CN102841600A - 用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法 - Google Patents

Abstract

本发明属于核燃料后处理厂事故安全分析方法。该方法选取特定厂址为研究对象，以此依据采用FMEA方法，鉴别其始发事件，对由始发事件可能导致的事件序列进行风险分析，再通过风险评价分级法，并对分级结果进行工程判断，选择独特的和有代表性的事故最终确定核燃料后处理厂的设计基准事故和严重事故。本发明在确定设计基准事故和严重事故的同时，可鉴别设施安全级SSC和安全重要SSC，为设施设计提供反馈优化设计。

Description

用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法

技术领域

本发明属于核燃料后处理厂事故安全分析技术，具体涉及一种用于核燃料后处理厂事故安全分析的风险评价分级方法。

背景技术

核燃料后处理设施的处理对象涉及易裂变材料、裂变产物、易燃有机溶剂和有毒物质，核安全问题与化学安全问题并存于整个后处理过程中，因此可能发生临界、放射性物质释放、爆炸和着火等事故。目前世界上核工业设施的事故安全分析主要采用确定论和概率论，但在核燃料后处理厂的应用都存在一定的问题和困难。

确定论分析方法，它是指一套以纵深防御概念为基础，以确保基本安全功能为目标，针对一套确定的设计基准工况，采用一套保守的假设和分析方法，以满足特定的验收准则的方法。确定论分析方法是假定事故已经发生，按要求采取合理的或保守的假设，分析计算整个核设施系统的响应，直至得出该事故的放射性后果。这种事故后果预审分析，其做法是规定典型的假想核事故，对其引起事态演变过程进行分析，来检验各项安全措施的有效性，重点是考虑设计基准事故。这一方法的不足之处在于：事故分为“可信”与“不可信”不能反映真实情况。以致人们过分集中和研究极不易发生的大事故，而忽视了一些更可能发生的小事故和运行瞬变事故。另一方面，单一“可信”事故后果不能反映核设施可能的事故危害，也无法与其他社会风险比较。反而，有时会引起人们的错觉，引起对放射性恐惧，而妨碍公众接受核设施。

概率安全分析（又称概率论，Probabilistic Safety Analysis，简称PSA）方法是70年代以后发展起来的一种系统工程方法，是确定论分析法的发展。它采用系统可靠性评价技术（即故障树、事件数分析）和概率风险评价技术对复杂系统的各种可能事故的发生及其进程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果（潜在风险）综合进行考虑。PSA方法与传统确定论分析方法相比，不仅能确定从各种不同初始事件所造成的事件序列，还能够系统地和现实地确定该事故的发生频率和事故造成的后果，但PSA方法的数值结果也存在它的局限性和不确定性。

目前概率安全分析已经广泛的应用在核动力厂，但在核燃料后处理厂的应用尚属空白。相对于核动力厂主要差异有系统之间有较多交错，系统边界划分相对核动力厂较困难；而且不管是通用数据或者是特定数据的获得，都有很大难度。一方面类似工厂的数量较少，运行时间不长，很难有足够的样本空间来进行可信的数据分析，获得特定数据；另一方面，由于后处理厂技术的敏感性，并没有很多公布的可以采用的通用数据库。

针对上述原因，需要开发一种新型分析技术用于核燃料后处理厂的事故安全分析中。

发明内容

本发明的目的是为了弥补核燃料后处理厂在事故安全分析方面缺少可适用的成套的方法体系，提供风险评价分级法用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法。

本发明的技术方案如下：一种用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，包括如下步骤：

（1）选取特定厂址并以确定了工艺流程和工程技术方案的核燃料后处理厂为研究分析对象；

（2）进行危害确认，运用FMEA（潜在失效模式和影响分析）分析法对设施始发事件进行鉴别；

（3）根据FMEA分析确定的始发事件中存在若干事件发生后导致的系统响应和后果基本类似的情况，对类似的始发事件进行归类以简化后续分析工作；

（4）根据步骤（3）得到设施的始发事件清单，估算始发事件发生的频率，定性估算其无缓解释放下的可能性和事故后果；

（5）将各个事件发生的可能性和事故后果应用到风险分级矩阵中，得到事件的风险值；

（6）对于步骤（5）中得到的风险值，如果为设施不可接受的风险，则增加工程措施，再估算事件发生的频率及有缓解释放下的事故后果，返回到步骤（5）；如果为设施可接受的风险，则进入步骤（7）；

