CN110588907A - 坐底式核发电平台 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种坐底式核发电平台。坐底式核发电平台包括主船体及核反应堆模块。主船体包括下浮体、多个立柱及甲板盒。甲板盒通过多个立柱与下浮体连接，立柱开设有空腔。核反应堆安装在安全壳内，并且安全壳收容于立柱内，可以防止核燃料泄露，从而可以实现对坐底式核发电平台进行海上换料。海上换料方案不需要将主船体拖航至陆地专用码头进行换料的操作，减少了拖航的周期以及换料的成本，提高了坐底式核发电平台的利用率。

Description

坐底式核发电平台

技术领域

本发明涉及海洋工程及船舶核电领域，特别是一种坐底式核发电平台。

背景技术

随着全世界对环境污染的容忍度越来越低，存在一定危险性的核电又引起了世人的关注。对于中国而言，除了要求煤炭的清洁利用以外，对核电的需求也存在巨大的与现有核电数量的缺口。而全世界已经发生的核泄露事故，包括1986年发生在前苏联的切尔诺贝利事故、2012年发生的日本福岛核电站事故，都使得核电站的建设慎之又慎。除此之外，核电站占地面积大，又需要大量的海水来进行冷却，而我国沿海普遍人口密度比较大，与核电站要建设在人口稀少的区域相矛盾。

漂浮式核电站包括船形核电站和半潜式核电站均存在受风浪影响，会产生横摇、纵摇、首摇和垂荡的运动响应，严重影响了核电机组的发电效率。并且，在船舶摇晃时无法满足核燃料更换的要求，从而不得不利用拖船将核电站拖回到船厂的专用码头进行核燃料的更换。因此，拖船对核电站来回拖移时间，降低了核电站发电平台的利用率，增长了核电站的换料周期。

发明内容

本发明的目的在于提供一种可以提高核电站发电平台的利用率，降低换料周期的坐底式核发电平台。

一种坐底式核发电平台，包括：

主船体，包括下浮体、多个立柱及甲板盒，所述甲板盒通过多个所述立柱与所述下浮体连接，所述立柱开设有空腔；

核反应堆模块，收容于所述立柱的空腔内，所述核反应堆模块包括核反应堆及安全壳，所述安全壳的侧面设有窗口，所述窗口供所述核反应堆吊装进出。

在其中一实施方式中，所述立柱的侧壁设有水密门，所述水密门与所述立柱的侧壁过渡连接。

在其中一实施方式中，所述立柱靠近所述甲板盒的一端的直径小于所述立柱的另一端的直径。

在其中一实施方式中，收容所述核反应堆模块的立柱为圆柱，所述圆柱的外侧超出所述下浮体的外侧。

在其中一实施方式中，所述下浮体呈环形，所述下浮体包括多个浮筒，所述立柱的中轴线与所述浮筒的中轴线相交。

在其中一实施方式中，所述下浮体还设有定位桩，所述定位桩用于插入海床固定。

在其中一实施方式中，还包括汽轮机模块，所述汽轮机模块设于所述核反应堆模块的一侧，所述汽轮机模块收容于另一所述立柱内。

在其中一实施方式中，用于收容所述汽轮机模块的立柱为方柱，所述方柱的宽度大于所述下浮体的宽度，所述方柱与所述下浮体之间通过过渡结构连接。

在其中一实施方式中，所述核反应堆模块还设有用于支撑所述安全壳的底座，所述安全壳与底座之间设有缓冲层。

在其中一实施方式中，还包括辅机舱模块，所述辅机舱模块设于所述核反应堆模块的一侧，收容于另一所述立柱内，所述辅机舱模块包括余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统、化学和容积控制系统、设备冷却水系统、废物的收集和处理系统、核岛通风空调系统。

在其中一实施方式中，所述甲板盒上布置有居住舱支持模块、居住舱、电仪厂房模块、救生艇、吊装模块及直升机平台。在其中一实施方式中，所述提升设备为多个，均匀分布在所述箱体的顶部周缘。

