浮动核电站载体平台安全性设计初探

张延昌景宝金童 波陈 智

（1.中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011；2.中国核动力研究设计院 成都610041）

浮动核电站载体平台安全性设计初探

张延昌1景宝金1童 波1陈 智2

（1.中国船舶及海洋工程设计研究院 上海200011；2.中国核动力研究设计院 成都610041）

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。

浮动核电站；浮式近海平台；设计；安全评价方法；外部事件

引 言

浮动核电站平台是指配备核反应堆及发电系统的可移动的浮式海洋平台，具有利用核能实现电力供应、供热、海水淡化等功能；可服务于海洋油气、矿产资源开发、偏远岛礁军民生产生活、沿海地区紧急状态供电。在世界能源发展趋势、国家能源战略及能源结构大调整、国家海洋强国发展战略的大背景下，发展海上浮动核电站平台对实现国家能源战略、海洋强国、南海战略具有重要的意义。国内多家大型国有企业响应国家发展战略，积极开展浮动核电站平台前期论证、关键技术攻关、概念设计等工作，在国内掀起了浮动核电站平台研究的高潮。

中国船舶与海洋工程设计研究院作为国内历史悠久、规模大、实力强的综合性船舶与海洋工程设计研究所，是国内海洋工程总体设计的领先者，在很多领域创造了我国船舶工业的第一，积累了较为丰富的海洋工程研发设计经验。针对前瞻性、战略性新型海洋工程装备——浮动核电站平台，在海洋工程、科研成果的基础上，与中核工业集团公司核动力研究院联合开展浮动核电站应用论证分析及概念设计、关键技术研制等工作，为研制安全可靠、经济可行的浮动核电站，工程实施提供技术支撑。

本文在分析浮动核电站与陆上核电站的区别、浮动核电站特点的基础上，分析浮动核电站对载体平台的基本要求，浮动核电站设计需要考虑的外部事件，并对核电站载体平台设计方法、安全设计等进行分析，为浮动核电站关键技术研发及工程设计提供参考。

1 浮动核电站概述

1.1 国内外研究现状［1，2］

20世纪50年代，美国首先提出在海上建设核电站的设想。1963年将核发电系统安装于 “斯特吉斯”号驳船，1968年～1976年该核电船在巴拿马运河使用，为保障该运河繁忙的通行任务提供充足的电力能源，1976年该船退役。

1993年，俄罗斯原子能委员会专家建议建造浮动核电平台，解决远东和西伯利亚地区能源供应以及北极地区天然气开采电力需求，2001年原子能委员会宣布实施该计划。在核动力破冰船技术积累的基础上，开展了关键技术研发，该项目于2007年开工建造“罗蒙诺索夫院士”号核电船（见图1）。

项目最早在谢夫马什造船厂建设，而后转移至圣彼得堡“波罗的海造船厂”，后又因资金预算问题停滞两年多。新的建设合同于2012年12月由“俄罗斯核能康采恩公司”与“波罗的海造船厂”签署，目前该船仍在建造中。该浮动核电站型长144 m、型宽30 m，排水量2.15万吨，造价约3亿美元，设计发电能力70 MW，可以生产300 MW热能。该浮动核电站共有两个反应堆，使用年限为40年，可在不添加燃料的情况下连续运营12年。该浮动核电站配备岸基设施，固定于港湾内，并配备防波堤。该核电船是世界上唯一的在建海上核电船工程，但由于各种原因，完工日期屡次延迟。

法国DCNS公司与AREVA-TA、CEA合作，提出小型、模块化水下核发电平台——Flexblue概念方案（参见图2）。该方案借鉴潜艇设计理念，浮动平台为圆柱筒，长约100 m、质量达12 000 t、电功率在50～250 MW（e），由水面船舶拖运至工作海域，沉放于距岸几公里、60 ～100 m水深的海底。该核电平台最大优点是可避免波浪、台风等海洋环境条件的影响。

