后处理厂应急操作干预水平分析与计算

徐潇潇， 张建岗， 王学新， 李国强， 孙洪超， 庄大杰

(中国辐射防护研究院， 山西 太原，030006)

0 引言

操作干预水平是核事故情况下以环境监测数据为基础实施响应行动的准则，可利用监测结果迅速比对确定人员的防护行动，因此在福岛核事故之后，国际原子能机构(IAEA)出版的“安全标准丛书”第GSR Part 7号《核或辐射应急的准备与响应》[1]中，明确要求使用操作干预水平作为核与辐射应急战略的依据之一。

我国已建成后处理中试厂，后处理示范工程已批准建设，之后还将建造大型商用后处理厂。2016年6月环保部发布了《民用核燃料循环设施分类原则和基本要求(试行)》，把后处理设施归为一类设施，即高度风险，具有显著的潜在厂外辐射后果。因此后处理厂的应急响应需要考虑公众防护行动。

我国核电厂已经使用操作干预水平，用于核事故情况下人员的防护行动的指导。而乏燃料后处理设施在事故类型、释放方式、持续时间以及释放的放射性物质以及厂址环境(主要影响的是再悬浮因子)与核电厂有所不同，本文针对后处理厂的特点，开展事故条件下操作干预水平的分析与计算。

1 后处理厂操作干预水平制定的特点

我国还未见文献有针对后处理厂事故进行操作干预水平的分析计算，尽管国内核电厂都制定事故下操作干预水平值，但后处理厂不能参考使用，主要的问题是：

(1) 事故类型和情景不同。

后处理核设施与反应堆核设施相比，不涉及反应堆等高温高压工艺过程，新燃料的放射性和衰变热相对较小，但是后处理厂处理对象涉及易裂变材料、裂变产物、易燃有机溶剂和有毒物质，核安全和化学安全问题并存与整个后处理过程中。目前世界上大型后处理厂差不多采用PUREX流程，在该湿法工艺过程中涉及大量化学反应，有些反应还会产生气体和热量，对后处理厂安全运行造成影响。

后处理厂是将核电厂产生的乏燃料剪切并进行化学处理，放射性物质随着化工工艺的流程分布在工艺系统及产品、废物之中，产生的废物集中了乏燃料99%以上的放射性物质；而在核电厂，99%以上的放射性物质被包容在反应堆内的堆芯燃料组件内。

从已发生的事故来看，核电厂已发生的严重核事故有1979年的美国三哩岛核事故、1986年的前苏联切尔诺贝利核事故和2011年的日本福岛核事故；后处理厂的严重事故有1957年前苏联南乌拉尔高放大罐爆炸事故和1999年日本东海村后处理厂临界事故。

按照国际核事件分级，切尔诺贝利核事故和福岛核事故为7级，三哩岛核事故为5级，南乌拉尔高放大罐爆炸事故为6级。

核电厂严重事故主要是堆芯熔化，安全壳损坏，放射性物质大量释放到环境中，产生的烟羽会持续时间由数天至数十天；后处理厂严重事故主要是火灾、爆炸，火灾或爆炸后放射性物质释放的持续时间一般数小时至数天。

(2) 释放源项不同。

压水堆核电厂通常在较高的温度、压力和大流量下运行，在运行异常时则会产生反应性瞬变，在反应堆运行时会产生大量的裂变产物；在后处理厂中，所处理的乏燃料元件已放置了很长时间，裂变产物已经过较长时间的衰变，短寿命核素含量较少。

并且，由于后处理厂严重事故释放到环境的主要放射性核素主要是α和β衰变链，这样应急情况下公众受照剂量主要是来源于内照射，而核电厂严重事故应急情况下公众受照剂量有很大部分是来源外照射。

(3) 厂址环境。

目前我国核电厂主要分布在沿海地区，后处理厂主要在内陆戈壁地区。核电厂与后处理厂不同的环境，导致影响公众外照剂量的悬浮因子有量级上的差别(见表1)。

(4) 人口的差异。

我国核电厂位于经济比较发达的沿海地区(以福清核电厂为例，厂址半径5 km范围涉及6个行政村，共有人口达到了1 万多人)；后处理厂目前主要在内陆、经济不发达的地区，厂区外居民点很少。

