一种核反应堆发电系统的制作方法
【技术领域】
[0001]本实用新型属于核电领域，具体涉及一种核反应堆发电系统。
【背景技术】
[0002]核能是未来不可替代的能源之母，然而现有的传统核能技术存在严重的设计观念错误。不可避免的会造成各种严重核事故，尽管人们采取各种措施来补救，企图避免发生核事故。但是由于设计理念未能从根本上突破现有的传统系统设计和结构设计的束缚，不可能完全彻底的根除所有核事故隐患。必然还会存在发生核事故的隐患。核反应堆，是一种启动、控制并维持核裂变或核聚变链式反应的装置。相对于核武爆炸瞬间所发生的失控链式反应，在反应堆之中，核变的速率可以得到精确的控制，其能量能够以较慢的速度向外释放，供人们利用。
[0003]现有的一些核反应堆系统，虽然一定程度上克服了一定的安全隐患，但是在仍然存在一定的问题，就是在事故发生时，难以抑制核反应堆完全壳内的蒸汽压上升，缺少防护措施，并且蒸汽的温度难以控制。
【实用新型内容】
[0004]本实用新型的目的是提供一种核反应堆发电系统，可以有效的抑制核反应堆完全壳内的蒸汽压上升并且有效的控制蒸汽的流速和温度，提供的一种更安全、更环保、更高效的反应堆发电系统。
[0005]为了实现上述目的，本实用新型提供以下技术方案:
[0006]—种核反应堆发电系统，包括核反应堆压力容器、中心管、核反应堆中壳和保护壳，核反应堆压力容器内装有核反应堆堆芯，核反应堆堆芯的上部设有燃料装入管，核反应堆堆芯的底部设有燃料卸料管，燃料装入管与储料箱连接，燃料卸料管与核废料箱连接，所述核反应堆中壳与核反应堆压力容器之间设有第一回路系统，核反应堆中壳与保护壳之间设有冷却箱(可以有效的控制第一回路系统中的蒸汽温度和压力，防止温度后压力过高，对设备造成损坏)，所述的冷却箱一端设有传热管，所述的传热管与保护壳外部的池容器相连，外部的池容器再通过管路与冷却箱另一端相连形成第二回路系统，所述的中心管为圆柱形中空的，并设置在核反应堆压力容器中，底部靠近核反应堆堆芯的底部并且顶部高于核反应堆堆芯的顶部。所述的中心管为冷却剂上升通道，冷却剂在加热的过程中，上升，通过中心管上升的过程，逐步降低温度，在中心管的顶部，有一个流道，冷却剂随着流道又流回到核反应堆芯。
[0007]进一步地，所述核反应堆中壳的顶部出气口通过管道连接蒸汽汽轮机，所述蒸汽汽轮机的底部通过管道连接冷冷凝器，所述冷凝器的底部通过管道连接水栗，所述水栗通过管道连接所述核反应堆中壳的底部进液口，形成第三回路系统。
[0008]更进一步地，所述的第一回路系统包括多条第一换热管、循环气栗，第一换热管连接在核反应堆压力容器的顶部，所述第一换热管呈发散状并向下弯曲并延伸至所述核反应堆压力容器的下方，所述第一换热管的下端连接循环气栗，所述循环气栗通过管道连接所述核反应堆中壳的底端，形成气体换热循环。核反应堆产生的热量与第一回路系统中的惰性气体交换热量，惰性气体在第一回路系统中循环移动，提高换热效率，惰性气体与核反应堆外壳内的纯净水交换热量，将纯净水蒸发出的水蒸气从核反应堆外壳顶部的出气口排出，进入蒸汽发电机发电，多余的水蒸气从蒸汽发电机底部的管道进入到冷凝器中，降温成冷凝水，最后通过水栗从核反应堆外壳底部的进液口进入，回到核反应堆外壳内进行下次循环。
[0009]所述蒸汽汽轮机通过转子与发电机的转子通过中心轴固定连接。蒸汽带动蒸汽汽轮机的转子转动，该转子通过中心轴带动发电机的转子同步转动，从而实现蒸汽发电。
[0010]所述蒸汽汽轮机与出气口之间装有蒸汽控制阀门。还包括汽轮发电机组安装在出气口与蒸汽控制阀门之间，在事故情况下，当其它备用电源因故障停止时，开启蒸汽控制阀门，将高压蒸汽送到汽轮发电机组，无须其它辅助设备，直接起动汽轮发电机组，整个过程只需几秒钟就可实现正常供电，直到核反应堆完全停堆冷却为止，可大大提高核电站的安全性。
[0011]所述冷凝器通过第二换热管连接空气冷却塔。从蒸汽发电机流出的水蒸气进入到冷凝器内交换热量，形成冷凝水，第二换热管内的介质与水蒸气交换热量后进入到空气冷却塔内将热量储存，空气冷却塔吸收第二换热管内的热量，并将热量传递给市区供热系统。
[0012]本实用新型的有益效果为:
[0013]本实用新型在核反应堆中壳中壳与保护壳之间设有冷却箱，可以有效的控制第一回路系统中的蒸汽温度和压力，防止温度后压力过高，对设备造成损坏。
[0014]设有反应堆压力容器，并且设有中心管，为一次冷却剂上升通道，冷却剂在加热的过程中，上升，通过中心管上升的过程，逐步降低温度，在中心管的顶部，有一个流道，一次冷却剂随着流道又流回到核反应堆芯。这样可以减少一次冷却剂的浪费，并且可以减少意外发生时产生危险。
[0015]在事故情况下，当其它备用电源因故障停止时，开启出气口上的蒸汽控制阀门，将高压蒸汽送到汽轮发电机组，无须其它辅助设备，直接起动汽轮发电机组，整个过程只需几秒钟就可实现正常供电，直到核反应堆完全停堆冷却为止，可大大提高核电站的安全性。
[0016]本实用新型安全性能高，实用性强，并且核燃料的热值利用率高，大大减少了能量的浪费。
【附图说明】
[0017]图1是本实用新型核反应堆发电系统的结构示意图。
[0018]图中:1-核反应堆压力容器，2-中心管，3-核反应堆中壳，4-保护壳，5-核反应堆堆芯，6-燃料装入管，7-燃料卸料管，8-储料箱，9-核废料箱，10-冷却箱，11-传热管，12-池容器，13-出气口，14-蒸汽汽轮机，15-冷凝器，16-水栗，17-第一换热管，18-循环气栗，19-发电机，20-蒸汽控制阀门，21-第二换热管，22-空气冷却塔，23-流道，24-汽轮发电机组。
【具体实施方式】
[0019]实施例仅是范例性的，并不对本发明的范围构成任何限制。本领域技术人员应该理解的是，在不偏离本发明的精神和范围下可以对本发明技术方案的细节和形式进行修改或替换，但这些修改和替换均落入本发明的保护范围内。
[0020]—种核反应堆发电系统，如图1所示，包括核反应堆压力容器1、中心管2、核反应堆中壳3和保护壳4，核反应堆压力容器I内装有核反应堆堆芯5，核反应堆堆芯5的上部设有燃料装入管6，核反应堆堆芯5的底部设有燃料卸料管7，燃料装入管6与储料箱8连接，燃料卸料管7与核废料箱9连接，所述核反应堆中壳3与核反