核電平臺連接機(jī)構(gòu)設(shè)計與運動響應(yīng)分析

李想，李紅霞，黃一

大連理工大學(xué) 船舶工程學(xué)院，遼寧 大連 116024

0 引 言

隨著全球氣候變暖，北極海冰加速融化，夏季出現(xiàn)了可常規(guī)通航水域。在經(jīng)濟(jì)全球化、區(qū)域一體化不斷深入發(fā)展的背景下，北極在戰(zhàn)略、經(jīng)濟(jì)、科研、環(huán)保、航道、資源等方面的價值不斷提升，北極航道和資源的開發(fā)利用能夠?qū)χ袊哪茉磻?zhàn)略和經(jīng)濟(jì)發(fā)展產(chǎn)生巨大影響。冰區(qū)核電平臺作為極區(qū)開發(fā)基礎(chǔ)和重要的能源供應(yīng)工程裝備，能提供充足穩(wěn)定的能源[1]，盡管核能可能存在潛在的安全隱患，但由于其是最經(jīng)濟(jì)環(huán)保的可用能源之一，具有無法替代的特殊地位[2]，因此，提高核電平臺的安全性與可靠性意義非凡。核電平臺的應(yīng)用前景廣闊，其相關(guān)問題已成為國內(nèi)外研究的熱點，進(jìn)行技術(shù)儲備意義重大。

海上核電平臺目前提出了駁船式、重力基礎(chǔ)結(jié)構(gòu)式、下沉式和圓柱式4 種概念，前二者應(yīng)用于近岸淺水，后二者適用于100 m 的水深。在該方面，俄羅斯已走在世界前列，2007 年，其駁船式核電站“羅蒙諾索夫”號開始建造，這是世界上首座海上核電站，預(yù)計2019 年年底開始為俄遠(yuǎn)東地區(qū)供電。韓國開發(fā)了重力基礎(chǔ)結(jié)構(gòu)式核電站，法國研發(fā)了Flexblue 下沉式核電站[3]。美國麻省理工學(xué)院提出了海上浮動核電平臺（OFNP）概念，其通過系泊裝置固定在近岸，可避免地震與海嘯的影響[4]，同時還對其在相應(yīng)海洋環(huán)境下的安全性進(jìn)行了評估[5]。但以上內(nèi)容均未深入研究深水冰區(qū)核電平臺。

本文將針對一種可用于深海冰區(qū)的內(nèi)外分離式核電平臺[6]進(jìn)行型線、總布置及系泊系統(tǒng)設(shè)計，重點研究內(nèi)、外平臺之間連接機(jī)構(gòu)剛度系數(shù)、阻尼系數(shù)的變化對平臺運動響應(yīng)的影響規(guī)律，然后據(jù)此選擇最優(yōu)方案，削弱環(huán)境承載平臺運動對核堆支撐平臺的沖擊。

1 基本理論

基于三維勢流理論及剛體動力學(xué)理論，建立冰區(qū)核電平臺與彈簧阻尼連接機(jī)構(gòu)在復(fù)雜環(huán)境載荷作用下運動響應(yīng)的理論預(yù)報方法。核堆支撐平臺六自由度運動的方程為：

環(huán)境承載平臺六自由度運動的方程為：

式中：下標(biāo)1，2 分別表示內(nèi)、外平臺；M， δM分別為平臺的質(zhì)量和附加質(zhì)量矩陣；Fc(X˙,t)為阻尼系數(shù)矩陣；K為靜水回復(fù)剛度矩陣；KTL為內(nèi)部平臺張力腿系泊剛度矩陣，KTL=diag(0,0,kTL3,kTL4,kTL5,0)，僅提供水平面外（垂蕩、橫搖、縱搖）三自由度的剛度；FMOOR為外部平臺系泊力，F(xiàn)MOOR=(f1(X2,t),f2(X2,t),f3(X2,t),f4(X2,t),f5(X2,t),f6(X2,t))T，采用多點系泊方式，應(yīng)用集中質(zhì)量法，可計算得各自由度的復(fù)合纜系泊力；X，X˙ ，X¨，分別為兩平臺六自由度位移、速度與加速度；F為環(huán)境載荷作用力，包括波浪入射力與繞射力、風(fēng)力、流力及冰力，此處考慮外部平臺對內(nèi)部平臺的遮蔽效應(yīng)；Fk=(fk1,fk2,fk3,0,0,0)T，F(xiàn)c=(fc1,fc2,fc3,0,0,0)T，分別為兩平臺縱蕩、橫蕩、垂蕩自由度的彈簧力與阻尼力，此處考慮為不計彈簧阻尼力對橫搖、縱搖、艏搖自由度運動響應(yīng)的影響。

