两台斯特林发电机40失效时，其余斯特林发电机40的功率增幅也仅为1/3，即33.3％(而对于Kilopower，若相临两台斯特林发电机40失效，位于其两侧的两台发电机的功率增幅将达到100％)。因此，与Kilopower相比，若要耐受相同数目的发电机失效，以两台为例，则本方案发电机的最大设计功率(166.7We)可远小于Kilopower方案(250We)，且实际运行功率占最大设计功率的份额(75％)较Kilopower方案(50％)更大，因此本方案的热电转换效率也将更高，电源系统尺寸和重量也将更小。从另一个角度来说，若采用最大设计功率相同的发电机，以250We为例，则本方案可耐受斯特林发电机40失效的数目(4台)远多于Kilopower方案(2台)，因此本方案的可靠性远高于Kilopower方案。

参见图12，在一些实施例中，堆芯热管20在屏蔽体内向内弯折(参见图中斜管段21，其延伸方向与Kilopower相反)，使位于屏蔽体后端的堆芯热管20所围的直径减小，从而可以减小换热器的主体部31的尺寸。

下面结合具体实施例详细说明本申请实施例中核电源的工作原理。

核电源发射成功后，在控制鼓驱动机构的作用下，控制鼓吸收体被缓慢转向远离堆芯10燃料的位置，直至全系统达到额定功率稳定运行状态。

反应堆运行时，堆芯10燃料产生热量，堆芯热管20将该热量传输至屏蔽体16后端的冷凝段，在冷凝段将热量传递至换热器30，换热器30将热量传输至斯特林发电机40的热端41，供斯特林发电机40产生电能。在一台/数台斯特林发电机40或一个/数个换热器30失效时，所有堆芯热管20仍可照常运行，堆芯10热量将通过堆芯热管20和其余换热器30传输至其余斯特林发电机40，并产生与正常工况相近的电功率。

对于本发明的实施例，还需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。

以上，仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，本发明的保护范围应以权利要求的保护范围为准。