張延昌景寶金童 波陳 智

（1.中國船舶及海洋工程設(shè)計研究院 上海200011；2.中國核動力研究設(shè)計院 成都610041）

浮動核電站載體平臺安全性設(shè)計初探

張延昌1景寶金1童 波1陳 智2

（1.中國船舶及海洋工程設(shè)計研究院 上海200011；2.中國核動力研究設(shè)計院 成都610041）

海上浮動核電站具有獨特的優(yōu)勢，具有廣闊的應用前景。作為核電站載體平臺對充分發(fā)揮浮動核電站的優(yōu)勢，確保浮動核電站核安全具有重要作用。文章分析浮動核電站的優(yōu)勢及技術(shù)難點，并從浮動核電站外部事件、安全評價方法、核電站基本要求、平臺選型及載體平臺結(jié)構(gòu)、總體安全設(shè)計等方面，對浮動核電站載體平臺安全設(shè)計進行探討分析，為浮動核電站載體平臺安全設(shè)計提供技術(shù)參考。

浮動核電站；浮式近海平臺；設(shè)計；安全評價方法；外部事件

引 言

浮動核電站平臺是指配備核反應堆及發(fā)電系統(tǒng)的可移動的浮式海洋平臺，具有利用核能實現(xiàn)電力供應、供熱、海水淡化等功能；可服務于海洋油氣、礦產(chǎn)資源開發(fā)、偏遠島礁軍民生產(chǎn)生活、沿海地區(qū)緊急狀態(tài)供電。在世界能源發(fā)展趨勢、國家能源戰(zhàn)略及能源結(jié)構(gòu)大調(diào)整、國家海洋強國發(fā)展戰(zhàn)略的大背景下，發(fā)展海上浮動核電站平臺對實現(xiàn)國家能源戰(zhàn)略、海洋強國、南海戰(zhàn)略具有重要的意義。國內(nèi)多家大型國有企業(yè)響應國家發(fā)展戰(zhàn)略，積極開展浮動核電站平臺前期論證、關(guān)鍵技術(shù)攻關(guān)、概念設(shè)計等工作，在國內(nèi)掀起了浮動核電站平臺研究的高潮。

中國船舶與海洋工程設(shè)計研究院作為國內(nèi)歷史悠久、規(guī)模大、實力強的綜合性船舶與海洋工程設(shè)計研究所，是國內(nèi)海洋工程總體設(shè)計的領(lǐng)先者，在很多領(lǐng)域創(chuàng)造了我國船舶工業(yè)的第一，積累了較為豐富的海洋工程研發(fā)設(shè)計經(jīng)驗。針對前瞻性、戰(zhàn)略性新型海洋工程裝備——浮動核電站平臺，在海洋工程、科研成果的基礎(chǔ)上，與中核工業(yè)集團公司核動力研究院聯(lián)合開展浮動核電站應用論證分析及概念設(shè)計、關(guān)鍵技術(shù)研制等工作，為研制安全可靠、經(jīng)濟可行的浮動核電站，工程實施提供技術(shù)支撐。

本文在分析浮動核電站與陸上核電站的區(qū)別、浮動核電站特點的基礎(chǔ)上，分析浮動核電站對載體平臺的基本要求，浮動核電站設(shè)計需要考慮的外部事件，并對核電站載體平臺設(shè)計方法、安全設(shè)計等進行分析，為浮動核電站關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)及工程設(shè)計提供參考。

1 浮動核電站概述

1.1 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀［1，2］

20世紀50年代，美國首先提出在海上建設(shè)核電站的設(shè)想。1963年將核發(fā)電系統(tǒng)安裝于 “斯特吉斯”號駁船，1968年～1976年該核電船在巴拿馬運河使用，為保障該運河繁忙的通行任務提供充足的電力能源，1976年該船退役。

1993年，俄羅斯原子能委員會專家建議建造浮動核電平臺，解決遠東和西伯利亞地區(qū)能源供應以及北極地區(qū)天然氣開采電力需求，2001年原子能委員會宣布實施該計劃。在核動力破冰船技術(shù)積累的基礎(chǔ)上，開展了關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)，該項目于2007年開工建造“羅蒙諾索夫院士”號核電船（見圖1）。

項目最早在謝夫馬什造船廠建設(shè)，而后轉(zhuǎn)移至圣彼得堡“波羅的海造船廠”，后又因資金預算問題停滯兩年多。新的建設(shè)合同于2012年12月由“俄羅斯核能康采恩公司”與“波羅的海造船廠”簽署，目前該船仍在建造中。該浮動核電站型長144 m、型寬30 m，排水量2.15萬噸，造價約3億美元，設(shè)計發(fā)電能力70 MW，可以生產(chǎn)300 MW熱能。該浮動核電站共有兩個反應堆，使用年限為40年，可在不添加燃料的情況下連續(xù)運營12年。該浮動核電站配備岸基設(shè)施，固定于港灣內(nèi)，并配備防波堤。該核電船是世界上唯一的在建海上核電船工程，但由于各種原因，完工日期屢次延遲。