核電平臺的約束條件為核堆加速度的限制，浮式核堆較陸基核堆的加速度限制更加寬泛，參照西屋公司陸基小型模塊化反應(yīng)堆（Westinghouse SMR），核堆加速度限制為0.25g[3]，條件更為苛刻。

2 方案設(shè)計

2.1 核電平臺設(shè)計

分離式冰區(qū)核電平臺由核堆支撐平臺與環(huán)境承載平臺組成。環(huán)境承載平臺型線設(shè)計為沙漏型結(jié)構(gòu)，下部錐體斜面能較好地抵抗冰載荷，當(dāng)大面積冰原移動時，平臺周圍的冰層向上爬升，并在爬升過程中發(fā)生破損，有很好的破冰效果；上部設(shè)計可有效增大甲板面積，滿足使用需求。在有冰期，可有效減少海冰攀爬現(xiàn)象，在無冰期，可減少甲板上浪現(xiàn)象。核堆支撐平臺漂浮在海面上，海水可以作為天然的巨大散熱器，還可對輻射起到屏障作用。核反應(yīng)堆設(shè)計位于水線以下，如發(fā)生緊急情況，可迅速淹沒核堆，使危害與損失最小化。

平臺的總布置采用模塊化組裝方式，環(huán)形劃分艙室如圖1 所示。主要功能區(qū)有核反應(yīng)區(qū)、鍋爐區(qū)、渦輪機(jī)區(qū)、安全屋、乏燃料池、中控室、保安室、生活區(qū)、維修大廳、儲藏區(qū)和停機(jī)坪等，使用者可根據(jù)需要定期更換模塊，以保證能源的持續(xù)供應(yīng)與模塊的循環(huán)利用。

圖 1 冰區(qū)核電平臺總布置Fig. 1 The general layout of ice region nuclear power platform

核電平臺作業(yè)于1 000 m 水深的冰區(qū)，內(nèi)部平臺采用張力腿方式系泊，主要限制其水平面外三自由度（垂蕩、橫搖、縱搖）的運動。通過在平臺底部對稱安裝4 根張力腿，平臺浮力將遠(yuǎn)大于自身重力，這使得平臺水平面外的運動較小，近似于剛性。外部平臺選用半張緊式四點系泊系統(tǒng)，約束其水平面內(nèi)三自由度（縱蕩、橫蕩、艏搖）的運動。半張緊式系泊選取4 組12 根三段式復(fù)合纜，組間夾角90°，纜間夾角5°，導(dǎo)纜孔位于平臺下緣，系泊半徑為1 850 m，預(yù)張力為1 980 kN，預(yù)張力傾角42.9°，具體的系泊纜參數(shù)如表1 所示。表中，E為材料的彈性模量，A為纜索截面積。

表 1 系泊纜參數(shù)表Table 1 The parameters of mooring cable

2.2 連接機(jī)構(gòu)設(shè)計

連接機(jī)構(gòu)設(shè)計為4 組彈簧與阻尼器，對稱安裝在內(nèi)外平臺中部位置（圖2）。彈簧長度設(shè)計為7 m，材料選用彈簧用不銹鋼絲，剪切模量為73×103MPa，彈性模量為195×103MPa，使用溫度范圍為?200～290 ℃。該材料性能強(qiáng)、溫度范圍廣，以此設(shè)計的彈簧能滿足的剛度范圍很廣。彈簧兩端以墊圈固定連接于內(nèi)外平臺，墊圈兩端有導(dǎo)向孔，彈簧放入其中可保持穩(wěn)定性；阻尼器兩端通過鋼結(jié)構(gòu)件焊接支座與內(nèi)外平臺主體結(jié)構(gòu)鉸接連接。連接機(jī)構(gòu)主要限制內(nèi)部平臺縱蕩、橫蕩、垂蕩自由度的運動，而對其他自由度的影響很小。

