浮動核電站載體平臺安全性設計初探

張延昌景寶金童 波陳 智

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

浮動核電站載體平臺安全性設計初探

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計研究院 上海200011；2.中國核動力研究設計院 成都610041）

海上浮動核電站具有獨特的優勢，具有廣闊的應用前景。作為核電站載體平臺對充分發揮浮動核電站的優勢，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勢及技術難點，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構、總體安全設計等方面，對浮動核電站載體平臺安全設計進行探討分析，為浮動核電站載體平臺安全設計提供技術參考。

浮動核電站；浮式近海平臺；設計；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電系統的可移動的浮式海洋平臺，具有利用核能實現電力供應、供熱、海水淡化等功能；可服務于海洋油氣、礦產資源開發、偏遠島礁軍民生產生活、沿海地區緊急狀態供電。在世界能源發展趨勢、國家能源戰略及能源結構大調整、國家海洋強國發展戰略的大背景下，發展海上浮動核電站平臺對實現國家能源戰略、海洋強國、南海戰略具有重要的意義。國內多家大型國有企業響應國家發展戰略，積極開展浮動核電站平臺前期論證、關鍵技術攻關、概念設計等工作，在國內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計研究院作為國內歷史悠久、規模大、實力強的綜合性船舶與海洋工程設計研究所，是國內海洋工程總體設計的領先者，在很多領域創造了我國船舶工業的第一，積累了較為豐富的海洋工程研發設計經驗。針對前瞻性、戰略性新型海洋工程裝備——浮動核電站平臺，在海洋工程、科研成果的基礎上，與中核工業集團公司核動力研究院聯合開展浮動核電站應用論證分析及概念設計、關鍵技術研制等工作，為研制安全可靠、經濟可行的浮動核電站，工程實施提供技術支撐。

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

1 浮動核電站概述

1.1 國內外研究現狀［1，2］

20世紀50年代，美國首先提出在海上建設核電站的設想。1963年將核發電系統安裝于 “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能源供應以及北極地區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積累的基礎上，開展了關鍵技術研發，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，而后轉移至圣彼得堡“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，設計發電能力70 MW，可以生產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運營12年。該浮動核電站配備岸基設施，固定于港灣內，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、模塊化水下核發電平臺——Flexblue概念方案（參見圖2）。該方案借鑒潛艇設計理念，浮動平臺為圓柱筒，長約100 m、質量達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。該核電平臺最大優點是可避免波浪、臺風等海洋環境條件的影響。

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，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構作為核發電裝置的載體平臺，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，既避免部分海洋環境條件對載體平臺影響（平臺載體不會產生運動、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，中國核動力研究設計院基于陸用小型堆ACP100提出適用于海洋環境的ACP100S（見圖5），并開展了系列的技術攻關、研制、試驗等工作。目前，中核集團中國核動力研究院聯合中國船舶及海洋工程設計研究院，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中的適用性研究及論證工作。

1.2 浮動核電站優勢與設計難點

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

（1）核安全性更高，體現了固有安全設計理念，對環境、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，并不受基礎建設的限制，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支撐平臺，載體平臺的性能及安全性直接決定和影響核發電系統的核安全、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等方面新的技術難題。

對于載體平臺來說，與海洋工程裝備的技術難點主要體現在：

（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，如極端海洋環境條件、碰撞、載體失效等；同時，載體平臺所受的環境載荷更為復雜、外部事故事件及載體平臺失效模式更多、載體平臺與核發電系統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）海洋環境下平臺系泊系統的浮式載體平臺空間受限，系統繁多并與船舶系統的接口較多，統籌規劃合理布局尤為重要，同時輻射防護、實體防護、人員工作環境、電力外輸等方面與陸上核電廠顯著不同。

（4）相關設計規范標準未健全，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境、外部事件的安全性及對核反應系統的影響；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）浮動核電站的設計壽命、海洋環境對鋼結構物及核電系統裝備的腐蝕、作業及換料模式與陸上核電廠有顯著不同。因此，只有采用科學、合理的設計技術來解決設計關鍵問題，才能有效降低浮動核電站的風險，提高其安全性，充分發揮浮動核電站的優勢。

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。陸上核電站重點關注地震、海嘯、墜物、臺風等極端環境條件對核電站系統的損傷［4］；而海上核電站需要考慮復雜的海洋環境條件（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境，以及核電站系統對安全的高要求，使得浮式平臺載體的設計難度、對安全的要求等方面遠高于常規海洋結構物，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法規規范要求，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的結構安全，如屈服、屈曲強度；疲勞強度、腐蝕問題（陸上核電站的設計壽命為60年，船舶設計壽命通常為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；還有大型裝備系統的基座強度及振動問題等。

