林燕萍,王 威,童中山,劉宇軒
(1.南京水利科學(xué)研究院 水文水資源與水利工程科學(xué)國家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室,江蘇 南京 210029;2.河海大學(xué) 水利水電學(xué)院,江蘇 南京 210098)
21世紀(jì)以來,我國工業(yè)產(chǎn)能處于高速發(fā)展?fàn)顟B(tài),產(chǎn)能持續(xù)提高導(dǎo)致對電力需求量的要求越來越高。在急需減少對化石燃料的依賴、降低環(huán)境污染及增強(qiáng)能源安全等多重背景影響下,大力發(fā)展核電等清潔能源已經(jīng)成為必然。根據(jù)世界核能協(xié)會(WNA)的數(shù)據(jù)[1],截止2022年,美國核發(fā)電量位居第一,其次則是中國、法國、俄羅斯、加拿大等國。其中,法國核發(fā)電量更是占據(jù)了本國總發(fā)電量70%以上。截至2022年[2],我國作為世界核電大國,擁有在運(yùn)行核電機(jī)組54臺,裝機(jī)容量高達(dá)5 560萬kW;在建核電機(jī)組23臺,預(yù)計(jì)裝機(jī)容量2 400萬kW。
核電廠運(yùn)行過程中,需要大量冷卻水將運(yùn)行中的機(jī)組冷卻降溫。目前核電廠采用的冷卻方式有:直接從河湖海洋取水的“一次循環(huán)冷卻”和采用冷卻塔冷卻的“二次循環(huán)冷卻”方式。冷卻方式不同導(dǎo)致冷卻水量也不同,同規(guī)模的核電機(jī)組,“二次循環(huán)冷卻”方式相較“一次循環(huán)冷卻”節(jié)約了95%以上的取水量和排污量[3]。我國已建及在建核電廠均分布在沿海地區(qū),已建核電機(jī)組基本采用一次循環(huán)冷卻,部分?jǐn)M建核電機(jī)組計(jì)劃采用二次循環(huán)冷卻,二者的冷卻用水均取自廠址附近海域,最終排入大海。核電機(jī)組的冷卻水用水量非常大,我國秦山核電廠和大亞灣核電廠均采用一次循環(huán)冷卻方式,其中,秦山核電廠位于杭州灣西部北岸,擁有9臺機(jī)組,總裝機(jī)容量達(dá)到654.6萬kW,溫升8 ℃時(shí)的溫排水排放規(guī)模達(dá)到520 m3/s[4];大亞灣核電基地包括大亞灣核電站、嶺澳核電站,共有裝機(jī)6臺百萬kW級壓水堆核電機(jī)組,溫升10 ℃時(shí)的溫排水排放量為315 m3/s[5]。
核電廠運(yùn)行過程中會產(chǎn)生含放射性的液態(tài)流出物,主要包括液態(tài)3H,除3H外還有如110mAg、54Mn、58Co、134Cs、137Cs、131I、60Co、124Sb等核素;液態(tài)流出物需先采用罐體進(jìn)行儲存,而后采用連續(xù)或集中(點(diǎn)式)隨溫排水一同排放。為阻止海洋中的貝類等軟體動(dòng)物附著在管壁上繁殖,需在冷卻系統(tǒng)中加入低濃度氯[6],因此伴隨核電廠溫排水排出的還有余氯。
