热交换系统和核反应堆系统的制作方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及一种热交换系统和核反应堆系统。
【背景技术】
[0002]核反应堆系统通常采用液态金属作为冷却介质。
【发明内容】
[0003]本发明的目的是提供一种热交换系统和核反应堆系统，通过采用水蒸汽作为换热介质提高了换热效率，并改善了核反应堆系统的安全性。
[0004]根据本发明的实施例，提供了一种热交换系统，包括:加热装置；热量消耗装置，热量消耗装置与加热装置通过管道连接而形成回路；以及蒸汽，所述蒸汽在供给热源前处于湿蒸汽状态，并且通过与加热装置热交换成为干蒸汽或者过热蒸汽后供给热量消耗装置。
[0005]根据本发明的实施例，所述的热交换系统还包括:汽水分离装置，所述汽水分离装置设置在所述回路中、所述加热装置的蒸汽出口的下游，用于分离出从加热装置输出的蒸汽中的液态水。
[0006]根据本发明的实施例，所述的热交换系统还包括:湿度控制装置，所述湿度控制装置设置在所述回路中、加热装置的蒸汽入口的上游，用于控制所述蒸汽的湿度。
[0007]根据本发明的实施例，所述的热交换系统还包括:温度控制装置，所述温度控制装置设置在所述回路中、所述湿度控制装置的上游，用于控制所述蒸汽的温度。
[0008]根据本发明的实施例，所述的热交换系统还包括:压力控制装置，所述压力控制装置设置在所述回路中、所述温度控制装置的上游，用于控制所述蒸汽的压力。
[0009]根据本发明的实施例，所述热量消耗装置是换热器或发电系统。
[0010]根据本发明的实施例，所述蒸汽由重水形成。
[0011]根据本发明的实施例，所述加热装置的蒸汽入口设置在所述加热装置的下侧，并且所述加热装置的蒸汽出口设置在所述加热装置的上侧，所述汽水分离装置设置在所述蒸汽出口的上方。
[0012]根据本发明的实施例，提供了一种核反应堆系统，该核反应堆系统包括:核反应堆；热量消耗装置，热量消耗装置与核反应堆通过管道连接而形成回路；以及蒸汽，所述蒸汽在供给核反应堆前处于湿蒸汽状态，并且通过与核反应堆热交换成为干蒸汽或者过热蒸汽后供给热量消耗装置。
[0013]根据本发明的实施例，所述的核反应堆系统还包括:汽水分离装置，所述汽水分离装置设置在所述回路中、所述核反应堆的蒸汽出口的下游，用于分离出从核反应堆输出的蒸汽中的液态水。
[0014]在根据本发明的实施例中，水蒸汽作为冷却介质具有大热容量、低压系统、无腐蚀、离线处理等优势。此种水蒸汽冷却介质冷却的裂变反应堆可以在高功率密度下安全可靠运行。
【附图说明】
[0015]图1为根据本发明的实施例的核能系统的示意图；
[0016]图2为根据本发明的第一实施例的核反应堆系统的示意图；
[0017]图3为根据本发明的第二实施例的核反应堆系统的示意图；
[0018]图4为根据本发明的实施例的反应堆的示意图；以及
[0019]图5为根据本发明的实施例的产能的燃料循环示意图。
【具体实施方式】
[0020]下面结合附图及【具体实施方式】对本发明做进一步说明。
[0021]图1示出了根据本发明的实施例的核能系统的示意图。如图1所示，根据本发明的示例性实施例的核能系统包括:核反应堆系统100和燃料循环系统200。核能系统可以是快中子核能系统。核反应堆系统100可以是快中子核反应堆系统。
[0022]图2示出了根据本发明的第一实施例的核反应堆系统的示意图，而图3示出了根据本发明的第二实施例的核反应堆系统的示意图。
[0023]如图2和3所示，根据本发明的实施例的核反应堆系统100包括:核反应堆I (加热装置的示例)；热量消耗装置，热量消耗装置与核反应堆I通过管道连接而形成回路3 ;以及蒸汽，所述蒸汽在供给核反应堆I前处于湿蒸汽状态，并且通过与核反应堆I热交换成为干蒸汽或者过热蒸汽后供给热量消耗装置。所述热量消耗装置可以是图2所示的发电系统7或图3所示的诸如蒸汽发生器的换热器15。所述蒸汽可以由重水形成。
