数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。      

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。     

用于浮动核电站的一体化核反应堆蒸汽供应系统

本文描述了用于小规模浮动核电站的提高安全性的一体化反应堆装置的概念设计结果，浮动核电站大多数以准备运行的状态被转运至运行场址，它们被设计用于边远地区和不易接近地区提供电源，核蒸汽供应系统（ＮＳＳＳ）的示意流程图，设计布局和反应堆装置，以及基本的技术规范作了一个整体描述。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

稳压器新型水位测量装置倾斜和摇摆试验研究

为实现海上浮动核电站稳压器水位的精确测量，保证反应堆的运行安全，提出一种新型水位测量装置。本文分别从测量原理，试验装置，试验项目，以及试验结果分析4个方面展开论述，验证了该装置能够解决海上浮动核电站稳压器的水位测量问题，为摇摆工况下设备水位测量提供重要参考。     

海上浮动核电站总体设计初探

通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。      

海上浮动核电站应急撤离分析

核事故应急撤离是核应急响应的重要组成部分, 目的在于快速有效地将可能受到事故影响的人员转移至安全地区。本文根据海上浮动核电站的运行场址与运行特点, 对海上浮动核电站应急响应特征进行分析, 给出了浮动核电站应急等级划分和应急计划区范围。结合陆地核电站场区撤离与海洋平台撤离疏散方法, 制定了海上浮动核电站应急撤离情景与撤离分析假设。对浮动核电站人员撤离的分析结果表明, 浮动核电站人员撤离满足客船撤离要求, 及海上浮动核电站应急撤离的时间要求。关键词: 海上浮动核电站; 核应急; 应急计划区;应急响应; 应急撤离     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

微机型船用核动力工程仿真器系统初步设计

基于船用核动力装置安全管理、开发研究的需求及核电站仿真技术的发展，分析了研制微机型船用核动力工程仿真器系统的重要意义。按软件工程的思想，从仿真器系统的功能设计、总体设计、模块设计三方面论述了该系统的设计思路及实现方法，并对日本核动力舰船“陆奥”号的回路系统进行了初步的模拟设计。该系统的实现将进一步提高船用核动力装置的优化设计、安全运行和科学管理水平。     

一种船体式海上核动力平台系泊方式的力学计算分析研究

针对一种船舶式浮动核电站,采用多点锚链固定方法,在风、浪、流、浮冰等外界各类作用力的影响下和某海域百年一遇和两百年一遇的海况下,计算分析了该浮动平台的受力情况,得到锚链在最恶劣的海况叠加条件下不会断裂,锚链承受的最大张力和最大偏移符合要求,安全系数没有超过最大限值。结果表明,采用多点锚链固定,可以满足浮动核电站的运行要求。     

浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究

浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。     

核电站电缆敷设三维设计

运用计算机三维设计手段进行核电站核岛电缆托盘布置设计，在提高核电站设计质量和效率、缩短建造周期、提高经济性等方面显示出重要作用，也展示了国内三维设计在核电站电缆敷设领域中的广阔前景。本文对核电站核岛托盘安装及电缆敷设设计的模式进行了初步探讨。     

压水堆燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法研究

分析了核反应堆燃料组件板弹簧压紧系统的非线性特点,提出了缓解非线性的设计应对措施;并对燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法进行了研究。以浮动核电站用板弹簧压紧系统为例进行了结构优化和性能评价,给出了优化后板弹簧压紧系统结构用于浮动核电站的性能情况。     

对我国几个核电站厂址安全停堆地震(SSE)地面最大加速度的估计

估计核电站的安全停堆地震地面最大加速度是核电站土建设计工程师、地震、地质专家的一项最重要的任务.本文初步讨论了我国几个核电站厂址的这一重要参数.     

基于现代集成制造系统的核安全集成管理系统研究

为提高核电站运行的安全性、可靠性和经济性，以计算机集成制造系统与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导，提出了核安全集成管理的新方法。对核安全集成管理系统的设计进行了研究。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电站的信息集成。在系统设计时，针对核电站安全管理特点，将核电站与安全相关的工作按性质分为不同的类型，在总系统下设计若干个分系统，每个分系统完成一种类型的核安全管理工作。在基于CIMS的集成环境下，每个系统既相对独立又相互联系，通过全局信息共享系统实现信息共享，从而确保核安全工作高效、协调而有序地进行。     

计算机三维设计在核电站工艺布置设计中的应用

本文通过对核电站核岛工艺布置设计中所运用的计算机三维设计手段的介绍。说明了计算机三维设计在提高核电站设计质量和效率、建造周期以及经济性方面的重要作用，并对核电站核岛工艺布置计算机三维设计的模式进行了初步的探讨，揭示了国内计算机三维设计在核电领域中的广阔前景．     

国外最新消息

正01俄罗斯首座浮动核电机组计划启动世界首个漂浮式核能热电站的俄"罗蒙诺索夫院士"号浮动核电机组定于2017年上半年启动,该漂浮式核能热电站将在俄楚科奇自治区投入运行。(摘编自俄罗斯卫星新闻网2017年1月4日报道)02美国核管会颁发两座AP1000核电站的建造和运行许可证     

数据库系统在核安全中的应用前景

目前我国已有２个核电站一共３座反应堆投入商业运行（２１００ＭＷｅ），“九·五”期间将开工建造４个核电站一共８座反应堆（６５６０ＭＷｅ）。由于核电发展必须始终贯彻以安全为前提的方针，而核安全又贯穿于从选址、设计、建造、运行直至退役等长达几十年的过程中，因此，对核安全的管理和实施都提出了特殊的要求。本文分析了建立核安全管理数据库的意义和必要性，探讨了其可能性及面临的问题，并对其具体实现作了概括的构想。     

核电站三维设计体系初探

本文分析了在进行核电站三维设计时系统软件所必需具备的功能和作用；并对核电站三维系统设计程序和管理规定做了初步的论述；就核电站三维设计体系的建立作了初步的探索。     

浜岡核电站预防地震措施（节译）

核电站防震设计的目的，应该是“假定地震无论怎样袭击，核电站也不能由于放射性对周围环境造成影响。”