溫升的增加會對海洋環(huán)境產(chǎn)生不利影響,如美國佛羅里達(dá)州比斯坎灣(Biscayne)的一座核電站,周邊水域受核電站不受控排放的溫排水影響,水溫增加達(dá)8 ℃,從而造成大范圍(1.5 km)海域生物消失[7]。根據(jù)我國《海水水質(zhì)標(biāo)準(zhǔn)》(GB 3097—1997)規(guī)定,冷卻水水質(zhì)應(yīng)滿足第3類用水標(biāo)準(zhǔn),要求冷卻水排放不得造成海域當(dāng)時(shí)當(dāng)?shù)販厣? ℃以上,否則將被視為污染水體[8]。在核電廠審批過程中,將冬、夏季4 ℃溫升、冬季2 ℃溫升及夏季1 ℃溫升包絡(luò)面積作為重要的審核指標(biāo);同時(shí),在核電廠環(huán)評過程中還需要綜合考慮液態(tài)流出物及余氯對水環(huán)境的綜合影響。
根據(jù)濱海核電廠海域使用論證要求,核電廠規(guī)劃建設(shè)前期需開展溫排水及液態(tài)流出物對環(huán)境影響的專題研究。目前,研究核電廠冷卻水中熱污染和液態(tài)流出物排放的擴(kuò)散規(guī)律主要有以下幾種方式:理論分析、數(shù)學(xué)模型計(jì)算、物理模型試驗(yàn)和已建核電廠海域的原型觀測法及后評估[9]。我國核電廠建設(shè)起步較晚,而火電廠的溫排水研究較早開展,因此,除核電廠外,本文也涉及部分火電廠溫排水研究。
理論分析是指利用經(jīng)典流體力學(xué)理論,基于流體力學(xué)運(yùn)動(dòng)基本方程,闡明流體物理性質(zhì)變化的方法。流體運(yùn)動(dòng)方程組是非線性偏微分方程,只有在簡化條件下才能獲得解析解。由于濱海核電廠附近海域地形邊界復(fù)雜、水文氣象多變,理論分析方法無法得到流場、溫度場及濃度場的具體表達(dá)式。
數(shù)學(xué)模型計(jì)算常用的控制方程有:①連續(xù)性方程(質(zhì)量守恒定律)、②動(dòng)量方程(納維爾-斯托克斯方程)、③對流傳熱速率方程(牛頓冷卻定律)、④物質(zhì)傳輸方程。數(shù)學(xué)模型計(jì)算是指將以上控制方程組,采用離散化處理(有限體積法、有限差分法、有限元方法等),然后通過計(jì)算機(jī)編程語言進(jìn)行計(jì)算,進(jìn)而得到時(shí)空上的具體三維變量值。
21世紀(jì)以來,由于計(jì)算機(jī)技術(shù)的飛速發(fā)展,計(jì)算機(jī)的靈活性和任意性使得各種理論技術(shù)可以不受時(shí)間、空間等因素的限制就可達(dá)到高速有效計(jì)算的目的。計(jì)算機(jī)模擬技術(shù)可以為實(shí)際工程的運(yùn)營提供良好的數(shù)據(jù)支持,做出指導(dǎo)并可提前預(yù)防工程中可能產(chǎn)生的問題。當(dāng)前市場上一些商業(yè)公司和科研機(jī)構(gòu)開發(fā)了許多商業(yè)軟件,主要包括:
(1)MIKE-SHE系列:該商業(yè)軟件程序由丹麥水力學(xué)研究所(DHI)開發(fā)研制,利用完善且高效的水文模擬系統(tǒng),可以輕松模擬包括湖泊、河口、海岸、海灣在內(nèi)的水體水力現(xiàn)象。其中,MIKE21系列[10]軟件是典型的針對平面二維提出的模擬軟件,軟件內(nèi)包含水動(dòng)力及對流擴(kuò)散模塊,可以精準(zhǔn)模擬溫排水與液態(tài)流出物的擴(kuò)散水力現(xiàn)象。盡管該軟件具有可靠的界面,且數(shù)據(jù)處理簡單、計(jì)算速度快、穩(wěn)定性高,但是其仍有二次開發(fā)難度大、難以模擬三維模型的缺點(diǎn)。近年來丹麥水力學(xué)研究所也在逐步推出針對長時(shí)間、大流域模擬的MIKE3三維軟件,同時(shí)得到了良好應(yīng)用[11-13]。
