带负荷跟踪功率产生的核供热厂的制作方法

带负荷跟踪功率产生的核供热厂
1.相关申请的交叉引用
2.本技术依据35u.s.c.
§
119(e)要求2020年3月9日提交的第62/986,902号美国临时申请和2019年10月31日提交的第62/929,003号美国临时申请的权益，并且本技术是2020年4月13日提交的pct/us2020/028011的部分延续，pct/us2020/028011依据35u.s.c.
§
119(e)要求2019年4月12日提交的第62/833,623号美国临时申请的权益，这些申请的名称均为“nuclear thermal plant with load-following power generation”，这些申请的公开内容通过该引用以其整体并入本文。
3.背景
4.本公开的领域涉及核反应堆，并且更具体地，涉及用于产生具有改进的安全性和负荷跟踪能力的热量的核反应堆。
5.用于从核反应堆发电的现有方法和系统要求反应堆在启动之前经历重要的核岛规划、建造和监管许可。核反应堆连接到用于将核热能转换成电能的动力循环，通常通过使用水作为工作流体的蒸汽涡轮机。虽然核反应堆以这种方式运行已经有几十年了，但典型的设置有几个缺点。
6.例如，包括反应堆区、燃料处理系统和能量转换系统的核岛经常以高温和高压运行，这就需要大型安全壳结构。另外，位于核岛上的结构也必须接受检查，并获得监管机构的核许可证才能运行，这是一项漫长而昂贵的工作。
7.此外，反应堆受到电厂辅机设备(balance of plant)跳闸的影响，在这种情况下，出现故障的设备会导致核电厂自动关闭。最后，核电厂不是为产量的快速变化而设计的，因此不能有效地满足电网的负荷需求。
8.尽管核电厂提供了优于其他发电形式的众多显著优势，但仍希望提供改进，以实现用于产生、存储和转换热能的更安全、更灵活和有效、以及从以下描述中将变得明显的其他特征的系统。
9.概述
10.根据一些实施例，核电厂可以被重新配置、重新布置和操作为提供许多优点的核供热厂(nuclear thermal plant)。例如，核电厂可以重新配置和运行，以提供热能，这些热能可以被运送到场外的蓄热系统(thermal energy storage system)。蓄热系统又可以耦合到能量转换设施，该能量转换设施将热能转换成工业加热、电或一些其他有用的目的。通过将核反应堆与包括能量转换系统在内的电厂辅机设备解耦，可以实现许多优势。
11.例如，当核岛上安装的设备较少时，监管许可可以更有效地执行。在一些核反应堆中，冷却剂由液态金属提供，如钠。当钠遇到水时，产生的反应是放热和高能的，必须有安全系统来抑制这种反应，并在发生这种反应时加以控制。通过提供远离反应堆的蒸汽设施，反应堆由此与通常可与核电厂结合使用的任何含水系统隔离。
12.此外，多个核供热厂可以耦合到共享的蓄热系统，这在建造成本和时间方面提供了优势，由于一个或更多个反应堆可以关闭而不影响整个核供热厂，因此易于维护，并且核供热厂可以在高需求时段期间有效地输送比其直接耦合到能量转换系统时能够输送的更
多的能量。
13.以下描述提供了概念，该概念为钠反应堆工厂以及使用其他燃料、冷却剂和技术的核反应堆工厂的经济性提供了突破性的潜力。这些突破可以来自于对技术的重新设想，以降低成本和时间表的不确定性，或者通过扩大收入来源，如向消费者提供电力和热量。除了经济优势之外，确保解决政策问题的能力(电网可靠性、武器防扩散、可出口、易于选址等)因素，以实现收益。
14.附图简述
15.通过参考以下阐述了说明性实施例的详述及其附图，将会获得对本公开的特征、优势和原理的更好的理解，在附图中：
16.图1示出了典型的核电厂；
17.图2示出了根据一些实施例的与发电厂解耦的核供热厂；
18.图3示出了根据一些实施例的耦合到蓄热工厂的核供热厂；
19.图4示出了根据一些实施例的耦合到具有可选辅助蓄热器的远程蓄热工厂的核供热厂；
20.图5示出了根据一些实施例的耦合到远程蓄热系统的核供热厂，该远程蓄热系统耦合到外部负荷；
21.图6示出了说明性的工业加热应用和所需温度；
22.图7示出了根据一些实施例的能量系统，其中多个热源共享共同的蓄热和能量转换系统；
23.图8示出了根据一些实施例的具有辅助功率系统的能量系统，其中多个热源共享共同的蓄热和能量转换系统；
24.图9示出了根据一些实施例的耦合到远程蓄热系统的核供热厂，该远程蓄热系统耦合到外部负荷和辅助热用途；
25.图10示出了根据一些实施例的混合能量系统，其中多种形式的热能产生设备耦合到共同的蓄热系统和共同的功率转换系统；和
26.图11示出了根据一些实施例的能量系统，其中核块通过集成蓄能块与功率块解耦；
27.图12a示出了根据一些实施例的具有核供热厂的集成能量系统；
28.图12b示出了根据一些实施例的具有核供热厂的集成能量系统，其中核供热厂的中间热回路已经从系统架构中去除；
29.图13a示出了根据一些实施例的紧凑型热交换器的实施例的透视图；
30.图13b示出了根据一些实施例的紧凑型热交换器的实施例的透视图；
31.图14a示出了根据一些实施例的具有壳管式热交换器的核供热厂的示意图；
32.图14b示出了根据一些实施例的具有紧凑型热交换器的核供热厂的示意图；
33.图15示出了根据一些实施例的利用超临界二氧化碳动力循环的集成能量系统的示意图；
34.图16示出了根据一些实施例与远程超临界二氧化碳动力循环耦合的核供热厂的示意图，该远程超临界二氧化碳动力循环耦合到外部负荷；和
35.图17示出了根据一些实施例的集成能量系统的示意图，其中核供热厂向蓄热系统
和动力循环系统提供热能。
36.详细描述
37.以下详细描述提供了对根据本文公开的实施例的本公开中描述的发明的特征和优点的更好理解。尽管详细描述包括许多具体的实施例，然而这些实施例仅是通过示例的方式提供的，并且不应该被解释为限制本文公开的发明的范围。
38.虽然核能的成本很重要且值得关注，但核能的收入方面和政策方面同样值得关注。在进入基本负荷发电的高度监管、商品化的市场时，核电成本一直是描述商业吸引力的重要指标。找到减轻监管负担和扩大商业市场机会的方法是突破性经济变革的关键，这些变革可以通过适度增加成本来增加收入。针对政策问题实现技术解决方案也具有战略价值，这在基础建设成本考虑中很难体现出来。利用目前被低估的属性(如无co2排放)以及与日益动态的电网相结合的能力，将在未来几十年变得更有价值。
39.除了核能负荷跟踪的运行成本挑战之外，当电价每天都在变化时，基本负荷发电没有像“调峰(peaker)”电厂(例如，只有在高需求或高峰需求时才会运行的电厂)一样的收入跟踪能力。为了提高核电在不断变化的能源格局中的竞争力，需要技术和工艺创新，以使核电能够满负荷运行，并在全功率电力生产之外获得市场套利机会。当电价由于间歇性可再生能源而低于生产成本时，核电厂需要一种替代的生产途径来代替仅负荷跟踪电力需求。这从根本上需要了解核电厂相对于间歇性可再生能源的竞争优势。这些竞争优势带来了与其他工业流程同地的愿望和机会，以实现能源生产和制造流程的集中经济。
40.与风能、太阳能和其他可再生能源相比，核能的一个显著特点是发电和热输出之前的集中轴功率(concentrated shaft power)。利用这些差异可以确定低价格能源生产时期的竞争优势，从而更高效地存储能量或制造另一种可销售的产品。许多发电设施依靠蒸汽兰金循环将热能转化为电能。在旋转发电机中将轴功率转换成电能的转换率很高(98-99％)，而从电能转换回轴功率的效率略低(约95％)。额外的损耗发生在用于传输的升压、通过电力线的传输以及用于本地消耗的降压。从传输到消耗的确切损耗因地点和距离而异，但在本例中，从核电厂电力生产到现场电力消耗的总估计损耗估计为2-4％。综合效率损耗显示，直接轴功率与另一个位置的电力生产轴功率相比提高了8-11％。因此，在电力生产和具有足够的离合器和传动系统能力的直接轴功率工作之间存在潜在的竞争优势套利。离合器和传动系统能够将轴功率全部或部分转化为非电力生产工作。挑战在于高达千兆瓦级的启动/停止应用及其相应的产品质量流率，以支持大规模工作负荷。
41.一个这样的示例是使用压缩空气蓄能器(caes)或液化空气蓄能器(laes)，以便通过除了供应基本负荷电力需求之外还提供用于液化空气的轴功率来实现核电厂在低电价期间(并从而低电力需求)满负荷运行。低温液化空气存储在大气压力下，随后可以与核废热一起蒸发，以驱动涡轮机发电。据估计，caes和laes可扩展至千兆瓦时规模的存储器，并代表了强大的电力管理能力。然后，存储的液化空气可以在峰值电价期间驱动涡轮机，使核电摆脱仅基于基本负荷的定价。由于caes和laes技术的可扩展性和大型低温储罐的技术成熟性，有机会将核电用于低温冷却的集中轴功率和废热结合起来，以使液化空气沸腾来驱动涡轮机。这种能力的结合将比目前提出的caes和laes技术的电力驱动泵送要求和“蓄热”需求更有效，从而使联合技术与任何一种技术本身相比都具有竞争优势。经过适当的开发，这项技术可以改装到目前生产99gw电力的美国核电站上。
42.虽然caes和laes最有可能用于能源生产，但液化压缩空气的选择性更高的蒸馏也可能产生高质量的气流，成为可销售的产品。一个示例是向那些希望通过仅燃烧天然气和氧气来消除nox和sox杂质来简化碳捕获的公司销售用于医疗用途或发电的通过温度蒸馏的纯氧流。这开启了天然气发电厂与caes-核电厂共址以简化碳封存的可能性。例如，可将剩余的蒸馏气体以它们的低温价格、特定气体价格来提供，或者在涡轮机中消耗以产生电力。
43.在美国，轴功率的另一个类似应用是液化天然气(lng)出口市场，该市场的需求持续增长，到2019年时，约达到每天89亿立方英尺。目前，高达10％的用于液化的原料气在该过程中被消耗。使用用于液化过程的更保守的估计是4100kj/kg，每年需要大约230gwh的能量来支持当前的液化过程。核电厂在增加lng对世界其他地区的出口方面可以发挥重要作用，要么通过直接压缩，要么通过与caes储能相结合，其中caes储能在热交换器一侧使用冷caes而在另一侧使用天然气。在这种组合系统中，将天然气液化以存储或出口，而沸腾压缩空气以转动电力涡轮机。在这两种情况下，空气和天然气都可以被带到发电厂并容易地进行处理，并且相对来说更易于“启动-停止”操作以适应负荷跟踪。
44.另一个流体泵送的示例是大规模泵送水力/含水层更新，作为合理的启动/停止应用。假设市场价格信号将在未来十年发展，以保证大规模的抽水工作和相关的管道，使用直接轴功率更新含水层的效率收益每年可能超过7库德(即一个库德是10
15
btu，或1.055
×
10
18
焦耳)或更多。据推测，水资源回收工作将减少所需的抽水工作，但可能不会消除替代水的需求。另外，这种抽水工作也代表了巨大的“抽水”能力，其可以沿着管道反向运行，以补充间歇性电源和补充当地含水层。
45.如前所述，与太阳能、风能和其他可再生能源相比，集中轴功率只是核能的显著特征之一。生产如成品油、焦炭和钢铁、化学品、水泥等产品的工业过程需要能量和特定温度。化学过程发生的最低温度要求是决定哪种一次能源最好的关键因素。虽然主要的热量消耗是特定于单一市场的，但是给定过程的温度要求是普遍要求的。虽然有一系列的工艺温度要求，但主要的感兴趣的温度似乎对于蒸汽和热水生产是100-250摄氏度、精炼(石化)工艺在250-550摄氏度范围内，以及水泥、铁、钢和玻璃生产的高温工艺都在1000摄氏度以上。从更广泛的能源市场整体来看，石油提炼每年消耗超过6库德，林业产品每年消耗略多于3库德。
46.化石燃料目前满足了能源需求的规模和温度。在一个脱碳的能源世界里，找到替代化石燃料效用和多功能性的最佳方式是一项挑战。在风力、太阳能和水力发电的情况下，它们可以产生大量的能量，但不能产生大量的高质量热量。这些能源必须经历另一种能量转换，以产生更高质量的过程热。为这些能源定价时，需要包括电阻加热器或用鼓风炉制氢等附加步骤。可能还有额外的蓄能要求，以实现用于一天24小时运行工业设备的高容量因数，或者接受低容量因数工厂的“失去的机会”。
47.通过在热量上竞争而不是在电力上竞争，核电厂的价格竞争基于温度下的美元/百万英热单位(mmbtu)与转换为所需温度的美元/kwe的比较。最明显的竞争起点之一是直接蒸汽生产和消费。林业产品每年消耗1.3库德的蒸汽，相当于超过45gwth的核电厂24小时运行，仅仅是为了生产蒸汽。在林业产品的生产中，该过程的一部分产生废物，如黑液(例如，当将纸浆用木材消化成纸浆时，硫酸盐法产生的废物，从木材中除去木质素、半纤维素
