CN109447381A - 一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核电厂设计技术领域，涉及一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法。所述的估算方法包括如下步骤：(1)通过动态测量或模拟确定非过滤渗漏量Qu；(2)确定放射性核素组分比fr；(3)结合包括非过滤渗漏量Qu、放射性核素组分比fr、过滤装置的过滤效率f和可居留区域的体积V设施参数在内的因素对严重事故序列进行分析，进行污染物在应急设施内的放射性浓度评估，计算不同时刻室内人员受到的总有效剂量，从而确定应急设施的最佳新风量Qf。利用本发明的估算方法，能够在考虑事故条件下实际的非过滤渗漏量的基础上，给出一种全新的、更优化和合理的应急设施最佳新风量的估算方法。
Description
技术领域
本发明属于核电厂设计技术领域，涉及一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法。
背景技术
核电厂为了提高应对严重事故的能力，提高其安全性，必须保证在严重事故条件下应急设施可居留区域的可居留性和可用性，保证应急工作人员的辐射安全。
在核电厂应急设施可居留性评价中通常采用固定的非过滤渗漏量(Qu＝17m3/h)，而事故条件下新风量的增加有利于维持应急设施可居留区域边界的正压，防止外界污染空气未经过滤直接渗入可居留区域内，即降低非过滤渗漏量，但这也必然引入更多的污染空气，即并不是新风量越高越好，有必要提出一个最佳新风量用于应急设施通风系统的设计。
目前设计上要求事故工况下应急设施的新风量应保证可居留区域维持至少30Pa的微正压，并没有提出在保证工作人员可居留性要求的前提下如何确定最佳新风量。因此，有必要针对核电厂应急设施提出一套全新的最佳新风量估算方法，为应急设施通风系统设计优化提供技术支持。
发明内容
本发明的目的是提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，以在考虑事故条件下实际的非过滤渗漏量的基础上，给出一种全新的、更优化和合理的应急设施最佳新风量的估算方法。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，所述的估算方法包括如下步骤：
(1)通过动态测量或模拟确定非过滤渗漏量Qu；
(2)确定放射性核素组分比fr；
(3)结合包括非过滤渗漏量Qu、放射性核素组分比fr、过滤装置的过滤效率f和可居留区域的体积V等设施参数在内的因素对严重事故序列进行分析，进行污染物在应急设施内的放射性浓度评估，计算不同时刻室内人员受到的总有效剂量，从而确定应急设施的最佳新风量Qf。
本发明考虑事故条件下实际的非过滤渗漏量随时间的动态变化，结合弥散条件、设施参数及核素组分比等因素，细致地评估污染物在应急设施内的放射性浓度以及人员受照剂量随新风量的变化情况，找出应急通风系统设计应采取的最佳新风量，从而实现应急设施通风系统的设计优化。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中步骤(1)中，Qu＝Qu1(t)+Qu2(t)，其中：
Qu1(t)为设施缝隙因素引起的非过滤渗漏量；
Qu2(t)为人员开关门操作引起的非过滤渗漏量。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中所述的设施缝隙因素包括通风管道、电缆、门窗的缝隙因素。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中步骤(2)中，以设计上考虑的假想事故源项为基础确定放射性核素组分比fr；事故条件下尽可能以实际监测值为评价依据，确定放射性核素组分比fr。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中步骤(2)中，所述的放射性核素组分比fr为气溶胶碘与惰性气体的活度浓度份额比。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中步骤(3)中，对于所述的污染物在应急设施内的放射性浓度评估，建立一阶微分方程如下：
其中：
Ainert为应急设施内惰性气体的活度(Bq)；
Aaero为应急设施内气溶胶的活度(Bq)；
Qf为应急设施通风系统的新风量(m3/s)；
Qu为非过滤渗漏量(m3/s)；
Qε为应急设施向环境的排风量(m3/s)，即Qε＝Qf+Qu；
f为高效过滤器、碘吸附器等过滤装置的过滤效率；
