不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响
第23卷第6期辐射防护VoI.23No.6 2003年11月Radiation Protection
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Nov.2003不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂
事故概率大气扩散因子的影响
胡二邦"高占荣辛存田
（中国辐射防护研究院，太原，030006）
摘要本文基于田湾核电厂址百米气象铁塔1998和1999年度两整年的逐时气象观测数据，估算了厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址非居住区边界（500m）16个方位的99.5%累积概率水平事故大气扩散因子的影响。分析结果表明，根据大气扩散参数实测值给出的结果是基于IAEA推荐扩散参数给出结果的3倍左右。因此，对于田湾核电厂那类复杂地形的厂址，必须采用厂址实测大气扩散参数来估算事故释放环境后果。
关键词扩散参数气象数据田湾核电厂事故概率大气扩散因子
!引言
美国核管会（NRC）曾就核电厂事故条件下的大气扩散模式发布过2个导则，其一为导则1.4［1］“评价压水堆失水事故潜在辐射后果时采用的假定”，其二为导则1.145［2］“用于核电厂潜在事故后果评价的大气弥散模式”。我国核安全导则“核电厂厂址选择的大气弥散问题”［3］（HAD101/02）在厂址审评阶段要求“应在现场进行逐时的气象观测，包括测定或选择合适的扩散参数，以进行弥散计算和统计分析，并用这些资料求出核电厂释放出来的放射性物质浓度的概率分布”。对于类似田湾核电厂那样的复杂地形厂址，采用推荐的扩散参数，例如IAEA 推荐的适用于大粗糙度的扩散参数［4］，是否合适，以及采用推荐的和厂址实测的扩散参数对事故释放放射性物质浓度的概率分布有什么影响，需分析研究。本文基于田湾核电厂址1998和1999年度两整年内实测的逐时气象观测资料，对厂址实测大气扩散参数和IAEA推荐扩散参数以及不同年份气象观测数据对厂址事故概率大气扩散因子的影响［5，6］进行了计算与分析。"估算事故大气扩散因子的概率论模式［"，#，$］
导则USNRC1.145规定每个核电厂建造许可证和运行执照申请者必须提供关于该设施对公众健康与安全造成的风险。要求计算16个方位中每一个方位的非居住区边界的99.5%累积概率水平小时事故扩散因子，然后从16个值中取最大值；同时计算包括所有方位在内的非居住区边界的95%累积概率水平小时事故扩散因子，此因子与上述最大者相比较，取其大者作为评价用的扩散因子。对于不同释放持续时间的事故，建议采用该处的小时（或2小时）事故扩散因子与年均扩散因子通过对数内插求得相应的扩散因子。
".!事故概率扩散因子估算模式
假定事故时，反应堆安全壳完好，气态流出物从烟囱释放。考虑到烟囱高度（100m）不到安全壳高度（66.8m）的2.0倍，其事故扩散因子可由下述一组公式［2］确定：
!/
()
O=
1
u10（!"y"z+A/2）
（1）
"第一作者简介：胡二邦，男，1940年8月出生，1964年毕业于清华大学工程物理系辐射防护专业，研究员。
!/()0=1
U 10（3!"y "Z ）
（2）
!/()0=
1
U 10（!#y "Z ）
（3）
式中，!/()0为事故概率扩散因子（简称事故扩散因子）；U 10表示10m 高度测得的平均风速，m ?S -1；"y 、"Z 分别为横向与垂直大气扩散参数，m ；A 为反应堆安全壳最小迎风截面面积，m 2；#y 为已对建筑物尾流效应作了修正后的扩散参数，m ；
（#y ）2
="y 2+"y02
，
其中"y0为建筑物尾流效应引起的初始扩散参数，"y02=0.5A /!。
（1）对于D 、E 、F
（或G ）类天气，且U 10小于6.0m /S 时，!/()0由式
（1）与式（2）两者中的大者与式（3）相比，取其中小者，即：
!/()0=min 1
U 10（!#y "Z ）
{
，max
1U 10
（!"y "Z
+A /2），1U 10
（3!"y "Z
[]}
）（4）
（2）U 10!6.0m /S 或天气类型为A 、B 、C
时，!/()0由式（1）与（2）两者中的大者给出，即如下式：
!/()0=max 1
U 10（!"y "Z +A /2）
[
，
1U 10（3!"y "Z ]
）
（5）2.2
事故概率扩散因子的计算
2.2.1各扇形方位不同距离处99.5%累积概
率水平小时事故扩散因子!/()0i ，f ，h
利用气象铁塔实测一年的逐时气象数据（风向、风速、大气稳定度），按上述公式对各个
方位（共16个方位）的每个下风距离取导则
［7］规定的12个子区半径的中点即（0.5，1.5，2.5，4.0，7.5，15，25，35，45，55，65，75km ）
计算一年中每个小时的事故扩散因子，然后对每个方位每个距离上的所有扩散因子，按由小到大顺序排队，取其累积概率为99.5%的值，此值即为该方位该下风距离处的99.5%累积概率水平小时事故扩散因子值，依此类推，可得到16个方位不同下风距离处的99.5%累积概率水平小时事故扩散因子!/()0i ，f ，h （共16X 12=
192个）。其中i 表示方位（i =1，2，3， (16)
，f 表示不同下风距离的序号（f =1，2， (12)
