核电站通风系统的设计.docx
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核电站通风系统的设计
核电站通风系统的设计
2005生国夕卜核动力第3期
核电站通风系统的设计
[英国】ColinFuller,RayFryett
1简介
在核设施中,通风系统对于放射性的防护是至关重要的.除了具有提供可接受的工
作环境的作用以外,通风系统还提供和维持密封以及进行空气过滤排放.当必须考虑将
其作为安全壳整体中的一部分时,通风系统是相当复杂的.这其中包括建筑结构,手套
箱（取样测量用）,相关的平衡设施,屏障系统和更衣室,设备恢复系统及相应的管理控
制系统.AECP1054的设计规范给出了这些系统有关结构的设计导则,但设计者可以灵
活运用这些概念来提供安全和可行的设计,以期达到最佳效果而又不违背有关的强制规
则和法规.
本文不仅是针对通风技术本身而言,而是对英国核电站在通风系统设计方面所采用
的方法进行全面概括,同时也望核领域的从业者们周知.
2通风系统设计总则
通风系统的设计目的是应用压力梯度和气流通道来限制污染物的扩散.为达此目
的,系统应确保主要的放射性防护准则得以满足.1999年的电离放射性法规包含了所需
的放射性控制剂量要求,其本质体现在如下规则:
?
每一次实践导致的放射性剂量应由其产生的实际净得利益来判定.也就是说:
得
到的好处要超过任何相关的损害;
?
将所有的照射剂量保持在合理可行尽量低的水平（ALARP）;
?
所有的剂量总和及指定剂量不应超过剂量限值.
通风系统通常的功能要求包括可提供适合于环境条件的维护（在工作区域内和供运
行人员操作这两方面都应得到满足）和在有火灾发生的情况下限制浓烟和气体的扩散.对
设施和特殊排放总量的要求也可能促使对惰性气体环境的设计,以及对诸如氢,氡,氚
放射性气体的控制,稀释或排放设计.
通风系统应设计成为在核电机组运行时可连续运行且可通过操作来控制的系统,并
且必须设计为从低污染区域向可能的高污染区域阶流式的空气排放方式.在确定可能的
污染级别时必须以放射性防护顾问,操作人员和设计人员提供的数据为依据,这也是在
任何核电设施通风系统设计中至关重要的一部分.必须充分认识遏制火灾和烟雾的设计
要求,因为对其整个系统的布置和结构有着重大的影响.
3阶流式通风系统
出于下列原因,绝对的物理密封壳体通常是不需要的,也是不可行的:
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?
全面的密封壳体不利于运行和维修的需要;
.
由于反应堆厂房的物资和人员入口,以及机器,设备的进出等因素的存在,完全
的密封不可能实现.
这些要求导致的设计理念是:
危险物质被一个个屏障区间包围,进而形成不同的隔
离区域.当其接近外部环境时,污染的可能性就减小了.
根据潜在的污染情况,将反应堆厂房进行放射性区域划分,通风系统通过这些区间
产生的压差来加强密封壳体的安全l生,通过工程手段和加设外部贯穿件使空气从较低污
染区向较高污染区流动.
为减少空气的处理量,阶流通风系统通常是将所用的空气从一个区域传送至一个高
污染的区域,从而使这个区域通
风.这种通风有以下的益处:
?
减小整个系统的复杂性;
?
减少备用过滤器,因而也
减少了整体的废物量和由于更换
过滤器可能增大的剂量图1阶流式通风示意图
4区域放射性分级
任何一个核通风系统的基本设计应包括区域放射性分级,这也决定了需要采用阶流
通风系统设计.1999年英国的电离放射性法规规定了对雇主所指定的控制和监督区域的
有关污染和放射性要求.英国的现场执照所有者已开发的划分控制和监督区域系统在所
有的情况下都要遵守法规要求,而且在许多情况下还要高于这些要求.有些现场执照人
员运用彩色码系统来指明不同的污染和放射性水平,其它一些机构人员则使用简单的字
母.数字码（如R1到R5和cl到C5）来标明放射性和污染的增加风险.
通常区域放射性分级文件由安全执照工程师,设计者及放射性防护顾问协作制定.
其目的是:
（1褓证遵守法规和现场执照要求;
（2）协助控制个人放射性剂量;（3）确保协调
发展和电站有效规划.