ΔTj为第j个时间间隔(s)；
R(j)为第j个时间间隔新风口处测量的总放射性浓度(Bq/m3)；
V为应急设施可居留区域的体积(m3)；
fr为放射性核素组分比；
t为时间(s)。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中步骤(3)中，对于所述的室内人员受到的总有效剂量D，为吸入内照射剂量Dinh和空气浸没外照射剂量Dext之和。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中对于所述的吸入内照射剂量Dinh，计算公式如下：
其中：
Dinh为室内人员受到的吸入内照射剂量(Sv)；
A(j)为第j个时间间隔内，应急设施内部气溶胶碘或惰性气体的平均放射性浓度(Bq/m3)，由上述Aaero(j)或Ainert(j)除以应急设施可居留区域的体积V得到；
DCFinh为吸入内照射剂量转换因子(Sv/Bq)；
BRO为呼吸速率(m3/s)；
ΔTj为第j个时间间隔(s)；
ff(j)为第j个时间间隔内人员在室内的停留时间份额。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其中对于所述的空气浸没外照射剂量Dext，计算公式如下：
其中：
Dext为室内人员受到的空气浸没外照射剂量(Sv)；
A(j)为第j个时间间隔内，应急设施内部气溶胶碘或惰性气体的平均放射性浓度(Bq/m3)，由上述Aaero(j)或Ainert(j)除以应急设施可居留区域的体积V得到；
DCFair为空气浸没外照射剂量转换因子(Sv·m3)/(Bq·s)；
ΔTj为第j个时间间隔(s)；
ff(j)为第j个时间间隔内人员在室内的停留时间份额；
V为应急设施可居留区域的体积(m3)。
本发明的有益效果在于，利用本发明的核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，能够在考虑事故条件下实际的非过滤渗漏量的基础上，给出一种全新的、更优化和合理的应急设施最佳新风量的估算方法，从而实现核电厂应急设施通风系统的设计优化。
目前核电厂应急设施可居留性评价中仍采用固定的非过滤渗漏量，没有考虑非过滤渗漏量与事故新风量之间的相互影响，以及放射性核素组分比对事故条件下应急设施内部应急工作人员受照剂量的影响，导致可居留性评价结果不够准确。而本发明充分考虑了由于通风管道、电缆、门窗等设施缝隙以及开关门操作等因素引起的非过滤渗漏量与事故新风量之间存在一定的相关性，以及不同核素组对剂量的相对贡献，在此基础上对室内事故条件下应急设施人员的受照剂量进行估计，从而找出了应急设施应急通风系统设计中应采取的最佳新风量，实现了应急设施通风系统的设计优化，保障了事故条件下应急设施内部人员的可居留性满足相关要求。
本发明考虑了核电厂应急设施可居留性评价中新风量不仅直接影响放射性物质的引入和排出速率，还会影响应急设施可居留区域内的正压值，进而影响非过滤渗漏量的大小等因素，即考虑了实际非过滤渗漏量随新风量的变化而变化，在此基础上结合非过滤渗漏量、放射性核素组分比、过滤装置的过滤效率和可居留区域的体积等设施参数对严重事故序列进行分析，提出了一套全新的最佳新风量估算方法。本发明提出的方法可为核电厂应急设施通风系统的设计优化提供技术支持。
附图说明
图1为本发明的核电厂应急设施最佳新风量的估算方法所考虑因素的原理图。
图2为示例性的本发明的核电厂应急设施最佳新风量的估算方法的流程图。
图3为具体实施方式举例中应急设施内部人员受照剂量(纵坐标)随新风量(横坐标)的变化情况图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的核电厂应急设施最佳新风量的估算方法如图1所示，考虑可居留区域引入的新风量及由此引起的非过滤渗漏量与排风量的变化。该估算方法的流程如图2所示，包括如下步骤。
(1)确定非过滤渗漏量Qu
通过动态测量或模拟确定通风管道、电缆、门窗等设施缝隙等因素引起的非过滤泄漏量Qu1(t)，确定由于人员开关门操作等引起的非过滤泄漏量Qu2(t)，从而确定非过滤渗漏量Qu＝Qu1(t)+Qu2(t)。
(2)确定放射性核素组分比fr
以设计上考虑的假想事故源项为基础确定放射性核素组分比fr；事故条件下尽可能以实际监测值为评价依据，确定气溶胶碘与惰性气体的放射性浓度份额比fr(气溶胶碘、惰性气体活度浓度份额比)。
(3)确定应急设施的最佳新风量Qf
结合非过滤渗漏量Qu、放射性核素组分比fr、过滤器的过滤效率f和可居留区域的体积V等参数对大多数严重事故序列进行分析，进行污染物在应急设施内的放射性浓度评估，计算不同时刻室内人员的受照剂量，从而确定应急通风系统的最佳新风量Qf。
