乏燃料后處理廠核應急評價與決策支持系統設計

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生臨界、放射性物質泄漏、火災和爆炸等事故，營運單位需要建立相應的應急評價能力，配置針對上述事故的核應急評價系統。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急評價與決策支持系統設計，該系統可基于工藝系統監測數據實現應急工況實時診斷，計算向廠房和環境釋放的源項，基于應急預案開展應急響應流程管理，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實現應急評價結果和響應流程的動態展示。本系統可用于我國乏燃料后處理廠應急評價與決策支持，提升其應急準備與響應能力。

關鍵詞：乏燃料后處理廠;核應急;應急評價;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生臨界、放射性物質泄漏、火災、爆炸等事故的風險。國家核安全局1995 年發布的核安全法規《乏燃料后處理廠潛在事故的假設》（HAF J0051）[1] ，根據美國埃克松核燃料回收和再循環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、設計基準事故（包括高放廢液濃縮器內紅油爆炸、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急設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施均發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計分析，其中最嚴重的是1957 年前蘇聯馬雅克后處理廠高放廢液貯罐冷卻系統失效爆炸事故，導致超過2×107 Ci 的放射性物質被釋放到環境中，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 的西伯利亞化工聯合體（SCE）設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年依據中國核科技信息與經濟研究院2010 年的研究成果《核燃料后處理廠事故安全分析專題調研》，對國外記錄和報道的核燃料后處理廠臨界事故統計和分析，從1953 年到1999 年共發生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《核燃料循環設施營運單位的應急準備和應急響應》（HAD002/ 07—2019）[7]對后處理設施的應急提出了如下要求“營運單位應根據設施的事故特點（如臨界事故、UF6 泄漏事故、爆炸事故等） 建立應急評價系統，具有評價事故狀態、后果等的能力（包括放射性釋放與非放有害化學物質釋放）”。在核與輻射應急響應中，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可能和降低隨機效應概率，盡可能減輕非放射性后果、保護財產和環境，IAEA 在其通用安全要求GSR Part7[8] 中，要求制定用于應急準備與響應的綜合應急管理系統，開展應急危害評估為應急分級提供依據，在應急準備階段制定合理和最優化的核與輻射應急的防護策略以便在應急中采取有效防護行動和其他響應行動，并對應急響應行動進行管理。

目前，國際上用于核事故應急的主流應急評價或決策支持系統主要針對壓水堆核電廠事故，如歐共體的JRODOS 系統[9] 、美國NARAC 系統[10] 、韓國AtomCARE 系統[11 - 12] ， 以及日本的SPEEDI 系統[13] 等，國內公開報道的核應急系統也主要針對核電廠開發[14-19] ，中輻院賈林勝等[20]開展了針對鈾濃縮設施的應急評價系統開發，實現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，國內外還未見有針對后處理廠開發的核應急評價與決策支持系統的報道。本文主要介紹針對我國乏燃料后處理廠應急要求配套的核應急評價與決策支持系統。

1 系統主要功能設計

本文介紹的乏燃料后處理廠核應急評價與決策支持系統主要基于實時工藝監測、輻射監測、氣象監測等數據，結合工藝設計參數，實現了事故狀態下的應急狀態等級輔助判斷、應急工況評價、釋放源項計算、近場區環境影響評價、操作干預水平計算和防護行動分析等功能，并結合三維技術實現應急評價結果和響應流程的一張圖動態展示。本系統可供應急值班、應急指揮和應急評價人員使用，為設施營運單位核應急值守、應急指揮、應急輔助決策提供綜合性支持。

1. 1 應急響應流程管理

應急響應流程管理主要基于流程控制引擎，結合時間軸采用圖形化的流程控制界面實現事故進程及應急響應過程的動態管理，包括事故發生、應急啟動、應急指揮、過程管理、指令管理、流程控制、應急評價、響應行動、應急狀態終止等。

系統提供一張圖展示功能，將應急流程、應急工況、環境影響預測、防護行動分析、全廠應急資源和人員撤離等數據以圖形化形式投射到大屏幕上供應急指揮人員統一監控和觀看。

系統支持演習模式，包括演習情景構建、演練過程復盤、演習流程管理和演習評估等功能。系統可以基于演習情景庫構建演習方案并預置在系統中。演練結束后，系統自動將本次演習全過程進行復盤保存，生成三維數字化格式預案，并可按演習場景、任務名稱、任務級別等分類查詢。系統可基于數字化預案、模型場景數據、基礎數據、考核評估與評估標準數據、系統配置數據等信息實現自主化構建不同場景、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

