我国滨海核电厂温排水及液态流出物排放研究进展

林燕萍,王 威,童中山,刘宇轩

(1.南京水利科学研究院 水文水资源与水利工程科学国家重点实验室,江苏 南京 210029;2.河海大学 水利水电学院,江苏 南京 210098)

引 言

21世纪以来,我国工业产能处于高速发展状态,产能持续提高导致对电力需求量的要求越来越高。在急需减少对化石燃料的依赖、降低环境污染及增强能源安全等多重背景影响下,大力发展核电等清洁能源已经成为必然。根据世界核能协会(WNA)的数据[1],截止2022年,美国核发电量位居第一,其次则是中国、法国、俄罗斯、加拿大等国。其中,法国核发电量更是占据了本国总发电量70%以上。截至2022年[2],我国作为世界核电大国,拥有在运行核电机组54台,装机容量高达5 560万kW;在建核电机组23台,预计装机容量2 400万kW。

核电厂运行过程中,需要大量冷却水将运行中的机组冷却降温。目前核电厂采用的冷却方式有:直接从河湖海洋取水的“一次循环冷却”和采用冷却塔冷却的“二次循环冷却”方式。冷却方式不同导致冷却水量也不同,同规模的核电机组,“二次循环冷却”方式相较“一次循环冷却”节约了95%以上的取水量和排污量[3]。我国已建及在建核电厂均分布在沿海地区,已建核电机组基本采用一次循环冷却,部分拟建核电机组计划采用二次循环冷却,二者的冷却用水均取自厂址附近海域,最终排入大海。核电机组的冷却水用水量非常大,我国秦山核电厂和大亚湾核电厂均采用一次循环冷却方式,其中,秦山核电厂位于杭州湾西部北岸,拥有9台机组,总装机容量达到654.6万kW,温升8 ℃时的温排水排放规模达到520 m3/s[4];大亚湾核电基地包括大亚湾核电站、岭澳核电站,共有装机6台百万kW级压水堆核电机组,温升10 ℃时的温排水排放量为315 m3/s[5]。

核电厂运行过程中会产生含放射性的液态流出物,主要包括液态3H,除3H外还有如110mAg、54Mn、58Co、134Cs、137Cs、131I、60Co、124Sb等核素;液态流出物需先采用罐体进行储存,而后采用连续或集中(点式)随温排水一同排放。为阻止海洋中的贝类等软体动物附着在管壁上繁殖,需在冷却系统中加入低浓度氯[6],因此伴随核电厂温排水排出的还有余氯。

温升的增加会对海洋环境产生不利影响,如美国佛罗里达州比斯坎湾(Biscayne)的一座核电站,周边水域受核电站不受控排放的温排水影响,水温增加达8 ℃,从而造成大范围(1.5 km)海域生物消失[7]。根据我国《海水水质标准》(GB 3097—1997)规定,冷却水水质应满足第3类用水标准,要求冷却水排放不得造成海域当时当地温升4 ℃以上,否则将被视为污染水体[8]。在核电厂审批过程中,将冬、夏季4 ℃温升、冬季2 ℃温升及夏季1 ℃温升包络面积作为重要的审核指标;同时,在核电厂环评过程中还需要综合考虑液态流出物及余氯对水环境的综合影响。

根据滨海核电厂海域使用论证要求,核电厂规划建设前期需开展温排水及液态流出物对环境影响的专题研究。目前,研究核电厂冷却水中热污染和液态流出物排放的扩散规律主要有以下几种方式:理论分析、数学模型计算、物理模型试验和已建核电厂海域的原型观测法及后评估[9]。我国核电厂建设起步较晚,而火电厂的温排水研究较早开展,因此,除核电厂外,本文也涉及部分火电厂温排水研究。

1 理论分析

理论分析是指利用经典流体力学理论,基于流体力学运动基本方程,阐明流体物理性质变化的方法。流体运动方程组是非线性偏微分方程,只有在简化条件下才能获得解析解。由于滨海核电厂附近海域地形边界复杂、水文气象多变,理论分析方法无法得到流场、温度场及浓度场的具体表达式。

