申 紅，趙善桂，闕 驥，宋鳳麗，楊曉偉，呂 丹，劉新華

核設(shè)施安全分析報(bào)告［1］是核設(shè)施營運(yùn)單位為申請(qǐng)核安全許可證向國家核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)提交的論述核設(shè)施安全性能的技術(shù)文件。我國對(duì)于核電廠安全分析報(bào)告的編制依照《核電廠安全分析報(bào)告的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容》（HAF J0042）進(jìn)行，對(duì)于核燃料循環(huán)設(shè)施安全分析報(bào)告的編制基本按照《鈾燃料加工設(shè)施安全分析報(bào)告的標(biāo)準(zhǔn)格式和內(nèi)容》（HAD 301/01，1991年）進(jìn)行，這些法規(guī)、導(dǎo)則只是對(duì)報(bào)告編制的格式和內(nèi)容進(jìn)行了規(guī)定，但對(duì)于如何編制安全分析報(bào)告，重點(diǎn)應(yīng)關(guān)注哪些方面，如何進(jìn)行事故分析等沒有說明。美國能源部在1994年7月發(fā)布了《非反應(yīng)堆核設(shè)施安全分析編制指南》（DOE-STD-3009），該標(biāo)準(zhǔn)自發(fā)布以來經(jīng) 2000年、2002年和2006年3次修訂，目前最新的是2006年3月發(fā)布的修訂版。修改后的版本，內(nèi)容更加完善、詳細(xì)，不僅告訴做什么，還告訴怎么做，具有很實(shí)用的操作指導(dǎo)性。

1 《非反應(yīng)堆核設(shè)施安全分析編制指南》的適用范圍

美國能源部標(biāo)準(zhǔn)《設(shè)施危險(xiǎn)分類和事故分析技術(shù)》（DOE-STD-1027）中，將設(shè)施危險(xiǎn)分為3類，《非反應(yīng)堆核設(shè)施安全分析編制指南》僅適用于2、3類設(shè)施，見表1。

2 安全分析報(bào)告的范圍及編制過程［2，3］

為了便于更好地理解，我們將設(shè)計(jì)安全分析（Design Safety Analysis，簡稱DSA）報(bào)告的編制過程和范圍整合在一起，如圖1所示。

表1 設(shè)施分類表［4］Table 1 Facility categorization

設(shè)計(jì)安全分析報(bào)告編制的關(guān)鍵步驟包括：

（1）根據(jù)項(xiàng)目信息確定DSA項(xiàng)目的功能，組建編制小組，確保人員的搭配與要求的功能相適用。

（2）進(jìn)行危險(xiǎn)分析，以確定設(shè)施危險(xiǎn)類別，評(píng)價(jià)工作人員安全和縱深防御，以及鑒別需要進(jìn)一步推進(jìn)到事故分析階段的獨(dú)特的并具代表性的事故。在危險(xiǎn)分析中還需指定安全重要構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件（Structures，Systems and Components，簡稱SSC）、專門管理控制措施（Specialized Administrate Control，簡稱SAC）和技術(shù)安全要求（Technical Safety Requirement ，簡稱TSR）。

（3）進(jìn)行事故分析及結(jié)果評(píng)估，將事故后果與評(píng)價(jià)準(zhǔn)則進(jìn)行比較，確定任何安全級(jí)SSC、SAC和針對(duì)具體事故的TSR。

（4）提供支持安全分析結(jié)果所必需的信息，以編制DSA的各章節(jié)。這些章節(jié)應(yīng)詳細(xì)介紹分析結(jié)果，描述設(shè)施和安全SSC以及與設(shè)施安全基準(zhǔn)相關(guān)的安全管理大綱。

（5）編制報(bào)告正文。

圖1 DSA的范圍和編制過程整合圖Fig.1 The scope of DSA and orchestration process integration

3 安全分析的核心要素

危險(xiǎn)分析與事故分析是安全分析過程的核心要素。危險(xiǎn)分析結(jié)果被作為確定DSA中各項(xiàng)內(nèi)容的詳細(xì)程度的依據(jù)。事故分析結(jié)果被作為判斷設(shè)施是否需要采取安全控制措施（例如安全級(jí)SSC、TSR）的依據(jù)。

