浮动式核电站载体初步技术方案研究

【摘 要】本文根据浮动式核电站的主要功能、使用要求及其外部环境条件，分析确定了浮动式核电站的载体型式。以模块式小型堆ACP100S为对象，对载体主尺度、总布置、主要性能、结构的各个方面进行了分析比较，给出了一个能满足使用要求的载体初步设计方案。

【关键词】浮动式；核电站；载体壳

0 概述

浮动式核电站是指将核动力装置及发电装置安装在海洋浮动平台上，可在不同海域灵活部署并提供能源供给。浮动式核电站能够同时提供电、热、淡水和高温蒸汽等多种产品，可满足区域供电、区域供热、海上石油开采、化工、极地或偏远地区、孤岛等的特殊能源需要，具有灵活性强、用途广泛的特征。

随着海上资源开发力度的加强，海上能源需求量亦随之逐年增加。而常规化石能源代价巨大且污染海洋环境，风能、太阳能等新型能源受场地和应用环境的影响较大，越来越难以满足我国沿海油气资源及海岛开发所带来的能源需求。因此，为了保障海上能源安全和海洋环境，我国有必要设计高效、环保、安全的海上核动力浮动平台。

本文针对渤海油气开发需求，对适用于渤海海域的浮动式核电站载体初步方案进行了研究。

1 浮动式核电站的适用规范及设计原则

1.1 适用规范

目前我国针对陆基核动力电厂，已经形成了包括国家相关法律、核安全法规、核安全导则、国家标准、行业标准规范等层次在内的较为完善的法律法规标准体系。但针对海上核电站载体，中国船级社（CCS）尚未出台核动力装置船舶或平台的法规标准体系。

在目前科研阶段，浮动式核电站可主要以《IMO核动力商船安全规范》、《国际船舶装运密封装置辐射性核燃料、环和强放射性废料规则》、《CCS海上浮式装置入级与建造规范》和《CCS海上移动平台入级规范》等规范为设计依据，同时参考俄罗斯的核动力装置船舶规范标准。

1.2 设计原则

浮动式核电站载体的应保障浮动式核电站设计、建造、服役、退役的全寿命周期下的安全性，即除了保障核反应堆自身的固有安全外，作为核反应堆装置的载体，其系统的安全性、成熟性、适应性对核反应装置的安全运行亦至关重要。

因此与核安全的相关的载体的总布置、破舱稳性、碰撞保护、防火分隔、堆舱通风、消防救生、与应急备用电源等均为设计的重点。

2 载体选型分析

2.1 浮动式核电站对载体的要求

1）反应堆装置尽量布置于水线以下，满足核装置非能动安全系统的要求；

2）布置空间尺度的要求：即具备足够大、封闭舱室空间，用于布置反应堆装置系统、汽轮发电机设备系统以及常规船舶设备系统；

3）载体结构的要求：即载体结构具有足够的强度能够抵抗各种可能的载荷，包括碰撞、搁浅、坠物等事故载荷及极端环境载荷，且结构设计寿命与核动力装置相匹配；

4）适用于渤海湾海域的环境条件且各种工况下平台运动、加速度不超过核反应装置极限值；

5）反应堆运行、维护、换料安全方便。

2.2 各种载体类型及其优缺点分析

用于海洋油气资源开发的比较成熟的海洋工程载体类型主要有：固定式平台（导管架平台、重力式平台、顺应塔式平台）、移动式平台（坐底式平台、自升式平台）、浮式平台（半潜式、SPAR、张力腿式、单船体型等）。

2.2.1 固定式平台与移动式平台

固定式平台中重力式、顺应塔式平台渤海湾区域应用较少，不建议作为可选方案；导管架平台在渤海湾应用较广泛，但受地震的影响因素较大，若需满足核反应堆堆芯保持在水线面以下的布置要求，将使后续整个电站运行控制更为复杂。