在制定防止污染扩散的规划中,运用了屏障系统,包括:
（1）整体屏蔽;
（2）诸如用密封胶泥（水泥油灰）和湿密封之类的密封系统;（3）屏蔽和密
封门;（4）人员屏蔽通道（PSA）I’-];（5）带有人员通道（PA）门的曲径系统;（6）手套箱,样品
柜;（7）烟橱（通风橱）;（8）建筑覆层.
（注意:
上述的一些措施起着双重作用,如整体屏蔽提供了放射性防护,但当用作整
体包裹体结构时.它又起限制污染扩散的作用.）
这些工程上的系统方法联合应用于通风系统,用以控制污染的扩散.
5防火设计
早期和近期的防火工程师,现场防火负责人员,电站规划工程师以及与通风系统设
计者之间的协作是对防火理念充分理解的根本保证.
具有代表性的是建筑被细分为能防火的间隔单元.通风输送系统通常穿越这些间隔
单元的边界,因而这又是维持这些边界（如此来限制火和烟的扩散）所需的方法.两种原
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则上的方法为:
（1）防火通风输送管;
（2）预备防火门.
方法
（1）是常用于维持通风非常重要的场所,且很少有其它火和烟可能扩散的区域.
方法
（2）能有效地控制通风的流动.导管和防火门的防火等级（即在规定的情况下,一个间
隔单元能阻止火势的总时间）至少要与整体的间隔单元相当.
由于控制污染的扩散要通过维持一定的压差来实现,要求有些厂房可能在水灾发生
期间也要连续通风.然而通风系统的运行在有些情况下会助长火势.因而需要对整个设
计过程缜密考虑,以便响应火灾事件的整体战略.
相关的火灾安全导则和应用规范包括了AECP1070的第l3部分,以及BS5588建筑
的结构,设计和火灾预防应用;第9部分一通风和空调管道系统应用规范.
6HVAC（暧通空调）系统关键设计要求
维持核设施适当的环境应包括对下列因素的监测和控制:
（1）外部污染物;
（2）温度;（3）湿度;（4）放射性,易燃或其它危险气体;（5）气体排放;
（6）能效和寿期成本问题;（7）维护活动的设计考虑.
7外部污染物
进口空气通常带有气体传播的污染物和尘垢,有可能对设施和处理工艺造成不良的
后果.比如在靠海的工作环境中含有的氯化物,硫酸盐及其它污染物就增加了对环境控
制的困难因素.
尽早地将污染物从通风空气中去除是有必要的,这就尽可能地限制了对通风系统设
备和生产电站的损害
使用凝聚式过滤器,将其安装在靠近进气口百叶窗处,可以限制湿气和小粒状物的
进入.凝聚化处理也起到去除空气中氯化物的作用.高效微粒空气过滤器（HEPA）通常应
用于核工业,以提高空气的纯度.
在特定的环境下.对进13空气的监测是必需的,这样可以对来自邻近核电站的放射
性污染发出警告.
8温度
通风系统的要求之一是能对其生产运行区域的温度进行控制,当然这同样也适合于
对人员通道区域的要求
对于废物贮存设施而言,还要求对通风系统进口空气的温度进行控制,用以调节指
定贮存区域内的空气温度,来保证所存物项的完整性.
对进13空气（如取自环境）进行加热以防止结霜和过滤器冻结阻塞.按要求对空气进
行加热和冷却,以便维持在可接受的环境条件.通常这由电热器,低压热水或蒸汽加热
“结霜盘管”来完成.需要冷却的原因是由于裂变衰变导致处理过的废物包（通常进行了
灌浆或固化处理）也会不断产生热量.
这种综合作用的结果是可以大量贮存包含数以千计的废物包和高放废物:
验证多结
构贮存产物的空气流通道和有效的热导出能力对于设计者来说是一个挑战.应用证明,
计算流体动力模型在这项工作中的价值无法估量.
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要求对废物处理设施的环境温度控制是有一系列原因的.化学处理过程需要一个稳
定的环境条件.以保证不发生可能从系统中获得或失去有害热能.有些工艺（处理过程）
要求低温进行,并且为了减小凝结又要空气温度高于露点,这都是设计中要考虑的.
测量通风系统中的环境温度,将其反馈给控制系统以调节供给空气的温度来维持所
需的环境条件对返回空气温度的测量可以给电厂操纵人员提供进一步的反馈,以及预
先发现发展中的隐患——最明显的是那些正在发生的火灾然而,由于设施中的空气流
量相对较大,就是有较大的热源对于空气的温度影响也不会太大.因此,测量温度的方
法只能作为粗略火灾探测系统中的一部分.