3.1 危險(xiǎn)分析

危險(xiǎn)分析是通過危險(xiǎn)鑒別和危險(xiǎn)評(píng)價(jià)來系統(tǒng)地鑒別設(shè)施危險(xiǎn)和事故隱患。其重點(diǎn)是要保證分析的全面性，要求對(duì)所有的危險(xiǎn)和事故進(jìn)行評(píng)估。危險(xiǎn)分析包括危險(xiǎn)鑒別和危險(xiǎn)評(píng)價(jià)。

危險(xiǎn)鑒別應(yīng)從危險(xiǎn)物質(zhì)存在的數(shù)量、形式、位置等方面進(jìn)行鑒別。危險(xiǎn)評(píng)價(jià)要從實(shí)際設(shè)施和工藝的角度表征已確定的危險(xiǎn)。應(yīng)考慮設(shè)施運(yùn)行可能引發(fā)的所有事故譜，分析事故對(duì)公眾和工作人員的潛在后果；評(píng)估事故發(fā)生的可能性；鑒別和評(píng)估相關(guān)的預(yù)防特性和緩解特性；評(píng)價(jià)可能導(dǎo)致已確定的危害演變?yōu)槭鹿实臐撛趦?nèi)部事件、人為外部事件和自然事件。

危險(xiǎn)評(píng)價(jià)應(yīng)包括縱深防御、工作人員安全以及環(huán)境保護(hù)等方面的內(nèi)容，危險(xiǎn)分析流程如圖2所示。

（1）縱深防御

在安全分析中應(yīng)介紹并分析縱深防御的設(shè)施設(shè)計(jì)特性和管理特性。主要有以下內(nèi)容：

① 確定安全重要SSC（包括：屏障、屏障保護(hù)系統(tǒng)、通風(fēng)包封系統(tǒng)）；

圖2 危險(xiǎn)分析流程圖Fig.2 Hazard analysis flowchart

② 制定SAC（包括：強(qiáng)制的規(guī)程限制或限值、設(shè)備的支持功能、應(yīng)急響應(yīng)能力）；

③ 確定需要TSR涵蓋的其他物項(xiàng)（包括：用于安全屏障受損、可能需要啟動(dòng)在正常工況不需啟動(dòng)的設(shè)備）。

（2）工作人員安全

應(yīng)從以下方面分析防止工作人員受到設(shè)施運(yùn)行中的危險(xiǎn)傷害（不包括普通工業(yè)危險(xiǎn)）的主要特性 ：

① 從SSC和管理特性的角度概括分析工作人員安全。

② 從SAC方面分析。如：各種安全管理大綱的制定（包括臨界保護(hù)、輻射防護(hù)、危險(xiǎn)物質(zhì)防護(hù)、安全制度、程序培訓(xùn)、安全運(yùn)行以及應(yīng)急準(zhǔn)備）。

③ 應(yīng)強(qiáng)調(diào)相關(guān)安全SSC優(yōu)先于SAC。

最后應(yīng)證明：工作人員的安全特性是設(shè)計(jì)和運(yùn)行不可或缺的組成部分，為保證工作人員安全所采取的基本措施是足夠的，工作人員受到了包括各種管理大綱在內(nèi)的許多手段的保護(hù)。

（3）環(huán)境保護(hù)［5］

① 應(yīng)分析介紹用于降低危險(xiǎn)物質(zhì)向環(huán)境大量釋放可能性的設(shè)計(jì)和運(yùn)行的特性。應(yīng)介紹在危險(xiǎn)評(píng)價(jià)中確定的大量危險(xiǎn)物質(zhì)向環(huán)境的非受控釋放的途徑，并估算潛在后果以及針對(duì)具體途徑的預(yù)防特性和緩解特性。