，h 表示计算值为小时事故扩散因子。99.5%累积概率水平小时事故扩散因子意味着对于每个方位每个下风距离而言，一年中小时事故扩散因子超过此值的概率仅为0.5%，每个方位上12个下风距离处的扩散因子中的最大值则为该方位的代表值!/()0i ，l ，h 。计算结果表明，16个方位的事故扩散因子的最大值都出现在第一个下风距离（500m ）处，这与公式（1）至（3）所表达的把低烟囱释放近似地处理为地面源是一致的。
2.2.2不同事故释放持续时间各方位不同下风距离处的99.5%累积概率水平事故扩散因子
对于释放时间长于11的事故（对于设计基准事故更应考虑不同的释放时间段：0~81、8~241、1~4 、4~30 ），因为不同时间段释放源强不同，因而应求出不同释放时间长度的事故概率扩散因子。设事故释放持续时间为"T i （"T i 长于11）
，则各方位不同距离处的99.5%累积概率水平事故扩散因子
!/()0i ，f ，"T
i
可由该处的小时事故扩散因子!/()0i ，f ，h 与此处的年均扩散因子!/()0i ，f ，
通过对数线性内插求取，计算公式如下：
!/()0i ，f ，"T i =exp
｛［In !/()0i ，f ，h -In !/()0i ，f ］8760-"T i
8760-1
+In !/()0i ，f ｝（6）式中，!/()0i ，f 表示i 方位f 下风距离处的年均扩散因子，这样就能获得16个方位不同下风距离处相应于"T i 释放持续时间的99.5%累积概率水平事故扩散因子!/()0i ，f ，"T i 。每个方位中12个!/()0i ，f ，"T i
中的最大值被取作为
该方位的代表值。
2.3整个厂址95%累积概率水平小时事故扩
散因子
作为简化处理，假定核电厂非居住区边界为500m （实际上不同方位的边界距离都不同），因此可以根据一年中每小时的风向、风速、大气稳定度资料，计算非居住区边界0.5
km 处的小时事故扩散因子，
然后对8760个数据按由小到大顺序排列，从中确定累积出现频
?
923?胡二邦等：不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响
率为95%的值，作为整个厂址非居住区边界的小时事故扩散因子代表值。
!逐时气象观测与扩散参数的实验测
定
!."
逐时气象观测
田湾核电厂厂址位于江苏省连云港市高公岛乡柳河村管辖的田湾。厂址坐落于云台山南麓的扒山头地区，东临黄海，西与宿城山谷相
邻，南面是黄海滩地。图1给出田湾核电厂厂址位置及其三维地形。1997年夏在田湾核电厂址百米气象铁塔的四层（10m 、30m 、70m 、
100m ）
高度上安装了风向风速和温度传感器，并进行了两整年（1997年8月10日至1998年8月10日和1998年9月1日至1999年8月31日，下面简称1998年度和1999年度）的逐时气象观测。图2为田湾核电厂址百米气象铁塔，图3为铁塔10m 高度的1998~1999
年度风频。
图1
田湾核电厂厂址位置及三维地形分布图
Fig.1
Map of pIant site and three-dimension terrain distribution for Tianwan
NPP
图2装有风、温观测探头的百米气象塔Fig.2MeteoroIogicaI tower of 100m with wind and temperature sensors
图3田湾厂址气象铁塔10m 高度风频（1998~1999年度）（C 表示静风风频）
Fig.3
AnnuaI distribution of wind direction at 10m
of the tower
（1998~1999）?
033?辐射防护第23卷第6期
!."扩散参数的实验测定
田湾核电厂厂址扩散参数的实验测定采用
SF 6野外示踪试验和铁塔湍流测量。1998年8月在田湾核电厂址进行了10次中性天气的SF 6野外示踪试验。装有SF 6溶液的钢瓶吊至百米气象铁塔顶端平台匀速释放，每次释放约40
min ，
在10km 范围内布置了约100个取样位置，每次根据风向取50个左右的SF 6样品。根据每次试验的50个样品的SF 6浓度，采用最小二乘法，估算出该次试验的扩散参数!y 和!Z 。这样就获得中性天气的大气扩散参数实测值。
铁塔湍流测量采用超声风温仪和三轴风速仪。超声风温仪进行了夏、冬两季观测（夏季自1997年8月10日至8月15日，
冬季自1997年12月9日至1998年1月9日）
，分别获得1011和2531观测数据。三轴风速仪只在夏季安排观测（自1997年8月10日至8月24日），共获得2831数据。
由离岸流各类稳定度（B 、C 、D 、E 、F ）
的实测湍流度值［8］，应用Draxier 公式［9］
，并经计算拟合和适当调整，获得相应于上述五类天气的扩散参数［8］。与此同时还作了风洞模拟试验（限
于中性天气D ），图4表示中性天气（D ）下三类方法获得的扩散参数的比较。由图4可见，三
者的!y 值吻合很好；对于!Z ，SF 6试验结果与湍流测量几乎一致，与风洞模拟实验相比，在近距离（<1km ），后者大于前者，而远距离恰好相
反，这与后者考虑了建筑群的影响有关。
鉴于SF 6示踪试验是污染物迁移扩散的最实际的反映，但只获得D 类数据，而铁塔湍流测量获得了各类（除A 类）天气的扩散参数，反映了天气类型对扩散参数的影响，因此，推荐D 类天气取示踪试验结果，而其它类型天气的扩散参数应用以下原则获得（此中粗略地把A 、B 两类都归为B 类）：即各类曲线的相对比例与
形状模拟铁塔湍流测量值［8］。图5为田湾核电
厂址最终推荐的扩散参数曲线。田湾核电厂实测扩散参数列于表1。
#不同扩散参数对事故概率扩散因子
的影响
基于1998、1999年度两年的田湾核电厂厂址气象铁塔逐时气象数据，应用上述计算模式，采用厂址实测扩散参数和IAEA 推荐扩散参数（见表2）分别计算了1998和1999年度的田湾核电厂厂址99.5%