和其他提取物以释放纤维素纤维)、生物质和其他被燃烧以产生过程热来产生蒸汽的残余燃料。所需燃料的剩余部分目前由煤或天然气补充。将核能用于蒸汽可以释放出将被用于诸如炼油厂或水泥应用的其他高温应用的1330tbtu(1.3库德)的一次能源。通过利用核热能为林业提供高质量的过程热，回收的林业产品能源可以为美国水泥和玻璃制造(加起来不到1库德)提供备用能源。林业产品的燃烧被认为是一种碳中和活动，因此允许用核能替代蒸汽生产来直接支持高温过程。虽然水泥生产的燃料来源有很大的灵活性，但要确保能够将林业燃料产品运输并用于其他主要的热能应用，可能需要技术创新。与林业产品类似，整个化学制造业消耗1.2库德的蒸汽，其可以用核能产生的蒸汽直接替代。然而，这种能源替代并没有完全释放出可再生燃料来源，而只是减少了驱动这一过程所需的天然气和煤炭的量，即使在可再生能源也被燃烧以支持其转化为产品的情况下。
48.核能产生的蒸汽的另一个用途可能是将核电厂与间歇性电源关闭时候的电力结合起来，该核电厂在当间歇性电源产生廉价的电力时为氢电解产生蒸汽。随着蒸汽温度的升高，进行电解所需的电量变少。然而，在一个峰值间歇发电将电力成本推至“太便宜而无法计量”的世界里，随着温度升高而电力效率提高在经济上可能并不让人感兴趣。如果电解设备的成本可以便宜地集成到蒸汽旁路管道中，那么核反应堆可以很容易地部分或全部过渡到低价值电力时期的电解。这使得核电厂能够在低电价时期在产热上竞争，在高电价时期在电力上竞争。由此产生的氢气不应仅被视为一种蓄能机制，而应更多地被视为大于1000摄氏度工业加热需求的来源，诸如用于水泥、铁、钢和玻璃。
49.对于具有更高出口温度的先进核反应堆，可以获得更直接的工业过程的机会。例如，更高的反应堆出口温度可用作其他工业过程的预热器或化学过程的主要供热源。在石油精炼的情况下，在碳氢化合物的蒸馏和裂解中有大量的能量需求，需要超过6库德的能量。钠冷反应堆可能是许多低温裂解工艺的主要热源，反应堆的热量也可以通过电加热或少量化石燃料“提升”到炼油厂所需的峰值温度。在这种情况下，大部分技术挑战是在热交换过程中最大限度地减少热交换器的数量/损失，以及建立炼油厂接受除石油、电力和蒸汽之外的温度和能量输入的技术。一个示例是盐/油热交换器代替传统的高温裂解燃烧箱。如熔融盐反应堆的其他类型的先进核反应堆可以被用来直接产生所需的更高温度的工业过程热。
50.蓄热的机会也存在，以分离核供热厂的产热和热用途。总的建议是使用核电厂的一次冷却剂(primary coolant)来加热一个大的(热库)，例如相变盐，并将它们泵入大的储罐中。这些加热盐的大罐随后可以例如通过蒸汽兰金循环用于发电，或者用于供应基于应用的过程热。通过将热量的产生和直接使用分开，热库代表了一种灵活的方式来“负荷跟踪”电力生产，它以全功率运行并充满热盐罐，但在高峰需求或更传统的基本负荷能源生产期间的更有价值的时间产生电力。这种方法还允许核电厂像调峰工厂一样运行，以获得价格套利机会，同时仍然进行全功率运行。如果核电厂和一次冷却剂/盐热交换器以及盐存储设施可以分开，那么还可以节省额外的成本，因为它们对反应堆安全不重要，因此电力生产的结构和设备规定与非核热电厂类似。这允许典型的商业安全协议、运行和维护成本(“o&m”)以及质量标准，其可以证明任何热交换器或热损失(通过泵送热盐，使其远离核电厂的安全区)的合理。本质上，核热电厂的电力系统可以在非nqa1环境中建造(以及相关的维护操作)，以相比于现有的太阳能热盐发电公司获得具有商业竞争力的建造。
51.除了前面讨论的蒸汽电解之外，也可以使用较高温度的反应堆(诸如钠冷、熔融盐、高温气体反应堆)通过使用不同于风和光伏太阳能的工艺来参与制氢。更高温过程的一个示例是铜-氯循环。在这个循环中，400到500摄氏度之间的过程热被用来产生氢气和氧气。循环的最后一步使用常温电解来回收除了转化为气体的水之外的所有化学物质。这一过程代表了“供应跟踪”在风能和太阳能高峰时期期间产生的廉价电力的让人感兴趣的机会。通过不间断地运行更高温度的核供热厂来生产氢气和氧气，工厂设备和o&m成本是合理的，同时用铜-氯反应物填充槽用于电解。当电力变得便宜时，环境温度电解被用于将储罐转换回适当的化学前体，以重新开始循环。这一过程在精神上类似于用热盐填充盐罐，以便在以后使用，但更具体地说，是为最终的化学产品量身定制的。这个示例不一定是用来倡导铜氯循环，而是倡导总想法，即电力供应跟踪是一种不同于储能以跟踪需求的方法。这一过程还允许大部分用于制氢的核电厂设备在正常运行期间仅在一些储罐和电解设备闲置的情况下使用。
52.这些特点和优势，以及许多其他特点和优势，可以通过重新布置核供热厂来实现，这实现核供热厂与工业和化学热应用共址，从而减少nqa1鉴定区的占地面积，以及实现在满功率运行核反应堆时的负荷跟踪能力。
53.参考图1，示出了典型的核电厂100。核电厂100的布局包括两个主要部分：核岛和涡轮机岛(turbine island)。核岛在其核心处具有容纳核反应堆的核反应堆区102。燃料处理区104邻近反应堆区，并且两个建筑物都通常在安全壳区106内。安全壳区106可以包括安全壳外壳结构，该结构可以是钢筋、混凝土或铅，或者是形成包围核反应堆的结构的材料的组合。它的设计和功能是容纳逸出的放射性蒸汽或气体，在许多情况下，它被设计成容纳高达550kpa或更高压力的逸出气体。安全壳结构被设计为抵御设计基准事故的最后一道防线。建造安全壳结构的成本不仅与反应堆的尺寸成正比，而且还基于电厂辅机设备系统和需要容纳在其中的部件。核岛还包括辅助部件，诸如泵、流体回路、控制室和其他支持部件。
54.可以在安全壳区106内的燃料处理区104被设计成以维持连续反应堆运行的速率提供换料能力。它还将次临界燃料存储在反应堆堆芯外部，防止燃料损坏和污染。它还可能包含用于移动燃料棒和燃料组件(例如用于将燃料重新装入反应堆堆芯)的设备。
55.蒸汽发生器108与反应堆区和部分核岛耦合。在一些情况下，蒸汽发生器108位于安全壳区106内，并向蒸汽涡轮机110供应过热蒸汽。蒸汽发生器108接收来自反应堆的热输出，并将热能传递到蒸汽涡轮机110，蒸汽涡轮机110将蒸汽能转换成机械能。在一些设施中，放射性水通过蒸汽涡轮机110，蒸汽涡轮机110必须保持在核电厂的放射性控制区内。蒸汽涡轮机110又机械耦合到发电机112，发电机112将来自蒸汽涡轮机110的机械能转换成电力。
56.燃料棒检查区114可以在现场，以进行辐射后检查(“pie”)和分析。燃料棒检查区114通常与燃料处理区104相邻，以共享共同的燃料处理设备。燃料棒检查区114可以另外包括用于存储和检查辐射燃料棒的热室。
57.如图1所示，安全壳区106可能需要包围反应堆区102以及燃料处理区104。在某些情况下，蒸汽发生器108建筑物和相关设备在安全壳区106之外，但是在许多情况下需要在安全壳区106之内。一个或更多个冷却剂回路用于将来自反应堆区102的热量通过热交换器传递到冷却流体，该冷却流体不仅冷却核反应堆的堆芯，还允许热量被输送到安全壳区之
外的蒸汽发生器108的建筑物。在许多情况下，一次冷却剂回路通过主热交换器(primary heat exchanger)从反应堆堆芯接收热量，并通过次热交换器将热能传递到二次冷却剂回路。在许多情况下，一次冷却剂回路中的冷却剂变得具有放射性。目前使用的许多反应堆依靠高压水作为冷却剂和中子减速剂。一次冷却剂通常经历从液体到蒸汽的相变，因为它吸收来自反应堆堆芯的热能，然后将热能传递到二次回路。
58.二次回路中的冷却剂(也可以是水)接收来自一次冷却剂回路的热量，并经历从液体到蒸汽的相变，该蒸汽用于驱动蒸汽发生器。这种过热蒸汽通常处于高压下，这需要适当的安全措施，以便在破裂事件中容纳高压和高温蒸汽。
59.在一些情况下，一次冷却剂和/或二次冷却剂可以是另一种材料，诸如熔融金属。例如，在一些快中子反应堆中，熔融金属(诸如液态钠)被用作冷却剂。在其他情况下，熔融盐可以用作冷却剂。熔融金属和盐即使在高温下也具有低蒸气压，因此跟水相比在类似温度下能够在更低的压力下传热。
60.核电厂100通常由场所边界120固定，场所边界120可以包括安全周界，诸如带有尖利铁丝网的高围栏。核电厂100及其伴随的建筑物、结构、系统、管道等可以被称为在核场所边界120内的核场所。通常采用额外的安全措施来确保核场所的安全，例如所有入口点的大门、入口点的警卫、监控摄像机、运动探测器和/或电气化围栏等措施。
61.核电厂100还需要具备应急规划区(“epz”)，其被需要以便为核电厂的重大事故做准备。在许多情况下，epz包含距离核电厂100十英里的半径。
62.如图2所示，反应堆区202和燃料处理区204位于具有安全壳结构的安全壳区206内。这两座主要建筑物和一个控制室组成了核岛。与图1所示的典型核热电厂相比，可以看出蒸汽发生器、蒸汽涡轮机、发电机和燃料棒检查区不再位于核岛上。相反，这些部件安装在远离核岛的地方。图示的反应堆区202被配置为核供热厂200，并且被设计和运行来产生热量(与典型的核电厂中的电力相反)。在图示的配置中，蓄热系统208远离核岛，并接收来自核供热厂200的热能。应当注意，由核供热厂200产生的热能被输送出核岛，并且在许多情况下，被输送到场所边界210之外，甚至被输送到epz之外。
63.这种配置的一个直接优点是蓄热208和发电212设施在核监管领域之外。这使得核供热厂200的建造和许可远比核电厂设备更高效。
64.如图2中的核反应堆布置可以是任何合适类型的核反应堆。例如，核反应堆可包括但不限于热谱核反应堆、快谱核反应堆、多谱核反应堆、增殖核反应堆或行波反应堆。核反应堆产生的热能可以使用能量传递系统214传递到蓄热系统。
65.在一些实施例中，核反应堆可以利用不需要重型设备来处理燃料(诸如用于重新装载燃料棒或给反应堆换料)的燃料。因此，在这些实施例中，燃料处理区204可以比将燃料棒和燃料组件移入和移出反应堆堆芯所需的区小得多。这种反应堆可以包括池型反应堆或熔融盐反应堆等。这种类型的反应堆的一个优点是燃料处理区204可以小得多，因此核岛和/或安全壳区206可以与利用燃料棒和燃料组件并因此需要重型设备来搬运和操纵的反应堆通常所需相比的要更小。
66.在一些实施例中，核反应堆可以包括具有液体冷却剂的核反应堆。例如，核反应堆的液体冷却剂可包括但不限于液体金属或盐冷却剂(例如，氯化铀、三氯化铀、四氯化铀、氟化锂、氟化铍或其他氯化物或氟化物盐)、液体金属冷却剂(例如，钠、nak、其他钠合金、铅或
铅铋)、液体有机冷却剂(例如，具有二苯基氧化物的二苯基)或液体水冷却剂。
67.在另一个实施例中，核反应堆可以包括具有加压气体冷却剂的核反应堆。例如，加压气体冷却剂可包括但不限于加压氦气或加压二氧化碳气体。
68.在另一个实施例中，核反应堆可以包括具有混合相冷却剂的核反应堆。例如，混合相冷却剂可以包括但不限于气液混合相材料(例如，蒸汽水-液态水)。
69.蓄热系统208可以包括任何合适的蓄热设施，无论是当前已知的还是以后开发的。在一些实施例中，蓄热系统能够存储500℃或更高范围内的热能。在某些情况下，蓄热系统存储在550℃、600℃、700℃、750℃或更高的温度的能量。在一些情况中，蓄热系统208被设计为存储1000℃以上的热能。在一些实施例中，蓄热系统208具有多个蓄热器，并在不同温度下存储热能。
70.蓄热系统208通过能量传递系统214与核反应堆热连通。能量传递系统214从与核反应堆相关联的主热交换器接收热能。例如，核反应堆一次冷却剂穿过主热交换器，并将热能从反应堆堆芯传递到能量传递系统214，从而冷却一次冷却剂并将热能传递到能量传递系统214。能量传递系统214可以被认为是二次冷却剂回路，其被设计成从一次冷却剂回路接收热能并将热能传输到蓄热系统208。
71.例如，能量传递系统214的第一部分可以与核反应堆的一次冷却剂回路的一部分热连通，并且能量传递系统214的第二部分可以与蓄热系统208热连通。