法國DCNS公司與AREVA-TA、CEA合作，提出小型、模塊化水下核發(fā)電平臺——Flexblue概念方案（參見圖2）。該方案借鑒潛艇設(shè)計理念，浮動平臺為圓柱筒，長約100 m、質(zhì)量達12 000 t、電功率在50～250 MW（e），由水面船舶拖運至工作海域，沉放于距岸幾公里、60 ～100 m水深的海底。該核電平臺最大優(yōu)點是可避免波浪、臺風等海洋環(huán)境條件的影響。

麻省理工大學2014年針對深海海域提出了新型海上核電平臺——圓筒形核電平臺概念（見圖3）。

該海上浮動核電站采用圓筒形FPSO外形，核反應裝置布置于巨大的圓形艙室內(nèi)，采用多點系泊固定于海中。該型方案適用于深水，有利于系泊設(shè)計與安全。

韓國提出重力座底式海洋核電平臺概念（GBS），該方案將浮船塢型鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)作為核發(fā)電裝置的載體平臺，載體平臺坐落在特定水深海域預制的海底基座上（見圖4）。這種核電站概念是陸上核電站與浮動核電站的中間一種，既避免部分海洋環(huán)境條件對載體平臺影響（平臺載體不會產(chǎn)生運動、沉沒、整體失效、系泊問題），又有效減小地震影響，但目前仍無法避免海嘯影響。

2005年，中國海洋石油總公司針對渤海稠油開采、南海油氣資源開發(fā)對能源等需求，開始呼吁并組織實施核電站在海上應用論證。2007年，中國核動力研究設(shè)計院基于陸用小型堆ACP100提出適用于海洋環(huán)境的ACP100S（見圖5），并開展了系列的技術(shù)攻關(guān)、研制、試驗等工作。目前，中核集團中國核動力研究院聯(lián)合中國船舶及海洋工程設(shè)計研究院，針對渤海稠油油田熱開采所需的熱能、電力需求，開展ACP25S和ACP100S小型堆在海上油田開發(fā)中的適用性研究及論證工作。

1.2 浮動核電站優(yōu)勢與設(shè)計難點

浮動核電站漂浮在海水中，相當于一個極大的冷卻水池，更容易實現(xiàn)核反應堆系統(tǒng)的自然安全性和非能動安全性設(shè)計，體現(xiàn)了固有安全設(shè)計理念；同時浮動核電站有效地規(guī)避了地震、海嘯等外部事件的影響，具有陸上核電站無法企及的優(yōu)勢［1，2］：

（1）核安全性更高，體現(xiàn)了固有安全設(shè)計理念，對環(huán)境、人員傷害更低；

（2）機動性強、靈活方便；

（3）有巨量的海水作為冷卻劑；

（4）不占用過多陸地面積，可批量化、標準化，比陸地建造成本更低；

（5）適應海域廣，并不受基礎(chǔ)建設(shè)的限制，可適應于遠海、近海、沿海等海域。

浮動核電站的載體平臺是核電站的基礎(chǔ)支撐平臺，載體平臺的性能及安全性直接決定和影響核發(fā)電系統(tǒng)的核安全、運行效率，另外也為工作人員提供舒適的生活和工作環(huán)境的重要保障。浮式海洋平臺與陸地地基存在顯著不同，這將引入核電站的海上適應性、載體平臺安全性、考慮核安全、人員安全的分析技術(shù)等方面新的技術(shù)難題。

對于載體平臺來說，與海洋工程裝備的技術(shù)難點主要體現(xiàn)在：

（1）浮式載體平臺的性能及安全是核電站核安全的重要保障。與陸上核電廠的地基相比，浮動核電站雖然規(guī)避了地震、海嘯外部事件，但也引入新的外部事件，會意外增加風險，如極端海洋環(huán)境條件、碰撞、載體失效等；同時，載體平臺所受的環(huán)境載荷更為復雜、外部事故事件及載體平臺失效模式更多、載體平臺與核發(fā)電系統(tǒng)的耦合作用更為顯著，載體平臺的性能及安全對浮動核電站的重要性更為顯著。

（2）為了保證核電站作業(yè)效率，惡劣海況下浮式載體平臺的系泊定位問題尤為重要。

（3）海洋環(huán)境下平臺系泊系統(tǒng)的浮式載體平臺空間受限，系統(tǒng)繁多并與船舶系統(tǒng)的接口較多，統(tǒng)籌規(guī)劃合理布局尤為重要，同時輻射防護、實體防護、人員工作環(huán)境、電力外輸?shù)确矫媾c陸上核電廠顯著不同。

