技术领域
[0001] 本
发明属于核电站设计领域，特别涉及基于
斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统。
背景技术
[0002] 核电站是指通过适当的装置将核能转变成
电能的设施。核电站以
核反应堆来代替火电站的
锅炉，以核
燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成
热能来加热
水产生
蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成：核的系统和设备，又称为核岛；常规的系统和设备，又称为常规岛。
[0003] 核电站在工作过程中，当核电站遭遇严重事故情况全站断电后，反应堆会自动停堆，但同时必须启动应急冷却系统，即余热排除系统，该系统就是在核电站发生如主
泵停转，即失流事故和一回路管道破损，即失水事故等事故的情况下，正常冷却系统无法对
堆芯进行冷却时，起到应急冷却堆芯的作用，防止堆芯
过热发生熔毁。现在主要是采用能动技术和非能动技术解决这个问题，能动技术依靠应急电源或柴油机这类外
力驱动泵将
冷却水注入堆芯，非能动技术依靠自然循环、重力作用和压缩氮气等自然力将冷却水注入堆芯并实现长期冷却循环，这些技术的关键在于如何提供应急冷却系统的动力及确保其可靠性、
稳定性和持续性，从而确保核电站的安全。
[0004] 1、确保核电站安全的第一道屏障是确保核
反应堆压力容器内的核燃料不会破损或
熔化。在正常运行情况下和设计基准事故情况下，
反应堆冷却剂系统承担了核燃料始终被冷却剂浸泡而不至因裸露而发生烧毁或熔化。
[0005] 2、但是，在严重事故情况下，反应堆冷却剂系统可能失去作用而致使
反应堆压力容器内的核燃料裸露，反应堆堆芯干烧而使核燃料发生烧毁或熔化，这时就要设法确保第二道屏障——反应堆压力容器的完整性。烧毁或熔化的核燃料迅速加热反应堆压力容器外壁，如果不对反应堆压力容器外壁进行冷却，将难以确保反应堆压力容器的完整性。
[0006] 3、通过设置反应堆堆腔注入水系统可以确保在反应堆压力容器
外壳温度显著升高时向堆腔注入冷却水，冷却反应堆压力容器外壁。但是目前的系统一般采用能动方式，例如用外力电源驱动注水泵循环注水，或者利用蓄压式贮罐方式一次性以非能动方式向堆腔注入冷却水，但是无法进行循环冷却。期望的是研究基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统，确保在严重事故情况下特别是核电站失去全部外部电源情况下，该系统能以循环方式向反应堆堆腔注入冷却水，持续带走反应堆压力容器
辐射到堆腔中的热量，确保反应堆压力容器的完整性和安全性。
发明内容
[0007] 针对上述问题，本发明提供了基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统，
[0008] 所述冷却系统包括：堆腔装置、
传热装置、
冷却液储存装置、斯特林发动机和冷却液传输装置；
[0009] 所述传热装置的一端和所述堆腔装置的内部连通，所述传热装置的另一端和斯特林发动机的输入端连通；
[0010] 所述斯特林发动机的输出端与所述冷却液传输装置的动力输入端传动连接；
[0011] 所述堆腔装置通
过冷却液传输装置与所述冷却液储存装置形成循环回路。
[0012] 进一步地，所述堆腔装置包括堆腔本体。
[0013] 进一步地，所述传热装置包括一组或多组传热棒；
[0014] 所述传热棒的一端与所述堆腔本体连通，所述传热棒的另一端与所述斯特林发动机的蓄热室连通，用于将所述堆腔本体内的热量传导至所述蓄热室内。
[0015] 进一步地，所述冷却液传输装置包括水泵、吸入管线、注入管线和
排水管线；
[0016] 所述水泵的动力输入端和所述斯特林发动机的输出端传动连接；
[0017] 所述吸入管线的一端与所述水泵的进水口连接，所述吸入管线的另一端与所述冷却液储存装置相连通；
[0018] 所述注入管线的一端与所述水泵的出水口连接，所述注入管线的另一端延伸至所述堆腔本体内；
[0019] 所述排水管线的一端与所述堆腔本体
侧壁连通，所述排水管线的另一端与所述冷却液储存装置相连通。
[0020] 进一步地，所述冷却液储存装置为地坑注水箱，其内部设置有冷却液，该装置设置在反应堆厂房外部。
[0021] 进一步地，所述冷却液储存装置内冷却液的最高水位低于所述堆腔本体内堆腔排水孔。
[0022] 进一步地，所述冷却液储存装置为密封压力容器。
[0023] 进一步地，所述斯特林发动机的数量至少为一个，且每个所述斯特林发动机所连接的传热棒数量相同。
[0024] 进一步地，所述冷却系统还包括发
电机；
[0025] 所述发电机的输入端与所述斯特林发动机的输出端传动连接。