72.本领域技术人员应当认识到，热交换回路、热交换器和热管的组合可以结合使用，以从核反应堆向能量传递系统214和蓄热系统208供热。例如，包含多个热管的主热交换器可用于将核反应堆的主热交换回路与能量传递系统214热耦合。也可以包含多个热管的第二热交换器可以用于将能量传递系统214热耦合到蓄热系统208。以这种方式，核反应堆产生的热能可以被传递到蓄热系统208。能量传递系统214可以利用液态金属、盐或一些其他工作流体来促进热传递。可替代地，能量传递系统214可以与蓄热系统208的存储介质直接热连通，诸如存储介质可以从蓄热系统208行进并进入反应堆容器中的主热交换器。
73.发电系统212可以在蓄热系统208的下游，并与蓄热系统208热连通。这种配置的结果是核岛与发电系统212解耦。换句话说，发生在与发电系统212或蓄热系统208相关的设备中的故障不会立即影响核反应堆。在传统的核反应堆系统中，与发电系统212相关的设备的故障通常会导致反应堆堆芯的自动和立即停止运转。这通常是作为一种安全特征来提供的，以避免在没有足够的热能传递能力来移除来自核反应堆系统的多余热量的情况下产生多余热量的问题。
74.在一些情况下，蓄热系统208具有比反应堆设计输出的热功率输出更大的热能容量。例如，蓄热系统208可以被设计成输送1200mwth的能量，而核反应堆被设计和运行成输出400mwth的能量。这使得蓄热系统208存储超出核反应堆输送的多余能量，并根据需要将该能量输送到发电厂212。例如，当蓄热系统208上的负荷需求低于反应堆的输出时，蓄热系统208充入额外的热能。在蓄热系统208上的负荷需求大于反应堆输出的高需求时间期间，蓄热系统208被消耗。
75.如图2中进一步示出的，发电厂212耦合到蓄热系统208。发电系统212可以是任何现在已知的或以后开发的发电系统212。在一些实施例中，发电系统212从蓄热系统208接收热能，并将热能转换成电力。
76.在某些情况下，热能穿过蒸汽发生器产生高温高压蒸汽，该高温高压蒸汽可用于驱动蒸汽涡轮机。众所周知，蒸汽涡轮机又驱动发电机，并将蒸汽涡轮机的机械功转化为电力，电力可以输送到电网。
77.在其他情况下，来自蓄热系统208的热能可以被输送到固态发电设备，该固态发电设备将热量直接转换成电力，而不需要产生蒸汽或将热能转换成机械功。这种系统现在正在开发中，并且所公开的实施例非常适合于耦合到需要热量来发电的未来开发的发电计划。
78.蓄热系统208通过任何合适的方式与发电系统212热连通。例如，可以提供能量输送系统216来将热能从蓄热系统208输送到发电系统212。例如，能量输送系统216可包括流体回路，该流体回路具有诸如通过热交换器与蓄热系统208热连通的第一部分，以及诸如通过另一热交换器与发电系统212热连通的第二部分。热交换器可以是任何合适的热交换器，诸如但不限于壳管式热交换器、双管热交换器、板式热交换器、冷凝器、蒸发器、锅炉或一种或更多种不同类型热交换器的组合，不一而足。
79.蓄热系统208的图示配置和应用允许核反应堆与功率转换应用解耦。这提供了许多好处。例如，核反应堆不再受到来自场所边界210之外的瞬变的影响，该瞬变可能导致电厂辅机设备跳闸。这些类型的故障可以在不停止运转核反应堆的情况下处理。在传统的核电厂中，电厂瞬变导致反应堆跳闸，这是一个经济和安全问题。这些瞬变可能是由电厂辅机设备系统故障(诸如蒸汽发生器、蒸汽涡轮机或一些其他辅助部件的导致核反应堆停止运转的故障)引起的。这些问题不再是核供热厂200关心的问题，因为核反应堆与电厂辅机设备系统解耦。发电系统212、蓄热系统208或核反应堆系统可以安全关闭，例如用于维护，而不会影响其他系统。
80.例如，核反应堆系统可以停止运转并离线，而蓄热系统208可以继续向发电系统212提供热能，发电系统212继续输送电力。类似地，发电系统212可以停止运转，或者以降低的输出运行，而核反应堆系统继续产生热能，并且必不可少地为蓄热系统208充热。在一些实施例中，核反应堆系统以满负荷运行，并且热能被传递到蓄热系统208，蓄热系统208完全独立于发电系统212上的负荷。发电系统212上的负荷将有在一天、一周、一月和一季中变化的趋势，而核反应堆系统能够持续满负荷运行，而不管负荷如何。
81.此外，在利用钠冷却反应堆的核供热厂中，如上所述地将蒸汽发生系统移动到远程位置增加了安全性，因为蒸汽循环中的水与核反应堆中使用的钠相互作用的风险很小甚至没有风险。
82.在传统的核电厂中，中间冷却剂回路将热能从反应堆的一次冷却剂回路传递到蒸汽发生器会受到暴露于辐射，因为蒸汽发生器非常靠近核反应堆堆芯，因此必须进行设计以承受这种会降低建筑材料质量的辐射。例如，某些金属可能会因辐射硬化而变脆，这会降低韧性并导致可能的脆性断裂。在所描述的布置中，将中间冷却剂回路从核反应堆移开(或者完全消除)，并且可以由更容易获得和制造的材料制成，因此更便宜并且更容易获得。
83.如图所示，蓄热系统208和发电系统212在核供热厂200的场所边界210之外。具体而言，核供热厂200位于场所边界210(诸如受保护的围栏)内，并且场所边界内的所有设备都受到严格的核管制。当电厂系统的诸如蓄热系统208和发电系统212的其余部分位于远程和场所边界210之外时，对这些系统的监管明显减少，这使得建造、许可和操作高效得多。这
些电厂辅机设备系统可能另外位于epz之外。
84.在一些实施例中，核供热厂200可以包括固有地安全的核反应堆，并且epz的大小可以与场所边界210一致。在其他情况下，epz的大小可以被确定为在场所边界210内。在任一情况下，将电厂辅机设备系统定位在核场所边界210之外在安全性、效率以及建造和许可的速度方面具有许多优点。
85.此外，在所描述的布置中，核供热厂200能够进行负荷跟踪。负荷跟踪是一个概念，即随着一天中电力需求的波动，调整电力输出。传统的核电厂通常一直以全功率运行，一般不会波动其输出功率。在所描述的布置中，核供热厂200可以全功率运行，这可以被设计成满足电网的基本负荷要求。电网的基本负荷是一段时间内的最低需求水平。这种需求可以通过连续发电厂、可调度发电(例如，按需发电系统)、较小的间歇能源的集合或能源的组合来满足。可以通过可调度发电来满足全天都在变化的剩余的需求，可调度发电可以快速上调或下调，诸如负荷跟踪发电厂、调峰发电厂或蓄能器。
86.从核供热厂200输出的热能存储在蓄热系统208中，并根据需要输送到发电系统212。换句话说，核供热厂200可以以接近恒定的频率对蓄热器充热，并且蓄热系统208可以向发电系统212提供热能，以产生遵循来自电网的电力负荷需求的电力。因此，核供热厂200不仅可以满足基本负荷要求，还可以在满功率或接近满功率连续运行时提供负荷跟踪能力。
87.此外，因为蓄热系统的尺寸可以大于核供热厂200被配置为输送的尺寸，所以核供热厂200可以在非高峰电力需求期间对蓄热系统“充热”。在许多负荷跟踪发电厂中，发电厂在白天和傍晚运行，直接响应于不断变化的对电力供应的需求而运行。当需求较低时，发电厂可能会在傍晚或夜间停止运转，然后随着白天需求的增加而再次启动。在所描述的布置中，核供热厂200可以连续运行，并且所产生的热能可以被存储，直到因发电或一些其他目的而需要它。在一些情况下，核供热厂200可以产生比满足峰值负荷需求所需的更少的热能，但是因为它可以在非峰值使用时间期间对蓄热器充热，所以核供热厂200的总能量输出可以随着时间供应基本负荷需求和峰值负荷需求。
88.在其他情况下，核供热厂200可以产生比满足基本负荷需求所需的能量更多的能量。例如，核供热厂200可以产生足够的热能，以用于满足基本负荷需求，加上多余的热能来满足峰值负荷需求，以及为其他工业目的提供额外的热能。
89.参考图3，示出了包括产生热量的核反应堆302的核供热厂200。核反应堆302与蓄热系统304热连通。蓄热系统304与能量转换系统306热连通，能量转换系统306与外部负荷308连通。
90.产生热量的核反应堆302可以是现在已知或以后开发的任何合适类型的核反应堆，诸如裂变反应堆或聚变反应堆。这种合适的反应堆包括但不限于快中子核反应堆、热中子核反应堆、重水核反应堆、轻水慢化核反应堆、熔融盐反应堆、液态金属冷却反应堆、有机慢化核反应堆、水冷反应堆、气冷反应堆以及增殖和燃烧反应堆等。此外，产生热量的核反应堆302可以包括任何合适尺寸的核反应堆，诸如小型模块化反应堆、微型反应堆，甚至高达千兆瓦级或更大的反应堆。此外，可以在集成能量转换系统中使用一个或更多个反应堆，其可以是相同类型的反应堆，或者是不同类型和不同尺寸的反应堆。
91.核场所边界310是围绕核供热厂200的物理屏障，并且被设计成保护核反应堆302。
在许多情况下，场所边界310围绕核岛，如前面结合所述实施例所述，场所边界310可以比典型的核电厂小得多。蓄热系统304位于核场所边界310之外。如上所述，蓄热系统304可以是任何合适类型的蓄热系统304，并且可以利用任何合适类型的蓄热介质。例如，蓄热介质可以包括共晶溶液、相变材料、混溶性间隙合金、金属混合物(例如，alsi
12
)、水泥基材料、熔融盐(例如，氯化物盐、硝酸钠、硝酸钾、硝酸钙、nakmg或nakmg-cl等)、固体或熔融硅、或这些或其他材料的组合。
92.在一些示例中，蓄热介质也用作能量传递系统312和/或能量输送系统314内的热量传递流体。以这种方式，能量传递系统312可以与能量转换系统306流体连通，并且能量传递系统312的热量传递流体可以直接与蓄热系统304的蓄热介质相互作用。类似地，在一些示例中，能量输送系统314可以使用与蓄热系统304的蓄热介质相同的热量传递流体。在一些情况下，蓄热系统304可以与能量输送系统314直接流体接触。
93.蓄热系统304通过能量传递系统312与核反应堆302热连通，能量传递系统312可以通过热交换器热耦合到核反应堆302和蓄热系统304。能量传递系统312通常通过隔热导管将热能传递到蓄热系统304，在蓄热系统304中存储热能，直到需要热能时为止。
94.蓄热系统304诸如通过能量输送系统314与能量转换系统306热连通。能量转换系统306可以是能够将热能转换成另一种形式的有用能量的任何合适类型的现在已知或以后开发的技术。在一些示例中，能量转换系统306利用可在兰金循环上运行的蒸汽涡轮机来将蒸汽转换成机械功。在许多情况下，蒸汽通过蒸汽涡轮机输送，蒸汽涡轮机使发电机的轴旋转以产生电力。
95.能量输送系统314可以是热传输设备的任何合适的组合。在一些情况下，一个或更多个热交换器与蓄热系统304和能量转换系统306中的每一个相关联。设置在能量输送系统314中(诸如在流体回路中)的工作流体在与蓄热系统304相关联的一个或更多个热交换器处接收来自蓄热系统304的热能，并且在与能量转换系统相关联的一个或更多个热交换器处将热能输送到能量转换系统306。能量输送系统314可以使用本文已经描述的任何合适的工作流体。
96.能量转换系统306可以通过能量传输系统316耦合到外部负荷308。外部负荷可以是公用电网。能量转换系统306可以将所产生的电力输送到电网，诸如通过将功率从能量转换系统输送到需求中心的高压输电线路。值得注意的是，能量转换系统306远离核反应堆302，并且在许多情况下在核场所边界310之外，并且在许多情况下也在epz之外。如上所述，核反应堆302与能量转换系统306解耦，并且在能量转换系统306处的任何故障不会对核反应堆302产生负面影响，反之亦然。事实上，即使当核反应堆302诸如为了维护或换料而停止运转时，蓄热系统304也能够继续向能量转换系统306输送热能，以用于向外部负荷供电。
97.蓄热系统304相对于核供热厂200的相对低的成本有利于蓄热系统304的放大和核供热厂200的缩小。此外，在利用低压热输送(例如，熔融盐作为热输送介质)的情况下，相对高成本的能量转换设备306被安装在远离核供热厂200的地方，在那里它可以被更高效地建造，并且没有如果它被建造在核场所所需的监管。如在本公开中所使用的，术语“低压”用于表示低于约3.5mpa的压力。
98.另外，在没有耦合到核反应堆302的高压系统(例如，大于约3.5mpa)的情况下，可以最小化epz，并且可以减小热输送距离。在一些情况下，蓄热系统304可以安装在核场所附
近，但是在场所边界310之外。这最小化了热输送距离，同时将蓄热系统304和能量转换系统306保持在核场所边界310之外并且在核监管的范围之外。
99.参考图4，核反应堆302可以是类似于图3中所描述的反应堆，并且耦合到蓄热系统304，该蓄热系统304可以是基本类似于图3中的蓄热系统304。核反应堆302也可以耦合到辅助蓄热系统402。在一些情况下，蓄热系统304可以可选地热耦合到辅助蓄热系统402。核反应堆302可以被配置成将热能输送到蓄热系统304、辅助蓄热系统402或两者。