累积概率水平小时事故扩散因子。
胡二邦等：不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响
）
稳定度A B C D E F "y 0.2930.2930.2790.2660.2190.214$y 0.8810.8810.8710.8610.8410.800"Z 0.3670.3670.3440.3310.4680.558$Z
0.828
0.828
0.789
0.760
0.633
0.526
表2
IAEA 推荐的释放高度为100m 的扩散参数［4］（!y !"y #$y ，!Z !"Z #$Z ）
Tab.2
Diffusion parameters recommended by IAEA for release height 100m ［4］（!y !"y #$y ，!Z !"Z #$Z ）
稳定度A B C D E F "y 0.1700.3240.4660.5040.4110.253$y 1.296 1.0250.8660.8180.882 1.057"Z 0.0510.0700.1370.2650.4870.717$Z
1.317
1.151
0.985
0.818
0.652
0.486
表3给出了1998和1999年度采用厂址实测扩散参数的不同距离不同风向的99.5%累
积概率水平小时事故扩散因子。
表4和表5分别表示田湾核电厂址1998、
1999年度在事故释放
（例如设计基准事故）开始后不同时间段，非居住区边界（500m ）处分别
采用厂址实测扩散参数和IAEA 推荐扩散参数
算得的整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子、16个风向99.5%累积概率水平小时事故扩散因子中的最大值和最终评价用（即计算事故剂量用）的事故概率扩散因子的数值。
?
233?辐射防护第23卷第6期
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!!!?胡二邦等：
不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响
?
!""?辐射防护第#"卷第$
期
表6则给出分别采用厂址实测扩散参数与IAEA推荐扩散参数所获得的田湾核电厂址非居住区边界（500m）整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子与16个风向99.5%累积概率水平事故扩散因子最大值（即评价用事故概率扩散因子）的比较。由表6可见，对于整个厂址95%累积概率水平事故扩散因子而言，上述两
类扩散参数给出的计算结果的相对比值分别为2.49（1998年度）和2.17（1999年度）；对于最终评价用的事故概率扩散因子而言，上述两类扩散参数给出的计算结果的相对比值分别为3.20（1998年度）和2.85（1999年度），即根据大气扩散参数实测值给出的计算结果约为由IAEA推荐扩散参数给出的计算结果的3倍。
表6不同扩散参数对事故概率扩散因子（s?m-3）的影响
Tab.6Effect of different diffusion parameters on the accident probabiIity dispersion factors（s?m-3）
非居住区边界（500m）处整个厂址95%累积概率
水平小时事故扩散因子
厂址实测参数（A）IAEA参数（B）相对比值（A/B）
非居住区边界（500m）16个风向99.5%累积概率
水平小时事故扩散因子最大值
厂址实测参数（A）IAEA参数（B）相对比值（A/B）
1998年度 2.46>10-49.89>10-5 2.499.12>10-4 2.85>10-4 3.20 1999年度 2.30>10-4 1.06>10-4 2.177.09>10-4 2.49>10-4 2.85
!不同年份气象条件对事故概率扩散因子的影响
表7给出1998与1999年度田湾核电厂址主要气象参数（稳定度分类频率分布及风速组频率分布）的不同及其对最终评价用的事故概率扩散因子的影响。由表7可见，1999年度的稳定度分类中，中性天气比1998年度减少了约13%，而A-C类与E-F类分别增加12%和16%；1999年度的风速分布向小风速方向移动了10%~25%。在此变化情况下，对非居住区边界（0.5km）最终评价用的事故概率扩散因子的影响约为13%~22%。
"初步结论
对于田湾核电厂址那样的复杂地形厂址，采用IAEA推荐的扩散参数所算得的最终评价用事故概率扩散因子大约为采用厂址实测扩散参数获得的事故概率扩散因子的三分之一，即采用IAEA推荐的扩散参数低估了事故释放的环境后果。从辐射防护角度，这是不能容许的。因此对于复杂地形核电厂址必须通过实验手段测定厂址的扩散参数，以用于估算事故释放造成的剂量。而不同年份气象参数的不同对最终评价用的事故概率扩散因子值的影响约为10%至25%左右，一般是可以接受的。
参考文献
1USNRC.Assumption Used for EvaIuating the PotentiaI RadioIogicaI Conseguences of a Loss of CooIant Accident for Pressurized Water Reactor.ReguIatory Guide1.4，1974
2USNRC.Atmospheric Dispersion ModeIs for PotentiaI Ac-cident Conseguence Assessment at NucIear Power PIants.