2 数学模型计算

2.1 基础理论与常用软件

数学模型计算常用的控制方程有:①连续性方程(质量守恒定律)、②动量方程(纳维尔-斯托克斯方程)、③对流传热速率方程(牛顿冷却定律)、④物质传输方程。数学模型计算是指将以上控制方程组,采用离散化处理(有限体积法、有限差分法、有限元方法等),然后通过计算机编程语言进行计算,进而得到时空上的具体三维变量值。

21世纪以来,由于计算机技术的飞速发展,计算机的灵活性和任意性使得各种理论技术可以不受时间、空间等因素的限制就可达到高速有效计算的目的。计算机模拟技术可以为实际工程的运营提供良好的数据支持,做出指导并可提前预防工程中可能产生的问题。当前市场上一些商业公司和科研机构开发了许多商业软件,主要包括:

(1)MIKE-SHE系列:该商业软件程序由丹麦水力学研究所(DHI)开发研制,利用完善且高效的水文模拟系统,可以轻松模拟包括湖泊、河口、海岸、海湾在内的水体水力现象。其中,MIKE21系列[10]软件是典型的针对平面二维提出的模拟软件,软件内包含水动力及对流扩散模块,可以精准模拟温排水与液态流出物的扩散水力现象。尽管该软件具有可靠的界面,且数据处理简单、计算速度快、稳定性高,但是其仍有二次开发难度大、难以模拟三维模型的缺点。近年来丹麦水力学研究所也在逐步推出针对长时间、大流域模拟的MIKE3三维软件,同时得到了良好应用[11-13]。

(2)Delft3D软件:Delft3D软件由荷兰DELFT水力学研究所开发,可以模拟潮汐下沉积物质输运、温排水和液态流出物扩散范围、水质变化等状况,可应用于二维或三维的模拟软件。主要运用软件内部的FLOW水动力模块及辅助模块来实现模型的启动、网格构建和扩展。因只需调试少量参数,所以Delft3D操作系统具有用户友好性的优势。由于Delft3D软件用于计算的网格是正交网格,因此在面临模拟复杂弯曲的海岸线时,拟合度较低。

(3)CFD软件:CFD软件是计算流体力学软件的总称,自20世纪80年代末开始有设计开发及应用,如Phoenics,FLUENT,CFX等商用软件都被称为CFD软件,这些软件中引入多种紊流模型,如k-ε模型、RNG模型、低雷诺系数模型等,进而实现更精确模拟流体的目的。作为当前CFD软件典型商用软件之一,FLUENT软件采用典型流动属性的数字解法来还原流动、热传导、化学反应的现象。FLUENT包括许多紊流模型,其中,模拟温排水通常添加k-ε双方程模型和雷诺应力模型(RSM)。FLUENT软件仿真精度相对较高,但由此产生的繁重计算使得FLUENT软件在复杂且时限较短的工程应用上短板明显[14]。

2.2 国内外研究现状分析

国外相关研究起始时间较早,目前已有较为成熟且种类丰富的商业软件。国内温排水研究虽起步较晚,但也有大量的研究。早在20世纪80年代,我国就采取数学模拟对电厂排放的温排水进行研究。1986年吴江航等[15]选择将核电厂排水口远区作为研究区域,利用分步杂交技术,分两步处理水力式子中的对流算子和扩散算子,得到了核电厂冷却水系统排放后的水力热力特性;随后郝瑞霞等[16]在2004年研究泉州某核电厂的冷却水排放过程中发现通过修正k-ε紊流模型中的浮力项,调整过参数的k-ε模型可以更好地贴合温排水三维数值模拟研究试验;2009年曹颖等[17]基于FVCOM模型对核电厂的温排水三维对流模型进行计算,总结出温排水对流产生的浮力效应会使得温排水集聚在海水上层的结论,并得到了相关海域的整体三维分布特性;2011年黄晓武等[18]采用FLUENT软件的隐式求解,对电厂温排水排放入重庆嘉陵江后的江水温升进行影响预测,结果表明电厂温排水不产生废热污染的合理排放是科学可行的;赵懿珺等[19]于2015年研究铁山湾内已有电厂和新建核电厂的温排水叠加影响效应时选择使用Delft3D水动力模型软件,发现该类情况下Delft3D内的不同时空参数的敏感程度不同。

