[0002] 本发明总体上涉及发电。具体而言，虽然本发明非排他性地涉及用于使用
地热能产生电
力的系统和方法。
[0003] 背景技术论述
[0004] 在越来越多地意识到需要对CO2排放物进行控制的的情况下，已经看到了在清洁/绿色技术中的相当大的投资。最大的CO2排放源之一是来自发电并且很多是来自用
煤供能的厂站。当前存在众多相对于以化石
燃料供能的厂站而言具有相当低的
碳痕迹的发电技术。
[0005] 一种这样的替代方案是核能，核能大约提供了世界
能源的6%以及世界电力的13%-14%，其中美国、法国和日本一共占核能发电的50%。虽然核能是减少碳排放物的可持续能源，但它是极度有争议的。如最近的日本以及切尔诺贝利和三里岛的那些例子都已经展现了熔毁危害是一种一直存在的问题。
[0006] 对于核电站的另一个担忧是产生核废料。一个典型的1000-MWe
核反应堆每年产生大致20立方米（约27公吨）的乏核燃料（而如果再经过加工的话仅3立方米的
玻璃化体积）。乏核燃料最初具有非常高的
放射性而必须极其小心周密地进行处理。然而，这种放射性将随着时间的推移而减小。40年后，乏燃料的
辐射通量与从操作中被移除时相比降低99.9%。
这个0.1%仍然是危险放射性的。根据美国环境保护署标准，乏核燃料在10,000年的放射性衰变之后才会不再对公众健康和安全具有威胁。
[0007] 在第一次被
抽取时，乏燃料棒被存储在屏蔽
水池（乏燃料池）中，该屏蔽水池通常是位于现场的。水不仅对这些仍在衰变的裂变产物提供冷却，并且还对持续的放射性提供屏蔽。在一段时期（美国核电站通常是5年）之后，此时较冷却的放射性降低的燃料通常被移至干藏设备或者干式储存桶，在此燃料被储存在
钢和
混凝土容器中。
[0008] 除了熔毁和废料问题之外，还存在着有关安全性的顾虑。核反应堆和核废料场是恐怖份子的主要目标、引起熔毁就可以搞掉大的人口稠密区并且在宽广的范围上散步
放射性材料。废料本身也是一个目标，因为它可以在脏弹等的制造中使用。
[0009] 核能的一个替代方案是地热发电。从地热能发电需要的高温资源仅会来自深深的地下。热量必须通过
流体循环带到地表。这种循环有时在
地壳薄的地方自然存在：岩浆管将热量带近地表，并且
温泉将热量带到地表。大多数地热电站是直到最近才在近地表可获得高温
地热资源的地方建成的。双循环电站的发展以及钻探和抽采技术的改善使得
增强型地热系统能够在更广阔的地理范围上得以使用。
[0010] 增强型地热系统（EGS）是一种不需要自然
对流水热资源的新型地热发电技术。直到最近，地热发电系统还是只开发了在自然发生的热量、水以及
岩石渗透性足以允许从
生产井中抽取
能量的地方的资源。然而，在常规技术所能达到范围内的大多数地热能是干的且非渗透性岩石中的。EGS技术在这种干热岩石（HDR）中是通过液压储层改造来“增强”和/或产生地热资源的。
[0011] 在自然裂缝和气孔不允许经济流速时，可以通过将高压冷水
泵送到
注入井下进入这种岩石中来增强渗透性。这种注入增加了自然
破碎岩石中的流体压力，这会促进切变作用，从而使该破裂系统的渗透性增强。称为水剪切［3］的、在EGS中使用的这个过程实质上不同于油&气工业中使用的液压拉伸致裂。
[0012] 水行进通过岩石中的裂缝，捕获岩石的热量直到它作为非常热的水而被迫离开第二井孔，通过使用蒸
汽轮机或双发电站系统热量被转换成电力。此刻被冷却的所有的水被注回到大地以便在闭合环路中再次加热。类似于水热地热的EGS/HDR技术都是希望能够像
化石燃料电厂一样全天24小时产生
电能的基本负载资源。不同于水热，在世界任何地方HDR/EGS都可以是可行的，这取决于钻井深度的经济性限制。
[0013] 在任何一种情况下，地热电站的热效率低，大概在10%至23%，这是因为
地热流体与来自
锅炉的
蒸汽相比是处于低温的。通
过热力学定律，在发电过程中这种低温限制了热力
发动机抽取有用能量的效率。HDR井被预期为在流出
