乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计.pdf

第 43 卷第 4 期2023 年7 月辐射防护Radiation ProtectionVol.43No.4July2023核与辐射事故应急准备与对策乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计杨亚鹏,张建岗,冯宗洋,贾林胜,梁博宁,王宁,徐潇潇(中国辐射防护研究院,太原 030006)摘要:乏燃料后处理厂可能发生临界、放射性物质泄漏、火灾和爆炸等事故,营运单位需要建立相应的应急评价能力,配置针对上述事故的核应急评价系统。本文介绍了针对乏燃料后处理厂 5 种典型事故的三维可视化实时核应急评价与决策支持系统设计,该系统可基于工艺系统监测数据实现应急工况实时诊断,计算向厂房和环境释放的源项,基于应急预案开展应急响应流程管理,针对工作人员和公众防护策略开展防护行动分析等功能,并基于三维可视化技术实现应急评价结果和响应流程的动态展示。本系统可用于我国乏燃料后处理厂应急评价与决策支持,提升其应急准备与响应能力。关键词:乏燃料后处理厂;核应急;应急评价;决策支持中图分类号:TL73文献标识码:A收稿日期:2022-05-10作者简介:杨亚鹏(1981),男,2005 年毕业于成都理工大学核工程与核技术专业,2017 毕业于清华大学核能与核技术专业,工程硕士,研究员。E-mail:yangyapeng 乏燃料后处理厂存在发生临界、放射性物质泄漏、火灾、爆炸等事故的风险。国家核安全局1995 年发布的核安全法规乏燃料后处理厂潜在事故的假设(HAF J0051)1,根据美国埃克松核燃料回收和再循环中心初步安全分析报告,将事故分为轻微事故、小事故、大事故、设计基准事故(包括高放废液浓缩器内红油爆炸、溶剂着火、丧失正常冷却)和严重事故 5 组。在对乏燃料后处理厂应急设施的可居留性分析中,黄树明等2对后处理厂典型事故进行了分析,指出国际主要国家的后处理设施均发生过影响程度不同的放射性污染事故,如贮罐失去冷却爆炸、临界事故等。针对后 处 理 设 施 爆 炸 事 故,吕 丹 等3基 于 美 国NRC4和 IAEA5出版物,对国外截止 2017 年报道的 11 起爆炸事故进行了统计分析,其中最严重的是 1957 年前苏联马雅克后处理厂高放废液贮罐冷却系统失效爆炸事故,导致超过 2107 Ci 的放射性物质被释放到环境中,污染面积 1.51042.3104 km2,按照 IAEA 国际核事件分级(INES),属于 6 级重大事故。针对“红油爆炸”,俄罗斯1993 年 4 月 6 日位于托木斯克-7 的西伯利亚化工联合体(SCE)设施后处理厂硝酸铀酰溶液贮槽爆炸事故最为严重,该事故导致后处理生产线和厂房建筑物的损坏,并释放出 30 TBq 的 和 核素,以及 6 GBq 的239Pu,IAEA 1998 年出版的托木斯克后处理厂放射事故5将该事故定义为INES 3 级“严重事件,但并未对人员造成过量照射危害”。针对后处理厂临界事故,吕丹等62014年依据中国核科技信息与经济研究院 2010 年的研究成果核燃料后处理厂事故安全分析专题调研,对国外记录和报道的核燃料后处理厂临界事故统计和分析,从 1953 年到 1999 年共发生 22 起临界事故,有 20 起临界事故描述了其后果,其中30%(6 起)属于 INES 4 级(影响范围有限)事故、10%(2 起)属于 INES 3 级(影响范围重大)事故,60%(12 起)属于 INES 2 级及以下。我国核安全导则核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应(HAD002/072019)7对后处理设施的应急提出了如下要求“营运单位应根据设施的事故特点(如临界事故、UF6泄漏事故、爆炸事故等)建立应急评价系统,具有评价事故状态、后果等的能力(包括放射性释放与非放有害化学物质释放)”。在核与辐射应急响应中,为了减轻和缓解事故后果、避免或最大限度减少严重确定效应可能和降低随机效应概率,尽可能减轻非放射性后果、保护财产和环境,IAEA 在其通353 辐射防护第 43 卷第 4 期用安全要求 GSR Part78中,要求制定用于应急准备与响应的综合应急管理系统,开展应急危害评估为应急分级提供依据,在应急准备阶段制定合理和最优化的核与辐射应急的防护策略以便在应急中采取有效防护行动和其他响应行动,并对应急响应行动进行管理。