随着我国核电的快速发展, 势必将要建设大量的核燃料循环设施(包括铀浓缩设施、燃料元件制造设施和乏燃料后处理设施), 用以生产核电厂需要的燃料元件, 回收处理乏燃料。这些设施里贮有大量的放射性物质, 特别是拥有大量的可裂变材料, 一旦发生放射性物质泄漏或临界事故, 不仅会对厂区工作人员产生影响, 也可能会对厂址周围公众产生影响。如在某废物处理设施审评过程中, 由于缺乏物项安全分级的标准, 导致盛放大量废液的贮罐的安全等级难以确定; 同时这也导致建造过程中标准难以选择, 引发了质量事件。

1 国内核燃料循环设施物项安全分级现状

国内核燃料循环设施的物项安全分级仅对铀燃料元件加工制造厂和乏燃料后处理厂开展物项安全分级的研究, 并制定了相应的标准。在此对铀燃料元件加工制造厂和核燃料后处理厂的物项安全分级介绍, 以为后续研究分析奠定基础。

依据《铀燃料元件厂设计准则》(EJ 808-2007)^[1], 铀燃料元件加工厂将建(构)筑物、系统和设备等物项分为安全重要物项和其它物项。其中安全重要物项是指由于丧失安全功能而有可能使关键居民组和工作人员受到过量照射的, 以及为缓解事故后果而设置的建(构)筑物、系统和设备, 具体是指具有潜在临界风险的物项或拥有大量放射性物质的物项及其配套服务应急设施。同时该标准对厂房和设备的抗震及其质量保证提出了原则性要求。

当前核燃料后处理厂的物项安全分级主要依据《核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和设备的物项安全分级》(EJ939-95)^[2]。该标准提出核燃料后处理厂主要根据物项失效后, 对公众和环境影响的大小, 将物项的安全等级分为放化安全一级、放化安全二级和放化安全三级。具体的分级准则见表 1。在开展物项分级过程中, 不仅要考虑物项包容放射性物质的种类、毒性、数/量和状态, 还需要考虑系统的多重性、可更换性或可修复性等方面。同时在该标准中还规定了不同安全等级物项的抗震类别和质保要求。

随着技术的发展, 安全要求的提高, 在总结多年经验的基础上, 开展了EJ/T 939的修订工作。在修订版的EJ/T 939过程中, 基本保留了原有的物项安全分级体系和分级理念, 但取消了物项安全分级的剂量限值。为保证该标准的可操作性, 参照核动力厂的物项安全分级, 将物项种类划分为化工设备、电气设备、机械设备和建(构)筑物, 并增加了核燃料后处理厂的典型物项安全分级清单。

2 国外核燃料循环设施的物项安全分级 2.1 美国核燃料循环设施物项安全分级

无论是美国核管会(NRC), 还是美国能源部(DOE)和美国核协会(ANSI/ANS)都在相关文件中提出了对核燃料循环设施(美国能源部和美国核协会称之为"非反应堆类核设施")的物项进行安全分级, 其中美国能源部和美国核协会都针对"非反应堆类核设施"的物项安全分级分别制定了相应的标准, 并提出了相应的安全要求和设计准则。

为了确保核设施的安全, 美国能源部提出了按照物项失效后导致的后果, 确定物项的安全等级, 并制定了分级标准, 具体分级标准见表 2^[3-5]。

需要指出的是, 在计算物项失效后的后果中, 采用的是"未缓解释放"事故分析方法。所谓"未缓解释放"是指:只考虑危险物质的量、形态、位置、弥散特性及其与能量源的相互作用, 但不考虑可能防止或缓解释放的安全特性(如通风系统、灭火系统等)。

2.2 美国核学会关于非反应堆类核设施的物项安全分级

美国核协会与美国能源部相类似, 也是采用安全重要物项失效后对场外公众, 场内工作人员及环境带来的后果进行物项安全等级的划分。并且在物项失效导致的后果估算中, 也采用了"未缓解释放"事故分析方法, 具体的分级准则, 见表 3^[6]。

在实际应用中, 美国在埃克松核燃料后处理厂和美国汉福特玻璃固化工厂在设计过程中, 也考虑了对其安全重要进行物项安全分级, 并且其分级准则和方法也基本上参照了美国能源部和美国核协会的相关标准。

2.3 德国后处理厂的物项分级

在德国没有针对核燃料循环设施制定统一的物项安全分级标准, 但是德国在建设后处理厂的过程中对后处理厂化工设备, 开展了物项等级的划分, 并提出了物项制造及质量要求。在开展物项安全分级过程中, 结合核燃料后处理厂具有化工厂的特点, 将核燃料后处理厂的重要化工设备(如贮槽, 阀门和泵), 按照其放射性物质的包容量以及放射性物质的比活度开展物项等级的划分。包含大量高放废液, 且不考虑维修的设备为Ⅰ级, 含有大量中放废液的设备为Ⅱ级, 含有大量低放废液的设备为Ⅲ级, 含有大量特废水的设备为Ⅳ级。如果上述设备存在被维修的可能, 可以适当降低其级别; 如果有潜在的临界风险的设备, 其至少为Ⅱ级。同时在分级过程中还需考虑核素(裂变产物或者超铀元素)的种类、料液的腐蚀破坏作用以及在物项受到各种影响后, 对完整性和功能性的要求。

3 存在的问题和建议 3.1 存在的问题

① 从上面调研可知, 在当前的核燃料循环设施中, 国内仅有铀燃料元件厂和核燃料后处理厂开展了物项安全等级的划分, 尚未建立统一的物项安全分级标准。②在国内核燃料后处理厂物项安全分级中, 虽然给出了剂量准则, 但是没有明确剂量准则的实质意义, 这对设施设计人员、审评人员及其营运单位如何灵活应用标准带来了困难。③在国内核燃料后处理厂物项安全分级中, 虽然给出了剂量准则, 但是没有说明如何计算物项失效导致公众受照剂量; 并且开展物项安全分级过程中, 需要逐个物项计算失效后导致公众的受照剂量, 其工作量非常大, 且存在较大的不确定性, 这都增加了设计人员、审评人员和营运单位使用难度。在美国核燃料循环设施的物项安全分级中, 也存在类似的问题。④在德国后处理厂的物项安全分级中, 采用按照放射性物质包容量进行物项安全等级的划分, 使物项安全等级的划分过程非常简单, 但是缺乏包容量对应的剂量学意义, 并且对非化工设备(不直接包容放射性物质的设备)也缺乏指导意义。⑤缺乏与物项安全分级相配套的规范标准, 从而影响了核燃料循环设施构筑物和设备的建/制造以及后续的运行维护。

3.2 建议

从上述的调研分析可知, 有必要开展研究, 以建立统一的核燃料循环设施物项安全分级标准, 提出具有工程意义和辐射防护意义的物项安全分级准则, 并按照一定的方法转化为放射性物质包容量准则, 从而使核燃料循环设施的物项安全等级划分变成数量大小的简单比较。这样不仅可以省去中间很多分析和计算过程, 减少不确定性, 也可以方便设计人员和审评人员使用。