核燃料元件制造厂UF6气化工序风险分析

2015-05-15 09:15骥,何玮,蒋婧,张敏*
原子能科学技术 2015年2期
关键词:核燃料保护层后果

阙 骥,何 玮,蒋 婧,张 敏*

(环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)

核燃料元件制造厂UF6气化工序风险分析

阙 骥,何 玮,蒋 婧,张 敏*

(环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)

多种危险并存于核燃料元件制造厂,因此有必要对核燃料元件厂进行风险分析。目前有多种风险评估方法适用于核燃料元件制造厂风险评估,本文选取HAZOP和LOPA方法,对核燃料元件制造厂风险评估中的最重要工艺UF6气化工序进行了分析。HAZOP分析得到了可能产生严重后果的工艺偏离。LOPA分析得到了针对工艺偏离所采取的独立保护层措施所降低的风险和UF6气化工序的残余风险。

HAZOP;LOPA;UF6;风险评估

核燃料元件厂存在核临界、辐射、化学毒性、火灾和氢爆等危险。对核燃料元件厂进行风险评估,系统分析存在的危险因素,识别可能的事故序列,确定其发生的可能性和后果,确定现有的预防缓解措施是否有效、是否需要增加新的措施,对于保障工作人员、公众和环境安全是十分必要的。当前我国在对核燃料元件厂进行设计时,并未采用任何一种风险评估方法识别危害,仅依据以往的经验进行设计,因此缺乏系统性。风险评估方法有多种,如检查表法、初步危害分析(PHA)、what-if分析、what-if/检查表法、危害与可操作性分析(HAZOP)、故障模式与影响分析(FMEA)、故障树分析(FTA)、事件树分析(ETA)、因果分析、人的可靠性分析等。这些方法在国外核燃料循环设施的风险评估中已得到应用,如国际同位素氟产品公司采用what-if方法对贫化UF6去氟转化厂进行了分析[1]。AREVA MOX Services,LLC以HAZOP和What-if/检查表法为主,辅以FMEA、FTA和ETA,对其MOX燃料元件制造厂进行了分析[2]。风险评估方法的选择取决于多种因素,包括分析目的、预期结果形式、可用信息多寡、工艺复杂性、分析人员的经验等[3]。本文将尝试采用HAZOP和保护层分析(LOPA)两种方法相结合的方式对核燃料元件制造厂可能产生严重后果的UF6工序进行风险分析。

1 HAZOP和LOPA介绍

1.1 HAZOP

HAZOP是一种结构化和系统化的危害识别方法,旨在识别给定系统的潜在危险和可操作性问题,尤其是识别可能导致产品不合格的操作干扰和生产偏差的原因[4]。潜在危险可能既包括与系统临近区域密切相关的危险,也包括影响范围更广的危险,如某些环境危害。HAZOP既适用于设计阶段,也适用于现有的工艺装置。HAZOP的分析结果有助于确定合适的补救措施。

HAZOP的分析思路是通过分析可能出现的各种变化(或偏差),识别出系统存在的潜在危害和可操作性问题,如图1所示。

图1 HAZOP分析思路示意图Fig.1 HAZOP schematic diagram

1.2 LOPA

LOPA是一种半定量的风险评估方法,通过对现有保护措施的可靠性进行半定量化的评估,确定其消除或降低风险的能力。保护层是一类安全保护措施,它是能有效阻止始发事件演变为事故的设备、系统或动作。兼具独立性、有效性和可监查性的保护层称为独立保护层(IPL),它既独立于始发事件,也独立于其他独立保护层。LOPA先分析未采取独立保护层之前的风险水平,通过参照一定的风险容许准则,再评估各种独立保护层将风险降低的程度,其基本特点是基于事故场景进行风险研究。LOPA的分析思路如图2[5]所示。

图2 LOPA分析思路示意图[5]Fig.2 LOPA schematic diagram[5]

