CN104021827A - 半潜式平台浮动核电站及换料方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种半潜式平台浮动核电站，包括用于与海底基岩连接的多个桩基；还包括固定在桩基上的耐压舱；还包括至少容纳核反应堆的核岛厂房和至少容纳汽轮发电机的常规岛厂房，核反应堆产生的蒸汽输送至汽轮发电机；核岛厂房和常规岛厂房位于耐压舱内；所述桩基的长度被配置成使耐压舱整体位于海面以下。本发明工程造价低，稳定性高，安全性好。本发明还公开了用于半潜式平台浮动核电站的换料方法。

Description

半潜式平台浮动核电站及换料方法

技术领域

本发明涉及核工业领域，尤其涉及一种核电站。

背景技术

浮动核电站可用于发电、淡化海水、采暖，能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、化工、极地或偏远地区、孤岛等的特殊需要。

浮动核电站可以满足远离大陆的海岛、石油钻井平台等对能源的较大规模需求，为沿海海岛开发、深海油气开发在电力供应、海水淡化等方面提供充沛的能源。

例如渤海地区，目前采用的伴生气发电方式已无法满足电力需求，并且发电成本高昂，而且每个区域的根据存储的油气量不同，开采的时间也不等，长者40年，短者10年，针对海上钻井平台需要有一个固定的能源基地提供钻井平台的能源需求。

针对上述应用，开发浮动核电站可满足上述能源需求，而目前一般核能的使用寿命为60年左右，已远远高于常规油田开采需求。

目前，已知的浮动核电站只有俄罗斯开放的基于近岸固定的船式浮动核电站，这种核电站为船式结构，工程造价高，而且受海面风浪影响大，在稳定性上存在局限。

发明内容

本发明的目的即在于克服现有的浮动核电站工程造价高，稳定性较低的不足，提供一种半潜式平台浮动核电站。

本发明的另一个目的在于提供一种用于所述半潜式平台浮动核电站的换料方法。

本发明的目的通过以下技术方案实现：

半潜式平台浮动核电站，包括用于与海底基岩连接的多个桩基；还包括固定在桩基上的耐压舱；还包括至少容纳核反应堆的核岛厂房和至少容纳汽轮发电机的常规岛厂房，核反应堆产生的蒸汽输送至汽轮发电机；核岛厂房和常规岛厂房位于耐压舱内；所述桩基的长度被配置成使耐压舱整体位于海面以下。

本发明包括与海底基岩连接桩基，因此在使用时，本发明固定在海底基岩上，稳定性高，对海流有较高的抵抗能力。耐压舱整体位于海面以下，避免了海面风浪的影响，安全性更高。

同时，本发明为平台式结构，相对于现有的船式浮动核电站，其整体结构更加简单，工程造价大大降低。

进一步的，所述耐压舱位于海面以下30米。

在水深较浅的位置，海水流动性强，会对耐压舱造成较大的冲击。而在水深较深的位置，水压增大，将大大提高耐压舱的制造成本。经过试验和计算，将耐压舱设置于海面以下30米，能够在降低海水冲击和控制耐压舱成本之间取得平衡。

进一步的，还包括多个连接相邻所述桩基的支撑柱。

设置支撑柱，能够有效提高本发明的结构强度，增加本发明的安全性。

进一步的，所述耐压舱为椭圆柱形。

将耐压舱设置为椭圆柱形，能够有效降低海流对耐压舱的冲击力。

进一步的，所述核反应堆由钢安全壳包容。

钢安全壳起防护作用。在核反应堆损坏时，包容核燃料，防止核燃料泄漏。在核岛厂房漏水时，将核反应堆与海水阻隔，防止海水进入核反应堆导致核反应堆损坏。

进一步的，所述核岛厂房内部被分隔成容纳所述核反应堆的反应堆厂房、容纳电气控制系统的电气控制厂房、容纳新燃料组件的核燃料储存厂房、容纳乏燃料组件的反应堆安全水池以及放射性服务厂房。