（7）在设施可接受风险范围内的事件序列，选择独特的和有代表性的事故，并进行工程判断；

（8）根据步骤（7）的分析，确定设施的设计基准事故和严重事故。

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（2）中，利用FMEA分析法进行分析时考虑下述问题：

b）根据工艺流程选定分析的工艺系统；

b）在分析设备/单元的故障影响时，分为局部影响、高一层次影响和最终影响三个等级；

利用FMEA分析法对分析范围内各子项的所有设备/单元进行全面系统地梳理，识别可能导致放射性后果的失效模式或事件；对于三个等级的影响分析，具体为：局部影响指对设备所在系统产生的影响；高一层次影响指对设施运行产生的影响；最终影响指对环境和人员的影响；影响描述中阐明造成这种影响的条件。

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（4）中事件发生的可能性和事故后果分类原则和要求包括：

定性的可能性分类应按以下原则：

1）频率级别“高”，表示设施运行周期内已经发生或预计发生的事件，是可预期发生的，估计的年度发生概率为10^-1＞P＞10^-2；

2）频率级别“中”，表示设施运行周期内可能发生但并非预期的事件，是不大可能发生的，估计的年度发生概率为10^-2＞P＞10^-4；

3）频率级别“低”，表示设施运行周期内虽然可能，但多半不会发生的事件，是极少发生的，估计的年度发生概率为10^-4＞P＞10^-6；

4）频率级别“极低”，表示非常不可能发生，无需进一步考虑的事件，估计的年度发生概率为P＜10^-6；

定性的事故后果严重程度分类应按以下原则：

①后果严重程度“极低”，表示为对场区内或场区外人或环境的影响可忽略；

②后果严重程度“低”，表示为对场区内人或环境的影响微小，对场区外人和环境的影响可忽略；

③后果严重程度“中”，表示对场区内人或环境的影响显著，对场区外人和环境的影响微小；

④后果严重程度“高”，表示对场区内和场区外人或环境的影响显著。

更进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（5）中所述的风险分级矩阵采用4×4风险分级矩阵，矩阵形式及各种情况对应的风险值如下：

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（6）中，若为设施不可接受的风险，增加工程措施，鉴别设施安全级SSC和安全重要SSC，在工程措施有效的条件下，再次进行风险评价分级，其中，SSC指构筑物、系统和部件。

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（7）中，所述的独特的事故是指有足够高风险评价值以至于需要单独加以研究的事故；所述的有代表性的事故是指同一类型的事故中的极限事故，即后果最严重的事故；所述的工程判断指采用确定论对风险评价值不高的事故进行保守的选择。

进一步，如上所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，步骤（8）中，所述的设计基准事故是指后处理厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的事故，这类事故能对专设安全系统完成其预定功能的能力施加严重的破坏力；所述的严重事故是指超过设计基准事故的事故工况。

本发明的有益效果如下：

1、通过本发明提供的核燃料后处理厂事故安全分析的风险评价分级分析方法，能够科学、系统地确定设计基准事故和严重事故；

2、在应用风险评价分级法分析后，同时结合工程判断法，采用确定论对事故谱进行保守分析，使确定的设计基准事故和严重事故更加符合实际情况；

3、在确定设计基准事故和严重事故的同时，可鉴别设施安全级SSC和安全重要SSC，为设施设计提供反馈优化设计。

附图说明

图1为用于核燃料后处理厂事故安全分析的风险评价分级分析方法流程图。

具体实施方式

下面结合附图对本发明的具体实施方式做详细的说明。

目前，核动力厂普遍采用概率安全分析方法，应用于核燃料后处理厂还不具备成熟的技术条件和可靠性数据支持。所以本发明在确定论的基础上采用风险评价分级法对核燃料后处理厂进行事故安全分析，进而确定设计基准事故和严重事故。

如图1所示，本发明所提供的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，包括如下步骤：

步骤1，选取特定厂址并以确定了工艺流程和工程技术方案的核燃料后处理厂为研究分析对象，以2006年中国核电工程有限公司编制的《大型核燃料后处理厂初步可行性研究报告》为例：

（1）设计基准乏燃料参数

（2）主要工艺路线

从核电厂运输来的乏燃料采用湿法卸料方式，在贮存水池内采用贮存格架的方式进行中间贮存。乏燃料后处理的工艺采用剪切、浸取和以先进PUREX二循环工艺流程为主工艺流程。采用先进成熟的三废处理工艺保证大型核燃料后处理厂的废物最小化，工艺过程中充分考虑废水、溶剂回收复用、硝酸回收等节能措施。水泥固化、玻璃固化、固体废物整备中心等三废处理设施与主工艺设施同步建设。