麻省理工大学2014年针对深海海域提出了新型海上核电平台——圆筒形核电平台概念（见图3）。

该海上浮动核电站采用圆筒形FPSO外形，核反应装置布置于巨大的圆形舱室内，采用多点系泊固定于海中。该型方案适用于深水，有利于系泊设计与安全。

韩国提出重力座底式海洋核电平台概念（GBS），该方案将浮船坞型钢筋混凝土结构作为核发电装置的载体平台，载体平台坐落在特定水深海域预制的海底基座上（见图4）。这种核电站概念是陆上核电站与浮动核电站的中间一种，既避免部分海洋环境条件对载体平台影响（平台载体不会产生运动、沉没、整体失效、系泊问题），又有效减小地震影响，但目前仍无法避免海啸影响。

2005年，中国海洋石油总公司针对渤海稠油开采、南海油气资源开发对能源等需求，开始呼吁并组织实施核电站在海上应用论证。2007年，中国核动力研究设计院基于陆用小型堆ACP100提出适用于海洋环境的ACP100S（见图5），并开展了系列的技术攻关、研制、试验等工作。目前，中核集团中国核动力研究院联合中国船舶及海洋工程设计研究院，针对渤海稠油油田热开采所需的热能、电力需求，开展ACP25S和ACP100S小型堆在海上油田开发中的适用性研究及论证工作。

1.2 浮动核电站优势与设计难点

浮动核电站漂浮在海水中，相当于一个极大的冷却水池，更容易实现核反应堆系统的自然安全性和非能动安全性设计，体现了固有安全设计理念；同时浮动核电站有效地规避了地震、海啸等外部事件的影响，具有陆上核电站无法企及的优势［1，2］：

（1）核安全性更高，体现了固有安全设计理念，对环境、人员伤害更低；

（2）机动性强、灵活方便；

（3）有巨量的海水作为冷却剂；

（4）不占用过多陆地面积，可批量化、标准化，比陆地建造成本更低；

（5）适应海域广，并不受基础建设的限制，可适应于远海、近海、沿海等海域。

浮动核电站的载体平台是核电站的基础支撑平台，载体平台的性能及安全性直接决定和影响核发电系统的核安全、运行效率，另外也为工作人员提供舒适的生活和工作环境的重要保障。浮式海洋平台与陆地地基存在显著不同，这将引入核电站的海上适应性、载体平台安全性、考虑核安全、人员安全的分析技术等方面新的技术难题。

对于载体平台来说，与海洋工程装备的技术难点主要体现在：

（1）浮式载体平台的性能及安全是核电站核安全的重要保障。与陆上核电厂的地基相比，浮动核电站虽然规避了地震、海啸外部事件，但也引入新的外部事件，会意外增加风险，如极端海洋环境条件、碰撞、载体失效等；同时，载体平台所受的环境载荷更为复杂、外部事故事件及载体平台失效模式更多、载体平台与核发电系统的耦合作用更为显著，载体平台的性能及安全对浮动核电站的重要性更为显著。

（2）为了保证核电站作业效率，恶劣海况下浮式载体平台的系泊定位问题尤为重要。

（3）海洋环境下平台系泊系统的浮式载体平台空间受限，系统繁多并与船舶系统的接口较多，统筹规划合理布局尤为重要，同时辐射防护、实体防护、人员工作环境、电力外输等方面与陆上核电厂显著不同。

（4）相关设计规范标准未健全，目前仅有20世纪80年代IMO［3］出版的《核动力商船安全法则》，并不适用于海上浮动核电平台设计；不管利用确定论安全分析还是概率论安全分析，均要考虑载体平台在极端海洋环境、外部事件的安全性及对核反应系统的影响；概率安全分析时除了要考虑核风险外，还需考虑人员伤亡风险，使问题更复杂。

（5）浮动核电站的设计寿命、海洋环境对钢结构物及核电系统装备的腐蚀、作业及换料模式与陆上核电厂有显著不同。因此，只有采用科学、合理的设计技术来解决设计关键问题，才能有效降低浮动核电站的风险，提高其安全性，充分发挥浮动核电站的优势。

