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核燃料元件制造廠UF6氣化工序風險分析

2015-05-15 09:15:14驥,何瑋,蔣婧,張敏*
原子能科學技術 2015年2期
關鍵詞:分析

闕 驥,何 瑋,蔣 婧,張 敏*

(環境保護部核與輻射安全中心,北京 100082)

核燃料元件制造廠UF6氣化工序風險分析

闕 驥,何 瑋,蔣 婧,張 敏*

(環境保護部核與輻射安全中心,北京 100082)

多種危險并存于核燃料元件制造廠,因此有必要對核燃料元件廠進行風險分析。目前有多種風險評估方法適用于核燃料元件制造廠風險評估,本文選取HAZOP和LOPA方法,對核燃料元件制造廠風險評估中的最重要工藝UF6氣化工序進行了分析。HAZOP分析得到了可能產生嚴重后果的工藝偏離。LOPA分析得到了針對工藝偏離所采取的獨立保護層措施所降低的風險和UF6氣化工序的殘余風險。

HAZOP;LOPA;UF6;風險評估

核燃料元件廠存在核臨界、輻射、化學毒性、火災和氫爆等危險。對核燃料元件廠進行風險評估,系統分析存在的危險因素,識別可能的事故序列,確定其發生的可能性和后果,確定現有的預防緩解措施是否有效、是否需要增加新的措施,對于保障工作人員、公眾和環境安全是十分必要的。當前我國在對核燃料元件廠進行設計時,并未采用任何一種風險評估方法識別危害,僅依據以往的經驗進行設計,因此缺乏系統性。風險評估方法有多種,如檢查表法、初步危害分析(PHA)、what-if分析、what-if/檢查表法、危害與可操作性分析(HAZOP)、故障模式與影響分析(FMEA)、故障樹分析(FTA)、事件樹分析(ETA)、因果分析、人的可靠性分析等。這些方法在國外核燃料循環設施的風險評估中已得到應用,如國際同位素氟產品公司采用what-if方法對貧化UF6去氟轉化廠進行了分析[1]。AREVA MOX Services,LLC以HAZOP和What-if/檢查表法為主,輔以FMEA、FTA和ETA,對其MOX燃料元件制造廠進行了分析[2]。風險評估方法的選擇取決于多種因素,包括分析目的、預期結果形式、可用信息多寡、工藝復雜性、分析人員的經驗等[3]。本文將嘗試采用HAZOP和保護層分析(LOPA)兩種方法相結合的方式對核燃料元件制造廠可能產生嚴重后果的UF6工序進行風險分析。

1 HAZOP和LOPA介紹

1.1 HAZOP

HAZOP是一種結構化和系統化的危害識別方法,旨在識別給定系統的潛在危險和可操作性問題,尤其是識別可能導致產品不合格的操作干擾和生產偏差的原因[4]。潛在危險可能既包括與系統臨近區域密切相關的危險,也包括影響范圍更廣的危險,如某些環境危害。HAZOP既適用于設計階段,也適用于現有的工藝裝置。HAZOP的分析結果有助于確定合適的補救措施。

HAZOP的分析思路是通過分析可能出現的各種變化(或偏差),識別出系統存在的潛在危害和可操作性問題,如圖1所示。

圖1 HAZOP分析思路示意圖Fig.1 HAZOP schematic diagram

1.2 LOPA

LOPA是一種半定量的風險評估方法,通過對現有保護措施的可靠性進行半定量化的評估,確定其消除或降低風險的能力。保護層是一類安全保護措施,它是能有效阻止始發事件演變為事故的設備、系統或動作。兼具獨立性、有效性和可監查性的保護層稱為獨立保護層(IPL),它既獨立于始發事件,也獨立于其他獨立保護層。LOPA先分析未采取獨立保護層之前的風險水平,通過參照一定的風險容許準則,再評估各種獨立保護層將風險降低的程度,其基本特點是基于事故場景進行風險研究。LOPA的分析思路如圖2[5]所示。

圖2 LOPA分析思路示意圖[5]Fig.2 LOPA schematic diagram[5]