（4）相關(guān)設(shè)計規(guī)范標準未健全，目前僅有20世紀80年代IMO［3］出版的《核動力商船安全法則》，并不適用于海上浮動核電平臺設(shè)計；不管利用確定論安全分析還是概率論安全分析，均要考慮載體平臺在極端海洋環(huán)境、外部事件的安全性及對核反應系統(tǒng)的影響；概率安全分析時除了要考慮核風險外，還需考慮人員傷亡風險，使問題更復雜。

（5）浮動核電站的設(shè)計壽命、海洋環(huán)境對鋼結(jié)構(gòu)物及核電系統(tǒng)裝備的腐蝕、作業(yè)及換料模式與陸上核電廠有顯著不同。因此，只有采用科學、合理的設(shè)計技術(shù)來解決設(shè)計關(guān)鍵問題，才能有效降低浮動核電站的風險，提高其安全性，充分發(fā)揮浮動核電站的優(yōu)勢。

2 浮動核電站外部事件分析

浮動核電站由于載體不同，將導致核安全關(guān)注的外部事件會與陸上核電廠有很大差異。陸上核電站重點關(guān)注地震、海嘯、墜物、臺風等極端環(huán)境條件對核電站系統(tǒng)的損傷［4］；而海上核電站需要考慮復雜的海洋環(huán)境條件（風、浪、流、臺風、冰）、船舶碰撞、直升機墜機等載荷下平臺的安全性及其核電站安全性。但正是因為復雜的海洋環(huán)境，以及核電站系統(tǒng)對安全的高要求，使得浮式平臺載體的設(shè)計難度、對安全的要求等方面遠高于常規(guī)海洋結(jié)構(gòu)物，載體平臺的重要性也遠高于陸上核電站地基。載體平臺主要考慮以下幾方面：

（1）平臺總體運動及性能

平臺總體運動及性能除了需要滿足船舶相關(guān)法規(guī)規(guī)范要求，還直接影響人員工作、居住的舒適性，影響了核反應系統(tǒng)運行安全，決定了核電站的運行效率。

（2）載體平臺強度及安全性

要保障載體平臺全壽命期內(nèi)的結(jié)構(gòu)安全，如屈服、屈曲強度；疲勞強度、腐蝕問題（陸上核電站的設(shè)計壽命為60年，船舶設(shè)計壽命通常為25年）、極限強度等要滿足強度要求，同時也要考慮載體平臺在海洋環(huán)境下的船體梁變形、局部變形、振動、噪聲等對核動力裝置、蒸汽輪機、高溫高壓管系、工作人員的影響；還有大型裝備系統(tǒng)的基座強度及振動問題等。

（3）平臺系泊安全

電力外輸作業(yè)對平臺系泊系統(tǒng)設(shè)計及安全有特殊要求，設(shè)計方案既能滿足海洋環(huán)境條件、電力外輸要求，又能兼顧核電站外輸作業(yè)效率。

2.1 海洋環(huán)境條件

海洋工程作業(yè)條件是海洋工程設(shè)計基礎(chǔ)，作業(yè)條件是指海洋工程裝備所在作業(yè)海域的海洋環(huán)境條件和作業(yè)載荷，作為對應工況下的設(shè)計載荷極限值。海洋環(huán)境載荷主要指風、波浪、流等環(huán)境條件，其中浪和流通常以重現(xiàn)期或年概率的極值表示環(huán)境載荷極值。根據(jù)海洋平臺的功能、用途、作業(yè)模式等，整個生命周期內(nèi)分拖航、安裝、作業(yè)、生存、事故等工況，規(guī)范對各工況的環(huán)境條件有相應的規(guī)定。對于浮動核電站設(shè)計時主要考慮生存、作業(yè)、事故、拖航等工況。

2.1.1 生存工況

該工況為可能遭遇最惡劣的極端環(huán)境，在該工況下核反應堆停堆，停止對外供電服務作業(yè)，平臺總體性能（穩(wěn)性、抗沉性）、結(jié)構(gòu)極限強度、系泊等滿足平臺安全要求。海洋工程通常以百年一遇（或年概率為10-2）極端環(huán)境條件作為生存工況海洋條件，對于浮式核電站建議以萬年一遇（或年概率為10-4）極端環(huán)境條件作為生存工況的海洋環(huán)境條件。

2.1.2 作業(yè)工況

浮動核電站安全運行、電力、淡水外輸作業(yè)正常所對應的工況，該工況下平臺運動性能、系泊等滿足核電站安全運行要求，結(jié)構(gòu)屈服、屈曲強度滿足結(jié)構(gòu)安全要求。海洋工程通常以十年一遇（或年概率為10-1）環(huán)境條件作為作業(yè)工況海洋條件，對于浮式核電站建議以百年一遇（或年概率為10-2）環(huán)境條件作為作業(yè)工況海洋條件。