目前,国际上用于核事故应急的主流应急评价或决策支持系统主要针对压水堆核电厂事故,如 欧 共 体 的 JRODOS 系 统9、美 国 NARAC 系统10、韩 国 AtomCARE 系 统11-12,以 及 日 本 的SPEEDI 系统13等,国内公开报道的核应急系统也主要针对核电厂开发14-19,中辐院贾林胜等20开展了针对铀浓缩设施的应急评价系统开发,实现核临界事故和六氟化铀泄漏事故释放源项计算,工作人员剂量、辐射和化学危害等评价,国内外还未见有针对后处理厂开发的核应急评价与决策支持系统的报道。本文主要介绍针对我国乏燃料后处理厂应急要求配套的核应急评价与决策支持系统。1系统主要功能设计本文介绍的乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统主要基于实时工艺监测、辐射监测、气象监测等数据,结合工艺设计参数,实现了事故状态下的应急状态等级辅助判断、应急工况评价、释放源项计算、近场区环境影响评价、操作干预水平计算和防护行动分析等功能,并结合三维技术实现应急评价结果和响应流程的一张图动态展示。本系统可供应急值班、应急指挥和应急评价人员使用,为设施营运单位核应急值守、应急指挥、应急辅助决策提供综合性支持。1.1应急响应流程管理应急响应流程管理主要基于流程控制引擎,结合时间轴采用图形化的流程控制界面实现事故进程及应急响应过程的动态管理,包括事故发生、应急启动、应急指挥、过程管理、指令管理、流程控制、应急评价、响应行动、应急状态终止等。系统提供一张图展示功能,将应急流程、应急工况、环境影响预测、防护行动分析、全厂应急资源和人员撤离等数据以图形化形式投射到大屏幕上供应急指挥人员统一监控和观看。系统支持演习模式,包括演习情景构建、演练过程复盘、演习流程管理和演习评估等功能。系统可以基于演习情景库构建演习方案并预置在系统中。演练结束后,系统自动将本次演习全过程进行复盘保存,生成三维数字化格式预案,并可按演习场景、任务名称、任务级别等分类查询。系统可基于数字化预案、模型场景数据、基础数据、考核评估与评估标准数据、系统配置数据等信息实现自主化构建不同场景、不同事故类型的演习脚本功能,同时支持演习脚本预览、修改、删除。1.2典型事故工况实时评价与释放源项计算系统能实现有机相着火、高放废液(HLLW)放射性物质泄漏、高放废液蒸发器“红油爆炸”、高放废液罐槽氢气爆炸、核临界事故等典型事故的实时评价。含有机相料液的设备室存在发生有机相溶剂着火事故的风险,在共去污系统中,裂变产物放射性活度浓度最高处为 1AX 柱,该设备中溶剂泄漏着火时从燃烧的溶剂中释放出的放射性核素量最大。针对有机相着火事故,模型的主要计算步骤包括:1)动、静态参数获取,主要包括静态参数(如设备室高度、容积等)和实时的动态工艺参数(如TBP 的体积分数、当前工艺流程 1A 柱有机溶剂的初始质量等)以及实时的监测参数(如设备室入口风流量、出口风流量等);2)燃烧初始质量估算,当判断出当前已经着火的情况下,根据 1A 柱质量的在线监测以及集水坑液位报警装置数据判断当前泄漏的溶剂质量,即燃料初始质量;3)结合热平衡公式与燃烧速率经验公式,并近似考虑了硝酸溶液对燃烧速率的影响,计算燃料质量损失速率;4)燃烧产生的大量烟气会从排风管道排出,管道中有过滤器,烟气会有部分沉积在过滤器上,因此需要估算在管道和过滤器中的沉积;5)给出分步长释放源项。对于“红油爆炸”事故,主要计算步骤包括:1)根据溶液反应速率、反应时间和高放废液蒸发器内浓缩液温度,估算夹带进入蒸发器的 TBP 量;2)根据 NUREG/CR-72324,1 L 的红油爆炸等效于0.016 kg 的 TNT 爆炸,计算爆炸的 TNT 当量和爆炸能量;3)计算高放废液蒸发器壁面超压,评价蒸发器完整性;4)计算释放至设备室、环境的源项。对于氢气爆炸事故。主要计算步骤包括:1)根据高放废液大罐氢气浓度监测值判断是否会发453杨亚鹏等:乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计 生氢气爆炸;2)计算火焰表面积、爆炸云半径和冲击波超压判断等,综合爆炸能否破坏高放废液储罐的完整性;3)计算爆炸后瞬间、后续蒸发的高放废液质量,给出释放至设备室、环境的源项。高放废液含有 99%以上的裂片元素和未被回收的超铀元素,放射性强,因此高放废液贮槽泄漏的后果比其它溶液贮槽泄漏严重,建立了高放废液储罐及其相连接管道、阀门发生破裂或故障或破裂后高放废液泄漏事故造成的设备室泄漏源项和向环境释放的气载源项估算模型。