2 浮动核电站外部事件分析

浮动核电站由于载体不同，将导致核安全关注的外部事件会与陆上核电厂有很大差异。陆上核电站重点关注地震、海啸、坠物、台风等极端环境条件对核电站系统的损伤［4］；而海上核电站需要考虑复杂的海洋环境条件（风、浪、流、台风、冰）、船舶碰撞、直升机坠机等载荷下平台的安全性及其核电站安全性。但正是因为复杂的海洋环境，以及核电站系统对安全的高要求，使得浮式平台载体的设计难度、对安全的要求等方面远高于常规海洋结构物，载体平台的重要性也远高于陆上核电站地基。载体平台主要考虑以下几方面：

（1）平台总体运动及性能

平台总体运动及性能除了需要满足船舶相关法规规范要求，还直接影响人员工作、居住的舒适性，影响了核反应系统运行安全，决定了核电站的运行效率。

（2）载体平台强度及安全性

要保障载体平台全寿命期内的结构安全，如屈服、屈曲强度；疲劳强度、腐蚀问题（陆上核电站的设计寿命为60年，船舶设计寿命通常为25年）、极限强度等要满足强度要求，同时也要考虑载体平台在海洋环境下的船体梁变形、局部变形、振动、噪声等对核动力装置、蒸汽轮机、高温高压管系、工作人员的影响；还有大型装备系统的基座强度及振动问题等。

（3）平台系泊安全

电力外输作业对平台系泊系统设计及安全有特殊要求，设计方案既能满足海洋环境条件、电力外输要求，又能兼顾核电站外输作业效率。

2.1 海洋环境条件

海洋工程作业条件是海洋工程设计基础，作业条件是指海洋工程装备所在作业海域的海洋环境条件和作业载荷，作为对应工况下的设计载荷极限值。海洋环境载荷主要指风、波浪、流等环境条件，其中浪和流通常以重现期或年概率的极值表示环境载荷极值。根据海洋平台的功能、用途、作业模式等，整个生命周期内分拖航、安装、作业、生存、事故等工况，规范对各工况的环境条件有相应的规定。对于浮动核电站设计时主要考虑生存、作业、事故、拖航等工况。

2.1.1 生存工况

该工况为可能遭遇最恶劣的极端环境，在该工况下核反应堆停堆，停止对外供电服务作业，平台总体性能（稳性、抗沉性）、结构极限强度、系泊等满足平台安全要求。海洋工程通常以百年一遇（或年概率为10-2）极端环境条件作为生存工况海洋条件，对于浮式核电站建议以万年一遇（或年概率为10-4）极端环境条件作为生存工况的海洋环境条件。

2.1.2 作业工况

浮动核电站安全运行、电力、淡水外输作业正常所对应的工况，该工况下平台运动性能、系泊等满足核电站安全运行要求，结构屈服、屈曲强度满足结构安全要求。海洋工程通常以十年一遇（或年概率为10-1）环境条件作为作业工况海洋条件，对于浮式核电站建议以百年一遇（或年概率为10-2）环境条件作为作业工况海洋条件。

2.1.3 事故工况

浮动核电站遭受事故损伤后的环境条件，用于评估平台损伤或进水后的总体性能、结构强度，以保证能安全拖回基地维修。海洋工程通常以一年一遇环境条件作为事故工况海洋条件，对于浮式核电站建议以十年一遇（或年概率为10-1）环境条件作为事故后的海洋环境条件。

2.1.4 拖航工况或航行工况

浮动核电站自建造基地拖航或自航至作业海域过程中遭受的海洋环境条件。海洋工程通常以一年一遇环境条件作为拖航工况的海洋环境条件，对于浮式核电站建议以十年一遇（或年概率为10-1）环境条件作为拖航工况海洋条件。

2.2 外部事故

地震对于浮式结构物的直接影响很小，地震引起的海啸为长波，深海中波高小于1 m，波长数百公里，通常被风浪和涌浪所覆盖，海啸主要对水深变浅区域的结构物或岸基结构的破坏力较大［4］，对远海浮式结构物的影响也很小，可以忽略不计。对于深远海浮式结构物规避了地震和海啸外部事件的影响，这也是浮动核电站主要优越性体现之一。