(2)Delft3D軟件:Delft3D軟件由荷蘭DELFT水力學(xué)研究所開發(fā),可以模擬潮汐下沉積物質(zhì)輸運(yùn)、溫排水和液態(tài)流出物擴(kuò)散范圍、水質(zhì)變化等狀況,可應(yīng)用于二維或三維的模擬軟件。主要運(yùn)用軟件內(nèi)部的FLOW水動(dòng)力模塊及輔助模塊來實(shí)現(xiàn)模型的啟動(dòng)、網(wǎng)格構(gòu)建和擴(kuò)展。因只需調(diào)試少量參數(shù),所以Delft3D操作系統(tǒng)具有用戶友好性的優(yōu)勢。由于Delft3D軟件用于計(jì)算的網(wǎng)格是正交網(wǎng)格,因此在面臨模擬復(fù)雜彎曲的海岸線時(shí),擬合度較低。
(3)CFD軟件:CFD軟件是計(jì)算流體力學(xué)軟件的總稱,自20世紀(jì)80年代末開始有設(shè)計(jì)開發(fā)及應(yīng)用,如Phoenics,FLUENT,CFX等商用軟件都被稱為CFD軟件,這些軟件中引入多種紊流模型,如k-ε模型、RNG模型、低雷諾系數(shù)模型等,進(jìn)而實(shí)現(xiàn)更精確模擬流體的目的。作為當(dāng)前CFD軟件典型商用軟件之一,FLUENT軟件采用典型流動(dòng)屬性的數(shù)字解法來還原流動(dòng)、熱傳導(dǎo)、化學(xué)反應(yīng)的現(xiàn)象。FLUENT包括許多紊流模型,其中,模擬溫排水通常添加k-ε雙方程模型和雷諾應(yīng)力模型(RSM)。FLUENT軟件仿真精度相對較高,但由此產(chǎn)生的繁重計(jì)算使得FLUENT軟件在復(fù)雜且時(shí)限較短的工程應(yīng)用上短板明顯[14]。
國外相關(guān)研究起始時(shí)間較早,目前已有較為成熟且種類豐富的商業(yè)軟件。國內(nèi)溫排水研究雖起步較晚,但也有大量的研究。早在20世紀(jì)80年代,我國就采取數(shù)學(xué)模擬對電廠排放的溫排水進(jìn)行研究。1986年吳江航等[15]選擇將核電廠排水口遠(yuǎn)區(qū)作為研究區(qū)域,利用分步雜交技術(shù),分兩步處理水力式子中的對流算子和擴(kuò)散算子,得到了核電廠冷卻水系統(tǒng)排放后的水力熱力特性;隨后郝瑞霞等[16]在2004年研究泉州某核電廠的冷卻水排放過程中發(fā)現(xiàn)通過修正k-ε紊流模型中的浮力項(xiàng),調(diào)整過參數(shù)的k-ε模型可以更好地貼合溫排水三維數(shù)值模擬研究試驗(yàn);2009年曹穎等[17]基于FVCOM模型對核電廠的溫排水三維對流模型進(jìn)行計(jì)算,總結(jié)出溫排水對流產(chǎn)生的浮力效應(yīng)會使得溫排水集聚在海水上層的結(jié)論,并得到了相關(guān)海域的整體三維分布特性;2011年黃曉武等[18]采用FLUENT軟件的隱式求解,對電廠溫排水排放入重慶嘉陵江后的江水溫升進(jìn)行影響預(yù)測,結(jié)果表明電廠溫排水不產(chǎn)生廢熱污染的合理排放是科學(xué)可行的;趙懿珺等[19]于2015年研究鐵山灣內(nèi)已有電廠和新建核電廠的溫排水疊加影響效應(yīng)時(shí)選擇使用Delft3D水動(dòng)力模型軟件,發(fā)現(xiàn)該類情況下Delft3D內(nèi)的不同時(shí)空參數(shù)的敏感程度不同。