100.蓄热系统304耦合到能量转换系统306，如本文所述。能量转换系统306耦合到外部负荷308，外部负荷308可以是任何负荷，诸如电负荷或热负荷。
101.如图所示，辅助蓄热器402可以安装在核场所边界310之外，或者在一些情况下，可以安装在核场所边界310内。在一些实施例中，其功能是控制核反应堆302的回流和堆芯入口流体温度。在实际t
in
和预期t
in
有差异的地方，反应堆控制系统可以启动反应性的改变以解决温度差。例如，在堆芯入口温度高于预期的情况下，反应堆控制系统可以降低反应性以解决高于预期的入口温度。
102.辅助蓄热器402可以专用于反应堆，并用于控制和/或稳定堆芯入口温度。例如，辅助蓄热器402可以与反应堆容器内的一次冷却剂回路热连通。在一次冷却剂流体的温度不同于预期t
in
时，辅助蓄热器402可以与一次冷却剂回路相互作用，以增加或移除一次冷却剂的热量。当一次冷却剂与辅助蓄热器的工作流体相互作用时，效果是一次冷却剂与辅助蓄热器流体达到热平衡。通过控制一次冷却剂温度，核堆芯内的反应性得以稳定，并且使任何自然波动平滑。
103.在一些示例中，辅助蓄热系统402与核反应堆302直接热连通，诸如通过将核反应堆热能的一部分转向辅助蓄热系统402。在其他示例中，辅助蓄热器402与蓄热系统304热连通，并且来自蓄热系统304的一部分热能被转向辅助蓄热器402，用于调节核反应堆堆芯入口温度。
104.本领域技术人员将容易理解这些不同的系统可以如何相互热连通并用于调节堆芯入口温度。
105.参考图5，示出了核供热厂500，核供热厂500可以基本上如前所述。值得注意的是，在一些反应堆设计中，不需要依赖重燃料组件操纵设备。例如，在池型反应堆(诸如熔融盐反应堆)中，不存在需要被存储、移动、插入或从反应堆堆芯取出的燃料棒或燃料组件。因此，燃料处理区204的尺寸可以相比于传统核电厂的尺寸显著减小。此外，依赖于防扩散燃料循环的许多反应堆设计(诸如增殖和燃烧反应堆或熔融盐反应堆)不需要在安全壳区内包括燃料处理区204。在这些实施例中，安全壳区206可以小得多，并且仅包括核反应堆和反应堆的较小子系统。导致明显更小的安全壳区206，这意味着更低的建造、许可和运行成本。
106.另外，较小的安全壳区206导致场所边界310的较小覆盖区。此外，在那些固有安全的反应堆设计中，场所边界210可以最小化，并且epz也可以最小化。在一些情况下，epz边界与核场所边界210重合，或者在一些情况下，epz在场所边界210内。这允许蓄热系统208和/或发电系统212位于场所边界210之外，同时相对靠近场所边界210，以减小能量传输系统214的热传输距离。
107.如图所示，蓄热器208可以与一个或更多个负荷510热连通。例如，蓄热系统208可输送热能用于工业加热512、地区供热514或发电212等。
108.工业加热512的应用是多种多样的，需要在不同温度下加热。工业加热应用可以包括流体加热，诸如用于食品制备、化学生产、重整、蒸馏、加氢处理，并且需要在大约110℃到大约460℃范围内的温度。类似地，固化和成型工艺(诸如用于涂层、聚合物生产、搪瓷、挤制等)需要在大约140℃到大约650℃范围内的热量。其他工艺包括例如铁成型、熔炼和炼钢以及塑料和橡胶制造。这种工业加热可以根据特定工业加热512要求在质量和数量上的需要，由蓄热系统208提供。
109.地区供热514是用于来自中央源的热量通过隔热管道系统的分配系统，例如用于商业和住宅供热应用(例如，空间供热和水供热)。该热量通常在较低的温度范围内，并且可以根据需要由蓄热系统208提供。
110.如已经讨论的，蓄热系统208可以耦合到发电厂212，并且蓄热系统208的热能可以用于发电。发电系统212可以按需发电，并且负荷跟踪来自电网的需求。在许多情况下，发电系统212将产生废热，即不用于发电的热量。这可能是蒸汽通过蒸汽涡轮机后的形式。可以再循环这种所谓的废热，诸如用于提供地区供热，地区供热与发电212或工业加热512应用相比通常具有更低的温度要求。类似地，来自工业加热512应用的废热可以被捕获和/或再循环以提供用于其他用途的热，例如地区供热，或者返回到蓄热系统208。
111.在一些实施例中，蓄热系统208能够同时为所有需要的负荷提供热能。这可以通过将蓄热器缩放到能够为来自所有预期负荷的热功率需求供应的大小来实现。因为负荷是可变的，例如，当环境温度较冷时，地区供热514的需求较高，并且诸如用于家庭使用的发电212在白天增加而在晚上减少，所以蓄热系统208可以被调整尺寸和配置以提供所有必要的负荷510需求。
112.蓄热系统208可以包括链接在一起的多个存储设施。多个存储设施可以包括相同或不同的热存储介质，并且可以保持在更适合不同热负荷的不同温度。例如，一些工业加热应用512需要超过800℃的温度。在这些情况下，一个或更多个单独的存储设施可以存储超过800℃的热能，以输送到这些高温负荷。类似地，一个或更多个单独的存储设施可以向需要较低温度的负荷提供相对较低温度(诸如100℃到300℃)的热能。当然，单独的存储设施可以利用不同的热存储介质，这些热存储介质专门设计成在期望的温度内运行。
113.例如，高温存储设施可以利用熔融盐作为热存储介质，其可以被配制成热稳定性高达1000℃或更高。较低温度的存储设施可以利用水作为蓄热介质，因为它具有高的热容量(大约4.2j/(cm3·
k))。
114.图6示出了蓄热系统可以提供所需热能的各种工业加热应用。如图所示，地区供热需要大约50℃的温度。这可以通过具有在大约50℃处稳定的蓄热介质的蓄热系统来提供，并且考虑到热传递效率，存储介质可以保持在高于所需温度的温度，并且热交换器可以与地区供热工作流体热连通，该工作流体可以是空气、水、油或一些其他合适的工作流体，持续足以将工作流体加热到足以进行地区供热的期望温度的预定时间。
115.今天运行的大多数核反应堆的运行温度在图的下半部分，即低于约300℃。这些核反应堆能够以高达约300℃的温度存储热能，这适用于许多较低温度的热负荷应用，包括发电。
116.然而，对于较高温度的热应用(例如，高于300℃)，传统的水冷核电厂不能产生该范围内的温度。然而，有些核反应堆被设计成以大约500℃-550℃的温度运行，这些温度适
合提供高达其运行温度的热能。其他核反应堆被设计成能够在750℃-800℃的温度运行，并能提供适合较高温工业用途范围内的热量。还有一些反应堆能够在1000℃或更高的温度运行，并且适合于为工业目的提供非常高温度的热量。聚变反应堆有望在数亿摄氏度的温度运行，它可以提供比裂变反应堆更高温度的热能。
117.参考图7，示出了集成能量系统700，其中蓄热系统702被供给来自各种热源的热能。蓄热系统702可以是基本上如本文中前述的。一个或更多个核反应堆704、706、708可以与蓄热系统702热连通。例如，当构建如图所示的集成能量系统700时，可以利用当时已有的核反应堆技术构建单个第一反应堆704。蓄热系统702可以耦合到能量转换系统710，诸如用于将热能转换成电能并将电能输送给外部负荷。
118.在一些情况下，第二核反应堆706、第三核反应堆708或更多核反应堆可以耦合到共同的蓄热系统702。在一些实施例中，一个或更多个热能源(可以是多个核反应堆、风能系统712、太阳能系统714、地热能系统中的任何一个，或者热能源的任何组合)可以被组合并耦合到蓄热系统7002，作为集成能量系统700的一部分。热能源通过任何合适的技术和部件将热能输送到蓄热系统702，对于不同的热能源，这些技术和部件可能不同。在一些情况下，蓄热系统702利用工作流体来存储热能，该工作流体可以是与用于将热能从热能源输送到蓄热系统702的热量传递流体的工作流体相同的工作流体。
119.随着基本负荷电力需求随时间增加，蓄热系统702可以被扩大以增加蓄热容量。类似地，核反应堆也可以被缩放、升级以利用不同的技术，或者添加额外的反应堆作为热源并耦合到共同的蓄热系统702。作为示例，钠快中子反应堆可以被构建并耦合到蓄热系统702。随着来自外部负荷716的需求增加，或者随着核反应堆技术在其技术准备度水平上的进步，另一个核反应堆可以被构建并耦合到蓄热系统702。例如，除了耦合到蓄热系统702的现有反应堆之外，或者作为其替代，熔融盐反应堆、小型模块化反应堆、钠池反应堆或者一些其他类型的反应堆可以被构造并耦合到蓄热系统702。
120.在许多示例中，可以建造多个核反应堆，每个核反应堆都具有其自己独特的反应堆容器、顶盖和场所边界，并且场所边界之外的一切对于多个核反应堆来说都是共同的。当然，管道和阀门可以用于将核反应堆耦合到蓄热系统702。能量输送系统可以使用相同或不同的热量传递介质来将核反应堆耦合至蓄热系统702。通过利用共同工厂辅机设备部件，诸如共同的蓄热系统702、共同的蒸汽工厂、共同的热输送和共同的能量转换系统710，缩放蓄热系统702的尺寸有效率的提高，而不是建造单独的核电厂来提供电力，每个核电厂都有它们自己的工厂辅机设备需求。
121.提供耦合到共同的蓄热系统702的多个反应堆提供了易于维护核反应堆的额外好处。一个核反应堆可以诸如为了维护或换料而离线，而无需停止运转整个系统。在一些情况下，一个或更多个热能产生系统(例如，核反应堆、风能系统712、太阳能热能系统714、地热系统等)与蓄热系统702和能量转换系统710解耦，从而使得一个或更多个热能系统可以离线，而不影响设备的其余部分或中断向外部负荷716的能量供应。
122.在一些示例中，热量传递流体是贯穿整个能量系统的熔融盐，也许核堆芯除外，其可以使用多种冷却剂中的任何一种。例如，将热能从核供热厂704运送到蓄热系统702的能量传递系统214可以利用熔融盐作为其工作流体。类似地，蓄热系统702内的蓄热介质同样可以是熔融盐，其可以是与能量传递系统214工作流体相同的盐。此外，将热量从蓄热系统
702传递到能量转换系统710的能量输送系统216同样可以是熔融盐。当然，整个系统中使用的熔融盐可以是相同的盐，或者可以具有针对其预期用途的不同配方。
123.例如，在蓄热系统702向地区供热负荷供热的情况下，需要相对低的温度，并且可以使用专门配制成在所需较低温度处表现优异的盐(或其他工作流体)作为工作流体来输送用于地区供热的热量。
124.另外，其他形式的热能可以耦合到蓄热系统，诸如太阳能热能714或风能712。在许多情况下，蓄热系统702对于热能的来源是不可知的，并且可以耦合到多种不同类型的热能产生设备，诸如多种核供热厂、太阳能发电厂、风电场、地热发电厂、水力发电厂或其他类型的热能产生设备中的任何一种。
125.图8示出了示例性能量系统800，其中多个热能源热耦合到蓄热系统702。热能源可以是许多热能系统中的任何一个或更多个，例如核反应堆供热厂704、太阳能供热厂714、风能发电厂712或其他类型的热能产生工厂，或热能产生工厂的任何组合。
126.热能产生工厂向蓄热系统702提供热能，蓄热系统702通过任何合适的方式存储热能，诸如共晶溶液、相变材料、混溶性间隙合金、金属混合物、水泥基材料、熔融盐(例如氯化物盐、硝酸钠、硝酸钾、硝酸钙、nakmg或nakmg-c1等)、固体或熔融硅、或这些或其他材料的组合。在一些实施例中，蓄热系统702利用与从一个或更多个热能产生设备接收热能的热能传递流体相同的工作流体。在一些情况下，热能传递流体与蓄热介质相同，并与其流体连通。在该示例中，在一些情况下可以省略中间热量传递回路，并且蓄热介质可以通过单个热量传递回路直接从热能产生工厂接收热能。热能工厂可以通过一个或更多个热交换器与蓄热系统702热连通，但是在一些实施例中，单独的热交换器用于每个热能设备，以便将热能工厂耦合到蓄热系统702。在一些情况下，这允许根据需要添加或从系统800中移除多个热能源。
127.在一些实施例中，辅助功率系统802可以耦合到蓄热系统702。蓄热系统702可以选择性地向辅助功率系统802提供热能，辅助功率系统802可以使用热能来产生动力，诸如用于向一个或更多个核反应堆704、706、708提供电力。在一些情况下，辅助功率系统802可以向一个或更多个核反应堆提供黑启动能力。这可以在停电情况下或启动核反应堆时为核反应堆提供专用电力，即使电网无法供电。这提供了核反应堆与电厂辅机设备的进一步解耦，并提供了与电网的解耦。当然，辅助功率系统802可以为任何热能产生设备、蓄热系统702或受益于不间断备用功率的任何其他系统提供备用功率。
