核燃料循环设施构筑物相关核安全标准的研究与建议

赵 雷

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

民用核燃料设施构筑物指民用核燃料生产、加工、贮存和后处理设施的构筑物，包括新建铀纯化、铀转化、铀浓缩、核燃料元件制造、离堆乏燃料贮存、后处理等核燃料循环设施构筑物［1-4］。依据我国核安全法规《民用核燃料循环设施安全规定》（HAF301-1993）的要求，这类构筑物的核安全标准包括两方面的要求，即厂址安全要求和设计建造安全要求，其核心目的是确保构筑物在寿期内，有效防范外部灾害风险，避免放射性污染的发生。导致放射性灾害发生的最直接外部灾害就是地震。目前，我国对于除核电厂之外的其他核设施，并没有统一的构筑物安全分类级别标准可以参照，在选址、设计以及老旧设施的维修加固等方面往往根据以往的经验进行处理，缺乏理论依据和法规标准的支撑。

1 现状

美国燃料循环设施构筑物的选址和设计具有完备的安全标准体系；国际原子能组织（International Atomic Energy Agency，简称IAEA）颁布的《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TECDOC-1347）给出了该类构筑物的安全分级原则；我国在长期的实践过程中积累了大量实践经验，但内容缺乏整理和彼此衔接。

1.1 美国燃料循环设施构筑物安全标准

美国燃料循环设施构筑物的选址设计具有完备的安全标准，其构筑物设计思想是基于结构性能开展设计［5-9］。其结构设计的主旨是抗震设计，结构抗震设计的分级依据ANSI/ANS-2.26-2004中定义了20个抗震设计基准（Seismic Design Basis，简称SDB），具体见表1。其中SDC-1和SDC-2对应的结构类型及设计要求在其他规范中规定（ASCE7），没有在核设施规定中进行要求。SDC-3、SDC-4、SDC-5的划分则是依据结构、系统和构件（Structures，Systems and Components，简称SSCs）失效后果的严重程度进行分类的，把所有燃料循环设施构筑物按结构安全性能要求分为12个级别，根据安全级别确定选址要求；再根据厂址特征，按照对应级别的要求进行结构性能设计。其中安全性能的级别依据主要是依据SSCs失效后果的严重程度进行分类的，具体依据建筑物在地震作用下的结构损伤情况、人员可能伤亡数量和核泄漏风险等量化标准，对建筑物和构筑物进行分级，再根据不同等级选择设计标准，参见表2。其目的是为了控制设计过程，使得与安全和环保相关的SSCs性能可接受。针对SSCs的失效进行了细致的划分，其描述为永久大变形、永久中等变形、永久小变形和弹性变形，以变形应变值进行控制，永久大变形意味着频临倒塌，数据源自材料特性、受力体系模型分析和实验结果综合评估的结果，参见表3。

表1 抗震设计基准分类Table 1 Seismic design criteria

表2 抗震性能设计分类（基于SSCs失效后果的严重性）Table 2 Category of seismic performance design（Basis on failure result of SSCs）

表3 极限状态下变形极限Table 3 Ultimate deformation under limit state

根据概率安全评估的思路，美国能源部1994年在DOE-STD-1020中给出一种把概率地震危险性分析和结构易损性方法相结合，根据构筑物的性能要求选取地震输入和设计准则的方法。该方法就是基于性能的抗震设计方法，即在结构可靠性目标下，依据性能要求选择结构类型并进行抗震设计。美国土木工程协会按照该方法的基本理论并结合核电的安全性要求，为核电厂的SSCs确定了抗震性能目标，参见表3。美国ASCE/SEI43-05是针对核设施的抗震设计规范，对核设施的设计沿用了上述方法。按照该方法，要求SSCs能达到以下目标：（1）以安全停堆地震动为设计基准时，SSCs的失效概率要小于1%；（2）以1.5的安全停堆地震动为设计基准时，SSCs的失效概率要小于10%。为确保以上目标的实现，根据抗震性能要求，完成的抗震设计：一是根据场地的地质条件，通过概率地震危险性分析得出一致的概率风险反应谱；二是根据不同抗震设计分类的性能指标，选取合理的设计系数。

表4 SSC的目标性能指标Table 4 Target performance goals for SDCs

该方法在考虑SSCs的抗震能力的同时，给出该性能在特定失效概率条件下满足设定的年超越概率，其特点在于较传统的抗震设计方法，该方法能体现出结构的抗震裕量。核设施首选的结构体系应具备足够的强度和延性以承受设计基准地震，在此基础上具有足够的刚度来控制层间位移。以此完成结构的性能设计，达到抗震要求。

1.2 IAEA的相关建议

IAEA在《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TEC⁃DOC-1347）给出了划分安全分类级别的原则。鉴于各成员国的核设施选址原则和规范设计方法的不同，该文件未提供进一步的结构设计方法要求。

IAEA在1985年出版的《有限放射性储量核设施的抗震设计》（TECDOC-348）中首次提出关于核设施的抗震分类方法。该文件颁布了与工程厂址规避地震的选址方法和工程结构设计的抗震设计原则。该导则于2003年升版为《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TECDOC-1347）［10］。除对地震问题的考虑外，还拓展到其他外部事件。在TECDOC-1347中指出，核设施的安全要求是根据设施的放射性储量、环境释放的潜在影响以及与外部事件相关的放射性风险的其他特征等因素确定的，在设计中根据这些因素的影响综合考虑后，对核设施使用不同的设计基准事件超越概率值。TECDOC-1347描述了除核动力厂之外核设施的安全分级原则，其具体的分级原则根据地震风险严重程度控制的原则，厂址外部事件的概率需按照外部事件特定危害程度进行评价，外部事件产生放射性后果的概率大小取决于源项（设施）与事件两方面的特性［10］。