（3）关键工艺设备选型

剪切机：卧式剪切机

溶解器：连续溶解器

料液澄清：沉降式离心机

萃取设备：脉冲萃取柱，机械搅拌混合澄清槽，钚线萃取设备为离心萃取器

钚尾端：草酸钚连续沉淀、过滤和煅烧装置

铀尾端：流化床脱硝装置

高放废液玻璃固化：煅烧炉和冷坩埚

步骤2，危害确认，确定和鉴别设施的始发事件。

（1）选定分析的工艺系统

大型核燃料后处理厂，以下简称“大厂”，共包括74个子项，主工艺包括22个子项。首先对大厂流程中的可能危险源进行了评估，其中大厂中的“后处理主工艺”流程是放射性来源的主要贡献者，因此分析范围主要限定在对后处理主工艺段及高中放工艺废液处理等放射性较高的相关流程，具体来说包括如下12个子项或系统：

1）乏燃料运输容器接收和暂存系统

2）首端处理系统

3）共去污分离循环系统

4）铀纯化循环

5）钚纯化循环

6）铀尾端系统

7）钚尾端系统

8）高放废液处理系统

9）高放废液暂存系统

10）玻璃固化系统

11）厂房通风系统

12）统一考虑

（2）利用FMEA方法（潜在失效模式和影响分析法）对分析范围内各子项的所有设备/单元进行全面系统地梳理，识别可能导致放射性后果的失效模式或事件。在分析设备/单元的故障影响时，根据FMEA方法分为局部影响、高一层次影响和最终影响三个等级。其中，局部影响指对设备所在系统产生的影响；高一层次影响指对设施运行产生的影响；最终影响指对环境和人员的影响；影响描述中应阐明造成这种影响的条件。

本发明的具体实施方式均以内部始发事件为例进行风险评价分级法应用的说明，包括设计基准事故和严重事故的确定，均是有内部始发事件导致的。外部始发事件受厂址自然条件等因素影响，情况较复杂，不在本发明中阐述。

步骤3，根据FMEA分析确定的始发事件中有很多事件发生后导致的系统响应和后果基本类似，因此没有必要对每个始发事件分别进行分析，在此将FMEA得到的始发事件进行归类以简化后续分析的工作量。在归类过程中遵循如下三项原则：

（1）由于分析范围中涉及的各子项包容的介质不同，发生事故时导致的放射性后果严重程度也存在差异，例如同样是包容边界的泄漏，不同子项因为包含的介质不同，其泄漏出来的放射性可能存在量级上的差异，因此在对始发事件进行归类时仍按各个子项或系统分别进行归类和定义相应的始发事件。