系統能實現有機相著火、高放廢液（HLLW）放射性物質泄漏、高放廢液蒸發器“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。

含有機相料液的設備室存在發生有機相溶劑著火事故的風險，在共去污系統中，裂變產物放射性活度濃度最高處為1AX 柱，該設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、靜態參數獲取，主要包括靜態參數（如設備室高度、容積等）和實時的動態工藝參數（如TBP 的體積分數、當前工藝流程1A 柱有機溶劑的初始質量等）以及實時的監測參數（如設備室入口風流量、出口風流量等）;2）燃燒初始質量估算，當判斷出當前已經著火的情況下，根據1A 柱質量的在線監測以及集水坑液位報警裝置數據判斷當前泄漏的溶劑質量，即燃料初始質量;3）結合熱平衡公式與燃燒速率經驗公式，并近似考慮了硝酸溶液對燃燒速率的影響，計算燃料質量損失速率;4）燃燒產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）根據溶液反應速率、反應時間和高放廢液蒸發器內濃縮液溫度，估算夾帶進入蒸發器的TBP 量;2）根據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）計算高放廢液蒸發器壁面超壓，評價蒸發器完整性;4）計算釋放至設備室、環境的源項。

對于氫氣爆炸事故。主要計算步驟包括：1）根據高放廢液大罐氫氣濃度監測值判斷是否會發生氫氣爆炸;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、后續蒸發的高放廢液質量，給出釋放至設備室、環境的源項。

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、閥門發生破裂或故障或破裂后高放廢液泄漏事故造成的設備室泄漏源項和向環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境釋放。系統建立了基于液位監測數據、輸送管線流量、貯槽初始狀態和破口面積、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形式，其他幾乎均為溶液形式，主要可能發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，可通過三種方式給出，即：1） 根據系統情景保守估計，美國RASCAL4[21] 給出了不同系統情景對應的首次脈沖裂變份額與總裂變份額，該表給出的裂變次數過于保守，一般用于設計階段，使用假定的臨界事故裂變次數對設計進行要求;2） 根據γ 劑量率報警系統實時估計，該方法適合事故應急時使用，可根據γ 報警儀劑量率讀數實時估算。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與臨界裂變次數和事故后時間之間的關系曲線，適用于5 種不同臨界系統;3）用簡化經驗公式模擬估計，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。本系統總結不同臨界情景，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 應急狀態等級輔助判斷

系統根據實時參數、應急評價結果，以人機交互的方式獲得判斷應急狀態所需的參數與現有的應急狀態分級初始條件和應急行動水平進行比較，經邏輯判斷后實現應急狀態等級輔助判斷。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。

應急狀態等級輔助判斷主要基于應急狀態初始條件（IC）和應急行動水平（EAL）開展。我國核電廠EAL 的制訂已經形成一套比較完善的方法體系，而針對后處理廠，由于其工藝流程復雜，放射性物質和危險化學品與核電廠存在較大的差異，目前國內尚沒有成熟的方法準則可以遵循。然而核電廠EAL 制訂所依據的方法可以為后處理廠EAL 的制訂提供參考。項目組根據NEI99-01[24] 、IAEA GSG-2[25] 以及核安全導則《壓水堆核電廠應急行動水平制定（征求意見稿）》，并結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———影響設施安全的危害和其他狀態; S 類———系統故障; E類———乏燃料水池事故; W 類———HLLW 貯槽事故。

1. 4 基于操作干預水平（ OIL） 的輔助決策

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

1. 5 防護行動分析

系統實現的主要功能包括后處理廠場內、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參數和評價結果（應急狀態分級結果、后果評價結果、OIL 計算結果等），推薦應急防護行動建議。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。系統結合集結點、疏散地點、人員清點數據和撤離物資數據，對廠區內部人員撤離路線、所需時間和車輛調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、所載人數和疏散地點信息。系統支持在地圖中對集結點、應急車輛、撤離路線等信息進行查詢和展示。

2 系統業務流程分析

系統部署在應急指揮中心，可以支持多點登錄，支持和視頻會議系統接口。本系統部署在Windows Server 服務器上，也支持部署在Linux 服務器，采用可支持跨平臺的JAVA 語言和MySQL數據庫開發。

系統共包括核應急指揮、核應急評價、核應急決策支持、核應急數據管理和系統維護共五大類17 個子系統，具有日常管理、事故響應和演習三種運行模式，列于表1。

系統的業務流程圖和主要設計界面分別如圖1、2 所示。

3 結語

核事故發生后，應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，才能快速有效地控制事故并減輕其后果，從而提高事故狀態下的應急管理和指揮決策的科學性和實效性。乏燃料后處理廠應急問題主要關注的是場內以及近場區，本系統通過對典型事故情景的分析，建立事故應急工況的實時診斷和分析手段，實現對事故進程的分析和預測，應急事故釋放源項的估算。

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

參考文獻：

[ 1 ] 國家核安全局. 乏燃料后處理廠潛在事故的假設： HAF J0051[S]. 1995.

