基于实测波频数据的海洋核动力平台多体动力特性评估

基于现有的渤海浮式生产储卸油装置(Floating Production Storage and Offloading,FPSO)实测数据,开展海洋核动力平台(Marine Nuclear Power Platform,MNPP)定位系统多体动力特性分析。建立MNPP定位系统的多刚体动力学模型,通过MNPP与渤海某FPSO的响应幅值算子(Response Amplitude Operator,RAO),计算FPSO船体实测数据与MNPP响应的比例系数;根据FPSO船体实测数据计算MNPP六自由度数据,并采用经验模态分解(Empirical Mode Decomposition,EMD)方法保留原始数据的波频成分,在此基础上计算定位系统的系泊回复能力和各铰节点的受力行为。通过与FPSO软刚臂系泊系统受力状态进行对比分析,验证MNPP定位系统在实测海况下设计的合理性。可为MNPP系泊结构设计和安全运行提供科学的分析手段。

海洋核动力平台PRHR HX管内蒸汽冷凝换热特性分析

[目的]旨在探究非能动余热排出换热器(PRHR HX)管内饱和蒸汽冷凝传热特性,为海洋核动力平台非能动安全系统设计提供支撑。[方法]通过搭建的功率比1∶50的试验装置,使用分离热阻法处理试验结果,对PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热特性进行分析。[结果]在试验参数范围内,PRHR HX管内主要以分层流或波状流-环状流-波状流流型存在,该管内凝液流动存在由层流到湍流的转捩过程;管内饱和蒸汽冷凝换热系数随压力升高而增大;在压力为0.52 MPa时,换热器内蒸汽流速最大值约为6.72 m/s,当压力大于0.52 MPa后,蒸汽流速反而逐渐减小;所提PRHR HX管内饱和蒸汽冷凝换热系数计算关系式与试验结果吻合良好,其计算值与试验值的相对误差在±8%以内。[结论]研究结果可为海洋核动力平台及类似应用对象非能动安全系统PRHR HX设计和优化提供参考。

海洋核动力平台核级冷水机组鉴定要求

海洋核动力平台中的核级冷水机组是保障核设施正常安全运行的重要设备,需要通过设备鉴定来验证其在海洋环境条件及设计基准事故中能否持续运行并满足设计要求,但当前尚缺乏成熟的标准体系及实践经验。本文基于核级冷水机组设计及鉴定要求,针对海洋倾斜摇摆及盐雾霉菌等特殊海洋环境条件,总结梳理了海洋核动力平台核级冷水机组的主要鉴定内容及方法,为后续类似项目的冷水机组设计研发及鉴定提供参考。

海洋核动力平台辅机配置需求分析

海洋核动力平台主要功能是利用核能转换为电能,对外部用户输送电能的同时,亦要保证自身内部运行所需的自用电负荷。海洋核动力平台配置有主汽轮发电机组,可对外供电的同时,回带部分电力供平台自用;平台亦配置辅汽轮发电机组单独提供船的自用电。从系统配置的冗余性、经济性方面直观考量,是否配置辅汽轮发电机组值得进一步探讨。本文对海洋核动力平台自用电的来源选择进行讨论,采用对比分析法,从可行性、安全性、稳定性等方面,全面分析并论证核动力平台是否有配置辅汽轮发电机组的必要性,综合分析可知,海洋核动力平台配置辅汽轮发电机组更具合理性。

海洋核动力平台电网安全问题及保护技术研究

海洋核动力平台电力系统是发电、站内供电和系统外送电能高度集成的独立电力系统,具有工作环境恶劣、故障形式复杂、设备维修困难、电能中断敏感等特点。结合理论分析与仿真实验对海洋核动力平台电网安全问题及相关保护技术进行分析研究。提出协同多模接地控制的中性点接地方式、平台网源直连系统接地保护方法、串接小容量变压器预充磁方案以及基于Petri网和MPGA(多种群遗传算法)的网络重构方法。研究结果拟为海洋核动力平台电力系统的工程设计和保护方案提供技术支撑。

