吳楠　劉新建

【摘 要】為了增加核電廠對事故工況下反應堆的控制能力，緩解事故造成的影響，主控室在設計、建造、運行的過程中需要對可居留性進行充分評價。本文結合目前我國主控室可居留性評價中遇到的一些問題，從精細流場模擬、非過濾泄漏評估、事故新風量敏感性分析及非放射性事故的可居留性評價等方面，對主控室可居留性評價的相關研究內容進行了闡述并提出了初步研究思路，以進一步指導主控室可居留系統(tǒng)的設計優(yōu)化，增強主控室在事故工況下的可居留性。

【關鍵詞】主控室；可居留性；計算流體動力學

0 引言

主控室是核電廠正常運行和事故工況下實施控制的中心，也是應急響應期間運行控制組的工作場所，能夠集中監(jiān)測并控制電廠的運行狀態(tài)和事故狀態(tài)，提供電廠運行參數(shù)，并在事故應急響應期間對事故工況進行診斷、分析和預測，采取控制措施緩解事故或使電廠恢復到安全狀態(tài)[1]。作為核電廠的主要應急設施之一，主控室應通過屏蔽和通風系統(tǒng)設計保證工作人員的可居留性，防止事故工況下形成的過量照射或有毒有害物質威脅工作人員的健康和安全。

為了增加核電廠對事故工況下，特別是嚴重事故工況下反應堆的控制能力，緩解事故造成的影響，主控室在設計、建造、運行的過程中需要對可居留性進行充分評價，論證其是否滿足相關法規(guī)標準的要求，并為主控室可居留系統(tǒng)的設計優(yōu)化提供指導。鑒于此，本文結合當前主控室可居留性評價中所面臨的問題，對可居留性評價的相關研究內容進行了歸納總結，以進一步推動主控室可居留系統(tǒng)和主控室設計水平的提升，提高設施應對自然災害、有毒有害氣體和放射性釋放的能力。

1 精細流場模擬研究

主控室可居留性評價中，能否準確描述放射性核素或其他有毒有害物質向主控室的遷移擴散過程對于評價主控室內污染物的濃度特征有著重要的影響。目前可居留性評價中采用大氣彌散因子對這一過程進行定量描述。我國主要采用美國核管會（NRC）推薦的方法開展主控室大氣彌散因子計算，先后經(jīng)歷了墨菲-坎普模型[2]、基于統(tǒng)計學方法的新尾流模式和組合尾流模式[3]，以及基于直線高斯煙羽模型的ARCON95[4]與ARCON96模型。其中，ARCON96模型由于通過場地實驗數(shù)據(jù)對擴散參數(shù)進行了修正，對靜風條件與近距離處的大氣彌散因子的估計比以往計算模型更貼近實際[5]，該模型已經(jīng)逐漸成為我國主控室大氣彌散因子計算的主流工具。

盡管ARCON96模型應用簡單，但由于高斯模式不能很好的解釋風同建筑物、地形相互作用所產(chǎn)生的湍流擴散過程，以及風同釋放物質流相互作用引起的湍流混合過程[6]，其應用將受到地形、風流場狀態(tài)的限制，在處理小尺度范圍的大氣彌散問題，以及用于復雜地形和小靜風等特殊的氣象條件時，其準確性仍將難以保證。此外，基于高斯模式的大氣彌散計算方法不能模擬釋放物質流在主控室內部的擴散遷移過程，無法對其由室外向室內的遷移規(guī)律進行研究。近年來，隨著計算機硬件資源的迅猛發(fā)展和數(shù)值計算技術的不斷進步，計算流體動力學（Computational Fluid Dynamics，CFD）數(shù)值模擬逐漸成為工程設計的重要輔助手段，在大氣彌散和污染物濃度計算等研究中得到了廣泛應用。CFD數(shù)值計算方法提供了多種湍流模型，能夠較為細致的分析因地形、建筑物以及釋放物質流引起的湍流擾動作用，相比于高斯擴散模式更適合于小尺度范圍內的大氣彌散計算。