（3）平臺系泊安全

電力外輸作業對平臺系泊系統設計及安全有特殊要求，設計方案既能滿足海洋環境條件、電力外輸要求，又能兼顧核電站外輸作業效率。

2.1 海洋環境條件

海洋工程作業條件是海洋工程設計基礎，作業條件是指海洋工程裝備所在作業海域的海洋環境條件和作業載荷，作為對應工況下的設計載荷極限值。海洋環境載荷主要指風、波浪、流等環境條件，其中浪和流通常以重現期或年概率的極值表示環境載荷極值。根據海洋平臺的功能、用途、作業模式等，整個生命周期內分拖航、安裝、作業、生存、事故等工況，規范對各工況的環境條件有相應的規定。對于浮動核電站設計時主要考慮生存、作業、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境，在該工況下核反應堆停堆，停止對外供電服務作業，平臺總體性能（穩性、抗沉性）、結構極限強度、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）極端環境條件作為生存工況的海洋環境條件。

2.1.2 作業工況

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

2.1.3 事故工況

浮動核電站遭受事故損傷后的環境條件，用于評估平臺損傷或進水后的總體性能、結構強度，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）環境條件作為事故后的海洋環境條件。

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海域過程中遭受的海洋環境條件。海洋工程通常以一年一遇環境條件作為拖航工況的海洋環境條件，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

地震對于浮式結構物的直接影響很小，地震引起的海嘯為長波，深海中波高小于1 m，波長數百公里，通常被風浪和涌浪所覆蓋，海嘯主要對水深變淺區域的結構物或岸基結構的破壞力較大［4］，對遠海浮式結構物的影響也很小，可以忽略不計。對于深遠海浮式結構物規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越性體現之一。

浮動核電站主要考慮的外部事故有：極端海洋環境條件（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境無關的外部蓄意破壞，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及防護系統予以制止。

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：一種是依據設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展史上長期使用的方法，其基本思想是根據縱深防御原則，除了核反應堆設計得盡可能安全可靠外，還設置多重的專設安全設施，以便在一旦發生最大假想事故情況下，依靠安全設施，將事故后果減至最輕程度。

設計基準事故是指核電站按確定的設計準則在設計中采取針對性措施的那些事故工況。用于考驗安全系統的設計裕度，設計基準事故的選擇主要依據工程判斷、設計和運行經驗，目前陸上核電站的設計基準事故已基本定型，對于浮動核電站，設計基準事故要綜合考慮海洋環境條件、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。

海洋工程設計基于極限狀態的設計技術是與核電廠確定論安全分析方法相類似的一種分析技術，極限狀態是指結構系統中部分構件或整體結構失效，導致喪失其應有的設計功能所對應的狀態［5-7］。基于極限狀態設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各種事故載荷，是海洋工程設計的發展趨勢和主流。極限狀態有以下四種極限狀態：

（1）使用極限狀態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導致無法正常運行。浮動核電站使用極限狀態主要涉及：核發電系統設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；船舶系統設備對運動、變形、振動等要求。

（2）承載力極限狀態ULS（Ultimate Limit State）

主要指結構強度、剛度喪失而導致結構崩潰的極限狀態。主要失效模式為：平臺結構、設備基座、管道連接等構件的屈曲、屈服失效，以及整個船體梁失效等。

（3）疲勞極限狀態FLS（Fatigue Limit State）

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

主要考慮浮式結構物外部事故（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）載荷下的結構損傷強度及損傷后的結構總強度、剩余強度。應用于浮動核電站，不僅分析平臺結構在意外載荷下的強度以及安全，也要評估核發電系統以及設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年代以后發展起來的一種系統工程方法。它采用系統可靠性評價技術（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的各種可能事故的發生和發展過程進行全面分析；同時在準確反應核電站實際狀態的基礎上，對核設施風險進行定量評價，從而獲得各種不希望發生事件的發生頻率及后果，并發現核電站設計及運行中存在的薄弱環節提出措施和建議。PSA方法為核電廠的設計、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

對核電站進行系統和安全系統進行可靠性分析，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生概率，給出反應堆每運行年發生堆芯損害的概率。通過該分析可得到核電站設計中的弱點，提出防止堆芯損壞的途徑。

（2）二級PSA

一級PSA結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，熔融物質與混凝土的相互作用，放射性物質在安全殼內釋放和遷移。結合一級PSA結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結果加上場外后果的評價。分析放射性物質在環境中的遷移，求出核電廠廠外不同距離處放射性濃度隨時間的變化。結合二級PSA的結果按公眾風險的概念確定放射性事故造成的廠外后果。該分析能夠對后果緩解措施的相對重要性做出分析，也能對應急響應計劃的制定提供支持。

風險分析起源于核電工業，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范標準制定；海洋工程中利用量化風險分析評估、確定、優化設計方案，以降低人員傷亡、環境污染、財產損失的風險。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）外部始發事件

陸上核電廠的外部始發事件主要包括地震、洪水、海嘯、大風和飛機墜落；而海上浮動核電站的外部始發事件主要包括極端海洋環境條件（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

陸上核電站核主要用每堆年發生嚴重堆芯損壞的概率和每堆年發生大量放射性物質釋放事件的概率兩個技術安全目標；而對于浮動核電站，除了上述技術安全目標外，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“安全發展核電”。為了充分發揮海上浮動核電站的優勢，實現海上核電站電力、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、連續的艙室空間，用于布置核發電裝置及其系統、船舶設備及系統，能夠發揮核反應堆的固有安全，體現縱深防御原則。

