乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统设计

杨亚鹏 张建岗 冯宗洋 贾林胜 梁博宁 王宁 徐潇潇

摘 要：乏燃料后处理厂可能发生临界、放射性物质泄漏、火灾和爆炸等事故，营运单位需要建立相应的应急评价能力，配置针对上述事故的核应急评价系统。本文介绍了针对乏燃料后处理厂5 种典型事故的三维可视化实时核应急评价与决策支持系统设计，该系统可基于工艺系统监测数据实现应急工况实时诊断，计算向厂房和环境释放的源项，基于应急预案开展应急响应流程管理，针对工作人员和公众防护策略开展防护行动分析等功能，并基于三维可视化技术实现应急评价结果和响应流程的动态展示。本系统可用于我国乏燃料后处理厂应急评价与决策支持，提升其应急准备与响应能力。

关键词：乏燃料后处理厂;核应急;应急评价;决策支持

中图分类号：TL73 文献标识码：A

乏燃料后处理厂存在发生临界、放射性物质泄漏、火灾、爆炸等事故的风险。国家核安全局1995 年发布的核安全法规《乏燃料后处理厂潜在事故的假设》（HAF J0051）[1] ，根据美国埃克松核燃料回收和再循环中心初步安全分析报告，将事故分为轻微事故、小事故、大事故、设计基准事故（包括高放废液浓缩器内红油爆炸、溶剂着火、丧失正常冷却） 和严重事故5 组。在对乏燃料后处理厂应急设施的可居留性分析中，黄树明等[2] 对后处理厂典型事故进行了分析，指出国际主要国家的后处理设施均发生过影响程度不同的放射性污染事故，如贮罐失去冷却爆炸、临界事故等。针对后处理设施爆炸事故， 吕丹等[3] 基于美国NRC[4] 和IAEA[5] 出版物，对国外截止2017 年报道的11 起爆炸事故进行了统计分析，其中最严重的是1957 年前苏联马雅克后处理厂高放废液贮罐冷却系统失效爆炸事故，导致超过2×107 Ci 的放射性物质被释放到环境中，污染面积1. 5×104 ～2. 3×104 km2 ，按照IAEA 国际核事件分级（INES），属于6 级重大事故。针对“ 红油爆炸”，俄罗斯1993 年4 月6 日位于托木斯克-7 的西伯利亞化工联合体（SCE）设施后处理厂硝酸铀酰溶液贮槽爆炸事故最为严重，该事故导致后处理生产线和厂房建筑物的损坏，并释放出30 TBq 的β 和γ 核素，以及6 GBq 的239 Pu，IAEA 1998 年出版的《托木斯克后处理厂放射事故》[5] 将该事故定义为INES 3 级“严重事件，但并未对人员造成过量照射危害”。针对后处理厂临界事故，吕丹等[6] 2014年依据中国核科技信息与经济研究院2010 年的研究成果《核燃料后处理厂事故安全分析专题调研》，对国外记录和报道的核燃料后处理厂临界事故统计和分析，从1953 年到1999 年共发生22 起临界事故，有 20 起临界事故描述了其后果，其中30%（6 起）属于INES 4 级（影响范围有限）事故、10% （2 起）属于 INES 3 级（影响范围重大）事故，60%（12 起）属于INES 2 级及以下。

我国核安全导则《核燃料循环设施营运单位的应急准备和应急响应》（HAD002/ 07—2019）[7]对后处理设施的应急提出了如下要求“营运单位应根据设施的事故特点（如临界事故、UF6 泄漏事故、爆炸事故等） 建立应急评价系统，具有评价事故状态、后果等的能力（包括放射性释放与非放有害化学物质释放）”。在核与辐射应急响应中，为了减轻和缓解事故后果、避免或最大限度减少严重确定效应可能和降低随机效应概率，尽可能减轻非放射性后果、保护财产和环境，IAEA 在其通用安全要求GSR Part7[8] 中，要求制定用于应急准备与响应的综合应急管理系统，开展应急危害评估为应急分级提供依据，在应急准备阶段制定合理和最优化的核与辐射应急的防护策略以便在应急中采取有效防护行动和其他响应行动，并对应急响应行动进行管理。

目前，国际上用于核事故应急的主流应急评价或决策支持系统主要针对压水堆核电厂事故，如欧共体的JRODOS 系统[9] 、美国NARAC 系统[10] 、韩国AtomCARE 系统[11 - 12] ， 以及日本的SPEEDI 系统[13] 等，国内公开报道的核应急系统也主要针对核电厂开发[14-19] ，中辐院贾林胜等[20]开展了针对铀浓缩设施的应急评价系统开发，实现核临界事故和六氟化铀泄漏事故释放源项计算，工作人员剂量、辐射和化学危害等评价，国内外还未见有针对后处理厂开发的核应急评价与决策支持系统的报道。本文主要介绍针对我国乏燃料后处理厂应急要求配套的核应急评价与决策支持系统。