在液态流出物排放研究方面,李红等[20]在2009年根据IAEA推荐数学模型对河道内放射性核素浓度展开分析计算,并得到公众安全的放射性浓度结果;2013年郭欣伟等[21]在此基础上继续研究,利用国外核电站的实际运行资料经验对内陆核电站进行规律总结,分析出内陆核电站对水质的影响情况,为国内建设内陆核电厂提供了相应依据;陈树山等[22]在2014年则以内陆某个核电站为假设,研究液态流出物进入水库后的扩散范围,验证了核电厂正常运行的排放标准;2017年李勇等[23]通过三维数值模拟软件,对某滨河核电厂温度场和浓度场进行数值模拟,得到内陆河道稀释能力足够的结论;左庆宁等[24]在2022年使用MIKE21软件建立出核电厂排放海域的水动力和稀释扩散模型,并针对结果对实际工程影响做出评估,为核电厂建设提供数值参考。

2.3 优缺点分析

除了可以解决简单问题外,数学模型计算还可用于模仿和预测复杂的流场和温度场。数学模型使用数字形式来模拟全部实验过程,能轻松将复杂现实问题简化成相应的数值形式,不受试验场地限制、缩尺效应及观测仪器精度误差的影响,因此十分有效方便。从计算机运算角度上讲,数学模型计算可以轻松调整以及控制条件和参数,模拟出物理模型无法实现的条件,得到的结果不仅仅对某个特定模型具有意义,更为相似条件下的其他工程提供参考和对比,因此数学模型计算是研究水动力问题和物质输移问题的有效手段。在当前国土空间规划的限制及环评的需要下,核电厂初期规划及扩建过程中的排水口的布置愈发重要,利用数学模拟手段具有周期短、速度快、费用低等优点,能够在短时间内进行大量基础方案的比较,使其成为项目成功的关键。

目前已有研究中,数学模型计算仍存在一定的短板。模型的可靠性和精度主要依靠于所建立数学模型的合理性(二维、三维、分层三维与真三维)、离散方法、计算参数的取值(水流紊动扩散模拟)乃至边界条件的处理。上述因素一旦出现问题,就容易出现数学模拟计算结果与实际水流现象差距较大的情况。在实际现场运用中,数学模型对于排水口近区的温排水及液态流出物的三维扩散特性模拟还存在一定的偏差,需与物理模型相配合,远区利用数值计算水力热力特性,近区则采用物理模型模拟互相取长补短。

3 物理模型试验

3.1 模型相似理论

早在1964年陈惠泉[25]就电厂冷却水模型试验提出模型相似理论,指出了冷却水模型试验与一般水工河工模型试验之间最大的区别在于是否在模拟内容中考虑增加温度变量。滨海核电厂通常布置在沿海地区,主要考虑取排水口布置及排水对环境的影响,需满足以下几个相似,即重力相似、阻力相似、温度分布相似和散热相似(大多数情况下无法满足),如果要模拟核电厂液态流出物,则还需要有物质输运相似准则。

3.2 国内外研究现状分析

国内针对电厂温排水进行物理模型试验从20世纪50年代开始,研究经过了从简单的降低取水水温,到预报整个热水受纳水域的水温;从恒定的水库、水池,到感潮河段,甚至到更为复杂的近海水域[25]等变化。

最初研究的是火电及核电的温排水排放至自然水体中产生的废热污染问题,并不考虑温差浮力效应,与常规水工模型试验无较大差别。自1964年以来陈惠泉[25]针对模型相似理论展开研究,在多个组成无尺度量“综合π项”概念上提出了综合参量相似概念[26],降低了模型还原难度,使复杂的温排水物理模型试验成为可能。到了20世纪80年代,陈惠泉开始针对模型相似准则之间的比尺矛盾以及如何在模型中重演与冷却水排放密切相关的风吹、冰冻等效应进行探索,逐步提出了考虑河湖海洋等大水面会产生的风吹效应[27],以及受纳水体可能结冰、融冰效应[28]等不同情境下的物理模型方案。陈惠泉在其相似理论提出后,将温排水模型重点概括为两类,一类是研究受热水域(水库或河流)的整体散热能力,包括水库型温排水模型、上游来水量小的河道型温排水模型;另一类是研究排水口附近出水流态和局部温度场,即重点温排水排放的近区影响物理模型。在针对液态流出物的物理模型研究方面,国内学者如陈朝泉等[29]在1997年从PLIF平面激光诱导荧光技术的角度出发对污染范围展开试验,得出潮流中的污染排放混合特性规律总结;梁东方等[30]则是在以往矩形试验基础上,对不同梯形断面物理模型进行试验,最终得到异形梯形通道的横向扩散系数的结论。