1.3 HAZOP与LOPA结合使用

HAZOP在危险识别方面非常有效,但很难回答保护措施是否有效、保护措施是否足够、后果发生的概率是多少、每个保护措施能降低多少风险等问题。当风险评估需解决这些问题时,可采取其他方法来弥补HAZOP的不足。LOPA作为辨识和评估风险的半定量工具,可作为HAZOP的补充,对HAZOP识别出的认为后果较严重的事故进一步进行定量分析。HAZOP-LOPA法的基本流程是:1)采用HAZOP分析得出后果严重的偏差;2)将这些偏差的原因和后果作为事故情景,采用LOPA分析事故的未缓解风险以及采取独立保护层之后的残余风险;3)根据风险矩阵判断残余风险是否可接受,若不可接受,提出改进建议,再重复1、2、3步。

2 风险矩阵

基于美国联邦法规10CFR Part70[6]对美国核安全监管委员会(NRC)监管的核燃料循环设施可能发生事故所提出的预防要求,将事故后果大小程度分为3类:高水平后果(3)、中等水平后果(2)和低水平后果(1),具体分类标准列于表1。将事故发生的可能性也分为3个等级,具体分类标准列于表2。综合考虑事故后果和可能性,绘制出风险矩阵,如表3所列。当风险指数大于4时,此事故风险是不可接受的,必须再采取措施降低事故后果或发生的可能性。

表1 事件后果分类Table 1 Consequence category

表2 基于10CFR Part70的事件可能性分类Table 2 Likelihood category based on 10CFR Part70

表3 风险矩阵Table 3 Risk matrix

3 事故后果和概率估算方法

3.1 事故后果

根据工程经验可知,UF6大量释放和临界事故的后果严重程度为高水平后果。

3.2 事件序列概率

如图2所示,LOPA需掌握始发事件的概率和各独立保护层失效的可能性。由于缺乏相关数据,本文将采用NUREG1520[8]提供的一种可能性指数的方法描述概率。基本步骤如下:

1)确定事件序列。

2)确定事件是以频率表征(f类)还是以需求失效率(PFOD)表征(p类)。如果是f类事件,则使用表4分配指数;如果是p类事件,则使用表5分配指数。

3)如果后续事件是f类事件,对于始发事件考虑表6中的失效持续时间指数。

4)如果始发事件是p类事件,采用表7修改表5中的指数。

5)将各事件的指数相加得出事件序列的可能性指数。

4 UF6汽化工序HAZOP-LOPA

4.1 UF6气化工序描述

UF6气化工序流程示意图示于图3。UF6气化工序的主要功能是将30B容器置于气化罐内加热气化UF6,向后续水解工序提供气态UF6。30B容器通过置于气化罐内的电加热器加热,传热介质为氮气。气化罐按压力容器设计,设计承压为1MPa。气化罐上设有检漏罐,UF6输送管线包裹有发热元件。

表4 失效频率指数[8]Table 4 Failure frequency index[8]

表5 需求失效率指数[8]Table 5 PFOD index[8]

表6 失效事件的持续时间指数[8]Table 6 Failure duration index[8]

表7 需求失效率指数与频率指数转换表[8]Table 7 Modification of converting for PFOD index and frequency index[8]

图3 UF6气化工艺流程示意图Fig.3 UF6vaporization process P&ID

4.2 分析结果

1)HAZOP分析结果

HAZOP节点划分为:节点1,30B容器;节点2,30B容器至水解柱之间的UF6气体输送管路;节点3,气化罐;节点4,检漏罐输气管线;节点5,检漏罐;节点6,气化罐门封管线。表8、9分别列举了节点1和节点2的分析结果。表8、9结果表明,需进一步实施LOPA的事故情境有:1.2,30B容器装料过多,正常加热引起容器内压力过高,导致容器破裂,UF6泄漏;1.4,温度超过120℃,引起容器内压力过高,导致容器破裂,UF6泄漏;2.3,通向水解岗位的阀门未开启,UF6输送管道压力过高,导致UF6泄漏;2.4,发热元件失效,UF6在管路中凝固,堵塞管路,输送管道压力过高,导致UF6泄漏;2.6,加热过程中断电或电加热器损坏引起温度降低,导致30B容器内压力不够而使水解液倒灌,导致临界。