128.蓄热系统702可以热耦合到能量转换系统710，能量转换系统710可以如上所述为外部负荷产生能量。在许多情况下，外部负荷716将需要热能或电力，这两者中任何一种都可以由能量转换系统710提供。在一些情况下，能量转换系统710将热能转换成电力，诸如通过蒸汽发生器和涡轮机。然而，在一些情况下，蓄热系统702可以直接向涡轮机提供压缩的并且加热的气体，并且省略通常用于涡轮发电厂中的蒸汽发生器。
129.例如，蓄热系统702或能量转换系统710可以使用蓄热介质来加热工作气体，例如氮气、氩气或氢气。工作气体可以被加热和压缩，诸如高达4atm、或5atm、或6atm，但是在一些实施例中，被加压到4atm以下。工作气体可以被加热，例如高达600℃、650℃、700℃、725℃或750℃或更高。工作气体可以直接提供给涡轮机，然后气体可以膨胀并驱动涡轮机。在一些实施例中，涡轮机以布雷顿循环(brayton cycle)或再生布雷顿循环运行。可以选择和
控制气体的压力比，以提高布雷顿循环效率。当然，可以使用其他工作气体，诸如在工作温度蒸发的不混溶盐，并且可以用于驱动涡轮机。
130.图9示出了集成能量系统900的实施例，其中核供热厂200向蓄热系统提供热能。应当理解，虽然示出了单个核供热厂200，但是两个或更多个核供热厂和/或其他热能厂可以组合起来向蓄热系统702提供热能。蓄热系统702又向一个或更多个负荷510提供热能，负荷510可以包括发电212、地区供热514或工业加热512负荷。在一些情况下，负荷510在几天或几周内可能相对低，并且蓄热系统702可能变得热饱和。也就是说，蓄热系统702可能不能从核供热厂或其他连接的热能源接收任何额外的热量。因此，由热能产生设备产生的热能可以被传递到提供益处的一些其他辅助热用途902。在某些情况下，多余的热量被排放到大气中；然而，在一些情况下，超过蓄热系统能够接收的多余热量能够用于其他过程，例如水脱盐或制氢等。当然，即使在蓄热系统不饱和的情况下，也可以向辅助热用途902供应热能。例如，来自热能源的热能可以被提供给蓄热系统702，并同时用于辅助热用途902。
131.在热能被输送到蓄热系统702之前，这些辅助热用途902可以接收一部分热能，或者诸如当蓄热系统被加满时，或者其中辅助热用途902被认为是比存储热能以供以后使用更高和更好的热能用途时，可以选择性地接收所有产生的热能。
132.在一些实施例中，蓄热系统702位于比发电系统212高的海拔。例如，蓄热系统702可建在山上，使得其海拔高于发电厂212。这种布置通过组合热能和由于海拔变化在下游系统上的重力引起的压力，利用了组合蓄能模式。组合蓄能模式提高了整体能量密度。例如，在典型的蒸汽涡轮系统中，需要一个或更多个泵来泵送工作流体通过涡轮系统。泵的尺寸通常被设计成适应峰值负荷，并且被选择成通过以更高的单位时间体积泵送工作流体通过涡轮系统来满足峰值负荷需求。依靠重力，系统可以通过蒸汽发生器输送额外的热量，然后输送到冷储罐。在某些实施例中，这种布置可以减小蒸汽涡轮机系统的一个或更多个泵的所需尺寸或者取消一个或更多个泵。
133.在一些实施例中，当前现有的安全壳场所可能适合于建造要耦合到蓄热系统的核供热厂。目前，有许多核反应堆场所不再运行，或者即将退役和停止运行。这些地点可被称为棕色地带场所(这是环境保护局定义的不动产命名法)，由于危险物质、污染物或致污物的存在或潜在存在，其扩建、再利用或开发可能会变得复杂。退役核反应堆场所是属于棕色地带场所定义范围内的一种物理场所。
134.然而，核棕色地带场所为本文公开或描述的系统和方法提供了几个优点。例如，核棕色地带场所已经有了土木工程，诸如道路、公用设施(例如电线、下水道、供水系统等)、场所边界安保、安全壳建筑、管道、阀门、附属建筑等。这些结构中的许多可以重新用于核供热厂，这大大减少了建设核供热厂和使其投入使用所需的时间和成本。
135.许多核棕色地带场所都有安全壳结构，其被设计为容纳高压核反应堆，诸如轻水反应堆(“lwr”)。这些安全壳结构的设计远远超过了新一代核供热厂所需的安全壳结构，其中许多核供热厂与lwr相比在相对低的压力下运行。蓄热系统702可以远离核棕色地带场所，并且诸如通过热量传递流体回路热耦合到如本文所述的核供热厂。可以在安全壳结构中创建通道，以允许热传输介质离开安全壳结构，并将热能输送到远离核场所的蓄热系统702。
136.现有的安全壳结构可以被配置为容纳一个、两个或更多的核供热厂。例如，在单个
安全壳结构中，可以建造共享安全壳结构、燃料处理系统和其他部件的多个核反应堆。安全壳结构可以被分隔成两个或更多个反应堆室，用于容纳多个核反应堆及其伴随的支持部件。两个或者更多的核反应堆可以共享燃料存储区、子系统、反应堆堆芯加燃料/去燃料系统和燃料精处理(polishing)系统等。
137.在某些情况下，希望核反应堆满功率运行。本文所述的系统和方法通过将核反应堆与蓄热和发电系统解耦来允许核反应堆保持连续满功率。核反应堆可以持续地向蓄热系统供应热能，蓄热系统的尺寸可以被设计成存储和提供比核反应堆所能提供的更多的能量。因此，随着时间的推移，核反应堆可以慢慢地给蓄热系统“充热”。在核反应堆产生蓄热系统无法接收的多余热量的情况下，多余热量可以被传递并用于辅助目的，诸如工业过程加热、淡水生产、氢气生产或一些其他有益目的。当然，多余的热量可以替代地或附加地排放到大气中。
138.图10示出了具有耦合到蓄热系统702的核供热厂200的集成能量系统的示例实施例。诸如风能、太阳能、地热能、波浪能或其他可再生能源的其他混合能源1002同样可以耦合到蓄热系统702。如图所示，核供热厂200位于核场所边界210和epz内，而诸如蓄热系统702和功率转换系统212的其余系统位于核场所边界210和epz之外。
139.核电厂的传统应用是发电。然而，许多较新的第四代核电厂被设计有温度高于500℃的出口，大大高于轻水反应堆(lwr)的出口温度。因此，这种高级热量的潜在适用性远远超出了发电。在该图示的结构中，核反应堆200被用作热源，该热源被发送到位于核场所边界210之外的单独的蓄热系统702。除了无碳或至少低碳排放与新型核反应堆的防扩散特性相结合之外，这种集成能量系统1000架构还具有许多有益的特性，诸如：(1)降低反应堆和总系统成本；(2)实现灵活的电力需求(负荷)，以及可再生能源渗透率更高的电网的“利润跟踪”；(3)以比天然气有竞争力的成本提供高温过程热，这在目前的lwr中是不可能的；以及(4)通过高温电解产生氢气。
140.这些能力使得工业过程和交通部门的碳排放量大幅减少，目前工业过程和交通部门的温室气体排放量约占全球的75％。
141.核电厂目前面临的一个障碍是与建造和启动核电厂相关的前期建设和许可成本。核电厂建设的主要成本驱动因素之一不是核技术本身，而是由严格的核标准监管的大型建设项目的成本。因此可见降低资本成本的最大可能之一不一定是反应堆本身的技术进步，而是工厂设计。如本文所述，通过大大简化和降低核场所内建设项目的范围和复杂性，与建设典型核电厂相关的主要成本驱动因素显著降低。在本文描述的各种架构实施例中，核电厂和核建设项目的范围被缩减至其最基本的形式。简化的反应堆成为热能的生产者，在这里被称为核供热厂。
142.在一些实施例中，核供热厂和集成能量系统的其余部分之间的接口是热交换器，并且热交换器下游的其余系统部件在功能上和空间上与核供热厂分离。在这种架构中，包括功率转换系统在内的工厂蓄热和辅机设备是在监管更少、成本更低且完全商品化的环境中构建和运行的。
143.熔融盐蓄热系统相对便宜，在许多情况下比电池存储便宜一个数量级，并且已经实现了gwh规模的商业准备度。合适的蓄热系统目前正被用于支持聚光太阳能产业。此外，由于这里描述的先进核反应堆的优秀安全效益，非常小的epz是可能的，这使得这些反应堆
能够更靠近热量消费者。
144.所描述的集成能量系统还解决了核能在当前和未来电力市场中面临的另一个挑战。例如，随着间歇性可再生能源发电比例的增加，电力供应会有很大的变化，通常在上午9点至下午4点的时间窗口内会出现生产过剩，太阳能会将电价推低至非常低的值，甚至是负值。目前的核电厂在快速负荷跟踪方面的灵活性通常有限，并在某些情况下，为了实现低平准化发电成本(lcoe)，核电厂被驱动以保持相对较高的容量因数。因此，即使核电厂能够满足每天变化的电力需求，它们的lcoe也在增加，这使得它们更难与替代技术竞争。盐热存储允许许多类型的核供热厂以100％的容量因数(或与其非常接近)运行，并将在蓄热罐(例如，盐罐)中蓄能，并在需求高且价格也高的时期出售电力。
145.减少温室气体排放的一个重要考虑因素是将脱碳扩大到其他工业过程。在这个部分主要是以热能的形式的能源消耗是巨大的，石油和化学品是主要的消费者。本文所述的具有约510℃-540℃或更高的高出口温度和与这些温度兼容的蓄热介质的集成能量系统提供了向大量消费者供应高达约500℃的热能的机会，诸如炼油厂、各种化工厂、苏打灰生产厂、纸浆和纸张生产厂、食品加工厂等。生产热和电的联产发电厂也有很大的潜力。
146.交通部门在全球能源消费中占第二大份额，仅次于工业制造。直到最近，交通一直完全由汽油燃料驱动，没有清洁核能参与这一部门。随着最近由利用氢的电池和燃料电池驱动的电动汽车的到来，这种情况正在发生变化。如本文所述的集成能量系统可以无碳地提供这两种产品，并对交通部门的脱碳产生重大影响。
147.这里描述的集成能量系统可以使用高温电解和热量来产生氢气。存储的热能可以用来从水中产生蒸汽，且诸如电的混合能量可以用于将电解槽中的温度升高到750℃-900℃，诸如通过欧姆加热。在一些实施例中，电解槽中的热交换器可以回收来自氢气流和氧气流的热量，以减少将电解槽温度保持在期望温度(或在一些情况下高于阈值)所需的欧姆加热能量的量。此外，所描述的集成能量系统可以同时产生电力(诸如为汽车电池充电)和氢气。例如，当不需要电时，产生的热能可以用来产生额外的氢，并存储氢以用于长距离分配，诸如目前对汽油所做的那样。与gw级的蓄热(其仅限于数小时长的持续时间和相对短的运输距离)不同，氢可以存储的时间长得多，并可以运输非常长的距离。因此，可以利用集成能量系统来产生氢气，氢气可以长期存储，长距离运输，并在以后用作燃料源。
148.在一些实施例中，核供热厂和集成能量系统可以专门地或部分地耦合到氢产生工厂，并且可以使用电解过程，该电解过程利用电将水分解成氢和氧。在一些情况下，集成能量系统可以向产生的蒸汽提供热能，以用于天然气工艺的氢蒸汽重整。在一些情况下，高温电解过程是其中大量电解能量可以由热量提供的过程，这减少了电能的量，并因此降低了产生氢气的成本。在一些情况下，高温电解过程利用温度约为800℃的热能，该热能可由本文所述的集成能量系统提供。
149.图11示出了集成能量系统1100，集成能量系统1100具有与集成蓄能块1104连通的核块1102。集成蓄能块1104又与功率块1106连通。功率块1106可以与外部负荷1108连通。根据一些实施例，核块1102包括一个或更多个核反应堆，诸如具有如本文所述的围绕核岛的核场所边界1110的核供热厂。一个或更多个核供热厂可作为核块1102的一部分而被包括，并且一个或更多个核供热厂可以耦合到集成蓄能块1104，并且保持它们自己单独的核场所边界1110。集成蓄能块1104可以由本文所述的任何合适的蓄热器组成，并且可以包括例如
依靠相变材料在稳定的温度存储热能的盐罐，以从核块接收热能。在此也称为热存储系统或蓄热系统的集成蓄能块1104通过边界1112与核块1102分开，边界1112可以由核场所边界1110限定。在一些情况下，核块1102和集成蓄能块1104之间的主要连通是一个或更多个热交换器，该热交换器将核块1102产生的热能传输到集成蓄能块1104。
150.集成蓄能块1104与功率块1106热连通。热连通可由一个或更多个热交换器提供，该热交换器被配置成将热能从集成蓄能块1104传输到功率块1106。功率块1106可以将热能转换成电，例如，这可以由涡轮机(诸如蒸汽涡轮机)或一些其他类型的热能到电能转换系统来执行。功率块1106可以利用热能来发电，以传输到如电网的外部负荷1108。