② 數(shù)值評(píng)價(jià)準(zhǔn)則和正常運(yùn)行的法定限值為潛在的環(huán)境釋放設(shè)定了上限。

此外，環(huán)境污染引起的一些問題并非直接安全問題，不需要對(duì)僅涉及環(huán)境保護(hù)的問題進(jìn)行安全SSC指定。

應(yīng)得結(jié)論：能引起明顯環(huán)境損害影響的大規(guī)模釋放不可能被某種明顯且易于執(zhí)行的設(shè)計(jì)改動(dòng)或運(yùn)行改動(dòng)降至最低。（例如，對(duì)于因罐內(nèi)物質(zhì)溢出而造成河流和地下水污染這一風(fēng)險(xiǎn)，盡管在罐體周圍修筑簡易擋土墻就能削弱該問題的影響，但實(shí)際上并未修建這種擋土墻，在這種情況下如果得出接受這種風(fēng)險(xiǎn)的結(jié)論，是不恰當(dāng)?shù)模?/p>

3.2 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的選擇

通過危險(xiǎn)分析和評(píng)價(jià)，需要選擇一組有限數(shù)量的事故，即設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故（Design Basic Accident，簡稱DBA）進(jìn)行進(jìn)一步的事故量化分析工作。DBA是通過對(duì)所有設(shè)施事故譜進(jìn)行危險(xiǎn)評(píng)價(jià)分級(jí)得到的。根據(jù)預(yù)先定義的后果和頻率分級(jí)閾值，對(duì)這些事故進(jìn)行分級(jí)［6，7］。表2為定性概率分級(jí)表，表3為定性分級(jí)。在此基礎(chǔ)上采用4×4或3×3后果和頻率矩陣判斷選擇需要納入設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的事故，如圖3所示。在圖3中，序號(hào)5、6、7、8、9代表了需要納入設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的事故。

表2 定性概率分級(jí)表Table 1 Qualitative probabilistic classification table

表3 定性分級(jí)Table 3 Qualitative classification

圖3 危險(xiǎn)矩陣圖Fig.3 Risk matrix figure

3.3 事故分析

在事故分析中，分析對(duì)象僅是一組數(shù)量有限的事故即DBA。

事故分析以事故情景描述開始，必須逐個(gè)說明情景中的所有重要假設(shè)，接下來是確定事故源項(xiàng)。事故源項(xiàng)應(yīng)通過現(xiàn)象計(jì)算和系統(tǒng)響應(yīng)計(jì)算獲得。事故分析的最終目的是鑒別保護(hù)公眾所需要的任何安全級(jí)SSC、SAC和TSR。事故分析的流程如圖4所示。

（1）DBA［8］

DBA共分以下幾種類別：

圖4 事故分析流程圖Fig.4 Accident analysis flowchart

運(yùn)行事故（由設(shè)施內(nèi)部始發(fā)因子引發(fā)的）；

自然事件（如地震、洪水）；

人為事件（由外部始發(fā)因子引起的）。

總之，從技術(shù)角度講，核電廠的風(fēng)險(xiǎn)控制在與發(fā)電行業(yè)其他技術(shù)的風(fēng)險(xiǎn)相當(dāng)或更低，對(duì)社會(huì)不產(chǎn)生明顯的附加風(fēng)險(xiǎn)即可［9］。而非反應(yīng)堆核設(shè)施的風(fēng)險(xiǎn)控制在與化工行業(yè)其他技術(shù)的風(fēng)險(xiǎn)相當(dāng)或更低。

（2）超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故

① 對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的分析程度不要求達(dá)到DBA的分析程度，對(duì)其評(píng)價(jià)工作的要求是僅需要對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故后果的嚴(yán)重程度有所了解，即提供對(duì)設(shè)施潛在薄弱環(huán)節(jié)的正確認(rèn)識(shí)；

② 對(duì)超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的預(yù)防和緩解是成本效益的考慮依據(jù)。

4 DSA的結(jié)構(gòu)及各章節(jié)編制要求

4.1 DSA結(jié)構(gòu)

DSA主要章節(jié)內(nèi)容如下：

1 廠址特征

2 設(shè)施描述

3 危險(xiǎn)分析與事故分析

4 安全構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件

5 技術(shù)安全要求的導(dǎo)出

6 意外臨界的預(yù)防

7 輻射防護(hù)