近年来,国外温排水与液态流出物物理模型试验愈来愈少,但仍有部分学者开展了一些相关基础性研究。最初是对简单的流场特征进行提取,利用仪器获取流体中的流速、流向、流场等数据,随后逐渐将物理模型试验方法与核电厂的液态流出物污染应用研究方向相结合,针对污染扩散的影响做出必需的系数研究。Hassan等[31]采用室内模型探讨不同的水力学特征指数;学者Chau等[32]基于矩形类通道试验,测定出横向混合系数,通过研究总结出液态流出物在通道内的扩散系数。

滨海火(核)电厂温排水及液态流出物模型试验,需要较大的试验场地及大量的设备。从理论上讲,如果是一维的水流运动[33],利用的模型可以采用几何变态,主要参照模型糙率相似,变率取值可以根据需求放大;如果是存在平面流速分布的二维水流运动,变率的采用需要考虑水流均匀性、宽深比、地貌地形等影响因素,并无确切的变率取值;对于三维水流运动,只能采用正态模型。由于试验场地限制及核电厂规模扩大(温排水对海域的影响范围变大,要求更大的场地),在不能满足正态模型的条件下,只能采用变态模型,经过多年的研究,达成的共识要求模型变率不超过3[34]。

滨海核电厂冷却水物理模型采用的仪器设备种类较多,包含潮型发生系统,流速、潮位同步采集系统,液面跟踪系统,升温及采温系统(模拟温排水情况下)和液态流出物排放及浓度采集系统(模拟液态流出物情况下)。常规仪器有:加热箱、流量计、液面自动跟踪水位计、声学多普勒流速仪[35](ADV)、温度探头等。液态流出物模拟需使用适当的示踪剂模拟排放污染物(示踪剂可用氯化钠、氟化物、荧光物质、放射性物质、高锰酸钾、罗丹明试剂),用分光光度法进行测量[36]。

3.3 优缺点分析

相较于理论分析和数学模拟等方法,物理模型试验得到的结果跟实际工程联系更加紧密,特别是核电厂近区的高温升区域,由于其三维特性差异明显,物理模型可以较好地模拟出排水口近区的温排水及液态流出物的扩散范围,进而获得工程需要的更详细数据。

物理模型试验存在研究费用大、试验时间周期长等问题。同时,由于我国优质滨海核电场址不多,在场址规划中都想尽可能增加机组容量,随着核电机组容量增加和取水量的增大,核电厂温排水与液态流出物影响范围也随之增大。物理模拟的范围受到场地和供水能力等客观条件的限制,即使采用小变率模型,还是会存在部分热量或扩散物质流出模型边界的问题,这是物理模型试验无法逃避的缺陷。

4 原型观测及后评估

4.1 观测方法

随着滨海核电厂的不断建设及其容量的不断增加,海域使用论证过程十分关注核电厂扩建过程中已建机组的温排水及液态流出物对环境的真实影响,提出了进行原型观测及后评估要求。原型观测可分为长期监测和临时性大规模测量。现阶段,原型观测通常采用对水体进行直接测量或红外遥感测量[37]。

长期监测主要是满足电厂自身的需求。长期监测早期使用人工定点测量,后续随着科技智能化的发展,连续监测成为可能。杨君德等[38]基于GPRS海水温度自动监测系统,利用高通道温度数据采集器设计出海水温度自动观测系统并成功应用;针对水温在垂向上的差异,张晓芳等[39]通过增加子系统的操作,研究并制作出垂向方向的水温浮标系统。

临时性大规模测量主要是对核电已建机组不同季节(夏、冬)电厂温排水(和余氯)对受纳水体环境影响的观测。根据温排水与余氯原型观测结果,结合水温模拟研究成果,对温排水及余氯影响范围及取水温升等进行较为准确的评估,并据此开展温排水及余氯数值预报模型校验研究,为后续扩建工程中的温排水和余氯环境影响预报工作奠定基础。