高放废液泄漏事故源项估算通常包括:放射性液体泄漏量估算、厂房(或设备室)气载放射性核素生成量估算;气载放射性核素在厂房间输运及向环境释放。系统建立了基于液位监测数据、输送管线流量、贮槽初始状态和破口面积、冷却水及泄漏量估算模型。后处理厂易裂变材料,除首段切割、铀与钚尾端存在固态形式,其他几乎均为溶液形式,主要可能发生临界的事故点包括溶解槽、混合澄清槽、萃取柱等。后处理厂可能发生临界情景的化学形式有:硝酸铀酰水溶液、二氧化铀、八氧化三铀、硝酸钚溶液和氧化钚。临界事故首先需计算临界裂变次数,可通过三种方式给出,即:1)根据系统情景保守估计,美国 RASCAL421给出了不同系统情景对应的首次脉冲裂变份额与总裂变份额,该表给出的裂变次数过于保守,一般用于设计阶段,使用假定的临界事故裂变次数对设计进行要求;2)根据 剂量率报警系统实时估计,该方法适合事故应急时使用,可根据 报警仪剂量率读数实时估算。该方法主要参考 NUREG/CR-6504一种更新的核临界计算尺22给出 临界报警仪剂量率读数与临界裂变次数和事故后时间之间的关系曲线,适用于 5 种不同临界系统;3)用简化经验公式模拟估计,针对溶液临界,ISO 1611723给出了几种不同情景的简化模型,如 Tuck 方程、Nomura&Okuno 方程、Oslen 方程、Barbry 方程。本系统总结不同临界情景,分别建立了针对硝酸铀酰溶液与钚溶液、金属铀、八氧化三铀与二氧化铀基于事故进程的评价流程。1.3应急状态等级辅助判断系统根据实时参数、应急评价结果,以人机交互的方式获得判断应急状态所需的参数与现有的应急状态分级初始条件和应急行动水平进行比较,经逻辑判断后实现应急状态等级辅助判断。能提供自动判断和人工交互确认以及完全人工确认两种工作模式。应急状态等级辅助判断主要基于应急状态初始条件(IC)和应急行动水平(EAL)开展。我国核电厂 EAL 的制订已经形成一套比较完善的方法体系,而针对后处理厂,由于其工艺流程复杂,放射性物质和危险化学品与核电厂存在较大的差异,目前国内尚没有成熟的方法准则可以遵循。然而核电厂 EAL 制订所依据的方法可以为后处理厂EAL 的制订提供参考。项目组根据 NEI99-0124、IAEA GSG-225以及核安全导则压水堆核电厂应急行动水平制定(征求意见稿),并结合后处理厂典型事故,对后处理厂识别类进行了研究,主要考虑以下 6 种:A 类 异常辐射水平/放射性排出物;F 类 安全屏障降级;H 类 影响设施安全的 危 害 和 其 他 状 态;S 类 系 统 故 障;E类 乏 燃 料 水 池 事 故;W 类 HLLW 贮 槽事故。1.4基于操作干预水平(OIL)的辅助决策乏燃料后处理厂操作干预水平制定考虑的事故包括高放废液蒸发器红油爆炸和高放废液储罐泄漏。在发生事故的情况下,利用事故释放源项和环境监测数据,以及厂址周围的气象条件数据,对事先计算的操作干预水平缺省值进行修正,并在此基础上提出公众防护行动的决策建议。1.5防护行动分析系统实现的主要功能包括后处理厂场内、场外防护行动分析和人员撤离模拟。防护行动分析功能能够自动或手动获取相关参数和评价结果(应急状态分级结果、后果评价结果、OIL 计算结果等),推荐应急防护行动建议。人员撤离评估功能可以对人员的撤离时间、路径和所需资源进行评估和管理。系统结合集结点、疏散地点、人员清点数据和撤离物资数据,对厂区内部人员撤离路线、所需时间和车辆调派方案进行分析计算,并在地图上标记显示,分析得到的各条撤离路线与所需时间,并在地图上动态地模拟展示车辆模型沿撤离线路行进,点击车辆模型可查看车辆类型、所载人数和疏散地点信息。系统支持在地图中对集结点、应 急 车 辆、撤 离 路 线 等 信 息 进 行 查 询 和展示。553 辐射防护第 43 卷第 4 期2系统业务流程分析系统部署在应急指挥中心,可以支持多点登录,支持和视 频会议系 统 接 口。本 系 统 部 署 在Windows Server 服务器上,也支持部署在 Linux 服务器,采用可支持跨平台的 JAVA 语言和 MySQL数据库开发。系统共包括核应急指挥、核应急评价、核应急决策支持、核应急数据管理和系统维护共五大类17 个子系统,具有日常管理、事故响应和演习三种运行模式,列于表 1。系统的业务流程图和主要设计界面分别如图1、2 所示。