8 危險(xiǎn)物質(zhì)防護(hù)

9 放射性和危險(xiǎn)廢物管理

10 初始試驗(yàn)、在役檢查與維修

11 職業(yè)安全

12 程序與培訓(xùn)

13 人因

14 質(zhì)量保證

15 應(yīng)急預(yù)案

16 去污與退役的考慮

17 管理組織與安全制度

4.2 DSA 主要章節(jié)編制要求［10，11］

（1）將危險(xiǎn)分析和事故分析合并成一章（第3章），以確保強(qiáng)調(diào)危險(xiǎn)的鑒別與分析。危險(xiǎn)分析將辨別在什么情況下依據(jù)潛在的場外后果開展事故分析。

（2）縱深防御、工作人員安全和環(huán)境問題應(yīng)在危險(xiǎn)分析中加以鑒別。

（3）在危險(xiǎn)分析的基礎(chǔ)上導(dǎo)出設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故。

（4）第2章“設(shè)施描述”，提供對(duì)設(shè)施的SSC簡要的綜合概述。

（5）區(qū)分安全級(jí)SSC與安全重要SSC，以及設(shè)施中其他SSC。安全級(jí)SSC與公眾安全相關(guān)，而安全重要SSC是依據(jù)縱深防御和工作人員安全的具體方面通過危險(xiǎn)分析確定的。

（6）正常運(yùn)行的后果，在“輻射防護(hù)”、“危險(xiǎn)物質(zhì)防護(hù)”和“廢物管理”等章節(jié)中加以論述。

（7）在描述設(shè)施時(shí)，需重點(diǎn)介紹重要的SSC。

5 對(duì)我國相關(guān)工作的啟示

DOE - STD - 3009介紹了編制安全分析報(bào)告的方法，非常詳細(xì)地講述了危險(xiǎn)分析和事故分析的步驟，特別是對(duì)設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的確定采用了概率和后果的矩陣分級(jí)方法，這和我們目前一直采用的簡單的定性分析方法有很大不同，我們應(yīng)很好地學(xué)習(xí)、理解這種方法。

我國核燃料循環(huán)設(shè)施隨著核電的發(fā)展在迅速增加，但相對(duì)美國而言，我國在以下幾方面還存在明顯差距：

（1）核燃料循環(huán)設(shè)施的基礎(chǔ)研究能力和技術(shù)儲(chǔ)備不足，沒有清晰的針對(duì)不同設(shè)施進(jìn)行深入研究的技術(shù)路線，核燃料循環(huán)中的一些設(shè)施，例如鈾純化、轉(zhuǎn)化技術(shù)及后處理技術(shù)等還處于較低層次的簡單技術(shù)重復(fù)階段。

（2）核燃料循環(huán)設(shè)施事故分析方面的研究還很欠缺，獲取的數(shù)據(jù)也有限，目前各類設(shè)施一直采用簡單的定性分析，不同設(shè)施的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的選擇基本靠經(jīng)驗(yàn)判斷，缺乏科學(xué)數(shù)據(jù)的支持。

（3）核燃料循環(huán)中涉及很多化學(xué)轉(zhuǎn)化過程，缺乏對(duì)一些反應(yīng)機(jī)理的研究。例如很多設(shè)施中都存在六氟化鈾（UF6）氣相泄漏問題，但對(duì)其氣相水解機(jī)理目前還缺乏了解，這給相關(guān)事故分析帶來困難。反應(yīng)機(jī)理是控制反應(yīng)條件的基礎(chǔ)，在此基礎(chǔ)上才能采取安全可靠的保證措施。

具體建議如下：

（1）參照DOE - STD - 3009中提供的事故分析方法，針對(duì)不同核燃料循環(huán)設(shè)施進(jìn)行事故分析研究，確定不同核燃料循環(huán)設(shè)施的潛在事故；建立事故情景指南；確定事故源項(xiàng)的計(jì)算方法。