圖 2 連接機(jī)構(gòu)示意圖Fig. 2 The schematic diagram of connecting mechanism

阻尼力與彈簧力的計算類似，在此不作贅述。

連接機(jī)構(gòu)作為冰區(qū)核電平臺的重要部件，起減振的作用，其參數(shù)對核堆支撐平臺的運動響應(yīng)影響很大。考慮波浪沿45°入射情況（波浪參數(shù)見表2 中的萬年一遇的海況），研究連接機(jī)構(gòu)阻尼器的阻尼系數(shù)c與彈簧的剛度系數(shù)k對內(nèi)部平臺縱蕩與橫蕩穩(wěn)態(tài)運動有義值的組合位移的影響，并以此衡量連接機(jī)構(gòu)的特性，仿真結(jié)果如圖3 所示，對應(yīng)的云圖如圖4 所示。

表 2 計算海況表Table 2 List of sea conditions for calculation

圖 3 阻尼、剛度系數(shù)對組合位移的影響Fig. 3 Effect of damping and stiffness coefficients on combined displacement

圖 4 阻尼、剛度系數(shù)對組合位移的影響云圖Fig. 4 Effect contours of damping and stiffness coefficients on combined displacement

內(nèi)部平臺的組合位移隨著阻尼系數(shù)的增大呈逐漸減小的趨勢，且這種減小越來越緩慢，這是因為阻尼的增大會使動力放大系數(shù)減小，從而限制平臺的運動響應(yīng)。而組合位移則隨著剛度系數(shù)的增大呈先減小后增大的趨勢，這是因為剛度增大使得靜位移減小，會進(jìn)一步限制平臺的運動響應(yīng)，而達(dá)到某一數(shù)值后，由于核電平臺的固有頻率接近外部波浪載荷的能量集中頻率，從而產(chǎn)生共振，故使平臺響應(yīng)增大。

現(xiàn)取阻尼系數(shù)c=2 000 (kN·s)/m，分別計算剛度系數(shù)k=25～250 kN/m 時核電平臺的固有頻率。僅考慮縱蕩自由度，不考慮阻尼的影響與外力作用，內(nèi)、外兩平臺構(gòu)成兩自由度系統(tǒng)，振動方程可表示為

式中：m， δm分別為兩平臺縱蕩自由度的質(zhì)量及附加質(zhì)量；k1為 縱蕩自由度彈簧等效剛度；k2為系泊系統(tǒng)縱蕩自由度剛度；x，x¨分別為兩平臺縱蕩自由度的位移與加速度，解得一階、二階頻率如表3所示。由于平臺的對稱性，橫蕩自由度固有頻率與縱蕩一致。分析核電平臺所受的波浪力譜，能量集中的頻率區(qū)間為0.34～0.56 rad/s。由表中數(shù)據(jù)可知，在剛度大于100 kN/m 時，核電平臺的二階頻率接近波浪力能量集中頻率，響應(yīng)幅值增大。

表 3 剛度系數(shù)對平臺頻率的影響Table 3 Effect of stiffness coefficient on platform frequency

考慮核電平臺所有自由度的耦合運動，令核堆支撐平臺的縱蕩、橫蕩、垂蕩、橫搖、縱搖、艏搖自由度分別為前6 個自由度，環(huán)境承載平臺各自由度為后6 個自由度，組成12 自由度系統(tǒng)，系統(tǒng)固有頻率及所對應(yīng)的振型如圖5 所示。

