CN113299414A - 一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 - Google Patents
一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113299414A CN113299414A CN202011624376.1A CN202011624376A CN113299414A CN 113299414 A CN113299414 A CN 113299414A CN 202011624376 A CN202011624376 A CN 202011624376A CN 113299414 A CN113299414 A CN 113299414A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cabin
- spent fuel
- unloading
- fuel storage
- nuclear power
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 70
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 54
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 32
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- 108010066057 cabin-1 Proteins 0.000 claims description 8
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 claims description 8
- 238000007689 inspection Methods 0.000 claims description 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 claims description 4
- 230000002567 autonomic effect Effects 0.000 claims description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 20
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 17
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 16
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 16
- 239000000463 material Substances 0.000 description 7
- 108010066114 cabin-2 Proteins 0.000 description 6
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 230000032258 transport Effects 0.000 description 3
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 238000009795 derivation Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 239000013505 freshwater Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
- G21C19/07—Storage racks; Storage pools
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
本发明涉及一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其包括核燃料装卸舱、乏燃料贮存舱和安全壳，乏燃料贮存舱和安全壳位于核燃料装卸舱的下方，乏燃料贮存舱和安全壳与核燃料装卸舱之间分别设有吊装口；所述核燃料装卸舱内设置有转运吊车新燃料贮存间、存放专设屏蔽设施、堆顶结构存放箱；所述安全壳内设置有反应堆，反应堆上方设置有换料水池，换料水池上方设置有燃料装卸机；所述乏燃料贮存舱内设置有乏燃料装卸机和乏燃料贮存水池；所述乏燃料贮存舱和安全壳的底部通过转运通道连通，转运通道内设有转运小车。本发明系统能够实现海洋核动力平台自主换料，提高核动力装置使用效率，提高换料过程乏燃料组件转运的安全性及操作效率。
Description
技术领域
本发明涉及海上浮动堆反应堆装卸料，具体地指一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，属于海洋核能技术领域。
背景技术
海洋核动力平台作为搭载有核动力装置的焊接结构钢质船式浮动平台，长期系泊于指定作业海域，可根据用户需求提供电能和淡水。其反应堆经过一个周期的运行后需要更换核燃料组件。为保障用户持续能源供给，提高核动力装置负荷因子和海洋核动力平台的经济性，需在停堆后尽可能短的时间内完成换料，在不借助外部设施情况下进行海上自主换料操作。但目前尚无海上自主换料相关技术的实现。
在海上进行核燃料的装卸与贮存面临着诸多难题。海洋核动力平台长期作业于海上，一直处于倾斜、摇摆的状态，保证燃料组件在装卸和贮存过程中不被破坏，确保换料过程的临界安全、辐射屏蔽安全和热工水力安全是非常关键的问题。同时海洋核动力平台可利用空间是有限制的，能用于换料操作的空间更为紧张，陆地核电站换料系统和设备的设计及布置方式对海洋核动力平台已不适用。现有核动力船舶均需进行船坞换料，大量时间花费在非换料操作上，严重降低了核动力装置的使用效率，且普遍采取容器换料方式，容器转运乏燃料过程中衰变热导出安全性较差、同时转运效率较低。
