海上浮动核电站通航安全

海上浮动核电站既具有船舶特征,也具有核设施特征,在通航过程中存在特殊风险,目前我国尚无民用海上浮动核电站通航应用实例及相关规则依据。通过梳理海上浮动核电站通航涉及的国内外法规和标准,参考现有危险品运输船舶通航案例和通航要求,结合海上浮动核电站的特点,针对通航前和航行过程两个阶段提出安全保障措施,助力我国海洋浮动核能开发和健康发展。

浮动核电站仪控系统纵深防御与多样性设计分析

随着核电技术的发展,数字化控制系统在核电站的广泛应用带来的潜在共因故障可能导致系统失效。浮动核电站仪控系统主要由满足独立性要求的安全级和非安全级控制系统组成,通过控制系统防御层、紧急停堆系统防御层、专设安全设施驱动系统防御层以及监测和显示系统防御层的纵深防御设计,形成针对核事故的多层次防御,各个防御层通过实体分隔和电气隔离实现功能独立,并利用多样性设计方法,有效提高系统应对共因故障的能力,从而保证设备和人员的安全。

浮动核电站应急柴油发电机组基座抗冲击分析

船体承受的冲击载荷由基座传递至设备,为保证基座良好的冲击性能,设计合理的基座结构,进行减振器选型,并对基座进行抗冲击分析非常关键。以某型柴油发电机组基座为分析对象,利用Ansys软件建立柴油发电机组基座有限元模型,采用谱分析法和时间历程法进行抗冲击计算,并对这2种计算方法的计算结果进行对比;分析了机组采用弹性安装和刚性安装下对基座抗冲击性能的影响;讨论了减振器刚度对基座抗冲击强度的影响;通过有限元建模和冲击响应分析,对浮动核电站设备和基座的建模方式、抗冲击计算方法具有一定的指导意义。

国外海上浮动核电站政策和标准规范

在对国外海上浮动核电站相关的国际法律法规和标准规范研究现状的基础上,重点分析俄罗斯船级社和俄罗斯监察局海上浮动核电站相关标准规范,以为我国开展海上浮动核电站建设所需的标准规范研究提供参考与借鉴。

基于技术预见方法的海上浮动核电站关键技术

在对海上浮动核电站科研论文和专利文献进行分析的基础上,结合德尔菲法对海上浮动核电站关键技术进行分析研究,最终确定了小型模块化核反应堆设计等16项关键技术为海上浮动核电站关键技术。研究结果可以为后期海上浮动核电站产业政策制定和技术路线图规划提供相关参考。

国外海上浮动核电站的产业发展现状

对美国、俄罗斯、法国和韩国等国家的海上浮动核电站技术研发现状、市场发展现状进行了分析,并在此基础上以俄罗斯为例总结了海上浮动核电站产业发展的关键成功因素。通过此项研究,可为我国开展海上浮动核电站重点工程实践提供一定参考。

浮动核电站燃料棒设计研究

根据浮动核电站反应堆堆芯的总体要求,结合燃料组件的功率史及功率分布等相关接口数据,通过对燃料棒参数进行初步设定和验证优化,最终采用燃料棒性能分析程序和验证方法,对浮动核电站用燃料棒最终优化的设计参数进行综合验证,验证结果表明设计出的燃料棒符合燃料温度、包壳温度、燃料棒内压、包壳应变、包壳应力、包壳自立和蠕变坍塌等设计准则,设计出的浮动核电站燃料棒技术参数要求是合理的。

浮动核电站载体平台安全性设计初探

海上浮动核电站具有独特的优势,具有广阔的应用前景。作为核电站载体平台对充分发挥浮动核电站的优势,确保浮动核电站核安全具有重要作用。文章分析浮动核电站的优势及技术难点,并从浮动核电站外部事件、安全评价方法、核电站基本要求、平台选型及载体平台结构、总体安全设计等方面,对浮动核电站载体平台安全设计进行探讨分析,为浮动核电站载体平台安全设计提供技术参考。