浮动核电站主要考虑的外部事故有：极端海洋环境条件（包括台风、龙卷风）、船舶碰撞、船舶搁浅、船舶舱室油气爆炸、火灾、直升机坠机、吊装坠物、外部飞射物等，除了要考虑这些外部事故对核安全的影响，还要考虑对载体平台安全的影响，以及事故后的载体平台的剩余强度问题。另外，外部事故还包括与核电站环境无关的外部蓄意破坏，如蛙人、船舶碰撞、空中飞行物等蓄意破坏活动，对于这类蓄意的人为破坏，主要采取合理高效的海上安保系统及防护系统予以制止。

3 浮动核电站安全评价

浮动核电站与陆上核电厂一样，是以核安全为最总目标，核电站建立并保持对放射性危害有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害。核电站安全性评价主要采用两种方法：一种是依据设计基准事故的确定论评价法，另一种是概率安全评价法（简称PSA）［8-11］。

3.1 确定论安全分析

确定论评价法是核电厂发展史上长期使用的方法，其基本思想是根据纵深防御原则，除了核反应堆设计得尽可能安全可靠外，还设置多重的专设安全设施，以便在一旦发生最大假想事故情况下，依靠安全设施，将事故后果减至最轻程度。

设计基准事故是指核电站按确定的设计准则在设计中采取针对性措施的那些事故工况。用于考验安全系统的设计裕度，设计基准事故的选择主要依据工程判断、设计和运行经验，目前陆上核电站的设计基准事故已基本定型，对于浮动核电站，设计基准事故要综合考虑海洋环境条件、外部事故等方面对核安全的影响，同时要考虑载体平台的安全，因此将极端海洋环境条件、船舶碰撞、船舶搁浅、船舶舱室油气爆炸、火灾、直升机坠机、吊装坠物等外部事故作为设计基准事故。

式中：hz为不同开挖深度斜拱加载引起的围护桩水平位移增量最大值深度，m；Z为斜拱加载时基坑开挖深度，m。

海洋工程设计基于极限状态的设计技术是与核电厂确定论安全分析方法相类似的一种分析技术，极限状态是指结构系统中部分构件或整体结构失效，导致丧失其应有的设计功能所对应的状态［5-7］。基于极限状态设计能明确考虑平台的各种可能失效模式以及对核电站核安全的影响，可考虑全寿命周期内各种事故载荷，是海洋工程设计的发展趋势和主流。极限状态有以下四种极限状态：

（1）使用极限状态SLS（Serviceability Limit State）

主要考虑由于平台整体、局部变形、运动、振动、噪声等达到极限而影响或导致无法正常运行。浮动核电站使用极限状态主要涉及：核发电系统设备安全运行对载体平台加速度、位移等运动性能、船体梁变形、局部变形、振动要求；电力外输对系泊性能的要求；船员及工作人员对平台运动性能、振动、噪声的要求；船舶系统设备对运动、变形、振动等要求。

（2）承载力极限状态ULS（Ultimate Limit State）

主要指结构强度、刚度丧失而导致结构崩溃的极限状态。主要失效模式为：平台结构、设备基座、管道连接等构件的屈曲、屈服失效，以及整个船体梁失效等。

（3）疲劳极限状态FLS（Fatigue Limit State）

主要考虑重复载荷作用下结构疲劳裂纹的产生及疲劳寿命。主要涉及：核反应一回路、二回路设备疲劳、管系疲劳、主要大型设备基座疲劳、平台关键节点疲劳。陆上核电厂的设计寿命通常为60年，而船舶与海洋结构物的设计寿命通常为25年，这为疲劳设计带来较大的挑战。

主要考虑浮式结构物外部事故（船舶碰撞、船舶搁浅、船舶舱室油气爆炸、火灾、直升机坠机、吊装坠物、核泄漏）载荷下的结构损伤强度及损伤后的结构总强度、剩余强度。应用于浮动核电站，不仅分析平台结构在意外载荷下的强度以及安全，也要评估核发电系统以及设备在意外载荷下的核安全性。