2.1.3 事故工況

浮動核電站遭受事故損傷后的環(huán)境條件，用于評估平臺損傷或進水后的總體性能、結(jié)構(gòu)強度，以保證能安全拖回基地維修。海洋工程通常以一年一遇環(huán)境條件作為事故工況海洋條件，對于浮式核電站建議以十年一遇（或年概率為10-1）環(huán)境條件作為事故后的海洋環(huán)境條件。

2.1.4 拖航工況或航行工況

浮動核電站自建造基地拖航或自航至作業(yè)海域過程中遭受的海洋環(huán)境條件。海洋工程通常以一年一遇環(huán)境條件作為拖航工況的海洋環(huán)境條件，對于浮式核電站建議以十年一遇（或年概率為10-1）環(huán)境條件作為拖航工況海洋條件。

2.2 外部事故

地震對于浮式結(jié)構(gòu)物的直接影響很小，地震引起的海嘯為長波，深海中波高小于1 m，波長數(shù)百公里，通常被風浪和涌浪所覆蓋，海嘯主要對水深變淺區(qū)域的結(jié)構(gòu)物或岸基結(jié)構(gòu)的破壞力較大［4］，對遠海浮式結(jié)構(gòu)物的影響也很小，可以忽略不計。對于深遠海浮式結(jié)構(gòu)物規(guī)避了地震和海嘯外部事件的影響，這也是浮動核電站主要優(yōu)越性體現(xiàn)之一。

浮動核電站主要考慮的外部事故有：極端海洋環(huán)境條件（包括臺風、龍卷風）、船舶碰撞、船舶擱淺、船舶艙室油氣爆炸、火災、直升機墜機、吊裝墜物、外部飛射物等，除了要考慮這些外部事故對核安全的影響，還要考慮對載體平臺安全的影響，以及事故后的載體平臺的剩余強度問題。另外，外部事故還包括與核電站環(huán)境無關(guān)的外部蓄意破壞，如蛙人、船舶碰撞、空中飛行物等蓄意破壞活動，對于這類蓄意的人為破壞，主要采取合理高效的海上安保系統(tǒng)及防護系統(tǒng)予以制止。

3 浮動核電站安全評價

浮動核電站與陸上核電廠一樣，是以核安全為最總目標，核電站建立并保持對放射性危害有效防御，以保護人員、社會和環(huán)境免受危害。核電站安全性評價主要采用兩種方法：一種是依據(jù)設(shè)計基準事故的確定論評價法，另一種是概率安全評價法（簡稱PSA）［8-11］。

3.1 確定論安全分析

確定論評價法是核電廠發(fā)展史上長期使用的方法，其基本思想是根據(jù)縱深防御原則，除了核反應堆設(shè)計得盡可能安全可靠外，還設(shè)置多重的專設(shè)安全設(shè)施，以便在一旦發(fā)生最大假想事故情況下，依靠安全設(shè)施，將事故后果減至最輕程度。

設(shè)計基準事故是指核電站按確定的設(shè)計準則在設(shè)計中采取針對性措施的那些事故工況。用于考驗安全系統(tǒng)的設(shè)計裕度，設(shè)計基準事故的選擇主要依據(jù)工程判斷、設(shè)計和運行經(jīng)驗，目前陸上核電站的設(shè)計基準事故已基本定型，對于浮動核電站，設(shè)計基準事故要綜合考慮海洋環(huán)境條件、外部事故等方面對核安全的影響，同時要考慮載體平臺的安全，因此將極端海洋環(huán)境條件、船舶碰撞、船舶擱淺、船舶艙室油氣爆炸、火災、直升機墜機、吊裝墜物等外部事故作為設(shè)計基準事故。

式中：hz為不同開挖深度斜拱加載引起的圍護樁水平位移增量最大值深度，m；Z為斜拱加載時基坑開挖深度，m。

海洋工程設(shè)計基于極限狀態(tài)的設(shè)計技術(shù)是與核電廠確定論安全分析方法相類似的一種分析技術(shù)，極限狀態(tài)是指結(jié)構(gòu)系統(tǒng)中部分構(gòu)件或整體結(jié)構(gòu)失效，導致喪失其應有的設(shè)計功能所對應的狀態(tài)［5-7］?；跇O限狀態(tài)設(shè)計能明確考慮平臺的各種可能失效模式以及對核電站核安全的影響，可考慮全壽命周期內(nèi)各種事故載荷，是海洋工程設(shè)計的發(fā)展趨勢和主流。極限狀態(tài)有以下四種極限狀態(tài)：

