海洋核动力平台水动力性能试验分析

孔凡富，余 曼，李天鹞，郑亚雄，董海防，周友明，刘克勤

(武汉第二船舶设计研究所， 武汉 430064)

1 引言

海洋核动力平台是搭载有核动力装置的非自航式浮式平台，由外转塔软刚臂系泊系统长期定位于渤海海域，可为周围采油平台和岛礁提供电力和淡水[1-2]。平台以渤海明珠号为母型，在设计过程中为校核船体和系泊系统的安全性需要开展水动力性能试验。

与其他同类型船舶相比，平台在研制过程中有诸多要求，包括：① 船体摇摆限定值要求。船体作为核设施的外部包络，为保证核设施的正常运行和停堆安全，船体在作业工况下的横摇极值不得超过22.5°、纵摇极值不得超过10°，自存工况下的横摇极值不得超过45°、纵摇极值不得超过15°。② 船体线加速度限定值要求。为减少核设施承受的冲击载荷，船体在任何工况下的线加速度都不得超过2g，尤其是反应堆舱处。③ 船体不倾覆要求。船体倾覆会直接影响对堆内核燃料的反应性控制，以及对堆内核燃料和乏池中乏燃料的余热导出，进而影响核安全，船体在任何工况下都不得发生倾覆事故。④ 基于系泊系统环境条件设计基准，系泊系统能够承受约6 MN的载荷。因此在水动力性能试验中，需要侧重船体响应和系泊系统载荷的安全性。

参考渤海明珠号和国外同类型船舶[3]，对平台开展验证性水动力性能试验，校核船体摇摆、线加速度、抗倾覆能力是否满足限定值要求，以及系泊系统载荷是否在设计载荷范围内并保证足够的安全裕量，同时针对试验中出现的问题进行重点分析。……