核设施安全监管分类阈值修订研究

2022-08-12彭海成

辐射防护 2022年4期

彭海成

(国防科工局核技术支持中心，北京 100071)

2010年12月和2011年1月，我国有关核安全监管部门分别发布核设施安全许可管理办法及配套的核安全监管分类办法(以下简称《分类办法》)，开始按照“分类管理、区别对待”的原则，以风险为指引，将有限监管资源聚焦于高风险设施，对管辖核设施进行严格、但又不“一刀切”的核安全监管，取得较好成效。根据近十年的监管实践，又于2020年对核设施安全许可管理办法进行修订。作为核设施安全许可管理办法的技术支持文件，《分类办法》也存在依据的基础文件已更新、对设施分段后进行分类可操作性不强等问题，需要予以修订。

1 《分类办法》制订基础

2009—2010年，有关单位共同开展“核设施分类技术研究”课题，经过分析验算，证明可以原则采用美国能源部STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》[1]作为核设施安全监管分类的技术基础，并据此制定《分类办法》。《分类办法》采用的STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》主要内容为：

(1)将核设施按照事故后果影响分为四类。即：1类核设施发生事故后具有潜在显著场外后果；2类核设施发生事故后具有潜在显著场区后果；3类核设施发生事故后仅场内局部区域具有潜在显著后果；其他为4类核设施。

(2)等效采用STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》的核设施分类阈值。

(3)允许在满足一定独立性条件下，对核设施进行独立分段，以最大分段核素存量与阈值进行比较，确定分类。

实际未采用内容主要为：

(1)STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》对核设施分类采用两步法，首先根据核素分类阈值进行初步分类，然后再根据核设施安全分析报告分析、调整核素释放份额与核素阈值，进而确定核设施最终分类结果。我国《分类办法》虽然在第十四条规定“对核设施进行分类后，可依据设施和放射性物质的特性对设施的类别进行调整”，但并无具体方法说明，实际操作中还是根据核素分类阈值进行一步法分类。

(2)STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》允许在满足一定条件下，分类时不考虑B类货包所含核素。我国《分类办法》未考虑此种情况。

对于上述差异，当时主要考虑首次在核设施中引入分类标准，从理解到落地执行有个循序渐进过程，应简单易执行、标准统一，不宜过于复杂、主观调整因素多。因此，我国有关核安全监管部门未完全照搬STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》，并考虑到低丰度UF6化学危害比放射性危害更严重，在《分类办法》专门规定“对于操作和贮存UF6的核设施，分类时应适当考虑UF6的化学毒性”。

2 STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》修订情况

2.1 修订过程

作为美国能源部1992年10月4日第5480.23号令《核安全分析报告》的配套文件，STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》于1992年12月发布，目的是为国防核设施提供统一的危险分类方法。1997年9月，对该标准进行修订，包括更新和更正表A.1的核素阈值。5480.23号令于2001年被10CFR第830部分《核安全管理》B子部分取代，该部分引用STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》(1997年修订版)，作为对核设施进行分类的方法。

2002年11月，美国能源部环境、健康和安全办公室发布2002-2号《从3类核设施到放射性设施(编注：即4类核设施)的最终危险分类方法》核安全技术见解[2]，进一步明确可接受的3类和4类核设施最终危险分类方法。2007年5月，健康、安全和安保办公室发布与STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》一起使用的补充指南[3]，解决需要澄清和改进的领域。尽管该指南回应能源部和国防核设施安全委员会关切的几个问题，但并未正式成为能源部指令。该指南主要涉及：

(1)密封源和B类货包的豁免；

(2)临界控制措施在危险3类和4类设施中的适用性；

(3)分段方法和工艺性质方法在最终危险分类中的应用；

(4)在最终危险分类中调整阈值。

2011年11月，美国国家核安全局发布补充指令[4]，使用最新的剂量学参数和工作人员呼吸率重新计算阈值。该补充指令于2014年5月进行修订和更新，在美国国家核安全局各设施中使用。能源部将上述更新整合到一起，于2018年发布STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》[5]。