在液態(tài)流出物排放研究方面,李紅等[20]在2009年根據(jù)IAEA推薦數(shù)學(xué)模型對河道內(nèi)放射性核素濃度展開分析計(jì)算,并得到公眾安全的放射性濃度結(jié)果;2013年郭欣偉等[21]在此基礎(chǔ)上繼續(xù)研究,利用國外核電站的實(shí)際運(yùn)行資料經(jīng)驗(yàn)對內(nèi)陸核電站進(jìn)行規(guī)律總結(jié),分析出內(nèi)陸核電站對水質(zhì)的影響情況,為國內(nèi)建設(shè)內(nèi)陸核電廠提供了相應(yīng)依據(jù);陳樹山等[22]在2014年則以內(nèi)陸某個(gè)核電站為假設(shè),研究液態(tài)流出物進(jìn)入水庫后的擴(kuò)散范圍,驗(yàn)證了核電廠正常運(yùn)行的排放標(biāo)準(zhǔn);2017年李勇等[23]通過三維數(shù)值模擬軟件,對某濱河核電廠溫度場和濃度場進(jìn)行數(shù)值模擬,得到內(nèi)陸河道稀釋能力足夠的結(jié)論;左慶寧等[24]在2022年使用MIKE21軟件建立出核電廠排放海域的水動(dòng)力和稀釋擴(kuò)散模型,并針對結(jié)果對實(shí)際工程影響做出評估,為核電廠建設(shè)提供數(shù)值參考。
除了可以解決簡單問題外,數(shù)學(xué)模型計(jì)算還可用于模仿和預(yù)測復(fù)雜的流場和溫度場。數(shù)學(xué)模型使用數(shù)字形式來模擬全部實(shí)驗(yàn)過程,能輕松將復(fù)雜現(xiàn)實(shí)問題簡化成相應(yīng)的數(shù)值形式,不受試驗(yàn)場地限制、縮尺效應(yīng)及觀測儀器精度誤差的影響,因此十分有效方便。從計(jì)算機(jī)運(yùn)算角度上講,數(shù)學(xué)模型計(jì)算可以輕松調(diào)整以及控制條件和參數(shù),模擬出物理模型無法實(shí)現(xiàn)的條件,得到的結(jié)果不僅僅對某個(gè)特定模型具有意義,更為相似條件下的其他工程提供參考和對比,因此數(shù)學(xué)模型計(jì)算是研究水動(dòng)力問題和物質(zhì)輸移問題的有效手段。在當(dāng)前國土空間規(guī)劃的限制及環(huán)評的需要下,核電廠初期規(guī)劃及擴(kuò)建過程中的排水口的布置愈發(fā)重要,利用數(shù)學(xué)模擬手段具有周期短、速度快、費(fèi)用低等優(yōu)點(diǎn),能夠在短時(shí)間內(nèi)進(jìn)行大量基礎(chǔ)方案的比較,使其成為項(xiàng)目成功的關(guān)鍵。
目前已有研究中,數(shù)學(xué)模型計(jì)算仍存在一定的短板。模型的可靠性和精度主要依靠于所建立數(shù)學(xué)模型的合理性(二維、三維、分層三維與真三維)、離散方法、計(jì)算參數(shù)的取值(水流紊動(dòng)擴(kuò)散模擬)乃至邊界條件的處理。上述因素一旦出現(xiàn)問題,就容易出現(xiàn)數(shù)學(xué)模擬計(jì)算結(jié)果與實(shí)際水流現(xiàn)象差距較大的情況。在實(shí)際現(xiàn)場運(yùn)用中,數(shù)學(xué)模型對于排水口近區(qū)的溫排水及液態(tài)流出物的三維擴(kuò)散特性模擬還存在一定的偏差,需與物理模型相配合,遠(yuǎn)區(qū)利用數(shù)值計(jì)算水力熱力特性,近區(qū)則采用物理模型模擬互相取長補(bǔ)短。
