核电厂主控室可居留性评价相关研究问题综述

【摘 要】为了增加核电厂对事故工况下反应堆的控制能力，缓解事故造成的影响，主控室在设计、建造、运行的过程中需要对可居留性进行充分评价。本文结合目前我国主控室可居留性评价中遇到的一些问题，从精细流场模拟、非过滤泄漏评估、事故新风量敏感性分析及非放射性事故的可居留性评价等方面，对主控室可居留性评价的相关研究内容进行了阐述并提出了初步研究思路，以进一步指导主控室可居留系统的设计优化，增强主控室在事故工况下的可居留性。

【关键词】主控室；可居留性；计算流体动力学

0 引言

主控室是核电厂正常运行和事故工况下实施控制的中心，也是应急响应期间运行控制组的工作场所，能够集中监测并控制电厂的运行状态和事故状态，提供电厂运行参数，并在事故应急响应期间对事故工况进行诊断、分析和预测，采取控制措施缓解事故或使电厂恢复到安全状态[1]。作为核电厂的主要应急设施之一，主控室应通过屏蔽和通风系统设计保证工作人员的可居留性，防止事故工况下形成的过量照射或有毒有害物质威胁工作人员的健康和安全。

为了增加核电厂对事故工况下，特别是严重事故工况下反应堆的控制能力，缓解事故造成的影响，主控室在设计、建造、运行的过程中需要对可居留性进行充分评价，论证其是否满足相关法规标准的要求，并为主控室可居留系统的设计优化提供指导。鉴于此，本文结合当前主控室可居留性评价中所面临的问题，对可居留性评价的相关研究内容进行了归纳总结，以进一步推动主控室可居留系统和主控室设计水平的提升，提高设施应对自然灾害、有毒有害气体和放射性释放的能力。

1 精细流场模拟研究

主控室可居留性评价中，能否准确描述放射性核素或其他有毒有害物质向主控室的迁移扩散过程对于评价主控室内污染物的浓度特征有着重要的影响。目前可居留性评价中采用大气弥散因子对这一过程进行定量描述。我国主要采用美国核管会（NRC）推荐的方法开展主控室大气弥散因子计算，先后经历了墨菲-坎普模型[2]、基于统计学方法的新尾流模式和组合尾流模式[3]，以及基于直线高斯烟羽模型的ARCON95[4]与ARCON96模型。其中，ARCON96模型由于通过场地实验数据对扩散参数进行了修正，对静风条件与近距离处的大气弥散因子的估计比以往计算模型更贴近实际[5]，该模型已经逐渐成为我国主控室大气弥散因子计算的主流工具。

尽管ARCON96模型应用简单，但由于高斯模式不能很好的解释风同建筑物、地形相互作用所产生的湍流扩散过程，以及风同释放物质流相互作用引起的湍流混合过程[6]，其应用将受到地形、风流场状态的限制，在处理小尺度范围的大气弥散问题，以及用于复杂地形和小静风等特殊的气象条件时，其准确性仍将难以保证。此外，基于高斯模式的大气弥散计算方法不能模拟释放物质流在主控室内部的扩散迁移过程，无法对其由室外向室内的迁移规律进行研究。近年来，随着计算机硬件资源的迅猛发展和数值计算技术的不断进步，计算流体动力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）数值模拟逐渐成为工程设计的重要辅助手段，在大气弥散和污染物浓度计算等研究中得到了广泛应用。CFD数值计算方法提供了多种湍流模型，能够较为细致的分析因地形、建筑物以及释放物质流引起的湍流扰动作用，相比于高斯扩散模式更适合于小尺度范围内的大气弥散计算。

由于核电厂存在高大建筑物，其产生的湍流扰动作用将对放射性核素或其他有毒有害物质的大气弥散产生一定程度的影响。若将CFD方法应用于主控室可居留性评价中，则能够对核电厂厂区的流场分布特征、释放物质流在建筑物尾流区域以及建筑物内部的迁移扩散过程进行更为细致的计算分析，还可以模拟污染物通过应急通风系统以及非过滤泄漏途径由室外向室内的迁移过程，为主控室应急通风设计及通风方案的优化[7]提供更为有力的指导。

2 可居留区域内的非过滤泄漏评估

为了保证主控室可居留区域边界的密封性，防止外界污染空气未经过滤直接渗入可居留区域内，主控室通风系统的设计需要使其维持一定的微正压。尽管设计上能够通过对可居留区域边界建筑构件和系统部件的密封、贯穿件的封堵以及应急通风过滤系统的严格布置来实现，然而实际上存在一些难以识别的加压空气流，导致小部分未经过滤的污染空气深入主控室可居留区域。同时，可居留区域边界上出入门的开关也将对可居留区域内空气的污染情况产生影响。

一般地，非过滤渗入量同可居留区域与其相邻区域间的压差紧密相关，也因渗入物质种类的不同而有所差异，因此，非过滤泄漏的评估较为复杂也存在一定的不确定性。目前的可居留性评价中通常采用某一固定渗入量来考虑非过滤泄漏造成的影响。放射性事故下的可居留性评价经验表明，采用标准推荐的固定泄漏量时，如SRP推荐的17m3/h[8]，某些情况下的评价将过于保守。因此，需要针对非过滤泄漏评估开展深入研究，细致分析国外相关标准提供的泄漏评估方法，利用经典的风量渗漏模型评估整个可居留区域的密闭性，全面梳理可居留区域内的贯穿件，估算可能产生的泄漏面积，并结合具体可居留区域布置结构采用数值模拟手段研究泄漏量同泄漏面积及压差间的关系，模拟开关门操作的具体影响，从而更为准确的评估可居留区域的非过滤泄漏量。在可能的条件下，还可开展示踪实验，进一步验证模型的可靠性。