温度下降约10℃并且该井变得不经济之前具有20年至30年的使用寿命。如果搁置50年至300年，温度将恢复。这个有限的使用寿命以及钻井等的
费用使得这类发电站的使用在经济上是不可取的从而限制了它们的应用。
[0014] 显然，有利的是提供一种用于发电的系统和方法，该系统和方法具有相对较低的碳痕迹并且改善了一些与上述
现有技术相关的问题。
[0015] 发明概述
[0016] 发明的披露内容
[0017] 因此，在本发明的一个方面提供了一种用于发电的系统，该系统包括：
[0018] 一个地热系统，该地热系统包括至少一个注入竖井和至少一个抽取竖井并且其中该抽取竖井是连接到该注入竖井上的；
[0019] 一个核系统，该核系统包括至少一个反应堆，该反应堆被
定位远离该核站；并且[0020] 其中，该注入竖井和抽取竖井都延伸了一个预定深度并且该至少一个反应堆被定位在注入竖井基部与抽取竖井基部之间的限定的区域中。
[0021] 在本发明的又另一个方面，提供了一种用于产生电力的方法，所述方法包括以下步骤：
[0022] 将一个注入竖井钻到一个预定深度；
[0023] 将一个抽取竖井钻到一个预定深度，使得该抽取竖井连接至该注入竖井；
[0024] 将一个反应堆
堆芯定位在该注入竖井基部与抽取竖井基部之间限定的区域中；
[0025] 将流体以低压泵送到该注入竖井中；
[0026] 从该抽取竖井中抽取处于高压的蒸汽；并且
[0027] 使用该反应堆堆芯来将该注入竖井与抽取竖井之间的区域内的温度差值保持基本恒定以促进该流体转换成高压蒸汽流。
[0028] 适合地，该地热系统包括一个发电站和一个泵送站。优选该注入竖井和抽取竖井是钻至4400m与5000m之间的深度的。该注入竖井和抽取竖井可以是连接的，从而使得它们在发电站与泵送站之间形成一个基本U形的
导管。
[0029] 适合地，流体以相对较低的压力被泵送到该注入井的顶部中。流体可以在约30psi至40psi之间的井口压力下被送入。导管基部处的流体上的压力可以在5000psi至6000psi之间并且温度可以在450℃至500℃之间。流体沿该抽取井长度上的压力可以是在6000psi至3000psi之间的压力上变化的并且温度可以在500℃至200℃之间变化。优选的是，流体作为高压蒸汽流从该抽取井中喷射出。高压蒸汽流是以2500psi至3300psi之间的压力从该抽取井中喷射出的。适当地，该高压蒸汽流被用来驱动该发电站中容纳的一个或多个
涡轮机。该发电站还可以包含一个或多个
凝结器，该一个或多个凝结器用于将蒸汽流凝结回一种流体，以用于再次注入回到该注入井中。
[0030] 该地热系统可以包括定位在发电站与泵送站之间的额外的注入竖井和抽取竖井以增加电站发电能力。在该系统中可以使用任何具有适当
蒸发温度的合适流体。优选是水经过这些竖井。
[0031] 适合地，核反应堆被定位在这个/这些注入竖井与抽取竖井之间限定的区域中。优选反应堆在竖井中被定位在3000m至4400m的深度。反应堆可以运行而使得由可裂变成分产生的热量被用于加热周围区域。优选
可裂变材料是以一组
铀棒的形式的，与多数标准核反应堆中使用的一样。
[0032] 合适地，容纳反应堆的竖井可以包括位于沿其长度的多个离散点处的一系列爆炸装药。优选这些爆炸装药被定位为使得当被触发时它们使得该竖井密封。该系统还可以包括额外的失效保护措施，例如，使用屏蔽材料来将竖井填充到预定深度。
[0033] 核系统可以包括定位在这个/这些注入竖井与抽取竖井之间区域中的多个反应堆。该核系统还可以被用来直接从一个或多个反应堆发电。在这种情况下，可以提供若干个辅助竖井来以常规方式使用这些反应堆将水加热成蒸汽。
[0035] 为使得本发明更易于理解并且付诸于实践，现在将参照展示本发明优选
实施例的附图，并且在附图中：
[0036] 图1是描绘根据本发明的一个实施例的一种发电系统的示意图；并且[0037] 图2是描绘一种使用在发电系统中的反应堆堆芯的一种可能构造的示意图。
[0038] 本发明实施例的说明