1 系统主要功能设计

本文介绍的乏燃料后处理厂核应急评价与决策支持系统主要基于实时工艺监测、辐射监测、气象监测等数据，结合工艺设计参数，实现了事故状态下的应急状态等级辅助判断、应急工况评价、释放源项计算、近场区环境影响评价、操作干预水平计算和防护行动分析等功能，并结合三维技术实现应急评价结果和响应流程的一张图动态展示。本系统可供应急值班、应急指挥和应急评价人员使用，为设施营运单位核应急值守、应急指挥、应急辅助决策提供综合性支持。

1. 1 应急响应流程管理

应急响应流程管理主要基于流程控制引擎，结合时间轴采用图形化的流程控制界面实现事故进程及应急响应过程的动态管理，包括事故发生、应急启动、应急指挥、过程管理、指令管理、流程控制、应急评价、响应行动、应急状态终止等。

系统提供一张图展示功能，将应急流程、应急工况、环境影响预测、防护行动分析、全厂应急资源和人员撤离等数据以图形化形式投射到大屏幕上供应急指挥人员统一监控和观看。

系统支持演习模式，包括演习情景构建、演练过程复盘、演习流程管理和演习评估等功能。系统可以基于演习情景库构建演习方案并预置在系统中。演练结束后，系统自动将本次演习全过程进行复盘保存，生成三维数字化格式预案，并可按演习场景、任务名称、任务级别等分类查询。系统可基于数字化预案、模型场景数据、基础数据、考核评估与评估标准数据、系统配置数据等信息实现自主化构建不同场景、不同事故类型的演习脚本功能，同时支持演习脚本预览、修改、删除。

1. 2 典型事故工况实时评价与释放源项计算

系统能实现有机相着火、高放废液（HLLW）放射性物质泄漏、高放废液蒸发器“红油爆炸”、高放废液罐槽氢气爆炸、核临界事故等典型事故的实时评价。

含有机相料液的设备室存在发生有机相溶剂着火事故的风险，在共去污系统中，裂变产物放射性活度浓度最高处为1AX 柱，该设备中溶剂泄漏着火时从燃烧的溶剂中释放出的放射性核素量最大。针对有机相着火事故，模型的主要计算步骤包括：1）动、静态参数获取，主要包括静态参数（如设备室高度、容积等）和实时的动态工艺参数（如TBP 的体积分数、当前工艺流程1A 柱有机溶剂的初始质量等）以及实时的监测参数（如设备室入口风流量、出口风流量等）;2）燃烧初始质量估算，当判断出当前已经着火的情况下，根据1A 柱质量的在线监测以及集水坑液位报警装置数据判断当前泄漏的溶剂质量，即燃料初始质量;3）结合热平衡公式与燃烧速率经验公式，并近似考虑了硝酸溶液对燃烧速率的影响，计算燃料质量损失速率;4）燃烧产生的大量烟气会从排风管道排出，管道中有过滤器，烟气会有部分沉积在过滤器上，因此需要估算在管道和过滤器中的沉积;5） 给出分步长释放源项。

对于“红油爆炸”事故，主要计算步骤包括：1）根据溶液反应速率、反应时间和高放废液蒸发器内浓缩液温度，估算夹带进入蒸发器的TBP 量;2）根据NUREG/ CR-7232[4] ，1 L 的红油爆炸等效于0. 016 kg 的TNT 爆炸，计算爆炸的TNT 当量和爆炸能量;3）计算高放废液蒸发器壁面超压，评价蒸发器完整性;4）计算释放至设备室、环境的源项。

对于氢气爆炸事故。主要计算步骤包括：1）根据高放废液大罐氢气浓度监测值判断是否会发生氢气爆炸;2）计算火焰表面积、爆炸云半径和冲击波超压判断等，综合爆炸能否破坏高放废液储罐的完整性;3）计算爆炸后瞬间、后续蒸发的高放废液质量，给出释放至设备室、环境的源项。

高放废液含有99%以上的裂片元素和未被回收的超铀元素，放射性强，因此高放废液贮槽泄漏的后果比其它溶液贮槽泄漏严重，建立了高放废液储罐及其相连接管道、阀门发生破裂或故障或破裂后高放废液泄漏事故造成的设备室泄漏源项和向环境释放的气载源项估算模型。高放废液泄漏事故源项估算通常包括：放射性液体泄漏量估算、厂房（或设备室）气载放射性核素生成量估算;气载放射性核素在厂房间输运及向环境释放。系统建立了基于液位监测数据、输送管线流量、贮槽初始状态和破口面积、冷却水及泄漏量估算模型。

