滨海核电厂温排水物理影响模拟中几个关注问题及审评见解

第３１卷第１期（总第１８１期）　・辐射防护通讯　２０１１年２月　专题报告・　滨海核电厂温排水物理影响模拟中　几个关注问题及审评见解　张爱玲　汪　萍　陈莹莹（环境保护部核与辐射安全中心，北京，１０００８２）　摘要基于多个滨海核电厂温排水物理影响的审评实践，分析和总结了温排水物理影响审评中需要重点关注的　几个问题，包括模拟和预测模式的选择、计算参数的选取和灵敏度分析、典型潮的推求，以及温排水物理影响预测结　果的后评估，并提出了一些审评技术见解。　关键词：　核电厂温排水物理影响模拟审评见解　文章编号：１００４－６３５６（２０１１）０１．００２１—０５　中图分类号：Ｘ５７，Ｘ８２　文献标识码：Ａ　１概述　一场的时空变化和由于取排水系统运行引起的其它　物理水文影响的时空变化，给出预测热羽形状的　模式、所选参数及其依据，可以图表形式给出等温　升线及其包络范围等。为了达到上述的评价目　标，通常采用数值模拟计算和物理模型试验相结　合的方式进行温排水物理影响的模拟和预测。另　外，温排水的物理影响模拟不仅为环境影响评价　般来说，核电厂仅将约三分之一的裂变能　量转变为电能，另外三分之二的裂变能以热的形　式排人环境。对于采取直流供水冷却方式的滨海　核电厂，废热全部通过冷却水带人受纳水体——　海水中，其热量必然会使局部海水水温升高。目　前已运行百万千瓦级核电厂每台机组的冷却水流　量约为５０～６５　ｍ３／ｓ，取排水温差为８℃～ｌ０℃，　有的核电厂冬季取排水温差可达１６　ｏＣ；１　２５０　ＭＷｅ的ＡＰ１０００机组每台机组的冷却水流量约为　８２．５　ｒＩ１３／ｓ，取排水温差约７℃。　提供技术依据，也是核电厂取排水工程设计中需　要考虑的重要因素之一。　本文基于多个滨海核电厂温排水物理影响的　《海水水质标准》ｕ　中规定，“对于第一类、第　二类海域，人为造成的海水温升夏季不超过当时　审评实践，分析了温排水物理影响审评中需要重　点关注的４个方面的问题，主要涉及模拟和预测　模式的选择，计算参数的选取和灵敏度分析，典型　潮的推求，以及温排水物理影响预测结果的后评　估。　当地１℃，其它季节不超过２　ｏＣ；对于第三类、第　四类海域，人为造成的海水温升不超过当时当地　４℃”。因此，应根据核电工程所在海域的海水水　质分类、近岸海域环境功能区划以及周边的环境　敏感点对海水温升的要求，对核电厂温排水受纳　２模拟和预测模式的选用　根据环境影响评价不同阶段的要求＿３］，选址　阶段一般采用平面二维数学模型进行模拟，设计　海域的环境进行评价。　温排水对受纳水体造成的温升影响，主要包　括受纳水体的温度随时空的变化，最大温升（温　阶段除了二维数学模型之外，还需要开展物理模　型试验，对于排水口近区，有的还采用三维数学模　型加以研究。　几种研究模式各有优缺点［４　］：　降）、最高水温和混合区形状和尺度　ｊ。为此，在　核电厂环境影响评价时需要给出受纳水域环境流　收稿日期：２０１０－０１．２０　作者简介：张爱玲（１９＇７３一），女，１９９４年毕业于河海大学水文水资源专业，学士；１９９＇７年毕业于河海大学水文水资源　专业，硕士；高级工程师。　一２１—　辐射防护通讯２０１１年２月第３ｌ卷第１期　平面二维数学模型能较好地模拟大范围海域　潮流场，较好地反映核电厂温排水的对流、扩散和　热量的分布主要受三维水流的掺混影响，热水浮　力效应较为明显，通常该区域面积较小且远离模　型边界，水面散热以及边界出流造成的热量损失　对试验结果的影响相对较小，对排水口近区温排　累积效果，能模拟计算水面热量散失的影响，基础　理论和计算方法相对成熟，容易实施，工程应用普　遍。对于水面综合散热可采用夏、冬季节的不同　参数进行计算，但平面二维数学模型不能模拟近　区的热水浮力效应，不能反映排水口近区的三维　水力特性。目前，三维数学模型受到流场验证资　料的限制而不能广泛应用于工程，并且三维数学　水的影响范围（一般情况下，温升高于２　ｏＣ的区　域）通常采用物理模型试验的结果，而排水口远区　的影响往往采用数值模拟计算结果。　３数值模拟中参数的选取和灵敏度分析　温排水物理影响数值模拟中计算参数主要有　水面综合散热系数、纵向扩散系数和横向扩散系　数、糙率等。