核燃料循環設施構筑物相關核安全標準的研究與建議

趙 雷

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

民用核燃料設施構筑物指民用核燃料生產、加工、貯存和后處理設施的構筑物，包括新建鈾純化、鈾轉化、鈾濃縮、核燃料元件制造、離堆乏燃料貯存、后處理等核燃料循環設施構筑物［1-4］。依據我國核安全法規《民用核燃料循環設施安全規定》（HAF301-1993）的要求，這類構筑物的核安全標準包括兩方面的要求，即廠址安全要求和設計建造安全要求，其核心目的是確保構筑物在壽期內，有效防范外部災害風險，避免放射性污染的發生。導致放射性災害發生的最直接外部災害就是地震。目前，我國對于除核電廠之外的其他核設施，并沒有統一的構筑物安全分類級別標準可以參照，在選址、設計以及老舊設施的維修加固等方面往往根據以往的經驗進行處理，缺乏理論依據和法規標準的支撐。

1 現狀

美國燃料循環設施構筑物的選址和設計具有完備的安全標準體系；國際原子能組織（International Atomic Energy Agency，簡稱IAEA）頒布的《除核電廠之外的其他核設施設計中對外部事件（以地震為主）的考慮》（TECDOC-1347）給出了該類構筑物的安全分級原則；我國在長期的實踐過程中積累了大量實踐經驗，但內容缺乏整理和彼此銜接。

1.1 美國燃料循環設施構筑物安全標準

美國燃料循環設施構筑物的選址設計具有完備的安全標準，其構筑物設計思想是基于結構性能開展設計［5-9］。其結構設計的主旨是抗震設計，結構抗震設計的分級依據ANSI/ANS-2.26-2004中定義了20個抗震設計基準（Seismic Design Basis，簡稱SDB），具體見表1。其中SDC-1和SDC-2對應的結構類型及設計要求在其他規范中規定（ASCE7），沒有在核設施規定中進行要求。SDC-3、SDC-4、SDC-5的劃分則是依據結構、系統和構件（Structures，Systems and Components，簡稱SSCs）失效后果的嚴重程度進行分類的，把所有燃料循環設施構筑物按結構安全性能要求分為12個級別，根據安全級別確定選址要求；再根據廠址特征，按照對應級別的要求進行結構性能設計。其中安全性能的級別依據主要是依據SSCs失效后果的嚴重程度進行分類的，具體依據建筑物在地震作用下的結構損傷情況、人員可能傷亡數量和核泄漏風險等量化標準，對建筑物和構筑物進行分級，再根據不同等級選擇設計標準，參見表2。其目的是為了控制設計過程，使得與安全和環保相關的SSCs性能可接受。針對SSCs的失效進行了細致的劃分，其描述為永久大變形、永久中等變形、永久小變形和彈性變形，以變形應變值進行控制，永久大變形意味著頻臨倒塌，數據源自材料特性、受力體系模型分析和實驗結果綜合評估的結果，參見表3。

表1 抗震設計基準分類Table 1 Seismic design criteria

表2 抗震性能設計分類（基于SSCs失效后果的嚴重性）Table 2 Category of seismic performance design（Basis on failure result of SSCs）

表3 極限狀態下變形極限Table 3 Ultimate deformation under limit state

根據概率安全評估的思路，美國能源部1994年在DOE-STD-1020中給出一種把概率地震危險性分析和結構易損性方法相結合，根據構筑物的性能要求選取地震輸入和設計準則的方法。該方法就是基于性能的抗震設計方法，即在結構可靠性目標下，依據性能要求選擇結構類型并進行抗震設計。美國土木工程協會按照該方法的基本理論并結合核電的安全性要求，為核電廠的SSCs確定了抗震性能目標，參見表3。美國ASCE/SEI43-05是針對核設施的抗震設計規范，對核設施的設計沿用了上述方法。按照該方法，要求SSCs能達到以下目標：（1）以安全停堆地震動為設計基準時，SSCs的失效概率要小于1%；（2）以1.5的安全停堆地震動為設計基準時，SSCs的失效概率要小于10%。為確保以上目標的實現，根據抗震性能要求，完成的抗震設計：一是根據場地的地質條件，通過概率地震危險性分析得出一致的概率風險反應譜；二是根據不同抗震設計分類的性能指標，選取合理的設計系數。