ReguIatory Guide1.145，1979
3国家核安全局.核电厂厂址选择的大气弥散问题.
核安全导则HAD101/02，1987
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5Hu Erbang，Zhang Maoshuan，Wang Shoushu.An Ex-perimentaI Study of MeteoroIogicaI Dispersion in Sitting Phase!and"of the Oinshan NucIear Power PIant.
NucIear TechnoIogy，1998.124（1）：1
6胡二邦，陈家宜著.核电厂大气弥散及其环境影响评价.北京：原子能出版社，1999.208~235
7国家环保局.核电厂环境影响报告书的内容和格式.NEPA-RG1，1988
8胡二邦，陈家宜，王守恕，等.“田湾核电站大气扩散试验与研究”项目总报告.未发表，2000
9DraxIer R R.Determination of Atmospheric Diffusion Pa-rameters.Atmospheric Environment，1976.10：99
（编辑部收稿日期2003年1月24日）
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3
3
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胡二邦等：不同扩散参数和气象数据对田湾核电厂事故概率大气扩散因子的影响
EFFECT OF DIFFERENT DIFFUSION PARAMETERS AND METEOROLOGICAL DATA ON THE ACCIDENT PRO A ILIT
ATMOSPHERIC DISPERSION FACTOR AT TIANWAN NUCLEAR POWER PLANT
Hu Erbang
Gao Zhanrong
Xin Cuntian
（China Institute of Radiation Protection ，Taiyuan ，030006）
Abstract Based on the houriy observing meteoroiogicai data by 100m high tower at Tianwan Nuciear Pow-er Piant （NPP ）site during 1997to 1999，the effect is estimated of different diffusion parameters
（i.e.on-site measuring vaiues and vaiues recommended by IAEA ）on the maximum vaiue of 99.5%cumuiative probabiiity
ievei accident dispersion factor of 16different wind directions at the boundary of an area of no residences （500m ）.The anaiysis shows that the ratio between diffusion parameters based on on-site measurement and that rec-ommended by IAEA is about 3.0.Hence ，in order to estimate the environmentai conseguences of reiease acci-dent from NPP with varied terrain as Tianwan NPP ，measured on-site atmospheric diffusion parameters must be adopted.
（Key Words ：Diffusion Parameters ，Meteoroiogicai Data ，Tianwan Nuciear Power Piant ，Accident Probabiiity Dispersion Fac-tor ）
（上接第327页，Continued from page 327）
MIGRATION OF RADIONUCLIDES IN SOIL
UNDER THE NATURAL CONDITIONS
Huang Naiming
Chen Zhidong
Deng Fei
Li Lingjuan
（Guangdong Environmentai Radiation Research and Monitoring Center ，Guangzhou ，510300）
Kuang Shengii Long Wei Zhao Rumei
（Soiid Waste Management Center of Guangzhou City ，510115）
Abstract
The migration of radionuciides in soii under the naturai conditions was researched.The resuits show that ：
（1）the waii of the waste disposition pit has a good capacity to stop ieaking of the radioactive iig-uid ；（2）226Ra and 232Th have aimost the same characteristic when they migrate with water through soii ；（3）the migration veiocity of 137Cs in soii is about 1.0~2.6cm /a under the naturai conditions ；
（4）The resuits estimated by the modei of one-time iiguid-sources dropping in the semi-infinite iength sand coiumn coincide with that by the simpiified summing method and both are in agreement with the facts that happened 36years ago.
（Key Words ：Naturai radionuciide ，137Cs ，Migration Veiocity ，Migration Moduie ，Waste Pit ，Soii Coiumn ）
?