基于灰色网络分析法的海上浮动核电站项目风险评价研究

海上浮动核电站项目建设难度大、周期长,对技术要求高,资金投入要求较大,这就使得建设过程中面临的风险多样且复杂。为了对风险进行定量化分析,文章使用G-ANP(灰色网络分析法)方法对项目进行风险分析与评价。在构建项目建设过程中所面临的风险指标体系后,将灰色网络分析法应用于指标的风险评价,建立海上浮动式核电站建设项目的风险评价模型。最后运用某一具有可行性建设的项目来验证该方法的有效性,发现其关键的风险因素,为制定相关建设项目的风险规避策略提供依据。

海上浮动核电站发展现状及政策标准

海上浮动核电站是核电工程和海洋工程的结合,具有高效、灵活、经济等优点,是理想的海洋开发能源保障。本文主要分析研究了国内外海上浮动核电站的发展趋势、政策以及标准规范,介绍了国内外海上浮动核电站的发展情况,简析了俄罗斯和国际原子能机构针对其出台的相关政策和标准规范,探讨并展望了我国海上浮动核电站的发展前景,为我国海上浮动核电站的建设和安全标准体系的构建提供参考和借鉴。

ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究

作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析,给出了控制系统方案.以此为基础,利用RELAP系统分析程序和控制系统仿真程序MATLAB/SIMULINK,开展了控制系统数值仿真分析工作.仿真结果满足控制系统验收准则要求,验证了控制系统设计的有效性.

20000t浮动核电站驳船与补给船碰撞计算分析

浮动核电站驳船作为反应堆的承载结构,其耐撞性能与发生碰撞时反应堆部位的冲击环境对核电站的运行安全有十分重要的影响。文章参考俄罗斯即将投入运营的"罗蒙诺索夫"号浮动核电站的结构形式和布置情况,在ANSYS/LSDYNA中建立了浮动核电站驳船与其中的小型核反应堆及其主要管路的简化有限元模型,对驳船舷侧在与补给船球鼻首发生微能碰撞时结构的变形损伤情况进行分析,并通过计算核反应堆关键位置处的冲击谱,对碰撞过程中反应堆部位的冲击环境进行了分析,为管路相关设备的冲击设计提供参考。

贝叶斯方法在浮动式核电站事故风险因素分析中的适用性研究

为探讨贝叶斯方法在浮动式核电站事故风险分析中的适用性,通过相关调研、文献资料、数据统计等,总结浮动式核电站事故风险因素分析的特点,即有限的空间布置,搭载平台与环境的特殊性,多态、动态与不确定性。结合以上分析,提出静态、动态、结合FMEA及灰色状态下的4种贝叶斯方法。得出贝叶斯方法在浮动式核电站风险因素分析过程中更加直观且具有连续性,既适用于定性分析也适用于定量分析。

海上浮动核电站新型堆底屏蔽材料研究

本文针对海上浮动核电站堆底屏蔽施工困难、屏蔽效果难以保证的问题,研发了一款新型堆底屏蔽材料。该材料由复合屏蔽颗粒和复合屏蔽腻子组成,以海上浮动核电站堆底源项为输入,进行了优化配比设计。新型堆底屏蔽材料进行了样品试制和性能试验考核,考核结果表明材料具有优良的屏蔽性能和理化性能。将新型堆底屏蔽材料用于海上浮动核电站堆底屏蔽设计,当屏蔽厚度为2 m时,堆底总剂量率降低约9个量级,剂量率低于35μSv/h,满足海上浮动核电站的设计要求。

