核反应堆通风系统理论计算模型及对核电事故缓解研究

陶舒畅 赖建永 秦婧 叶竹 苏桐

摘 要

针对核反应堆的特殊性，总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等，给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆设计经验，综合考虑给出了通风系统的基本设计参数。由于事故工况下核电放射性对环境会产生巨大危害，因此建立了事故工况下核素活度计算模型，定量分析了通风系统对核电事故缓解的作用。

关键词

核反应堆;通风系统;事故缓解

中图分类号： TL351.6-18               文献标识码： A

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

0 前言

核反应堆通风系统属于核岛辅助系统，除承担一般工业及民用通风系统的功能外，核岛通风系统还承担着控制和消除放射性物质对环境污染的责任，也是保障核电厂工作人员和周围公众健康的重要设施。

核反应堆通风系统主要承担三个功能：（1）确保工作人员健康安全。为工作人员提供舒适的、符合环境标准及卫生标准的空气，保障人员健康安全;（2）消除余热、余湿及有害气体，确保设备仪器运行安全;（3）事故通风。在发生事故的情况下，最大限度降低放射性的释放与扩散，有效降低核事故后果。本文首先介绍了核反应堆通风系统设计应当遵循的导则、规范、设计准则，针对核反应堆通风系统不同的功能要求，给出了不同的计算理论模型，同时参考德国FRM Ⅱ反应堆及国内已有的核反应堆的设计经验，结合理论分析给出了针对研究型池式反应堆不同房间通风要求的具体参数。由于事故工况对社会和环境会产生重大的影响，因此最后定量分析了通风系统对核电事故工况的缓解作用[1-3]。

1 通风系统分级及相关设计规范

1.1 通风系统分级

核反应堆通风系统安全等级为非安全级（NC）、抗震分类为非核抗震类（NA），质保等级为质保3级（QA3）。但与安全有关的密封厂房边界贯穿件和边界两侧的密闭隔离阀安全等级为安全级（SC）、抗震分类为Ⅰ类，质保等级为质保2级。

1.2 相关设计规范

应当遵循的通用标准、规范：

（1）GB50019-2015《工业建筑供暖通风与空气调节设计规范》

（2）GB50016-2014（2018年版）《建筑设计防火规范》

（3）GB3095-2012《环境空气质量标准》

（4）GB16297-1996《大气污染物综合排放标准》

（5）GB50243-2016《通风与空调工程施工质量验收规范》

（6）GB50189-2015《公共建筑节能设计标准》

应当遵循的涉核专用标准、规范：

（1）HAF  003《核电厂质量保证安全规定》

（2）EJ514-90《研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范》

（3）HAF  201《研究堆设计安全规定》

（4）EJ/T1082-2005《核电厂防火准则》

（5）HAD  102/11《核电厂防火》

（6）EJ/T938-1995《核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定》

2 核反应堆通风系统设计

2.1 参数要求

对于工作人员生活工作区（非厂房部分），相关参数可参考GB50189-2015《公共建筑节能设计标准》选取，如表1所示。

对于核反应堆厂房，根据厂房的工艺特点、是否有工作人员及工作人员停留时间等因素，对核反应堆厂房室内设计参数提出如下要求（如表2所示）。

2.2 工作人员生活工作区（非厂房部分）通风系统设计

對于该部分的通风系统设计，应当以人员的舒适、健康、安全为原则进行设计。设计的目标是让室内环境满足环境卫生标准的基本上，兼顾舒适性要求。环境卫生标准的主要指标包括：

（1）物理性。如温度、湿度、空气流速、新风量等。

（2）化学性。如二氧化碳、可吸入颗粒PM10、总挥发性有机物TVOC等。

（3）生物性。例如菌落总数。

（4）放射性。如氡22Rn。

对于该部分指标的具体值，可参考GB/T 18883-2002《室内空气质量标准》、GB 50325-2010《民用建筑工程室内环境污染控制规范》等。

新风是该部分通风系统设计的核心参数之一。新风主要有两个用途：一是稀释室内有害物质的浓度，满足人员的卫生要求;二是补充室内排风和保持室内正压。前者的指示性物质是CO2，使其日平均值保持在0.1%以内;后者通常根据风平衡计算确定。

参考美国采暖制冷空调工程师学会标准ASHRAE 62-2001《Ventilation for acceptable indoor air quality》以及国内相关规范的规定，主要空间的设计新风量可采用下表的值（如表3所示）。

2.3 核反应堆厂房区通风系统理论计算模型

厂房区的通风系统，主要起提供温度、湿度、洁净度满足设备运行要求的环境条件，保障设备运行安全的作用，即主要作用包括消除余热、余湿以及有害物。下面详述不同作用的计算模型。

2.3.1 消除有害物

2.4 理论计算结果

由于不同的反应堆型通风系统容量差别很大，故计算出的绝对数值不具有普适性的参考意义。为了让计算结果更有借鉴意义，将结果统一换算成换气次数。最终不同房间的通风换气次数结果如表4所示。

3 事故通风理论计算模型及对事故缓解研究

3.1 事故通风理论计算模型

本部分内容是假设反应堆发生了严重事故，放射性核素被释放。放射性核素通常以气体或气溶胶形态存在，若不通风，则会不断积聚。因此需要通风系统将核素排出。

从上式可以看出，f0/V0与放射性活度间呈指数负相关关系，是活度的最主要的影响因素。图2给出了f0/V0=11.5h-1和f0/V0=4.5h-1情况下二者的变化曲线关系。

4 结论

（1）本文总结了核反应堆通风系统设计应当遵循的设计原则以及应当遵守的相应的国家标准、规范;

（2）核反应堆通风系统设计时，应当分成工作人员工作生活区及厂房区分别进行设计，不同区域设计原则也不同;

（3）针对不同的情况，给出了新风系统、排出余热、排出余湿、排出有害气体以及事故工况等不同情况的理论计算模型;

（4）经过理论计算，给出了不同房间的通风换气次数;

（5）研究了事故工况下事故通风系统对缓解事故的作用。可以看出：a、当f0/V0=11.5h-1时，事故通风运行4min可将核素放射性降低50%，运行30min，可降低99%以上;b、当f0/V0=4.5h-1时，事故通风运行9min可将核素放射性降低50%，运行30min，可降低90%以上。从而可以看出，事故通风系统能够有效防止放射性物质的扩散。

参考文献

[1]林晓玲.应急排风对缓解核事故辐射后果的理论计算[J].核动力工程，2013（4），2：42.

[2]中核清原环境技术工程公司.放射性废物管理规定：GB 14500-2002[S].北京：中国标准出版社，2002.

[3]李建敏.CARR堆反应堆厂房通风系统设计[J].核动力工程，2007（2），2：28.