上述坐底式核发电平台，由于核反应堆模块的安全壳的侧面开设有窗口，则该核反应堆可以由立柱的侧面进行吊装换料。则核反应堆模块的正上方不必直接露在外面，可以将核反应堆模块安装于立柱空腔内。并且，核反应堆安装在安全壳内，并且安全壳收容于立柱内，可以防止核泄露，从而可以实现对坐底式核发电平台进行海上换料。

本实施方式的坐底式核发电平台采用海上换料方案，不需要将主船体拖航至陆地专用码头进行换料的操作，减少了拖航的周期以及换料的成本，提高了坐底式核发电平台的利用率，降低了坐底式核发电平台的运营成本，提高了电网的稳定性。

附图说明

图1为本实施方式的坐底式核发电平台的左视图；

图2为根据图1所示的坐底式核发电平台的仰视图；

图3为根据图1所示的坐底式核发电平台的右视图；

图4为根据图1所示的坐底式核发电平台的俯视图。

附图标记说明如下：1.反应堆模块；2.主船体；21.下浮体；211.定位桩；212.圆柱的外侧；213.过渡结构；214.左浮筒；215.后浮筒；216.前浮筒；217.右浮筒；22.立柱；23.甲板盒；231.居住舱支持模块；232.居住舱；233.电仪厂房模块；3.汽轮机模块；4.辅机舱模块；5.预留空间；6.救生艇；7.吊装模块；8.直升机平台。

具体实施方式

体现本发明特征与优点的典型实施方式将在以下的说明中详细叙述。应理解的是本发明能够在不同的实施方式上具有各种的变化，其皆不脱离本发明的范围，且其中的说明及图示在本质上是当作说明之用，而非用以限制本发明。

请参阅图1及图2，提供一种坐底式核发电平台。坐底式核发电平台包括核反应堆模块1及主船体2。核反应堆模块1用于核能发电。主船体2包括下浮体21、多个立柱22及甲板盒23。核反应堆模块1设于主船体2的立柱22位置处。本实施方式的坐底核发电平台的工作状态平台是坐底状态。同时，核反应堆模块1在下浮体21上，工作状态在水下，可以在应急状态打开阀门灌入大量海水对核反应堆模块1进行主动冷却，进一步保证了坐底式核发电平台的安全。

甲板盒23通过多个立柱22与下浮体21连接，立柱22开设有空腔。

核反应堆模块1收容于立柱22的空腔内。核反应堆模块1为整个平台的核心功能模块。核反应堆模块1包括核反应堆及安全壳，安全壳的侧面设有窗口。窗口可以供核反应堆换料需要的物料吊装进出。安全壳为保护壳。安全壳布置主船体2的下部。安全壳能够承受巨大的压力，如1MPa以上的压力。而安全壳外部不考虑核反应堆产生的压力，只需要考虑外部的载荷，按30米的水压进行设计计算。整个核反应堆模块1的尺寸设计为直径19米，高29米。

由于核反应堆模块1的安全壳的侧面开设有窗口，则该核反应堆换料需要的物料可以由立柱22的侧面进行吊装进出。其中的换料操作是在核反应堆内部完成的，安全壳内部有换料用的吊装设备，从侧面吊装进出的物料无论是重量还是尺寸都不大，不需要大吨位吊装设备即可实现进出，比如简易的手拉葫芦或电动葫芦即可。相对于在传统的核反应平台上，核反应堆需要从安全壳的顶部吊装进出，则核反应堆模块1的正上方必须直接露在外面，以便于进行吊装。因此，在本实施方式中的核反应堆模块1的正上方不必直接露在外面，可以将核反应堆模块安装于立柱空腔内。

