《地下核电站放射性废水地下迁移防护系统.pdf》由会员分享，可在线阅读，更多相关《地下核电站放射性废水地下迁移防护系统.pdf（8页珍藏版）》请在专利查询网上搜索。
1、(10)授权公告号 CN 203960913 U(45)授权公告日 2014.11.26CN203960913U(21)申请号 201420318038.9(22)申请日 2014.06.13E02D 31/00(2006.01)(73)专利权人长江勘测规划设计研究有限责任公司地址 430010 湖北省武汉市解放大道1863号(72)发明人钮新强 李洪斌 周述达 施华堂韩前龙 徐年丰 何杰 鱼维娜苏利军 房艳国(74)专利代理机构武汉开元知识产权代理有限公司 42104代理人陈家安(54) 实用新型名称地下核电站放射性废水地下迁移防护系统(57) 摘要本实用新型公开了一种地下核电站放射性废水地。
2、下迁移防护系统，其特征在于：包括反应堆洞室防护层和具有阻隔天然岩体地下水作用的核岛外围总防护，所述反应堆防护层包括围绕反应堆洞室的具有防止内水外渗的内衬层、具有集中疏水功能的渗水集中疏排层和岩体裂隙充填层，所述外围总防护设置在反应堆洞室和辅助洞室共同组成的地下洞室群外围。针对地下核电站在严重事故下放射性废水地下迁移的特点，重点对反应堆洞室进行防护，防止大规模放射性物质迁移的可能性，以符合国家核安全相关标准。(51)Int.Cl.(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利 权利要求书1页 说明书4页 附图2页(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)实用新型专利权利要求书1页 说明书4页 附图。
3、2页(10)授权公告号 CN 203960913 UCN 203960913 U1/1页21.地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：包括反应堆洞室防护层(S)和具有阻隔天然岩体地下水作用的核岛外围总防护隔水层(Z)，所述反应堆防护层(S)包括围绕反应堆洞室的具有防止内水外渗的内衬层(S1)、具有集中疏水功能的渗水集中疏排层(S3)和岩体裂隙充填层(S2)，所述外围总防护隔水层(Z)设置在反应堆洞室和辅助洞室共同组成的地下洞室群外围。2.根据权利要求1所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述岩体裂隙充填层(S2)包括内岩体裂隙充填层(S2-1)和外岩体裂隙充填层(。
4、S2-2)。3.根据权利要求2所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述的反应堆洞室防护层由内往外依次是内衬层(S1)、内岩体裂隙充填层(S2-1)、渗水集中疏排层(S3)和外岩体裂隙充填层(S2-2)。4.根据权利要求3所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述内衬层(S1)由钢筋混凝土结构或钢筋混凝土加防水板材构成。5.根据权利要求4所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述混凝土为具有高防渗等级的混凝土。6.根据权利要求3所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述内岩体裂隙充填层(S2-1)和外岩体裂隙充填层(S2-。
5、2)均由岩体裂隙内的灌浆物和岩体本身构成。7.根据权利要求3所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述渗水集中疏排层(S3)由多层排水洞S3-2及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔S3-1组成。8.根据权利要求1所述的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特征在于：所述外围总防护(Z)由多层排水洞Z2及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔Z1组成。权 利 要 求 书CN 203960913 U1/4页3地下核电站放射性废水地下迁移防护系统技术领域0001 本实用新型涉及地下核电站安全系统，具体指一种地下核电站放射性废水地下迁移防护系统。技术背景0002 根据国家核安全局核电厂厂址选择。