自升式移动平台和坐底式移动平台，同样受地震的影响因素大且在渤海湾没有应用工程案例，不建议作为可选方案。

2.2.2 浮式平台（半潜式、SPAR、张力腿式）

半潜式、Spar、张力腿式这三种浮式平台一般适用于中深水海域，对于渤海湾仅有30米水深的海域，不具备可行性。

2.2.3 浮式平台（单船体型）

单船体型浮式平台无论考虑应用安全、功能实现，还是考虑海域适应性，都具备较强的可行性，作为可选方案。

采用单船体型船型方案作为核反应装置的浮动平台，具有以下明显优势：

1）能够满足非能动安全系统要求，避免了地震载荷影响，从本质上提高了核电装置的安全性，双层壳体结构设计可以抵御事故载荷，保障了核反应装置的安全；

2）单船体型兼顾舱室空间大、完整、连续，便于浮动式核电站的舱室布置；

3）借鉴FPSO设计理念，设计建造技术成熟且有较高的经济性；

4）适用《核商船安全规范》；

5）适应海域广，可适用于浅水的渤海湾、也可适用于深水的南海海域；可以抵御二百年一遇的极端海洋环境；浮式、可移动的单船体方案使得核燃料换料、海上设备安装维护、报废退役等更加方便且安全可控。

2.3 小结

根据上述载体型式分析结果，选取单船体型浮动平台作为浮动式核电站的载体型式，安全性好且技术成熟，能满足浮动式核电站的各项技术要求。

3 载体初步技术方案研究

3.1 设计基础、设计工况

针对目标海域-渤海湾，调研分析渤海海域风、浪、流、冰等海洋环境条件，确定该船的设计基础；分析核电船在全寿命周期内拖航、正常运营、极限、事故等工况，参考规范研究确定各工况下设计环境条件，确定设计工况参数，为后续分析提供基础。计算工况如下：

1）拖航工况：1年一遇环境载荷，主要考虑风浪及其诱导载荷，强度评估；

2）正常营运工况：100年一遇环境载荷，主要考虑风浪及其诱导载荷；系泊强度、强度评估、使用极限状态评估； 3）极限工况：200年一遇环境载荷，主要考虑风浪及其诱导载荷；承载力极限强度评估；