由于系統(tǒng)對稱，易知縱蕩與橫蕩、橫搖與縱搖的固有頻率和振型相同。分析固有頻率及振型可以發(fā)現(xiàn)：一階、二階振型表現(xiàn)為外部平臺與內(nèi)部平臺的縱蕩、橫蕩運動耦合，且運動方向相同，一階、二階頻率分別為縱蕩、橫蕩自由度一階固有頻率；四階、五階振型表現(xiàn)為內(nèi)部平臺與外部平臺的縱蕩、橫蕩運動耦合，且運動方向相反，四階、五階頻率分別為縱蕩、橫蕩自由度二階固有頻率；三階振型表現(xiàn)為外部平臺艏搖運動，且與其他自由度耦合較弱，三階頻率為艏搖自由度一階固有頻率；六階振型表現(xiàn)為內(nèi)部平臺艏搖運動，且與其他自由度耦合極弱，六階頻率為艏搖自由度二階固有頻率；七階、八階振型表現(xiàn)為外部平臺縱蕩與縱搖耦合、橫蕩與橫搖耦合，七階、八階頻率分別為縱蕩縱搖耦合、橫蕩橫搖耦合一階固有頻率；十階、十一階振型表現(xiàn)為內(nèi)部平臺縱蕩與縱搖耦合、橫蕩與橫搖耦合，十階、十一階頻率分別為縱蕩縱搖耦合、橫蕩橫搖耦合二階固有頻率；九階振型表現(xiàn)為外部平臺與內(nèi)部平臺的垂蕩運動耦合，且運動方向相同，九階頻率為垂蕩自由度一階固有頻率；十二階振型表現(xiàn)為內(nèi)部平臺與外部平臺的垂蕩運動耦合，且運動方向相反，十二階頻率為垂蕩自由度二階固有頻率。

考慮12 個自由度耦合求解出的縱蕩運動固有頻率與表2 僅考慮縱蕩自由度得出的結(jié)果接近，但由于考慮因素更為全面，故更加接近實際情況。核電平臺45°浪向?qū)?yīng)的各自由度幅值響應(yīng)算子（RAO）如圖6 所示。

內(nèi)、外平臺艏搖運動RAO 峰值略小于艏搖一階固有頻率0.245 8 rad/s，這是由系統(tǒng)阻尼所導(dǎo)致，結(jié)果合理。外部平臺垂蕩運動RAO 在0.3 rad/s附近具有非常窄的RAO 峰值（約為1.5）帶寬，而在兩側(cè)RAO 急劇下降，在頻率較小的一側(cè)，垂蕩運動響應(yīng)變化比較平穩(wěn)，在頻率較大的一側(cè)，垂蕩運動RAO 由最小值快速增大至第2 峰值（約為0.2）后緩慢下降。外部平臺為沙漏型浮體，垂蕩固有周期設(shè)計為遠(yuǎn)離波浪能量峰值區(qū)域，故平臺具有較好的垂蕩運動性能。內(nèi)、外部平臺的橫搖與縱搖運動RAO 峰值位于0.2 rad/s附近，略小于縱蕩、橫蕩二階固有頻率0.248 2 rad/s。內(nèi)、外部平臺的橫搖與縱搖RAO 第2 峰值分別位于0.9 和0.4 rad/s 附近，接近波浪一階能量集中頻率，需要重點關(guān)注。

圖 5 核電平臺固有頻率及振型Fig. 5 Natural frequency and vibration mode of nuclear power platform

圖 6 核電平臺RAOsFig. 6 The RAOs of nuclear power platform

3 運動響應(yīng)研究

冰區(qū)核電平臺系泊于北冰洋1 000 m 水深某處，可避免海嘯的影響，但需考慮風(fēng)、浪、流、冰等環(huán)境載荷的作用。根據(jù)北極風(fēng)速與波高數(shù)據(jù)，對照海況表，選定4～6 級海況進(jìn)行計算。考慮到極限情況，有義波高參考福島核泄漏事故最大海嘯波高23 m，風(fēng)載荷參考OFNP 計算選取的17 級超強(qiáng)臺風(fēng)，其他數(shù)據(jù)參照南海千年一遇的海況選?。籓FNP 可抵御北海萬年一遇風(fēng)暴[5]，選取相同的環(huán)境條件，如表2 所示。風(fēng)、流載荷考慮為定常載荷作用，隨機(jī)浪載荷以JONSWAP 譜模擬，冰載荷應(yīng)用離散元法數(shù)值模擬，采用密排六方排列方式建立仿真模型[7]，環(huán)境載荷沿0°，45°和90°方向作用。冰區(qū)核電平臺研究分無冰期和有冰期2 種情況，對應(yīng)的環(huán)境載荷分別為浪、風(fēng)、流與冰、風(fēng)、流聯(lián)合作用。