151.随着世界逐渐远离燃煤发电厂，出于许多的种种原因，退役燃煤发电厂的设备可以被其他能源利用。例如，当燃煤发电厂退役时，对于锅炉下游的设备，热源是不可知的。例如，涡轮机、开关站、冷凝器、发电机和电缆仍然可以与另一种热能来源一起使用。一旦燃煤发电厂退役就成为孤立资产的这些宝贵资产为另一种无碳热能源创造了机会，以便继续利用孤立资产发电。
152.根据一些实施例，电厂功率块(例如，锅炉下游的所有设备)的煤辅机设备包括诸如锅炉汽包、悬挂式过热器、高压涡轮机、再热器、中压涡轮机、低压涡轮机、冷凝器、给水泵、除氧器、给水加热器、省煤器、冷却塔、发电机、变压器和电力传输系统以及伴随的管道、仪表和控制的装置。如本文所述，这些孤立资产对于热能的来源是不可知的，热能可以由集成蓄能块1104(例如，蓄热系统)提供。
153.集成蓄能块1104可以从多种热能源中的任何一种接收热能，例如从一个或更多个核供热厂、太阳能、地热能、风热能、波浪能或任何其他合适的热能产生设备。根据一些实施例，集成蓄能块1104允许任何形式的热能与任何形式的功率块1106组合并使用，提供了将核块1102与功率块1106解耦的进一步优点。
154.这种架构提供了许多优势。例如，存在与核块1102和集成蓄能块1104下游的所有设备的监管分离，在将核块1102与功率块1106配对方面存在灵活性。例如，核块1102不需要在功率输出方面与功率块1106匹配。核块1102可以全功率运行，并将热能传输到集成蓄能块1104，集成蓄能块1104然后可以以任何合适的方式提供热能来驱动功率块1106的涡轮机。因此，功率块1106的运行完全独立于核块1102的运行。
155.根据一些实施例，核块1102可以以100％容量运行，然而因为核块1102通过集成蓄能块1104与功率块1106解耦，所以功率块1106完全能够对电力需求进行负荷跟踪。
156.所描述的架构还带来了设计效率方面的优势。核反应堆不再需要匹配特定的功率块1106。一个通用的反应堆可以与一个通用的功率块相匹配，这样就不需要开发一个新的反应堆来匹配每个任意的功率块。通用反应堆是指任何设计和功率输出的反应堆。通用功率块是指热能到电能转换系统(并且包括例如蒸汽发生器)的任何设计、尺寸、类型和功率输出。
157.在一些实施例中，集成蓄能块1104被设计成接收核块1102的输出，并根据功率块1106的需求输送热能。在一些实施例中，所描述的架构允许单个反应堆设计或多个反应堆设计的组合配合功率块1106。例如，如果功率块需要1600mwth的蒸汽用于蒸汽涡轮机，则可以用一个1600mwth的反应堆、两个800mwth的反应堆、一个1200mwth的反应堆和一个400mwth的反应堆等来满足这一需求。在一些情况下，集成能量块1104充当来自一个或多个
反应堆设计的功率聚集器，因此通过依赖集成能量块1104作为缓冲器，允许功率块1106到一个或更多个反应堆的耦合的灵活性、可扩展性和时间独立性。这进一步允许核块1102和功率块1106在设计、构造和操作方面完全解耦和独立。一个额外的好处是，该架构允许使用单个反应堆设计(诸如400mwth的工厂)与多种类型的功率块(例如，400mwth、800mwth、1200mwth、1600mwth、2000mwth、2400mwth等)结合使用。在一些实施例中，核块1102和功率块1106之间可能存在真正的不匹配，例如，输出1600mwth的反应堆块1102可以与1500mwth的功率块1106配对。换句话说，核块1102可以具有热功率输出，并且功率块1106可以具有大于或小于核块1102的热功率输出的热功率输入。换句话说，反应堆块1102可以具有不同于功率块1106的铭牌容量的铭牌容量。如本文所用，铭牌容量是设施的满载持续输出。铭牌容量通常是向监管机构登记的用于对电厂功率输出进行分类的数字，通常以瓦特、兆瓦或千兆瓦为单位进行测量。当用于描述功率块1106时，它可以用来指输入到功率块1106的功率，当功率块1106以全功率运行时，该功率可以被转换成电。
158.这种类型的不匹配可以以这里描述的方式来处理，诸如通过将多余的热能用于其他目的，通过缩放集成蓄能块，并且计划核中断的同时仍然从集成蓄能块向功率块提供热能，或者允许核块1102在电力需求减少的时候给集成蓄能块1104充热等。在一些情况下，功率块1106可以可操作地缩回到低于100％功率的功率输出，而核块1102可以以100％操作功率操作。
159.类似地，反应堆块1102可以耦合到集成蓄能块1104，其具有在核块1102热生产能力和蓄热块1104蓄热能力之间的不匹配。换句话说，核块1102可以具有低于蓄热块的存储容量的生产容量。在一些情况下，反应堆块容量可以是蓄热块存储容量的10％、20％、30％、40％、50％、60％、70％或80％的量级。
160.在一些情况下，核块1102产生的热能的温度对于功率块1106来说可能不理想。作为示例，核块1102可以提供500℃的出口温度，而功率块1106可以需要550℃的蒸汽。在这些情况下，温度不足可以通过以下方式来弥补：(1)可以将蓄热介质加热到更高温度的调峰罐，(2)在蒸汽被发送通过涡轮机之前向蒸汽添加额外的热能，(3)以较低的效率运行涡轮机，或者利用一些其他解决方案来处理温度不匹配。
161.在一些实施例中，混合技术可用于补充核块1102的热能。例如，在功率块1106需要比核块1102所能提供的更高的入口蒸汽温度的情况下，可以利用诸如欧姆加热、天然气、氢气或一些其他能源的替代技术，以使蒸汽温度达到峰值，以合适的效率运行功率块1106。
162.根据一些实施例，结合核供热厂利用集成能量系统1100中的孤立功率块1106资产提供了许多好处。例如，该场所已经得到批准和运营，选址已经完成，这允许数亿美元的设备进一步用于无碳发电操作，而不是被废弃，该场所已经连接到输电基础设施和连接到电网等好处。
163.前述将核块1102和集成蓄能块1104与孤立煤电块1106资产相结合的讨论同样适用于孤立天然气资产。由于许多的种种原因中的任何一种，燃气发电厂退役，来自这些发电厂的功率块可以通过将功率块1106与集成蓄能块1104耦合来利用，该集成蓄能块1104提供热能来驱动燃气发电厂的涡轮机。集成蓄能块1104可以从多种不同来源中的任何一种(诸如从一个或更多个核反应堆、太阳能、风能、地热能、水能或任何其他合适的热能来源)接收热能。
164.在一些情况下，当功率块1106需要比集成蓄能块1104的输出温度更高的温度时，退役的燃气发电厂将具有可用的天然气源，该天然气源可用于使蓄热介质或涡轮工作流体的温度达到峰值，以便提高涡轮循环的效率。另外，由于低于最佳入口蒸汽压力，功率块1106本身可以以较低的效率发电，并且随着入口蒸汽被升高到对于功率块更理想的温度，传递一些产生的电力以使入口蒸汽的温度达到峰值并逐渐增加其效率。
165.根据一些实施例，棕色地带场所通过将其与集成蓄能块1104和核块1102相结合来提供利用孤立设备的机会。通过利用棕色地带场所上现有的基础设施，它允许对原本难以使用的场所进行补救，并将其开发为无碳能源生产设施，其成本比新建筑低得多，许可和投入使用的时间和成本也更少，并且该场所可以重新开发为积极用途。
166.参考图12a，示出了包括核供热厂1202的集成能量系统1200。作为示例性图示，示出了钠冷却反应堆；然而，应该认识到，任何类型的核反应堆都可以与本文中描述的系统和架构一起使用。钠冷却反应堆位于核岛1204内，核岛1204包括核安全壳。核场所边界1206围绕核岛1204并在核岛1204内，并且场所边界1206是中间热回路1208，其在所示的示例中是钠回路。在一些钠冷却反应堆中，由于一些原因，中间热回路1208是优选的。例如，钠和水/蒸汽以能量的方式相互作用。钠冷却反应堆中的中间回路1208通常是用蒸汽分离反应堆容器内的高放射性一次钠(primary sodium)所必需的，诸如在蒸汽发生器管破裂的情况下。中间热回路1208内的钠在经过位于反应堆容器1212中的主热交换器1210时被中子通量激活，并变得具有放射性，但其放射性程度比反应堆容器1212中的一次钠小得多。
167.在一些核反应堆实施例中，主热交换器1210将热能从反应堆容器1221内的一次钠冷却剂传递到中间热回路1208中的钠冷却剂。在许多情况下，主热交换器1210是钠/钠热交换器。然后，中间热回路1208可以将热能传递到另一个热传递介质，该另一个热传递介质可以是在中间热交换器1214内的盐，诸如在所示的示例中。然后，盐将热能传递到蓄热系统1220，以便由功率转换系统1222存储和使用。功率转换系统1222可以包括一个或更多个蒸汽发生器1224，以及一个或更多个可以用于发电的涡轮机1226和冷凝器1228。所示的中间热回路1208的一个效果是保持钠和蒸汽循环之间的分离。中间热回路1208还通过将盐回路1230定位成远离核反应堆容器1212和核堆芯来减少或防止盐活化。
168.图12b示出了具有核供热厂1202的集成能量系统1250，核供热厂1202中的中间热回路已从系统架构中去除。例如，反应堆容器1212内的一次冷却剂回路与蓄热系统1220的热传递回路1230直接热连通。去除中间热回路简化了构造、管道、阀门，并且降低了成本。这至少部分地通过盐系统架构实现，盐系统结构从核反应堆容器中的主热交换器1210接收热能，从而保持功率转换系统的钠回路和蒸汽循环之间的分离。
169.然而，一个附加的考虑是由于热传递介质(例如，盐)穿过反应堆容器1212中的主热交换器1210而引起的盐系统的中子活化。
170.图13a和13b示出了根据一些实施例的紧凑型热交换器(“chx”)1300的实施例。紧凑型热交换器1300可以是印刷电路热交换器、板式热交换器、成形板式热交换器或混合热交换器，在混合热交换器中两种或更多种介质在一个或更多个粘结板的相对侧上流动。冷却介质可以在高压下，但在一些实施例中，冷却介质处于低压。工作流体(其在一些实施例中是钠和盐)可以通过2d或3d板图案在一个或更多个粘结板的两侧流动。2d或3d板图案可以被配置成产生所需的热长度和压降。如本文所用，钠和盐将用作chx内的示例性工作流
体，其中钠用作反应堆堆芯内的冷却流体，而盐用作热传递流体以将热能传递到反应堆容器之外。在一些实施例中，chx与钠池核反应堆结合使用。
171.钠入口1302邻近chx的一侧形成，而钠出口1304可以形成在chx的相对侧上。在一些实施例中，在反应堆容器内的安装配置中，钠入口1302可以邻近chx的顶表面，而钠出口1304可以邻近chx的底表面。在一些实施例中，钠入口1302可以高于钠出口1304。然而，在其他实施例中，钠入口1302可以在chx的任何一侧上或邻近chx的任何一侧，而钠出口1304可以邻近chx的任何其他一侧或在chx的任何其他一侧上。在许多情况下，钠入口1302和钠出口1304在chx的相对侧上。
172.盐入口1306可以位于chx 1300的一侧上或邻近chx 1300的一侧，该一侧可以是与配置有钠入口1302的一侧正交的一侧。盐出口1308可以形成在与盐入口1306相同的侧上，以容纳盐回路管道，该盐回路管道可以在反应堆容器的同一侧上进入和退出。然而，盐入口1306和盐出口1308可以形成在chx1300的不同表面上。
173.chx1300可以由具有表面凹槽1312的一系列平行板1310形成，表面凹槽1312彼此相邻放置，以便当板1310结合在一起时形成一系列通道。表面凹槽1312可以光化学蚀刻、机械形成或通过某种其他工艺形成到板的表面中，并且被定尺寸和布置成提供所需的流动特性，诸如流体路径长度和压降。
174.在许多情况下，板1310彼此扩散(diffusion)结合(这是固态焊接过程，其使结合恢复到母金属强度)，允许优异的热工-水力性能，并允许穿过chx 1300的2d和/或3d流体路径的设计优化。
175.在一些实施例中，集流管(header)或歧管(manifold)(未示出)可以附接到流体入口或出口，其提供同时穿过chx的所有层的流体连通路径。替代地，或者附加地，可以在板形成阶段配置端口，以在chx1300中提供整体集流管。在某些情况下，chx1300可能是半端口的，混合了由歧管连接的集流管和端口。