（1）使用極限狀態(tài)SLS（Serviceability Limit State）

主要考慮由于平臺整體、局部變形、運動、振動、噪聲等達到極限而影響或?qū)е聼o法正常運行。浮動核電站使用極限狀態(tài)主要涉及：核發(fā)電系統(tǒng)設(shè)備安全運行對載體平臺加速度、位移等運動性能、船體梁變形、局部變形、振動要求；電力外輸對系泊性能的要求；船員及工作人員對平臺運動性能、振動、噪聲的要求；船舶系統(tǒng)設(shè)備對運動、變形、振動等要求。

（2）承載力極限狀態(tài)ULS（Ultimate Limit State）

主要指結(jié)構(gòu)強度、剛度喪失而導致結(jié)構(gòu)崩潰的極限狀態(tài)。主要失效模式為：平臺結(jié)構(gòu)、設(shè)備基座、管道連接等構(gòu)件的屈曲、屈服失效，以及整個船體梁失效等。

（3）疲勞極限狀態(tài)FLS（Fatigue Limit State）

主要考慮重復載荷作用下結(jié)構(gòu)疲勞裂紋的產(chǎn)生及疲勞壽命。主要涉及：核反應一回路、二回路設(shè)備疲勞、管系疲勞、主要大型設(shè)備基座疲勞、平臺關(guān)鍵節(jié)點疲勞。陸上核電廠的設(shè)計壽命通常為60年，而船舶與海洋結(jié)構(gòu)物的設(shè)計壽命通常為25年，這為疲勞設(shè)計帶來較大的挑戰(zhàn)。

主要考慮浮式結(jié)構(gòu)物外部事故（船舶碰撞、船舶擱淺、船舶艙室油氣爆炸、火災、直升機墜機、吊裝墜物、核泄漏）載荷下的結(jié)構(gòu)損傷強度及損傷后的結(jié)構(gòu)總強度、剩余強度。應用于浮動核電站，不僅分析平臺結(jié)構(gòu)在意外載荷下的強度以及安全，也要評估核發(fā)電系統(tǒng)以及設(shè)備在意外載荷下的核安全性。

3.2 概率安全分析

概率安全分析（PSA）又稱概率風險分析［8-11］，是20世紀70年代以后發(fā)展起來的一種系統(tǒng)工程方法。它采用系統(tǒng)可靠性評價技術(shù)（故障樹、事件樹等分析方法）和概率風險分析方法對復雜系統(tǒng)的各種可能事故的發(fā)生和發(fā)展過程進行全面分析；同時在準確反應核電站實際狀態(tài)的基礎(chǔ)上，對核設(shè)施風險進行定量評價，從而獲得各種不希望發(fā)生事件的發(fā)生頻率及后果，并發(fā)現(xiàn)核電站設(shè)計及運行中存在的薄弱環(huán)節(jié)提出措施和建議。PSA方法為核電廠的設(shè)計、建造、運行、維修、人員行為、堆芯損壞事故物理進程，以及對公眾健康與安全的潛在影響等進行綜合分析提供一種有效的手段。核電站概率安全評價應用中分三個級別：

（1）一級PSA

對核電站進行系統(tǒng)和安全系統(tǒng)進行可靠性分析，確定造成堆芯損壞的事故系列，并作出定量化分析，求出各事故序列的發(fā)生概率，給出反應堆每運行年發(fā)生堆芯損害的概率。通過該分析可得到核電站設(shè)計中的弱點，提出防止堆芯損壞的途徑。

（2）二級PSA

一級PSA結(jié)果加上安全殼響應的評價。分析堆芯融化物理過程和安全殼響應特性，包括分析安全殼在堆芯損壞事故下所受的載荷，安全殼失效模式，熔融物質(zhì)與混凝土的相互作用，放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)釋放和遷移。結(jié)合一級PSA結(jié)果確定放射性從安全殼釋放的頻率。通過該分析可得到各種堆芯損壞事故序列造成放射性釋放的嚴重性，找出設(shè)計上的弱點，并對緩解堆芯損壞事故后果的途徑和事故處理提出具體意見。

（3）三級PSA

二級PSA結(jié)果加上場外后果的評價。分析放射性物質(zhì)在環(huán)境中的遷移，求出核電廠廠外不同距離處放射性濃度隨時間的變化。結(jié)合二級PSA的結(jié)果按公眾風險的概念確定放射性事故造成的廠外后果。該分析能夠?qū)蠊徑獯胧┑南鄬χ匾宰龀龇治?，也能對應急響應計劃的制定提供支持?/p>

風險分析起源于核電工業(yè)，近年來，在船舶與海洋工程得到較廣泛應用［12-20］，如船舶工程中使用綜合安全評估法開展目標型規(guī)范標準制定；海洋工程中利用量化風險分析評估、確定、優(yōu)化設(shè)計方案，以降低人員傷亡、環(huán)境污染、財產(chǎn)損失的風險。對于浮動核電站中的概率安全分析的基本方法和思路等是與陸上核電廠相同的，主要不同之處在于：