后处理厂易裂变材料，除首段切割、铀与钚尾端存在固态形式，其他几乎均为溶液形式，主要可能发生临界的事故点包括溶解槽、混合澄清槽、萃取柱等。后处理厂可能发生临界情景的化学形式有：硝酸铀酰水溶液、二氧化铀、八氧化三铀、硝酸钚溶液和氧化钚。临界事故首先需计算临界裂变次数，可通过三种方式给出，即：1） 根据系统情景保守估计，美国RASCAL4[21] 给出了不同系统情景对应的首次脉冲裂变份额与总裂变份额，该表给出的裂变次数过于保守，一般用于设计阶段，使用假定的临界事故裂变次数对设计进行要求;2） 根据γ 剂量率报警系统实时估计，该方法适合事故应急时使用，可根据γ 报警仪剂量率读数实时估算。该方法主要参考NUREG/ CR-6504《一种更新的核临界计算尺》[22] 给出γ 临界报警仪剂量率读数与临界裂变次数和事故后时间之间的关系曲线，适用于5 种不同临界系统;3）用简化经验公式模拟估计，针对溶液临界，ISO 16117[23] 给出了几种不同情景的简化模型，如Tuck 方程、Nomura &Okuno 方程、Oslen 方程、Barbry 方程。本系统总结不同临界情景，分别建立了针对硝酸铀酰溶液与钚溶液、金属铀、八氧化三铀与二氧化铀基于事故进程的评价流程。

1. 3 应急状态等级辅助判断

系统根据实时参数、应急评价结果，以人机交互的方式获得判断应急状态所需的参数与现有的应急状态分级初始条件和应急行动水平进行比较，经逻辑判断后实现应急状态等级辅助判断。能提供自动判断和人工交互确认以及完全人工确认两种工作模式。

应急状态等级辅助判断主要基于应急状态初始条件（IC）和应急行动水平（EAL）开展。我国核电厂EAL 的制订已经形成一套比较完善的方法体系，而针对后处理厂，由于其工艺流程复杂，放射性物质和危险化学品与核电厂存在较大的差异，目前国内尚没有成熟的方法准则可以遵循。然而核电厂EAL 制订所依据的方法可以为后处理厂EAL 的制订提供参考。项目组根据NEI99-01[24] 、IAEA GSG-2[25] 以及核安全导则《压水堆核电厂应急行动水平制定（征求意见稿）》，并结合后处理厂典型事故，对后处理厂识别類进行了研究，主要考虑以下6 种：A 类———异常辐射水平/ 放射性排出物;F 类———安全屏障降级;H 类———影响设施安全的危害和其他状态; S 类———系统故障; E类———乏燃料水池事故; W 类———HLLW 贮槽事故。

1. 4 基于操作干预水平（ OIL） 的辅助决策

乏燃料后处理厂操作干预水平制定考虑的事故包括高放废液蒸发器红油爆炸和高放废液储罐泄漏。在发生事故的情况下，利用事故释放源项和环境监测数据，以及厂址周围的气象条件数据，对事先计算的操作干预水平缺省值进行修正，并在此基础上提出公众防护行动的决策建议。

1. 5 防护行动分析

系统实现的主要功能包括后处理厂场内、场外防护行动分析和人员撤离模拟。防护行动分析功能能够自动或手动获取相关参数和评价结果（应急状态分级结果、后果评价结果、OIL 计算结果等），推荐应急防护行动建议。人员撤离评估功能可以对人员的撤离时间、路径和所需资源进行评估和管理。系统结合集结点、疏散地点、人员清点数据和撤离物资数据，对厂区内部人员撤离路线、所需时间和车辆调派方案进行分析计算，并在地图上标记显示，分析得到的各条撤离路线与所需时间，并在地图上动态地模拟展示车辆模型沿撤离线路行进，点击车辆模型可查看车辆类型、所载人数和疏散地点信息。系统支持在地图中对集结点、应急车辆、撤离路线等信息进行查询和展示。

2 系统业务流程分析

系统部署在应急指挥中心，可以支持多点登录，支持和视频会议系统接口。本系统部署在Windows Server 服务器上，也支持部署在Linux 服务器，采用可支持跨平台的JAVA 语言和MySQL数据库开发。

系统共包括核应急指挥、核应急评价、核应急决策支持、核应急数据管理和系统维护共五大类17 个子系统，具有日常管理、事故响应和演习三种运行模式，列于表1。

系统的业务流程图和主要设计界面分别如图1、2 所示。

3 结语

核事故发生后，应急人员往往面临时间紧、责任重、变化多的难题。这种情况下，只有采用科学的决策理论并利用计算机实时在线支持决策系统，才能快速有效地控制事故并减轻其后果，从而提高事故状态下的应急管理和指挥决策的科学性和实效性。乏燃料后处理厂应急问题主要关注的是场内以及近场区，本系统通过对典型事故情景的分析，建立事故应急工况的实时诊断和分析手段，实现对事故进程的分析和预测，应急事故释放源项的估算。

核事故发生时，应急响应与决策支持系统的集成可有效组织管理应急信息，提供直观的显示手段，实现应急工况评价、释放源项估算、决策支持（包括应急行动水平、操作干預水平等）、应急数据管理、关键信息二维或三维地理信息系统（GIS）显示等模块整体集成和可视化，大大提高应急决策的有效性。

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