呂 丹,高明媛,劉斌斌,徐云起
(中國核電工程有限公司,北京 100840)
核燃料后處理可以實現(xiàn)核燃料的回收利用,并有利于核廢物的妥善處置。核燃料后處理參與構成核燃料的“閉合循環(huán)”。核燃料循環(huán)不論從經(jīng)濟上,還是資源的有效利用上,對未來核能發(fā)展都很重要[1]。作為核燃料后處理廠安全運行中重要的監(jiān)督檢查項目之一,核臨界安全是指許可證持有者建立足夠的防護措施,避免意外臨界事故的發(fā)生[2]。
后處理廠相關的法規(guī)和標準對核臨界安全提出了嚴格的要求,如:必須提供可靠的設計特性[3],確保具有足夠的安全裕量[4],應該遵循雙偶然性原則[5]等。為實現(xiàn)核臨界安全的目標,需采用多種防護措施和手段,并進行嚴格的臨界安全計算[6-8]。此外,汲取實際工程中的經(jīng)驗教訓也非常重要。后處理流程中存在核臨界安全問題的地方比較多,并且較為分散[9],已有相關文獻資料[10,11]搜集并匯總了多起核工業(yè)臨界事故,并且對其中部分臨界事故進行了分析和評價[12]。為更加廣泛地總結歷史上發(fā)生過的臨界事故的經(jīng)驗教訓,本文以已調(diào)研的所有國外核燃料后處理廠臨界事故[13]為基礎,對其進行統(tǒng)計和分析。
1953 年至今,國外記錄、報道的核燃料后處理廠臨界事故共計22起[13],發(fā)生時間集中在1953年至1999年區(qū)間;2000年以后,無相關記錄、報道 。這也從側(cè)面反映出核安全文化在深入貫徹落實的過程中,取得了明顯的成效。
在有臨界事故發(fā)生的47年期間(1953—1999年),平均每2.14年1起。以十年為區(qū)間單位,臨界事故發(fā)生數(shù)量隨年度區(qū)間的變化情況如圖1所示。
圖1 臨界事故發(fā)生數(shù)量隨年度區(qū)間的變化情況(1953—1999年)Fig.1 Variation of the amount of critical accidents by decades(from 1953 to 1999)
根據(jù)事故調(diào)研資料的詳略程度,在22起臨界事故中,有21起臨界事故可以追溯出具體的起因(始發(fā)事件)。發(fā)生在不同操作單元的臨界事故起因有個性,也有共性。若不考慮操作單元的因素,可將這21項臨界事故的起因(始發(fā)事件)歸納為6類,見表1。
表1 國外后處理廠臨界事故起因歸納表Table 1 Summery of the cause of the critical accidents in foreign reprocessing facilities
其中,由于不符合操作規(guī)程(或相應的安全要求、工藝要求)而造成的臨界事故總計12起,在這21起臨界事故中占57%;由于操作規(guī)程不完善(或操作經(jīng)驗不完善,或設計缺陷)而導致的意外臨界事故總計9起,在這21起臨界事故中占43%。
表1的統(tǒng)計結果顯示,57%的后處理廠臨界事故的根本原因在于人因失誤,主要表現(xiàn)為操作不規(guī)范和操作監(jiān)管不到位。為克服類似的問題,須在后處理廠的操作運行當中不斷強化操作人員的核安全責任意識,不斷提升工作人員的監(jiān)督管理水平。且在此過程中,相應的質(zhì)量保證體系建設、培訓教育工作開展及輻射防護水平提升等工作均應密切配合,相互協(xié)作。
此外,43%的后處理廠臨界事故的根本原因可歸結為設計經(jīng)驗的不完善,這要求在今后的工作中以歷史經(jīng)驗為出發(fā)點,不斷提升工藝設計的水平,不斷提升事故分析的水平,更加充分地貫徹縱深防御的設計理念,適度地增加事故設防的裕量。
在21起臨界事故記錄中 ,有一些特別的、意料之外的、需要引起額外關注的事故原因:
(1)高壓空氣氣泡的殘留導致料液意外噴入分離段;