对大量的空气进行加热或冷却是昂贵的,减小新鲜空气的输入量就能降低这方面的
开支.上面描述的阶流式通风系统的设计概念是实现减小新鲜空气的输入量的方法之一
热回收系统也能取得相应的经济效益.可以采取的多种方法中,最常用的方式是利用热
回收盘管回收热能装置和再循环萃取空气.
详细的成本/效益分析需要建立在这个系统的整体经济分析之后才能进行.
9湿度
湿度控制的几个重要因素如下:
?
高湿度条件可能损害建筑物的结构和系统结构,以及内部构件;
?
低湿度条件可能产生静电问题和导致湿密封的过度蒸发;
?
湿化学工艺经常产生的蒸汽可能对通风管道系统有害,同时导致过滤器的堵塞;
?
废物包长期的贮存需要对环境中的含水量进行严格控制以防包裹层破裂.
用于控制空气相对湿度的一般方法是使用组合过滤器来减小入口空气中的自由水
蒸气.这种装置设有过滤介质（一般是玻璃纤维）,其大表面和低吸收的特点又使水蒸气
被带入聚集,这又需要组合使用冷水或冷冻方式降温盘管和并列加热器组对空气进行处
理.
当然也有需要增加湿度的时候,此时可用加湿器对供给空气加湿,只需将水或水蒸
气注入到供气中
通常使用干球温度计和湿球温度计的测量值直接推导计算出相对湿度值
10放射性,易燃或其它危险气体
气体危险存在和产生有下列原因:
?
自然产生的气体,例如氡气,它可能扩散和积聚于建筑物内;
?
化学工艺过程中产生的气体;
?
可裂变物质衰减产生的气体;
?
被用来处理诸如钠之类的高活泼性元素的惰性气体包覆物;
?
引入用于防火的惰性制剂;
?
电厂的维护或修理中产生的气体（氩气,焊接冒烟）.
对这些危险的鉴别将作为设计过程的一部分,相应的预防和探测手段也将包括在整
体系统中.在许多情况下,这些装置具有重大的安全意义,对其设计也应从可靠性,独
立性和多样性方面考虑
在设计中处理可能的危险的方法应依照下列ERIC原则:
.
首先试图消除危害（如采用其它方法代替或使用安全失效设计）;
?
如果不行,就减小危害（如在化学反应中限制其反应量）;
?
如果不行,就抑制危害（如化学添加剂可能防止有些反应所产生的气体）;
?
那只好试图控制危害.
由此可见,通风系统也可用于在事故期间控制危害,当第一地点已采用消除,减小
和抑制化学危害气体产生的手段不切实际和不可行时,这就得靠通风系统发挥作用了.
因而,消除,控制和抑制系统设计人员必须为电厂提供一个整体安全水平非常高的设计.
工艺设计人员对于有关危害气体的存在和数量提出了建议.通常需要通过某些模拟
方式建立气体的聚集和发生率模型.开发试验工作可以应用原始实验数据和流体动力计
算（CFO）模型来更多地了解气体的分布,聚集和扩散.CFD也是一个很有价值的工具,
它可用于确定通风系统的结构,以保证气体的聚集浓度明显低于”较低可燃限制”,同时
它还可用于帮助确定通风系统设备的位置.
11气体排放
通过通风系统的气体排放需要进行相应的过滤（例如HEPA过滤）处理,如果需要还
得对其进行监测和取样.这样做的目的是为保证排放达到当局的限制标准要求之内.烟
囱的高度和直径的设计应能保证大量羽团（烟）的扩散.
在建筑物内,使用组合的Q/B空气监测装置对来自含有放射性的区域的任何泄漏进
行探测报警.
处理来自核电站放射性物质所有工程的空气排放都应在相应设施上安装或配备取
样和监测设备.然而每个排放点都应经过审核,并且排除在正常或非正常条件下在地面
上已限制的可能的放射性释放.
取样的目的是对排放进行计量并为向规程管理部门提交报告准备基础资料,这些报
告将用于与排放限制/目标法规法令作对比.取样通过精确回顾式离线测量装置完成.