3.2 概率安全分析

概率安全分析（PSA）又称概率风险分析［8-11］，是20世纪70年代以后发展起来的一种系统工程方法。它采用系统可靠性评价技术（故障树、事件树等分析方法）和概率风险分析方法对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析；同时在准确反应核电站实际状态的基础上，对核设施风险进行定量评价，从而获得各种不希望发生事件的发生频率及后果，并发现核电站设计及运行中存在的薄弱环节提出措施和建议。PSA方法为核电厂的设计、建造、运行、维修、人员行为、堆芯损坏事故物理进程，以及对公众健康与安全的潜在影响等进行综合分析提供一种有效的手段。核电站概率安全评价应用中分三个级别：

（1）一级PSA

对核电站进行系统和安全系统进行可靠性分析，确定造成堆芯损坏的事故系列，并作出定量化分析，求出各事故序列的发生概率，给出反应堆每运行年发生堆芯损害的概率。通过该分析可得到核电站设计中的弱点，提出防止堆芯损坏的途径。

（2）二级PSA

一级PSA结果加上安全壳响应的评价。分析堆芯融化物理过程和安全壳响应特性，包括分析安全壳在堆芯损坏事故下所受的载荷，安全壳失效模式，熔融物质与混凝土的相互作用，放射性物质在安全壳内释放和迁移。结合一级PSA结果确定放射性从安全壳释放的频率。通过该分析可得到各种堆芯损坏事故序列造成放射性释放的严重性，找出设计上的弱点，并对缓解堆芯损坏事故后果的途径和事故处理提出具体意见。

（3）三级PSA

二级PSA结果加上场外后果的评价。分析放射性物质在环境中的迁移，求出核电厂厂外不同距离处放射性浓度随时间的变化。结合二级PSA的结果按公众风险的概念确定放射性事故造成的厂外后果。该分析能够对后果缓解措施的相对重要性做出分析，也能对应急响应计划的制定提供支持。

风险分析起源于核电工业，近年来，在船舶与海洋工程得到较广泛应用［12-20］，如船舶工程中使用综合安全评估法开展目标型规范标准制定；海洋工程中利用量化风险分析评估、确定、优化设计方案，以降低人员伤亡、环境污染、财产损失的风险。对于浮动核电站中的概率安全分析的基本方法和思路等是与陆上核电厂相同的，主要不同之处在于：

（1）外部始发事件

陆上核电厂的外部始发事件主要包括地震、洪水、海啸、大风和飞机坠落；而海上浮动核电站的外部始发事件主要包括极端海洋环境条件（包括台风、冰）、船舶碰撞、船舶搁浅、船舶舱室油气爆炸、火灾、直升机坠机、吊装坠物等。

（2）风险呈现

陆上核电站核主要用每堆年发生严重堆芯损坏的概率和每堆年发生大量放射性物质释放事件的概率两个技术安全目标；而对于浮动核电站，除了上述技术安全目标外，船员、工作人员生命安全也是重要的评价衡准，需要考虑海洋工程风险分析中评价标准，这使得浮动核电站概率安全评估更加复杂，也是成为一个新颖的课题研究方向。

4 平台核电站载体平台安全性设计初探

4.1 对平台载体的基本要求

我国在核电应用方面总的指导思想是“安全发展核电”。为了充分发挥海上浮动核电站的优势，实现海上核电站电力、能源、淡水供应功能，确保核安全，其安全性应高于陆地核电站的安全等级。核电站对海洋平台基本要求如下：

（1）具备足够大、封闭、连续的舱室空间，用于布置核发电装置及其系统、船舶设备及系统，能够发挥核反应堆的固有安全，体现纵深防御原则。

（2）平台结构具有足够的强度能够抵抗各种可能的载荷，包括碰撞、爆炸、搁浅、坠物等事故载荷及极端环境载荷；结构设计寿命与核动力装置相匹配。

（3）极端海洋环境、外部事故事件等工况下平台的运动、加速度不超过核反应装置极限值。

（4）堆心位于海平面以下或配备水箱，到达第三代核动力装置非能动安全保障要求。

（5）核动力舱室要满足防护要求，一般核反应堆舱六面需要双层结构。

（6）电力、淡水、热水/汽外输安全方便。（7）配备海上安保系统。

（8）设计、建造、安装技术成熟，便于工程实施；运行、维护、换料安全方便。

4.2 浮式平台选型分析

浮式载体平台是核反应堆系统、蒸汽轮机系统、核辅助系统等基础支撑平台，是核发电系统核安全及高效作业的重要保障。浮式平台要选择技术成熟的海洋工程平台类型，还要考虑核电站的基本要求，充分发挥海上浮动核电站的优势。浮式平台的选型主要有两种思路，一种是以工程上成熟的浮式海洋平台型式为基础开展海上核电站平台设计，另一种是设计新型的浮式平台型式满足核发电系统的设计需求。

