核动力平台事故后^(137)Cs泄漏排放方式模拟研究

1

作者 胡知临 叶枫 +2 位作者 鲍萍 陈君军 龚军军 《海军工程大学学报》 北大核心 2025年第2期99-104,共6页

针对核动力平台在近岸海域突发事故后放射性物质泄露排放问题,以某近岸海湾为例,利用MIKE21水动力软件建立了近岸海湾的水动力模型。基于该模型,模拟计算研究了在近岸海湾的某点位,以一次性全部排放和连续均匀排放两种方式,释放长半衰... 针对核动力平台在近岸海域突发事故后放射性物质泄露排放问题,以某近岸海湾为例,利用MIKE21水动力软件建立了近岸海湾的水动力模型。基于该模型,模拟计算研究了在近岸海湾的某点位,以一次性全部排放和连续均匀排放两种方式,释放长半衰期放射性物质^(137)Cs在海洋中的迁移扩散情况,并研究了扩散模拟结果与水面高程、水流流速两种水文条件之间的关系。研究结果表明:在典型半日潮时段内,相比于将放射性物质一次性全部排放到水体中,物质以连续均匀排放方式释放,对水体环境影响范围更小,排放后等时段内相对浓度更低;释放物质浓度和水面高程、水体流速之间呈一定负相关关系。该模拟结果可为核动力平台事故应急和海洋环境影响评价提供一定的参考价值。 展开更多

关键词 核动力平台 MIKE21软件 排放方式 水文条件

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海洋核动力平台定位系统多体动力学模型试验验证 被引量：1

2

作者 郭冲冲 武文华 +1 位作者 吴国东 罗起航 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期1251-1257,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 定位系统 多铰连接 多体动力学 约束反力 模型试验 六自由度平台 系泊能力

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环形月池对海洋核能平台拖航阻力的影响 被引量：1

3

作者 许建龙 刘已华 +1 位作者 李红霞 黄一 《舰船科学技术》 北大核心 2024年第5期59-64,共6页

海洋核能平台2~3年需要拖航至港口进行换料,在其设计的初始阶段对平台拖航阻力的研究至关重要。考虑2种海洋核能平台概念,分析环形月池对平台拖航阻力的影响。采用STAR-CCM+软件对分离式海洋核能平台和一体式海洋核能平台在不同拖航速... 海洋核能平台2~3年需要拖航至港口进行换料,在其设计的初始阶段对平台拖航阻力的研究至关重要。考虑2种海洋核能平台概念,分析环形月池对平台拖航阻力的影响。采用STAR-CCM+软件对分离式海洋核能平台和一体式海洋核能平台在不同拖航速度时的拖航阻力进行计算。结果表明,随着拖航速度的增大,拖航阻力增加明显;月池的存在使平台周围流场趋于紊乱,导致核能平台拖航阻力增加;对月池增阻机理的分析可为核能平台的设计提供参考。 展开更多

关键词 拖航阻力 环形月池 计算流体动力学 浮式核电平台

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海上浮式核电平台地震响应分区分析方法

4

作者 陈少林 王俊豪 周国良 《力学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期3084-3098,共15页

海上浮式核电平台正成为我国解决远海平台或岛礁能源供应问题的重要举措,其地震安全性问题一直存疑.文章发展了一套地震作用下海床-海水-浮式结构相互作用的分区混合分析方法,将海床-海水-浮式结构体系进行分区,海床和海水区域采用集中... 海上浮式核电平台正成为我国解决远海平台或岛礁能源供应问题的重要举措,其地震安全性问题一直存疑.文章发展了一套地震作用下海床-海水-浮式结构相互作用的分区混合分析方法,将海床-海水-浮式结构体系进行分区,海床和海水区域采用集中质量显式有限元结合透射人工边界进行分析,浮式结构区域采用模态叠加方法求解,海水和浮式结构间的声固耦合通过迭代算法实现,通过一简单算例对该方法进行了验证.以一驳船形式的浮式核电平台模型为例,分析了其在SV波斜入射时的地震反应,以及斜入射角度(10°,20°和30°)对其地震反应的影响.结果表明,传统的关于浮式结构不需要考虑抗震的观点是基于SV波垂直入射假定的,在SV波斜入射时,浮式核电平台会产生水平和竖向地震反应,主要由纵摇和垂荡模态控制;随着入射角度的增大,浮式核电平台中安全壳和附属结构的水平向和竖向的位移、加速度都呈现增大的趋势;反应以竖向为主,但在部分频率范围内附属结构水平方向加速度反应谱幅值超过竖直方向的加速度反应谱幅值,建议浮式核电结构及设备应考虑抗震设计. 展开更多

