核电厂放射性固体废物暂存库的通风设计探讨

2014-09-24 05:42朱晏琳
城市建设理论研究 2014年25期
关键词:放射性

朱晏琳

摘要:核电厂放射性固体废物暂存库(即QT厂房)是核电厂辅助设施(BOP)的重要技术性厂房之一。本文以福清一期放射性固体废物暂存库为例,基于参考电站的中放废物贮存室规模较小,其在防护墙内设风管镶入件的通风方案不适用于本厂房,故提出在中放贮存室底部预设混凝土风道的优化方案;同时,针对厂房工艺特点及其对红区、黄区的通风要求,经过方案比选,最终确定采用电加热器加热送风以满足黄区送风相对湿度<70%的工艺要求。

关键词:固体废物暂存库,放射性,风管镶入件,旁路过滤

中图分类号: TL4 文献标识码: A

1 放射性固体废物暂存库简述

放射性固体废物暂存库,简称QT厂房,是核电厂中重要的带放射性的技术性厂房之一,其主要功能是暂存核电厂中机组在运行中产生并经处理整备后的低、中放射性固体废物、轻微污染设备,并可作为APG废树脂、轻微污染的大尺寸废物、通风过滤器芯和经衰变后可清洁解控的杂项干废物(工作服、手套等)的中间贮存场所,其中贮存的低、中水平放射性废物最终转运到低、中水平放射性固体废物处置场处置。放射性固体废物暂存库划分为控制区与监督区;控制区按放射性由高到低分为:红区、黄区和绿区。

附图1 放射性固体废物暂存库建筑图

附图2 放射性固体废物暂存库辐射防护分区简图

2 红区通风

放射性固体废物暂存库中,中放废物贮存室为红区,该区由放射性屏蔽混凝土墙分割成一个个独立的贮存单元,并在每个贮存单元上方覆盖放射性屏蔽混凝土防护盖板,以形成密闭的独立空间。为实现中放贮存室各贮存单元的均匀排风且不削弱防护墙的防护性能,岭澳二期放射性固体废物暂存库的设计中,考虑在中放贮存室分隔墙底部预留风洞将室内各个独立空间连成一体,并采用“Z”字形风管镶入件埋入中放贮存室的防护外墙(厚度900mm)。红区排风经风管镶入件汇总后,接至两级HEPA级高效过滤箱,过滤达标后,排至室外。

运行中发现,该通风方案能够满足工艺设备及操作人员对厂房室内环境的要求,但是该方案在施工时应特别注意以下几点:1)需要在防辐射外墙现浇混凝土时,将预制好的风管与墙体钢筋一起捆扎,安装单位和土建施工单位要一同协作,施工难度较大;2)因风管是镶入件,对其材质和焊接要求都非常高;3)由于防护墙埋入风管形成薄弱区域,需要整体加厚墙体或局部处理以满足辐射防护要求。根据现场施工的反馈来看,该方案虽然能够较好的解决中放废物贮存室通风换气的问题,但同时因其为预埋通风管道,提高了风管焊接和材质要求、增加了现场施工和辐射防护的难度,大幅度提高了工程造价。

同岭澳二期放射性固体废物暂存库相比,福清一期放射性固体废物暂存库的中放废物贮存室容量较大,增长了将近两倍。若此中放废物贮存室仍沿用上述风管镶入件的方案来解决其通风换气问题,势必会增加现场施工难度与工作量,同时也会降低系统运行的可靠性。基于上述分析,最终确定如下通风设计方案:在贮存室底部预设一条混凝土风道为整个中放废物贮存室完成通风换气,同时为不破坏贮存室防护墙防护功能的完整性,预设的混凝土风道在穿防护墙处做了“Z”字形处理,如附图3~5所示。

预埋风管镶入件的方案与在贮存室底部预设混凝土风道的方案相比,前者不以牺牲贮存单元为代价,更适用于较小容量、较小规模的中放废物贮存室,但是现场施工难度与工作量增加,为系统引入不确定因素;后者虽然占用了约5%的废物贮存单元,但是最大程度上降低了现场施工难度与工作量,弥补了前者增加现场施工难度与工作量的不足,更适合较大容量、较大规模的中放废物贮存室。

附图3 福清一期中放废物贮存室平面图

附图4 I-I剖面图

附图5 II-II剖面图

3 黄区通风

放射性固体废物暂存库中,贮存区、通道及排风机房为黄区。

3.1 送风方案

根据辐射防护要求,为避免放射性粉尘累积而对人员造成危害,黄区应为直流式送风系统,同时,直流式空调系统的排风量应满足工艺对厂房的最低换气次数要求(2次/h)。经计算可知排风量为80650m3/h,为保证同临近房间的负压,送风量按排风量的80%计算,即直流式空调系统的送风量为64520m3/h。除此以外,工艺还对黄区送风提出了相对湿度<70%的要求,可采用如下两个方案控制送风相对湿度。

方案A:可设冷水机组,采用空调机组对送风进行降温除湿,以保证送风相对湿度满足工艺要求。

方案B:可采用通风方案使用加热装置来将送风相对湿度控制在70%以内。该方案的系统送排风量同方案A。表1为A、B两个方案年耗电量列表。

表1:

主要用电设备 设备容量 用电量kW 年耗电量(x104kW.h) 年节约耗电量(x104kW.h)