（2）多个不同始发事件发生后，若导致的响应和后果均类似，则将其归为同一类始发事件。

（3）当某事件的发生可能同时对两种及以上的不同类后果都有贡献时，采用如下处理方式：

●若其中某一后果明显低于其他后果，则将该事件归入后果严重的始发事件组，但在后面对始发事件组发生频率进行估计时，该事件所涉及的始发事件组发生频率都将考虑其贡献；

●若两种及以上后果不能明确它们相对的严重性程度，则将该事件单独作为一个始发事件（组）。

步骤4，根据步骤3的归类分析，得到如下大厂始发事件清单。

表1核燃料后处理厂始发事件清单

对以上91个始发事件可能导致的潜在事故的可能性和后果进行分类，分类原则和要求包括：

定性的可能性分类应按以下原则：

1）频率级别“高”，表示设施运行周期内已经发生或预计发生的事件，是可预期发生的，估计的年度发生概率为10^-1＞P＞10^-2；

2）频率级别“中”，表示设施运行周期内可能发生但并非预期的事件，是不大可能发生的，估计的年度发生概率为10^-2＞P＞10^-4；

3）频率级别“低”，表示设施运行周期内虽然可能，但多半不会发生的事件，是极少发生的，估计的年度发生概率为10^-4＞P＞10^-6；

4）频率级别“极低”，表示非常不可能发生，无需进一步考虑的事件，估计的年度发生概率为P＜10^-6；

对于事件频率的估算，可采用的方法较多，如通用数据库、历史数据及专家判断法等，结合现有技术条件，选择合理可信的分类区间。

定性的后果严重程度分类应按以下原则：

1）后果严重程度“极低”，表示为对场区内或场区外人或环境的影响可忽略；

2）后果严重程度“低”，表示为对场区内人或环境的影响微小，对场区外人和环境的影响可忽略；

3）后果严重程度“中”，表示对场区内人或环境的影响显著，对场区外人和环境的影响微小；

4）后果严重程度“高”，表示对场区内和场区外人或环境的影响显著

对于事件后果的估算，可参考HAF·J0043《核事件分级手册》中事件分级的基本结构。“极低”定义为0-1级，“低”定义为2-3级，“中”定义为4级，“高”定义为超过5级的事故。此步骤为定性的估算无缓解释放后果，即未受控分析。

所述的无缓解释放是指假设所有安全特性都已失效的前提下，事故情景在理论上所能达到的极限后果。这种假设是为了能对某一过程或作业的实际释放后果进行保守估计。

步骤5，将各个事件发生的可能性和后果应用到4×4风险分级矩阵中，得到事件的风险值。矩阵形式及各种情况对应的风险值如下：

以始发事件组“首端丧失设备冷却水”为例：频率估算为0.3次/年，在10^-2~10^-1之间，分类为“高”；后果估算，根据放射性水平及数量，再结合保守的高斯烟羽估算剂量值，在为受控释放条件下事故后果对场区内人或环境的影响显著，对场区外人和环境的影响微小，因此定义为“中”。将频率“高”和后果“中”引入4×4风险分级矩阵，得到风险值为14。

矩阵形式也可以有多种变化，例如3×3、4×4、5×5等，这与分析人员划分的事件概率及后果的范围有关。其次为了说明某一事件的风险程度，风险值可以用数字1、2、3或a、b、c等符号表示，分析人员可自行定义。

步骤6，仍以始发事件组“首端丧失设备冷却水”为例：对于预定的设施风险评价分级，根据4×4矩阵，风险值为14是设施不可接受的风险，需要进一步分析，可采用事件树及故障树等分析方法。鉴别设施安全级SSC及安全重要SSC（SSC指构筑物、系统和部件），在工程措施有效的条件下，再次进行风险评价分级。受控分析得出，频率为“高”，后果为“低”，引入4×4矩阵，风险值为11，为设施可接受风险的边际。

步骤7，对以上91个始发事件的潜在事故进行风险评价分级，根据风险值及工程判断进行设计基准事故的选择和确定。

●设计基准事故选择原则：

后处理厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的那些事故，即那些能对专设安全系统完成其预定功能的能力施加严重的破坏力的事故。

Ⅰ、独特性要求：通过鉴别设施安全级SSC及安全重要SSC，设定事故发生后工程缓解措施有效的情况下，对潜在事故进行风险评价分级，将风险边际值的潜在事故，作为备选的设计基准事件序列；

Ⅱ、事故分类：按照事故情景状态将始发事件组可能导致的潜在事故进行分类：具体分类包括爆炸、火灾、泄漏、临界、排气故障、内漏、满溢、丧失冷却、厂房通风、统一考虑及其他类型；

Ⅲ、工程判断：根据工程设计经验和资料调研，对小于或等于风险边际值的事件序列，通过工程判断将其补选为设计基准事故；

Ⅳ、在每一类型事故中选择一个包络性事故作为设计基准事故。

●严重事故事故选择原则：

严重性超过设计基准事故的事故工况。

Ⅰ、选取严重性超过设计基准事故的事故工况；

Ⅱ、选取工程缓解措施均失效的设计基准事故的事故，并且选取事故后果具有包络性的潜在事故。

步骤8，按照上述原则综合分析最终确定的设计基准事故为：

①乏燃料运输容器跌落

②乏燃料组件跌落

③首端溶解排气系统失效

④共去污系统有机相着火

⑤钚浓缩器内红油爆炸事故

⑥高放废液浓缩蒸发器内红油爆炸事故

⑦高放废液暂存系统的料液包容边界破损

⑧高放废液暂存系统工艺排气系统堵塞失效导致的氢气爆炸事故

⑨设备室内临界事故

按照以上原则分析，确定的严重事故为：

①高放废液浓缩蒸发器内红油爆炸事故（工程措施失效）；

②高放废液暂存大罐工艺排气失效导致的氢气爆炸事故（工程措施失效）；

以上确定的严重事故发生概率均极低≤10^-7，后果严重程度以超出设计基准事故的后果，风险值较低，证明严重事故确定的合理性。

本发明所应用的风险评价分级法是核燃料后处理厂事故安全分析方法之一。针对后处理厂生产能力、乏燃料特性、工艺流程、关键设备等方面的差异，鉴别的始发事件清单会有所不同，最终确定的设计基准事故及严重事故也因此不同。本发明的具体实施方式只是以2006年中国核电工程有限公司编制的《大型核燃料后处理厂初步可行性研究报告》为例，说明应用风险评价分级法确定设施的设计基准事故和严重事故的分析过程。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，包括如下步骤：