关键词 海上浮式核电平台 地震响应 分区算法 流固耦合

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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

5

作者 郭冲冲 武文华 +2 位作者 吕柏呈 曹光明 罗起航 《海洋工程》 CSCD 北大核心 2024年第4期57-68,共12页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 离散度聚合算法 动态贝叶斯网络 拖航作业 风险分析

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压水堆核电厂辐射防护设计平台的开发及应用

6

作者 吕炜枫 魏欣南 +2 位作者 李云飞 熊军 刘杰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第S01期53-59,85,共8页

基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计... 基于需求分析,对压水堆核电厂辐射防护设计进行了分析和归纳,得出并解决了核心技术问题,即:设计任务的在线开展及全过程记录、核电厂辐射防护设计的内外部协同和知识精准推送,进而建立了核电厂辐射防护设计平台,并利用核电厂压水堆设计项目对辐射防护设计平台进行了测试验证。 展开更多

关键词 辐射防护 设计平台 压水堆核电厂

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基于Petri网和多种群遗传算法的海洋核动力平台电力系统网络重构 被引量：21

7

作者 吴大立 郑中祥 +3 位作者 尹项根 王义凯 徐彪 庞帅 《电力自动化设备》 EI CSCD 北大核心 2020年第8期160-166,共7页

针对现有海洋核动力平台电力系统网络重构方法中功率流分析复杂,且重构模型求解算法难以稳定收敛到全局最优解的问题,提出一种基于Petri网和多种群遗传算法的核动力平台电力系统网络重构方法。综合故障后负荷恢复量、开关操作代价和发... 针对现有海洋核动力平台电力系统网络重构方法中功率流分析复杂,且重构模型求解算法难以稳定收敛到全局最优解的问题,提出一种基于Petri网和多种群遗传算法的核动力平台电力系统网络重构方法。综合故障后负荷恢复量、开关操作代价和发电机运行效率指标建立系统网络重构目标函数;基于Petri网对系统进行拓扑建模,将储能装置等效为负值"负荷",通过动态更新机制确定功率流分布;采用多种群遗传算法求解网络重构问题,获取满足系统约束的最佳开关状态组合方案。典型核动力平台电力系统算例表明,所提方法能有效防止算法局部收敛以及减少迭代次数,快速提供完备的系统重构方案。 展开更多

关键词 核动力平台电力系统 网络重构 PETRI网 功率流分析 多种群遗传算法

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核电装备全生命周期价值链协同平台研究 被引量：10

8

作者 冯毅雄 赵泽田 +9 位作者 胡炳涛 司恒远 易树平 聂婕 王理 洪兆溪 聂为之 王梦灵 郭景任 谭建荣 《计算机集成制造系统》 EI CSCD 北大核心 2022年第9期2633-2649,共17页

在总结核电装备典型特征的基础上,分析了当前核电装备全生命周期价值链协同面临的挑战,指出建设核电装备全生命周期价值链协同平台的必要性,并设计了一种平台体系架构。针对核电装备价值链协同存在数据交互失信、质量管控失源和运行维... 在总结核电装备典型特征的基础上,分析了当前核电装备全生命周期价值链协同面临的挑战,指出建设核电装备全生命周期价值链协同平台的必要性,并设计了一种平台体系架构。针对核电装备价值链协同存在数据交互失信、质量管控失源和运行维护失控问题,提出核电装备全生命周期价值链协同平台的关键技术体系,包括全生命周期价值链协同数据空间构建与挖掘、跨企业协同环境下质量管控与全价值链追溯、多模态数据驱动的智能运维服务与闭环反馈,有效促进价值链参与企业多领域多阶段业务协同,实现全生命周期整体价值共创和持续稳定发展。结合核电装备全生命周期典型业务场景,从数据交互、质量管控和状态预测3个方面开展了初步研究和实践,为未来核电装备全生命周期价值链协同平台进一步落地应用提供参考。 展开更多