为了衡量数学模型中各参数在计算　模型参数选取和计算方法还有待进一步完善，在　某些工程应用中出现欠缺完备的理论或实验数据　支撑，导致计算结果的随机性较大。例如：在层与　层之间如何衔接的人为性较强，垂向扩散系数的　取值不同，就会直接导致温升在垂向上的不同分　布，从而影响温升场分布和取水温升的模拟结果。　过程中的贡献大小，需要对模型的主要参数进行　灵敏度分析。　３．１水面综合散热系数　目前国际上流行的计算模型或商业软件主要有：　丹麦水力研究所的Ｍｉｋｅ模型、三维非结构有限体　积海岸和海洋模型（ＦｖＣ０Ｍ）、普林斯顿海洋模型　水面综合散热系数是温排水数值模拟中的重　要参数之一，它的估算与取值直接影响到模拟结　果的准确性。　目前在现场实验和大量工程应用的基础上取　得了一些研究成果，在此基础上制定了一些规范　标准，并广泛应用于温排水数值模拟中。在实际　（ＰＯＭ，Ｐｒｉｎｃｅｔｏｎ　Ｏｃｅａｎ　Ｍｏｄｅ１）和Ｄｅｌｆｔ　３Ｄ模型初始　场数据生成模块等，各模型的适用范围和优势不　尽相同＿６］。　物理模型具有能较好模拟排水口近区三维水　流、热水掺混和浮力效应的优点＿７］，但由于受模拟　实验室条件的限制，模型范围相对数学模型小很　多，再加上边界条件控制受限，使边界出流的热水　无法回归，也无法模拟热量的水面散失，对距工程　较远的更大范围的潮流运动和水气交换条件也难　以准确模拟。根据已有的研究成果和工程经验，　物理模型的几何变态增加了扩散项相似、散热项　相似和水温相似的模拟难度，还可能影响局部流　态的准确模拟，比如回流的出现、位置、回流范围　的大小，而且物理模型实验室对于水体表层散热、　计算中，有的采用数值模拟商业软件中内置的计　算模块直接计算，也有的是直接引用与厂址当地　水文气象条件类似的工程经验值，但多数采用《工　业循环水冷却设计规范》　推荐的经验公式进行　计算。　由于水面综合散热系数的影响因素较多，如　风速、气压、水面温度和空气温度等也会随时间发　生实时变化，采用经验公式进行推算时只能采用　平均值，而且经验公式中没有考虑由于海域波浪　作用加大海水散热表面积等复杂因素。因此，无　论采取上述哪一种确定方式，在温排水数值模拟　底部传导热量散失、不利风、余流、盐度等因素与　现场实际条件有较大差异。　由于数学模型和物理模型都存在着一定的局　限性和不确定性，因此，相关规范中明确要求设计　阶段要采取两种方法进行模拟预测研究，以相互　的模拟范围比较大的情况下，计算中水面综合散　热系数选取一个常数值在一定程度上会影响模拟　的准确性。另外，部分经验公式的制定是基于内　陆河流和湖泊的现场试验数据推出的，对于海域　的使用可能有较大的局限性＿９］。　因此，在模拟计算中对水面综合散热系数进　行灵敏度分析是非常必要的，以衡量数学模型中　印证。这就需要对数值模拟计算结果和物理模型　试验结果进行综合分析，给出最终的温排水预测　结果。　该参数对计算结果的影响程度。如果有必要，建　议开展现场实测试验。　在已有的几个核电工程评价中，电厂温排水　造成的高温升区局限在排水口附近，在该区域内　一２２—　滨海核电厂温排水物理影响模拟中几个关注问题及审评见解张爱玲　３．２扩散系数　位观测的持续时间通常为ｌ５～３０　ｄ。这些现场观　在温排水数值模拟计算中，通常使用一个等　效的扩散系数，概化分子扩散、紊动扩散以及数值　扩散等作用，其变化与水深、流速有关。由于海域　中海流流场和水温的时空分布复杂，至今尚没有　建立统一的方法来推求扩散系数。从特定条件得　测资料作为温排水物理影响模拟中流场的验证资　料和典型潮分析的基础资料。　目前获取典型潮的方法，可以归纳为调和常　数构造法和实测潮替代法。　调和常数构造法构建典型潮的步骤：　（１）通过分析工程海域周边海洋站和厂址专　出的结果也只能适用于特定场合，不具有普适性。　要获取较准确的数值，需要通过现场试验。　目前大多数工程中，通常根据以往类似工程　研究工作所取得的经验，结合具体工程实际情况　用海洋水文站（要求获取至少一年的连续潮位观　测资料）的实测潮位资料，获取调和常数；　（２）建立与长周期海洋站之间的相关关系，　来选取，一般取值为１～１０　ｍ２／ｓ，有些工程取值变　化较大，甚至可以相差两个数量级。最终通过模　型验证来说明扩散系数取值是否合理。　基于扩散系数取值范围较大，审评中往往要　求对该系数的取值进行敏感性分析，以说明对温　排水计算结果的影响程度。