（2）平臺結構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境載荷；結構設計壽命與核動力裝置相匹配。

（3）極端海洋環境、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構。

（6）電力、淡水、熱水/汽外輸安全方便。（7）配備海上安保系統。

（8）設計、建造、安裝技術成熟，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、蒸汽輪機系統、核輔助系統等基礎支撐平臺，是核發電系統核安全及高效作業的重要保障。浮式平臺要選擇技術成熟的海洋工程平臺類型，還要考慮核電站的基本要求，充分發揮海上浮動核電站的優勢。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開展海上核電站平臺設計，另一種是設計新型的浮式平臺型式滿足核發電系統的設計需求。

目前國內外技術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構，通過錨泊系統錨固于海底，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、下立柱等構成，具有良好的抗風浪能力和穩定性，實際使用的半潛式平臺適應水深80～2 414 m。浮式生產儲油裝置FPSO作為一種浮式生產裝置，具有倉儲能力大、適應海域水深廣、有效載荷大等優點，FPSO噸位從5萬噸～30萬噸，水深從18～1 500 m。四種浮式結構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、蒸汽輪機系統對封閉、連續的艙室空間的要求，若增加平臺外形尺寸滿足空間需求，其經濟性大大降低，安全性也成為新問題。單船體型浮式結構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，并配備岸基工程已解決系泊及電力外輸等問題，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。國內外積極研發新型浮式平臺，以適應不同的海域環境條件，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）、國內相關企業與院所也在積極開展海上浮動核電站研發工作。

4.3 載體平臺安全性設計

浮動核電站的載體平臺是核電站的基礎支撐平臺，載體平臺的性能及安全性直接決定和影響核發電系統的核安全、運行效率，另外也為工作人員提供舒適的生活和工作環境的重要保障；前面分析了浮動核電站優勢和技術難點，載體平臺科學合理的設計是充分實現、發揮浮動核電站優越性的前提和保障；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性的課題。

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

4.3.1 總體布置及運動性能

（1）平臺主尺度論證分析

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

（2）船體型線設計

綜合考慮平臺總體性能（穩性、運動性能、快速性、抗沉性）、系泊性能、強度特性等，結合總布置規劃，針對核反應堆艙對吃水的特殊要求，開展線型設計及優化分析。

（3）總體布置規劃

圍繞核發電系統作業、運行流程及需求，統籌兼顧合理分艙，并優化布置。優先考慮核反應堆艙、核輔助艙室、控制艙室、蒸汽輪機艙、應急備用發電機艙及生活居住艙室，核反應艙布置船舯區域，其余艙室布置于周圍；船舶輔助系統艙室布置于艏艉區域，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；船尾各系統艙室空間、布置需求；合理規劃逃生通道和路線等。

（4）系泊方案

綜合考慮核電站作業海域水深、海洋環境條件，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計，并對其分生存工況、作業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，從使用極限狀態及相關法規要求的角度評估平臺作業工況下的總體性能；分析生存工況下載體平臺穩性、抗沉性，事故極限狀態下的破艙穩性，作業工況下平臺運行速度加速度等。

4.3.2 結構設計及性能評估

（1）全船采用鋼質全焊接結構形式，雙底、雙殼結構形式；核反應堆艙區域設置雙層甲板、雙層艙壁，雙層殼寬度滿足規范要求，并開展耐撞性設計；雙層甲板結構設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）結構材料和焊接應符合船級社相關規范要求，根據設計壽命確定平臺主體結構及主要設備基座結構的疲勞壽命，疲勞安全系數不小于2，關鍵區域建議選取5。

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

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

（5）對船體結構進行外部事故工況進行評估，評估結構的安全性及對核反應系統的影響；對關鍵設備、控制艙室等進行振動分析及抗振設計，對控制艙室、生活樓區域進行振動、噪聲評估及抗振降噪設計。

其他船舶系統，如消防系統、救生系統、壓載系統、備用發電系統、應急發電系統、空調通風系統等，參考海洋工程及陸上核電廠相關規范，根據浮動核電站的特殊需求進行設計，并對其在海洋環境條件下的適應性及安全，與船舶系統的接口問題進行研究，特別注重系統的安全性和可靠性。

5 結 論

（1）海上浮動核電站是核電工程與海洋工程相結合的前瞻性高端工程裝備，具有獨特的優勢和廣闊的應用前景。浮動核電站的載體平臺是基礎支撐平臺，其性能及安全性直接決定和影響核發電系統的核安全、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計提供一定的技術指導。

（3）浮動核電站技術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域和海洋工程領域的先進設計理念和技術，實現兩項工程技術的有機結合，組建具有國內行業內優勢的卓越研發團隊，系統地深入開展浮動核電站關鍵技術攻關和研發，為我國海洋資源開發、島礁軍民生產生活提供安全可靠、經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：海洋工程結構強度、新式結構設計、風險分析。

景寶金（1972-），男，碩士，研究員。研究方向：海洋工程設計、研發。

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

陳 智（1974-），男，博士，研究員。研究方向：核反應堆工程設計、研發。