早在1964年陳惠泉[25]就電廠冷卻水模型試驗(yàn)提出模型相似理論,指出了冷卻水模型試驗(yàn)與一般水工河工模型試驗(yàn)之間最大的區(qū)別在于是否在模擬內(nèi)容中考慮增加溫度變量。濱海核電廠通常布置在沿海地區(qū),主要考慮取排水口布置及排水對環(huán)境的影響,需滿足以下幾個(gè)相似,即重力相似、阻力相似、溫度分布相似和散熱相似(大多數(shù)情況下無法滿足),如果要模擬核電廠液態(tài)流出物,則還需要有物質(zhì)輸運(yùn)相似準(zhǔn)則。
國內(nèi)針對電廠溫排水進(jìn)行物理模型試驗(yàn)從20世紀(jì)50年代開始,研究經(jīng)過了從簡單的降低取水水溫,到預(yù)報(bào)整個(gè)熱水受納水域的水溫;從恒定的水庫、水池,到感潮河段,甚至到更為復(fù)雜的近海水域[25]等變化。
最初研究的是火電及核電的溫排水排放至自然水體中產(chǎn)生的廢熱污染問題,并不考慮溫差浮力效應(yīng),與常規(guī)水工模型試驗(yàn)無較大差別。自1964年以來陳惠泉[25]針對模型相似理論展開研究,在多個(gè)組成無尺度量“綜合π項(xiàng)”概念上提出了綜合參量相似概念[26],降低了模型還原難度,使復(fù)雜的溫排水物理模型試驗(yàn)成為可能。到了20世紀(jì)80年代,陳惠泉開始針對模型相似準(zhǔn)則之間的比尺矛盾以及如何在模型中重演與冷卻水排放密切相關(guān)的風(fēng)吹、冰凍等效應(yīng)進(jìn)行探索,逐步提出了考慮河湖海洋等大水面會產(chǎn)生的風(fēng)吹效應(yīng)[27],以及受納水體可能結(jié)冰、融冰效應(yīng)[28]等不同情境下的物理模型方案。陳惠泉在其相似理論提出后,將溫排水模型重點(diǎn)概括為兩類,一類是研究受熱水域(水庫或河流)的整體散熱能力,包括水庫型溫排水模型、上游來水量小的河道型溫排水模型;另一類是研究排水口附近出水流態(tài)和局部溫度場,即重點(diǎn)溫排水排放的近區(qū)影響物理模型。在針對液態(tài)流出物的物理模型研究方面,國內(nèi)學(xué)者如陳朝泉等[29]在1997年從PLIF平面激光誘導(dǎo)熒光技術(shù)的角度出發(fā)對污染范圍展開試驗(yàn),得出潮流中的污染排放混合特性規(guī)律總結(jié);梁東方等[30]則是在以往矩形試驗(yàn)基礎(chǔ)上,對不同梯形斷面物理模型進(jìn)行試驗(yàn),最終得到異形梯形通道的橫向擴(kuò)散系數(shù)的結(jié)論。
近年來,國外溫排水與液態(tài)流出物物理模型試驗(yàn)愈來愈少,但仍有部分學(xué)者開展了一些相關(guān)基礎(chǔ)性研究。最初是對簡單的流場特征進(jìn)行提取,利用儀器獲取流體中的流速、流向、流場等數(shù)據(jù),隨后逐漸將物理模型試驗(yàn)方法與核電廠的液態(tài)流出物污染應(yīng)用研究方向相結(jié)合,針對污染擴(kuò)散的影響做出必需的系數(shù)研究。Hassan等[31]采用室內(nèi)模型探討不同的水力學(xué)特征指數(shù);學(xué)者Chau等[32]基于矩形類通道試驗(yàn),測定出橫向混合系數(shù),通過研究總結(jié)出液態(tài)流出物在通道內(nèi)的擴(kuò)散系數(shù)。