3.1 浪風(fēng)流聯(lián)合作用

表4 的數(shù)據(jù)給出了最大風(fēng)、流組合時浪、風(fēng)、流聯(lián)合作用響應(yīng)最大值結(jié)果，即風(fēng)向90°、流向90°，浪向如表4 所示。其中，縱蕩、橫蕩、垂蕩為穩(wěn)態(tài)運動幅值。

表 4 浪、風(fēng)、流聯(lián)合作用響應(yīng)最大值Table 4 Motion response maximum for wave, wind and current combined action

由表4 可知，內(nèi)部平臺的縱蕩、橫蕩、垂蕩運動響應(yīng)較小，表明連接機(jī)構(gòu)達(dá)到了預(yù)期作用。在極限海況下，內(nèi)部平臺六自由度響應(yīng)仍較小，表明連接機(jī)構(gòu)與系泊系統(tǒng)的設(shè)計使其能抵御福島核泄漏事故遭遇的惡劣浪高和風(fēng)速，可以保證核堆的安全。在17 級超強(qiáng)臺風(fēng)作用下，OFNP 能保證橫搖與縱搖響應(yīng)＜5°，垂向加速度＜0.1g[4]，核堆支撐平臺橫搖與縱搖響應(yīng)最大值分別為0.155°和0.129°，垂向加速度最大值為0.028 m/s2（0.003g），可見其性能更優(yōu)。

OFNP 可抵御北海萬年一遇風(fēng)暴[5]，表5 給出相同環(huán)境載荷作用下浪向為0°，45°，90°與風(fēng)向90°、流向90°聯(lián)合作用響應(yīng)的最大值。由表可見核堆支撐平臺的水平位移與水深之比、垂蕩與縱搖響應(yīng)及垂向加速度均小于OFNP。

表 5 萬年一遇環(huán)境載荷運動響應(yīng)最大值Table 5 Motion response maximum for extremely rare storm

考慮到核堆支撐平臺有轉(zhuǎn)動，不同點的線加速度值不同，故取反應(yīng)堆艙離平臺重心最遠(yuǎn)點處的加速度作為評價依據(jù)。計算得該點的加速度最大值分別為4 級海況時0.029g，6 級海況時0.053g，極限海況0°，45°和90°浪向時分別為0.193g，0.154g和0.158g，滿足陸基核堆加速度限制條件。圖7給出極限海況0°浪向時核堆加速度的時間歷程。綜合考慮，冰區(qū)核電平臺可以保證浪、風(fēng)、流聯(lián)合作用下的核堆安全。

圖 7 核堆加速度時間歷程曲線Fig. 7 Acceleration time trace of nuclear reactor

3.2 冰載荷計算

結(jié)構(gòu)覆冰會對海洋平臺的整體穩(wěn)性、結(jié)構(gòu)完整性、月池等造成較大影響[8]，故而冰載荷研究尤為重要。冰載荷模擬采用大連理工大學(xué)與ABS船級社聯(lián)合開發(fā)的IceDem 軟件實現(xiàn)，可模擬船海結(jié)構(gòu)物與平整冰、碎冰、冰脊等多種類型的接觸形式，可為結(jié)構(gòu)抗冰設(shè)計提供參考依據(jù)。椎體結(jié)構(gòu)是冰區(qū)結(jié)構(gòu)物的常見設(shè)計形式，破冰效果良好，因此，椎體結(jié)構(gòu)試驗數(shù)據(jù)是驗證數(shù)值程序準(zhǔn)確性的優(yōu)先選擇。本文選用Irani 針對六面椎體的系列試驗數(shù)據(jù)[9]，試驗?zāi)Ｐ涂s尺比為1∶50，如圖8 所示。該六面椎體水線處內(nèi)接直徑為30 m，每面的坡度為5∶6，上部直立結(jié)構(gòu)內(nèi)接直徑為10 m。為防止碎冰堆積，在椎體主結(jié)構(gòu)與直立結(jié)構(gòu)間設(shè)置每面坡度為2∶1 的過渡區(qū)域。

圖 8 六面椎體數(shù)值模擬模型Fig. 8 Numerical model of multifaceted conical structure

為驗證模擬程序的準(zhǔn)確性，在定性方面，選取C_006 試驗工況與相同條件下數(shù)值模擬所得冰力時程進(jìn)行了對比（圖9）。結(jié)果表明，二者在冰力變化趨勢、波動幅值等方面存在一定的相似性，說明該模擬程序結(jié)果在定性上與試驗數(shù)據(jù)相符。