[0039] 参照图1，在此展示了根据本发明的一个实施例的发电系统100的一种安排。如所示出的，该系统是混合型地热系统并且包括一个地热系统，该地热系统包括一个发电站101和泵送站102、以及一个核站103。
[0040] 该地热系统在此情况下是以类似于多数标准的增强型地热系统的方式来运行的。更加确切地说，该泵送站102被用来使来自储液器104的流体经一个注入井105而注入到岩床106（还称作干热岩石HDR带）中。注入井的深度范围通常是从4000m至5000m变化的。然而，在多数增强型地热系统下，注入到结晶性岩床106中的流体是经由一个次级井口（抽取井）来抽出的，该次级井口通常与发电站101相连。然而，在当前实例中，该注入井被连接到该抽取井107。
[0041] 这种构造的优点是，它消除了如在多数增强型地热系统情况下存在的对于液压致裂的需要，这种液压致裂可以导致
地震事件。如所示出的，流体（例如水）以相对较低的压力（例如约30psi）泵送进入该注入井的顶部到达竖井的基部，该注入井的顶部与竖井的基底相距约5000m。在这个深度，水的压力和温度激增，例如，水的压力可以约为6000psi并且处于大致500℃的温度。
[0042] 流体的连续注入以及施加在水上的压力迫使水沿该抽取井107上升。随着流体经该抽取井107上升，温度和压力均下降，在这种情况下，在3000m附近水的压力降至约3500psi并且温度降至450℃，水在这个点进入其气态（即，变成蒸汽）。水作为高压（约
3000psi）蒸汽从该抽取井中被射出，该高压蒸汽流然后被用来驱动发电站101的
涡轮机以产生电力。虽然该地热系统已经被描述为使用一个单一的注入和抽取竖井，当然本领域技术人员应该认识到还可以使用额外的竖井来增加该站的发电能力。
[0043] 如以上指出的，与地热系统相关联的问题之一是这些地热系统的效率。系统的整体效率会随着热量被从HDR带中抽取出而下降。为了应对这种温度的下降，本发明使用了核站103。不同于常规核站，核站103的这个/这些反应堆被构造在一系列的井口1081、1082以及1083中。更确切地说是反应堆的这些可裂变的部件1091、1092、1093被定位在HDR带中。当然本领域技术人员应该认识到，虽然当前实例仅使用三个反应堆竖井，但根据该站的尺寸以及希望的电力输出可以使用更多的竖井。
[0044] 由这些反应堆棒裂变产生的热量不是被用来将水直接加热成用于发电的蒸汽，而是这些反应堆被用来加热周围岩床106。岩床温度的增加可以改善地热系统的整体效率，因为被抽取的蒸汽在较高温度下保持的时间越长，就越能够在大量能量被耗散之前更多地利用气流。另外，在要求这些反应堆直接加热岩床的情况下，这些反应堆与常规反应堆情况下的通常情况相比将以更高的温度运行。这主要是由于这些反应堆必须加热的岩石的热
质量，即岩石需要更多的能量输入来使温度产生几度的升高。
[0045] 这种构造的一个优点是它可以有效地增加地热站的寿命，即通过注入来自核站的热量来与温降起相反的作用。此外，与反应堆相关联的
风险被最小化。当核心的可裂变材料被定位在地壳中已然存在放射性材料的一个
地层中时，放射性污染的危险是最小的。此外，如果该深度的反应堆是处于熔毁状态，因该反应堆被深深地包含在地下，则产生的爆炸将具有最小的影响。
[0046] 在熔毁的情况下，该系统可以配备有另外的安全防护。例如，这些包含反应堆的井口中的每一个都可以具有沿其长度放置在多个分散点的一系列爆炸装药。在熔毁或其他的这样的失效情况下，爆炸物将爆发以便使相关的井口塌落在反应堆上。此外，井口的一部分然后可以用屏蔽材料填充，即一层适当的混凝土或者其他适合材料，如合成岩石等。另外，当这些燃料棒变乏后，不需要将它们从竖井中移出，可以简单地密封该竖井以便使废料被包含在地壳中已然是放射性的一层中。
[0047] 如从以上讨论中可以看出，可以使用标准构造，即其间分布有慢化剂介质的一系列燃料棒和