表8 节点1HAZOP分析结果Table 8 Results of part 1by HAZOP

表9 节点2HAZOP分析结果Table 9 Results of part 2by HAZOP

2)LOPA分析结果

HAZOP分析结果表明需进一步对表8和表9中的1.2、1.4、2.3、2.4和2.6这5种事故情景进行LOPA,LOPA结果列于表10。

表10 30B容器气化LOPA分析结果Table 10 Results of 30Bcontainer vaporization by LOPA

5 结论

1)本文有效地对核燃料元件厂气化工序实施了HAZOP识别事件序列加上LOPA结合风险矩阵半定量地分析HAZOP识别出的可能具有严重后果的事件的残余风险的方法,证明这一方法应用到我国核燃料元件厂的事故分析中是可行的。这为我国核燃料元件厂事故分析方法的改善提供了一种有效的手段。

2)HAZOP系统地识别出了气化工序的危险。其中可能产生严重后果的有30B容器装料量超过允许值、气化温度过高以及30B容器压力低等。LOPA表明,针对HAZOP识别出的具有严重后果的工艺偏离所采取的独立保护层称重装置、独立温度监测装置和气化罐显著降低了这些偏离的风险,残余风险水平满足要求。压力监测装置和流量监测装置不足以将“通向水解岗位的阀门未开启,UF6输送管道压力过高,导致UF6泄漏”事故的风险降低至可接受水平,应进一步增加其他措施。

[1] International Isotopes Fluorine Products,Inc.Fluorine extraction process &depleted uranium de-conversion plant(FEP/DUP)integrated safe-ty analysis[R].[S.l.]:[s.n.],2011.

[2] AREVA MOX Services,LLC.Mixed oxide fuel fabrication facility license application[R].[S.l.]:[s.n.],2007.

[3] Center for Chemical Process Safety.Guidelines for hazard evaluation procedures:Second edition with worked Examples[M].New York:Institution of Chemical Engineers,1992.

[4] 中国化学品安全协会组织.危险与可操作性分析(HAZOP)应用指南[M].北京:中国石化出版社,2012.

[5] Center for Chemical Process Safety.Layer of protection analysis[M].New York:American Institute of Chemical Engineers,2001.

[6] United States Nuclear Regulatory Commission.10CFR Part70domestic licensing of special nuclear material[S].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2000.

[7] United States Nuclear Regulatory Commission.10CFR Part20standards for protection against radiation[S].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2000.

[8] United States Nuclear Regulatory Commission.NUREG1520standard review plan for the review of a license application for a fuel cycle facility[R].US:United States Nuclear Regulatory Commission,2010.

Risk Assessment of UF6Vaporization Process in Nuclear Fuel Fabrication Facilities

QUE Ji,HE Wei,JIANG Jing,ZHANG Min*
(Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environmental Protection,Beijing100082,China)

A variety of hazards coexist in nuclear fuel fabrication facilities,so risk assessment is necessary.There are a variety of risk assessment methodologies for risk assessment of nuclear fuel fabrication facilities.HAZOP and LOPA method were selected for UF6vaporization process which is the most important in risk assessment of nuclear fuel fabrication facilities.The process deviations which have serious consequences were obtained by HAZOP.The risk reduced by independent protection layers and the residual risk of UF6vaporization process were obtained by LOPA.

HAZOP;LOPA;UF6;risk assessment

TL211;X946

:A

1000-6931(2015)02-0372-07

10.7538/yzk.2015.49.02.0372

2013-11-15;

2014-02-17

阙 骥(1982—),男(苗族),湖南凤凰人,助理研究员,硕士,核燃料循环与材料专业

*通信作者:张 敏,E-mail:zhangmin_ciae@163.com

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