（1）外部始發(fā)事件

陸上核電廠的外部始發(fā)事件主要包括地震、洪水、海嘯、大風和飛機墜落；而海上浮動核電站的外部始發(fā)事件主要包括極端海洋環(huán)境條件（包括臺風、冰）、船舶碰撞、船舶擱淺、船舶艙室油氣爆炸、火災、直升機墜機、吊裝墜物等。

（2）風險呈現(xiàn)

陸上核電站核主要用每堆年發(fā)生嚴重堆芯損壞的概率和每堆年發(fā)生大量放射性物質(zhì)釋放事件的概率兩個技術(shù)安全目標；而對于浮動核電站，除了上述技術(shù)安全目標外，船員、工作人員生命安全也是重要的評價衡準，需要考慮海洋工程風險分析中評價標準，這使得浮動核電站概率安全評估更加復雜，也是成為一個新穎的課題研究方向。

4 平臺核電站載體平臺安全性設(shè)計初探

4.1 對平臺載體的基本要求

我國在核電應用方面總的指導思想是“安全發(fā)展核電”。為了充分發(fā)揮海上浮動核電站的優(yōu)勢，實現(xiàn)海上核電站電力、能源、淡水供應功能，確保核安全，其安全性應高于陸地核電站的安全等級。核電站對海洋平臺基本要求如下：

（1）具備足夠大、封閉、連續(xù)的艙室空間，用于布置核發(fā)電裝置及其系統(tǒng)、船舶設(shè)備及系統(tǒng)，能夠發(fā)揮核反應堆的固有安全，體現(xiàn)縱深防御原則。

（2）平臺結(jié)構(gòu)具有足夠的強度能夠抵抗各種可能的載荷，包括碰撞、爆炸、擱淺、墜物等事故載荷及極端環(huán)境載荷；結(jié)構(gòu)設(shè)計壽命與核動力裝置相匹配。

（3）極端海洋環(huán)境、外部事故事件等工況下平臺的運動、加速度不超過核反應裝置極限值。

（4）堆心位于海平面以下或配備水箱，到達第三代核動力裝置非能動安全保障要求。

（5）核動力艙室要滿足防護要求，一般核反應堆艙六面需要雙層結(jié)構(gòu)。

（6）電力、淡水、熱水/汽外輸安全方便。（7）配備海上安保系統(tǒng)。

（8）設(shè)計、建造、安裝技術(shù)成熟，便于工程實施；運行、維護、換料安全方便。

4.2 浮式平臺選型分析

浮式載體平臺是核反應堆系統(tǒng)、蒸汽輪機系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)等基礎(chǔ)支撐平臺，是核發(fā)電系統(tǒng)核安全及高效作業(yè)的重要保障。浮式平臺要選擇技術(shù)成熟的海洋工程平臺類型，還要考慮核電站的基本要求，充分發(fā)揮海上浮動核電站的優(yōu)勢。浮式平臺的選型主要有兩種思路，一種是以工程上成熟的浮式海洋平臺型式為基礎(chǔ)開展海上核電站平臺設(shè)計，另一種是設(shè)計新型的浮式平臺型式滿足核發(fā)電系統(tǒng)的設(shè)計需求。

目前國內(nèi)外技術(shù)較為成熟的浮式平臺［21］有：半潛式平臺、Spar平臺、張力腿平臺（TLP）、單船體型（FPSO、鉆井船等）。張力腿平臺（TLP）是深水順應式平臺的一種典型型式，是半潛式平臺的延拓，目前工程實際應用水深在147～1 425 m海域。Spar平臺是一種浮式柱狀結(jié)構(gòu)，通過錨泊系統(tǒng)錨固于海底，目前工程實際應用水深在588～2 382 m海域。半潛式平臺由上部模塊、浮體、下立柱等構(gòu)成，具有良好的抗風浪能力和穩(wěn)定性，實際使用的半潛式平臺適應水深80～2 414 m。浮式生產(chǎn)儲油裝置FPSO作為一種浮式生產(chǎn)裝置，具有倉儲能力大、適應海域水深廣、有效載荷大等優(yōu)點，F(xiàn)PSO噸位從5萬噸～30萬噸，水深從18～1 500 m。四種浮式結(jié)構(gòu)物的主要性能定性對比表如表1所示。前三種型式的主要不足在于很難滿足核反應堆系統(tǒng)、蒸汽輪機系統(tǒng)對封閉、連續(xù)的艙室空間的要求，若增加平臺外形尺寸滿足空間需求，其經(jīng)濟性大大降低，安全性也成為新問題。單船體型浮式結(jié)構(gòu)物與浮動核電站基本要求吻合較好，俄羅斯在建“羅蒙諾索夫”號浮動核電平臺工程實例也證實該型平臺作為海上核發(fā)電站的載體平臺的可行性。