海洋核动力平台辐射环境监测技术要求研究

目前我国正在推进海洋核动力平台的建设,但是在其流出物监测和辐射环境监测方面尚无技术规范,为未来海洋核动力平台的辐射环境监督管理带来挑战。本文基于海洋核动力平台建设和运行的特点,参考我国现有相关法规标准要求,探讨海洋核动力平台流出物监测和辐射环境监测技术设计的基本思路,同时也为今后海洋核动力平台辐射环境监督管理提供借鉴。

海洋核动力平台压力容器快中子注量分析优化

反应堆压力容器的快中子注量计算在反应堆寿命评估中具有非常关键的作用。针对海洋核动力平台反应堆燃料管理相对简单、控制棒排布及计算较为复杂等特点,采用全蒙卡方法对压力容器快中子注量进行计算分析。对设计中压力容器最大快中子注量的主要影响因素,如热屏、反射层厚度和吊篮等进行了分析评估。在此基础上确定了设计优化方案,并对压力容器40年寿期快中子注量分布进行了详细计算。

海洋核动力平台安全地带法律制度研究

海洋核动力平台作为一种新兴的海上人工设施,缺乏专门的国际法规范对其进行调整。安全地带作为独立的"功能性区域",其性质不同于领海和专属经济区。安全地带主要以实现保护海上人工设施的安全和正常作业为主。海洋核动力平台属于特殊的人工设施,实践中可从安全地带出发,主张海洋核动力平台的设立国在其安全地带范围内享有禁航和识别等相关权利,以此维护海洋核动力平台的安全。未来中国在发展海洋核动力平台安全地带的法律问题上,宜以"保护海洋核动力平台的安全和功能"为宗旨,以"适当顾及"义务为原则,以"人类命运共同体"理念为支撑。

海洋核动力平台高频舱室噪声预报与治理对策

为使我国独立研制的首艘海洋核动力平台舱室噪声满足船级社入级标准及舱室舒适性要求,结合船舶声学设计指标要求,在方案设计阶段,采用统计能量分析法对平台舱室噪声进行建模及仿真预报,根据预报结果及噪声源贡献量分析,提出核动力平台舱室空气噪声的治理对策—工程控制的技术措施与行政控制的管理措施,使核动力平台的工作区域和生活区域舱室噪声满足中国船级社《船舶及产品噪声控制与检测指南》的指标要求,为核动力平台的顺利入级提供依据。

海洋核动力平台柴油发电机应用概要

本文介绍了柴油发电机在核电及船舶行业的应用,结合海洋核动力平台的特点,简要分析了海洋核动力平台柴油发电机的配置、技术要求、控制与保护要求,对海洋核动力平台的工程设计有一定的参考价值。

海洋核动力平台智能化能效管理研究

中国正在进行的海洋核动力平台必将朝着智能化能效管理方向发展,本文研究了海洋核动力平台的智能化能效管理系统的基本功能、系统结构、能效评估与能效管理决策等内容,分析了实现智能化能效管理的关键技术,指出了仍需要解决的重大问题。

海洋核动力平台堆芯子通道分析

针对海洋核动力平台的堆芯结构和组件形式,使用成熟的子通道分析程序COBRA验证了堆芯稳态热工的安全性。通过计算得出,14.8 MPa压力下堆芯稳态最小烧毁比(DNBR)为2.342,燃料棒包壳表面最高温度为342℃,芯块中心最高温度为1 545℃。计算结果表明,改进后堆芯热工特性能满足当代反应堆安全性要求,并为海洋不利条件的影响留有足够的安全裕量。同时自主开发了计算机子通道分析程序,与COBRA程序的计算结果进行对比验证,两种计算方法的计算结果一致,从一定程度上说明了计算结果的可靠性。通过以上分析过程证明了燃料组件在稳态下的热工特性是安全和可靠的。

海洋核动力平台发电机定子绕组单相接地故障风险分析与实时定位

海洋核动力平台发电机不同运行工况下直连线路对地电容的变化将影响接地故障电流,基于发电机3次谐波电压特征,提出一种无需外加设备的直连线路对地电容实时求解方法。利用故障分量原理在计及基波和3次谐波情况下求解接地故障电流,并依据实时故障风险自适应决定保护出口方式。为缩短故障检修排查时间,构建故障绕组电势与故障相电势满足的几何关系式及其与零序电压满足的幅值相位方程,通过解析计算准确定位故障点与中性点间线圈占完整分支的匝数比,实现接地故障定位。PSCAD/EMTDC仿真分析表明,所提方法具有较高的准确性。