濱海火(核)電廠溫排水及液態(tài)流出物模型試驗(yàn),需要較大的試驗(yàn)場地及大量的設(shè)備。從理論上講,如果是一維的水流運(yùn)動(dòng)[33],利用的模型可以采用幾何變態(tài),主要參照模型糙率相似,變率取值可以根據(jù)需求放大;如果是存在平面流速分布的二維水流運(yùn)動(dòng),變率的采用需要考慮水流均勻性、寬深比、地貌地形等影響因素,并無確切的變率取值;對于三維水流運(yùn)動(dòng),只能采用正態(tài)模型。由于試驗(yàn)場地限制及核電廠規(guī)模擴(kuò)大(溫排水對海域的影響范圍變大,要求更大的場地),在不能滿足正態(tài)模型的條件下,只能采用變態(tài)模型,經(jīng)過多年的研究,達(dá)成的共識要求模型變率不超過3[34]。
濱海核電廠冷卻水物理模型采用的儀器設(shè)備種類較多,包含潮型發(fā)生系統(tǒng),流速、潮位同步采集系統(tǒng),液面跟蹤系統(tǒng),升溫及采溫系統(tǒng)(模擬溫排水情況下)和液態(tài)流出物排放及濃度采集系統(tǒng)(模擬液態(tài)流出物情況下)。常規(guī)儀器有:加熱箱、流量計(jì)、液面自動(dòng)跟蹤水位計(jì)、聲學(xué)多普勒流速儀[35](ADV)、溫度探頭等。液態(tài)流出物模擬需使用適當(dāng)?shù)氖聚檮┠M排放污染物(示蹤劑可用氯化鈉、氟化物、熒光物質(zhì)、放射性物質(zhì)、高錳酸鉀、羅丹明試劑),用分光光度法進(jìn)行測量[36]。
相較于理論分析和數(shù)學(xué)模擬等方法,物理模型試驗(yàn)得到的結(jié)果跟實(shí)際工程聯(lián)系更加緊密,特別是核電廠近區(qū)的高溫升區(qū)域,由于其三維特性差異明顯,物理模型可以較好地模擬出排水口近區(qū)的溫排水及液態(tài)流出物的擴(kuò)散范圍,進(jìn)而獲得工程需要的更詳細(xì)數(shù)據(jù)。
物理模型試驗(yàn)存在研究費(fèi)用大、試驗(yàn)時(shí)間周期長等問題。同時(shí),由于我國優(yōu)質(zhì)濱海核電場址不多,在場址規(guī)劃中都想盡可能增加機(jī)組容量,隨著核電機(jī)組容量增加和取水量的增大,核電廠溫排水與液態(tài)流出物影響范圍也隨之增大。物理模擬的范圍受到場地和供水能力等客觀條件的限制,即使采用小變率模型,還是會存在部分熱量或擴(kuò)散物質(zhì)流出模型邊界的問題,這是物理模型試驗(yàn)無法逃避的缺陷。
隨著濱海核電廠的不斷建設(shè)及其容量的不斷增加,海域使用論證過程十分關(guān)注核電廠擴(kuò)建過程中已建機(jī)組的溫排水及液態(tài)流出物對環(huán)境的真實(shí)影響,提出了進(jìn)行原型觀測及后評估要求。原型觀測可分為長期監(jiān)測和臨時(shí)性大規(guī)模測量?,F(xiàn)階段,原型觀測通常采用對水體進(jìn)行直接測量或紅外遙感測量[37]。
長期監(jiān)測主要是滿足電廠自身的需求。長期監(jiān)測早期使用人工定點(diǎn)測量,后續(xù)隨著科技智能化的發(fā)展,連續(xù)監(jiān)測成為可能。楊君德等[38]基于GPRS海水溫度自動(dòng)監(jiān)測系統(tǒng),利用高通道溫度數(shù)據(jù)采集器設(shè)計(jì)出海水溫度自動(dòng)觀測系統(tǒng)并成功應(yīng)用;針對水溫在垂向上的差異,張曉芳等[39]通過增加子系統(tǒng)的操作,研究并制作出垂向方向的水溫浮標(biāo)系統(tǒng)。