(5) 由于后处理厂在事故类型、事故情景、释放源项、厂址环境和人口上都与核电厂存在较大的差异。因此后处理厂操作干预水平制定时需要考虑后处理厂的特点。

表1 不同环境条件下的再悬浮因子[2]

2 后处理厂操作干预水平的计算方法

目前我国核电厂操作干预水平计算方法主要来自IAEA-TECDOC-955技术文件，IAEA最新的操作干预水平技术文件是2017年出版的《Operational Intervention Levels for Reactor Emergencies》(IAEA EPR-NPP-OIL)报告[2]。

IAEA-TECDOC-955技术文件与IAEA EPR-NPP-OIL报告，在操作干预水平制定使用的剂量准则、监测对象、监测类别、防护行动限值、计算方法等方面有所区别。

IAEA EPR-NPP-OIL报告提供的操作干预水平的默认值，是依据IAEA 《辐射防护与辐射源安全：国际基本安全标准》(IAEA GSR 3)中为减少随机效应风险的防护行动和其它响应行动的通用准则导出的，目前国家职业卫生标准《核或辐射应急准备与响应通用准则》中采用的为减少随机性效应风险的随机性效应阈剂量与IAEA GSR 3中通用准则一致。

IAEA-TECDOC-955技术文件报告提供的操作干预水平的默认值，是依据IAEA《国际电离辐射防护和辐射源安全基本标准》(BSS 115)中应急照射情况下通用优化干预水平导出的，我国现行的国家标准《电离辐射防护和辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)[3]是以BSS 115为基础修订的，其中，对于应急照射下剂量控制的基本要求与BSS 115一致。

2.1 IAEA-TECDOC-955的方法

IAEA-TECDOC-955中导出操作干预水平的准则与GB 18871—2002附录E中E2应急照射情况下的通用优化干预水平和行动水平[3]一致，其中紧急防护行动(隐蔽、撤离)使用的通用优化干预水平是10 mSv，考虑的是在核事故情况下，公众采取隐蔽、撤离的防护行动可避免10 mSv的剂量。

本文对后处理厂使用可避免剂量10 mSv作为隐蔽、撤离的防护行动准则，并采用式(1)计算了俄罗斯Tomsk“红油”爆炸事故和某后处理厂蒸发器红油爆炸事故条件下的操作干预水平OIL1(撤离行动)的值，得到OIL1计算结果的数值很小，在常用γ剂量率仪的探测限以下。主要是原因是由于后处理厂严重事故释放到环境中的放射性核素主要是α和β衰变链核素，应急情况下公众有效剂量主要是来源于内照射，使得式(1)中外照射剂量与有效剂量比值很小。

(1)

式中，OIL1为撤离操作干预水平值，mSv/h；GILe为撤离的通用干预水平(见GB 18871附录B)；R1为有效剂量(包括外照和内照所致剂量)与外照射(包括烟羽外照射和地面外照射)剂量之比；Te为预期受烟羽照射时间，h。

并且对于核电厂来说，宣布场外应急到大量放射性物质释放至少有数小时或数天的时间，这也为在放射性物质释放前启动防护行动提供时机，这样核电厂执行撤离等防护行动的可避免剂量可达到最大。而对于后处理厂操作干预水平来说，如果发生有大量放射性物质释放的事故(如高放废液蒸发器爆炸)，发布场外应急时，放射性物质已经就开始释放到环境中。这样后处理厂的公众执行撤离等防护行动的可避免剂量实际就很小。若操作干预水平采用可避免剂量在实际操作和计算中不确定性较高，且无法考虑多重防护行动的叠加；同时，与预期剂量相比，可避免剂量不便计算，也不利于紧急情况下和早期行动中的决策。因此，对于后处理厂可以考虑使用IAEA EPR-NPP-OIL中使用预期剂量导出操作干预水平的方法。

2.2 IAEA EPR-NPP-OIL的方法

IAEA EPR-NPP-OIL采用的操作干预水平计算方法，是依据IAEA GSR 3中为减少随机效应风险的防护行动和其它响应行动的通用准则导出的。应急照射情况下，GSR 3提供了一套与20～100 mSv范围的参考水平(用剩余剂量表示)相一致的在防护策略中采用的一套准则(用预期剂量和已接受剂量表示)，用作应急情况下为减少随机效应风险采取的具体防护行动和其他响应行动通用准则(见表2)。