图 1后处理厂核应急评价与决策支持系统主要业务流程图Fig.1Functional flow of Nuclear Emergency Assessment and Decision support system for reprocessing plant3结语核事故发生后,应急人员往往面临时间紧、责任重、变化多的难题。这种情况下,只有采用科学的决策理论并利用计算机实时在线支持决策系统,才能快速有效地控制事故并减轻其后果,从而提高事故状态下的应急管理和指挥决策的科学性和实效性。乏燃料后处理厂应急问题主要关注的是场内以及近场区,本系统通过对典型事故情景的分析,建立事故应急工况的实时诊断和分析手段,实现对事故进程的分析和预测,应急事故释放源项的估算。核事故发生时,应急响应与决策支持系统的集成可有效组织管理应急信息,提供直观的显示手段,实现应急工况评价、释放源项估算、决策支持(包括应急行动水平、操作干预水平等)、应急数据管理、关键信息二维或三维地理信息系统(GIS)显示等模块整体集成和可视化,大大提高应急决策的有效性。653杨亚鹏等:乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计 表 1后处理厂核应急评价与决策支持系统功能子系统和运行模式Tab.1Functional subsystem and operational mode of Nuclear Emergency Assessmentand Decision support system for reprocessing plant业务子系统运行模式类别子系统名称日常管理模式事故响应模式演习模式核应急指挥1.应急指挥子系统2.应急值守子系统3.应急资源管理子系统4.应急工况参数展示子系统5.应急一张图子系统核应急评价6.应急工况评价子系统7.应急状态等级辅助判断子系统8.工作人员和公众辐射后果评价子系统9.操作干预水平(OIL)计算子系统核应急决策支持10.防护行动分析子系统11.人员撤离评估子系统核应急数据管理12.基础数据采集与管理子系统13.三维模型库子系统14.地理信息子系统系统维护15.三员分立人员权限管理子系统16.基础参数管理子系统17.应急演习子系统图 2后处理厂核应急评价与决策支持系统主要设计界面Fig.2Design interface of Nuclear Emergency Assessment andDecision support system for reprocessing plant753 辐射防护第 43 卷第 4 期参考文献:1 国家核安全局.乏燃料后处理厂潜在事故的假设:HAF J0051S.1995.2 黄树明,纪运哲,刘耸.乏燃料后处理厂应急设施的可居留性分析J.产业与科技论坛,2018,17(13):68-70.3 吕丹,杨晓伟,汪世军,等.国外乏燃料后处理设施爆炸事故的经验教训J.科技导报,2020,38(07):118-124.4 U.S.NRC.Review of spent fuel reprocessing and associated accident phenomenaR.NUREG/CR-7232.2016.5 IAEA.The radiological accident in the reprocessing plant at TomskR.Vienna:IAEA,1998.6 吕丹,高明媛,刘斌斌,等.国外核燃料后处理厂临界事故统计和分析J.核安全,2014,13(01):55-58.7 国家核安全局.核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应:HAD 002/07-2019S.2019.8 IAEA.Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency:GSR Part 7R.Vienna:IAEA,2015.9 Ehrhardt J.The RODOS system:decision support for off-site emergency management in EuropeJ.Radiation Protection Dosimetry,1997,73(1-4):35-40.10Bradley M M.NARAC:an emergency response resource for predicting the atmospheric dispersion and assessing the consequences of