在实现海洋核动力平台自主换料过程中，至少存在如下问题：
目前陆地核电站换料系统和设备的设计及布置方式对空间要求较大，对海洋核动力平台已不适用。现有核动力船舶技术在换料过程中大量时间花费在往返作业海域以及进出船坞过程，核动力装置的使用效率低下，经济性差，不适用于海洋核动力平台。核动力船舶换料普遍所采取的容器换料方式在衰变热导出方面安全性较差，且乏燃料转运效率较低，不利于海洋核动力平台提高安全性和经济性。
发明内容
本发明目的在于克服上述现有技术的不足而提供一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，该系统能够实现海洋核动力平台自主换料，提高核动力装置使用效率，提高换料过程乏燃料组件转运的安全性及操作效率。
实现本发明目的采用的技术方案是一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其包括核燃料装卸舱、乏燃料贮存舱和安全壳，乏燃料贮存舱和安全壳位于核燃料装卸舱的下方，所述乏燃料贮存舱和安全壳与核燃料装卸舱之间分别设有吊装口，所述吊装口设有垂向导轨；
所述核燃料装卸舱内设置有转运吊车新燃料贮存间、存放专设屏蔽设施、堆顶结构存放箱；所述安全壳内设置有反应堆，反应堆上方设置有换料水池，换料水池上方设置有燃料装卸机；
所述乏燃料贮存舱内设置有乏燃料装卸机和乏燃料贮存水池，乏燃料贮存水池内设置有乏燃料贮存格架；
所述乏燃料贮存舱和安全壳的底部通过转运通道连通，所述转运通道内设有转运小车。
进一步地，所述新燃料贮存间内设置有新燃料贮存格架及新燃料组件检查装置。
进一步地，所述核燃料装卸舱内还设置有检修间。
进一步地，所述核燃料装卸舱内还设置有平板车和水平扶持机构，所述平板车和水平扶持机构用于对被吊设备水平吊运进行导向。
进一步地，所述专设屏蔽设施至少为两个，分别用以转运大型反应堆构件和小型反应堆构件。
本海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统具有以下优点：
1、换料系统功能齐全，设备完整，能有效实现海洋核动力平台不借助外部设施进行自主换料的功能。
2、换料系统设置的设备及构筑物结构紧凑，为空间受限的海洋核动力装置提供有益的技术效果；
3、换料系统燃料组件转运路径短，有益于提高反应堆换料效率，增强海洋核动力平台经济性。
4、连接各舱室的吊装口所设置的垂向导轨以及核燃料装卸舱内设置的水平扶持机构、平板车能够为换料操作过程提供相应措施，用于对转运吊车吊运进行全程导向扶持，可使被吊设备运行轨迹准确可靠，且保证被吊设备结构完整，以适应摇摆晃动的海上工况。
5、换料系统乏燃料组件从堆芯卸出直至存入乏燃料贮存格架过程始终处于水下进行操作，乏燃料组件衰变热始终能够有效导出，安全性能方面取得了有益的技术效果。
6、反应堆压力容器上方设置固定的换料水池，换料期间换料水池充满水，实现反应堆堆芯衰变热导出及辐射防护。
7、转运通道中转运小车实现燃料组件从安全壳转运至乏燃料贮存水池，在转运过程中燃料组件不进行倾翻，进一步提高换料效率。也可与传统成熟转运小车方案一致，对燃料组件进行倾翻，保证燃料操作的可靠性。
8、乏燃料水池内设置有乏燃料贮存格架，能够实现在摇摆晃动的海洋环境中对乏燃料组件进行长期安全贮存；在保证乏燃料组件处于次临界、有效辐射防护及衰变余热顺利导出的前提下，保证正常情况下燃料组件在长期承受海洋环境载荷情况下不会发生破损。
附图说明
图1是本发明海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统示意图；
图2是核燃料装卸舱结构示意图；
图中：1-核燃料装卸舱；2-乏燃料贮存舱；3-安全壳；4-转运通道；5-反应堆；6-换料水池；7-乏燃料水池；8-乏燃料组件；9-转运小车；10-吊装口；11-垂向导轨；12-转运吊车；13-新燃料贮存间；14-检修间；15-平板车；16-水平扶持机构；17-专设屏蔽设施；18-堆顶结构存放箱；19-新燃料贮存格架；20-新燃料组件检查装置；21-乏燃料装卸机；22-乏燃料贮存格架；23-燃料装卸机。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步的详细说明。
如图1和图2所示，本发明海洋核动力平台水下转运方式的换料系统包括核燃料装卸舱1、乏燃料贮存舱2和安全壳3三个区域，其中乏燃料贮存舱2和安全壳3位于核燃料装卸舱1的下方并且相邻布置，乏燃料贮存舱2和安全壳3的上端分别通过吊装口10与核燃料装卸舱1连通，吊装口内10设有垂向导轨11，垂向导轨11用于对被吊设备垂向吊运过程进行导向，保护吊运设备及舱室构筑物。乏燃料贮存舱2和安全壳3的底部通过转运通道4连通，转运通道4内设有转运小车9。具体地，三个区域的舱室所包含的部件及其连接关系和功能如下：
核燃料装卸舱1内设置有转运吊车12、新燃料贮存间13、检修间14、平板车15、水平扶持机构16、专设屏蔽设施17、堆顶结构存放箱18；新燃料贮存间13内设置有新燃料贮存格架19及新燃料组件检查装置20；核燃料装卸舱1内的转运吊车12用于进行自主换料过程吊运拆卸操作；新燃料贮存间13用于新燃料组件接受、检查及贮存；检修间14用于换料系统设备及反应堆拆卸的结构部件的检查维修及清洗；平板车15和水平扶持机构16用于对被吊设备水平吊运进行导向，与垂向导轨11配合使用，实现转运吊车12吊运过程的全程导向扶持，使被吊设备运行轨迹准确可靠，且保证被吊设备及舱室构筑物结构完整，以适应摇摆晃动的海上工况；反应堆换料期间首先需要拆卸反应堆，再进行反应堆堆芯换料，故专设屏蔽设施17包括两个以上分别用以转运大型反应堆构件和小型反应堆构件的屏蔽设施，针对拆卸下来的反应堆构件，设计为不同的尺寸的圆柱体和长方体，专设屏蔽设施17固定于核燃料装卸舱1内，专设屏蔽设施17外部设有足够厚度的铅层，确保专设屏蔽设施17在内部存放从反应堆拆卸出的构件外表面剂量率在要求的范围内。堆顶结构存放箱18用以存放拆卸下来的各种反应堆顶部结构部件；新燃料组件贮存格架19用于贮存准备装入反应堆堆芯的燃料组件，保证燃料组件的结构、临界安全及洁净；新燃料组件检查装置20用于接收及检查从外部运来的新燃料组件，以备装入反应堆堆芯。