通过监测来控制电站个别涉及到的非正常排放.连续大量的监测工作是为了对排放
进行测量和记录,由此导出的趋势数据用于对核电站的性能进行评价.提供的报警首先
将其报警点设定在稍微高于正常排放水平,更高一级的报警点设置由放射性防护顾问建
议给出,
12能效和寿期成本问题
通常都期望核电厂和其它一些核设施的运行期更长,它们大都是每年365天,每天
24小时不间断地运行.因而有必要考虑所有的可选方案以限制寿期成本.一些评价包括
了电能的利用,选取正确的驱动方式,合适的自动控制,自耗品恰当的排放途径以及适
当的热回收系统.通常的度量能耗和减小寿期成本的方法为:
（1）如果条件允许,将部分回收的空气加入到入口空气中,可以减小一些能耗.通常
这个方法只限用于无放射性的系统;
（2）循环系统常常用来回收热能.通常是通过气对水/乙二醇热交换盘管将排出气流中
的热能传给输入气流.同样,这个方法只限于无或低放射性系统的应用;
4l
（3）根据系统的负荷,考虑使用与之相匹配的变速驱动.同时可以通过调整萃取系统
来消除过滤器堵塞;
（4）应用到通风设备的电机应首选高效电机,以提高运行性能.
成本效益分析将建立最佳的HEPA过滤器更换频度,这将对用电成本,过滤器更换
成本和过滤器处理成本都有影响.
13维护活动的设计考虑
运行电厂的维护活动按周期进行.现代的实践活动要求证实设备能安全恢复而无需
运行人员接受不正常或不可接受的放射性剂量,同时在某种程度上也不危及所设计密封
系统的安全.在役故障之后,必须证实电厂和系统的安全恢复设计相当适用可靠.在设
计期间,要对这些系统进行仔细的审核和评价.其过程可作为设计审查和危害与可操作
性分析（HAZOP）研究.
通常情况下,用于防止放射性和污染物扩散的方法有:
（1）在设备送到人员可接近的维修区前,应在中间区（室）对其去污;
（2）当需要设备从贯穿孔道撒出时,使用临时一门进行监测.根据放射性水平和污
染程度.可以使用设计屏蔽箱和包装系统;
（3）在某些情况下,当认为污染程度可接受时,可使用临时PVC帐篷来限制污染的
扩散.
14电厂的安全和可用性
正如我们所知,通风的本质是提供和维持对污染的密封.如果这些系统失效就可能
导致电厂工作人员和公众受到高于允许剂量的照射.可说明这些系统对于安全而言是相
当重要的.因此,通风系统中采用了不少措施,确保其可靠性和可用性.如:
（1）整体管道系统的安装和制造使用专用材料和专用程序;
（2）安排多个备用风机.当在用风机故障时,自动切换,启动备用风机;
（3）给风机多备些传动皮带;
（4）为风机提供两台驱动电机（需要时才启动备用电机）;
（5）为过滤器负荷留有一定的余量,同时又不破坏系统的完整性.由隔离和相互独
立的电缆供电;
（6）风机电机应配以电池支持的后备电源;
（7）风机电机应配以柴油的后备电源;
（8）应急支持通风应配以空气驱动的特殊区域或自然排出系统.
15通风系统的结构
基本的通风系统结构如下:
（1）自然通风;
（2）机械送风自然排出式通风;（3）机械排风自然吸入式通风;（4）机械
平衡（送风,排风）式通风;（5）局部循环机械平衡（送风,排风）式通风.
1）自然通风
这种系统依靠温度和（或）压差的组合作用给空气提供循环驱动力.可以通过设计提
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供大量的固定热源和（或）提供一个压差来产
生压力梯度进而产生循环驱动力.由于存在
低压损失,要求对这种设计提供较大的人口
区.
这种设计的优点是:
（1）简单,耐用;
（2）
由于没有转动部件,因此所需的维修量很小;图2自然通风示意图
（3）低寿期能源成本;（4）可适合于长期贮藏设施,如深埋废物贮藏库;（5）用于主系统失效
时的部分应急支持
此设计的缺点是:
（1）要求用温差来提供驱动力;
（2）由于压差低,系统不能够安装
HEPA过滤器;（3）不符合AECP一1054有关主通风系统的建议要求.
2）机械送风自然排出式通风
这种系统利用送风扇,在适当的条件下提供空气以满足系统工艺要求.这些空气被
驱动并通过空调设备调节达到所要求的温度,湿度和清洁度.排放方式是通过烟囱和相
应的过滤装置向大气排放.浦典
这种设计的优点是:
（1）可以
控制外部污染物的进入:
（2）对空
气进行持续不断的净化,防止有
毒,腐蚀和易燃气体的聚集.