由于核電廠存在高大建筑物，其產(chǎn)生的湍流擾動作用將對放射性核素或其他有毒有害物質的大氣彌散產(chǎn)生一定程度的影響。若將CFD方法應用于主控室可居留性評價中，則能夠對核電廠廠區(qū)的流場分布特征、釋放物質流在建筑物尾流區(qū)域以及建筑物內部的遷移擴散過程進行更為細致的計算分析，還可以模擬污染物通過應急通風系統(tǒng)以及非過濾泄漏途徑由室外向室內的遷移過程，為主控室應急通風設計及通風方案的優(yōu)化[7]提供更為有力的指導。

2 可居留區(qū)域內的非過濾泄漏評估

為了保證主控室可居留區(qū)域邊界的密封性，防止外界污染空氣未經(jīng)過濾直接滲入可居留區(qū)域內，主控室通風系統(tǒng)的設計需要使其維持一定的微正壓。盡管設計上能夠通過對可居留區(qū)域邊界建筑構件和系統(tǒng)部件的密封、貫穿件的封堵以及應急通風過濾系統(tǒng)的嚴格布置來實現(xiàn)，然而實際上存在一些難以識別的加壓空氣流，導致小部分未經(jīng)過濾的污染空氣深入主控室可居留區(qū)域。同時，可居留區(qū)域邊界上出入門的開關也將對可居留區(qū)域內空氣的污染情況產(chǎn)生影響。

一般地，非過濾滲入量同可居留區(qū)域與其相鄰區(qū)域間的壓差緊密相關，也因滲入物質種類的不同而有所差異，因此，非過濾泄漏的評估較為復雜也存在一定的不確定性。目前的可居留性評價中通常采用某一固定滲入量來考慮非過濾泄漏造成的影響。放射性事故下的可居留性評價經(jīng)驗表明，采用標準推薦的固定泄漏量時，如SRP推薦的17m3/h[8]，某些情況下的評價將過于保守。因此，需要針對非過濾泄漏評估開展深入研究，細致分析國外相關標準提供的泄漏評估方法，利用經(jīng)典的風量滲漏模型評估整個可居留區(qū)域的密閉性，全面梳理可居留區(qū)域內的貫穿件，估算可能產(chǎn)生的泄漏面積，并結合具體可居留區(qū)域布置結構采用數(shù)值模擬手段研究泄漏量同泄漏面積及壓差間的關系，模擬開關門操作的具體影響，從而更為準確的評估可居留區(qū)域的非過濾泄漏量。在可能的條件下，還可開展示蹤實驗，進一步驗證模型的可靠性。

3 事故新風量敏感性分析

事故工況下，除非過濾泄漏途徑外，室外污染空氣還將經(jīng)主控室通風過濾系統(tǒng)凈化后作為補充新風進入主控室可居留區(qū)域內。以放射性事故為例，主控室通風過濾系統(tǒng)設置有預過濾、碘吸附和高效過濾三級凈化裝置，能夠去除大部分碘和氣溶膠，但無法過濾惰性氣體，因此經(jīng)過濾的新風仍將對主控室可居留區(qū)域內的工作人員產(chǎn)生輻照影響。除滿足儀表及人員的舒適度要求外，事故工況下主控室的新風量應保證可居留區(qū)域維持至少30Pa的微正壓[8-10]，并能保證可居留區(qū)域內的放射性核素和其他有毒有害物質對工作人員造成的輻射后果及其他影響不超過法規(guī)要求的限值，例如，《核動力廠營運單位的應急準備與應急響應》（HAD002/01）中要求，在設定的持續(xù)應急響應期間內（一般為30 d），主控室工作人員接受的有效劑量不大于50mSv，甲狀腺當量劑量不大于500mGy[11]。

不難看出，事故新風量的增加有助于維持可居留區(qū)域邊界的密封性，降低非過濾泄漏量，但也必然從環(huán)境中引入更多的污染空氣。就放射性事故而言，目前的可居留性評價沒有考慮非過濾泄漏同事故新風量間的關系，而是采用固定泄漏量計算可居留區(qū)域內工作人員的受照劑量。因此，對主控室事故新風量開展敏感性分析，在降低非過濾泄漏與減少可居留區(qū)域內工作人員的輻射劑量或其他有毒有害影響間尋求平衡，也逐漸成為主控室可居留性評價的研究方向之一。研究中可以采用CFD數(shù)值模擬方法建立釋放物質流向主控室可居留區(qū)域遷移擴散的物理模型，在前述非過濾泄漏評估研究的基礎上，深入研究新風量、泄漏量及污染物濃度三者間的關系，為主控室應急通風系統(tǒng)及可居留性的優(yōu)化提供技術支持。