6、与水文地质的关系(HAD101/06)及核电厂厂址中放射性物质水力弥散问题(HAD101/05)准则，放射性核素在地下的迁移是受地下水运动(输送)、污染峰的传播(水力弥散)、固相中放射性核素的滞留和释放(相间分布)控制的。核素在地下水输送、水力弥散及相间分布等不同迁移过程中，迁移的载体介质均是地下水。因此，通过工程措施，阻断地下水的运动即可对含核素的放射性废水地下迁移起到防护作用。地下核电站如发生安全壳破裂等严重事故工况，内部放射性废水将会向反应堆洞室外部岩体迁移，污染地下水体，造成重大环境污染。放射性废水地下迁移包括地下水输送、水力弥散及相间分布等复杂过程，影响放射性废水地下迁移的因素众多，。
7、涉及事故源点的位置、岩体特征、地下水类型、迁移途径等。因此，需要建立相应的防护系统，避免地下核电站放射性废水在地下迁移带来的影响。0003 目前，国内外尚无投入商业运行的大型地下核电站，相应的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统研究属于全新的技术领域。已建的地下核废料处置场一般通过将核废料钢罐密封、外覆粘土等隔离层并置于岩体深洞井中处置，与地下核电站的迁移防护在建筑物布置上存在很大差异，可借鉴性差。此外，放射性废水地下迁移不仅影响因素复杂，而且防护要求极高，单一的手段难以确保防护安全，必须综合考虑多重防护布置形式，以确保发生核事故时，放射性废水地下迁移处于受控处置状态。发明内容0004 本实用。
8、新型针对地下核电站在严重事故状态下放射性废水可能向外迁移的状况，提供一种具有高效、多重防护的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统。0005 经过创新研发，结合核电技术与地下岩体工程渗控技术，对地下核电站严重事故工况下的放射性废水地下迁移防护布置形式与措施进行分析，创新的将水电站工程的渗流控制措施应用于地下核电站放射性废水地下迁移防护中，综合设置地下核电站放射性废水地下迁移多重防护措施。0006 为了实现上述目的，本实用新型所设计的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，其特殊之处在于：包括反应堆洞室防护层和核岛外围总防护，所述反应堆洞室防护层包括围绕反应堆洞室的具有防止内水外渗的内衬层、具有集中。
9、疏水功能的渗水集中疏排层和岩体裂隙充填隔渗层；所述核岛外围总防护设置在核岛(反应堆洞室和辅助洞室共同组成的地下洞室群)外围，由起阻隔天然岩体地下水作用的隔水层构成。其中，所述岩体裂隙充填隔渗层包括内岩体裂隙充填层和外岩体裂隙充填层。0007 优选地，所述的反应堆洞室防护层由内往外依次是内衬层、内岩体裂隙充填层、渗说 明 书CN 203960913 U2/4页4水集中疏排层和外岩体裂隙充填层。0008 进一步地，所述内衬层由钢筋混凝土结构构成或钢筋混凝土加防水板材综合构成。内衬层起封闭作用，避免严重事故工况下反应堆洞室充冷却水后向外部岩体渗漏的可能。为了使此结构具有更高的防渗性，所述混凝土为具有。
10、高防渗等级的混凝土。0009 更进一步地，所述内岩体裂隙充填层和外岩体裂隙充填层均由岩体裂隙内的灌浆物和岩体本身构成。内岩体裂隙充填层位于反应堆洞室洞壁及围岩部位，进一步增强洞壁及围岩的防渗性。外岩体裂隙充填层起阻隔洞室群岩体与反应堆厂房洞室周岩体地下水水力交换的作用。0010 再进一步地，所述渗水集中疏排层由多层排水洞及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔组成。渗水集中疏排层使严重事故工况下可能发生的经内衬层、内岩体裂隙充填层后的微量渗水在防护区内集中疏排。为了保证疏排效果，所述排水孔间隔应小于2m。0011 再进一步地，所述外围总防护隔水层由多层排水洞及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔组成。隔水层。
