呂 丹 李銳柔 宋鳳麗 汪世軍 張 躍

1（環(huán)境保護部核與輻射安全中心 北京 100082）

2（中國核電工程有限公司 北京 100840）

核燃料后處理是實現(xiàn)核燃料循環(huán)再利用的重要環(huán)節(jié)之一。相比于核電設施，其工藝技術(shù)更加多樣化，其放射性危害和化學危害物料分布更為廣泛[1]。相比于核燃料循環(huán)的前端設施，其工藝物料的放射性更高，其縱深防御系統(tǒng)采取了多層次保護措施和手段[2]，工藝系統(tǒng)的封閉考慮了包括設備和管道、箱室或設備室覆面、廠房在內(nèi)的三道實體屏障?；诤筇幚碓O施的特點，其事故分析工作需關(guān)注的危害具有多樣化和分布多處化的特點，需考慮的事故類型也具有多樣化的特性。

事故分類方法和驗收準則是開展事故分析的基礎，目前我國事故分類方法主要基于核安全法規(guī)技術(shù)文件HAFJ0051[3]和核工業(yè)標準EJ/T 681-92[4]，事故分析所涉及的安全重要物項評價方法主要參考EJ/T939-95[5]，事故驗收準則主要依據(jù)EJ849-94[6]。其中，HAFJ0051根據(jù)美國NRC（核管理委員會）發(fā)布的法規(guī)導則R.G. 3.33[7]及《埃克松核燃料回收和再循環(huán)中心初步安分報告》[8]編寫，將后處理設施事故分為輕微事故、小事故、大事故、設計基準事故和嚴重事故。EJ/T 681-92參照NRC發(fā)布的R.G.3.26[9]編制，其事故分為異常運行事件和事故。絕大多數(shù)事故類型（嚴重事故除外）在事故分析時考慮工程措施部分或全部有效，均以廠區(qū)邊界以外的公眾劑量限值[6]作為事故驗收依據(jù)。

我國的事故分類方法和驗收準則主要借鑒美國歷史經(jīng)驗。為跟蹤了解美國事故分類方法和驗收準則的發(fā)展現(xiàn)狀，對其當前監(jiān)管要求進行了研究，并對比分析了歷史工程經(jīng)驗與當前監(jiān)管要求的差異。

1 歷史工程經(jīng)驗

1.1 ?？怂珊巳剂显傺h(huán)中心

?？怂珊巳剂显傺h(huán)中心將事故分為輕微事故和小事故、重大事故、設計基準事故、假想事故[10]。由于事故定義可體現(xiàn)事故分類依據(jù)和驗收準則，故根據(jù)事故定義，對各類事故的發(fā)生可能性、后果和事故案例進行歸納，如表1所示。

表1 ?？怂珊巳剂显傺h(huán)中心事故分類依據(jù)和事故案例Table 1 Accident categories in Exxon Nuclear Fuel Recovery and Recycling Center.

（續(xù)表1）

1.2 美國巴威爾核燃料廠

巴威爾核燃料廠將事故分類為：小事故、工藝偏差事故、工藝廢氣封閉系統(tǒng)損壞事故、燃料操作事故、設計基準事故[11]。依據(jù)其事故定義，對各類事故的發(fā)生可能性、后果和事故案例進行匯總，如表2所示。

表2 巴威爾核燃料廠事故分類依據(jù)和事故案例Table 2 Accident categories in Barnwell Nuclear Fuel Plant.

（續(xù)表2）

1.3 美國西谷后處理廠

西谷后處理廠將事故分類為：異常運行事件和極限事故[12]。根事故定義，其發(fā)生可能性、后果和事故案例總結(jié)如表3所示。

表3 西谷后處理廠事故分類依據(jù)和事故案例Table 3 Accident categories in West Valley Reprocessing Plant.