俄羅斯“羅蒙諾索夫”號浮動核電船布置于港灣內(nèi)，并配備岸基工程已解決系泊及電力外輸?shù)葐栴}，配備防波堤以緩解海洋波浪、海嘯等極端海況的影響，該方案在深遠海開闊海域的適應性及安全性需要深入分析論證。國內(nèi)外積極研發(fā)新型浮式平臺，以適應不同的海域環(huán)境條件，滿足核電站的要求及安全。如前文述及，美國麻省理工學院MIT提出圓筒形的核電站平臺、法國提出潛艇設(shè)計理念的Flexblue概念方案、韓國提出重力座底式海洋核電平臺概念（GBS）、國內(nèi)相關(guān)企業(yè)與院所也在積極開展海上浮動核電站研發(fā)工作。

4.3 載體平臺安全性設(shè)計

浮動核電站的載體平臺是核電站的基礎(chǔ)支撐平臺，載體平臺的性能及安全性直接決定和影響核發(fā)電系統(tǒng)的核安全、運行效率，另外也為工作人員提供舒適的生活和工作環(huán)境的重要保障；前面分析了浮動核電站優(yōu)勢和技術(shù)難點，載體平臺科學合理的設(shè)計是充分實現(xiàn)、發(fā)揮浮動核電站優(yōu)越性的前提和保障；浮動核電站對平臺載體的性能、安全性要求與傳統(tǒng)的海洋工程存在顯著不同。因此，平臺載體的安全性在浮動核電站安全設(shè)計中占有舉足輕重的重要地位，浮動核電站載體平臺安全性評估也是一個新穎且頗具挑戰(zhàn)性的課題。

浮動核電站載體平臺安全設(shè)計以核安全、人員安全和安全高效運行為目標，采用科學、合理、先進的設(shè)計方法，需要綜合考慮建造、拖航工況、換料工況、作業(yè)工況、生存工況、退役等全壽命周期內(nèi)的安全性。本文在前期研究的基礎(chǔ)上，以單船體型載體平臺為例，基于極限狀態(tài)設(shè)計，初步提出載體平臺安全性設(shè)計考量及設(shè)計要點。

4.3.1 總體布置及運動性能

（1）平臺主尺度論證分析

統(tǒng)籌綜合考慮各系統(tǒng)艙室空間、布置需求、平臺總體性能（完整穩(wěn)性、破艙穩(wěn)性、運動性能、快速性、抗沉性）、系泊性能以及非能動性設(shè)計對吃水要求等。

（2）船體型線設(shè)計

綜合考慮平臺總體性能（穩(wěn)性、運動性能、快速性、抗沉性）、系泊性能、強度特性等，結(jié)合總布置規(guī)劃，針對核反應堆艙對吃水的特殊要求，開展線型設(shè)計及優(yōu)化分析。

（3）總體布置規(guī)劃

圍繞核發(fā)電系統(tǒng)作業(yè)、運行流程及需求，統(tǒng)籌兼顧合理分艙，并優(yōu)化布置。優(yōu)先考慮核反應堆艙、核輔助艙室、控制艙室、蒸汽輪機艙、應急備用發(fā)電機艙及生活居住艙室，核反應艙布置船舯區(qū)域，其余艙室布置于周圍；船舶輔助系統(tǒng)艙室布置于艏艉區(qū)域，考慮系泊方案確定生活樓布置于遠離核反應堆艙、主風向的上風向；直升機位于生活樓頂部；船尾各系統(tǒng)艙室空間、布置需求；合理規(guī)劃逃生通道和路線等。

（4）系泊方案

綜合考慮核電站作業(yè)海域水深、海洋環(huán)境條件，核電站電力、淡水外輸要求以及平臺總體性能等進行系泊方案設(shè)計，并對其分生存工況、作業(yè)工況分別進行安全評估。

（5）總體性能分析評估

采用確定論安全分析方法，從使用極限狀態(tài)及相關(guān)法規(guī)要求的角度評估平臺作業(yè)工況下的總體性能；分析生存工況下載體平臺穩(wěn)性、抗沉性，事故極限狀態(tài)下的破艙穩(wěn)性，作業(yè)工況下平臺運行速度加速度等。

4.3.2 結(jié)構(gòu)設(shè)計及性能評估

（1）全船采用鋼質(zhì)全焊接結(jié)構(gòu)形式，雙底、雙殼結(jié)構(gòu)形式；核反應堆艙區(qū)域設(shè)置雙層甲板、雙層艙壁，雙層殼寬度滿足規(guī)范要求，并開展耐撞性設(shè)計；雙層甲板結(jié)構(gòu)設(shè)計既要滿足頻繁換料要求，又要滿足直升機、吊裝墜物撞擊強度要求。

