反应堆退役安全评估方法及实践简述

反应堆退役安全评估方法及实践简述

刘小贞

（中核四川环保工程有限责任公司，四川 广元 628000）

摘要：反应堆类型众多，其结构和功能差别大，退役的复杂性程度和风险也很不同。反应堆退役计划应包括安全评估，安全评估在识别安全危险的基础上进行，安全危险包括放射性和非放射性危险，非放射性危险因素要考虑建筑结构（构筑物）的老化。对于采取延迟拆除或就地埋葬退役策略，尤其要关注构筑物的老化在安全封存期间的影响及其对最终退役的影响。安全评估要满足国家要求，评估中需要使用各类标准及方法，对建筑物的评估可能需要使用土木工程领域的标准。本文介绍汉福特场址上反应堆的安全封存安全评估和俄罗斯石墨生产堆就地处置项目安全评估情况。

关键词：反应堆；核设施；退役；安全评估

1.反应堆退役安全评估要求与方法概要

1.1 反应堆退役安全评估要求

国际原子能机构安全导则《核动力厂和研究堆的退役》指出：推迟拆卸和拆除也许还有另外一些缺点。如果考虑拆卸推迟一段很长的时间，应该对设计用作存留放射性核素与环境之间屏障的构筑物、系统和部件的逐渐损坏给予适当关注。这种损坏也许会涉及到在核动力厂拆卸时必需的一些系统。安全评定应该考虑对这些系统（机械操作系统、通风、电源和废物操作系统）的维护、重做合格验证或更换的要求，并应评价损坏与安全的牵连。为了实施安全封闭，可能必须安装新的系统和构筑物，或者修改现有的系统和构筑物。应该对这些新的系统和构筑物在安全封闭（暂缓拆卸）整个长时期内的完整性给予评定。暂缓退役也许会导致增加由可能的照射或残余放射性核素的释放和迁移而引起的责任。

1.2 反应堆退役安全评估框架

核设施退役安全评估采用分级法。基于各国经验，分级法分为5步，详见图1。每个安全评估步骤都会重复使用这种分级法，安全评估方法的具体步骤见图2。

（1）安全评估框架

安全评估框架应与设施退役计划一致，须包含以下内容：

评估范围；

评估目标；

需遵守的安全要求与标准；

评估结果输出；

安全评估方法，如确定性方法或随机性方法；保守法或实际法；通用法或某种具体方法等；

退役活动及其各退役阶段的监管控制时间；

退役阶段及其终态的明确定义；

设施终态目标；

相关可用数据、安全评估经验反馈；

评估相关机构，如监管机构等。

图1 安全评估分级法步骤图

图2 安全评估方法步骤

（2）设施与退役活动的描述说明

安全评估需利用退役计划中的设施；厂房；构筑物，系统和部件（SCC）及其退役有关信息，具体如下：

设施以及设施有关危险；

计划要实施的退役活动；

设施退役终点与终态目标；

已有的安全措施以及计划采取的安全措施；

与其他在运行设施或在退役设施共用的系统。

设施说明应包含所处场址及其基础设施；退役设施详细情况(系统、大型部件和厂房相关所有信息)；放射性物质存量；设施运行历史。

退役活动说明应包含所开展的退役活动与使用的退役方法；辅助设施；共用系统情况。

（3）危险识别与筛选

退役安全评估须考虑退役活动有关的一切危险，含现有的和可能存在的危险。重复利用下列步骤识别退役有关常规危险和假设危险情况：

识别（明确）危险与始发事件

识别（明确）设施内含有放射性物质所有位置，同时应考虑场址今后的放射性物质累积情况，避免废物贮存区达到意外临界状态。

所有潜在的始发事件包括外部、内部、人因始发事件。经验表明，内部始发事件与人因始发事件是安全评估的重要考虑事项。放射性危险与非放射性危险都须包含在内。

筛选危险

危险筛选过程中应考虑设施内对员工和公众可能会产生影响的所有照射路径，包括外照射、内照射、身体创伤部位收到照射。同时，还要考虑水、大气、食物链等场外照射路径造成的公众影响。

识别（明确）假设危险情况

采用迭代法（重复法）识别始发事件、照射路径、假设情况。识别假设情况时应考虑现场废物管理，包括处理、贮存、处置。评估应包含常规工况与事故工况下废物分拣、分类、量化、减容、打包、贮存活动。

（4）危险分析

危险分析可采用确定性分析法或随机性分析法，或者二者结合使用。危险分析内容如下：

放射性危险源、等级；

导致危险发生的假设情况；

危险导致的后果；

危险分析中的不确定性和采用的分析方法；

危险预防措施及假设情况缓解措施。

利用数学模型估算常规工况和事故工况下的有效剂量或危险，估算时使用的假设条件应合理，并妥善保存相应记录，如图2所示。

图2 危险评估通用模型

（5）工程分析

利用工程程序和标准分析设施及其构筑物、系统和部件的安全功能，明确现有构筑物、系统和部件是否达到危险分析中设定的水平，是否能够实现剂量和危险降低到合理的水平。同时，论证现有构筑物、系统和部件在退役期间能够确保其安全功能，满足当前安全要求和有关标准规定。工程分析还要明确是否需要建立新的构筑物、系统和部件。

