核反應堆通風系統理論計算模型及對核電事故緩解研究

陶舒暢 賴建永 秦婧 葉竹 蘇桐

摘 要

針對核反應堆的特殊性，總結了核反應堆通風系統設計時應當遵循的導則、規范、設計準則等，給出了理論計算模型;參考已有的核反應堆設計經驗，綜合考慮給出了通風系統的基本設計參數。由于事故工況下核電放射性對環境會產生巨大危害，因此建立了事故工況下核素活度計算模型，定量分析了通風系統對核電事故緩解的作用。

關鍵詞

核反應堆;通風系統;事故緩解

中圖分類號： TL351.6-18 ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457 . 2020 . 17 . 61

0 前言

核反應堆通風系統屬于核島輔助系統，除承擔一般工業及民用通風系統的功能外，核島通風系統還承擔著控制和消除放射性物質對環境污染的責任，也是保障核電廠工作人員和周圍公眾健康的重要設施。

核反應堆通風系統主要承擔三個功能：（1）確保工作人員健康安全。為工作人員提供舒適的、符合環境標準及衛生標準的空氣，保障人員健康安全;（2）消除余熱、余濕及有害氣體，確保設備儀器運行安全;（3）事故通風。在發生事故的情況下，最大限度降低放射性的釋放與擴散，有效降低核事故后果。本文首先介紹了核反應堆通風系統設計應當遵循的導則、規范、設計準則，針對核反應堆通風系統不同的功能要求，給出了不同的計算理論模型，同時參考德國FRM Ⅱ反應堆及國內已有的核反應堆的設計經驗，結合理論分析給出了針對研究型池式反應堆不同房間通風要求的具體參數。由于事故工況對社會和環境會產生重大的影響，因此最后定量分析了通風系統對核電事故工況的緩解作用[1-3]。

1 通風系統分級及相關設計規范

1.1 通風系統分級

核反應堆通風系統安全等級為非安全級（NC）、抗震分類為非核抗震類（NA），質保等級為質保3級（QA3）。但與安全有關的密封廠房邊界貫穿件和邊界兩側的密閉隔離閥安全等級為安全級（SC）、抗震分類為Ⅰ類，質保等級為質保2級。

1.2 相關設計規范

應當遵循的通用標準、規范：

（1）GB50019-2015《工業建筑供暖通風與空氣調節設計規范》

（2）GB50016-2014（2018年版）《建筑設計防火規范》

（3）GB3095-2012《環境空氣質量標準》

（4）GB16297-1996《大氣污染物綜合排放標準》

（5）GB50243-2016《通風與空調工程施工質量驗收規范》

（6）GB50189-2015《公共建筑節能設計標準》

應當遵循的涉核專用標準、規范：

（1）HAF ?003《核電廠質量保證安全規定》

（2）EJ514-90《研究性反應堆建筑物采暖、通風與空氣凈化系統設計規范》

（3）HAF ?201《研究堆設計安全規定》

（4）EJ/T1082-2005《核電廠防火準則》

（5）HAD ?102/11《核電廠防火》

（6）EJ/T938-1995《核燃料后處理廠通風與空氣凈化設計規定》

2 核反應堆通風系統設計

2.1 參數要求

對于工作人員生活工作區（非廠房部分），相關參數可參考GB50189-2015《公共建筑節能設計標準》選取，如表1所示。

對于核反應堆廠房，根據廠房的工藝特點、是否有工作人員及工作人員停留時間等因素，對核反應堆廠房室內設計參數提出如下要求（如表2所示）。

2.2 工作人員生活工作區（非廠房部分）通風系統設計

對于該部分的通風系統設計，應當以人員的舒適、健康、安全為原則進行設計。設計的目標是讓室內環境滿足環境衛生標準的基本上，兼顧舒適性要求。環境衛生標準的主要指標包括：

（1）物理性。如溫度、濕度、空氣流速、新風量等。

（2）化學性。如二氧化碳、可吸入顆粒PM10、總揮發性有機物TVOC等。

（3）生物性。例如菌落總數。

（4）放射性。如氡22Rn。

對于該部分指標的具體值，可參考GB/T 18883-2002《室內空氣質量標準》、GB 50325-2010《民用建筑工程室內環境污染控制規范》等。

新風是該部分通風系統設計的核心參數之一。新風主要有兩個用途：一是稀釋室內有害物質的濃度，滿足人員的衛生要求;二是補充室內排風和保持室內正壓。前者的指示性物質是CO2，使其日平均值保持在0.1%以內;后者通常根據風平衡計算確定。

參考美國采暖制冷空調工程師學會標準ASHRAE 62-2001《Ventilation for acceptable indoor air quality》以及國內相關規范的規定，主要空間的設計新風量可采用下表的值（如表3所示）。

2.3 核反應堆廠房區通風系統理論計算模型

廠房區的通風系統，主要起提供溫度、濕度、潔凈度滿足設備運行要求的環境條件，保障設備運行安全的作用，即主要作用包括消除余熱、余濕以及有害物。下面詳述不同作用的計算模型。

2.3.1 消除有害物

2.4 理論計算結果

由于不同的反應堆型通風系統容量差別很大，故計算出的絕對數值不具有普適性的參考意義。為了讓計算結果更有借鑒意義，將結果統一換算成換氣次數。最終不同房間的通風換氣次數結果如表4所示。

3 事故通風理論計算模型及對事故緩解研究

3.1 事故通風理論計算模型

本部分內容是假設反應堆發生了嚴重事故，放射性核素被釋放。放射性核素通常以氣體或氣溶膠形態存在，若不通風，則會不斷積聚。因此需要通風系統將核素排出。

從上式可以看出，f0/V0與放射性活度間呈指數負相關關系，是活度的最主要的影響因素。圖2給出了f0/V0=11.5h-1和f0/V0=4.5h-1情況下二者的變化曲線關系。

4 結論

（1）本文總結了核反應堆通風系統設計應當遵循的設計原則以及應當遵守的相應的國家標準、規范;

（2）核反應堆通風系統設計時，應當分成工作人員工作生活區及廠房區分別進行設計，不同區域設計原則也不同;

（3）針對不同的情況，給出了新風系統、排出余熱、排出余濕、排出有害氣體以及事故工況等不同情況的理論計算模型;

（4）經過理論計算，給出了不同房間的通風換氣次數;

（5）研究了事故工況下事故通風系統對緩解事故的作用。可以看出：a、當f0/V0=11.5h-1時，事故通風運行4min可將核素放射性降低50%，運行30min，可降低99%以上;b、當f0/V0=4.5h-1時，事故通風運行9min可將核素放射性降低50%，運行30min，可降低90%以上。從而可以看出，事故通風系統能夠有效防止放射性物質的擴散。

參考文獻

[1]林曉玲.應急排風對緩解核事故輻射后果的理論計算[J].核動力工程，2013（4），2：42.

[2]中核清原環境技術工程公司.放射性廢物管理規定：GB 14500-2002[S].北京：中國標準出版社，2002.

[3]李建敏.CARR堆反應堆廠房通風系統設計[J].核動力工程，2007（2），2：28.