176.chx1300可以由任何合适的材料形成，并以用于预期应用的合适尺寸形成。在许多情况下，对于相同的应用，chx1300可以形成为比壳管式热交换器小得多。换句话说，当在核反应堆容器内使用时，被设计为钠/盐热交换器的chx 1300可以明显小于具有类似的热能传递能力的被配置用于钠/盐热传递的壳管式热交换器。在某些情况下，对于类似的应用，chx1300所需的体积大约是同类壳管式热交换器的7分之一。
177.在所示的示例中，一次钠从形成在上表面中的钠入口1302向下穿过形成在chx 1300中的板之间的通道流过开口槽，流到形成在chx 1300的底表面中的钠出口1304。盐进入盐入口1306并通过分配器分配到冷通道，并在chx1300中形成的通道内向上流动并离开盐出口1308。一种例如这样的配置：其中热流体从chx的顶部附近进入/退出，而冷流体在chx的底部附近进入/退出，利用了自然对流循环来促进有效的流体流动。
178.可以指定允许的压降，并且通常需要较低的压降以降低操作成本并提高循环效率。在一些实施例中，chx两端的钠压降小于约6psi，或小于约5psi，或小于约4psi，或小于约3psi。较低压降通常需要短的流动长度和低的粘度，这直接影响热传递系数。可以通过改变流动长度、流体粘度和/或流动宽度来调节压降，并且同样可以通过改变层数和热传递面积来影响总的热传递。
179.板表面类型可以为了特定目的而定制，并且可以形成以增强表面密度和热传递系
数，并且可以形成为具有任何适当布置的翅片(fin)，诸如锯齿形(serrated)、人字形(herringbone)或穿孔的。当然，本文中也可以考虑其他布置。在组合或替代方案中，通道可以通过任何合适的方式直接在板中创建，但在某些情况下，通过光化学蚀刻来创建通道。
180.通道可以是任何合适的尺寸和截面形状。在一些实施例中，形成的通道为半圆形，半径约为0.5mm、或约为0.75mm或约为1mm。当然，根据chx的设计流动参数，可以考虑其它合适的截面形状和尺寸。
181.图14a和图14b示出了钠/钠壳管式热交换器1402(图14a)和钠/盐chx 1404(图14b)之间的相对尺寸差。值得注意的是，钠/盐壳管式热交换器明显大于图14a所示的钠/钠壳管式热交换器。
182.图14a示出了核反应堆1400的示意图，该核反应堆1400具有被设计用于钠/钠热传递的壳管式热交换器1402。可以看出，钠/钠热交换器1402是反应堆容器1406内最大的部件之一，并且是设计核反应堆1400的主要设计因素。事实上，钠/钠热交换器1402在很大程度上决定了反应堆容器1406的高度，而反应堆容器1406的高度又影响安全壳结构和其他部件的总体尺寸。
183.此外，屏蔽钠/钠热交换器1402是困难和昂贵的，因为钠/钠热交换器1402邻近堆芯1408，在堆芯1408处其接收相对高的中子活性。由于反应堆容器1406内的空间限制和由于热交换器1402的尺寸，屏蔽是困难的。当用壳管式钠/盐热交换器替换壳管式钠/钠热交换器1402时，由于钠/盐壳管式热交换器明显大于所示的钠/钠壳管式热交换器1402而加剧了所注意的考虑事项。
184.在许多典型的配置中，冷却剂盐的热导率是钠的大约100分之一。因此，钠/盐壳管式热交换器需要比钠/钠热交换器大得多的热交换器。在某些情况下，钠/盐热交换器的高度超过钠/钠壳管式热交换器的两倍。在一些情况下，在那些实施例中使用钠/盐热交换器可能是有利的，其中盐是工作流体，诸如在集成能量系统中，并且盐是蓄热介质。通过依赖钠/盐热交换器，可以消除典型中间钠回路，该典型中间钠回路从反应堆容器1406中的一次冷却剂接收热能并将热能输送到反应堆容器1406之外的盐回路。然而，由于反应堆容器1406必须相当大(例如，2倍高)以促进钠/盐热壳管交换器，因此通过消除中间钠回路实现的任何增益很快就会丢失。同样，安全壳结构的尺寸也必须增加以容纳较大的反应堆容器1406。
185.在一些实施例中，反应堆容器1406内的热交换器在反应堆容器1406的尺寸中起着突出的作用。通过减小换热器的尺寸，可以相应地减小反应堆容器的尺寸。在一些实施例中，紧凑型热交换器1404用作反应堆容器1406中的一次钠/盐热交换器。
186.如图14b所示，一个或更多个chx 1404可位于反应堆容器1406内与堆芯1408间隔一段距离的位置处。在某些情况下，就辐射暴露而言，间距是很重要的。例如，chx 1404与堆芯1408间隔得越远，chx 1404暴露于越少的辐射。因此，chx 1404离堆芯1408放置得越远，为减少盐回路内的盐活化所需要的屏蔽就越少。此外，chx 1404与堆芯1408的较长距离改善了钠在反应堆容器1406内的自然循环，并且循环泵1410能够减小尺寸，从而获得额外的效率和尺寸效益。在一些情况下，在反应堆容器1406中使用一个或更多个chx 1404允许核反应堆输出更大量的热能，或者在不牺牲热能输出量的情况下减小尺寸。
187.图14a中热交换器邻近堆芯并且为了减少热传递流体的活化而需要大量的屏蔽，
与图14a所示的壳管式热交换器14402相比，chx 1404较小并且与堆芯1408进一步间隔开，这减少了所需的屏蔽量。因此，chx 1404允许池反应堆设计，其显著简化了设计、构造、屏蔽、管道和所需成本。在一些实施例中，chx与池型反应堆一起使用。在一些实施例中，池型反应堆是钠池型反应堆。在某些情况下，钠池型反应堆在快中子谱中运行。
188.在一些实施例中，chx 1404内的盐回路的压力比chx 1404的钠回路的压力高。因此，chx 1404中的任何泄漏都将导致盐流入钠中。在某些情况下，盐和钠组合的反应产物可能具有堵塞chx 1404中的任何泄漏的趋势，从而在chx 1404的部件失效的情况下提供固有的安全性。此外，chx 1404中的任何潜在泄漏都可以在核反应堆的保护气体系统中检测到。chx 1404的尺寸和位置便于chx 1404的移除和更换，因此与壳管式热交换器1402相比，chx 1404的维护和更换效率提高。
189.在一些实施例中，可在池型核反应堆中使用多个chx。如前所述，钠入口可位于chx上的较高海拔处，且钠出口位于chx上的较低海拔处。盐入口和盐出口可以位于chx的同一侧，并且可以被定位成有利于提高chx的安装、管道和可选的更换效率。在一些实施例中，盐入口和出口可以由同轴的入口管和出口管提供。当然，其他配置也是可能的，诸如分离的非同轴管，以及盐入口和出口的其他布置，盐入口和出口可以位于chx1404的相邻位置或相对的两侧。
190.来自两个或更多个chx的钠出口可以合并为单个钠出口，该单个钠出口将冷却的钠返回到堆芯。通过利用盐作为工作流体接收来自核反应堆的热能并将其传递到蓄热系统，省去了额外的钠回路，这也改善了具有钠防火和屏蔽的大型钠管的必要性，从而进一步简化了构造和相关成本。
191.虽然已经用钠池反应堆描述了示例chx 1404，但本文描述的特征和优点可以同样适用于其他反应堆类型。同样，虽然所描述的冷却介质使用盐作为示例，但这是示例性的，并且其他介质和介质类型是可能的。
192.图15示出了具有核供热厂1502的集成能量系统1500，该核供热厂1502包括发热核反应堆1504。核反应堆1504与蓄热系统1506热连通。蓄热系统与能量转换系统1508热连通，能量转换系统1508与外部负荷1510连通。
193.发热核反应堆1504基本上如本文所述，并且可以是现在已知或以后开发的任何合适类型的核反应堆。此外，发热核反应堆1504可以包括任何合适尺寸的核反应堆，诸如小型模块化反应堆、微型反应堆和高达千兆瓦尺寸的反应堆或更大的反应堆。此外，可以在集成能量转换系统中使用一个或更多个反应堆，该一个或更多个反应堆可以是相同类型的反应堆，或者不同类型和尺寸的反应堆。
194.基本上如本文所述，核反应堆1504被核场所边界1512包围。位于核场所边界1512之外的是蓄热系统1506。如所述，蓄热系统1506可以是任何合适类型的蓄热系统1506，并且可以利用任何适当类型的蓄热介质。例如，蓄热介质可以包括共晶溶液、相变材料、混溶间隙合金、金属混合物(例如，alsi
12
)、水泥基材料、熔融盐(例如，氯化物盐、硝酸钠、硝酸钾、硝酸钙、nakmg、或nakmg-cl等)、固体或熔融硅、或这些材料的组合或其他材料。
195.在一些示例中，蓄热介质还用作能量传递系统1514和/或能量输送系统1516内的热传递流体。以这种方式，能量输送系统1516可以与能量转换系统1508流体连通，并且能量输送系统1516的热输送流体可以直接与蓄热系统1506的蓄热介质相互作用。类似地，在一
些示例中，能量传递系统1514可以使用与蓄热系统1506的蓄热介质相同的热传递流体。在一些情况下，蓄热系统1506可以与能量传递系统1514、能量输送系统1516或两者直接流体接触。
196.蓄热系统1506通过能量传递系统1514与核反应堆1504热连通，能量传递系统1514可以通过一个或更多个热交换器热耦合到核反应堆1504并热耦合到蓄热系统1506。能量传递系统1514通常通过隔热导管将热能传递到蓄热系统1506，在蓄热系统1506中存储热能，直到需要热能时为止。
197.蓄热系统1506诸如通过能量输送系统1516与能量转换系统1508热连通。能量转换系统1508可以是能够将热能转换成另一种形式的有用能量的任何合适类型的现在已知或后来开发的技术。在一些示例中，能量转换系统1508是超临界co2(sco2)动力循环，其利用可在布雷顿循环上操作的sco2涡轮机将sco2转换为机械功。在许多情况下，sco2通过涡轮机发送，涡轮机旋转发电机的轴来发电。sco2比蒸汽具有更大的能量密度，这会转化为更小的系统部件，从而产生类似于更大的蒸汽涡轮机的净输出。此外，通过使用sco2作为工作流体，并且完全取消了蒸汽发生器，该系统所需的基建费用大大降低。另外，sco2不爆炸、不易燃、无毒，并且价格相对低廉。
198.在一些实施例中，sco2被来自蓄热系统1506的盐(诸如通过热交换器)加热。sco2在涡轮机中膨胀，从而转动涡轮机以产生机械轴功。离开涡轮机的co2在热交换器中冷却到所需的压缩机入口温度，并且co2被送回热交换器以由盐再加热，并且循环重复。可设想其它系统架构，诸如其中消除或绕过蓄热系统1506以便将热能从核反应堆1504直接输送到sco2动力循环系统1508的系统。
199.sco2动力循环系统1508可以诸如通过能量传输系统1518来耦合到外部负荷1510，外部负荷1510可以是公用电网。sco2动力循环系统1508可以将所产生的电力输送到电网，诸如通过将电力从sco2动力循环系统输送到需求中心的高压传输线来输送。值得注意的是，能量转换15089系统远离核反应堆，并且在许多情况下在核场所边界1512之外，并且在许多情况下也在epz之外。如所述，核反应堆1504与能量转换系统1508解耦，并且在sco2动力循环系统1508处的任何故障不会对核反应堆1504产生负面影响，反之亦然。事实上，即使当核反应堆1504诸如为了维护或换料而停止运转时，蓄热系统1506也能够继续向sco2动力循环系统1508输送热能，以用于向外部负荷供电。
200.图16示出了具有直接耦合到sco2动力循环1604的核供热厂1602的集成能量系统1600，该sco2动力循环1604又可以通过能量传输系统1610耦合到外部负荷1606。在该示例中，能量传递系统1608可以包括盐，盐由核反应堆1602加热，基本上如本文所述，并且盐被输送到sco2动力循环系统1604，在该系统中，盐被用于将co2加热到超临界条件以驱动sco2涡轮机。sco2动力循环系统1604可以提供基本负荷需求，并且由核供热厂1602产生的任何过剩热能可以被转移并用于其他热过程。sco2动力循环系统1604可以位于核场所边界1612之外，并且位于核反应堆1602的应急规划区之外。所示实施例中的核反应堆1602可以是如本文所述的任何合适的反应堆。
201.图17示出了集成能量系统1700的另一个系统架构，其中核供热厂1702产生热量，热量诸如通过反应堆容器中的热交换器被传递到能量传递系统1704。能量传递系统1704使用工作流体来传递热能。在某些情况下，工作流体是盐，但也可以是其他流体。核供热厂
1702和蓄热系统1706可以是任何合适的系统，并且可以与本文其他实施例中描述的类似系统相似或相同。