表4 SSC的目標性能指標Table 4 Target performance goals for SDCs

該方法在考慮SSCs的抗震能力的同時，給出該性能在特定失效概率條件下滿足設定的年超越概率，其特點在于較傳統的抗震設計方法，該方法能體現出結構的抗震裕量。核設施首選的結構體系應具備足夠的強度和延性以承受設計基準地震，在此基礎上具有足夠的剛度來控制層間位移。以此完成結構的性能設計，達到抗震要求。

1.2 IAEA的相關建議

IAEA在《除核電廠之外的其他核設施設計中對外部事件（以地震為主）的考慮》（TEC?DOC-1347）給出了劃分安全分類級別的原則。鑒于各成員國的核設施選址原則和規范設計方法的不同，該文件未提供進一步的結構設計方法要求。

IAEA在1985年出版的《有限放射性儲量核設施的抗震設計》（TECDOC-348）中首次提出關于核設施的抗震分類方法。該文件頒布了與工程廠址規避地震的選址方法和工程結構設計的抗震設計原則。該導則于2003年升版為《除核電廠之外的其他核設施設計中對外部事件（以地震為主）的考慮》（TECDOC-1347）［10］。除對地震問題的考慮外，還拓展到其他外部事件。在TECDOC-1347中指出，核設施的安全要求是根據設施的放射性儲量、環境釋放的潛在影響以及與外部事件相關的放射性風險的其他特征等因素確定的，在設計中根據這些因素的影響綜合考慮后，對核設施使用不同的設計基準事件超越概率值。TECDOC-1347描述了除核動力廠之外核設施的安全分級原則，其具體的分級原則根據地震風險嚴重程度控制的原則，廠址外部事件的概率需按照外部事件特定危害程度進行評價，外部事件產生放射性后果的概率大小取決于源項（設施）與事件兩方面的特性［10］。

基于外部事件危害和設施自身風險及可能對周圍環境的影響等因素，TECDOC-1347中提出了對核設施的下述風險分級方法：

1類（高度危害）：具有顯著的廠外放射性污染潛在后果；

2類（中度危害）：具有明顯的廠內放射性污染潛在后果，并具有高度臨界危害；

3類（低度危害）：具有明顯的廠內放射性污染潛在后果；

4類（常規危害）：“工業風險”，常規的工業廠房。

TECDOC-1347的2.5節描述了與外部事件相關的物項分類。為了確定在任一外部事件情況下所需考慮的物項及相關要求，作為合理的設計基礎，這些信息可通過工廠所有物項的外部事件分級過程來構成。

為了這一目的，SSCs可分為（物項分類）：

外部事件1級（EEC1）：安全系統屬于外部事件安全組或在外部事件中及之后與外部事件安全組中物項有相互作用的安全系統；

外部事件2級（EEC2）：安全系統不屬于外部事件安全組，以及在外部事件中及之后與外部事件1級物項無相互作用的安全系統；

外部事件3級（EEC3）：能夠削弱EEC1與EEC2物項的固有功能或運行人員作用的非安全重要物項。

TECDOC-1347中給出的不同風險級別核設施的外部事件超越概率。其中1類核設施遭遇地震的平均超越概率為萬年一遇，二類的平均超越概率為2500年，3類、4類分別為1000年和667年。

1.3 我國的工程實踐

我國在廠址安全要求方面和設計建造安全要求方面通過多年的實踐積累，在廠址安全評價和建筑結構設計等領域均形成了標準和規范。但如何把這些規范標準合理的運用到燃料循環設施的建設中，形成一套對應理論體系，仍需要對一些環節進行補充完善。