目前国内外技术较为成熟的浮式平台［21］有：半潜式平台、Spar平台、张力腿平台（TLP）、单船体型（FPSO、钻井船等）。张力腿平台（TLP）是深水顺应式平台的一种典型型式，是半潜式平台的延拓，目前工程实际应用水深在147～1 425 m海域。Spar平台是一种浮式柱状结构，通过锚泊系统锚固于海底，目前工程实际应用水深在588～2 382 m海域。半潜式平台由上部模块、浮体、下立柱等构成，具有良好的抗风浪能力和稳定性，实际使用的半潜式平台适应水深80～2 414 m。浮式生产储油装置FPSO作为一种浮式生产装置，具有仓储能力大、适应海域水深广、有效载荷大等优点，FPSO吨位从5万吨～30万吨，水深从18～1 500 m。四种浮式结构物的主要性能定性对比表如表1所示。前三种型式的主要不足在于很难满足核反应堆系统、蒸汽轮机系统对封闭、连续的舱室空间的要求，若增加平台外形尺寸满足空间需求，其经济性大大降低，安全性也成为新问题。单船体型浮式结构物与浮动核电站基本要求吻合较好，俄罗斯在建“罗蒙诺索夫”号浮动核电平台工程实例也证实该型平台作为海上核发电站的载体平台的可行性。

俄罗斯“罗蒙诺索夫”号浮动核电船布置于港湾内，并配备岸基工程已解决系泊及电力外输等问题，配备防波堤以缓解海洋波浪、海啸等极端海况的影响，该方案在深远海开阔海域的适应性及安全性需要深入分析论证。国内外积极研发新型浮式平台，以适应不同的海域环境条件，满足核电站的要求及安全。如前文述及，美国麻省理工学院MIT提出圆筒形的核电站平台、法国提出潜艇设计理念的Flexblue概念方案、韩国提出重力座底式海洋核电平台概念（GBS）、国内相关企业与院所也在积极开展海上浮动核电站研发工作。

4.3 载体平台安全性设计

浮动核电站的载体平台是核电站的基础支撑平台，载体平台的性能及安全性直接决定和影响核发电系统的核安全、运行效率，另外也为工作人员提供舒适的生活和工作环境的重要保障；前面分析了浮动核电站优势和技术难点，载体平台科学合理的设计是充分实现、发挥浮动核电站优越性的前提和保障；浮动核电站对平台载体的性能、安全性要求与传统的海洋工程存在显著不同。因此，平台载体的安全性在浮动核电站安全设计中占有举足轻重的重要地位，浮动核电站载体平台安全性评估也是一个新颖且颇具挑战性的课题。

浮动核电站载体平台安全设计以核安全、人员安全和安全高效运行为目标，采用科学、合理、先进的设计方法，需要综合考虑建造、拖航工况、换料工况、作业工况、生存工况、退役等全寿命周期内的安全性。本文在前期研究的基础上，以单船体型载体平台为例，基于极限状态设计，初步提出载体平台安全性设计考量及设计要点。