圖 9 試驗值與模擬值冰力時程對比Fig. 9 The comparison of ice force time traces between experiment and simulation

在定量方面，選取C_003，C_004，C_005，C_006等10 個工況的模擬值與相應(yīng)試驗值進(jìn)行對比。由于最大載荷、最小載荷是瞬時概念，在海冰與結(jié)構(gòu)相互作用的過程中充滿了隨機(jī)性，導(dǎo)致最值出現(xiàn)的時機(jī)與數(shù)值具有不確定性，因而失去了統(tǒng)計意義。而均值載荷與峰值載荷是統(tǒng)計概念，其中，峰值載荷定義為穩(wěn)定階段冰力時程均值與1.5 倍同時間段冰力時程的標(biāo)準(zhǔn)差之和。其可消除源于試驗?zāi)Ｐ驼駝佣a(chǎn)生的略高數(shù)據(jù)點，能綜合反映結(jié)構(gòu)與冰載荷相互作用過程的平均最大載荷，是冰載荷研究中需重點關(guān)注的數(shù)據(jù)。

以模擬數(shù)據(jù)為x軸、試驗數(shù)據(jù)為y軸，對數(shù)據(jù)點進(jìn)行線性擬合，繪制圖10（圖中，R為線性相關(guān)系數(shù)）。通過計算和觀察可知，水平均值載荷、峰值載荷與垂向均值載荷、峰值載荷的線性程度均較高，且數(shù)據(jù)點分布在y=x線附近，可認(rèn)為數(shù)值模擬正確率較高。總體來說，該模擬程序具有一定的準(zhǔn)確性，可進(jìn)行更進(jìn)一步的計算分析。

圖 10 試驗數(shù)據(jù)及數(shù)值模擬冰載荷對比Fig. 10 The comparison of ice load between experiment and simulation

冰載荷的研究被廣泛應(yīng)用于船舶與海洋結(jié)構(gòu)物的抗冰安全性能中，經(jīng)查閱極區(qū)冰況數(shù)據(jù)[10-11]，認(rèn)為作用于外部平臺的海冰均為平整冰，確定結(jié)構(gòu)及海冰相關(guān)參數(shù)數(shù)值如表6 所示。

表 6 海冰及結(jié)構(gòu)物相關(guān)參數(shù)Table 6 Related parameters of sea ice and structure

現(xiàn)模擬冰區(qū)核電平臺與冰厚1 m、漂移速度v=0.2，0.35 和0.5 m/s 平整冰的相互作用，可得水平與垂向冰力時程數(shù)據(jù)，圖11～圖12 以0.5 m/s 冰速為例分別給出了碎冰破碎分布情況及冰載荷時程。

結(jié)構(gòu)初始位置因未與冰原接觸，冰載荷為0；隨著冰原與平臺相互作用，冰力呈逐漸增大的趨勢；當(dāng)冰原切入深度超過平臺半徑，冰載荷趨于穩(wěn)定，可取為穩(wěn)定段；在穩(wěn)定段后期，由于碎冰的堆積作用可能出現(xiàn)新的峰值，直至模擬結(jié)束。3 種冰速下分別取250，150 和100 s 進(jìn)入穩(wěn)定階段，統(tǒng)計其水平與垂向冰力的均值載荷及峰值載荷，如圖13 所示。

由圖13 可以發(fā)現(xiàn)，隨著冰速的增大，冰載荷明顯增大。分析其原因，因核電平臺為大尺度結(jié)構(gòu)，隨著冰速的增大，碎冰堆積更嚴(yán)重，使得總質(zhì)量增大，作用時間減小，沖擊力增大，從而導(dǎo)致海冰作用力增大。碎冰堆積情況如圖14 所示。

3.3 冰風(fēng)流聯(lián)合作用

將數(shù)值模擬所得時程冰力作用于環(huán)境承載平臺，可得垂蕩、橫搖、縱搖響應(yīng)時間歷程（圖15）。并與風(fēng)流載荷耦合計算，風(fēng)載荷取6 級海況風(fēng)速，風(fēng)向90°，流載荷選取流速與冰速一致，流向0°。在海冰、風(fēng)、流載荷的推動與連接機(jī)構(gòu)和系泊系統(tǒng)的約束下，核電平臺偏離初始位置達(dá)到新的平衡位置，并最終不斷振蕩，得到冰風(fēng)流聯(lián)合作用下運動響應(yīng)最大值，如表7 所示。