一些分析结果表明，　一计算出厂址站的增水值和减水值；　（３）预报各站的潮位和潮流；　（４）将各站潮位叠加厂址站同期增水和减　水，得到各站的潮位过程线；　（５）进行潮差统计，选取潮差累积频率１０％、　５０％、９０％的潮作为典型大潮、中潮、小潮。　在实际情况下，如果实测的大潮、中潮和小潮　的潮差接近１０％、５０％和９０％的累积频率，就用　实测大潮、中潮、小潮作为预测和评价潮型，称为　般海域中，尤其是在对流作用较强的近岸海域，　对流效应远大于紊动扩散效应，扩散系数的取值　对计算结果的敏感性并不强。　４典型潮的推求　对电厂温排水在工程海域的输运和稀释扩散　能力，排放口水深条件、海域的涨落潮潮差和流场　（流速、流向）都会影响海域对温排水的稀释扩散　能力。海流受多种因素的影响，瞬息万变，时空分　布非常复杂，模拟中只能通过统计其一般规律来　表征。至于选取怎样的流场条件可作为温排水物　理影响的预测工况条件，目前尚无标准规定。根　据以往大量的火电工程和核电工程温排水物理影　实测潮替代法。通常在开展冬季和夏季全潮水文　同步测验工作时，就考虑按照上述要求进行大潮、　中潮、小潮的全潮同步水文测验工作。温排水模　拟中分别采用大潮、中潮、小潮３个潮过程作为计　算条件，然后对每种计算条件的温升计算结果分　别进行各特征值的统计，作为典型潮的预测结果。　也有些核电工程使用实测半月潮作为预测和评价　潮型，实测半月潮包含了大潮、中潮、小潮以及各　潮的自然过渡，更能反映实际的潮汐变化规律。　采用半月潮进行温排水计算后，分别选取潮差接　响模拟的实践和经验，通常选取“典型潮”作为预　测和评价的潮型，即取潮差累积频率分别约为　１０％、５０％和９０％的典型大潮、中潮和小潮。　为了解核电工程海域的海洋水文特征，要求　近１０％、５０％、９０％累积频率的３个潮过程的温升　计算结果进行各自特征值统计，作为典型潮的计　算结果。实测潮不仅包含了潮汐动力，也反映了　余流、陆地径流、波浪、风等因素的综合影响。以　实测潮作为典型潮的好处是流场经过验证，能较　好的反映工程水域的实际流态。　关于典型潮的分析，是采用调和常数构造法　在厂址附近设立海洋水文专用观测站，进行至少　一年的现场观测，观测项目包括潮位、波浪、含沙　量、水温、盐度等；要求开展夏季、冬季全潮同步水　文测验来观测工程海域的流场，同步水文测验通　还是实测潮替代法，关键要看实测资料的情况，除　了潮差累积频率满足要求之外，还要关注观测期　间的天气状况、潮型、潮位过程线等是否具有代表　性和典型性。例如，某个核电厂的海洋水文观测　受到外海台风影响，潮位过程线显示存在大的减　常要求在工程海域布设至少ｌ０个以上的测流点　和５个以上的潮位测点，观测项目包括大潮、中　潮、小潮的２５　ｈ潮位、流速、流向、水温、盐度、含　沙量等项目的连续观测；此外，还需要在厂址附近　设立几个临时潮位观测站进行潮位同步观测，潮　一水现象，虽然实测潮的潮差与要求累积频率的潮　２３—　辐射防护通讯２０１１年２月第３ｌ卷第１期　差相吻合，但是潮型和潮过程线是不具有代表性　的；大风天气时对表面流速和流向也有比较大的　影响。另外，还需要考虑季节变化（如冬季和夏季　而实际监测结果所给出的只是某个时刻的瞬态的　温升等值线。显然两者存在一定的差异，从理论　上讲，应该是前者包络后者，不仅体现在高温升包　络面积的量值上，而且在分布形态上也应该是包　络的。因此，只进行简单的量值大小比较是不恰　当的，还需要结合潮流场的特征进行分布形态的　比较。　的平均海平面分析）和年际变化等的代表性分析。　关于温排水物理影响模拟的计算条件，在环　境影响评价中一般采用单一潮型循环计算的方　式，而根据已有工程应用实践，发现这种作法并不　能包络温排水影响最大的情况。因此，在审评中　通常也要求给出半月潮计算条件下的温排水物理　影响范围。　对于不正规全日混合潮的海域，因为小潮出　现的时间较短，且潮差非常小，如果采用典型潮单　潮型循环计算的方式，小潮时的计算结果可能　一６结语　随着我国大力发展核电，温排水对环境的影　响也越来越受到行政管理部门和公众的重视和关　注，因此今后应开展相关基础研究工作，跟踪观测　运行核电厂温排水的影响，重视和加强温排水物　理影响预测结果后评估的方法研究，进一步改进　和完善温排水物理影响模拟方法，提高温排水物　会出现失真且难以接受的问题。