海洋核动力平台定位系统多体动力学模型试验验证

为验证海洋核动力平台定位系统多体动力学模型的合理性,从而提高该平台长期系泊的可靠性,本文采用多体动力学方法与缩比模型试验方法,对核动力平台定位系统进行建模与验证。基于定位系统多铰连接的拓扑结构,结合多刚体动力学理论,建立了定位系统的多体动力学仿真模型。搭建了定位系统1∶9缩比模型试验平台,并选取2种典型工况进行验证。研究结果表明:定位系统多体动力学模型计算的系泊腿受力与实验结果符合良好,平均误差在2%以内。算例分析发现,系泊腿受力循环次数主要集中在低幅值高均值区域。本文模型试验验证了所提出的定位系统多体动力学模型的可行性与正确性,能够为定位系统系泊能力的评估提供参考和借鉴。

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。

基于离散度聚合算法的海洋核动力平台拖航作业风险分析

为了解决海洋核动力平台(MNPP)在拖航作业中面临的风险问题,提出了一种基于离散度聚合算法(DAM)的拖航作业风险分析方法。该方法采用故障树表示风险系统的层次关系,并映射为动态贝叶斯网络(DBN)结构;采用模糊集理论和专家评价克服缺乏客观统计数据的局限,基于离散度聚合方法确定模糊动态贝叶斯网络参数。针对建立的模糊动态贝叶斯网络模型,进行影响强度分析、因果推理分析、诊断推理分析和敏感性分析,得到拖航作业过程中最可能出现的风险路径、事故动态演化过程以及关键风险因素等。同时,给出了针对性风险控制措施,为现场作业和管理人员提供参考。

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。

船用核动力内部事件一级概率安全分析

[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。

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。

核电平台海水系统防海洋生物污损技术

针对海洋污损生物危害核电平台正常航行和发电作业的问题,通过对比分析滨海核电厂及水面舰艇常用的防海生物污损技术,按照核电平台的特点和工程运行情景对各种技术进行适用性和有效性分析,提出核电平台全周期防海生物污损方案,该方案分为3个层级:预警、主动干预(规避、驱防、应急处置)和被动干预(预拦截、消杀、过滤、临时水源),并根据核电平台运行情景选择合适的技术手段。

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。

跨接管缆长度精确计算与优化

为实现工程中快速、准确获得跨接管缆长度,基于悬链线理论推导跨接管缆曲线方程及变形前后管缆长度的表达式,考虑因管缆伸长致使单位长度重量改变带来的影响,通过迭代求解方法精确计算管缆长度,通过算例分析获得不同工况下管缆长度对跨接管缆静力状态、最小曲率半径和两悬挂端锚固角度的影响规律。

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。

核电容器环焊缝焊接试验及控制

通过对反应堆压力容器使用环境、核安全等级及规范制造技术条件等方面的深入分析,结合模拟产品焊缝焊接工艺试验,从焊材技术要求、工艺参数选择、焊接过程控制等方面进行了试验研究,最终获得了满足产品制造要求的焊接工艺。

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。

海上核电站的综合平台管理系统设计

以海上核电站为应用背景,对船舶平台综合平台管理系统(IPMS)传统设计中存在的不足进行了分析,提出了基于双冗余以太网的综合平台管理系统设计方案,对以太网络化的综合平台管理系统的结构、功能及实现该系统的关键技术进行了阐述。该系统的结构具有简单开放、网络化强、可扩展性强、可靠性高、可维护性高等特点,因此有着广泛的应用前景。

海洋核动力平台海洋环境设计基准概率论法

从概率法出发,结合陆地核电、船舶和海洋工程对环境设计基准的理论和实践,针对海洋核动力平台的核安全和平台安全需求,提出适合于海洋核动力平台海洋环境设计基准确定方法,为国内民用海洋核能应用工程的设计和监管提供参考。

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.

渤海海域软刚臂系泊核动力平台水动力分析

我国首座海洋核动力平台采用船型方案,由塔架软钢臂单点系泊装置系泊,作业海域为渤海海域。为确保海洋核动力平台安全和核安全,在设计阶段采用模型试验和数值计算对其进行水动力分析必不可少。本文首先得到在单位波幅规则波下频域RAO,然后计算在风浪流联合作用下的时域运动响应,并采用Weibull分布对垂荡、横摇和纵摇的时历运动进行统计。最后,将平台运动特性的数值计算结果与试验数据进行对比分析,为海洋核动力平台的设计提供参考。

基于模型试验的海洋核动力平台定位系统解脱作业关键指标分析

海洋核动力平台定位系统采用软刚臂单点系泊方式,属于多铰连接的单点系泊装置。定位系统在长期海上运营过程中,会面临结构维护、改造、更换等作业,解脱作业的安全性是定位系统乃至核动力平台安全的重要组成。借鉴国内外海洋石油平台解脱作业的成功案例,首先给出了核动力平台定位系统解脱作业的流程,并结合解脱作业故障树的风险传递路径给出关键风险指标;然后基于相似理论搭建了定位系统1∶9缩尺比模型试验平台,真实模拟了定位系统全流程解脱作业,验证了定位系统解脱作业的可行性与有效性;基于实时测量数据分析提升缆绳在限位状态与解脱作业时的张力响应、法兰解脱时系泊腿下部万向节振动响应、系泊刚臂下放姿态等关键指标。研究结果表明物理试验模拟方法可以准确表征解脱作业过程的关键节点,并为量化作业指标、优化作业流程提供数据支持,同时相关试验分析方法可以为其他海洋装备的解脱、安装等提供参考。

尾部推进海洋核动力平台的机动性能影响研究

采用数值计算方法研究尾部推进与平台的自航能力、单点系泊工况下的平台水平运动和系泊力、自由工况下的平台运动状态的关系,论证尾部推进对平台动力响应的影响。由计算结果可知,尾部推进为平台提供自航能力,对单点系泊状态下平台的横向运动和水平系泊力影响显著,但对纵向运动影响较小,同时对自由工况下的平台运动也有较大影响。