airborne radionuclidesJ.Journal of Environmental 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Institute for Radiation Protection,Taiyuan 030006)Abstract:A nuclear emergency assessment system should be established to deal with the potential accidents such as criticality,radioactive material leakage,fire and explosion which could occur in spent fuel reprocessing plant.This paper introduces the design of a real-time three-dimensional visualization system for nuclear emergency assessment and decision support for five typical accidents in spent fuel reprocessing plant.The system is capable of diagnosising emergency conditions on real-time based on dynamic process monitoring data,calculating the source terms released into the plant and environment,carrying out emergency response process management based on emergency plan,and implementing protection action analysis for protecting staff and the public.The system can realize the dynamic display of emergency evaluation results and response process based on three-dimensional visualization technology.The system was developed for the emergency assessment and decision support of the spent fuel reprocessing plant,and will improve the emergency preparedness and response capacity.Key words:spent fuel reprocessing plant;nuclear emergency;emergency assessment;decision support出版物介绍ICRU 关于诊断放射学和核医学领域的报告辐射在现代医学中对于多种疾病的诊断和临床管理至关重要。医疗诊断成像变得越来越复杂,图像信息的处理需要通用的概念、术语和测量方法。这对于患者的利益至关重要,以确保以最小的潜在辐射风险获得最大的诊断信息。国际辐射单位与测量委员会(ICRU)早期编写了两份报告,即关于现代医学成像主题的第 41 号报告(1986 年)和第 54 号报告(1996 年),为医学成像系统的图像质量和评估提供了理论框架,包括常规和数字射线照相,计算机断层扫描(CT),核医学成像,磁共振成像和超声检查。最近,第 67 号报告(2002 年)和第 74 号报告(2005 年)讨论了放射诊断中的剂量评估问题,随着人均诊断数量的不断增加,这一问题日益引起人们的关注。ICRU 相关的报告包括:医学成像中的接收器操作员特征(ROC)分析报告,即报告 79(2008),关于骨密度测量定量方面的报告,即报告 81(2009),乳房 X光检查图像质量评估,即报告 82(2009)和 CT 图像辐射剂量和图像质量评估,即报告 87(2012)。ICRU 还在编写新的报告,涵盖最先进的成像技术(例如功能和分子成像),这些技术正在迅速扩展,并在诊断、肿瘤分期以及计划和提供放射治疗方面得到越来越多的应用。(来源:ICRU 网站)953