臨時(shí)性大規(guī)模測量主要是對核電已建機(jī)組不同季節(jié)(夏、冬)電廠溫排水(和余氯)對受納水體環(huán)境影響的觀測。根據(jù)溫排水與余氯原型觀測結(jié)果,結(jié)合水溫模擬研究成果,對溫排水及余氯影響范圍及取水溫升等進(jìn)行較為準(zhǔn)確的評估,并據(jù)此開展溫排水及余氯數(shù)值預(yù)報(bào)模型校驗(yàn)研究,為后續(xù)擴(kuò)建工程中的溫排水和余氯環(huán)境影響預(yù)報(bào)工作奠定基礎(chǔ)。
由于海洋環(huán)境復(fù)雜多變,大規(guī)模直接測量需要花費(fèi)大量的時(shí)間與經(jīng)費(fèi),且獲得的資料十分有限,隨機(jī)性較大,難以得到預(yù)期成果。于是借助現(xiàn)代觀測技術(shù)的遙感觀測正被逐步應(yīng)用。朱利等[40]選擇大亞灣核電站作為研究區(qū),應(yīng)用HJ-1B衛(wèi)星熱紅外遙感數(shù)據(jù)IRS4,得到了大亞灣核電站溫排水的影響范圍;賀佳惠等[41]基于航空遙感掃描技術(shù),在精確操作與處理下,成功模擬出了秦山核電站不同季節(jié)不同潮位下的溫度場圖像數(shù)據(jù);谷洪欽等[42]對溫度場的遙感監(jiān)測手段做了進(jìn)一步補(bǔ)充,選擇將單窗算法和Landsat-8 TIRS數(shù)據(jù)進(jìn)行結(jié)合,同時(shí)利用MODIS海溫?cái)?shù)據(jù)進(jìn)行驗(yàn)證,實(shí)現(xiàn)了對核電廠附近海域溫度場的布控監(jiān)測。航空遙感配合衛(wèi)星數(shù)據(jù)的多層次遙感測量技術(shù)有著非常積極的意義。
針對核電廠液態(tài)流出物的影響研究,常是現(xiàn)場樣品采集,送往實(shí)驗(yàn)室進(jìn)行樣品分析放射性濃度,或者是利用浮標(biāo)設(shè)置碘化鈉探測器來測量。從20世紀(jì)開始?xì)W美發(fā)達(dá)國家就針對碘化鈉監(jiān)測系統(tǒng)進(jìn)行建設(shè)[43],后續(xù)更是發(fā)展出海洋放射環(huán)境監(jiān)測網(wǎng)體系,例如德國的海洋環(huán)境監(jiān)測網(wǎng)設(shè)置在北海和波羅的海;日本對核設(shè)施周邊的放射性指數(shù)進(jìn)行常規(guī)監(jiān)測;美國的監(jiān)測流程由各州負(fù)責(zé)采樣后集中送往實(shí)驗(yàn)室[44]。而我國大型海洋放射性監(jiān)測系統(tǒng)目前尚處于規(guī)劃階段,但是隨著我國核電事業(yè)的發(fā)展,放射性系統(tǒng)終將提上日程。建立有效的核電機(jī)組建設(shè)后原型觀測手段,有利于正確評估核設(shè)施的運(yùn)行安全性,保護(hù)海洋環(huán)境,更對生態(tài)環(huán)境和研究經(jīng)濟(jì)帶的發(fā)展關(guān)系重大。