1.3 HAZOP與LOPA結合使用

HAZOP在危險識別方面非常有效,但很難回答保護措施是否有效、保護措施是否足夠、后果發生的概率是多少、每個保護措施能降低多少風險等問題。當風險評估需解決這些問題時,可采取其他方法來彌補HAZOP的不足。LOPA作為辨識和評估風險的半定量工具,可作為HAZOP的補充,對HAZOP識別出的認為后果較嚴重的事故進一步進行定量分析。HAZOP-LOPA法的基本流程是:1)采用HAZOP分析得出后果嚴重的偏差;2)將這些偏差的原因和后果作為事故情景,采用LOPA分析事故的未緩解風險以及采取獨立保護層之后的殘余風險;3)根據風險矩陣判斷殘余風險是否可接受,若不可接受,提出改進建議,再重復1、2、3步。

2 風險矩陣

基于美國聯邦法規10CFR Part70[6]對美國核安全監管委員會(NRC)監管的核燃料循環設施可能發生事故所提出的預防要求,將事故后果大小程度分為3類:高水平后果(3)、中等水平后果(2)和低水平后果(1),具體分類標準列于表1。將事故發生的可能性也分為3個等級,具體分類標準列于表2。綜合考慮事故后果和可能性,繪制出風險矩陣,如表3所列。當風險指數大于4時,此事故風險是不可接受的,必須再采取措施降低事故后果或發生的可能性。

表1 事件后果分類Table 1 Consequence category

表2 基于10CFR Part70的事件可能性分類Table 2 Likelihood category based on 10CFR Part70

表3 風險矩陣Table 3 Risk matrix

3 事故后果和概率估算方法

3.1 事故后果

根據工程經驗可知,UF6大量釋放和臨界事故的后果嚴重程度為高水平后果。

3.2 事件序列概率

如圖2所示,LOPA需掌握始發事件的概率和各獨立保護層失效的可能性。由于缺乏相關數據,本文將采用NUREG1520[8]提供的一種可能性指數的方法描述概率。基本步驟如下:

1)確定事件序列。

2)確定事件是以頻率表征(f類)還是以需求失效率(PFOD)表征(p類)。如果是f類事件,則使用表4分配指數;如果是p類事件,則使用表5分配指數。

3)如果后續事件是f類事件,對于始發事件考慮表6中的失效持續時間指數。

4)如果始發事件是p類事件,采用表7修改表5中的指數。

5)將各事件的指數相加得出事件序列的可能性指數。

4 UF6汽化工序HAZOP-LOPA

4.1 UF6氣化工序描述

UF6氣化工序流程示意圖示于圖3。UF6氣化工序的主要功能是將30B容器置于氣化罐內加熱氣化UF6,向后續水解工序提供氣態UF6。30B容器通過置于氣化罐內的電加熱器加熱,傳熱介質為氮氣。氣化罐按壓力容器設計,設計承壓為1MPa。氣化罐上設有檢漏罐,UF6輸送管線包裹有發熱元件。

表4 失效頻率指數[8]Table 4 Failure frequency index[8]

表5 需求失效率指數[8]Table 5 PFOD index[8]

表6 失效事件的持續時間指數[8]Table 6 Failure duration index[8]

表7 需求失效率指數與頻率指數轉換表[8]Table 7 Modification of converting for PFOD index and frequency index[8]

圖3 UF6氣化工藝流程示意圖Fig.3 UF6vaporization process P&ID

4.2 分析結果

1)HAZOP分析結果

HAZOP節點劃分為:節點1,30B容器;節點2,30B容器至水解柱之間的UF6氣體輸送管路;節點3,氣化罐;節點4,檢漏罐輸氣管線;節點5,檢漏罐;節點6,氣化罐門封管線。表8、9分別列舉了節點1和節點2的分析結果。表8、9結果表明,需進一步實施LOPA的事故情境有:1.2,30B容器裝料過多,正常加熱引起容器內壓力過高,導致容器破裂,UF6泄漏;1.4,溫度超過120℃,引起容器內壓力過高,導致容器破裂,UF6泄漏;2.3,通向水解崗位的閥門未開啟,UF6輸送管道壓力過高,導致UF6泄漏;2.4,發熱元件失效,UF6在管路中凝固,堵塞管路,輸送管道壓力過高,導致UF6泄漏;2.6,加熱過程中斷電或電加熱器損壞引起溫度降低,導致30B容器內壓力不夠而使水解液倒灌,導致臨界。