关键词 价值链 协同平台 全生命周期 核电装备

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海洋核动力平台辐射环境监测技术要求研究 被引量：1

9

作者 黄彦君 上官志洪 +1 位作者 徐月平 张晓峰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期402-410,共9页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 辐射环境监测 流出物监测

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核电平台海水系统防海洋生物污损技术 被引量：2

10

作者 刘毅 陈丰 +1 位作者 王洋 李慧子 《船海工程》 北大核心 2020年第6期118-122,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 核电平台 海水系统 海洋污损生物 防污

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双层厚壁圆筒过盈装配时的应力解析解 被引量：4

11

作者 李进 董海防 +1 位作者 马良涛 胡勇 《机械设计与制造》 北大核心 2020年第3期229-232,共4页

针对由两种力学性能不同的金属材料组成的双层厚壁圆筒推导出在过盈装配时的最佳设计应力解析解。探讨了内外径比、材料的屈服强度比值的影响特性。结果表明:最佳界面半径与内外径、外内层材料屈服强度比值有关。最佳界面压力只与内外... 针对由两种力学性能不同的金属材料组成的双层厚壁圆筒推导出在过盈装配时的最佳设计应力解析解。探讨了内外径比、材料的屈服强度比值的影响特性。结果表明:最佳界面半径与内外径、外内层材料屈服强度比值有关。最佳界面压力只与内外径比、外层材料的屈服强度及外内层材料的屈服强度比值有关;与材料的弹性模量和泊松比无关,最佳界面压力随着和外层材料的屈服强度的增大而增长,增长的幅度同时也随值的增大而显著增大。最佳过盈量与内外径比、外层材料的屈服强度及外内层材料的屈服强度比值、界面半径、材料的弹性模量和泊松比有关。针对海洋核动力平台示范工程项目中使用的系泊头轴承的算例分析,计算出该双层组合厚壁圆筒的最佳界面半径为870mm、最佳界面压力为8.31MPa、最佳过盈量为0.4048mm。 展开更多

关键词 双层厚壁圆筒 过盈装配 最佳界面压力 海洋核动力平台示范工程

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跨接管缆长度精确计算与优化 被引量：1

12

作者 杨勇 董海防 +2 位作者 朱刚 余骁 周梁 《船海工程》 北大核心 2022年第3期90-94,108,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 悬链线 跨接管缆 张力 长度 优化 海洋核动力平台

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海洋核动力平台高频舱室噪声预报与治理对策

13

作者 陈剑 殷洪 +2 位作者 张苗 漆琼芳 程用超 《舰船科学技术》 北大核心 2020年第13期90-96,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 舱室噪声 统计能量分析 噪声治理对策

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海洋核动力平台堆芯子通道分析 被引量：6

14

作者 宋仕钊 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 陈耀元 周盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第12期2165-2169,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 最小烧毁比 COBRA程序 海洋核动力平台 子通道

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海洋核动力平台一回路摇摆状态下自然循环能力研究 被引量：2

15

作者 宋仕钊 刘兴民 +2 位作者 郭春秋 陈耀元 周盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期33-40,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 摇摆 自然循环 一回路

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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 被引量：3

16

作者 王义凯 尹项根 +3 位作者 乔健 谭力铭 卢庆辉 吴大立 《电力自动化设备》 EI CSCD 北大核心 2022年第11期176-182,共7页

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... 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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 多模接地控制 被选频带 零序能量 相位差