1.4 歷史工程經(jīng)驗比較分析

美國三大后處理設施的事故分類類別有所不同，但分析對象都包含以下兩類：預計可發(fā)生的、無明顯后果影響的事故和極不可能發(fā)生的、有嚴重后果影響的事故。

三大后處理設施事故分類依據(jù)與事故危害的發(fā)生可能性或其后果嚴重程度有一定聯(lián)系。一般選取造成最大可信后果的設計基準事故作為事故分析邊界，以考察設施整體安全的可接受性。事故后果分析一般考慮工程控制措施有效。不同類別事故的驗收主要基于事故后果限值，以10 CFR Part 100[13]和10 CFR Part 20[14]規(guī)定的照射限值作為最大指導值[10–12]。該事故分類方法和驗收準則主要體現(xiàn)了確定論分析方法。

2 當前監(jiān)管要求

美國聯(lián)邦法規(guī)(10 CFR)、以及NRC（核管會）、DOE（能源部）頒布的相關(guān)法規(guī)文件[15–18]均要求采用ISA (Integrated Safety Analysis)的安全分析方法，其方法流程包含了事故分類方法和驗收準則。具體方法指導文件主要包括 NRC頒布的技術(shù)文件NUREG-1520[19]和DOE頒布的標準DOE-STD-3009[20]。

2.1 NUREG-1520監(jiān)管要求

NUREG-1520指出事故分析步驟依據(jù)NUREG-1513[21]實施，主要包括：危害識別、危害分析、事件序列確認、事故后果和可能性分析、風險評價。

通過危害識別和分析，選取可能造成一定后果水平、需要關(guān)注的始發(fā)事件，進一步考慮與始發(fā)事件相對應的工程控制措施，對事件序列進行確認。風險評價中，綜合考慮事故（始發(fā)事件疊加工程措施失效）的后果和可能性，采用風險矩陣(表4)對事故進行評價和驗收。事故后果等級劃分基于10 CFR 70.61，如表5所示。事故可能性等級劃分見表6。

表4 NUREG-1520用于事故評價的風險矩陣[19]Table 4 Risk matrix with risk index values[19].

表5 NUREG-1520用于事故后果等級劃分的依據(jù)[19]Table 5 Consequence severity categories based on 10 CFR 70.61[19].

表6 NUREG-1520用于事故可能性等級劃分的依據(jù)[19]Table 6 Event likelihood categories[19].

2.2 DOE-STD-3009監(jiān)管要求

DOE-STD-3009重點描述了事故分析工作中危害分析、設計基準事故和超設計基準事故篩選、以及事故分析和評價等步驟。危害分析中采用風險矩陣(圖1)對設施中所有的潛在危害進行風險評價，以篩選和確認主要危害項。

通過危害識別和分析，選取可能造成一定后果水平、需要關(guān)注的始發(fā)事件，進一步考慮與始發(fā)事件相對應的工程控制措施，對事件序列進行確認。如圖1所示，一般從5?9等級危害篩選出數(shù)量有限的具有包絡性或代表性的設計基準事故和超設計基準事故進行分析和評價。

事故評價時，考慮始發(fā)事件疊加工程措施失效。事故后果和可能性的劃分依據(jù)分別見表7和表8。

事故評價采用風險等級評價，其評價指標如表9所示。為區(qū)分各風險邊界，此處將邊界按后果從低到高依次定義為邊界①、邊界②和邊界③。

圖1 DOE-STD-3009用于危害分析的可能性和后果分級矩陣[20]Fig.1 A three-by-three likelihood and consequence ranking matrix for hazard evaluation[20].

表7 DOE-STD-3009用于事故后果等級劃分的依據(jù)[20]Table 7 Qualitative severity classification table[20].

表8 DOE-STD-3009用于事故可能性等級劃分的依據(jù)[20]Table 8 Qualitative likelihood classification table[20].

表9 DOE-STD-3009用于事故風險評價的依據(jù)Table 9 Qualitative risk ranking table.