本实施方式的坐底式核发电平台，核反应堆模块安装于立柱空腔内，可以防止核泄露，因此可以采用海上换料方案，不需要将主船体2拖航至陆地专用码头进行换料的操作，减少了拖航的周期以及换料的成本，提高了坐底式核发电平台的利用率，降低了坐底式核发电平台的运营成本，也间接提高了电网的稳定性。

并且，本实施方式的坐底式核发电平台有效的利用立柱22空腔的空间。立柱22及安全壳避免核泄露，并且，有效减小坐底式核发电平台的体积大小。

具体在本实施方式中，下浮体21可以作为在坐底工况下提供载荷传递到海床的基础，也可以在漂浮工况下提供浮力。下浮体21内部有压载舱、管路通道等。

请参阅图3，具体地，下浮体21呈环形。下浮体21包括多个浮筒。立柱22的中轴线与浮筒的中轴线相交。具体地，下浮体21呈矩形环。下浮体21包括横向放置的第一浮筒及纵向放置的第二浮筒，第一浮筒与第二浮筒相互连接。为方便说明，沿平台前进的方向，将浮筒分为左浮筒214、右浮筒217、后浮筒215及前浮筒216。

根据布置要求，确定环形下浮外侧尺寸为65米长，65米宽。单浮筒尺寸为高8米，宽15米。如附图3所示，浮筒内部分成若干个舱室，包括通道、压载舱、泵舱。由于布置安全壳的立柱22的直径19米，而环形下浮体21的浮筒尺寸为15米，所以采用中心对齐的形式，直径19米的部分船体结构延伸到环形下浮体21外侧。

坐底式核发电平台在坐底工况下，受水面以上风力、水面波浪力以及水面以下洋流的作用力，有使其水平移位的趋势。为了抵抗这种水平移位的趋势，除了通过压载水增加与环形下浮体21与海床之间的摩擦力之外，下浮体21还设置了防滑移的定位桩211。定位桩211用于插入海床固定，克服了平台运动对核电机组产生的影响。

核反应堆模块1在布置时跨过下浮体21，延伸到立柱22的下部。核反应堆模块1还设有用于支撑安全壳的底座，安全壳与底座之间设有缓冲层。底座焊接在船体结构上。在底座与安全壳之间采用弹性的缓冲层，如橡胶垫、垫木层等材料，以缓冲由于极端环境载荷产生的冲击，如海底地震。

另外，由于极限情况下和运输过程中坐底式核发电平台可能产生晃动，这对核反应堆模块1是不利的，所以除了在安全壳支撑底座与安全壳之间采用弹性构件之外，在安全壳侧面与立柱22之间也设置了周向的支撑结构，以减缓对核反应堆模块1产生的影响。

请参阅图2，甲板盒23通过多个立柱22与下浮体21连接，立柱22开设有空腔。立柱22的侧壁设有水密门，水密门以方便换料时新核燃料的进入以及核废料的取出。水密门采用宽度1.8米的双开门，高度2.2米。围板采用厚度30mm，宽度200mm的围板。其中围板与水密门的门框过渡连接。

水密门与立柱的侧壁之间过渡连接。由于立柱22的侧壁为圆柱形结构，而水密门为平板结构，为了方便连接，在二者连接处采用过渡连接。

立柱22为多个。多个立柱22包括圆柱及方柱。具体地，立柱22包括四个。四个立柱22分布在矩形环形下浮体的四个顶角处。且，圆柱与方柱相间隔设置。两圆柱对角设置，两方柱对角设置。

其中，用于收容保护核反应堆模块1的立柱22为圆柱。坐底式核发电平台还包括汽轮机模块3，汽轮机模块3设于核反应堆模块1的一侧，汽轮机模块3收容于立柱22内。用于收容汽轮机模块3的立柱22的方柱。