[ 2 ] 黃樹明， 紀運哲， 劉聳. 乏燃料后處理廠應急設施的可居留性分析[J]. 產業與科技論壇， 2018， 17（13）： 68-70.

[ 3 ] 呂丹， 楊曉偉， 汪世軍，等. 國外乏燃料后處理設施爆炸事故的經驗教訓[J]. 科技導報， 2020， 38（07）： 118-124.

[ 4 ] U. S. NRC. Review of spent fuel reprocessing and associated accident phenomena[R]. NUREG/ CR-7232. 2016.

[ 5 ] IAEA. The radiological accident in the reprocessing plant at Tomsk[R]. Vienna： IAEA， 1998.

[ 6 ] 呂丹， 高明媛， 劉斌斌，等. 國外核燃料后處理廠臨界事故統計和分析[J]. 核安全， 2014， 13（01）： 55-58.

[ 7 ] 國家核安全局. 核燃料循環設施營運單位的應急準備和應急響應：HAD 002/ 07-2019[S]. 2019.

[ 8 ] IAEA. Preparedness and response for a nuclear or radiological emergency：GSR Part 7[R]. Vienna： IAEA， 2015.

[ 9 ] Ehrhardt J. The RODOS system： decision support for off-site emergency management in Europe[J]. Radiation Protection Dosimetry， 1997， 73（1-4）： 35-40.

[10] Bradley M M. NARAC： an emergency response resource for predicting the atmospheric dispersion and assessing the consequences of airborne radionuclides[J]. Journal of Environmental Radioactivity， 2007， 96（1-3）： 116-121.

[11] Kim M， Lee S. Reactor assessment and prognosis tool for nuclear power plants and its application strategies—A perspective[R]. 2017.

[12] Kim D S， Sung K Y， Ahn K I. Systematic application of the atomCARE real-time plant information to support severe accident response activities[R]. 2010.

[13] Chino M， Ishikawa H， Yamazawa H. SPEEDI and WSPEEDI： Japanese emergency response systems to predict radiological impacts in local and workplace areas due to a nuclear accident[J]. Radiation Protection Dosimetry， 1993， 50（2-4）： 145-152.

[14] 楊亞鵬， 張建崗， 湯榮耀，等. 集成化核電廠核應急指揮與決策支持系統開發[J]. 輻射防護， 2015， 35（05）： 274-283.

[15] 徐瀟瀟， 張建崗， 楊亞鵬，等. 基于實時操作干預水平的場外防護行動決策系統開發研究[J]. 環境科學與管理，2018， 43（11）： 51-56.

[16] 薛宏磊. 生態環境部核與輻射突發事件評價及決策系統[J]. 綠色環保建材， 2019（2）： 24-25.

[17] ZHAO Y， ZHANG L， TONG J. Development of rapid atmospheric source term estimation system for AP1000 nuclear power plant[J]. Progress in Nuclear Energy， 2015， 81： 264-275.

[18] 陳謙， 黃義超， 陶乃貴，等. 一種針對多機組事故的操作干預水平應急決策輔助系統[J]. 輻射防護， 2018， 38（5）： 389-395.

[19] WANG J， ZHANG L， QU J，et al. Rapid accident source term estimation （RASTE） for nuclear emergency response in high temperature gas cooled reactor[J]. Annals of Nuclear Energy， 2020， 147： 107654.

[20] 賈林勝， 張建崗， 馮宗洋，等. 鈾濃縮設施核應急實時評價系統開發[J]. 輻射防護， 2018， 38（06）： 507-510.

[21] Ramsdell J， Athey G， Rishel J. RASCAL 4： Description of models and methods[R]. United States Nuclear Regulatory Commission， 2012.

[22] Hopper C M， Broadhead B L. An updated nuclear criticality slide rule[R]. ORNL/ EM-13322/ V2. U. S. NRC， 1998.

[23] ISO. Nuclear criticality safety-estimation of the number of fissions of a postulated criticality accident：ISO 16117- 2013[S]. 2013.

[24] Nuclear Energy Institute. Methodology for development of emergency action levels [ R ]. Nuclear Energy Institute （NEI）， 2008.

[25] IAEA. Criteria for use in preparedness and response for a nuclear or radiological emergency[R]. Vienna： IAEA， 2011.