[0026] 本发明提出的基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统，能够确保核电站在遇到严重事故的情况下特别是核电站在失去全部外部电源的时候，使该系统在非能动的情况下以循环方式向核反应堆的堆腔内注入冷却水，持续的带走核反应堆压力容器辐射到核反应堆的堆腔中的热量，确保核反应堆压力容器的完整性、安全性。本发明的其它特征和优点将在随后的
说明书中阐述，并且，部分地从说明书中变得显而易见，或者通过实施本发明而了解。本发明的目的和其他优点可通过在说明书、
权利要求书以及
附图中所指出的结构来实现和获得。
附图说明
[0027] 为了更清楚地说明本发明
实施例或
现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作一简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
[0028] 图1示出了本发明的基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统结构示意图；
[0029] 图2示出了本发明的非能动堆腔循环冷却系统与发电机和
蓄电池连接结构示意图。
[0030] 图中：1-堆腔装置，101-堆腔本体，1011-堆腔排水孔，2-传热装置，201-传热棒，3-冷却液储存装置，4-斯特林发动机，401-蓄热室，402-第一
气缸-
活塞，403-第二气缸-活塞，404-传动机构，5-冷却液传输装置，501-水泵，502-吸入管线，503-注入管线，504-排水管线，6-反应堆压力容器，7-反应堆
燃料组件，8-发电机，9-
蓄电池。
具体实施方式
[0031] 为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地说明，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动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。
[0032] 为使图面简洁，各图中只示意性地表示出了与本发明相关的部分，它们并不代表其作为产品的实际结构。另外，以使图面简洁便于理解，在有些图中具有相同结构或功能的部件，仅示意性地绘示了其中的一个，或仅标出了其中的一个。在本文中，“一个”不仅表示“仅此一个”，也可以表示“多于一个”的情形。
[0033] 本发明公开了基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统，能够确保严重事故的情况下特别是核电站在失去全部外部电源的时候，使该系统在非能动的前提下以循环方式向核反应堆的堆腔内注入冷却水，持续的带走核反应堆压力容器辐射到核反应堆的堆腔中的热量，确保核反应堆压力容器的完整性、安全性。
[0034] 如图1所示，本发明的基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统包括堆腔装置1、传热装置2、储存装置3、斯特林发动机4和冷却液传输装置5；
[0035] 所述堆腔装置1包括堆腔本体101，核电站中放置反应堆燃料组件7的容器即反应堆压力容器6放置在堆腔本体101内，反应堆燃料组件7在反应堆压力容器6内部进行核反应；所述堆腔本体101内正常运行时无冷却液，严重事故时通过注入水管线注入冷却液。
[0036] 为了保证堆腔注水时冷却水位不会溢出所述堆腔本体101并且一直位于所述堆腔本体101的内部，所述堆腔本体101的侧壁开设有堆腔排水孔1011，且所述堆腔排水孔1011竖直分布在所述堆腔本体101的侧壁上，且所述堆腔排水孔1011设置于反应堆堆腔的上方。堆腔排水孔1011与排水管线504连接，当堆腔水位达到堆腔排水孔1011的水位，冷却液通过堆腔排水孔1011及排水管线504回流到冷却液储存装置3中。
[0037] 所述传热装置2将所述堆腔装置1内的热量辐射至所述斯特林发动机4；所述传热装置2包括多个传热棒201，多个所述传热棒201的一端直接与冷却剂相
接触，多个所述传热棒201的另一端贯穿所述堆腔本体101的底壁或者侧壁到达外部并与斯特林发动机4连接，并将热量辐射至斯特林发动机4。
[0038] 所述冷却液储存装置3为地坑注水箱，所述地坑注水箱位于核电站反应厂房外部，且所述地坑注水箱的最高水位高度低于所述堆腔本体101的堆腔排水孔1011，如此能够保证冷却水的稳定循环。
[0039] 所述斯特林发动机4通过所述传热装置2与所述堆腔装置1相连接。
[0040] 具体的，所述斯特林发动机4包括蓄热室401、第一气缸-活塞402、第二气缸-活塞403和传动机构404。所述蓄热室401分别与所述第一气缸-活塞402和第二气缸-活塞403相连通，所述第一气缸-活塞402中的气缸为热气缸，第二气缸-活塞403中的气缸为冷气缸，当多个所述传热棒201将热量传递至所述热气缸时，推动其内部的活塞向外运动，同时带动冷气缸的活塞向内运动，热气缸活塞向外运动到一定