海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究

针对海洋核动力平台的结构和运行特点,建立了一回路流量瞬态分析计算模型,开发了海洋核动力平台自然循环计算程序。该程序可计算核动力平台横向摇摆对自然循环的影响。计算结果显示,摇摆状态将对自然循环产生不利影响,45°横向摇摆将使自然循环流量下降约5%,对于一回路的布置,提高蒸汽发生器的设备高度和减小泵的阻力系数能有效降低自然循环状态下堆芯温度和提高自然循环流量。

协同多模接地控制的海洋核动力平台电网接地故障选线方法

海洋核动力平台电网包含核反应堆敏感负荷,不同接地故障条件下均需要快速准确选线并切除故障线路。为避免某些高频频带下不同线路间零序电流分布差异不明显造成选线误判,提出基于被选频带零序能量的选线方法,并通过零序能量阈值判别高过渡电阻接地故障。发生高过渡电阻接地故障时,为避免电流互感器极性测量误差导致选线误判,协同多模接地控制将中性点切换至小电阻接地方式。此时,系统零序电压、健全线路零序电流幅值降低,故障线路零序电流幅值升高,基于此可预判故障线路;为避免互感器一次侧电气量过小造成较大的测量误差,利用切换前系统零序电压与切换后预判故障线路首端零序电流间的相位差构建就地化选线判据。仿真与动模试验结果证明,所提方法在不同故障场景下均能够准确选线,满足现场应用要求。

海洋核动力平台核安全监督初探

海洋核动力平台是海上移动式小型核电站,是小型核反应堆与船舶工程的有机结合,与传统民用核电站相比具有明显特殊性。平台要求能满足我国现行核安全法规及导则的要求,而国内首创的特性对其核安全监督工作提出了更高要求。该文基于海洋核动力平台的特点分析,提出核安全监督的初步思路,并给出海洋核动力平台系泊试验、拖动及航行试验核安全监督的详细要求。该文工作对于未来海洋核动力平台核安全监督工作做出了积极探索,具有一定的促进和参考意义。

海洋核动力平台定位系统多体动力学建模与分析

海洋核动力平台可以为海上油气开发、偏远岛屿和海水淡化等提供稳定的能源供给,是具有潜力的重要海洋装备.定位系统作为核动力平台的核心部位,主要由单点转塔、YOKE刚臂、系泊腿和系泊支架组成,属于典型的多刚体动力学系统.对定位系统进行多体动力学分析可以提高核动力平台长期作业的可靠性.基于多刚体动力学理论,结合定位系统多铰连接的拓扑结构,建立了定位系统的多体动力仿真模型;进而考虑核动力平台作业海洋环境,通过谱分析与线性叠加原理得到核动力平台在多年重现期下的六自由度运动时程.以我国首座海洋核动力平台为例,利用多体动力学模型分别计算了一年一遇、十年一遇和百年一遇海况下定位系统的系泊回复力与连接结构受力行为.计算结果与准静力学模型、Kane动力学模型进行对比,给出了定位系统的系泊回复刚度曲线,并提出了系泊回复力动力放大系数.研究可为定位系统系泊能力评估和各连接结构受力分析提供参考和借鉴.

海洋核动力平台电压波动抑制措施研究

海洋核动力平台电压在运行中会存在诸多电压波动问题,为了减小海洋核动力平台微电网的电压波动,在满足安全性、可靠性、经济性的前提下,综合考虑核电、船舶与海洋工程以及电力工程等多个领域的解决方案,利用内外隔离供电、降压起动方式、限流控制等方法,提出了一种抑制海洋核动力平台微电网电压波动的解决方案。

海洋核动力平台核事故应急监测策略研究综述

综述了国外核事故应急监测策略研究进展,以及我国在核应急监测法规标准、应急监测方法、应急辐射环境监测技术等方面的研究现状,从海洋核动力平台的法规标准、应急监测方案、应急辐射监测项目和应急监测方法4个方面进行了探讨,并提出了制定核应急监测政策及标准规范、建立应急监测预案库、加快研发应急采样与监测方法、建立海洋放射性监测体系等建议。

海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发

针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。