(2)空氣鼓泡引起虹吸導致料液意外轉(zhuǎn)移至該槽;
(3)有機相意外積累,水相多次經(jīng)該貯存容器轉(zhuǎn)移;
(4)轉(zhuǎn)運容器底部的U形收集管中滯留了有機溶劑(長達2年之久);
(5)定期排空容器中留下一層濕的沉淀附著物,隨著時間的推移而變硬。
在這22起臨界事故中,有19起臨界事故對總裂變次數(shù)進行了核算(或估算)。對這19起臨界事故的總裂變次數(shù)進行統(tǒng)計,見表2。
表2 臨界事故總裂變次數(shù)統(tǒng)計Table 2 Classification of the total fission number of critical accidents
由統(tǒng)計結果可知,總裂變次數(shù)的量級為1017的臨界事故發(fā)生的次數(shù)相對最多,達12起,發(fā)生比例占63%。對這19起臨界事故的總裂變次數(shù)求平均值(去除1個最高值和1個最低值),所得到平均值為6.3×1017。對量級為1017的12起臨界事故的總裂變次數(shù)求平均值,所得到的平均值為3.5×1017。盡管絕大部分臨界事故的總裂變次數(shù)的量級為1017,但實際估算臨界事故后果時一般保守假設1019量級[14]。
在22起臨界事故中,有20起臨界事故描述了其后果。按照事故后果對操作人員造成影響的嚴重程度(如:是否導致患嚴重急性放射病或?qū)е滤劳觯┛紤],對這20起臨界事故記錄進行劃分,見表3。
表3 臨界事故后果統(tǒng)計Table 3 Classification of the consequences of critical accidents
根據(jù)表3的統(tǒng)計結果,結合國際核與輻射事件分級表(INES)的分級依據(jù)[15]可以看出,這20起臨界事故中,30%屬于INES中的4級(影響范圍有限)事故、10%屬于INES中的3級(影響范圍重大)事故。因此,在提升臨界事故設防水平的過程中,汲取以往的經(jīng)驗教訓,避免類似事故發(fā)生是十分必要的。
此外,按照事故后果對公眾及環(huán)境造成影響的程度劃分,只有1例臨界事故因選址不當和違反操作規(guī)程,對環(huán)境及公眾造成了輕度的放射性劑量照射,其余19例臨界事故對環(huán)境和公眾均未造成影響。
對22起臨界事故記錄的預防措施的設置和應用情況進行匯總和統(tǒng)計,見表4。
表4 臨界事故預防措施的投入及使用情況統(tǒng)計Table 4 Statistics of the utilization and service conditions of prevention measures for critical accidents
表4的統(tǒng)計結果顯示:(1)成功降低臨界事故后果的主要預防措施為鑄鐵屏蔽或混凝土屏蔽足夠;(2)因預防措施失效,導致臨界事故的主要原因為操作規(guī)程未得到嚴格執(zhí)行;(3)為預防臨界事故的發(fā)生,還應考慮加大對相關設備的幾何良好特性的關注力度。
對22起臨界事故記錄的監(jiān)測措施的設置和應用情況進行匯總和統(tǒng)計,見表5。
表5 臨界事故監(jiān)測措施的投入及使用情況統(tǒng)計Table 5 Statistics of the utilization and service conditions of monitoring measures for critical accidents
表5的統(tǒng)計結果表明:(1)成功防止臨界事故造成不良后果的監(jiān)測措施主要為臨界報警系統(tǒng)投入成功。(2)由于監(jiān)測措施投入失效而造成了臨界事故的情況主要為未嚴格按照操作規(guī)程或工藝條件要求進行料液反應條件的監(jiān)測和控制。(3)由于監(jiān)測措施在設計時未考慮到而造成了臨界事故或造成了不良事故影響的情況主要包括未設置相應的臨界報警系統(tǒng),未對易裂變物質(zhì)積累量進行嚴格的監(jiān)測。