（2）結(jié)構(gòu)材料和焊接應符合船級社相關(guān)規(guī)范要求，根據(jù)設(shè)計壽命確定平臺主體結(jié)構(gòu)及主要設(shè)備基座結(jié)構(gòu)的疲勞壽命，疲勞安全系數(shù)不小于2，關(guān)鍵區(qū)域建議選取5。

（3）承載力極限狀態(tài)，考慮設(shè)計環(huán)境條件為萬年一遇的生存工況評估船體梁極限強度，以百年一遇的作業(yè)工況及十年一遇的拖航工況來評估平臺結(jié)構(gòu)的屈服、屈曲強度，十年一遇的環(huán)境載荷作為事故工況評估平臺的剩余強度。

（4）船體結(jié)構(gòu)強度評估時，合理考慮核反應堆、蒸汽輪機等大型設(shè)備及管道系統(tǒng)等與船體之間相互影響，既要評估船體的結(jié)構(gòu)強度，也要評估相互影響。

（5）對船體結(jié)構(gòu)進行外部事故工況進行評估，評估結(jié)構(gòu)的安全性及對核反應系統(tǒng)的影響；對關(guān)鍵設(shè)備、控制艙室等進行振動分析及抗振設(shè)計，對控制艙室、生活樓區(qū)域進行振動、噪聲評估及抗振降噪設(shè)計。

其他船舶系統(tǒng)，如消防系統(tǒng)、救生系統(tǒng)、壓載系統(tǒng)、備用發(fā)電系統(tǒng)、應急發(fā)電系統(tǒng)、空調(diào)通風系統(tǒng)等，參考海洋工程及陸上核電廠相關(guān)規(guī)范，根據(jù)浮動核電站的特殊需求進行設(shè)計，并對其在海洋環(huán)境條件下的適應性及安全，與船舶系統(tǒng)的接口問題進行研究，特別注重系統(tǒng)的安全性和可靠性。

5 結(jié) 論

（1）海上浮動核電站是核電工程與海洋工程相結(jié)合的前瞻性高端工程裝備，具有獨特的優(yōu)勢和廣闊的應用前景。浮動核電站的載體平臺是基礎(chǔ)支撐平臺，其性能及安全性直接決定和影響核發(fā)電系統(tǒng)的核安全、人員安全、運行效率等。平臺載體的安全性在浮動核電站安全設(shè)計中占有重要的地位。

（2）通過分析浮動核電站與陸上核電廠的區(qū)別，對浮動核電站外部事件、安全評價方法、核電站平臺的基本要求、載體平臺選型及平臺安全設(shè)計考慮等方面進行初步分析，可為浮動核電站載體平臺安全設(shè)計提供一定的技術(shù)指導。

（3）浮動核電站技術(shù)難度高于陸上核電廠和高端海洋工程裝備，需要綜合運用核電領(lǐng)域和海洋工程領(lǐng)域的先進設(shè)計理念和技術(shù)，實現(xiàn)兩項工程技術(shù)的有機結(jié)合，組建具有國內(nèi)行業(yè)內(nèi)優(yōu)勢的卓越研發(fā)團隊，系統(tǒng)地深入開展浮動核電站關(guān)鍵技術(shù)攻關(guān)和研發(fā)，為我國海洋資源開發(fā)、島礁軍民生產(chǎn)生活提供安全可靠、經(jīng)濟可行的新型海洋工程裝備。

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Safety design of carrier platform for fl oating nuclear power plant

ZHANG Yan-chang1JING Bao-jin1T ONG Bo1CHEN Zhi2
(1. Marine Design & Research Institute of China, Shanghai 20001 1, China; 2. Nuclear Power Institute of China ,Chengdu 610041,China)

Floating nuclear power plants (FNPP) has unique advantages and wide application prospect. The carrier platform for the FNPP plays an important role in bringing full advantages and ensuring the safety of FNPP. The advantages and design technological diff i culties of FNPP are discussed in this paper. It also discusses and analyzes the external event of FNPP, safety assessment method, basic requirements of the nuclear power plant, type selection of the platform, structure of the carrier platform, and overall safety design, etc. Suggestions and measures should be used to technically guide the safety design of the carrier platform of FNPP.

fl oating nuclear power plant(FNPP); fl oating offshore platform(FOP); design; safety assessment method; external event

P751，TL48

A

1001-9855（2017）03-0001-09

10.19423 / j.cnki.31-1561 / u.2017.03.001

2017-01-12；

2017-03-05

張延昌（1977-），男，博士，副教授。研究方向：海洋工程結(jié)構(gòu)強度、新式結(jié)構(gòu)設(shè)計、風險分析。

景寶金（1972-），男，碩士，研究員。研究方向：海洋工程設(shè)計、研發(fā)。

童 波（1983-），男，碩士，高級工程師。研究方向：海洋工程總體設(shè)計、研發(fā)。

陳 智（1974-），男，博士，研究員。研究方向：核反應堆工程設(shè)計、研發(fā)。