（6）评估结果与识别（明确）安全措施

利用安全评估结果论证有效剂量和危险是否符合有关监管要求和标准。应注意，评估结果数据的单位应与有关安全标准使用的单位相同。

开展敏感度分析，评估出对估算结果具有最大影响的参数与数值。若结果对输入参数或假设情况尤其敏感，则需要减低不确定度并重复相关部分的安全评估过程。

应对安全措施进行论证，确保能够充分应对事故发生及其导致的后果，且符合安全标准。具体的安全措施包括工程措施、程序性措施（管理措施）。

安全评估的所有假设情况与结果都应妥善保存。若安全评估结果证明不符合安全要求或标准，应根据安全评估框架对评估进行修改完善。利用安全评估结果明确当前退役策略、计划或活动需补充完善的内容；明确安全防护措施、工程措施。

若修订了退役计划，安全评估也应做必要的审核或修订，从而评估退役计划的修订内容。

（7）安全评估独立审查

完成安全评估递交到监管机构进行审批前，营运者或者指定第三方代表营运者针对安全评估开展独立审查。独立审查由不参与退役活动的有资质且经验丰富的人员实施，审查组成员应涵盖退役相关所有领域。审查的内容如下：

安全评估输入数据和假设情况合理；

评估准确地反映设施和退役活动的现状；

评估得出的安全措施充分；

安全评估及时更新，反映设施变化情况并完善相关信息。

1.3 设施老化评估相关标准

安全评估应论证退役不会产生不可接受的危险，在整个退役期间不会给后代带来过多负担。如果拟采用延迟拆除或埋葬策略，安全评估应证明设施在延迟拆除或埋葬期间满足相应安全要求和标准，设施在未来能安全退役。如果采用延迟拆除或埋葬策略，在退役期间应对安全评估进行定期审查，定期安全审查应考虑设施老化和监测结果等因素。应按国家要求执行定期安全审查。安全评估包括安全常规工业安全评价，常规工业安全评价考虑为实现安全封存和最大限度减轻封存期间设施和系统老化所需的工作。

退役危险源识别，其中一类是机械危险，机械危险是与拆毁活动或临时设施建造和使用有关的危险，包括构筑物坍塌、重物跌落、高考作业等。采用延迟拆除或埋葬策略要考虑构筑物的老化。

美国核管理委员会和能源部组织开展了对核电厂老化方面的研究，提出了构筑物老化分析可参考、使用的标准。美国混凝土研究院制订的《在役混凝土状况调查指南》（ACI201.1R-68）包含有在役混凝土调查清单和报告要求。《现有核安全相关混凝土构筑物评价》（ACI349.3R-96）提出了制订核安全相关构筑物评价程序的建议；描述了关键构筑物、检查技术、评价准则、评价频率、评价人员鉴定和修理的选择过程。ACI349.3R-96提出了一个三级评价准则：无需下一步评价直接接受设施现状；审查后接受设施现状；需要下一步评价。美国土木工程师协会标准《现有建筑物结构状况评估导则》（ASCE11-90）提出了混凝土、金属、砖木结构的常规建筑物的评价方法，该标准描述了评价程序、材料状况评价和分析程序。

国际上对于反应堆压力容器老化管理开展的研究较多，反应堆压力容器老化的机理包括辐射脆化、热老化、回火脆化、疲劳、腐蚀和磨损。铁素体钢受快中子辐射后变脆和硬化的程度对核电厂设计和运行非常重要。根据美国核管理委员会1.99号导则附件G《断裂韧度要求》和附件H《压力容器材料监督项目要求》，有必要对核电厂寿期内中子辐射引起的压力容器材料断裂韧度变化进行计算。

1.4 中子感生活度分析程序

在对退役设施进行放射性留存量分析时通常使用计算机程序分析中子感生活度。中子感生活度计算的第一步需要了解整个系统的中子通量的空间分布和能量分布。计算中子空间和能量分布的常用程序包括ANISN、XSDRNPM、SNID、APOLLO、COROUT、TORT。对于复杂几何形状，可使用基于蒙特卡罗法的程序，如MCBEND、MCNP和TRIPOLI等。计算中子感生活度的程序包括ORIGEN-S、 ORIGEN2、FISPIN等。

2. 美国和俄罗斯生产堆退役及安全评估情况

2.1 汉福特场址安全封存

2.1.1 反应堆安全封存概况

美国汉福特场址有8座石墨生产堆。上世纪60年代末至70年代初相继停堆，停堆后卸出了八座生产堆内的燃料，在短期安全贮存期间，对运行系统进行了去污且进行了常规辐射调查。1976年，开始对八座生产堆及其相关的辅助设施进行退役。经过分析对比，1993年，美国能源部决定对八座生产堆采取安全封存75年后延期整体移至位于200西区的处置设施进行处置的退役策略。首先将八座生产堆中的五个（C、D、DR、F和H）进行安全封存。余下的三座反应堆中，B反应堆作为历史文物永久保存下来，向公众开放，KE和KW将随后进行安全封存。