本发明设置有反应堆安全水池，用于容纳从核反应堆中取出的乏燃料组件。取出的乏燃料组件需要进行安全容置，如果每次取出的少量乏燃料组件均采用船舶运送至陆上设施进行处理，将大大增加核电站的运营成本。设置反应堆安全水池，用于储存乏燃料组件，在乏燃料组件积累到一定量之后再进行运送，不但降低了运送次数，还是得换料时取出的乏燃料组件能够被安全容置。

进一步的，所述常规岛厂房中还容纳有与所述汽轮发电机连接的海水淡化装置。

本发明除了发电外，还能够用于海水淡化。核反应堆产生的蒸汽进入汽轮发电机低压缸做功后排气进入海水淡化装置，利用排气的潜热进行海水淡化。或者直接利用汽轮发电机得到的部分电能进行海水淡化。

进一步的，所述常规岛厂房中还容纳有与所述汽轮发电机连接的变压站。

汽轮发电机发出的电经变压站升压后通过海底电缆输送至用户终端。

本发明的另一个目的通过以下技术方案实现：

用于半潜式平台浮动核电站的换料方法，包括如下步骤：

将已辐照的乏燃料组件从核反应堆内取出；

将取出的乏燃料组件运送至反应堆安全水池内存放；

将核燃料储存厂房内的新燃料组件装入核反应堆，核反应堆即可再次运作；

在反应堆安全水池中的乏燃料组件达到预定数量后，将反应堆安全水池中的乏燃料组件运送至换料转运船，乏燃料组件被换料转运船运走。

进一步的，所述换料转运船中装载新燃料组件，将所述换料转运船中的新燃料组件补充至所述核燃料储存厂房中后，将反应堆安全水池中的乏燃料组件运送至换料转运船，乏燃料组件被换料转运船运走。

综上所述，本发明的优点和有益效果在于：

1．本发明包括与海底基岩连接桩基，因此在使用时，本发明固定在海底基岩上，稳定性高，对海面风浪有较高的抵抗能力，避免了晃动对核反应堆带来的影响，安全性更高；

2．本发明为平台式结构，相对于现有的船式浮动核电站，其整体结构更加简单，工程造价大大降低；

3．耐压舱整体位于海面以下，避免了海面风浪的影响，安全性更高，同时在发生事故时，该结构能够使海水进入核岛厂房和常规岛厂作为最终热阱；

4．将耐压舱设置于海面以下30米，能够在降低海水冲击和控制耐压舱成本之间取得平衡；

5．设置支撑柱，能够有效提高本发明的结构强度，增加本发明的安全性；

6．将耐压舱设置为椭圆柱形，能够有效降低海流对耐压舱的冲击力；

7．在核反应堆损坏时，钢安全壳包容核燃料，防止核燃料泄漏；在核岛厂房漏水时，钢安全壳将核反应堆与海水阻隔，防止海水进入核反应堆导致核反应堆损坏；

8．设置反应堆安全水池，用于储存乏燃料组件，在乏燃料组件积累到一定量之后再进行运送，不但降低了运送次数，还是得换料时取出的乏燃料组件能够被安全容置；

9．设置海水淡化装置，使本发明实现了海水淡化的功能。

附图说明

为了更清楚地说明本发明的实施例，下面将对描述本发明实施例中所需要用到的附图作简单的说明。显而易见的，下面描述中的附图仅仅是本发明中记载的一些实施例，对于本领域的技术人员而言，在不付出创造性劳动的情况下，还可以根据下面的附图，得到其它附图。

图1为本发明中核电站的整体结构示意图；

图2为本发明中核电站的截面结构示意图；

图3为核岛厂房和常规岛厂房的内部结构示意图；

图4为本发明中核电站的换料示意图；

其中，附图标记对应的零部件名称如下：

1-核岛厂房，2-核反应堆，3-常规岛厂房，4-汽轮发电机，5-海底基岩，6-桩基，7-海面，8-电气控制厂房，9-核燃料储存厂房，10-放射性服务厂房，11-钢安全壳，12-反应堆安全水池，13-换料转运船，14-反应堆厂房，15-耐压舱，16-支撑柱。

具体实施方式

为了使本领域的技术人员更好地理解本发明，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、完整的描述。显而易见的，下面所述的实施例仅仅是本发明实施例中的一部分，而不是全部。基于本发明记载的实施例，本领域技术人员在不付出创造性劳动的情况下得到的其它所有实施例，均在本发明保护的范围内。