[0024]如图2和3所示，所述的核反应堆系统100还可以包括:汽水分离装置6，所述汽水分离装置6设置在所述回路3中、所述核反应堆I的蒸汽出口 101的下游，用于分离出从核反应堆I输出的蒸汽中的液态水，例如水滴。
[0025]如图2和3所示，所述的核反应堆系统100还可以包括:湿度控制装置12，所述湿度控制装置12设置在所述回路3中、核反应堆I的蒸汽入口 102的上游，用于控制所述蒸汽的湿度。
[0026]如图2和3所示，所述的核反应堆系统100还可以包括:温度控制装置11，所述温度控制装置11设置在所述回路3中、所述湿度控制装置12的上游，用于控制所述蒸汽的温度。
[0027]如图2和3所示，所述的核反应堆系统100还可以包括:压力控制装置10，所述压力控制装置10设置在所述回路中3、所述温度控制装置11的上游，用于控制所述蒸汽的压力。
[0028]如图2和3所示，所述核反应堆I的蒸汽入口 102设置在所述核反应堆I下侧，并且所述核反应堆I的蒸汽出口 101设置在所述核反应堆I上侧，所述汽水分离装置6可以设置在所述蒸汽出口 101的上方。
[0029]如图2和3所示，核反应堆系统100中的热交换系统可以采用两种方式将热量转换成电能。第一种方式为如图2所示的由回路3中的蒸汽直接推动汽轮机发电的直接发电方式，第二种方式为如图3所示的先通过回路3与回路4进行热交换，再利用回路4中的蒸汽推动汽轮机发电的间接发电方式。
[0030]在图2所示的实施例中，所述的核反应堆系统100包括汽水分离装置6、用于发电的汽轮机7、水蒸汽补给系统8，放射性污染物处理系统9、压力控制装置10、湿度控制装置
11、温度控制装置12、控制阀13以及耐高温、高压的管道。汽水分离装置6可以位于反应堆I蒸汽出101上方，作用是把蒸汽和液滴分开，防止液滴进入汽轮机7，造成汽轮机7叶片损坏，其可选用沸水堆汽水分离装置，但核反应堆系统100可以不包括汽水分离装置6，核反应堆系统可以产生干度很高的蒸汽；在汽水分离装置6的下游根据需要可设置有多个汽轮机7，形成汽轮机组，汽轮机组可驱动发电机组发电，其可采用目前反应堆系统中常用的中、低压汽轮机组。水蒸汽补给系统8主要用于补充回路中的蒸汽，保证回路的正常运行。放射性污染物处理系统9的作用是处理带有杂质、放射性的蒸汽等污染物，压力控制装置10的作用是控制反应堆I的蒸汽入102的蒸汽压力，压力控制装置10可采用高压锅炉进行压力控制；温度控制装置11主要用于调节反应堆I的蒸汽入口 102的蒸汽温度，温度控制装置11的内部可采用管束加热结构；湿度控制装置12的作用是调节反应堆I的蒸汽入口102的蒸汽湿度，可采用喷雾式控制方法，控制阀13的作用是根据蒸汽的压力、温度控制蒸汽流量，可采用感应式高压高温控制阀。
[0031]如图2所示，直接热交换系统主要由反应堆I和回路3组成，其主要功能是将反应堆I内的热量通过热交换传递到湿蒸汽，湿蒸汽进行热交换后成为干蒸汽或者为过热蒸汽。受热升温后的蒸汽进入回路3中的发电系统，直接推动汽轮机7发电。发电后所产生的冷却蒸汽首先可进入放射性污染物处理系统9中进行中子毒性裂变产物的处置，处置完后的蒸汽可依次进入到压力控制装置10、温度控制装置11和湿度控制装置12中，进行蒸汽压力的调整，温度的调节以及湿度的调控，经过各种参数的重整后符合标准的湿蒸汽从反应堆I的蒸汽入口 102进入反应堆1，通过耐高温高压管道进入反应堆I内部的堆芯通道，将反应堆I内部热量通过热交换的方式转移到湿蒸汽，湿蒸汽经过升温、相变转换为干蒸汽或者过热蒸汽，从反应堆I顶部导出，再次进入回路3。若检测出该换热系统中的水蒸汽不足，可调用水蒸汽补给系统8补充回路中蒸汽，保证回路的正常运行。根据本发明的实施例，