表8 節點1HAZOP分析結果Table 8 Results of part 1by HAZOP

表9 節點2HAZOP分析結果Table 9 Results of part 2by HAZOP

2)LOPA分析結果

HAZOP分析結果表明需進一步對表8和表9中的1.2、1.4、2.3、2.4和2.6這5種事故情景進行LOPA,LOPA結果列于表10。

表10 30B容器氣化LOPA分析結果Table 10 Results of 30Bcontainer vaporization by LOPA

5 結論

1)本文有效地對核燃料元件廠氣化工序實施了HAZOP識別事件序列加上LOPA結合風險矩陣半定量地分析HAZOP識別出的可能具有嚴重后果的事件的殘余風險的方法,證明這一方法應用到我國核燃料元件廠的事故分析中是可行的。這為我國核燃料元件廠事故分析方法的改善提供了一種有效的手段。

2)HAZOP系統地識別出了氣化工序的危險。其中可能產生嚴重后果的有30B容器裝料量超過允許值、氣化溫度過高以及30B容器壓力低等。LOPA表明,針對HAZOP識別出的具有嚴重后果的工藝偏離所采取的獨立保護層稱重裝置、獨立溫度監測裝置和氣化罐顯著降低了這些偏離的風險,殘余風險水平滿足要求。壓力監測裝置和流量監測裝置不足以將“通向水解崗位的閥門未開啟,UF6輸送管道壓力過高,導致UF6泄漏”事故的風險降低至可接受水平,應進一步增加其他措施。

[1] International Isotopes Fluorine Products,Inc.Fluorine extraction process &depleted uranium de-conversion plant(FEP/DUP)integrated safe-ty analysis[R].[S.l.]:[s.n.],2011.

[2] AREVA MOX Services,LLC.Mixed oxide fuel fabrication facility license application[R].[S.l.]:[s.n.],2007.

[3] Center for Chemical Process Safety.Guidelines for hazard evaluation procedures:Second edition with worked Examples[M].New York:Institution of Chemical Engineers,1992.

[4] 中國化學品安全協會組織.危險與可操作性分析(HAZOP)應用指南[M].北京:中國石化出版社,2012.

[5] Center for Chemical Process Safety.Layer of protection analysis[M].New York:American Institute of Chemical Engineers,2001.

[6] United States Nuclear Regulatory Commission.10CFR Part70domestic licensing of special nuclear material[S].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2000.

[7] United States Nuclear Regulatory Commission.10CFR Part20standards for protection against radiation[S].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2000.

[8] United States Nuclear Regulatory Commission.NUREG1520standard review plan for the review of a license application for a fuel cycle facility[R].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2010.

Risk Assessment of UF6Vaporization Process in Nuclear Fuel Fabrication Facilities

QUE Ji,HE Wei,JIANG Jing,ZHANG Min*
(Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environmental Protection,Beijing100082,China)

A variety of hazards coexist in nuclear fuel fabrication facilities,so risk assessment is necessary.There are a variety of risk assessment methodologies for risk assessment of nuclear fuel fabrication facilities.HAZOP and LOPA method were selected for UF6vaporization process which is the most important in risk assessment of nuclear fuel fabrication facilities.The process deviations which have serious consequences were obtained by HAZOP.The risk reduced by independent protection layers and the residual risk of UF6vaporization process were obtained by LOPA.

HAZOP;LOPA;UF6;risk assessment

TL211;X946

:A

1000-6931(2015)02-0372-07

10.7538/yzk.2015.49.02.0372

2013-11-15;

2014-02-17

闕 驥(1982—),男(苗族),湖南鳳凰人,助理研究員,碩士,核燃料循環與材料專業

*通信作者:張 敏,E-mail:zhangmin_ciae@163.com

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