4）碰撞事故工况：10年一遇环境载荷，碰撞载荷，事故局部损伤强度、剩余极限强度评估。

3.2 主尺度

3.2.1 船长

浮动式核电站载体主要布置于渤海湾海域且无动力长期系泊，无需考虑航道港口的限制和快速性的要求，在满足浮力、抗沉性的前提下主要考虑纵向各舱室的布置要求。

3.2.2 船宽

船宽无航道港口的限制，在满足浮力、稳性的前提下主要考虑横向舱室的布置、舷侧破损范围及破舱稳性的要求。

3.2.3 吃水与型深

在考虑浮力、耐波性的前提下，主要满足核装置非能动安全系统对吃水的要求。通过计算，空船重量下吃水不能满足非能动安全系统对吃水的要求，仍需加载一定数量的压载水。

在满足相应规范公约要求的最小干舷的前提下，型深的选取需考虑稳性、抗沉性及强度的要求。

3.3 总布置

3.3.1 浮态、稳性的考虑

反应堆舱和汽轮发电机舱为重量最重的两个舱室布置于船舯部有利于空船与满载工况下纵向浮态调整。

考虑水密分舱及破舱稳性的要求，反应堆舱和汽轮发电机舱等主要舱段均为双底双舷结构，且该区域内纵横水密舱壁、双层底的设置均应满足规范对破损假定范围的最低要求。

优化液舱布置，限制液舱液面面积，减少不对称浸水和自由液面对完整稳性和破舱稳性的影响。

3.3.2 安全的考虑

1）人员安全及辐射分区的考虑

反应堆舱与人员生活区尽量远离，即生活楼布置于船艏，反应堆舱布置于舯后部。

辐射分区布置由控制区、监督区向非限制区过渡；反应堆舱作为放射性水平最高的控制区布置于船中部区域，前后部隔离舱、左右舷侧空舱、顶部空舱将其与其它区域隔离。

2）反应堆装置的安全

反应堆舱布置于纵向舯后部，横向中部，能最大程度的减少由其它船舶、飞机等碰撞带来的影响。反应堆舱在双底双舷、多层甲板的保护下能满足碰撞保护的要求。

3）反应堆控制系统及应急电力系统的安全

反应堆主控室、应急控制室及应急电力系统均布置于破损范围外且顶部防直升机坠落，且远离其它易燃易爆的危险区域。

3.3.3 防火分隔的考虑

反应堆舱作为最重要的独立防火区域布置于船舯后部，前后隔离舱、左右舷侧空舱、顶部空舱将其与其它危险区域隔离，且其与油舱等易燃易爆舱室远离。

通过走廊或空舱将反应堆控制室与其它危险区域隔离。

3.3.4 其它

总布置还需考虑系统功能优化、结构强度、通道出入口以及脱险撤离等因素带来的影响。

3.4 结构型式及结构强度

3.4.1 结构型式

出于核安全、碰撞保护及破舱稳性的考虑，除艏艉局部区域单底单壳外，主船体其它部分均设置双层底、双层壳；反应堆舱及其控制室局部区域采用双层甲板结构。

除艏艉部分采用横骨架式外，主船体结构（包括核辅助舱、反应堆舱、电气舱、汽轮机舱和备用发电机舱）均采用纵骨架式结构。以上纵向结构应沿船长度方向尽可能连续至首尾。

结构的设置选取需满足总纵强度、横向强度外，还需满足局部强度的要求。

局部加强主要区域为外板抗冰加强、甲板系泊起重设备结构加强、艏艉部结构舷侧外板结构波浪抨击加强、反应堆舱双顶甲板防直升机坠毁加强以及堆舱舷侧防撞加强。

3.4.2 结构强度

1）各工况下的设计载荷计算

在水动力性能分析的基础上，分析确定各工况下应考虑的载荷类型，并通过分析或计算，确定设计载荷大小。

2）各工况下总纵强度评估

利用软件对船体各关键剖面建立模型，根据各工况下重量装载的分布确定最大静水弯矩，同时依据结构型式及布置特性、环境风浪载荷等确定波浪弯矩分布。

综合静水弯矩与波浪弯矩的影响，通过计算评估船体梁的总纵强度。

3）局部强度评估

全船结构有限元建模，并加载相应的外部负荷，通过软件计算得出全船结构的应力分布。并由此分析优化结构的局部强度。

4）碰撞事故状态下结构极限强度研究

分析规范对碰撞事故工况的规定，选取碰撞载荷计算工况：撞击船5000吨，首部正撞，速度2m/s，撞击能量11MJ。

针对关键防护区域即反应堆舱区域舷侧结构，建立局部舱段有限元模型；碰撞船舶采用刚性模拟；利用结构非线性瞬态仿真软件对不同撞击位置进行仿真分析，研究各种碰撞位置下结构的损伤特性。分析设计衡准对局部碰撞损伤强度进行评估。

分析规范、法规对碰撞损伤区域定义，并结合碰撞损伤分析结果，确定碰撞事故工况下的结构损伤范围、位置等信息；选取损伤区域内剖面，利用软件进行极限弯矩计算，对其剩余极限强度进行评估。

根据碰撞损伤特性分析计算结果，结合结构碰撞损伤机理、舷侧结构型式特定，对反应堆舱舷侧结构进行耐撞优化设计。

3.5 主要性能

3.5.1 水动力性能分析

采用三维水动力性能分析软件建立湿表面模型、质量模型，针对各工况下的海洋环境设计条件，开展水动力性能仿真分析；计算得到船体的运动响应（包括：速度、加速度）。

3.5.2 稳性抗沉性校核

由于船宽较宽，重心低且实际干舷留有较大余量，根据《CCS海上移动平台入级规范》的完整稳性衡准初步校核本船各工况下的完整稳性满足规范要求。

本船采用双底双舷结构型式，双舷双底均满足《核动力商船安全规范》中破损范围的要求且留有较大的储备浮力，根据规范要求的破损范围及破损稳性衡准初步计算本船的破损稳性满足规范要求。

3.6 载体初步方案

根据上述设计步骤，本文以中国核工业集团公司正在开发的ACP100S模块式小型堆为例，浮动式核电站采用单船体浮动平台作为载体，可适应渤海湾海域的极端海洋环境条件，其主尺度、总布置、主要性能、结构均能满足设计使用要求。

经过不断的优化论证，初步技术方案如下：

总长150.0米，型宽34米，工作吃水11.0米，排水量约为52500吨。浮动式核电站从艉至艏依次布置艉压载舱、空调机舱、核辅舱、后隔离舱、反应堆舱、前隔离舱、核电气舱、汽轮发电机舱、备用发电机舱、泵舱及艏压载舱。

总布置图如图1所示。

4 结论

本文根据浮动式核电站的主要功能、使用要求及其外部环境条件，对比分析了浮动式核电站可用的载体型式，确定采用单船体型式更符合渤海海域应用条件。以此为基础，采用ACP100S模块式小型堆为研究对象，给出了载体主尺度、布置、结构性能的分析方法和步骤，提出了浮动式核电站载体初步方案，可为国内浮动式核电站类似研究提供参考。