基于外部事件危害和设施自身风险及可能对周围环境的影响等因素，TECDOC-1347中提出了对核设施的下述风险分级方法：

1类（高度危害）：具有显著的厂外放射性污染潜在后果；

2类（中度危害）：具有明显的厂内放射性污染潜在后果，并具有高度临界危害；

3类（低度危害）：具有明显的厂内放射性污染潜在后果；

4类（常规危害）：“工业风险”，常规的工业厂房。

TECDOC-1347的2.5节描述了与外部事件相关的物项分类。为了确定在任一外部事件情况下所需考虑的物项及相关要求，作为合理的设计基础，这些信息可通过工厂所有物项的外部事件分级过程来构成。

为了这一目的，SSCs可分为（物项分类）：

外部事件1级（EEC1）：安全系统属于外部事件安全组或在外部事件中及之后与外部事件安全组中物项有相互作用的安全系统；

外部事件2级（EEC2）：安全系统不属于外部事件安全组，以及在外部事件中及之后与外部事件1级物项无相互作用的安全系统；

外部事件3级（EEC3）：能够削弱EEC1与EEC2物项的固有功能或运行人员作用的非安全重要物项。

TECDOC-1347中给出的不同风险级别核设施的外部事件超越概率。其中1类核设施遭遇地震的平均超越概率为万年一遇，二类的平均超越概率为2500年，3类、4类分别为1000年和667年。

1.3 我国的工程实践

我国在厂址安全要求方面和设计建造安全要求方面通过多年的实践积累，在厂址安全评价和建筑结构设计等领域均形成了标准和规范。但如何把这些规范标准合理的运用到燃料循环设施的建设中，形成一套对应理论体系，仍需要对一些环节进行补充完善。

在厂址安全要求方面，我国厂址地震危险性分析是概率论方法和确定论方法相结合，对厂址的地震风险能够较为全面地反映。根据不同工程对工程场地地震安全性评价的深度和所需提供参数要求的不同，将场地地震安全性评价工作分为Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ级：Ⅰ级要求进行地震危险性概率分析、保守的地震危险性确定性分析、能动断层的确定、设计地震动参数估计和详细地震地质安全性评价。该级要求适用于核电厂和特殊重要的大坝工程。Ⅱ级要求进行地震危险性概率分析及地震小区划。Ⅲ级要求地震危险性概率分析、场地设计地震动参数估计和一般地震地质安全性评价。核燃料循环设施构筑物依据其抗震分类可归属在Ⅱ级和Ⅲ级工作。Ⅳ级要求应依据现行中国地震区划图使用规定进行设防。

在设计建造安全要求方面，我国建构筑物设计规范的制定遵循结构工程可靠度理论，判定结构在施工和使用中的状态是以可靠和失效两种状态来区分的。建筑结构可靠与失效的界限叫做建筑结构的极限状态。《建筑结构可靠度设计统一标准》（GB50068-2001）明确给出了结构极限状态的定义。《建筑抗震设计规范》（GB50011-2010）是在可靠度设计思路的基础上编制的，而GB50011-2010《抗震设计规范》的2016版是在2010版的基础上进行局部修订而成。近年来，也引进了一些与核燃料循环设施构筑物相关的标准，如《核安全相关结构抗震设计规范》（NB/T 20256-2013），主要内容译自美国ASCE4-98规范。《核安全相关混凝土结构耐久性设计规范》和《核设施结构基于性能抗震设计方法》目前尚未正式出版。

2 存在问题

我国核燃料循环设施构筑物在建造过程中，经常出现以设计经验进行处理的情况，主要原因是核燃料循环设施构筑物没有按照风险级别进行安全分类。

按照风险级别进行安全分类，即相当于确定了在不同地震风险下的抗震性能，依据此构筑物的性能要求，可以确定该结构的正常使用状态和极限状态。目前供参考的标准有《建筑工程抗震设防分类标准》（GB50223-2008）；《铀燃料元件厂设计准则》（EJ/T 808—2007）；《核燃料后处理厂安全设计准则》（EJ-877-94）；《核燃料后处理厂建（构）筑物系统和部件的分级准则》（EJ/T 939—95）等标准。显然这些标准没有完全涵盖所有核燃料循环设施，特别是我国《建筑工程抗震设防分类标准》（GB50223-2008）与燃料循环设施构筑物的类别划分难以有机地联系起来。环境保护部核与辐射安全中心于2014年完成了技术见解《不同风险类别核燃料循环设施抗震设防要求（构筑物部分）》的初稿［11］，给出了构筑物分类建议，分类方式以抗震一类、二类等形式给出，但工作并未进一步推进。

3 建议

以风险分级办法确定结构安全分级，通过结构分级原则确定厂址选择要求，再根据厂址条件和结构分级的性能要求确定设计方案，就能够把厂址安全要求和设计建造安全要求有机的结合起来。

（一）以风险分级确定燃料循环设施构筑物的结构安全分级。在技术见解《不同风险类别核燃料循环设施抗震设防要求（构筑物部分）》的基础上，对核燃料循环设施构筑物进行了分类。但分类中强调了设防烈度的选取，对厂址安全评估强调不够，需要进一步完善。

（二）针对拟建新厂址，根据厂址内最重要构筑物的分类级别，与厂址地震安全性评估级别（Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ级）建立对应关系，开展厂址安全评估，确定相关厂址地震参数。

（三）对已建核燃料循环设施构筑物应在寿期内开展定期评估，确保其安全运行。我国有不少老旧设施，按新的标准法规去要求显然是不合适的。建议对老旧设施在寿期内定期开展结构安全检查评估，及时发现薄弱环节，进行修缮加固。有隐患的应停止使用。