2.3 當前監(jiān)管要求比較分析

NRC頒布NUREG-1520和 DOE頒布DOE-STD-3009均通過全面的危害分析，識別出相對完整的事故譜，以此作為事故分類的基礎。

危害分析過程中，兩者的分類依據(jù)和所分類別有所不同。NUREG-1520根據(jù)危害的后果大小，將其分為需要關(guān)注和不需要關(guān)注兩類。而DOE-STD-3009綜合考慮危害的后果和可能性，經(jīng)過風險評價，將其分為不予關(guān)注、需要關(guān)注和需要重點關(guān)注三類。此外，DOE-STD-3009對危害進行風險評價時，后果等級的考慮權(quán)重大于可能性等級的考慮權(quán)重(圖1)，比如：第6等級（可能性等級低、后果等級高）劃為需要關(guān)注類，而第4等級（可能性等級高、后果等級低）劃為不予關(guān)注類。

危害分析之后，兩者均采用風險矩陣對所選事故進行評價，均以風險矩陣中的風險可接受邊界作為事故驗收依據(jù)。所用風險矩陣原理相同，均同時考慮事故的后果和可能性。但是，兩者所用風險矩陣在細節(jié)上有所區(qū)別，主要表現(xiàn)為：(1)DOE-STD-3009在發(fā)生可能性等級劃分方面更加細化，并且與核電設施事故可能性劃分等級[22]具有相似性；(2) NUREG-1520在后果等級劃分方面更加定量化，明確提出了放射性危害和化學危害后果的等級劃分依據(jù)。

3 歷史工程經(jīng)驗與當前監(jiān)管要求比較分析

綜合NUREG-1520和DOE-STD-3009的特點，以DOE-STD-3009所述事故分析方法的事故分類、評價和驗收方法為主要指導，以埃克松、巴威爾和西谷后處理廠各事故類別的描述（分別見表1?3）為基礎，對歷史工程經(jīng)驗各事故類別依次進行危害評價和事故評價，以對比分析當前監(jiān)管要求與歷史工程經(jīng)驗在事故分類方法和驗收準則方面的差異。事故后果評價部分參考 NUREG-1520后果等級劃分依據(jù)。

各類事故的危害評價主要參照DOE-STD-3009的危害風險評價矩陣(圖1)進行，包括對危害（始發(fā)事件）的可能性、后果和風險等級依次進行定性評價。其中，可能性等級的定義參照表8，具體定義如表10所示。后果等級參照表7和表5。

各類事故的事故評價主要參照DOE-STD-3009的事故風險評價矩陣(表9)進行，包括對事故（始發(fā)事件疊加工程措施失效）的可能性、后果和風險等級依次進行定性評價。其中，可能性等級參照表8，后果等級參照表7和表5。

以?？怂珊巳剂显傺h(huán)中心的“重大事故”類別為例，由表1可知，該類型事故在壽期內(nèi)可能發(fā)生，事故案例包括設備故障、爆炸、火災、臨界造成的事故，其后果可導致向環(huán)境釋放顯著數(shù)量的放射性物質(zhì)。對該類型事故進行危害風險評價時，參照表10，其危害的可能性等級為“中”或“高”；參照表7和表5，其后果等級為“中”或“高”；進一步參照圖1，其風險等級為5、7、8或9級，屬于需要關(guān)注或重點關(guān)注的危害范疇。對該類型事故進行事故風險評價時，參照表7和表5，其后果等級仍為“中”或“高”；由于疊加了工程措施失效的概率，參照表8，當其后果等級為“中”時，其可能性等級需降低為“不可能”或“極不可能”，當其后果等級為“高”時，其可能性等級必須降低為“極不可能”；進一步參照表9，其風險評價結(jié)果應為邊界②、邊界③或可接受。

表10 歷史工程經(jīng)驗各事故類別的危害的可能性劃分依據(jù)Table 10 Ranking of likelihood for the hazard of every accident category in historical engineering experience.

3.1 危害評價結(jié)果與討論

各事故類別的危害風險評價結(jié)果如表11所示。分析結(jié)果顯示，歷史工程經(jīng)驗事故分類時所考慮的后果因素和發(fā)生可能性因素均可包含于危害評價的風險矩陣之中，并且工程實踐中的事故類別均可對應于一定的風險等級或等級范圍。由此可見，當前監(jiān)管要求對危害進行風險定級的依據(jù)，與歷史工程實踐的事故分類依據(jù)有一定相似性。

表11 歷史工程經(jīng)驗各事故類別的危害風險評價Table 11 Hazard risk analysis of each accident category in historical engineering experience.

根據(jù)表11的危害風險等級評價結(jié)果，需要關(guān)注或重點關(guān)注的危害（對應等級 5?9）所對應的事故類別包括：?？怂珊巳剂显傺h(huán)中心所定義的重大事故、設計基準事故、假想事故；巴威爾核燃料廠所定義的工藝廢氣封閉系統(tǒng)損壞事故、燃料操作事故、設計基準事故；以及西谷后處理廠所定義的極限事故。概括而言，當前監(jiān)管要求識別出的需要關(guān)注或重點關(guān)注的危害，包含了工程實踐中事故分析的邊界（即最大可信事故）。

工程實踐中對于上述的事故類別（對應等級5?9），普遍進行了詳細、定量的后果分析和評價，并以此作為判斷設施安全可接受性的重要依據(jù)。對于其余危害（對應等級1?4），工程實踐適當降低了事故分析深度，一般對事故后果進行定性描述。由此可見，工程實踐對當前監(jiān)管要求中風險等級相對較高（等級 5?9）的危害確實進行了關(guān)注或重點關(guān)注，符合風險評價的本意。

3.2 事故評價結(jié)果與討論

各類事故的后果、可能性和風險評價結(jié)果如表12所示。由表12，工程實踐中所劃分的絕大多數(shù)事故類別均可能歸屬于事故風險評價矩陣中的事故邊界（包含邊界①、②和③）。由此可見，當前監(jiān)管要求中的事故分析邊界不僅包括工程實踐中常用的設計基準事故，也包括后果輕微但發(fā)生可能性大的小事故。該事故分析范圍與 IAEA《核燃料循環(huán)設施安全》[23]中安全分析對象的要求一致。并且，該結(jié)果側(cè)面證實了工程實踐中事故分析范圍具有相對的完整性，并且其事故分類具有一定的合理性。

表12 歷史工程經(jīng)驗各事故類別的風險評價Table 12 Accident risk analysis of each accident category in historical engineering experience.

結(jié)合各類事故的定義描述(見表1?3)以及事故風險評價結(jié)果(表12)，將歷史工程經(jīng)驗中各類事故的驗收準則與當前監(jiān)管要求的事故驗收準則進行比較，結(jié)果如表13所示。

由表13的比較結(jié)果可知，歷史工程經(jīng)驗對工程措施有效情況下的事故后果進行分析和驗收，體現(xiàn)了確定論分析思想，而當前監(jiān)管要求的事故驗收不僅考慮了歷史工程實踐所常用的事故后果驗收，還綜合考慮了事故（始發(fā)事件疊加工程措施失效）的可能性，經(jīng)過風險評價，以風險邊界進行事故驗收。

當前監(jiān)管要求通過可能性評價，考察了工程措施的有效性。對于后果嚴重的事故，要求其發(fā)生可能性必須??；而對后果輕微的事故，其發(fā)生概率要求可相對放寬，由此可對設施安全設計的平衡性進行把握。該評價標準充分體現(xiàn)了 IAEA《核燃料循環(huán)設施安全》[23]的安全設計原則。

此外，工程實踐事故后果評價主要考慮放射性危害，當前監(jiān)管要求NUREG-1520要求同時考慮放射性危害、化學危害和環(huán)境影響，該后果評價指標更加綜合、全面。

表13 各事故類別歷史工程經(jīng)驗與當前監(jiān)管要求的驗收準則比較Table 13 Comparison of historical engineering experience and current regulatory requirements on acceptance criteria for each accident category.

4 結(jié)語

美國歷史工程經(jīng)驗根據(jù)發(fā)生可能性大小或后果嚴重程度對設施危害進行分類，選取最大可信后果的設計基準事故作為事故分析邊界，以放射性后果限值作為事故驗收依據(jù)，主要體現(xiàn)了確定論分析方法。美國當前監(jiān)管要求在歷史工程經(jīng)驗的基礎之上，引入了風險評價。通過對設施的潛在危害進行梳理和風險分析，識別出需要關(guān)注的始發(fā)事件；通過對事故（始發(fā)事件疊加工程措施失效）的可能性和后果進行風險分析，以風險邊界作為事故的驗收依據(jù)。評價了工程措施的有效性，論證了設施安全設計的合理性，具有重要的借鑒或參考價值。

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