2.2 主要修订原则与内容

STD-1027-2018《能源部核设施危险分类》不修改阈值计算方法，在计算和使用阈值时，主要基本原则和方法没有变化，即：

(1)1类核设施为项目主管官员指定的A类反应堆或非反应堆核设施。

(2)2类核设施

①阈值计算基于下风向300 m处受体受到10 mSv剂量；

②大气弥散因子χ/Q值取1×10-4s/m3；

③基于简化的释放份额；

④具有临界可能性的设施指定为2类核设施；

⑤根据美国核管会确定的2种照射途径造成的总剂量反推设施放射性存量。

(3)3类核设施

①阈值计算基于下风向30 m处受体受到100 mSv剂量；

②大气弥散因子χ/Q值取7.2×10-2s/m3；

③选择美国环保署确定的5种照射途径中最主要的照射途径推算设施内放射性存量。

从上述内容可以看出，STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》基本原则和方法没有变化。技术性修订内容主要有：

(1)使用国际放射防护委员会(ICRP)出版物最新剂量系数；

(2)使用ICRP出版物中更新的呼吸率；

(3)在初始和最终核设施危险分类中应用更新的阈值；

(4)在不改变原则的情况下，对核设施分段方法作澄清。

3 《分类办法》修订需要考虑的因素

随着STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》修订为STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》，应研究STD-1027—2018中相关修订内容对我国有关核设施的适用性。

STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》2类核素阈值计算主要考虑吸入、空气浸没外照射两种途径；3类核素阈值计算则考虑吸入、食物摄入、饮用水摄入、点源外照射和空气浸没外照射五种途径。这些照射途径主要涉及内外照射剂量系数、大气弥散因子、呼吸率、释放份额等，有些数据已经发生变化，应重点进行分析，论证是否可以等效采用。

3.1 应用最新剂量系数计算核素阈值

内外照射剂量系数包括吸入剂量系数、食入剂量系数和核转变数据(nuclear transformation data，例如核素半衰期和平均光子能量)。根据美国洛斯阿拉莫斯国家实验室发表的ORNL/TM-2017/467《使用当代剂量学数据计算危险2/3类阈值》[6]，STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》中采用的剂量系数来源列于表1[5]。

其中，2类核设施使用的DOE/EH-0070《公众外照射剂量率转换因子》[7]基于ICRP第26号[8]、42号[9]出版物，DOE/EH-0071《公众内照射剂量转换因子》[10]基于ICRP第26号、30号[11]、48号[12]出版物。3类核设施剂量系数则基于ICRP第30号、38号[13]出版物。

STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》采用的剂量系数来源列于表2[5]。

以铀元素为例，ICRP第119号出版物[15]与DOE/EH-0071《公众内照射剂量转换因子》中有关核素剂量系数对比列于表3，有的剂量系数甚至相差一个数量级。因此，有必要重新计算核素阈值。

表3 不同出版物铀核素吸入内照射剂量系数对比(Sv/Bq)

此外，《分类办法》等效采用STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》中的98种核素阈值(包括32P、33P酸性溶液分类阈值)，STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》则列出1262种核素阈值，核素阈值数量大幅增加。STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》未列出32P、33P酸性溶液分类阈值，可以比较的96种核素分类阈值中：2类阈值增加的有36种核素，氚无变化，阈值减少的有59种；3类阈值增加的有52种核素，氚无变化，阈值减少的有43种；2类阈值变动幅度(包括正负方向变化)在100%以上的为15种，3类核素阈值变动幅度(包括正负方向变化)在100%以上的为16种，变化最为显著是222Rn的3类核素阈值，增加了105数量级。从上述数据可以看出，《分类办法》中核素阈值与STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》有较大差异，需要进行更新和补充完善。

3.2 应用最新呼吸率计算核素阈值

对于2类核设施，STD-1027—92《危险分类和事故分析技术》规定成年男性标准呼吸率为3.5×10-4m3/s(=21 L/min)，与ICRP第23号出版物规定的从事轻度活动的成年男性呼吸率(20 L/min)大致相同。对于3类核设施，DOE-STD-1027—92以前使用的呼吸率为环境保护署技术背景文件附录A所规定的2.64×10-4m3/s。该值等于ICRP第23号出版物规定从事8小时工作(轻度活动)，8小时非职业活动和8小时休息的成年男性时间平均呼吸率。