此设计的缺点是:
（1）受压环
境促使没有充分过滤和处理的气
风机连接设备
图3机械送风自然排出式通风示意图
体排放至大气;
（2）使用HEPA过滤器,需要较高系统压力;（3）不符合AECP一1054有关
主通风系统的建议要求,所以一般不用于核工业.
3）机械排风自然吸入式通风
这种系统依靠抽风扇在适当的条件下持续产生一个低压以提供大量的渗透空气这
些空气抽自空调设备以达到所要求的温度,湿度和清洁度.通过烟囱和相应的过滤装置
这种设计的优点是:
（1）在核
黧AECP1054一符合一的要求:
_此没计的缺点是:
（1）在放射_性环境中维持的低压可能导致含●盐空气渗透;
（2）受到可维持低压-图4机械排风自然吸入式通风示意图
4）机械平衡（送风,排风）式通风
这种系统由平衡风扇组成,同时送风和排风.空气进入建筑物之前已经通过空调设
备,通过烟囱和相应的过滤装置机械驱动向大气排放.
这种设计的优点是:
（1）在核工业中得到设计试验和测试;
（2）符合AECP.1054的要
求;（3）在靠海边的气室内维持接近大气的压力,能限制可能的含盐空气的渗透;（4）净化
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过滤器
图5机械平衡（送风,排风）式通风示意图
的新鲜空气持续不断地进入,防止了有毒,腐蚀和易燃气体的聚集;（5）建立的一套标准,
有助于流体动力计算（CFD）分析;（6）通过结合应用变换速度控制,改善进风和排风机的
能效,进而根据负荷来调节（平衡）通风量,同时又能保持阶流压较低;（7）严格控制过低
压;（8）复杂建筑物内也可通风.
此设计的缺点是:
（1）排气设备失效可导致超压;
（2）受到可维持低压程度的限制;（3）
需要附设许多的设备,系统复杂;（4）在故障情况下操作较复杂.
5）局部循环机械平衡（送风,排风）式通风
这种设计实际上是带一个闭式再循环回路的通风系统,大量的空气通过再循环利用
送回建筑内,只是引入少量的空气来限制污染物聚集（如易燃气体）,空气条件和热量导
出可以在闭环回路中调节.
这种设计的优点是:
（1）在海边环境中,输入少量的新鲜空气能限制盐的带人;
（2）
在室内维持接近大气的压力能限制可能的含盐空气的渗透;（3）减小加热和制冷的能源成
本.
此设计的缺点是:
（1）排气设备失效可导致超压;
（2）受到可维持低压程度的限制;（3）
需要附设许多的设备,系统复杂;（4）受核工业应用经验的限制;（5）tN4~环路径上设有附
加的HEPA过滤器,以防止供应系统的污染物.
一连接设备风机
图6局部循环机械平衡（送风,排风）式通风示意图
16总结
在核设施中通风系统是限制污染扩散的基础.这些系统的设计与建筑规划,防火设
计,防污及放射性分区都密切相关.
最常用的通风系统设计方法是采用阶流式方法,在这种方法中空气被逐步排向污染
增加的区域,即减小了系统的复杂性又减少了所需要处理的空气量.
除了限制污染扩散的基本功能外,通风系统还要为核设施持续提供一个合适的环
境.
这包括了对以下几方面的监测和控制:
（1）外部污染物;
（2）温度;（3）湿度;（4）放射性,易燃或其它危险气体;（5）气体排放;
（6）能效和寿期成本问题;（7）维护活动的设计考虑.
刘鹏飞译自（（TheNuclearEngineer））,Volume44,No.5（2003）
（上接第29页）
综合国内外RPVPTS评价的现状和发展趋势,以下几方面的研究工作尚待加强:
（1）详细的热工水力分析;
（2）三维弹塑性断裂力学有限元分析;
（3）概率断裂力学分析:
参考文献:
I1】codeofFederalRegulations,Titie10,Part50,Section50.61andAppendixG.
【2】USNuclearRegulatoryCommission.RegulatoryGuide1.154.Formatandcontentofplant.specific
pressurizedwaterreactors,1987.
【3】RussianNormative,PNAEG一7—002—86,Energoatomizdit.MOSCOW,1989.
【4】SafetyStandardsofNuclearSafetystandardsCommittee,KTA3201.2,Edition6/96finGerman）.
（上接第36页）
参考文献略
张龙飞译自《II三EETRANSACTIONSONNUCLEARSCII三NCE》,
50卷第2期（2003）
张大发校
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