11、可阻隔天然地下水向地下洞室群的渗漏，降低地下水渗压，保证洞室的围岩稳定，并阻隔地下洞室群内外的水力联系，使地下洞室群处于岩体疏干区。0012 本实用新型的优点在于：针对地下核电站在严重事故下放射性废水地下迁移的特点，重点对反应堆洞室进行防护，结合岩体的天然防护性能设计有内衬层、渗水集中疏排层和岩体裂隙充填层，充分的隔断放射性废水地下迁移的通道，并设收集、处置、监测系统。对核电正常运行、特别是在严重事故下可能产生的放射性废水在工程防护区内进行拦截、收集与处置，防止大规模放射性物质迁移的可能性，以符合国家核安全相关标准。附图说明0013 图1为一种地下核电站放射性废水地下迁移防护系统的结构示意图。。
12、0014 图2为图1所示防护系统在模拟工况1、工况2、工况3下渗流场水头等值线分布图(单位：m)。0015 图3为图1所示防护系统在模拟工况4下渗流场水头等值线分布图(单位：m)。0016 图中：反应堆洞室防护层S，内衬层S1，岩体裂隙充填层S2，内岩体裂隙充填层S2-1，外岩体裂隙充填层S2-2，渗水集中疏排层S3，排水孔S3-1，排水洞S3-2，核岛外围总防护隔水层Z，排水孔Z1，排水洞Z2，集中处理收集渗水A，监测点B，检、传、报可视化系统C。具体实施方式0017 下面结合附图和具体实例对本实用新型作进一步的详细描述：0018 图1中所示的地下核电站放射性废水地下迁移防护系统，包括反应堆。
13、洞室防护层S和具有阻隔天然岩体地下水作用的核岛外围总防护隔水层Z，各防护层均为封闭结构，反应堆洞室防护层S包括围绕反应堆洞室的具有防止内水外渗的内衬层S1、具有集中疏水功能的渗水集中疏排层S3和岩体裂隙充填层S2，其中，岩体裂隙充填层S2包括内岩体裂隙充填层S2-1和外岩体裂隙充填层S2-2，核岛外围总防护Z设置在反应堆洞室和辅助洞室共同组成的地下洞室群外围。0019 反应堆厂房完全保留地面核电站所有核安全防护措施，即在安全壳内及安全壳外部保留原监控、收集、贮存和处置设施，在排放点设置监控及专用排放设施等。地下核电站说 明 书CN 203960913 U3/4页5放射性废水主要来源于反应堆厂房。
14、在严重事故工况下的外渗，为此，针对反应堆厂房洞室在保留地面核电站安全防护措施的基础上重点加强防护，四个层次的防护措施具体结构如下所示：0020 1)高性能洞壁防护区，即内衬层S1：0021 内衬层S1设置在反应堆厂房洞室内壁，内衬层S1由高防渗性钢筋混凝衬砌层构成，其中，顶拱及周圈衬砌混凝土厚度初定0.5m1m；底板衬砌混凝土厚度可根据需要适当加厚。衬砌混凝土为抗渗等级W12，渗透系数约1.310-9cm/s。同时，对反应堆厂房洞壁所有围岩裂隙采用高防渗材料崁缝封闭。为防止地震作用对反应堆洞室衬砌混凝土开裂的影响导致充冷却水后渗漏量加大，亦可在反应堆洞室底板及四周采用钢衬方案。在地震引起的严重。
15、事故工况下，既可在钢衬洞室内充冷却水防止堆芯熔化事故的发生，又可避免发生洞内冷却水向外部岩体渗漏的可能，以确保核防护安全。0022 抗渗等级为W12的衬砌混凝土可抵抗120m水头压力作用而不发生混凝土渗水。如国内已建成的世界最高的水布垭面板堆石坝，最大坝高233m，该坝型坝体隔渗完全依靠混凝土面板，该面板抗渗等级为W12，其最大厚度仅1.1m，工程已投入运行多年，未发生异常。地下核电安全壳破裂的严重事故工况下，为防止熔堆，洞室内可充水冷却，按充水深度约20m计，远低于水布垭大坝面板上作用水头，类比可知，抗渗等级W12衬砌混凝土可有效防止反应堆洞室内充冷却水后外渗情况的发生。0023 2)高密度。
16、灌浆裂隙封闭区，即内岩体裂隙充填层S2-1：0024 内衬层S1外设置有内岩体裂隙充填层S2-1，内岩体裂隙充填层S2-1是对反应堆厂房洞壁围岩采取高密度灌浆，对岩体缝隙进行封闭，使岩体和灌浆物质共同形成封闭的层，进一步提高洞壁围岩的整体性、防渗性，封闭区岩体的综合防渗性能达10-6cm/s。灌浆孔排距初定1m1m2m2m，处理深度8m12m。0025 3)高效疏排区，即渗水集中疏排层S3：0026 为了进一步的防止少量放射性水的渗漏，在内岩体裂隙充填层S2-1的外围设置了能自动疏水的非能动渗水集中疏排层S3，渗水集中疏排层S3由多层排水洞及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔组成，排水孔间距初定1。