乏燃料贮存舱2内设置有乏燃料装卸机21、乏燃料贮存水池7，乏燃料贮存水池内设置有乏燃料贮存格架22；乏燃料装卸机21位于乏燃料贮存水池7上方，用于操作乏燃料组件8，实现乏燃料组件8从转运通道4中转运小车9的燃料篮中卸出并转运至乏燃料贮存格架22；乏燃料贮存格架22能够实现在摇摆晃动的海洋环境中对乏燃料组件进行长期安全贮存；在保证乏燃料组件处于次临界、有效辐射防护及衰变余热顺利导出的前提下，保证正常情况下燃料组件在长期承受海洋环境载荷情况下不会发生破损。
安全壳3内设置有反应堆5，反应堆5上方设置有换料水池6，换料水池6上方设置有燃料装卸机23，燃料装卸机23位于换料水池6上方，用于反应堆堆芯燃料组件拆装，并将卸下的乏燃料组件8装入转运通道中转运小车的燃料篮中。
在反应堆换料期间，通过转运通道4连接安全壳3内反应堆5上方的换料水池6及乏燃料贮存舱2内的乏燃料水池7，转运通道4内的转运小车9将燃料组件8从换料水池6转运至乏燃料水池7。海洋核动力平台反应堆为小型堆，燃料组件尺寸小，在转运过程中燃料组件可竖直转运，穿过安全壳，提高换料效率。为保证燃料操作的可靠性，燃料组件转运过程也可与传统成熟转运小车方案一致，对燃料组件进行倾翻。
吊装口10及其所设置的垂向导轨11，以及核燃料装卸舱1内设置的水平扶持机构16、平板车15能够为换料操作过程提供相应措施，用于对转运吊车12吊运进行全程导向扶持，可使被吊设备运行轨迹准确可靠，且保证被吊设备结构完整，以适应摇摆晃动的海上工况。
使用本发明换料系统实现海洋核动力平台水下换料的过程如下：
首先，拆卸反应堆构件，转运吊车12将拆卸的反应堆构件置于检修间14进行检查维修及清洗，清洗后存放于堆顶结构存放箱18或者专设屏蔽设施17中。
然后，拆卸反应堆堆芯燃料组件，燃料装卸机23将反应堆堆芯燃料组件拆装，并将卸下的乏燃料组件8装入转运通道4中转运小车9的燃料篮中。转运小车9运送至乏燃料贮存舱2后，燃料装卸机21将乏燃料组件8从转运小车9上的燃料篮中卸出并转运至乏燃料贮存格架22。
最后，安装新燃料组件，转运吊车12将新燃料组件贮存格架19存放的新燃料组件装入安全壳5中的反应堆堆芯。
Claims (5)
1.一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其特征在于：包括核燃料装卸舱、乏燃料贮存舱和安全壳，乏燃料贮存舱和安全壳位于核燃料装卸舱1的下方，所述乏燃料贮存舱和安全壳与核燃料装卸舱之间分别设有吊装口，所述吊装口设有垂向导轨；
所述核燃料装卸舱内设置有转运吊车、新燃料贮存间、存放专设屏蔽设施和堆顶结构存放箱；
所述安全壳内设置有反应堆，反应堆上方设置有换料水池，换料水池上方设置有燃料装卸机；
所述乏燃料贮存舱内设置有乏燃料装卸机和乏燃料贮存水池，所述乏燃料贮存水池内设置有乏燃料贮存格架；
所述乏燃料贮存舱和安全壳的底部通过转运通道连通，所述转运通道内设有转运小车。
2.根据权利要求1所述海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其特征在于：所述新燃料贮存间内设置有新燃料贮存格架及新燃料组件检查装置。
3.根据权利要求1所述海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其特征在于：所述核燃料装卸舱内还设置有检修间。
4.根据权利要求1所述海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其特征在于：所述核燃料装卸舱内还设置有平板车和水平扶持机构，所述平板车和水平扶持机构用于对被吊设备水平吊运进行导向。
5.根据权利要求1所述海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统，其特征在于：所述专设屏蔽设施至少为两个，分别用以转运大型反应堆构件和小型反应堆构件。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202011624376.1A CN113299414A (zh) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | 一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202011624376.1A CN113299414A (zh) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | 一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN113299414A true CN113299414A (zh) | 2021-08-24 |
Family
ID=77318696
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202011624376.1A Pending CN113299414A (zh) | 2020-12-31 | 2020-12-31 | 一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN113299414A (zh) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107833644A (zh) * | 2017-09-26 | 2018-03-23 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 海洋核动力平台的换料系统和换料方法 |