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海洋核动力平台定位系统多体动力学建模与分析 被引量：4

17

作者 郭冲冲 武文华 +2 位作者 吴国东 曹光明 吕柏呈 《力学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1443-1455,共13页

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... 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. 展开更多

关键词 海洋核动力平台 定位系统 多体动力学 系泊力 动力放大系数

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核电平台连接机构设计与运动响应分析 被引量：2

18

作者 李想 李红霞 黄一 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2020年第1期152-161,共10页

[目的]为满足深海冰区海洋核反应堆安全工作的要求,设计冰区核电平台与弹簧阻尼连接机构。[方法]利用三维势流理论及刚体动力学理论建立平台与连接机构的仿真模型。计算平台所受弹簧阻尼力,研究连接机构刚度、阻尼系数特性,选择最佳方... [目的]为满足深海冰区海洋核反应堆安全工作的要求,设计冰区核电平台与弹簧阻尼连接机构。[方法]利用三维势流理论及刚体动力学理论建立平台与连接机构的仿真模型。计算平台所受弹簧阻尼力,研究连接机构刚度、阻尼系数特性,选择最佳方案。应用离散元法进行冰载荷数值模拟,通过计算试验椎体所受冰载荷,验证该方法的准确性。研究浪、风、流或海冰、风、流环境载荷联合作用下平台的运动响应。[结果]结果显示,平台系泊于深海冰区可远离海啸的影响,环境承载平台能较好抵抗冰载荷;在连接机构与系泊系统的作用下,核堆支撑平台可抵御福岛核泄漏事故最大海啸波高与17级超强台风的联合作用;在北海万年一遇风暴作用下,核堆支撑平台的水平位移与水深之比、垂荡与纵摇响应及垂向加速度均小于海上浮动核电平台(OFNP)。[结论]核电平台与连接机构的设计可保证应用于深海冰区的核堆的安全稳定。 展开更多

关键词 核电平台 连接机构 冰载荷 减振 运动响应 系泊

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船体(平台)渤海冰区作业安全性分析 被引量：5

19

作者 董斌 钱源 +2 位作者 李元泰 丁剑锋 李辉 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2020年第1期145-151,169,共8页

[目的]冬季,海洋核动力平台在渤海区域作业时,因出现的浮冰会对其造成威胁,所以基于安全的考虑,需要对浮冰与平台的碰撞过程进行分析。[方法]首先,利用有限元数值仿真方法模拟渤海浮冰与海洋核动力平台的碰撞过程,并将数值模拟过程的阻... [目的]冬季,海洋核动力平台在渤海区域作业时,因出现的浮冰会对其造成威胁,所以基于安全的考虑,需要对浮冰与平台的碰撞过程进行分析。[方法]首先,利用有限元数值仿真方法模拟渤海浮冰与海洋核动力平台的碰撞过程,并将数值模拟过程的阻力-位移曲线与冰锥受压实验数据进行对比,验证该数值模拟方法的可行性;然后,基于渤海冰情建立典型浮冰模型,通过浮冰与平台的撞击过程分析结构响应;最后,采取分别固定冰厚和固定冰速改变浮冰尺寸的方式,分析该平台对于浮冰的承载能力。[结果]结果显示,在碰撞过程中,骨材强度对该平台的承载能力影响较大,碰撞力会随着浮冰的持续挤压而不断增大,直至浮冰反弹;随着浮冰移动速度和冰厚的增加,该平台所能承受碰撞的浮冰尺寸也会相应降低。[结论]研究表明,平台与浮冰碰撞部位骨材的强度直接影响其自身的承载能力,分析发现浮冰移动速度比浮冰厚度对平台承载能力的影响更大。 展开更多

关键词 渤海浮冰 海洋核动力平台 数值模拟 承载能力

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海洋核动力平台PRHR HX管内蒸汽冷凝换热特性分析 被引量：1

20

作者 李鹏拯 李勇全 +5 位作者 朱东保 田春平 刘少有 王玉成 王成 王春旭 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2023年第3期237-244,共8页

[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... [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。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 非能动余热排出换热器 冷凝 蒸汽

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