因此，对于环境　影响评价中温排水物理影响的预测，选取单一典　型潮还是半月潮作为计算条件，要根据具体海域　特征加以判断。　理影响预测的准确性和科学性。　７参考文献　１中华人民共和国国家标准．海水水质标准．ＧＢ　３０９７－－１９９７．　５温排水物理影响预测结果的后评估　鉴于温排水物理影响模型预测仍存在较大的　不确定性和局限性，核电厂运行后海水水温监测　成为评估温排水影响和保护生态环境的必要手　段，海水水温监测一方面可以了解真实的温排水　物理影响程度ｎ。‘，另一方面，也是改进模拟研究　２国家环境保护局．核电厂环境影响报告书的内容和　格式．ＮＥＰＡ－ＲＧ１，１９８８．　３陈晓秋，商照荣，张爱玲，等．关于核电厂温排水环　境影响的审评见解．核电，２００８，５．　４王丽霞，孙英兰，田晖．热扩散预测方法研究概括　Ｉ＿２５．　手段和提高预测水平的必要措施之一。因此，需　要开展定点水温连续监测、遥感监测或者大面观　测，并在设计阶段环境影响评价中就需要进行监　影响海洋水温的因素．海洋科学，１９９７，２１（５）：　５王丽霞，孙英兰，田晖．热扩散预测方法研究概括　Ｉ卜＿＿热扩散的研究现状．海洋科学．１９９７，２１（６）：　１７．　测方案的详细设计，包括布点、监测设备、信息传　输等方面的考虑，以利于核电站运行后的实施。　分析大亚湾核电基地和秦山核电基地已经开　展的核电厂运行期间的温排水影响监测结果，仅　从量值上看，似乎会得出“模型预测结果相对实际　６蒋爽，端木琳，王树刚．海水热扩散研究进展与新问　题分析．能源环境保护，２００６，２０（５）：５．　７金琨，李振清．温排水物理模型试验中的几个问题．　水利水电快报，２００６，２７（２）：１１．　影响过于保守”的结论。但是，需要特别注意的　是，因为模型预测时对一些影响因素做了偏保守　的估计，而且预测结果是根据管理要求给出的一　８中华人民共和国国家标准．工业循环水冷却设计规　范。ＧＢ／Ｔ　５０１０２－－２００３．　９何益英．对大水域电厂群温排水环境热影响研究的　种包络性的统计结果，是以《海水水质标准》中的　要求为基础，强制要求人为造成的海水温升不超　过“当时当地”的一个温升限值，因此，统计的是全　潮最大温升的影响范围，即在海水的整个涨落潮　过程中任一时刻由于温排水影响而出现高温升的　认识．水利水电科技进展，２００８，２８（４）：２７．　１０梁春利，李名松．不同潮汐状况下的核电站近岸温　度场航空遥感测量研究．中国核科学技术进展报告　——中国核学会２００９年学术年会论文集（第一卷・第　１册）。２Ｏ０９．　海域范围都将统计进来，并点绘温升包络等值线；　２４—　（下转第２７页）　一核技术应用项目环境影响评价文件技术审查的管理宋培峰　识的提高，核技术应用项目的环境影响评价已由　准、导则等；　过去对环境影响的偏重发展到目前对环境影响、　（４）加强技术审查、评价技术交流，包括与国　辐射源的保安以及辐射安全与防护并重。想要把　内审查、评价机构的交流，学习国外先进的管理，　好技术审查关，只有不断提高技术审查工作的水　审查和评价等技术。　平和质量，有必要进一步加强以下几个方面的工　作、：　４参考文献　（１）进一步提高审评、审查人员的素质，加强　１国家环境保护总局．关于进一步加强环境影响评价　对国家相关法律、法规、专业知识的学习与培训；　管理工作的通知．国家环境保护总局公告，２０Ｏ６年　（２）积极探索科学、高效的审查模式、方法、　第５１号．　审查程序和项目管理方法等；　２国家环境保护总局．环境影响评价审查专家库管理　办法．国家环保总局令（第１６号），２００３．　（３）修订、制定环境评价方面的相关技术标　Ｄｉｓｃｕｓｓｉｏｎ．