633?辐射防护第23卷第6期
郝吉明第三版大气污染控制工程课后答案完整版
大气污染控制工程 课后答案 （第三版）主编：郝吉明马广大王书肖 目录 第一章概论 第二章燃烧与大气污染 第三章大气污染气象学 第四章大气扩散浓度估算模式 第五章颗粒污染物控制技术基础 第六章除尘装置 第七章气态污染物控制技术基础 第八章硫氧化物的污染控制 第九章固定源氮氧化物污染控制 第十章挥发性有机物污染控制 第十一章城市机动车污染控制
第一章 概 论 1.1 干结空气中N 2、O 2、Ar 和CO 2气体所占的质量百分数是多少？ 解：按1mol 干空气计算，空气中各组分摩尔比即体积比，故n N2=0.781mol ，n O2=0.209mol ，n Ar =0.00934mol ，n CO2=0.00033mol 。质量百分数为 %51.75%100197.2801.28781.0%2=???= N ，%08.23%100197.2800 .32209.0%2=???=O ； % 29.1%1001 97.2894 .3900934.0%=???=Ar ，%05.0%100197.2801 .4400033.0%2=???=CO 。 1.2 根据我国的《环境空气质量标准》的二级标准，求出SO 2、NO 2、CO 三种污染物日平均浓度限值的体积分数。 解：由我国《环境空气质量标准》二级标准查得三种污染物日平均浓度限值如下： SO2：0.15mg/m 3，NO2：0.12mg/m 3，CO ：4.00mg/m 3。按标准状态下1m 3 干空气计算，其摩尔数为mol 643.444 .221013 =?。故三种污染物体积百分数分别为：
SO 2： ppm 052.0643.44641015.03=??-，NO 2：ppm 058.0643.44461012.03 =??- CO ： ppm 20.3643 .44281000.43 =??-。 1.3 CCl 4气体与空气混合成体积分数为1.50×10－4的混合气体，在管道中流动的流量为10m 3N 、/s ，试确定：1）CCl 4在混合气体中的质量浓度ρ（g/m 3N ）和摩尔浓度c （mol/m 3N ）；2）每天流经管道的CCl 4质量是多少千克？ 解：1）ρ（g/m 3 N ）3 3 4/031.110 4.221541050.1N m g =???=-- c （mol/m 3 N ）3 33 4/1070.610 4.221050.1N m mol ---?=??=。 2）每天流经管道的CCl 4质量为1.031×10×3600×24×10－3kg=891kg 1.4 成人每次吸入的空气量平均为500cm 3，假若每分钟呼吸15次，空气中颗粒物的浓度为200g μ/m 3，试计算每小时沉积于肺泡内的颗粒物质量。已知该颗粒物在肺泡中的沉降系数为0.12。 解：每小时沉积量200×（500×15×60×10－6）×0.12g μ=10.8g μ 1.5 设人体肺中的气体含CO 为2.2×10－4，平均含氧量为19.5%。如果这种浓度保持不变，求COHb 浓度最终将达到饱和水平的百分率。 解：由《大气污染控制工程》P14 （1－1），取M=210 2369.0105.19102.22102 4 22=???==--∝O p p M Hb O COHb ，
大气污染课后答案-4章
四章 大气扩散浓度估算模式 4.1 污染源的东侧为峭壁，其高度比污染源高得多。设有效源高为H ，污染源到峭壁的距离为L ，峭壁对烟流扩散起全反射作用。试推导吹南风时高架连续点源的扩散模式。当吹北风时，这一模式又变成何种形式？ 解： 吹南风时以风向为x 轴，y 轴指向峭壁，原点为点源在地面上的投影。若不存在峭壁，则有 ]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(2),,,(2 2 2222' z z y z y H z H z y u Q H z y x σσσσσπρ+-+---= 现存在峭壁，可考虑ρ为实源与虚源在所关心点贡献之和。 实源]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(22 2 22221z z y z y H z H z y u Q σσσσσπρ+-+---= 虚源]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[222 222 22z z y z y H z H z y L u Q σσσσσπρ+-+----= 因此]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(22 2 2222z z y z y H z H z y u Q σσσσσπρ+-+---=+ ]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[22 2 2222z z y z y H z H z y L u Q σσσσσπ+-+---- =]}2)(exp[]2)(]}{exp[2)2(exp[)2{exp(22 2 222222z z y y z y H z H z y L y u Q σσσσσσπ+-+----+- 刮北风时，坐标系建立不变，则结果仍为上式。 4.2 某发电厂烟囱高度120m ，内径5m ，排放速度13.5m/s ，烟气温度为418K 。大气温度288K ，大气为中性层结，源高处的平均风速为4m/s 。试用霍兰德、布里格斯（x<=10H s ）、国家标准GB/T13201－91中的公式计算烟气抬升高度。 解： 霍兰德公式 m D T T T u D v H s a s s 16.96)5418 288 4187.25.1(455.13)7 .25.1(=?-?+?=-+= ?。 布里格斯公式 kW kW D v T T T Q s s a s H 210002952155.1341828841810 6.9 7.2106.97.22 3 23>=??-??=-??= --且x<=10Hs 。此时 3/23/213/11 3 /23/180.2429521362.0362.0x x u x Q H H =??==?--。
扩散系数计算