4 非放射性事故工況下的可居留性評價標準及方法研究

目前，我國核電廠主控室的可居留性評價主要針對放射性事故，已具備較為完整的評價標準和較為成熟的評價方法。然而，對于火災、爆炸及危險化學品泄漏等非放射性事故條件下主控室的可居留性，目前僅有原則性要求，如《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102-2004）中要求“必須采取適當?shù)拇胧┖吞峁┳銐虻男畔⒈Ｗo控制室內人員，防止事故工況下形成過量照射、放射性物質釋放、爆炸性物質或有毒氣體之類的險情的繼發(fā)性危害，以保持其采取必要行動的能力”[12]。同時，我國目前也缺乏非放射性事故可居留性評價的工具。

美國在非放射性可居留性評價方面起步較早，已經(jīng)形成了包括RG1.78[13]和RG1.95[14]在內的一系列導則，并開發(fā)了HABIT[15]等評價工具。隨著核電廠安全水平的不斷提高，發(fā)生較大規(guī)模放射性釋放的概率得以顯著降低。同時，國外的核電運行經(jīng)驗表明，非放射性事故的危害同樣不容忽視。因此，亟需開展非放射性事故工況下主控室可居留性評價相關研究，在充分調研的基礎上對國際上較為成熟的標準進行消化吸收，建立針對非放射性事故的可居留性評價準則和評價方法。此外，基于核電廠內主要危險化學品的貯存情況，結合核電廠主控室的設計特點，可以利用先進的CFD工具，模擬非放射性事故下有毒有害物質的遷移過程，并針對通風量等影響主控室內污染物濃度的關鍵因素開展敏感性分析，從而對主控室的設計提出合理可行的優(yōu)化建議，增強主控室在不同事故情況下的可居留性。

5 結論

為推動我國主控室可居留性系統(tǒng)設計水平的提升，保證并維持主控室在事故工況下的可居留性，本文結合目前我國主控室可居留性評價中遇到的一些問題，從精細流場模擬、非過濾泄漏評估、事故新風量敏感性分析及非放射性事故的可居留性評價等四方面總結了主控室可居留性評價的研究方向，并簡單闡述了各研究方向所涉及的研究內容及研究思路。

【參考文獻】

[1]國家環(huán)境保護總局核安全中心.GB/T 17680.7-2003，核電廠應急計劃與準備準則場內應急設施功能與特性[S].

[2]Murphy K， Campe K. Nuclear power plant control room ventilation system design for meeting general criterion 19[C]//Proceedings of 13th AEC Air Clean ing Conference， 1974.

[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，李紅，方棟，潘昕懌.ARCON96模型計算行為研究及其與高斯模型在大氣彌散因子估計中的比較[J].原子能科學技術，2012，46（Supp1）：617-622.

[6]劉愛華，蒯琳萍.放射性核素大氣彌散模式研究綜述[J].氣象與環(huán)境學報， 2011，27（4）：59-65.

[7]譚冰，唐耀陽，吳榮俊，等.核動力船舶主控室氣載放射性濃度場分析[J].艦船科學技術，2015，37（6）：61-64.

[8]U.S.NRC. NUREG-0800， Standard review plan for the review of safety analysis reports for Nuclear Power Plants： LWR Edition[S].

[9]國家能源局. NB/T 20095-2012， 壓水堆核電廠安全殼外供暖、通風、空調系統(tǒng)設計準則[S].

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

[11]國家核安全局. HAD002/01-2010， 核動力廠營運單位的應急準備和應急響應[S].

[12]國家核安全局. HAF102-2004， 核動力廠設計安全規(guī)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.

[責任編輯：楊玉潔]