由計算結(jié)果可見，環(huán)境承載平臺在1 m 厚平整冰與風(fēng)、流載荷聯(lián)合作用下的運動響應(yīng)很小，具有良好的抗冰性能，連接機(jī)構(gòu)能削弱外部平臺對內(nèi)部平臺的沖擊，可保證核堆安全。3 種冰、風(fēng)、流聯(lián)合作用工況下核堆的加速度最大值分別為0.000 7g，0.000 9g，0.002 3g，滿足陸基核堆加速度限制要求。

圖 13 海冰漂移速度對冰載荷的影響Fig. 13 Effect of sea ice drift velocity on ice load

圖 14 碎冰堆積情況Fig. 14 Crushed ice accumulation

圖 15 核電平臺運動響應(yīng)時間歷程（冰速0.5 m/s）Fig. 15 Motion response time traces of nuclear power platform（sea ice drift velocity is 0.5 m/s）

表 7 冰、風(fēng)、流聯(lián)合作用響應(yīng)最大值Table 7 Motion response maximum for ice, wind and current combined action

核反應(yīng)堆正常工作時會大量放熱，需要源源不斷地送入周邊海水以冷卻降溫，故而在有冰期月池結(jié)冰的可能性極小。倘若反應(yīng)堆關(guān)停，則月池可能結(jié)冰，假設(shè)結(jié)冰使內(nèi)、外平臺之間無相對速度，進(jìn)而導(dǎo)致阻尼器失效，則此時冰載荷恰好可約束兩平臺水平面內(nèi)的相對運動，又因外部平臺設(shè)計為椎體結(jié)構(gòu)，抗冰性能優(yōu)良，其在冰載荷作用下的運動響應(yīng)幅值較小，故無需擔(dān)心內(nèi)部平臺在此種情形下的運動。

4 結(jié) 論

本文提出了一種新型分離式冰區(qū)海洋核電平臺概念，重點對該平臺連接機(jī)構(gòu)的設(shè)計予以了介紹，并分析了該平臺在浪、風(fēng)、流與冰、風(fēng)、流聯(lián)合作用下的運動響應(yīng)。計算了平臺所受彈簧阻尼力，研究了連接機(jī)構(gòu)的阻尼系數(shù)與彈簧剛度系數(shù)特性，并選擇最優(yōu)阻尼剛度方案，可達(dá)到限制內(nèi)部平臺縱蕩、橫蕩自由度運動及減振的作用。得到如下主要結(jié)論：

1) 本文提出的新型分離式冰區(qū)海洋核電平臺概念，特別是彈簧阻尼連接機(jī)構(gòu)，使其具有良好的水動力性能，可抵御福島核泄漏事故遭遇的最大海嘯波高與17 級超強(qiáng)臺風(fēng)的聯(lián)合作用；且在北海萬年一遇風(fēng)暴作用下，核堆支撐平臺的水平位移與水深之比、垂蕩與縱搖響應(yīng)及垂向加速度均小于美國麻省理工學(xué)院研究團(tuán)隊提出的OFNP平臺。

2) 該核電平臺具有良好的抗冰能力，環(huán)境載荷承載平臺能夠較好地抵抗冰載荷，連接機(jī)構(gòu)的設(shè)計能很好地限制內(nèi)部平臺縱蕩、橫蕩自由度的運動，并起到減振的作用；外部平臺起到了海洋動力環(huán)境屏障的作用，大幅度改善了支撐核電裝置內(nèi)部平臺的運動性能，使得其六自由度的運動響應(yīng)均較小。

3) 提出的純機(jī)械式連接機(jī)構(gòu)設(shè)計方案減小了外部環(huán)境承載平臺橫搖和縱搖運動對內(nèi)部核堆支撐平臺的沖擊，有效保障了核堆的安全。該機(jī)構(gòu)采用純機(jī)械方式，運動控制效果良好，節(jié)能、環(huán)保、經(jīng)濟(jì)，可為相關(guān)研究提供技術(shù)儲備。