202.能量传递系统1704中的工作流体可以分岔并将热能输送到多个系统。如图所示，热能的第一部分可以被输送到蓄热系统1706，而热能的第二部分可以被输送到sco2动力循环1708。在一些实例中，输送到蓄热系统1706的热能可如本文所实质描述的那样被利用，诸如通过驱动能量转换系统1710来利用，该能量转换系统1710可以是用于发电以提供给外部负荷1712的蒸汽涡轮机系统。
203.输送到sco2动力循环1708的热能可以用于任何合适的目的，但在某些情况下，可用于为外部负荷1714提供电力。在一些情况下，外部负荷1714是基本负荷电力需求，并且sco2动力循环1708可以在满足基本负荷电力需求的水平上运行。另一电源，诸如能量转换系统1710，其可以是蒸汽发生器，可用于满足峰值电力需求，或反之亦然。
204.在一些实施例中，第一能量传递系统1407使用第一工作流体将能量输送到蓄热系统1706。第二能量传递系统1716可以利用第二工作流体将热能输送到sco2动力循环1708。在一些实施例中，第二工作流体可以是co2，其由发热核反应堆1702过热并被送到直接使用sco2的sco2动力循环1708。在一些实施例中，sco2动力循环1708可用于为一个或更多个核反应堆提供电力。以这种方式，在来自电网的电力不可用的情况下，一个或更多个核反应堆不需要依赖电网来获得电力，而是核反应堆可以从电网解耦并通过依赖sco2动力循环系统1708来提供电力而自我维持。在一些实施例中，第二工作流体与第一工作流体相同。在一些实施例中，第一工作流体和第二工作流体是盐。
205.在一些实施例中，蓄热系统1706位于核场所边界1720之外。在一些实施例中，能量转换系统1710位于核场所边界1720之外。在一些实施例中，sco2动力循环系统位于核场所边界1720之外。核场所边界1720可以是任何合适的边界，诸如本文中描述的那些。在一些情况下，蓄热系统1706、能量转换系统1710、sco2动力循环系统1708或这些系统的组合位于发热核反应堆1702的epz之外。在一些实施例中，sco2动力循环系统1708耦合到两个或更多个核反应堆1702，以独立于电网提供两个或更多个核反应堆的电力。
206.这里描述的实施例提供了一种集成能量系统，该系统将热能源与能量转换系统解耦，这提供了一种模块化的、可扩展的、高效的系统，该系统可用于满足基本电力负荷需求、峰值电力负荷需求以及工业过程热。诸如一个或更多个不同类型的核反应堆、太阳能发电厂、地热能源等的一种或更多种热能能源可以耦合到电厂的共享辅机设备系统，诸如蓄热系统和能量转换系统。
207.本领域普通技术人员将认识到，本文公开的任何过程或方法都可以以多种方式进行修改。这里描述和/或示出的工艺参数和步骤顺序仅作为示例给出，并且可以根据需要改变。例如，虽然在此示出和/或描述的步骤可以以特定顺序示出或讨论，但是这些步骤不一定需要以示出或讨论的顺序执行。
208.这里描述和/或示出的各种示例性方法也可以省略这里描述或示出的一个或更多个步骤，或者包括除了那些公开的步骤之外的附加步骤。此外，本文公开的任何方法的步骤可以与本文公开的任何其他方法的任何一个或更多个步骤相结合。
209.除非另有说明，否则说明书和权利要求中使用的术语“连接到”和“耦合到”(及其派生词)应被解释为允许直接和间接(即，经由其他元件或组件)连接。此外，说明书和权利
要求书中使用的术语“一个(a)”或“一个(an)”应理解为“至少一个”。最后，为了便于使用，说明书和权利要求书中使用的术语“包括”和“具有”(及其派生词)可与单词“包含”互换，并具有相同的含义。
210.如这里所使用的，术语“或”被包括在内地被用来指替代的和组合的项。如这里所使用的，诸如数字的字符指代相似的元素。
211.本公开的实施例已经如在此阐述的那样被示出和描述，并且仅作为示例被提供。本领域的普通技术人员将认识到许多适应、改变、变化和替换，而不脱离本公开的范围。在不脱离本公开和本文公开的发明的范围的情况下，可以利用本文公开的实施例的几种替代方案和组合。因此，当前公开的发明的范围将仅由所附权利要求及其等同物的范围来限定。本公开还包括以下编号条款。
212.1.一种系统，包括：
213.核反应堆，该核反应堆位于核场所；
214.核场所边界，该核场所边界围绕核反应堆，该核场所边界由阻止进入核场所的一个或更多个屏障限定；
215.蓄热系统，该蓄热系统位于核场所边界之外，该蓄热系统与核反应堆热连通；和
216.发电机，该发电机与蓄热系统热连通，该发电机位于核场所边界之外。
217.2.根据条款1所述的系统，还包括安全壳建筑，核反应堆封闭在安全壳建筑内。
218.3.根据条款1所述的系统，还包括燃料处理区，燃料处理区位于核场所边界内。
219.4.根据条款1所述的系统，其中蓄热系统通过能量传递系统与核反应堆热连通。
220.5.根据条款4所述的系统，其中该能量传递系统包括流体回路，该流体回路在该核反应堆和该蓄热系统之间形成闭环。
221.6.根据条款5所述的系统，其中能量传递系统的流体回路通过第一热交换器与核反应堆热连通，并通过第二热交换器与蓄热系统热连通。
222.7.根据条款5所述的系统，其中流体回路包含工作流体。
223.8.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括氯化物盐。
224.9.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括硝酸钠。
225.10.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括共晶溶液。
226.11.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括相变材料。
227.12.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括混溶性间隙合金。
228.13.根据条款7所述的系统，其中工作流体包括熔融金属或金属合金。
229.14.根据条款6所述的系统，其中第一热交换器或第二热交换器是壳管式热交换器。
230.15.根据条款6所述的系统，其中第一热交换器或第二热交换器是双管热交换器。
231.16.根据条款6所述的系统，其中第一热交换器或第二热交换器是板式热交换器。
232.17.根据条款6所述的系统，其中所述第一热交换器是紧凑型热交换器。
233.18.根据条款1所述的系统，其中核场所边界包括围栏。
234.19.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是快中子反应堆。
235.20.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是增殖反应堆。
236.21.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是热中子反应堆。
237.22.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是重水核反应堆。
238.23.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是轻水核反应堆。
239.24.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是熔融盐核反应堆。
240.25.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是液态金属冷却的反应堆。
241.26.根据条款1所述的系统，其中核反应堆是气冷核反应堆。
242.27.根据条款1所述的系统，其中该蓄热系统耦合到能量转换系统，该能量转换系统具有大于核反应堆热功率输出的热功率输入。
243.28.根据条款1所述的系统，其中该蓄热系统是低压系统。
244.29.根据条款28所述的系统，其中能量传输系统被配置为将热能从核反应堆传递到蓄热系统。
245.30.根据条款29所述的系统，其中能量传输系统是低压系统。
246.31.根据条款1所述的系统，其中发电机通过能量输送系统与蓄热系统热接触。
247.32.根据条款31所述的系统，其中能量输送系统包括封闭的流体回路。
248.33.根据条款32所述的系统，其中封闭的流体回路包含熔融盐。
249.34.根据条款31所述的系统，其中该能量输送系统包括工作流体，该工作流体与该蓄热系统内的蓄热介质直接接触。
250.35.根据条款1所述的系统，其中发电机是蒸汽涡轮机。
251.36.根据条款35所述的系统，其中蒸汽涡轮机将蒸汽转化为机械功。
252.37.根据条款36所述的系统，还包括通过蒸汽涡轮机的输出轴耦合到蒸汽涡轮机的发电机，并且机械功使发电机产生电力。
253.38.根据条款37所述的系统，其中该发电机被配置为负荷跟踪发电系统。
254.39.根据条款1所述的系统，其中该核反应堆是第一核反应堆，并且该系统还包括第二核反应堆。
255.40.根据条款39所述的系统，其中第二核反应堆位于第二核场所边界内的第二核场所上，并且蓄热系统和发电机位于第二核场所边界之外。
256.41.根据条款1所述的系统，还包括与核反应堆热连通的辅助蓄热系统。
257.42.根据条款41所述的系统，其中辅助蓄热系统被配置成调节核反应堆的堆芯的入口温度。
258.43.根据条款1所述的系统，还包括与蓄热系统热连通的太阳能热能系统。
259.44.根据条款1所述的系统，还包括核反应堆周围的应急规划区，并且其中蓄热系统和发电机位于应急规划区之外。
260.45.根据前述任一条款所述的系统，其中核反应堆包括：反应堆容器；一次冷却剂回路，其至少部分地设置在反应堆容器内；和主热交换器，其与一次冷却剂回路热连通。
261.46.根据条款45所述的系统，其中主热交换器是钠盐热交换器。
262.47.根据条款45所述的系统，其中主热交换器将热能从堆芯传递到蓄热系统的工作流体。
263.48.一种系统，包括：
264.核反应堆，位于核场所边界内，该核反应堆具有反应堆容器；
265.热交换器，位于反应堆容器内，该热交换器被配置为将反应堆容器内的一次冷却
剂与冷却剂回路中的盐冷却剂热耦合；和
266.蓄热系统，位于核场所边界之外，并被配置为接收来自冷却剂回路中的盐冷却剂的热能。
267.49.根据条款48所述的系统，还包括与蓄热系统热连通的发电系统，该发电系统位于核场所边界之外。
268.50.根据条款49所述的系统，其中核反应堆具有第一铭牌容量，发电系统具有第二铭牌容量，第二铭牌容量大于第一铭牌容量。
269.51.一种系统，包括：
270.核反应堆，具有热功率输出；和
271.发电系统，具有与核反应堆热连通的热输入功率；
272.其中热输入功率大于热功率输出。
273.52.根据条款51所述的系统，还包括设置在核反应堆和发电系统之间的蓄热系统，蓄热系统从核反应堆接收热功率并向发电系统输送热功率。
274.53.根据条款52所述的系统，其中蓄热系统的尺寸被设计成输送比该核反应堆能够提供的热功率更大量的热功率。
275.54.根据条款51所述的系统，还包括核场所边界，并且核反应堆位于场所边界内。
276.55.根据条款54所述的系统，其中发电系统位于核场所边界之外。
277.56.根据任一前述条款所述的系统，包括主热交换器，其中主热交换器是钠/盐热交换器。
278.57.根据条款56所述的系统，其中主热交换器位于核反应堆的反应堆容器内。
279.58.根据条款57所述的系统，其中主热交换器与蓄热系统热连通。
280.59.根据条款52所述的系统，还包括与蓄热系统热连通的第二核反应堆。
281.60.根据条款59所述的系统，其中第二核反应堆是与核反应堆不同的反应堆设计。
282.61.根据条款52所述的系统，还包括与蓄热系统热连通的太阳能供热厂。
283.62.根据条款52所述的系统，还包括与蓄热系统热连通的风力供热厂。
284.63.根据任何前述条款所述的系统，其中核反应堆与蓄热系统和发电系统解耦。
285.64.根据任何前述条款所述的系统，还包括接收热能以产生氢气的氢气产生设备。
286.65.根据条款64所述的系统，其中氢气产生设备包括电解器。
287.66.根据条款65所述的系统，其中氢气产生设备通过高温电解过程产生氢气。
288.67.根据条款64所述的系统，其中氢气产生设备通过天然气的蒸汽重整过程产生氢气。