1996年，C反应堆被选为第一个反应堆进行安全封存。两年后，即1998年，完成了C反应堆的安全封存。在吸收借鉴C反应堆安全封存技术和经验的基础上DR、F、D、H和N反应堆分别在2002年、2003年、2004年、2005年和2012年完成安全封存。

2.1.2 反应堆结构描述

几个反应堆结构十分相似。以C堆为例，反应堆厂房为钢筋混凝土和混凝土块构筑，大小为105.5米×47.5米×36.6米。反应堆本体周围的下层为钢筋混凝土墙壁，厚度为0.9-1.5米，而堆本体上层则为轻混凝土或波纹石棉，屋顶则主要为预制混凝土板。除堆本体外，反应堆厂房混凝土总体积约330m³。反应堆厂房内包括堆本体、反应堆控制室、乏燃料卸料区、燃料贮存池、通排风系统、惰性气体系统、冷却水系统、辅助办公室、车间和实验室。

堆本体是反应堆厂房的主要部分。在石墨慢化砌体中，石墨块呈十字交叉形放置，中间插入工艺管、控制棒和其它设备，石墨砌体安装在铸钢联锁块构筑而成的8-10英寸厚热屏蔽中。反应堆每个热屏蔽都含有约91吨重的铅。热屏蔽外包围着钢和纤维制的约40-83英寸厚的生物屏蔽。生物屏蔽为堆本体总重量的50%。堆本体顶部和四周包围有拱形的钢制外壳，外壳对堆本体的贯穿件有气封。堆本体放置在一个大型的混凝土地基上，堆本体重达8100-11000吨。堆本体和地基之间有一个0.635cm厚的钢制隔膜板，将二者隔离开来。控制棒水平穿过堆本体，安全棒则垂直从本体顶部穿过。一旦发生紧急情况，应急关闭系统中的钢棒和硼棒就会掉入安全棒管，使反应过程中断。工艺管则水平从前面穿到后面。

2.1.3 反应堆安全封存工作内容

以C堆为例，反应堆安全封存工程包括：拆除燃料贮存槽、燃料检验设施、辅助厂房以及反应堆屏蔽墙外包围反应堆的所有构筑物部分。在厂房外顶部安装钢墙板，余下的构筑物上安装一个新的钢屋顶，利用现有的屏蔽墙（0.9m-1.5m厚度的钢筋混凝土）作为厂房新的外围墙，将反应堆包围起来，防止其受天气影响。封堵屏蔽墙的贯穿孔，防止动物、昆虫入侵或水渗入最终安全封存结构。屏蔽墙内的松动沾污部件需拆除或者尽可能固定。为支持监测和监护活动安装一个带有永久照明和通风换气的远程监测系统。反应堆保留一个入口，门被焊接关闭，用于每5年一次的设施定期检查。

2.1.4 安全评估情况

《汉福特八个生产堆退役初步环境评价报告书》（美国能源部1989年）对堆本体的抗震性能进行过评估，报告指出最坏的情形是堆本体运往处置区过程中因跌落事故而引起的放射性物质释放而不是堆本体因地震发生移位而引起的后果。DR反应堆危险分析得出的结论是：反应堆结构强度和地基稳定性足以承受地震力引起的倾颠和滑动效应。

2.2 俄罗斯天然铀石墨生产堆就地处置

2015年9月俄罗斯核燃料元件公司（TVEL）旗下西伯利亚化工厂的铀石墨反应堆退役实验示范中心完成了商用铀石墨反应堆的退役。这是世界核退役史上首次退役商用铀石墨反应堆。EI-2反应堆采用原址（地）埋葬策略退役，利用天然黏土混合物填充反应堆空腔，退役完成后现场留下由保护屏障包围的石墨砌体。

EI-2为轻水冷却石墨慢化反应堆，除生产军用钚外，还利用蒸汽发电，1958年在托木斯克州谢韦尔斯克投入运行，1990年根据俄美关于终止生产军用钚的协议停止运行。图3为EI-2反应堆厂房剖面图。图4为反应堆就地埋藏处置安全屏障示意图。EI-2项目安全评估主要针对该策略对作业人员和环境的影响。

图3  EI-2生产堆厂房剖面图

图4  生产堆安全屏障

3. 结论

反应堆退役计划应包括安全评估，安全评估在识别安全危险的基础上进行，安全危险包括放射性和非放射性危险，非放射性危险因素要考虑建筑结构（构筑物）的老化。对于采取延迟拆除或就地埋葬退役策略，尤其要关注构筑物的老化在安全封存期间的影响及其对最终退役的影响。安全评估要满足国家要求，评估中需要使用各类标准及方法。对建筑物的评估可能需要使用土木工程领域的标准。评估设施老化效应关注中子辐射对设施、设备材料的影响。美国和俄罗斯分别采取延迟退役和就地埋葬对生产堆进行了退役，美国汉福特场址多个生产堆已处于安全封存状态，项目实施前进行的环境影响评价及安全分析对堆本体结构进行过分析，结论是堆本体结构强度和基础稳定性足够。

参考文献：（参考文献要在文中标注，中英文对照，宋体，四号）

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