原型觀測收集的基本數(shù)據(jù)在反映環(huán)境特征方面十分可靠,但它們的缺點(diǎn)也很明顯,工作量大、成本高、受機(jī)組運(yùn)行情況及現(xiàn)場環(huán)境影響大且不易獲得不利工況的觀測資料。原型觀測獲得的數(shù)據(jù)可以給模型校驗(yàn)提供必要的數(shù)據(jù)支撐,為后續(xù)擴(kuò)建工程中的溫排水和液態(tài)流出物對環(huán)境影響預(yù)報(bào)工作奠定基礎(chǔ)。
濱海核電廠溫排水及液態(tài)流出物擴(kuò)散對環(huán)境的影響程度,現(xiàn)階段采用數(shù)學(xué)模型計(jì)算與物理模型相結(jié)合的方法進(jìn)行研究,同時(shí)對已建核電廠進(jìn)行原型觀測與后評估,以便能為數(shù)學(xué)模型提供相應(yīng)的計(jì)算參數(shù),并可以對物理模型進(jìn)行必需的校正。
數(shù)學(xué)模型和物理模型各有其自身特點(diǎn)和限制條件,兩者應(yīng)相互補(bǔ)充,并有機(jī)結(jié)合。就核電廠的溫排水?dāng)?shù)學(xué)模型計(jì)算而言,常采用二維或三維數(shù)學(xué)模型,高速且費(fèi)用低的數(shù)學(xué)模擬可以在短期進(jìn)行大量基礎(chǔ)方案的比較,經(jīng)濟(jì)實(shí)惠。由于濱海核電廠海域地形及邊界條件的復(fù)雜性、水文變化的多樣性,數(shù)學(xué)模型在排水口近區(qū)的模擬存在較大的局限性。現(xiàn)階段濱海核電廠物理模型可以較好地模擬排水口近區(qū)的溫排水及液態(tài)流出物的擴(kuò)散范圍,物理模型的相似性要求是滿足更多相似條件實(shí)現(xiàn)還原現(xiàn)場物理現(xiàn)象的目的。但隨著機(jī)組容量增加,取水量的增大,其影響范圍也隨著增大,由于試驗(yàn)場地大小限制原因,只能采取小變率模型,進(jìn)而出現(xiàn)部分熱量或擴(kuò)散物質(zhì)溢出模型邊界的現(xiàn)象,導(dǎo)致在遠(yuǎn)區(qū)的結(jié)果缺乏可靠性。
原型觀測收集到的數(shù)據(jù)可以精準(zhǔn)展現(xiàn)水域環(huán)境特征,但是受限于工作量大、成本高、環(huán)境惡劣和不良天氣等因素,導(dǎo)致觀測困難。因此原型觀測要十分重視量測方法和分析方法,特別是大范圍動(dòng)態(tài)三維流速場的測量,以及溫度場測量時(shí)基礎(chǔ)溫度的分析與選擇。原型觀測資料可以用來檢驗(yàn)數(shù)學(xué)模型計(jì)算與物理模型試驗(yàn)成果,進(jìn)一步歸因數(shù)模計(jì)算參數(shù)、物理模型比尺、邊界設(shè)置等因素對最終結(jié)果的影響,方便后續(xù)工程的研究。同時(shí),對我國當(dāng)前已建濱海核電廠的生態(tài)環(huán)境影響進(jìn)行客觀且科學(xué)的評估還有很多工作要做,對于觀測資料更是要慎重,不能不分真?zhèn)?、不辨精度、不知輕重就下結(jié)論。
我國當(dāng)前正值核電事業(yè)發(fā)展的高速時(shí)期,大量核電機(jī)組開始計(jì)劃建設(shè),因此重視物理試驗(yàn)和數(shù)學(xué)模擬的結(jié)合研究,規(guī)范相應(yīng)的檢測手段,探索更好的研究方法,才能最終達(dá)到核電廠和生態(tài)環(huán)境的協(xié)調(diào)發(fā)展的目的。