由于海洋环境复杂多变,大规模直接测量需要花费大量的时间与经费,且获得的资料十分有限,随机性较大,难以得到预期成果。于是借助现代观测技术的遥感观测正被逐步应用。朱利等[40]选择大亚湾核电站作为研究区,应用HJ-1B卫星热红外遥感数据IRS4,得到了大亚湾核电站温排水的影响范围;贺佳惠等[41]基于航空遥感扫描技术,在精确操作与处理下,成功模拟出了秦山核电站不同季节不同潮位下的温度场图像数据;谷洪钦等[42]对温度场的遥感监测手段做了进一步补充,选择将单窗算法和Landsat-8 TIRS数据进行结合,同时利用MODIS海温数据进行验证,实现了对核电厂附近海域温度场的布控监测。航空遥感配合卫星数据的多层次遥感测量技术有着非常积极的意义。

针对核电厂液态流出物的影响研究,常是现场样品采集,送往实验室进行样品分析放射性浓度,或者是利用浮标设置碘化钠探测器来测量。从20世纪开始欧美发达国家就针对碘化钠监测系统进行建设[43],后续更是发展出海洋放射环境监测网体系,例如德国的海洋环境监测网设置在北海和波罗的海;日本对核设施周边的放射性指数进行常规监测;美国的监测流程由各州负责采样后集中送往实验室[44]。而我国大型海洋放射性监测系统目前尚处于规划阶段,但是随着我国核电事业的发展,放射性系统终将提上日程。建立有效的核电机组建设后原型观测手段,有利于正确评估核设施的运行安全性,保护海洋环境,更对生态环境和研究经济带的发展关系重大。

4.2 优缺点分析

原型观测收集的基本数据在反映环境特征方面十分可靠,但它们的缺点也很明显,工作量大、成本高、受机组运行情况及现场环境影响大且不易获得不利工况的观测资料。原型观测获得的数据可以给模型校验提供必要的数据支撑,为后续扩建工程中的温排水和液态流出物对环境影响预报工作奠定基础。

5 基本结论

滨海核电厂温排水及液态流出物扩散对环境的影响程度,现阶段采用数学模型计算与物理模型相结合的方法进行研究,同时对已建核电厂进行原型观测与后评估,以便能为数学模型提供相应的计算参数,并可以对物理模型进行必需的校正。

数学模型和物理模型各有其自身特点和限制条件,两者应相互补充,并有机结合。就核电厂的温排水数学模型计算而言,常采用二维或三维数学模型,高速且费用低的数学模拟可以在短期进行大量基础方案的比较,经济实惠。由于滨海核电厂海域地形及边界条件的复杂性、水文变化的多样性,数学模型在排水口近区的模拟存在较大的局限性。现阶段滨海核电厂物理模型可以较好地模拟排水口近区的温排水及液态流出物的扩散范围,物理模型的相似性要求是满足更多相似条件实现还原现场物理现象的目的。但随着机组容量增加,取水量的增大,其影响范围也随着增大,由于试验场地大小限制原因,只能采取小变率模型,进而出现部分热量或扩散物质溢出模型边界的现象,导致在远区的结果缺乏可靠性。

原型观测收集到的数据可以精准展现水域环境特征,但是受限于工作量大、成本高、环境恶劣和不良天气等因素,导致观测困难。因此原型观测要十分重视量测方法和分析方法,特别是大范围动态三维流速场的测量,以及温度场测量时基础温度的分析与选择。原型观测资料可以用来检验数学模型计算与物理模型试验成果,进一步归因数模计算参数、物理模型比尺、边界设置等因素对最终结果的影响,方便后续工程的研究。同时,对我国当前已建滨海核电厂的生态环境影响进行客观且科学的评估还有很多工作要做,对于观测资料更是要慎重,不能不分真伪、不辨精度、不知轻重就下结论。

我国当前正值核电事业发展的高速时期,大量核电机组开始计划建设,因此重视物理试验和数学模拟的结合研究,规范相应的检测手段,探索更好的研究方法,才能最终达到核电厂和生态环境的协调发展的目的。