3 事故新风量敏感性分析

事故工况下，除非过滤泄漏途径外，室外污染空气还将经主控室通风过滤系统净化后作为补充新风进入主控室可居留区域内。以放射性事故为例，主控室通风过滤系统设置有预过滤、碘吸附和高效过滤三级净化装置，能够去除大部分碘和气溶胶，但无法过滤惰性气体，因此经过滤的新风仍将对主控室可居留区域内的工作人员产生辐照影响。除满足仪表及人员的舒适度要求外，事故工况下主控室的新风量应保证可居留区域维持至少30Pa的微正压[8-10]，并能保证可居留区域内的放射性核素和其他有毒有害物质对工作人员造成的辐射后果及其他影响不超过法规要求的限值，例如，《核动力厂营运单位的应急准备与应急响应》（HAD002/01）中要求，在设定的持续应急响应期间内（一般为30 d），主控室工作人员接受的有效剂量不大于50mSv，甲状腺当量剂量不大于500mGy[11]。

不难看出，事故新风量的增加有助于维持可居留区域边界的密封性，降低非过滤泄漏量，但也必然从环境中引入更多的污染空气。就放射性事故而言，目前的可居留性评价没有考虑非过滤泄漏同事故新风量间的关系，而是采用固定泄漏量计算可居留区域内工作人员的受照剂量。因此，对主控室事故新风量开展敏感性分析，在降低非过滤泄漏与减少可居留区域内工作人员的辐射剂量或其他有毒有害影响间寻求平衡，也逐渐成为主控室可居留性评价的研究方向之一。研究中可以采用CFD数值模拟方法建立释放物质流向主控室可居留区域迁移扩散的物理模型，在前述非过滤泄漏评估研究的基础上，深入研究新风量、泄漏量及污染物浓度三者间的关系，为主控室应急通风系统及可居留性的优化提供技术支持。

4 非放射性事故工况下的可居留性评价标准及方法研究

目前，我国核电厂主控室的可居留性评价主要针对放射性事故，已具备较为完整的评价标准和较为成熟的评价方法。然而，对于火灾、爆炸及危险化学品泄漏等非放射性事故条件下主控室的可居留性，目前仅有原则性要求，如《核动力厂设计安全规定》（HAF102-2004）中要求“必须采取适当的措施和提供足够的信息保护控制室内人员，防止事故工况下形成过量照射、放射性物质释放、爆炸性物质或有毒气体之类的险情的继发性危害，以保持其采取必要行动的能力”[12]。同时，我国目前也缺乏非放射性事故可居留性评价的工具。

美国在非放射性可居留性评价方面起步较早，已经形成了包括RG1.78[13]和RG1.95[14]在内的一系列导则，并开发了HABIT[15]等评价工具。随着核电厂安全水平的不断提高，发生较大规模放射性释放的概率得以显著降低。同时，国外的核电运行经验表明，非放射性事故的危害同样不容忽视。因此，亟需开展非放射性事故工况下主控室可居留性评价相关研究，在充分调研的基础上对国际上较为成熟的标准进行消化吸收，建立针对非放射性事故的可居留性评价准则和评价方法。此外，基于核电厂内主要危险化学品的贮存情况，结合核电厂主控室的设计特点，可以利用先进的CFD工具，模拟非放射性事故下有毒有害物质的迁移过程，并针对通风量等影响主控室内污染物浓度的关键因素开展敏感性分析，从而对主控室的设计提出合理可行的优化建议，增强主控室在不同事故情况下的可居留性。

5 结论

为推动我国主控室可居留性系统设计水平的提升，保证并维持主控室在事故工况下的可居留性，本文结合目前我国主控室可居留性评价中遇到的一些问题，从精细流场模拟、非过滤泄漏评估、事故新风量敏感性分析及非放射性事故的可居留性评价等四方面总结了主控室可居留性评价的研究方向，并简单阐述了各研究方向所涉及的研究内容及研究思路。

【参考文献】

[1]国家环境保护总局核安全中心.GB/T 17680.7-2003，核电厂应急计划与准备准则场内应急设施功能与特性[S].

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[3]Ramsdell J. NUREG/CR-5055， Atmospheric diffusion for control room habitability assessments[R]. Pacific Northwest Lab， Richland， WA （USA）， 1988.

[4]Ramsdell J， Simonen C， Smyth S. NUREG/CR-6331， Atmospheric relative concentrations in building wakes[R]. Pacific Northwest Lab， Richland， WA （USA），1995.

[5]方晟，李红，方栋，潘昕怿.ARCON96模型计算行为研究及其与高斯模型在大气弥散因子估计中的比较[J].原子能科学技术，2012，46（Supp1）：617-622.

[6]刘爱华，蒯琳萍.放射性核素大气弥散模式研究综述[J].气象与环境学报， 2011，27（4）：59-65.

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[10]U.S.NRC. Regulatory Guide 1.196， Control room habitability at light-water nuclear power reactors[S].

[11]国家核安全局. HAD002/01-2010， 核动力厂营运单位的应急准备和应急响应[S].

[12]国家核安全局. HAF102-2004， 核动力厂设计安全规定[S].

[13]U.S.NRC. Regulatory Guide 1.78， Evaluating the habitability of a nuclear power plant control room during a postulated hazardous chemical release[S].

[14]U.S.NRC. Regulatory Guide RG1.95， Protection of Nuclear Power Plant control room operators against an accidental chlorine release[S].

[15]Ramsdell J， Stage S， NUREG/CR-6210， Computer codes for evaluation of control room habitability（HABIT）[R]. Pacific Northwest Lab， Richland， WA （USA）， 1998.

[责任编辑：杨玉洁]

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