7.2.2扩散系数 费克定律中的扩散系数Ｄ代表单位浓度梯度下的扩散通量，它表达某个组分在介质中扩散的快慢，是物质的一种传递性质。 一、气体中的扩散系数 气体中的扩散系数与系统、温度和压力有关，其量级为5 2 10/m s -。通常对于二元气体Ａ、B 的相互扩散，Ａ在B 中的扩散系数和B 在A 中的扩散系数相等，因此可略去下标而用同一符号Ｄ表示，即AB BA D D D ==。 表７－１给出了某些二元气体在常压下（5 1.01310Pa ?）的扩散系数。 对于二元气体扩散系数的估算，通常用较简单的由富勒（Fuller ）等提出的公式： 1/31/32 [()()]A B D P v v = +∑∑ （７－１９） 式中，D －Ａ、B 二元气体的扩散系数，2 /m s ； P －气体的总压，Pa ； T －气体的温度，Ｋ； A M 、 B M －组分Ａ、B 的摩尔质量，/kg kmol ； A v ∑、B v ∑－组分Ａ、B 分子扩散体积，3 /cm mol 。 一般有机化合物可按分子式由表７－２查相应的原子扩散体积加和得到，某些简单物质则在表７－２种直接列出。 5
式７－１９的相对误差一般小于１０％。 二、液体中的扩散系数 由于液体中的分子要比气体中的分子密集得多，因此也体的扩散系数要比气体的小得多，其量级为9 2 10/m s -。表７－３给出了某些溶质在液体溶剂中的扩散系数。 对于很稀的非电解质溶液（溶质Ａ＋溶剂Ｂ），其扩散系数常用Wilke-Chang 公式估算： 15 0.6()7.410 T B AB A M T D V -φ=?μ 2/m s （７－２１） 式中，AB D －溶质Ａ在溶剂Ｂ中的扩散系数（也称无限稀释扩散系数），2 /m s ； T －溶液的温度，Ｋ； μ－溶剂Ｂ的粘度，.Pa s ； B M －溶剂Ｂ的摩尔质量，/kg kmol ； φ－溶剂的缔合参数，具体值为：水2.6；甲醇1.9；乙醇1.5；苯、乙醚等不缔合的溶剂 为1.0； A V －溶质A 在正常沸点下的分子体积，3/cm mol ，由正常沸点下的液体密度来计 算。若缺乏此密度数据，则可采用Tyn-Calus 方法估算： 1.048 0.285c V V =，其中c V 为物质的
大气扩散浓度估算模式
第四章 大气扩散浓度估算模式 4.1 污染源的东侧为峭壁，其高度比污染源高得多。设有效源高为H ，污染源到峭壁的距离为L ，峭壁对烟流扩散起全反射作用。试推导吹南风时高架连续点源的扩散模式。当吹北风时，这一模式又变成何种形式？ 解： 吹南风时以风向为x 轴，y 轴指向峭壁，原点为点源在地面上的投影。若不存在峭壁，则有 ]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(2),,,(22 22 22' z z y z y H z H z y u Q H z y x σ σ σ σ σπρ+- +-- - = 现存在峭壁，可考虑ρ为实源与虚源在所关心点贡献之和。 实源]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(222 22 221z z y z y H z H z y u Q σ σ σ σ σπρ+- +-- - = 虚源]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[222 22 22 2z z y z y H z H z y L u Q σ σ σσσπρ+- +-- -- = 因此]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(222 22 22z z y z y H z H z y u Q σ σ σ σ σπρ+- +-- - =+ ]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[222 22 22 z z y z y H z H z y L u Q σ σ σ σ σπ+- +-- -- = ]}2)(exp[]2)(]}{exp[2)2(exp[)2{exp(222 22 22 22z z y y z y H z H z y L y u Q σ σ σ σ σ σπ+- +-- -- +- 刮北风时，坐标系建立不变，则结果仍为上式。 4.2 某发电厂烟囱高度120m ，内径5m ，排放速度13.5m/s ，烟气温度为418K 。大气温度288K ，大气为中性层结，源高处的平均风速为4m/s 。试用霍兰德、布里格斯（x<=10H s ）、国家标准GB/T13201－91中的公式计算烟气抬升高度。 解： 霍兰德公式 m D T T T u D v H s a s s 16.96)5418 2884187.25.1(4 5 5.13)7 .25.1(=?-? +?= -+= ?。 布里格斯公式 kW kW D v T T T Q s s a s H 210002952155.13418 28841810 6.9 7.210 6.9 7.22 3 2 3 >=??-? ?= -? ?= --且x<=10Hs 。此时 3 /23 /21 3 /11 3 /23 /180.24 29521 362.0362.0x x u x Q H H =??==?--。
三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用-华南理工大学
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
第三章 核电厂事故分析基本知识
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处
秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析
核 动 力 工 程 Nuclear Power Engineering 第29卷 第2期 2 0 0 8 年4月 V ol. 29. No.2 Apr. 2 0 0 8 文章编号：0258-0926(2008)02-0078-07 秦山二期核电厂严重事故下安全壳内 氢气浓度分布及风险初步分析 邓 坚，曹学武 （上海交通大学核科学与工程学院，上海，200240） 摘要：采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。在此基础之上，参考美国联邦法规10CFR 关于氢气控制和风险分析的标准，对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。分析结果表明：大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%，具有一定的整体性氢气燃烧风险，小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险，但仍然存在局部氢气燃烧的可能。 关键词：严重事故；安全壳；氢气浓度分布；氢气风险 中图分类号：TL364＋. 4 文献标识码：A 1 引 言 在轻水堆核电厂严重事故进程中，锆合金包 壳与水或水蒸汽产生大量的氢气，并通过反应堆冷却剂系统(RCS)压力边界或压力容器破口释放 到安全壳中[1， 2]。