适用于浮动核电站检修时临时起重支架设计

本文针对海上浮动核电站检修工程中工作空间小、辐射剂量大、资源受限、平台浮动等基本问题,提出了一套便携式、高通用性的临时起重支架。采用调整支撑杆高度的方式,提高对不同地基高度使用的要求;采用自由组装的结构,提高设备的便携性及使用便捷性;采用轨道优化的方式,实现多点起吊的功能;采用螺栓螺母锁紧链接的方式,满足安全及稳定性的要求。为了满足设备材料的稳定性及成本性,以304不锈钢为主体材料,结合有限元仿真软件,对1000kg载荷作用下的主要结构的主要性能进行了计算分析,给出了相关计算的具体参数,仿真结果表明该设计可实现小空间环境内检修过程中设备(1000kg以内)的临时起重作业,对浮动环境下的起重作业提供一定的借鉴意义。

海上浮动核电站检修临时起重支架计算

在完成针对于海上浮动核电站临时起重支架的结构设计基础上,进一步对支架在倾斜条件下的设计性能进行了理论计算及数值仿真分析。将支架结构简化为支撑梁结构,根据材料力学知识,对支架的弯曲正应力、切应力等力学参数进行了计算,借助有限元仿真软件,对10 000 N载荷作用下倾斜状态下的主要结构的主要性能进行了仿真分析,给出了相关计算的具体参数。通过计算分析,验证了倾斜状态下的理论安全使用范围及条件,完善了设计结果输出,为后期研究提供一定的参考。

海上浮动核电站温排水浮升扩散规律数值模拟

海上浮动核电站温排水会导致停泊水域温度升高,研究其稀释扩散规律并适当控制排放水域温度对于防止环境水体热污染具有重要意义。本文将温排水排放过程简化为横流环境中的热射流过程进行数值模拟。在有限体积法的基础上,采用SIMPLE算法和Realizable k-ε湍流模型建立了热射流浮升过程的三维数学模型,并基于已有文献实验数据,验证了该模型的准确性。分析了环境流速和排放口角度对温排水热影响范围和程度的作用规律。结果显示:环境流速较大时,对流换热剧烈,排放角度对温排水影响范围较小;环境流速较小时,来流的冲刷作用减弱,排放角度对温排水的影响范围较大;相同工况下,在垂直流向平面上排放角度的变化对中心温度沿流向分布影响较小,而在平行流向平面上排放角度的变化对中心温度分布的影响较大,且环境流速对于中心温度沿流向分布影响较小。

基于瞬态分析的浮动核电站高能管路冲击疲劳寿命评估

目的合理评估浮动核电站高能管路在水下冲击载荷下的疲劳寿命。方法开展高能管路静载、模态和瞬态响应分析,得到管路在水下冲击作用下的应力时程曲线,为管路疲劳寿命估算提供基本应力谱输入。基于冲击疲劳损伤模型,运用nCode疲劳分析软件,估算管路的冲击疲劳寿命。结果管路在一次冲击载荷作用下会经历多次应力循环,最大应力值超过材料屈服极限的11%。管路在横向冲击作用下的冲击疲劳寿命为3.95×10~4次。结论管路在冲击载荷作用下的最大应力响应发生在冲击输入的正向三角波之后,反向三角波之内,是由于惯性效应造成的响应滞后现象。管路固定端、弯头和三通是应力集中区域,管路疲劳破坏一般发生在这些局部区域。

静止和摇摆条件下浮动式核电站一二回路PRHRS特性分析

浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统(PRHRS)可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。

浮动核电站安全壳泄漏率指标分配

[目的]为了探索船用堆安全壳整体和局部泄漏率水平,明确安全壳密封性试验验收准则标准,并开展安全壳周围舱室的气载放射性物质浓度分析。[方法]基于陆上核电站安全壳密封性试验标准,根据"标准分析-提出指标-验证指标"的总体思路,开展浮动核电站泄漏率指标分配、泄漏率计算和可行性分析研究。[结果]结果表明,设计基准事故工况下,浮动核电站安全壳整体泄漏率应控制在3‰/24 h左右,B类和C类贯穿件泄漏率分配分别占整体泄漏率的10%和50%;在试验工况下,安全壳整体泄漏率考虑25%的设计余量。[结论]泄漏率数值分析计算结果满足指标要求,并具有较好的设计余量,对明确安全壳密封性试验验收准则具有重要参考价值。