立柱22靠近甲板盒23的一端的直径小于立柱22的另一端的直径。为了尽可能的减少主船体2的重量及体积，立柱22设置成下部尺寸大，上部尺寸小的形式。

请参阅图3，圆柱设于左浮筒214与后浮筒215的相交处。为了更好的传递载荷，圆柱的中轴线与浮筒的中轴线相交。由于圆柱的直径比浮筒的宽度大，所以，圆柱在左侧会超出左浮筒214一部分，在圆柱的后侧会超出后浮筒215一部分。因此，圆柱的外侧212超出下浮体21的外侧。

汽轮机模块3是把蒸汽的热能转化成汽轮机的动能的装置。同时，汽轮机通过联轴器连接发电机，把动能转化为电能，完成核能发电的整个循环。汽轮机模块3布置在核反应堆模块1的旁边，以方便高温高压蒸汽的接入。

由于汽轮机本身为比较长的卧式设备，上端又有尺寸比较大的蒸汽管路。因此，蒸汽机厂房的特点决定了它具有长度大，高度大，而宽度小的特点。如图3所示，汽轮机模块3布置了2台汽轮机，整个汽轮机模块3为长方形。其中，汽轮机模块3收容于位于前浮筒216与左浮筒214的相交处的方柱内。该方柱的外围壁的宽度与左浮筒214的宽度相同。

为了使结构的连续性，浮筒的内部外板与汽轮机模块3的边界外板需要对齐。该方柱的外围壁的长度大于前浮筒216的宽度。方柱与下浮体21之间设有过渡结构213，方柱与下浮体21之间采用过渡连接，以利于力的传递。

坐底式核发电平台还包括辅机舱模块4。辅机舱模块4设于核反应堆模块1的一侧，收容于另一立柱22内。具体地，辅机舱模块4设于右浮筒217与后浮筒215的相交处。浮筒的内部外板与辅机舱模块4的边界外板需要对齐。辅机舱模块4的尺寸设置为长17.5米，宽15米。

辅机舱模块4为核反应堆模块1提供支持，以及保证核反应的安全。辅机舱模块4包括余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统、化学和容积控制系统、设备冷却水系统、废物的收集和处理系统、核岛通风空调系统等。由于辅机舱模块4不直接涉及核燃料，因此，这些系统的防护等级比核反应堆模块1要求低，可以放置在常规的钢质舱室内部，并且施加一定的防护措施即可。

辅机舱模块4还包括应急发电机，以及应急启动系统、配套机械系统、设备维修系统等。

坐底式核发电平台还设有预留空间5。预留空间5位于前浮筒216与右浮筒217的相交处，位于该处的圆柱内。该空间可以放置另一套的核反应堆模块1以及汽轮机，从而为核发电平台提供了未来的升级空间。

请参阅图4及图1，甲板盒23上布置有居住舱支持模块231、居住舱232、电仪厂房模块233、救生艇6、吊装模块7及直升机平台8。甲板盒23上的机械包括系泊绞车、拖曳绞车、带缆桩、救生阀及救生阀吊等。其中系泊绞车仅用于临时系泊，按舾装数计算，需要2台绞车。带缆桩按规范公式选取，救生阀和救生阀吊考虑平台人数2倍加每边5％的余量设计。其中配备人数42人，最大按60人进行设计。所以救生能力考虑每边63人，共126人设计。

直升机平台8根据居住人数而定，通常可停靠中型直升机即可。相关的设计可以参照船级社规范和CAP437的设计要求。

坐底式核发电平台除了常规坐底式平台的所具有压载系统、消防系统、舱底水系统、污水处理系统、淡水冷却之外，还为核反应堆模块1专门设置了电气仪控厂房、水处理室、甲板吊等专用模块。其中，电气仪控厂房包括了高低压配电盘、变压器、电力控制等功能模块。水处理室的目的是处理从海水中抽上来的海水，除去里面的海生物、泥沙、重金属等，以减少对管道和冷却设备的腐蚀作用，经过处理的海水一方面进入冷却系统，对核反应堆模块1对进行冷却；另一方面进入造水机，进行海水淡化，提供给生活区模块供生活应用、供蒸汽轮机的内部水循环、为核反应堆模块1内部的水循环系统补充淡水等。甲板吊一方面为生活区提供日常的补给品，带走平台产生的垃圾，另一方面为整个平台的维修维护吊装备件及需要维修或更换的零部件。