位置时，热气缸内部的热空气通过内置热流交换通道，迅速地传递到冷气缸，然后推动冷气缸活塞向外运动并带动热气缸的活塞向内运动，同时将热量从冷气缸散发出去，通过第一气缸-活塞402和第二气缸-活塞403的往复移动，带动传动机构404运动，斯特林发动机4整体产生
动能。
[0041] 更进一步的，所述斯特林发动机4的数量至少为一个，当斯特林发动机4的数量大于或等于2时，每个所述斯特林发动机4所连接的所述传热棒201数量相同。
[0042] 所述冷却液传输装置5包括水泵501、吸入管线502、注入管线503和排水管线504；
[0043] 所述水泵501的动力输入端和所述斯特林发动机4的输出端传动连接；
[0044] 所述吸入管线502的一端与所述水泵501的输入端连接，所述吸入管线502的另一端与所述冷却液储存装置3相连通；
[0045] 所述注入管线503的一端与所述水泵501的输出端连接，所述注入管线503的另一端延伸至所述堆腔本体101内；
[0046] 所述排水管线504的一端与所述堆腔排水孔1011连接，所述排水管线504的另一端与所述冷却液储存装置3相连通。
[0047] 具体的，所述堆腔排水孔1011连接排水管线504的一端，所述排水管线504的另一端与设置在核反应堆厂房外的地坑注水箱相连通，当堆腔本体101内部一直被注入温度较低的冷却水，水位达到所述排水管线504处时，冷却水便会通过满溢的方式由排水管线504输送回地坑注水箱内。
[0048] 示例性的，在核反应发生的过程中，所述反应堆燃料组件7在所述反应堆压力容器6内部反应，在严重事故的情况下，例如当核电站遭遇全站断电的情况时，反应堆燃料组件7由于无冷却剂冷却，将会产生巨大的衰变热量，且巨大的热量快速通过反应堆压力容器6的侧壁传递至所述堆腔本体101内，此时多个传热棒201将从堆腔本体101吸收的热量辐射至斯特林发动机4的蓄热室401内，所述蓄热室401不停地收集所述传热棒201所传递的热量之后，斯特林发动机4开始工作之，进而驱动与之连接的水泵501，水泵501的输入端通过吸入管线502连接设置于核反应堆厂房外的地坑注水箱，所述地坑注水箱内部通过自然冷却方式冷却循环冷却水，所述水泵501的输出端连接注入管线503的一端，所述注入管线503的另一端与所述堆腔本体101相连通，水泵501被斯特林发动机4的传动机构404驱动开始工作之后，将地坑注水箱内的水依次通过吸入管线502和注入管线503将温度较低的冷却水输送至堆腔本体101内，当水位达到所述反应堆压力容器6底部时，便会对反应堆压力容器6的外壁进行冷却降温。
[0049] 更进一步的，本发明中所指的传热棒201的制作材料为金刚石或
铜或
硅，且所述的传热棒201均匀分散在所述堆腔本体101内。
[0050] 示例性的，所述传热棒201选择铜材料制成，多个所述传热棒201呈同心圆分布在堆腔本体101内，多个所述传热棒201同时对堆腔本体101中的热量进行吸收并传递至蓄热室401内，以达到对反应堆燃料组件7在严重事故情况下所产生的大量的衰变热进行快速
散热的目的，同时以这些热量作为驱动斯特林发动机4的
能源，进而驱动水泵501将地坑注水箱中的冷却水泵入堆腔本体101内，对反应堆压力容器6进行降温以保证核电站反应堆压力容器6的完整性。
[0051] 更进一步的，如图2所示，所述斯特林发动机4还连接有发电机8，当蓄热室401将从传热棒201上接收到的热量作为驱动斯特林发动机4的能源，斯特林发动机4开始工作之后，进而驱动与之连接的发电机8，所述发电机8可以连接蓄电池9,所述蓄电池9用于储蓄电能，所储蓄的电能用于提供作为严重事故情况下核反应堆的
监控系统和/或照明系统和/或局部通
风；所述发电机8工作所产生的电能也可以直接用于提供作为严重事故情况下核反应堆的监控系统和/或照明系统和/或局部
通风的紧急备用工作电源，进一步维持系统的安全工作。
[0052] 更进一步的，本系统中斯特林发动机4的数量至少为一个，示例性的，斯特林发动机4的数量为四个，且每个所述斯特林发动机4上所连接的传热棒201的数量均相同，每一个所述斯特林发动机4分别连接一个发电机8，但是四个所述发电机8分别连接的是蓄电池9、核反应系统的监控系统、核反应系统的照明系统和核反应系统的局部
通风系统，当其中一个斯特林发动机遇到特殊情况的时候，另外的斯特林发动机4以及蓄电池9能够作为紧急备用电源，以确保系统的正常工作。
[0053] 当核电站恢复正常情况，整个系统产生的热量以及冷却的速度维持在平衡的水平时，系统的散热效果也就恢复正常，反应堆堆腔本体101热量最终下降，通过传热棒201传导至蓄热室401的热量难以驱动斯特林发动机4提供动能时，循环注入水冷却系统自动停止。
[0054] 尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行
修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神和范围。