实施例1：

如图1和图2所示，半潜式平台浮动核电站，包括用于与海底基岩连接的多个桩基6；还包括固定在桩基6上的耐压舱15；还包括至少容纳核反应堆2的核岛厂房1和至少容纳汽轮发电机4的常规岛厂房3，核反应堆2产生的蒸汽输送至汽轮发电机4；核岛厂房1和常规岛厂房3位于耐压舱15内；所述桩基6的长度被配置成使耐压舱15整体位于海面以下。

在本实施例中，核反应堆2为压水堆，例如一体化布置压水堆、紧凑式布置压水堆或分散布置压水堆。在输出功率需求较大时，还可以选用由多个反应堆模块组合构成的核反应堆2。

所述桩基6可以选用混凝土桩基，采用浇注的形式固定在海底基岩5中。所述桩基6也可以选用钢制桩基。

在本实施例中，核反应堆2产生的蒸汽输送至汽轮发电机4，驱动汽轮发电机4做功发电，所产生的电能通过海底电缆输送至用户终端。

为了降低电能传输时的损耗，还可以在常规岛厂房3中设置变压站，汽轮发电机4发出的电经变压站升压后通过海底电缆输送至用户终端。

为了实现海水淡化的功能，还可以在常规岛厂房3中设置海水淡化装置。核反应堆2产生的蒸汽进入汽轮发电机4低压缸做功后排气进入海水淡化装置，利用排气的潜热进行海水淡化。或者直接利用汽轮发电机得到的部分电能进行海水淡化。

实施例2：

为了便于本领域技术人员理解本发明，本实施例在实施例1的基础上，对半潜式平台浮动核电站进行进一步说明。

核反应堆2中，燃料组件发出的热量由反应堆冷却剂载热传递给直流蒸汽发生器二次侧给水，二次侧给水转变为蒸汽后推动汽轮发电机4做功发电，做功后的乏汽进入凝汽器冷凝为水后，经回热系统加热后再次回到蒸汽发生器，形成闭式循环。

当用于电/汽联供时，核反应堆2中的二次蒸汽发生器产生二次蒸汽提供给工业蒸汽热网，为用户终端，例如海上油田供气。

当用于电/水联产时时，可采用核反应堆2中的二次蒸汽发生器产生二次蒸汽，进入汽轮发电机4低压缸做功后排气进入海水淡化装置，利用排气的潜热进行海水淡化，或者直接利用汽轮发电机4得到的部分电能进行海水淡化，从而为终端用户提供淡水。

实施例3：

如图1和图2所示，本实施例在上述任意一种实施例的基础上，为在降低海水冲击和控制耐压舱15成本之间取得平衡，将耐压舱15设置于海面以下30米。

实施例4：

如图2所示，本实施例在上述任意一种实施例的基础上，为增加本核电站的稳定性，还包括多个连接相邻所述桩基6的支撑柱16。

实施例5：

如图2所示，本实施例在上述任意一种实施例的基础上，为降低海流冲击，将耐压舱15设置为椭圆柱形。

实施例6

如图3所示，本实施例在上述任意一种实施例的基础上，所述核反应堆2由钢安全壳11包容。

实施例7：

如图3所示，本实施例在上述任意一种实施例的基础上，所述核岛厂房1内部被分隔成容纳所述核反应堆2的反应堆厂房14、容纳电气控制系统的电气控制厂房8、容纳新燃料组件的核燃料储存厂房9、容纳乏燃料组件的反应堆安全水池12以及放射性服务厂房10。

放射性服务厂房10用于容纳核反应堆2的备用零部件，安全工器具等。

设置有反应堆安全水池12，用于容纳从核反应堆2中取出的乏燃料组件。取出的乏燃料组件需要进行安全容置，如果每次取出的少量乏燃料组件均采用船舶运送至陆上设施进行处理，将大大增加核电站的运营成本。设置反应堆安全水池12，用于储存乏燃料组件，在乏燃料组件积累到一定量之后再进行运送，不但降低了运送次数，还是得换料时取出的乏燃料组件能够被安全容置。