控制棒，以便通过将反应堆产生的热量消散到周围岩床来改善地热发电系统的效率。给出的这种反应堆堆芯与对其进行控制的控制部分之间距离在一定程度上对于保持对反应的控制来确保有效的燃料使用（即，在需要对反应堆堆芯进行密封之前确保反应堆延长的运行）会是困难的。因此，本
申请人已经考虑若干替代的反应堆设计来改善燃料使用和热量传送。更确切地说，本申请人已经考虑使用非常高温度的反应堆（VHTR）。
[0048] 被认为适合用于本发明的一种类型的VHTR设计是球形床反应堆。这种类型的反应堆宣称是被动安全的，即，它去除了对于冗余的主动安全系统的需要。因为这些反应堆被设计成用于应对高温，这些反应堆可以通过自然循环来冷却并且在可能使反应堆的温度升至1,600℃的意外情况下仍然存留。另外，这类反应堆的设计允许热效率高于多数常规反应堆的热效率。
[0049] 通常，多数球形床反应堆包括一个堆芯，该堆芯包含多个球形燃料元件（卵石）。这些卵石是由
热解石墨（该热解石墨担当慢化剂）制成，并且这些卵石包含数千个称作TRISO颗粒的微型燃料颗粒。这些TRISO燃料颗粒由裂变材料铀、钍或钚构成，该裂变材料出于结构整体性以及封闭裂变产物是由一层涂覆的
硅碳化物陶瓷层包裹的。在标准卵石反应堆中，堆芯被封装在混凝土壳体中，然后在该壳体中循环一种冷却气体。此外，乏燃料通常是从堆芯的底部取出并将新燃料注入到堆芯的顶部中。在当前情况下，乏燃料是不可能被移除的，并且当反应堆的热量被用来使周围岩床温度上升时也不需要冷却气体循环。因此，用于当前系统的球形床反应堆的设计已经需要做出某些
修改。
[0050] 图2中示出用于本发明的增强型地热发电系统的卵石反应堆堆芯200的一种可能的构造。如所示出的，该堆芯包括一个壳体201，该壳体在这个实例中是由合成岩石或其他适合材料构成。壳体在这种情况下总体上是圆柱形的并且尺寸被确定为配合在容纳反应堆的井口108中。壳体201的基部被密封，壳体的上部末端是开放的以用来允许插入这些卵石205以便为该反应堆加燃料。在所描绘的实例中，壳体的上部末端是通过使用一个用来密封该堆芯的盖板202来密封的。
[0051] 盖板在这种情况下包括一个孔口203以用于连接一个脐带形件204。除了孔口203之外，盖板还包括多个用于附接系链的凸片，以便允许反应堆堆芯200在井口108中定位在适当的深度。该脐带形件在这种情况下被用来携带大量
服务器件，包括用来监测反应堆的运行（例如温度、辐射水平等）的
传感器设备。该脐带形件还可以携带多条冷却管线，以便保持反应堆在对于燃料消耗和热量传送最佳的水平下运行。当然本领域技术人员应该认识到，脐带形件204将由一种适当的耐热材料形成，该耐热材料能够承受超过500℃的温度并且具有足够的拉伸强度来抵抗在井口中它可能暴露于的剪切力等。
[0052] 本领域技术人员应该认识到，虽然可以将一种冷却剂引入反应堆堆芯中以便优化反应堆堆芯的运行寿命，但这不是严格必需的。在当前情况下，反应堆堆芯能够在需要加热大量热质量情况下以较高温度长时期运行。
[0053] 然而对反应堆堆芯的以上论述预期了在插入井口中之前对反应堆填充可裂变材料，但在某些程度上增加了暴露和可能熔毁的可能性。因此，反应堆堆芯200可以在井口108中被降低一个安全距离，然后才通过脐带形件或其他这样的填充管加入燃料。
[0054] 本领域技术人员还应该认识到，一旦堆芯被定位在所需要的深度就不再需要从井口移除该堆芯。一旦燃料被废弃，井口108就可以被密封并且钻一个新的井口来接收新的堆芯。因此，不会有放射性碎片被带回到地表，所有废料都被包含在其自身是固有放射性的干热岩石带中。
[0055] 在本发明的其他实施例中，这些反应堆还可以被用于以常规方式发电，以便补充地热电站产生的电力。在这类情况中，盖板或反应堆可以装配有
热交换器，当装好该盖板时，热交换器被保持在反应堆堆芯中，该交换器的尾端然后可以连接到流体入口管线和流体出口管线上。
[0056] 应该理解，上述实施例仅是以本发明的例证的方式提供的，并且相关领域中的技术人员应清楚的是对于本发明的进一步的修改和改进将认为是落入在此描述的本发明的广义的范围和界限之内的。