如果压力容器下封头被熔穿，堆芯熔融物又会与安全壳堆腔内水或混凝土接 触反应，释放出大量氢气和少量其他易燃易爆气体[3]。释放的氢气在安全壳内扩散流动，与水蒸气、空气混合，形成可燃混合气体。当氢气的浓度超过可燃浓度限值4%时[4]，则可能发生燃烧，甚至爆炸。这将会引起安全壳超压和温度升高，从而对安全壳的完整性构成威胁，放射性裂变产物因此可能释放到环境中，造成严重后果。 针对严重事故下安全壳内的可燃气体控制，我国最新颁布的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)明确要求：“必须充分考虑在严重事故下控制可能产生或释放的裂变产物、氢和其他物质的措施”。另外，参考美国联邦法规10CFR 规定：①必须提供氢气控制系统以安全地容纳相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气；②在事故期间及以后，相当于100%燃料包壳金属-水反应产生的氢气均匀分布时的浓度小于10%。因此，对核电厂进行严重事故下安全壳内氢气浓度 分布的计算分析，根据计算结果确定有效的氢气控制措施，对于满足我国核安全法规要求，具有现实的工程意义。 氢气导致的安全壳失效风险与具体的严重事故序列、安全壳类型、体积和隔间结构等许多因素相关。本文以秦山二期核电厂为分析对象，使用模块化严重事故计算工具——MAAP 程序，对比分析了典型严重事故工况下的氢气产生以及氢气在安全壳内的流动分布情况。并参考法规要求，初步分析了该核电厂的氢气燃烧风险。这些分析工作，可为秦山二期核电厂的氢气控制和严重事故管理工作提供一些参考。 2 计算程序 本文使用模块化严重事故计算工具(MAAP4程序)对秦山二期核电厂不同严重事故条件下的安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。MAAP 程序耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，可以模拟严重事故的进程现象，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。MAAP 程序长期作为压水堆核电站严重事故 收稿日期：2007-03-30；修回日期：2007-09-10
核电厂事故分析
第一章绪论 1.1 世界核电的发展概况 能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。 从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。 为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。 核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。 核能在人类生产和生活中应用形式主要是核电。核燃料资源丰富，运输和存储方便，核电厂具有污染小、发电成本低等优点。从1951年前苏联建成第一座核电厂以来，核能发电在全世界得到很大发展。 世界核电至今已有60多年的发展历史。截止到2005年年底，全世界核电运行机组共有440多台，其发电量约占世界发电总量的16%。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史，核电已成为一种成熟的能源。中国的核工业已也已有40多年发展历史，建立了从地质勘察、采矿到元件加工、后处理等相当完整的核燃料循环体系，已建成多种类型的核反应堆并有多年的安全管理和运行经验，拥有一支专业齐全、技术过硬的队伍。核电站的建设和运行是一项复杂的技术。中国目前已经能够设计、建造和运行自己的核电站。秦山核电站就是由中国自己研究设计建造的。 第一代核电站 核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为5兆瓦的实验性核电站：1957年，美国建成电功率为9万千瓦的shipping port 原型核电站，这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。 第二代核电站 上世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在30万千瓦的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明。上世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组绝大部分是在这段时期建成的，习惯上称之为第二代核电机组。 第三代核电站 上世纪90年代，为了解决三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，美国和欧洲先后出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD文件（utility requirements document）和“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”，即（EUR）文（European utility requirements document），进一步明确了预防与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。对第三代核电机组要求能在2010年前进行商用建造。 第四代核电站 2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代国际核能论坛”（GIF），于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能
大气污染扩散模型剖析