针对减少随机效应风险，GSR 3用预期剂量取代了可避免剂量。GSR 3以预期剂量与通用准则进行比较，这是通过实际使用过程中改进的结果。我国近几年的实际工作中，也已用预期剂量取代了可避免剂量。

表2 操作干预水平的计算准则

2.2.1OIL1

操作干预水平OIL1(撤离行动)考虑地面照射情景和烟羽照射情景，后处理厂的OIL1值取两个情景计算得到较保守的值。

(1) 地面照射情景

撤离行动的操作干预水平OIL1(地面照射情景)由式(2)计算：

WFOIL1×DAOIL1(t)

(2)

(2) 烟羽照射情景

撤离行动的操作干预水平OIL1(烟羽照射情景)由式(3)计算：

WFOIL1×DAOIL1(t)

(3)

(4)

式中，eair-sh,i(adult)为放射性核素i的每单位体积活度给成人造成的外部有效剂量率，(Sv/s)·(Bq/m2)-1；SFe→H*是将有效剂量率转化为周围剂量当量率的换算系数(对所关注的光子能量)，无量纲，取1.4。

(3) 操作干预水平OIL1(撤离行动)考虑地面照射情景和烟羽照射情景下分别的计算值中的最小值。

2.2.2OIL2

避迁行动的操作干预水平OIL2由式(5)计算：

WFOIL2×DAOIL2(t)

(5)

式中，WFOIL2为权重因子，用于避免按OIL2实施不正当的响应行动，取值为1；DAOIL2(t)为t时刻的释放产物地面沉积浓度，Bq/m2；其它量同前。

2.2.3OIL3

早期食品限制行动的操作干预水平OIL3由式(6)计算：

WFOIL3×DAOIL3(t)

(6)

式中，WFOIL3为权重因子，用于避免按OIL3实施不正当的响应行动，取值为5；DAOIL3(t)为t时刻的释放产物地面沉积浓度，Bq/m2；其它量同前。

3 后处理厂操作干预水平计算分析

IAEA EPR-NPP-OIL报告中的操作干预水平计算方法，放射性核素释放量是计算的唯一输入，因此放射性核素释放量直接影响操作干预水平计算，本文以EPR-NPP-OIL报告中所给的38种核素进行分析，得到其中134I对OIL1和OIL2影响最大，86Rb对OIL1和OIL2影响最小。分析如下：

(1) 假设核素的释放份额一致。将EPR-NPP-OIL报告中所给的38种核素的释放份额取一致，计算出OIL1、OIL2的值作为标准值。将释放份额同时扩大或减小同样的倍数，计算出的OIL1、OIL2值不发生变化。

(2) 将38种核素的释放份额扩大1 000倍，分别计算OIL1、OIL2，将38种核素OIL1、OIL2值与标准值比较，得到38种核素对OIL1、OIL2影响的重要性排序列于表3。

表3 核素对操作干预水平值影响的重要性排序

由于后处理厂事故释放到环境中放射性核素的种类和释放量难以获得，本文以俄罗斯Tomsk“红油”爆炸事故环境释放源项[4]为例，计算操作干预水平(OIL1，OIL2，OIL3)，结果列于表4。

表4 后处理厂操作干预水平计算结果

4 小结

本文根据后处理厂操作干预水平制定的特点，以俄罗斯Tomsk“红油”爆炸事故源项为例，分别采用以可避免剂量和预期剂量导出操作干预水平的两种方法，计算后处理厂操作干预水平。

计算结果显示，采用可避免剂量作为隐蔽、撤离的防护行动准则，计算得到后处理厂严重事故操作干预水平OIL1计算结果数值很小，在常用γ剂量率仪的探测限以下。使用可避免剂量导出操作干预水平的计算方法时，考虑到放射性核素释放量是计算的唯一输入，给出了核素对操作干预水平值影响的重要性排序，并得到了操作干预水平OIL1、OIL2和OIL3的值，可以为后处理厂场外公众防护行动提供指导，完善后处理厂应急准备和管理。