4.3.1 总体布置及运动性能

（1）平台主尺度论证分析

统筹综合考虑各系统舱室空间、布置需求、平台总体性能（完整稳性、破舱稳性、运动性能、快速性、抗沉性）、系泊性能以及非能动性设计对吃水要求等。

（2）船体型线设计

综合考虑平台总体性能（稳性、运动性能、快速性、抗沉性）、系泊性能、强度特性等，结合总布置规划，针对核反应堆舱对吃水的特殊要求，开展线型设计及优化分析。

（3）总体布置规划

围绕核发电系统作业、运行流程及需求，统筹兼顾合理分舱，并优化布置。优先考虑核反应堆舱、核辅助舱室、控制舱室、蒸汽轮机舱、应急备用发电机舱及生活居住舱室，核反应舱布置船舯区域，其余舱室布置于周围；船舶辅助系统舱室布置于艏艉区域，考虑系泊方案确定生活楼布置于远离核反应堆舱、主风向的上风向；直升机位于生活楼顶部；船尾各系统舱室空间、布置需求；合理规划逃生通道和路线等。

（4）系泊方案

综合考虑核电站作业海域水深、海洋环境条件，核电站电力、淡水外输要求以及平台总体性能等进行系泊方案设计，并对其分生存工况、作业工况分别进行安全评估。

（5）总体性能分析评估

采用确定论安全分析方法，从使用极限状态及相关法规要求的角度评估平台作业工况下的总体性能；分析生存工况下载体平台稳性、抗沉性，事故极限状态下的破舱稳性，作业工况下平台运行速度加速度等。

4.3.2 结构设计及性能评估

（1）全船采用钢质全焊接结构形式，双底、双壳结构形式；核反应堆舱区域设置双层甲板、双层舱壁，双层壳宽度满足规范要求，并开展耐撞性设计；双层甲板结构设计既要满足频繁换料要求，又要满足直升机、吊装坠物撞击强度要求。

（2）结构材料和焊接应符合船级社相关规范要求，根据设计寿命确定平台主体结构及主要设备基座结构的疲劳寿命，疲劳安全系数不小于2，关键区域建议选取5。

（3）承载力极限状态，考虑设计环境条件为万年一遇的生存工况评估船体梁极限强度，以百年一遇的作业工况及十年一遇的拖航工况来评估平台结构的屈服、屈曲强度，十年一遇的环境载荷作为事故工况评估平台的剩余强度。

（4）船体结构强度评估时，合理考虑核反应堆、蒸汽轮机等大型设备及管道系统等与船体之间相互影响，既要评估船体的结构强度，也要评估相互影响。

（5）对船体结构进行外部事故工况进行评估，评估结构的安全性及对核反应系统的影响；对关键设备、控制舱室等进行振动分析及抗振设计，对控制舱室、生活楼区域进行振动、噪声评估及抗振降噪设计。

其他船舶系统，如消防系统、救生系统、压载系统、备用发电系统、应急发电系统、空调通风系统等，参考海洋工程及陆上核电厂相关规范，根据浮动核电站的特殊需求进行设计，并对其在海洋环境条件下的适应性及安全，与船舶系统的接口问题进行研究，特别注重系统的安全性和可靠性。

5 结 论

（1）海上浮动核电站是核电工程与海洋工程相结合的前瞻性高端工程装备，具有独特的优势和广阔的应用前景。浮动核电站的载体平台是基础支撑平台，其性能及安全性直接决定和影响核发电系统的核安全、人员安全、运行效率等。平台载体的安全性在浮动核电站安全设计中占有重要的地位。

（2）通过分析浮动核电站与陆上核电厂的区别，对浮动核电站外部事件、安全评价方法、核电站平台的基本要求、载体平台选型及平台安全设计考虑等方面进行初步分析，可为浮动核电站载体平台安全设计提供一定的技术指导。

（3）浮动核电站技术难度高于陆上核电厂和高端海洋工程装备，需要综合运用核电领域和海洋工程领域的先进设计理念和技术，实现两项工程技术的有机结合，组建具有国内行业内优势的卓越研发团队，系统地深入开展浮动核电站关键技术攻关和研发，为我国海洋资源开发、岛礁军民生产生活提供安全可靠、经济可行的新型海洋工程装备。

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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

张延昌（1977-），男，博士，副教授。研究方向：海洋工程结构强度、新式结构设计、风险分析。

景宝金（1972-），男，硕士，研究员。研究方向：海洋工程设计、研发。

童 波（1983-），男，硕士，高级工程师。研究方向：海洋工程总体设计、研发。

陈 智（1974-），男，博士，研究员。研究方向：核反应堆工程设计、研发。