ｏｎ　Ｑｕａｌｉｔｙ　Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ　ｏｆ　Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　Ｒｅｖｉｅｗ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ　Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ　Ｉｍｐａｃｔ　Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ　ｓｏ　Ｐｅ诤　Ｘｕ　Ｚｈｏｎｇｙａｎｇ￣ａｒｔｇ　Ｗｅｎｈｕａ　（Ｎｕｃｌｅａｒ　ａｎｄ　ＲａｄｉａｔｌＩ１　Ｓａｆｅｔｙ　Ｃｅｎｔｅｒ，ＳＥＰＡ，Ｂｅｉｊｉｎｇ，１０００８２）　Ａｂｓｔｒａｃｔ　Ｔｈｅ　ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　ｒｅｖｉｅｗ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ　Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｌａ　Ｉｍｐａｃｔ　Ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ　ａｒｅ　ｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄ　ｉｎ　ｂｒｉｅｆ，ａｎｄ　ｓｏｍｅ　ｏｐｉｎｉｏｎｓ　ｏｎ　ｑｕａｌｉｔｙ　ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ　ａｒｅ　ｇｉｖｅｎ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：　Ｎｕｃｌｅａｒ　ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ　ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ　Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ　ｉｍｐａｃｔ　Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ　ｒｅｖｉｅｗ　Ｍａｎａｇｅｍｅｎｔ　（责任编辑：程金茹）　蔷　；　誉　（上接第２４页）　Ｓｏｍｅ　Ｐｒｏｂｌｅｍｓ　ａｎｄ　Ｒｅｖｉｅｗ　Ｏｐｉｎｉｏｎｓ　ｏｎ　Ｐｈｙｓｉｃａｌ　Ｉｍｐａｃｔ　Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ　ｏｆ　Ｔｈｅｒｍａｌ　Ｄｉｓｃｈａｒｇｅ　ｆｒｏｍ　Ｃｏａｓｔａｌ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌｎａｔ　Ｚｈａｎｇ　Ａｉｌｉｎｇ　Ｗａｎｇ　，ｚｇ　Ｃｈｅｒｔ￣ｉｇｎｙｉｇｎ　（Ｎｕｃｌｅａｒ　ｎａｄ　Ｒａｄｉａｔｉｏｎ　Ｓａｆｅｔｙ　Ｃｅｎｔｒｅ，ＭＥＰ，Ｂｅｉｊｉｎｇ，１０００８２）　Ａｂｓｔｒａｃｔ　Ｂａｓｅｄ　ｏｎ　ｒｅｖｉｅｗ　ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅｓ　ｏｆ　ｓｅｖｅｒａｌ　ｃｏａｓｔｌａ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌｎａｔｓ，ｔｈｅ　ｒｅｐｏｒｔ　ａｎａｌｙｚｅｓ　ｓｏｍｅ　ｋｅｙ　ｐｒｏｂｌｅｍｓ　ｗｏｒｔｈｙ　ｏｆ　ｎｏｔｅ　ｉｎ　ｐｈｙｓｉｃａｌ　ｉｍｐａｃｔ　ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｔｈｅｒｍａｌ　ｄｉｓｃｈａｒｇｅ　ｆｒｏｍ　ｔｈｅ　ｎｕｃｌｅａｒ　ｐｏｗｅｒ　ｐｌａｎｔ．Ａｌｓｏ　ｓｏｍｅ　ｓｕｇｇｅｓｔｉｏ￣：ｓ　ｏｆ　ｅｖａｌｕａｔｉｏｎ　ａｎｄ　ｒｅｖｉｅｗ　ｏｐｉｎｉｏｎ　ａｒｅ　ｐｒｏｖｉｄｅｄ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：　Ｃｏａｓｔａｌ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｐｌａｎｔ　Ｔｈｅｒｍａｌ　ｄｉｓｃｈａｒｇｅ　Ｐｈｙｓｉｃａｌ　ｉｍｐａｃｔ　ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎ　Ｒｅｖｉｅｗ　ｏｐｉｎｉｏｎ　（责任编辑：程金茹）　一２７—