（1）选取特定厂址并以确定了工艺流程和工程技术方案的核燃料后处理厂为研究分析对象；

（2）进行危害确认，运用FMEA分析法对设施始发事件进行鉴别；

（3）根据FMEA分析确定的始发事件中存在若干事件发生后导致的系统响应和后果基本类似的情况，对类似的始发事件进行归类以简化后续分析工作；

（4）根据步骤（3）得到设施的始发事件清单，估算始发事件发生的频率，定性估算其无缓解释放下的可能性和事故后果；

（5）将各个事件发生的可能性和事故后果应用到风险分级矩阵中，得到事件的风险值；

（6）对于步骤（5）中得到的风险值，如果为设施不可接受的风险，则增加工程措施，再估算事件发生的频率及有缓解释放下的事故后果，返回到步骤（5）；如果为设施可接受的风险，则进入步骤（7）；

（7）在设施可接受风险范围内的事件序列，选择独特的和有代表性的事故，并进行工程判断；

（8）根据步骤（7）的分析，确定设施的设计基准事故和严重事故。

2.如权利要求1所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（2）中，利用FMEA分析法进行分析时考虑下述问题：

a）根据工艺流程选定分析的工艺系统；

b）在分析设备/单元的故障影响时，分为局部影响、高一层次影响和最终影响三个等级；

利用FMEA分析法对分析范围内各子项的所有设备/单元进行全面系统地梳理，识别可能导致放射性后果的失效模式或事件；对于三个等级的影响分析，具体为：局部影响指对设备所在系统产生的影响；高一层次影响指对设施运行产生的影响；最终影响指对环境和人员的影响；影响描述中阐明造成这种影响的条件。

3.如权利要求1或2所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（4）中事件发生的可能性和事故后果分类原则和要求包括：

定性的可能性分类应按以下原则：

1）频率级别“高”，表示设施运行周期内已经发生或预计发生的事件，是可预期发生的，估计的年度发生概率为10^-1＞P＞10^-2；

2）频率级别“中”，表示设施运行周期内可能发生但并非预期的事件，是不大可能发生的，估计的年度发生概率为10^-2＞P＞10^-4；

3）频率级别“低”，表示设施运行周期内虽然可能，但多半不会发生的事件，是极少发生的，估计的年度发生概率为10^-4＞P＞10^-6；

4）频率级别“极低”，表示非常不可能发生，无需进一步考虑的事件，估计的年度发生概率为P＜10^-6；

定性的事故后果严重程度分类应按以下原则：

①后果严重程度“极低”，表示为对场区内或场区外人或环境的影响可忽略；

②后果严重程度“低”，表示为对场区内人或环境的影响微小，对场区外人和环境的影响可忽略；

③后果严重程度“中”，表示对场区内人或环境的影响显著，对场区外人和环境的影响微小；

④后果严重程度“高”，表示对场区内和场区外人或环境的影响显著。

4.如权利要求3所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（5）中所述的风险分级矩阵采用4×4风险分级矩阵，矩阵形式及各种情况对应的风险值如下：

5.如权利要求1所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（6）中，若为设施不可接受的风险，增加工程措施，鉴别设施安全级SSC和安全重要SSC，在工程措施有效的条件下，再次进行风险评价分级，其中，SSC指构筑物、系统和部件。

6.如权利要求1所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（7）中，所述的独特的事故是指有足够高风险评价值以至于需要单独加以研究的事故；所述的有代表性的事故是指同一类型的事故中的极限事故，即后果最严重的事故；所述的工程判断指采用确定论对风险评价值不高的事故进行保守的选择。

7.如权利要求1所述的用于核燃料后处理厂事故安全分析的分析方法，其特征在于：步骤（8）中，所述的设计基准事故是指后处理厂按确定的设计准则在设计中采取了针对性措施的事故，这类事故能对专设安全系统完成其预定功能的能力施加严重的破坏力；所述的严重事故是指超过设计基准事故的事故工况。