（2）開展各類核燃料循環(huán)設(shè)施的PSA研究，初步建立一些基本設(shè)施、設(shè)備的故障數(shù)據(jù)庫，為下一步采用概率和后果的矩陣分級(jí)方法確定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故奠定基礎(chǔ)。

（3）在對(duì)DOE - STD - 3009消化吸收的基礎(chǔ)上，對(duì)HAD 301/01進(jìn)行修訂。HAD 301/01制定于1991年，其中一些內(nèi)容已不能滿足目前核燃料設(shè)施的安全要求［12］，建議參照DOE-STD-3009進(jìn)行修訂，將安全重要SSC以及重要的TSR作為單獨(dú)的章節(jié)進(jìn)行分析描述。另外在事故分析中，對(duì)糾正措施中未規(guī)定有損于安全的情況和預(yù)防要求的，建議適當(dāng)增補(bǔ)相關(guān)要求［13］，同時(shí)增加對(duì)化學(xué)危險(xiǎn)物的分析與防護(hù)等內(nèi)容［14，15］。

附表A 放射性核素閾量Table A Thresholds for radionuclide

［1］NRC.Standard Review Plan for the Review of a License Application for a Fuel Cycle Facility. NUREG-1520［S］.Washing D.C.：NRC，2010.

［2］DOE. NATURAL PHENOMENA HAZARDS DESIGN AND EVALUATION CRITERIA FOR DEPARTMENT OF ENERGY FACILITIES（DOE-STD-1020-2002）［S］.Washington D.C.：DOE，2002.

［3］DOE. NATURAL PHENOMENA HAZARDS PERFORMANCE CATEGORIZATION GUIDELINES FOR STRUCTURES，SYSTEMS，ANDCOMPONENTS （DOESTD-1021-2002）［S］. Washington D.C.：DOE，2002.

［4］DOE. HAZARD CATEGORIZATION AND ACCIDENT ANALYSIS ECHNIQUES FOR COMPLIANCE WITH DOE ORDER 5480.23，NUCLEAR SAFETY ANALYSIS REPORTS （DOE-STD-1027-1997）［S］. Washington D.C. ：DOE，1997.

［5］IAEA. Safety of Nuclear Fuel Cycle Facilities for protecting people and the environment (No. NS-R-5) ［S］.Vienna：IAEA，2008.

［6］李銳柔，徐云起. 乏燃料后處理廠事故安全分析方法的探討［J］. 核安全，2012（9）：36-41.

［7］IAEA. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessment for Non-reactor Nuclear Facilities（IAEATECDOC-1267）［S］. Vienna：IAEA，2002.

［8］IAEA. 除核動(dòng)力廠之外的其他核設(shè)施設(shè)計(jì)中對(duì)外部事件（以地震為主）的考慮（TECDOC-1347）［S］.Vienna：IAEA，2003.

［9］湯博. 關(guān)于核電廠安全目標(biāo)的確定問題 ［J］. 核安全，2007（2）：8-11.

［10］IAEA. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY SAFETY OF FUEL CYCLE FACILITIES：DRAFT SAFETY REQUIREMENTS DS316. ［S］. Vienna：IAEA，2008.

［11］國家核安全局.民用核燃料循環(huán)設(shè)施安全規(guī)定（HAF 301）［S］.北京：國家核安全局，1993.

［12］國家核安全局.鈾燃料加工設(shè)施安全分析報(bào)告的標(biāo)準(zhǔn)格式與內(nèi)容(HAD 301/01) ［S］.北京：國家核安全局，1991.

［13］黃超云，王曉濤，段紅衛(wèi)，等. HAF 300修訂中一些問題的探討［J］. 核安全，2013（12）：13-16.

［14］IAEA .Safety of Conversion Facilities and Uranium Enrichment Facilities（No.SSG-5）［S］Vienna：IAEA，2010.

［15］IAEA. Safety of Uranium fuel fabrication facilities （No.SSG-6）［S］.Vienna：IAEA，2010.