上述示例性的本发明的核电厂应急设施最佳新风量的估算方法的应用举例如下。
选取核电厂应急设施可居留性评价时常用的NUREG-1465参考源项作为大多数严重事故序列的代表，释放到安全壳的份额如表1所示。
表1
针对不同的照射途径，可得到事故条件下应急设施内部人员的受照剂量。根据新风量Qf、非过滤渗漏量Qu和放射性核素组分比fr等对人员受照剂量的综合影响，可找出设计上的最佳新风量，以保证事故条件下应急设施内部人员的可居留性得到优化。
应急设施内部人员受照剂量随新风量的变化情况如图3所示。
对于NUREG-1465参考源项，气溶胶为主导核素组(放射性核素组分比fr较大)。由图3可知，考虑非过滤渗漏量随新风量的变化而变化时，随着新风量的提高，室内人员的受照剂量先减小后增大(呈现U型曲线)，最佳新风量的取值范围在700-1000m3/h之间。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。
Claims (9)
1.一种核电厂应急设施最佳新风量的估算方法，其特征在于，所述的估算方法包括如下步骤：
(1)通过动态测量或模拟确定非过滤渗漏量Qu；
(2)确定放射性核素组分比fr；
(3)结合包括非过滤渗漏量Qu、放射性核素组分比fr、过滤装置的过滤效率f和可居留区域的体积V设施参数在内的因素对严重事故序列进行分析，进行污染物在应急设施内的放射性浓度评估，计算不同时刻室内人员受到的总有效剂量，从而确定应急设施的最佳新风量Qf。
2.根据权利要求1所述的估算方法，其特征在于，步骤(1)中，Qu＝Qu1(t)+Qu2(t)，其中：
Qu1(t)为设施缝隙因素引起的非过滤渗漏量；
Qu2(t)为人员开关门操作引起的非过滤渗漏量。
3.根据权利要求2所述的估算方法，其特征在于：所述的设施缝隙因素包括通风管道、电缆、门窗的缝隙因素。
4.根据权利要求1所述的估算方法，其特征在于：步骤(2)中，以设计上考虑的假想事故源项为基础确定放射性核素组分比fr；事故条件下尽可能以实际监测值为评价依据，确定放射性核素组分比fr。
5.根据权利要求1所述的估算方法，其特征在于：步骤(2)中，所述的放射性核素组分比fr为气溶胶碘与惰性气体的活度浓度份额比。
6.根据权利要求1所述的估算方法，其特征在于，步骤(3)中，对于所述的污染物在应急设施内的放射性浓度评估，建立一阶微分方程如下：
其中：
Ainert为应急设施内惰性气体的活度；
Aaero为应急设施内气溶胶的活度；
Qf为应急设施通风系统的新风量；
Qu为非过滤渗漏量；
Qε为应急设施向环境的排风量，即Qε＝Qf+Qu；
f为高效过滤器、碘吸附器等过滤装置的过滤效率；
ΔTj为第j个时间间隔；
R(j)为第j个时间间隔新风口处测量的总放射性浓度；
V为应急设施可居留区域的体积；
fr为放射性核素组分比；
t为时间。
7.根据权利要求1所述的估算方法，其特征在于：步骤(3)中，对于所述的室内人员受到的总有效剂量D，为吸入内照射剂量Dinh和空气浸没外照射剂量Dext之和。
8.根据权利要求7所述的估算方法，其特征在于，对于所述的吸入内照射剂量Dinh，计算公式如下：
其中：
Dinh为室内人员受到的吸入内照射剂量；
A(j)为第j个时间间隔内，应急设施内部气溶胶碘或惰性气体的平均放射性浓度；
DCFinh为吸入内照射剂量转换因子；
BRO为呼吸速率；
ΔTj为第j个时间间隔；
ff(j)为第j个时间间隔内人员在室内的停留时间份额。
9.根据权利要求7所述的估算方法，其特征在于，对于所述的空气浸没外照射剂量Dext，计算公式如下：
其中：
Dext为室内人员受到的空气浸没外照射剂量；
A(j)为第j个时间间隔内，应急设施内部气溶胶碘或惰性气体的平均放射性浓度；
DCFair为空气浸没外照射剂量转换因子；
ΔTj为第j个时间间隔；
ff(j)为第j个时间间隔内人员在室内的停留时间份额；
V为应急设施可居留区域的体积。
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Legal Events
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| PB01 | Publication | ||
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| GR01 | Patent grant | ||
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