如图4所示，固定平台式浮动核电站的换料方法，包括如下步骤：

将已辐照的乏燃料组件从核反应堆2内取出；

将取出的乏燃料组件运送至反应堆安全水池12内存放；

将核燃料储存厂房9内的新燃料组件装入核反应堆2，核反应堆2即可再次运作；

在反应堆安全水池12中的乏燃料组件达到预定数量后，将反应堆安全水池12中的乏燃料组件运送至换料转运船13，乏燃料组件被换料转运船13运走。

反应堆安全水池12中容纳3至4个换料周期的乏燃料组件后，即可通过换料转运船13将所有乏燃料组件统一运走。

实施例8：

如图4所示，本实施例在实施例7的基础上，对换料方法进行进一步说明。

所述换料转运船13中装载新燃料组件，将所述换料转运船13中的新燃料组件补充至所述核燃料储存厂房9中后，将反应堆安全水池12中的乏燃料组件运送至换料转运船13，乏燃料组件被换料转运船13运走。

实施例9：

本实施例在实施例7或8的基础上，对换料方法进行进一步说明。

固定平台式浮动核电站的换料方法：核反应堆2停堆——降温、降压——一回路排水——拆卸堆顶结构——脱开控制棒驱动机构连接头——拆卸主螺栓——反应堆在换料水池充水——吊开反应堆压力容器顶盖——使用换料机抓取乏燃料组件——将乏燃料组件运至反应堆安全水池12——用小型吊车将乏燃料组件放至储存架上——重复以上操作直至将堆芯全部乏燃料组件取出——按相反的顺序装入新燃料组件和扣盖。

如上所述，便可较好的实现本发明。 

Claims (10)

1.半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

包括用于与海底基岩连接的多个桩基（6）；

还包括固定在桩基（6）上的耐压舱（15）；

还包括至少容纳核反应堆（2）的核岛厂房（1）和至少容纳汽轮发电机（4）的常规岛厂房（3），核反应堆（2）产生的蒸汽输送至汽轮发电机（4）；

核岛厂房（1）和常规岛厂房（3）位于耐压舱（15）内；

所述桩基（6）的长度被配置成使耐压舱（15）整体位于海面以下。

2.根据权利要求1所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述耐压舱（15）位于海面以下30米。

3.根据权利要求1所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

还包括多个连接相邻所述桩基（6）的支撑柱（16）。

4.根据权利要求1所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述耐压舱（15）为椭圆柱形。

5.根据权利要求1所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述核反应堆（2）由钢安全壳（11）包容。

6.根据权利要求1~5中任意一项所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述核岛厂房（1）内部被分隔成容纳所述核反应堆（2）的反应堆厂房（14）、容纳电气控制系统的电气控制厂房（8）、容纳新燃料组件的核燃料储存厂房（9）、容纳乏燃料组件的反应堆安全水池（12）以及放射性服务厂房（10）。

7.根据权利要求1~5中任意一项所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述常规岛厂房（3）中还容纳有与所述汽轮发电机（4）连接的海水淡化装置。

8.根据权利要求1~5中任意一项所述的半潜式平台浮动核电站，其特征在于：

所述常规岛厂房（3）中还容纳有与所述汽轮发电机（4）连接的变压站。

9.用于权利要求6所述的半潜式平台浮动核电站的换料方法，其特征在于，包括如下步骤：

将已辐照的乏燃料组件从核反应堆（2）内取出；

将取出的乏燃料组件运送至反应堆安全水池（12）内存放；

将核燃料储存厂房（9）内的新燃料组件装入核反应堆（2），核反应堆（2）即可再次运作；

在反应堆安全水池（12）中的乏燃料组件达到预定数量后，将反应堆安全水池（12）中的乏燃料组件运送至换料转运船（13），乏燃料组件被换料转运船（13）运走。

10.根据权利要求9所述的换料方法，其特征在于：

所述换料转运船（13）中装载新燃料组件，将所述换料转运船（13）中的新燃料组件补充至所述核燃料储存厂房（9）中后，将反应堆安全水池（12）中的乏燃料组件运送至换料转运船（13），乏燃料组件被换料转运船（13）运走。