第一节大气污染物的扩散 一、湍流与湍流扩散理论 1. 湍流 低层大气中的风向是不断地变化，上下左右出现摆动；同时，风速也是时强时弱，形成迅速的阵风起伏。风的这种强度与方向随时间不规则的变化形成的空气运动称为大气湍流。湍流运动是由无数结构紧密的流体微团——湍涡组成，其特征量的时间与空间分布都具有随机性，但它们的统计平均值仍然遵循一定的规律。大气湍流的流动特征尺度一般取离地面的高度，比流体在管道内流动时要大得多，湍涡的大小及其发展基本不受空间的限制，因此在较小的平均风速下就能有很高的雷诺数，从而达到湍流状态。所以近地层的大气始终处于湍流状态，尤其在大气边界层内，气流受下垫面影响，湍流运动更为剧烈。大气湍流造成流场各部分强烈混合，能使局部的污染气体或微粒迅速扩散。烟团在大气的湍流混合作用下，由湍涡不断把烟气推向周围空气中，同时又将周围的空气卷入烟团，从而形成烟气的快速扩散稀释过程。 烟气在大气中的扩散特征取决于是否存在 湍流以及湍涡的尺度(直径)，如图5－7所示。 图5－7（a）为无湍流时，烟团仅仅依靠分子 扩散使烟团长大，烟团的扩散速率非常缓慢， 其扩散速率比湍流扩散小5～6个数量级；图5 －7（b）为烟团在远小于其尺度的湍涡中扩散， 由于烟团边缘受到小湍涡的扰动，逐渐与周边 空气混合而缓慢膨胀，浓度逐渐降低，烟流几乎呈直线向下风运动；图5－7（c）为烟团在与其尺度接近的湍涡中扩散，在湍涡的切入卷出作用下烟团被迅速撕裂，大幅度变形，横截面快速膨胀，因而扩散较快，烟流呈小摆幅曲线向下风运动；图5－7（d）为烟团在远大于其尺度的湍涡中扩散，烟团受大湍涡的卷吸扰动影响较弱，其本身膨胀有限，烟团在大湍涡的夹带下作较大摆幅的蛇形曲线运动。实际上烟云的扩散过程通常不是仅由上述单一情况所完成，因为大气中同时并存的湍涡具有各种不同的尺度。 根据湍流的形成与发展趋势，大气湍流可分为机械湍流和热力湍流两种形式。机械湍流是因地面的摩擦力使风在垂直方向产生速度梯度，或者由于地面障碍物(如山丘、树木与建筑物等)导致风向与风速的突然改变而造成的。热力湍流主要是由于地表受热不均匀，或因大气温度层结不稳定，在垂直方向产生温度梯度而造成的。一般近地面的大气湍流总是机械湍流和热力湍流的共同作用，其发展、结构特征及强弱决定于风速的大小、地面障碍物形成的粗糙度和低层大气的温度层结状况。 2. 湍流扩散与正态分布的基本理论 气体污染物进入大气后，一面随大气整体飘移，同时由于湍流混合，使污染物从高浓度区向低浓度区扩散稀释，其扩散程度取决于大气湍流的强度。大气污染的形成及其危害程度在于有害物质的浓度及其持续时间，大气扩散理论就是用数理方法来模拟各种大气污染源在
郝吉明第三版大气污染控制工程课后答案完整版
大气污染控制工 课后答案 （第三版）主编：郝吉明马广大王书肖 目录 第一章概论 第二章燃烧与大气污染 第三章大气污染气象学 第四章大气扩散浓度估算模式 第五章颗粒污染物控制技术基础 第六章除尘装置 第七章气态污染物控制技术基础 第八章硫氧化物的污染控制 第九章固定源氮氧化物污染控制 第十章挥发性有机物污染控制 第十一章城市机动车污染控制
第一章概论
3 解：1) (g/m 3N ) 1.50 10 4 154 22.4 10 1.031g/m N 1.1干结空气中 2、O 2、Ar 和C02气体所占的质量百分数是多少? 解：按1mol 干空气计算，空气中各组分摩尔比即体积比， 故n N2=0.781mol, n °2=0.209mol . n Ar =0.00934mol, n co2=0.00033mo 。质量百分数为 0.781 28.01 100% 75.51%，02% 0.209 32.00 100% 23.08% ； 28.97 1 28.97 1 1.2根据我国的《环境空气质量标准》的二级标准，求出 SO 2、NO 2、CO 三种污染物日平 均浓度限值的体积分数。 解：由我国《环境空气质量标准》二级标准查得三种污染物日平均浓度限值如下: SO2： 0.15mg/m 3，NO2 : 0.12mg/m 3，CO ： 4.00mg/m 3。按标准状态下 1m 3干空气计算，其 1 103 摩尔数为1 -------- 44.643mol 。故三种污染物体积百分数分别为： 22.4 SO 2 ： 0.15 10 3 0.12 10 3 0.052ppm ， NO 2： 0.058ppm 64 44.643 46 44.643 CO : 3 4.00 10 3 —a 3.20 ppm 。 28 44.643 1.3 CC 4气体与空气混合成体积分数为 1.50X 10-4的混合气体，在管道中流动的流量为 10m 3N 、/s ，试确定：1) CCl 4在混合气体中的质量浓度 (g/m 3N )和摩尔浓度c (mol/m 3N ); 2)每天流经管道的CCl 4质量是多少千克？ Ar% 0.00934 39.94 28.97 1 1.29%，CO 2% 0.00033 44.01 28.97 1 0.05%。
大气污染控制技术第四章习题及答案
《大气污染控制技术》习题四 第四章 大气扩散浓度估算模式 4.1 污染源的东侧为峭壁，其高度比污染源高得多。设有效源高为H ，污染源到峭壁的距离为L ，峭壁对烟流扩散起全反射作用。试推导吹南风时高架连续点源的扩散模式。当吹北风时，这一模式又变成何种形式？ 解： 吹南风时以风向为x 轴，y 轴指向峭壁，原点为点源在地面上的投影。若不存在峭壁，则有 ]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(2),,,(2 2 2222' z z y z y H z H z y u Q H z y x σσσσσπρ+-+---= 现存在峭壁，可考虑ρ为实源与虚源在所关心点贡献之和。 实源]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(22 2 22221z z y z y H z H z y u Q σσσσσπρ+-+---= 虚源]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[22 2 22222z z y z y H z H z y L u Q σσσσσπρ+-+----= 因此]}2)(exp[]2)(){exp[2exp(22 2 2222z z y z y H z H z y u Q σσσσσπρ+-+---=+ ]}2)(exp[]2)(]{exp[2)2(exp[22 2 2222z z y z y H z H z y L u Q σσσσσπ+-+---- =]}2)(exp[]2)(]}{exp[2)2(exp[)2{exp(22 2 222222z z y y z y H z H z y L y u Q σσσσσσπ+-+----+- 刮北风时，坐标系建立不变，则结果仍为上式。 4.2 某发电厂烟囱高度120m ，内径5m ，排放速度13.5m/s ，烟气温度为418K 。大气温度288K ，大气为中性层结，源高处的平均风速为4m/s 。试用霍兰德、布里格斯（x<=10H s ）、国家标准GB/T13201－91中的公式计算烟气抬升高度。 解： 霍兰德公式 m D T T T u D v H s a s s 16.96)5418 288 4187.25.1(455.13)7 .25.1(=?-?+?=-+= ?。 布里格斯公式 kW kW D v T T T Q s s a s H 210002952155.1341828841810 6.9 7.2106.97.223 2 3>=??-??=-??= --