| CN207302652U (zh) * | 2017-09-01 | 2018-05-01 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台的乏燃料发运系统 |
| CN109887628A (zh) * | 2019-02-26 | 2019-06-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置 |
| CN110246600A (zh) * | 2019-07-11 | 2019-09-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置 |
-
2020
- 2020-12-31 CN CN202011624376.1A patent/CN113299414A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN207302652U (zh) * | 2017-09-01 | 2018-05-01 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台的乏燃料发运系统 |
| CN107833644A (zh) * | 2017-09-26 | 2018-03-23 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 海洋核动力平台的换料系统和换料方法 |
| CN109887628A (zh) * | 2019-02-26 | 2019-06-14 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置 |
| CN110246600A (zh) * | 2019-07-11 | 2019-09-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN107833644B (zh) | 海洋核动力平台的换料系统和换料方法 | |
| US6957942B2 (en) | Autonomous cask translocation crane | |
| CN1323405C (zh) | 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程 | |
| CN110246600A (zh) | 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置 | |
| CN207302652U (zh) | 海洋核动力平台的乏燃料发运系统 | |
| CN113284639A (zh) | 一种海洋核动力平台多盒转运方式的换料系统 | |
| CN110619964A (zh) | 浮动核电站堆舱布置结构 | |
| CN109887628A (zh) | 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置 | |
| US5687207A (en) | Refueling machine | |
| CN113299414A (zh) | 一种海洋核动力平台水下转运方式的自主换料系统 | |
| CN113270219A (zh) | 一种采用模块式吊篮的乏燃料贮存和运输容器 | |
| CN113299415A (zh) | 一种用于核动力船舶的岸基换料系统 | |
| CN106683725B (zh) | 一种用于燃料转运的装置以及相应的核电平台 | |
| CN211555487U (zh) | 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置 | |
| CN209804279U (zh) | 一种压水堆核电厂乏池和换料水池一体化装置 | |
| JPS5937497A (ja) | 原子炉の燃料移送設備 | |
| CN113284638A (zh) | 一种用于核动力船舶的模块化换料方舱 | |
| CN212032666U (zh) | 一种紧凑型反应堆双堆共用乏池装置 | |
| JPH1054896A (ja) | 燃料取扱い方法および装置 | |
| CN220753087U (zh) | 一种重水堆核电厂故障屏蔽塞水下转移装置 | |
| CN115512863A (zh) | 一种核动力船舶燃料装卸的船坞 | |
| CN216546598U (zh) | 一种核动力船舶反应堆装卸料系统 | |
| Dechelette et al. | Study and evaluation of innovative fuel handling systems for sodium-cooled fast reactors: fuel handling route optimization | |
| CN115831415A (zh) | 一种海上核电平台的控制区布置结构和海上核电平台 | |
| Raghupathy et al. | Component Handling System: Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR) and Beyond |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination |