楊亞鵬 張建崗 馮宗洋 賈林勝 梁博寧 王寧 徐瀟瀟

摘 要：乏燃料后處理廠可能發(fā)生臨界、放射性物質(zhì)泄漏、火災(zāi)和爆炸等事故，營運單位需要建立相應(yīng)的應(yīng)急評價能力，配置針對上述事故的核應(yīng)急評價系統(tǒng)。本文介紹了針對乏燃料后處理廠5 種典型事故的三維可視化實時核應(yīng)急評價與決策支持系統(tǒng)設(shè)計，該系統(tǒng)可基于工藝系統(tǒng)監(jiān)測數(shù)據(jù)實現(xiàn)應(yīng)急工況實時診斷，計算向廠房和環(huán)境釋放的源項，基于應(yīng)急預(yù)案開展應(yīng)急響應(yīng)流程管理，針對工作人員和公眾防護策略開展防護行動分析等功能，并基于三維可視化技術(shù)實現(xiàn)應(yīng)急評價結(jié)果和響應(yīng)流程的動態(tài)展示。本系統(tǒng)可用于我國乏燃料后處理廠應(yīng)急評價與決策支持，提升其應(yīng)急準備與響應(yīng)能力。

關(guān)鍵詞：乏燃料后處理廠;核應(yīng)急;應(yīng)急評價;決策支持

中圖分類號：TL73 文獻標識碼：A

乏燃料后處理廠存在發(fā)生臨界、放射性物質(zhì)泄漏、火災(zāi)、爆炸等事故的風險。國家核安全局1995 年發(fā)布的核安全法規(guī)《乏燃料后處理廠潛在事故的假設(shè)》（HAF J0051）[1] ，根據(jù)美國?？怂珊巳剂匣厥蘸驮傺h(huán)中心初步安全分析報告，將事故分為輕微事故、小事故、大事故、設(shè)計基準事故（包括高放廢液濃縮器內(nèi)紅油爆炸、溶劑著火、喪失正常冷卻） 和嚴重事故5 組。在對乏燃料后處理廠應(yīng)急設(shè)施的可居留性分析中，黃樹明等[2] 對后處理廠典型事故進行了分析，指出國際主要國家的后處理設(shè)施均發(fā)生過影響程度不同的放射性污染事故，如貯罐失去冷卻爆炸、臨界事故等。針對后處理設(shè)施爆炸事故， 呂丹等[3] 基于美國NRC[4] 和IAEA[5] 出版物，對國外截止2017 年報道的11 起爆炸事故進行了統(tǒng)計分析，其中最嚴重的是1957 年前蘇聯(lián)馬雅克后處理廠高放廢液貯罐冷卻系統(tǒng)失效爆炸事故，導致超過2×107 Ci 的放射性物質(zhì)被釋放到環(huán)境中，污染面積1. 5×104 ～2. 3×104 km2 ，按照IAEA 國際核事件分級（INES），屬于6 級重大事故。針對“ 紅油爆炸”，俄羅斯1993 年4 月6 日位于托木斯克-7 的西伯利亞化工聯(lián)合體（SCE）設(shè)施后處理廠硝酸鈾酰溶液貯槽爆炸事故最為嚴重，該事故導致后處理生產(chǎn)線和廠房建筑物的損壞，并釋放出30 TBq 的β 和γ 核素，以及6 GBq 的239 Pu，IAEA 1998 年出版的《托木斯克后處理廠放射事故》[5] 將該事故定義為INES 3 級“嚴重事件，但并未對人員造成過量照射危害”。針對后處理廠臨界事故，呂丹等[6] 2014年依據(jù)中國核科技信息與經(jīng)濟研究院2010 年的研究成果《核燃料后處理廠事故安全分析專題調(diào)研》，對國外記錄和報道的核燃料后處理廠臨界事故統(tǒng)計和分析，從1953 年到1999 年共發(fā)生22 起臨界事故，有 20 起臨界事故描述了其后果，其中30%（6 起）屬于INES 4 級（影響范圍有限）事故、10% （2 起）屬于 INES 3 級（影響范圍重大）事故，60%（12 起）屬于INES 2 級及以下。

我國核安全導則《核燃料循環(huán)設(shè)施營運單位的應(yīng)急準備和應(yīng)急響應(yīng)》（HAD002/ 07—2019）[7]對后處理設(shè)施的應(yīng)急提出了如下要求“營運單位應(yīng)根據(jù)設(shè)施的事故特點（如臨界事故、UF6 泄漏事故、爆炸事故等） 建立應(yīng)急評價系統(tǒng)，具有評價事故狀態(tài)、后果等的能力（包括放射性釋放與非放有害化學物質(zhì)釋放）”。在核與輻射應(yīng)急響應(yīng)中，為了減輕和緩解事故后果、避免或最大限度減少嚴重確定效應(yīng)可能和降低隨機效應(yīng)概率，盡可能減輕非放射性后果、保護財產(chǎn)和環(huán)境，IAEA 在其通用安全要求GSR Part7[8] 中，要求制定用于應(yīng)急準備與響應(yīng)的綜合應(yīng)急管理系統(tǒng)，開展應(yīng)急危害評估為應(yīng)急分級提供依據(jù)，在應(yīng)急準備階段制定合理和最優(yōu)化的核與輻射應(yīng)急的防護策略以便在應(yīng)急中采取有效防護行動和其他響應(yīng)行動，并對應(yīng)急響應(yīng)行動進行管理。

目前，國際上用于核事故應(yīng)急的主流應(yīng)急評價或決策支持系統(tǒng)主要針對壓水堆核電廠事故，如歐共體的JRODOS 系統(tǒng)[9] 、美國NARAC 系統(tǒng)[10] 、韓國AtomCARE 系統(tǒng)[11 - 12] ， 以及日本的SPEEDI 系統(tǒng)[13] 等，國內(nèi)公開報道的核應(yīng)急系統(tǒng)也主要針對核電廠開發(fā)[14-19] ，中輻院賈林勝等[20]開展了針對鈾濃縮設(shè)施的應(yīng)急評價系統(tǒng)開發(fā)，實現(xiàn)核臨界事故和六氟化鈾泄漏事故釋放源項計算，工作人員劑量、輻射和化學危害等評價，國內(nèi)外還未見有針對后處理廠開發(fā)的核應(yīng)急評價與決策支持系統(tǒng)的報道。本文主要介紹針對我國乏燃料后處理廠應(yīng)急要求配套的核應(yīng)急評價與決策支持系統(tǒng)。

1 系統(tǒng)主要功能設(shè)計

本文介紹的乏燃料后處理廠核應(yīng)急評價與決策支持系統(tǒng)主要基于實時工藝監(jiān)測、輻射監(jiān)測、氣象監(jiān)測等數(shù)據(jù)，結(jié)合工藝設(shè)計參數(shù)，實現(xiàn)了事故狀態(tài)下的應(yīng)急狀態(tài)等級輔助判斷、應(yīng)急工況評價、釋放源項計算、近場區(qū)環(huán)境影響評價、操作干預(yù)水平計算和防護行動分析等功能，并結(jié)合三維技術(shù)實現(xiàn)應(yīng)急評價結(jié)果和響應(yīng)流程的一張圖動態(tài)展示。本系統(tǒng)可供應(yīng)急值班、應(yīng)急指揮和應(yīng)急評價人員使用，為設(shè)施營運單位核應(yīng)急值守、應(yīng)急指揮、應(yīng)急輔助決策提供綜合性支持。

1. 1 應(yīng)急響應(yīng)流程管理

應(yīng)急響應(yīng)流程管理主要基于流程控制引擎，結(jié)合時間軸采用圖形化的流程控制界面實現(xiàn)事故進程及應(yīng)急響應(yīng)過程的動態(tài)管理，包括事故發(fā)生、應(yīng)急啟動、應(yīng)急指揮、過程管理、指令管理、流程控制、應(yīng)急評價、響應(yīng)行動、應(yīng)急狀態(tài)終止等。

系統(tǒng)提供一張圖展示功能，將應(yīng)急流程、應(yīng)急工況、環(huán)境影響預(yù)測、防護行動分析、全廠應(yīng)急資源和人員撤離等數(shù)據(jù)以圖形化形式投射到大屏幕上供應(yīng)急指揮人員統(tǒng)一監(jiān)控和觀看。

系統(tǒng)支持演習模式，包括演習情景構(gòu)建、演練過程復(fù)盤、演習流程管理和演習評估等功能。系統(tǒng)可以基于演習情景庫構(gòu)建演習方案并預(yù)置在系統(tǒng)中。演練結(jié)束后，系統(tǒng)自動將本次演習全過程進行復(fù)盤保存，生成三維數(shù)字化格式預(yù)案，并可按演習場景、任務(wù)名稱、任務(wù)級別等分類查詢。系統(tǒng)可基于數(shù)字化預(yù)案、模型場景數(shù)據(jù)、基礎(chǔ)數(shù)據(jù)、考核評估與評估標準數(shù)據(jù)、系統(tǒng)配置數(shù)據(jù)等信息實現(xiàn)自主化構(gòu)建不同場景、不同事故類型的演習腳本功能，同時支持演習腳本預(yù)覽、修改、刪除。

1. 2 典型事故工況實時評價與釋放源項計算

系統(tǒng)能實現(xiàn)有機相著火、高放廢液（HLLW）放射性物質(zhì)泄漏、高放廢液蒸發(fā)器“紅油爆炸”、高放廢液罐槽氫氣爆炸、核臨界事故等典型事故的實時評價。

含有機相料液的設(shè)備室存在發(fā)生有機相溶劑著火事故的風險，在共去污系統(tǒng)中，裂變產(chǎn)物放射性活度濃度最高處為1AX 柱，該設(shè)備中溶劑泄漏著火時從燃燒的溶劑中釋放出的放射性核素量最大。針對有機相著火事故，模型的主要計算步驟包括：1）動、靜態(tài)參數(shù)獲取，主要包括靜態(tài)參數(shù)（如設(shè)備室高度、容積等）和實時的動態(tài)工藝參數(shù)（如TBP 的體積分數(shù)、當前工藝流程1A 柱有機溶劑的初始質(zhì)量等）以及實時的監(jiān)測參數(shù)（如設(shè)備室入口風流量、出口風流量等）;2）燃燒初始質(zhì)量估算，當判斷出當前已經(jīng)著火的情況下，根據(jù)1A 柱質(zhì)量的在線監(jiān)測以及集水坑液位報警裝置數(shù)據(jù)判斷當前泄漏的溶劑質(zhì)量，即燃料初始質(zhì)量;3）結(jié)合熱平衡公式與燃燒速率經(jīng)驗公式，并近似考慮了硝酸溶液對燃燒速率的影響，計算燃料質(zhì)量損失速率;4）燃燒產(chǎn)生的大量煙氣會從排風管道排出，管道中有過濾器，煙氣會有部分沉積在過濾器上，因此需要估算在管道和過濾器中的沉積;5） 給出分步長釋放源項。

對于“紅油爆炸”事故，主要計算步驟包括：1）根據(jù)溶液反應(yīng)速率、反應(yīng)時間和高放廢液蒸發(fā)器內(nèi)濃縮液溫度，估算夾帶進入蒸發(fā)器的TBP 量;2）根據(jù)NUREG/ CR-7232[4] ，1 L 的紅油爆炸等效于0. 016 kg 的TNT 爆炸，計算爆炸的TNT 當量和爆炸能量;3）計算高放廢液蒸發(fā)器壁面超壓，評價蒸發(fā)器完整性;4）計算釋放至設(shè)備室、環(huán)境的源項。

對于氫氣爆炸事故。主要計算步驟包括：1）根據(jù)高放廢液大罐氫氣濃度監(jiān)測值判斷是否會發(fā)生氫氣爆炸;2）計算火焰表面積、爆炸云半徑和沖擊波超壓判斷等，綜合爆炸能否破壞高放廢液儲罐的完整性;3）計算爆炸后瞬間、后續(xù)蒸發(fā)的高放廢液質(zhì)量，給出釋放至設(shè)備室、環(huán)境的源項。

高放廢液含有99%以上的裂片元素和未被回收的超鈾元素，放射性強，因此高放廢液貯槽泄漏的后果比其它溶液貯槽泄漏嚴重，建立了高放廢液儲罐及其相連接管道、閥門發(fā)生破裂或故障或破裂后高放廢液泄漏事故造成的設(shè)備室泄漏源項和向環(huán)境釋放的氣載源項估算模型。高放廢液泄漏事故源項估算通常包括：放射性液體泄漏量估算、廠房（或設(shè)備室）氣載放射性核素生成量估算;氣載放射性核素在廠房間輸運及向環(huán)境釋放。系統(tǒng)建立了基于液位監(jiān)測數(shù)據(jù)、輸送管線流量、貯槽初始狀態(tài)和破口面積、冷卻水及泄漏量估算模型。

后處理廠易裂變材料，除首段切割、鈾與钚尾端存在固態(tài)形式，其他幾乎均為溶液形式，主要可能發(fā)生臨界的事故點包括溶解槽、混合澄清槽、萃取柱等。后處理廠可能發(fā)生臨界情景的化學形式有：硝酸鈾酰水溶液、二氧化鈾、八氧化三鈾、硝酸钚溶液和氧化钚。臨界事故首先需計算臨界裂變次數(shù)，可通過三種方式給出，即：1） 根據(jù)系統(tǒng)情景保守估計，美國RASCAL4[21] 給出了不同系統(tǒng)情景對應(yīng)的首次脈沖裂變份額與總裂變份額，該表給出的裂變次數(shù)過于保守，一般用于設(shè)計階段，使用假定的臨界事故裂變次數(shù)對設(shè)計進行要求;2） 根據(jù)γ 劑量率報警系統(tǒng)實時估計，該方法適合事故應(yīng)急時使用，可根據(jù)γ 報警儀劑量率讀數(shù)實時估算。該方法主要參考NUREG/ CR-6504《一種更新的核臨界計算尺》[22] 給出γ 臨界報警儀劑量率讀數(shù)與臨界裂變次數(shù)和事故后時間之間的關(guān)系曲線，適用于5 種不同臨界系統(tǒng);3）用簡化經(jīng)驗公式模擬估計，針對溶液臨界，ISO 16117[23] 給出了幾種不同情景的簡化模型，如Tuck 方程、Nomura &Okuno 方程、Oslen 方程、Barbry 方程。本系統(tǒng)總結(jié)不同臨界情景，分別建立了針對硝酸鈾酰溶液與钚溶液、金屬鈾、八氧化三鈾與二氧化鈾基于事故進程的評價流程。

1. 3 應(yīng)急狀態(tài)等級輔助判斷

系統(tǒng)根據(jù)實時參數(shù)、應(yīng)急評價結(jié)果，以人機交互的方式獲得判斷應(yīng)急狀態(tài)所需的參數(shù)與現(xiàn)有的應(yīng)急狀態(tài)分級初始條件和應(yīng)急行動水平進行比較，經(jīng)邏輯判斷后實現(xiàn)應(yīng)急狀態(tài)等級輔助判斷。能提供自動判斷和人工交互確認以及完全人工確認兩種工作模式。

應(yīng)急狀態(tài)等級輔助判斷主要基于應(yīng)急狀態(tài)初始條件（IC）和應(yīng)急行動水平（EAL）開展。我國核電廠EAL 的制訂已經(jīng)形成一套比較完善的方法體系，而針對后處理廠，由于其工藝流程復(fù)雜，放射性物質(zhì)和危險化學品與核電廠存在較大的差異，目前國內(nèi)尚沒有成熟的方法準則可以遵循。然而核電廠EAL 制訂所依據(jù)的方法可以為后處理廠EAL 的制訂提供參考。項目組根據(jù)NEI99-01[24] 、IAEA GSG-2[25] 以及核安全導則《壓水堆核電廠應(yīng)急行動水平制定（征求意見稿）》，并結(jié)合后處理廠典型事故，對后處理廠識別類進行了研究，主要考慮以下6 種：A 類———異常輻射水平/ 放射性排出物;F 類———安全屏障降級;H 類———影響設(shè)施安全的危害和其他狀態(tài); S 類———系統(tǒng)故障; E類———乏燃料水池事故; W 類———HLLW 貯槽事故。

1. 4 基于操作干預(yù)水平（ OIL） 的輔助決策

乏燃料后處理廠操作干預(yù)水平制定考慮的事故包括高放廢液蒸發(fā)器紅油爆炸和高放廢液儲罐泄漏。在發(fā)生事故的情況下，利用事故釋放源項和環(huán)境監(jiān)測數(shù)據(jù)，以及廠址周圍的氣象條件數(shù)據(jù)，對事先計算的操作干預(yù)水平缺省值進行修正，并在此基礎(chǔ)上提出公眾防護行動的決策建議。

1. 5 防護行動分析

系統(tǒng)實現(xiàn)的主要功能包括后處理廠場內(nèi)、場外防護行動分析和人員撤離模擬。防護行動分析功能能夠自動或手動獲取相關(guān)參數(shù)和評價結(jié)果（應(yīng)急狀態(tài)分級結(jié)果、后果評價結(jié)果、OIL 計算結(jié)果等），推薦應(yīng)急防護行動建議。人員撤離評估功能可以對人員的撤離時間、路徑和所需資源進行評估和管理。系統(tǒng)結(jié)合集結(jié)點、疏散地點、人員清點數(shù)據(jù)和撤離物資數(shù)據(jù)，對廠區(qū)內(nèi)部人員撤離路線、所需時間和車輛調(diào)派方案進行分析計算，并在地圖上標記顯示，分析得到的各條撤離路線與所需時間，并在地圖上動態(tài)地模擬展示車輛模型沿撤離線路行進，點擊車輛模型可查看車輛類型、所載人數(shù)和疏散地點信息。系統(tǒng)支持在地圖中對集結(jié)點、應(yīng)急車輛、撤離路線等信息進行查詢和展示。

2 系統(tǒng)業(yè)務(wù)流程分析

系統(tǒng)部署在應(yīng)急指揮中心，可以支持多點登錄，支持和視頻會議系統(tǒng)接口。本系統(tǒng)部署在Windows Server 服務(wù)器上，也支持部署在Linux 服務(wù)器，采用可支持跨平臺的JAVA 語言和MySQL數(shù)據(jù)庫開發(fā)。

系統(tǒng)共包括核應(yīng)急指揮、核應(yīng)急評價、核應(yīng)急決策支持、核應(yīng)急數(shù)據(jù)管理和系統(tǒng)維護共五大類17 個子系統(tǒng)，具有日常管理、事故響應(yīng)和演習三種運行模式，列于表1。

系統(tǒng)的業(yè)務(wù)流程圖和主要設(shè)計界面分別如圖1、2 所示。

3 結(jié)語

核事故發(fā)生后，應(yīng)急人員往往面臨時間緊、責任重、變化多的難題。這種情況下，只有采用科學的決策理論并利用計算機實時在線支持決策系統(tǒng)，才能快速有效地控制事故并減輕其后果，從而提高事故狀態(tài)下的應(yīng)急管理和指揮決策的科學性和實效性。乏燃料后處理廠應(yīng)急問題主要關(guān)注的是場內(nèi)以及近場區(qū)，本系統(tǒng)通過對典型事故情景的分析，建立事故應(yīng)急工況的實時診斷和分析手段，實現(xiàn)對事故進程的分析和預(yù)測，應(yīng)急事故釋放源項的估算。

核事故發(fā)生時，應(yīng)急響應(yīng)與決策支持系統(tǒng)的集成可有效組織管理應(yīng)急信息，提供直觀的顯示手段，實現(xiàn)應(yīng)急工況評價、釋放源項估算、決策支持（包括應(yīng)急行動水平、操作干預(yù)水平等）、應(yīng)急數(shù)據(jù)管理、關(guān)鍵信息二維或三維地理信息系統(tǒng)（GIS）顯示等模塊整體集成和可視化，大大提高應(yīng)急決策的有效性。

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