方案A 风冷热泵冷水机组 单台520kW 单台160kW

(共2台) 138.06 27

冷冻水泵 单台93t/h,28mH2O 单台7.5kW

(共2台)

组合式空调箱 风量64250m3/h,

静压1400Pa 单台75kW

(共1台)

方案B 组合式空调箱 风量64250m3/h,

静压1400Pa 单台180kW

(共1台) 111.06

电加热段105kW

计算条件:1.组合式空调箱全年工作;2.方案A中,冷水机组及水泵在每年最热及最冷三个月中工作,方案B中,电加热段在每年最热及最冷三个月中工作。

就控制送风相对湿度而言,方案A、B均能满足要求。对比两方案可知,方案A的运行耗电量较方案B能节约27 x104kW.h/年,除节约运行能耗外,方案A还需要为冷冻水泵、膨胀水罐以及全自动水处理仪等设备预留机房面积;考虑到放射性固体废物暂存库在实际运行中并无人员长期停留,不需考虑人员的舒适度要求,同时根据岭澳地区室外气象资料计算可知,夏季极端工况下将室外新风加热到相对湿度低于70%时的空气温度最高为41.6℃,该时间段极少,且工作人员可避开此时段进入库内巡检,综上所述,故设计采用方案B。

3.2 排风方案

分析工艺特点可知,当黄区内出现储物桶破损、发生放射性物质泄漏事故时,黄区排风较脏、需经高效过滤才能排放至室外;而正常情况下,黄区排风较干净,可直接排放。针对这一特点,黄区排风系统设置了旁路过滤,仅当放射性物质出现泄漏时,系统才切换到旁路进行过滤,之后再排至室外;正常情况下,黄区排风直接排放至放射性固体废物暂存库外。根据辐射防护要求,黄区应进行不间断通风,其送排风机均应连续运行,以免放射性固体废物暂存库出现粉尘累积,形成更多的新污染源。经实际运行可知,该旁路过滤排风系统不但能够满足辐射防护要求,同时也令系统最大限度地实现了节能。

主要用电设备 设备容量 用电量 年耗电量(x104kW.h) 年节约耗电量(x104kW.h)

旁路过滤系统 排风机

(过滤) 风量40325m3/h,静压1250Pa 单台30kW

(共2台) 28.908 23.652

排风机

(直排) 风量40325m3/h,静压530Pa 单台15kW

(共2台)

过滤排放系统 排风机

(过滤) 风量40325m3/h,静压1250Pa 单台30kW

(共2台) 52.56

事故工况按10%计算。

4 通风设计

4.1 通风系统功能

保证整个放射性固体废物暂存库的正常通风换气;排出工艺房间内产生的有害气体;保证红区、黄区、绿区房间的负压及合理的气流组织;对白区及人员长期工作的区域或有特殊要求的工艺房间进行空调;排除房间内的余热。

4.2 通风系统概述

4.2.1 红区通风系统

红区排风系统(P-1):为中放废物贮存室通风换气,系统连续工作,以保证中放废物贮存室内空气干燥,避免废物桶腐蚀生锈。该系统排风须经两级高效过滤处理之后才可由风机排至室外。P-1系统设计排风量为5060m3/h。

中放废物贮存室未设机械送风系统,补风由黄区自贮存单元盖板缝隙处补入贮存室,以确保放射性固体废物暂存库内气流由低污染流向高污染区。

4.2.2 黄区通风系统

黄区排风系统P-2:为放射性固体废物暂存库黄区排风,连续工作,以保证厂房内空气干燥;包括两套子系统,子系统1不含过滤装置,仅在未发生放射性物质泄漏的正常工况下工作;子系统2,为旁路过滤系统,包括高效过滤排架,在出现放射性物质泄漏的事故工况下工作。P-2系统设计排风量为80650m3/h。

黄区送风系统S-1:为放射性固体废物暂存库黄区送风,连续工作,以保证送风相对湿度<70%。S-1为全新风系统,新风需由初、中效过滤器过滤并经电加热段加热至设定相对湿度之后方能送入黄区,该系统设计送风量为64520m3/h。

4.2.3 其他通风系统

送风系统S-2:用于绿区及白区的送风。S-2系统设计送风量为3200m3/h。

排风系统P-3~6分别服务于其它附属用房。篇幅所限,此处不再赘述。

5 小结

根据岭澳二期和福清一期的现场反馈,无论是预埋风管镶入件的方案与在贮存室底部预设混凝土风道的方案,都能够较好的解决中放废物贮存室通风换气的问题。预埋风管镶入件的方案,更适用于较小容量、较小规模的中放废物贮存室;而在贮存室底部预设混凝土风道的方案虽然增加了一些子项的负挖工作量,但是大幅度降低了现场施工难度与工作量,缩短施工周期。而且随着中放废物贮存室容量和规模增大,上述优势越显著。

核电站中常有放射性固体废物暂存库这样具有放射性,需连续运行且通风量大的工艺厂房,如何对类似厂房的通风空调系统进行优化,以便做到节能减排,是一个值得进一步思考的问题。

参考文献:

[1]《空气调节设计手册》(第二版),电子工业部第十设计研究院 主编,中国建筑工业出版社出版

[2]《核燃料后处理厂通风与空气净化设计规定》,EJ/T 938-95,中国核工业总公司 发布

[3]《核电厂低、中水平放射性固体废物暂时贮存技术规定》,GB 14589-1993,国家技术监督局 发布

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