對22起臨界事故記錄的緩解措施的設置和應用情況進行匯總和統(tǒng)計,見表6。
表6 臨界事故緩解措施的投入及使用情況統(tǒng)計Table 6 Statistics of the utilization and service conditions of mitigation measures for critical accidents
由表6的統(tǒng)計結果可知,成功將臨界事故由臨界狀態(tài)控制至次臨界狀態(tài)的緩解措施主要包括通過適當方式轉(zhuǎn)移料液和人員的有序撤離。
特別要說明的是,處理臨界事故采取了一些新穎的,值得借鑒的遠距離檢測,維修措施并取得了成功,主要包括:(1)小型機器人勘查、確定事故發(fā)生位置,并在指定位置安放儀表,按指令操作閥門;(2)用特制的光纖系統(tǒng)檢查轉(zhuǎn)運容器。
1953 至1999年期間,臨界事故的發(fā)生頻率約為每2年1起,發(fā)生頻率較高,且有約30%的臨界事故造成了工作人員致死的嚴重后果。因此,在后處理廠設計、建造、調(diào)試和運行等各個階段均應充分汲取歷史經(jīng)驗教訓,嚴防臨界事故的發(fā)生。
總結歷史,我們不難看出,導致臨界事故的根本原因可概括為人員誤操作和設計缺陷,因此,需不斷強化工作人員的責任意識,提高設計的技術水平,完善監(jiān)督管理程序,將預防、監(jiān)測和緩解臨界事故的各項有效措施充分落實到位。
[1]馬成輝. 美國核能政策的分析與借鑒[J]. 核安全,2007(3):46-54.
[2]邵明昶,馬成輝. 美國核燃料循環(huán)設施安全監(jiān)管現(xiàn)狀[J].核安全,2003(2): 54-59.
[3]國家核安全局. HAF 301 民用核燃料循環(huán)設施安全規(guī)定[S]. 北京:中國法制出版社,1993.
[4]中國核工業(yè)總公司. EJ/T681-92 核燃料后處理廠安全分析報告的標準格式與內(nèi)容[S]. 北京: 核工業(yè)標準化研究所,1992.
[5]中國核工業(yè)總公司. EJ877-94 核燃料后處理廠安全設計準則[S]. 北京:核工業(yè)標準化研究所,1994.
[6]易璇,楊海峰,霍小東,等. 動力堆乏燃料后處理中試廠臨界安全設計技術研制技術總結報告[R]. 北京:中國核電工程有限公司,2012.
[7]王維善. 核臨界安全指南[M]. 北京:原子能出版社,2003.
[8]日本原子能研究所編著,李喆,劉開武,胥全凱,等編譯.核臨界安全手冊[M]. 北京:原子能出版社,2003.
[9]阮中原,曹景偉,劉龍云,等. 從??怂蓮S淺議后處理廠安全特點[J]. 核安全,2013,12(S1):144-150.
[10]潘自強. 核工業(yè)輻射事故匯編[M]. 北京:原子能出版社,1993.
[11]麥克勞林T P,弗羅洛夫 V V,等編著,趙守智,王維善,等編譯. 核臨界事故回顧[M]. 北京:原子能出版社,2003.
[12]劉華,劉新華,李冰. 日本JCO公司核臨界事故的分析與評價[J]. 輻射防護,2001,21(6):330.
[13]陸燕,武劍,郭慧芳,等. 核燃料后處理廠事故安全分析專題調(diào)研[R]. 北京:中國核科技信息與經(jīng)濟研究院,2010.
[14]吳洋,信萍萍,陸燕,等. 埃克松核燃料回收和再循環(huán)中心初步安全分析報告[R]. 北京:中國核電工程有限公司,2010.
[15]《注冊核安全工程師崗位培訓叢書》編委會. 核安全專業(yè)實務(修訂版)[M]. 北京:經(jīng)濟管理出版社,2013.