在廠址安全要求方面，我國廠址地震危險性分析是概率論方法和確定論方法相結合，對廠址的地震風險能夠較為全面地反映。根據不同工程對工程場地地震安全性評價的深度和所需提供參數要求的不同，將場地地震安全性評價工作分為Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ級：Ⅰ級要求進行地震危險性概率分析、保守的地震危險性確定性分析、能動斷層的確定、設計地震動參數估計和詳細地震地質安全性評價。該級要求適用于核電廠和特殊重要的大壩工程。Ⅱ級要求進行地震危險性概率分析及地震小區劃。Ⅲ級要求地震危險性概率分析、場地設計地震動參數估計和一般地震地質安全性評價。核燃料循環設施構筑物依據其抗震分類可歸屬在Ⅱ級和Ⅲ級工作。Ⅳ級要求應依據現行中國地震區劃圖使用規定進行設防。

在設計建造安全要求方面，我國建構筑物設計規范的制定遵循結構工程可靠度理論，判定結構在施工和使用中的狀態是以可靠和失效兩種狀態來區分的。建筑結構可靠與失效的界限叫做建筑結構的極限狀態?！督ㄖY構可靠度設計統一標準》（GB50068-2001）明確給出了結構極限狀態的定義。《建筑抗震設計規范》（GB50011-2010）是在可靠度設計思路的基礎上編制的，而GB50011-2010《抗震設計規范》的2016版是在2010版的基礎上進行局部修訂而成。近年來，也引進了一些與核燃料循環設施構筑物相關的標準，如《核安全相關結構抗震設計規范》（NB/T 20256-2013），主要內容譯自美國ASCE4-98規范?！逗税踩嚓P混凝土結構耐久性設計規范》和《核設施結構基于性能抗震設計方法》目前尚未正式出版。

2 存在問題

我國核燃料循環設施構筑物在建造過程中，經常出現以設計經驗進行處理的情況，主要原因是核燃料循環設施構筑物沒有按照風險級別進行安全分類。

按照風險級別進行安全分類，即相當于確定了在不同地震風險下的抗震性能，依據此構筑物的性能要求，可以確定該結構的正常使用狀態和極限狀態。目前供參考的標準有《建筑工程抗震設防分類標準》（GB50223-2008）；《鈾燃料元件廠設計準則》（EJ/T 808—2007）；《核燃料后處理廠安全設計準則》（EJ-877-94）；《核燃料后處理廠建（構）筑物系統和部件的分級準則》（EJ/T 939—95）等標準。顯然這些標準沒有完全涵蓋所有核燃料循環設施，特別是我國《建筑工程抗震設防分類標準》（GB50223-2008）與燃料循環設施構筑物的類別劃分難以有機地聯系起來。環境保護部核與輻射安全中心于2014年完成了技術見解《不同風險類別核燃料循環設施抗震設防要求（構筑物部分）》的初稿［11］，給出了構筑物分類建議，分類方式以抗震一類、二類等形式給出，但工作并未進一步推進。

3 建議

以風險分級辦法確定結構安全分級，通過結構分級原則確定廠址選擇要求，再根據廠址條件和結構分級的性能要求確定設計方案，就能夠把廠址安全要求和設計建造安全要求有機的結合起來。

（一）以風險分級確定燃料循環設施構筑物的結構安全分級。在技術見解《不同風險類別核燃料循環設施抗震設防要求（構筑物部分）》的基礎上，對核燃料循環設施構筑物進行了分類。但分類中強調了設防烈度的選取，對廠址安全評估強調不夠，需要進一步完善。

（二）針對擬建新廠址，根據廠址內最重要構筑物的分類級別，與廠址地震安全性評估級別（Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ級）建立對應關系，開展廠址安全評估，確定相關廠址地震參數。

（三）對已建核燃料循環設施構筑物應在壽期內開展定期評估，確保其安全運行。我國有不少老舊設施，按新的標準法規去要求顯然是不合適的。建議對老舊設施在壽期內定期開展結構安全檢查評估，及時發現薄弱環節，進行修繕加固。有隱患的應停止使用。