17、m2m。0027 4)隔水帷幕区，即外岩体裂隙充填层S2-2：0028 为了更好的阻隔内外水之间的交换，在渗水集中疏排层S3的外围还布置有外岩体裂隙充填层S2-2，外岩体裂隙充填层S2-2通过多层灌浆平洞及洞内钻设的上下相互搭接的帷幕孔，对岩体裂隙进行充填灌浆封闭，由岩体和灌浆物共同形成封闭层。帷幕标准按目前灌浆工艺最高水平0.5Lu控制，渗透系数约相当于510-6cm/s。隔水帷幕初定为单排布置，孔距2m。根据灌浆试验和防渗效果检查，也可布置成多排，孔距亦可进一步减小。0029 上述多重防护系统中，内衬层S1和内岩体裂隙充填层S2-1的综合作用可使反应堆厂房洞壁防渗性能达到10-9cm/s量。
18、级，基本阻隔严重事故工况下反应堆厂房充冷却水后的内水外渗；渗水集中疏排层S3针对可能产生的微量外渗废水集中疏排，确保放射性废水受控收集、处置；外岩体裂隙充填层S2-2起阻隔洞室群岩体与反应堆厂房洞周岩体地下水水力交换的作用，严重事故工况下，既阻隔外水内渗，又可将微量的放射性废水阻隔在设定区域内，进一步提高严重事故工况下的防护安全。0030 此外，核岛外围总防护隔水层Z是为了阻隔天然岩体地下水向地下洞室群的渗说 明 书CN 203960913 U4/4页6漏，降低地下水渗压，保证洞室的围岩稳定，并阻隔地下洞室群内外的水力联系，使地下洞室群处于岩体疏干区。外围总防护隔水层Z设置在距离洞室群四周约2。
19、5m处，由多层排水洞Z2及洞内钻设的上下相互搭接的排水孔Z1组成，排水孔Z1的间距初定为1m2m，整个外围总防护隔水层Z为全封闭形式。0031 上述设计中，分别在核岛外围总防护隔水层Z及反应堆洞室渗水集中疏排层S3的最底层分区设置专用沟、管、井、洞、池、罐及相关设施集中处理收集渗水A，并制定稀释、浓缩、吸附、固化等处置预案，根据实测浓度进行处置。储存装置及处置设备根据反应堆洞室水头、岩体渗透特性、防护系统功能进行渗流量计算，确保设置有足够安全裕度。0032 为了监测地下核电站放射性废水地下迁移的情况，在地下核电站放射性废水地下迁移防护系统多个区域布设监测点B，监测点为孔或者洞，并在监测点加装检。
20、、传、报可视化系统C，实时掌握地下水的状态及放射性程度，并根据监测情况采取相应处理措施。0033 上述设计及布置形式形成地下核电站由反应堆洞室中心至外部岩体的内衬层S1、内岩体裂隙充填层S2-1、渗水集中疏排层S3、外岩体裂隙充填层S2-2的多道安全屏障，充分利用了地下核电天然岩体的防护性能，在严重事故工况下，即安全壳破损、熔堆且地下反应堆厂房洞室部分充冷却水时，使可能泄露的放射性废水封堵在重点防护区内，并处置达安全标准后控放，有效防止放射性废水的地下迁移外渗。0034 以地下核电站模拟厂址建立等效连续多孔裂隙介质准三维模型进行防护措施效果分析。计算模型中，地震工况下不考虑内衬层S1的作用(作。
21、为安全储备)。计算工况包括：正常运行工况；设计基准事故工况；非地震引起的严重事故工况(安全壳破裂，为防止熔堆，洞室内充冷却水20m深)；地震引起的严重事故工况等。0035 综合防护措施布置及各工况的计算成果分析可知：在正常运行工况、设计基准事故工况及非地震引起的严重事故工况下，地下核电站可能产生的放射性废水与周围岩体均没有发生水力联系，其放射性废水的渗漏量基本为零。此时，防护系统的作用是将地下核电洞室群形成疏干区，确保洞室围岩稳定及良好的工作环境(见图2)。在地震引起的安全壳破裂的严重事故工况下，为防止堆芯恶化，反应堆洞室充冷却水20m深，此时，在洞室群大疏干区内形成反应堆洞室附近的局部小渗流场，但该小渗流场与周边渗流场没有水力联系(见图3)，且反应堆洞室向周边岩体释放的放射性废水仅0.60m3/h，经反应堆洞周隔水帷幕阻隔和排水幕疏排，并通过专设的收集、处理系统，可使微量释放的放射性废水在防护区内受控处置，防止放射性废水在地下大规模迁移的可能性，符合核电安全多层防御的理念。说 明 书CN 203960913 U1/2页7图1图2说 明 书 附 图CN 203960913 U2/2页8图3说 明 书 附 图CN 203960913 U。