综上所述，本实施方式的坐底式核发电平台相对于传统的坐底式核发电平台而言，至少具有以下优点：

首先，上述坐底式核发电平台采用了坐底式平台，通过增加安全壳内部的功能模块，可以在海上进行换料，降低了坐底式核发电平台往返安装地点与陆地专用换料工厂的时间，可以降低换料周期，大大提高坐底式核发电平台的利用率。并且，提高了电网的稳定性，使得电网更加稳定可靠。

其次，由于可以在海上进行换料，使得核反应堆模块1的正上方不必直接露在外面，大大提高了甲板盒23布置的灵活性，降低了坐底式核发电平台的尺度，节约了制作成本。

并且，上述坐底式核发电平台可以适用于水深10-40米的所有近海海域，可以确保离岸有足够的安全距离。

上述坐底式核发电平台没有浮式结构物的运动响应问题，可以直接利用现有的陆地核反应堆稍加改造，相对于浮式核发电平台有更高的发电效率，使海上核反应堆发电更易于实现。

虽然已参照几个典型实施方式描述了本发明，但应当理解，所用的术语是说明和示例性、而非限制性的术语。由于本发明能够以多种形式具体实施而不脱离发明的精神或实质，所以应当理解，上述实施方式不限于任何前述的细节，而应在随附权利要求所限定的精神和范围内广泛地解释，因此落入权利要求或其等效范围内的全部变化和改型都应为随附权利要求所涵盖。

Claims (11)

1.一种坐底式核发电平台，其特征在于，包括：

主船体，包括下浮体、多个立柱及甲板盒，所述甲板盒通过多个所述立柱与所述下浮体连接，所述立柱开设有空腔；

核反应堆模块，收容于所述立柱的空腔内，所述核反应堆模块包括核反应堆及安全壳，所述安全壳的侧面设有窗口，所述窗口供所述核反应堆吊装进出。

2.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，所述立柱的侧壁设有水密门，所述水密门与所述立柱的侧壁过渡连接。

3.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，所述立柱靠近所述甲板盒的一端的直径小于所述立柱的另一端的直径。

4.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，收容所述核反应堆模块的立柱为圆柱，所述圆柱的外侧超出所述下浮体的外侧。

5.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，所述下浮体呈环形，所述下浮体包括多个浮筒，所述立柱的中轴线与所述浮筒的中轴线相交。

6.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，所述下浮体还设有定位桩，所述定位桩用于插入海床固定。

7.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，还包括汽轮机模块，所述汽轮机模块设于所述核反应堆模块的一侧，所述汽轮机模块收容于另一所述立柱内。

8.根据权利要求7的坐底式核发电平台，其特征在于，用于收容所述汽轮机模块的立柱为方柱，所述方柱的宽度大于所述下浮体的宽度，所述方柱与所述下浮体之间通过过渡结构连接。

9.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，所述核反应堆模块还设有用于支撑所述安全壳的底座，所述安全壳与底座之间设有缓冲层。

10.根据权利要求1的坐底式核发电平台，其特征在于，还包括辅机舱模块，所述辅机舱模块设于所述核反应堆模块的一侧，收容于另一所述立柱内，所述辅机舱模块包括余热排出系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和净化系统、化学和容积控制系统、设备冷却水系统、废物的收集和处理系统、核岛通风空调系统。

11.根据权利要求1-10任一所述的坐底式核发电平台，其特征在于，所述甲板盒上布置有居住舱支持模块、居住舱、电仪厂房模块、救生艇、吊装模块及直升机平台。