1994年，ICRP第66号出版物[20]《用于放射防护的人体呼吸道模型》已更新人体呼吸道模型，定义工作人员的轻量工作为：2.5小时坐姿(呼吸率为1.5×10-4m3/s)和5.5小时轻量运动(呼吸率为4.2×10-4m3/s)。轻量工作对应的平均呼吸率为3.33×10-4m3/s。STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》使用3.33×10-4m3/s呼吸率计算2类、3类核素阈值的主要理由是第68号出版物[21]和第72号出版物[22]中，剂量系数的推导依赖于第66号出版物中定义的人体呼吸道修订模型。

我国职业卫生标准GBZ/T 200.3—2014《辐射防护用参考人第3部分：主要生理学参数》[23]规定20～50岁男性在轻体力劳动时呼吸率为4.17×10-4m3/s，坐姿呼吸率为1.5×10-4m3/s，进行时间平均后为3.336×10-4m3/s，与STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》的3.33×10-4m3/s呼吸率几乎相等。因此，修订《分类办法》时可以采用3.33×10-4m3/s呼吸率计算核素分类阈值。

3.3 大气弥散因子

利用大气弥散因子(χ/Q)来确定放射性烟羽在到达所分析受体时的弥散程度。由于在确定2类和3类核设施阈值时，被分析受体的下风向位置不同，大气弥散因子也会不同。美国能源部使用Pasquill稳定度D，风速4.5 m/s作为计算大气弥散因子的假定气象条件。根据NUREG-1140图1[24]，使用无浮力模型，10 mSv评估距离略小于300 m，对应的χ/Q约为1×10-4s/m3。计算3类核设施阈值的大气弥散因子是以美国环境保护署技术背景文件的建议为基础，从点源释放到受体位置的距离假定为30 m，并假定释放的污染物几乎立即在烟羽内建立高斯分布。在风速为1 m/s的情况下，通过Pasquill稳定度D来模拟烟羽扩散的气象条件，对应χ/Q为7.2×10-2s/m3。

我国绝大部分核设施场址边界与居民区距离远大于300 m，因此2类核设施阈值以300 m的距离计算具有保守性。利用PAVAN程序和我国3家核设施营运单位场址气象数据，计算释放源到30 m和300 m处最大的χ/Q，结果列于表4。

表4 我国3个核设施场址大气弥散因子

30 m和300 m处χ/Q计算结果(0～2 h)均要比7.2×10-2s/m3和1×10-4s/m3大。因为掌握的气象数据有限，仅计算3家单位场址的χ/Q，不一定能完全代表我国所有核设施场址气象条件普遍情况，但还是能从某种程度印证美国能源部所取的χ/Q值用于我国2类、3类核设施阈值计算，其核素阈值会偏大，结果偏不保守。需要进一步广泛收集我国核设施场址气象数据计算χ/Q值，并选取有代表性的χ/Q值用于更新计算核素阈值。

3.4 核设施分段问题

如果在核设施某部分内的危险物质不可能与另一部分内的危险物质相互作用，则允许采用设施分段概念进行危险分类。实践中如要证明设施各分段的独立性，该段必须具有独立供热、通风与空调和管线系统。但对同一建筑设施进行分割时，难以对此进行独立性证明和判断。美国能源部在2007年5月的补充导则[3]中对该问题有两种解决方法：一种方法是不允许分段，理由是很难在事故时完全证明各工段之间的独立性，如火灾事故具有蔓延性；另一种方法是不考虑超设计基准的小概率事故，但究竟如何处理，留待将来升版时做决定。经过对STD-1027—2018《能源部核设施危险分类》进行研究，新版标准也未涉及此细节。

我国也对某些核设施采用过分段分类。例如，某核设施因核材料库、UF6成品库与工艺厂房间距较大，无工艺管道相连，根据《分类办法》第九条，按单个子项的最大放射性存量进行分类。但对于分段应用中如何判断房间间距较大、避免共因事故，还需进行深入研究，出台指导性强的配套技术导则。

3.5 照射途径问题

表5为推导2类和3类核设施阈值时评估的各种照射途径[5]。作为2类核设施只考虑吸入和空气浸没外照射，而3类核设施却考虑吸入、食物摄入、饮用水摄入、点源外照射和空气浸没外照射五种途径。2类核设施发生事故后，具有潜在显著场区后果，主要分析吸入照射危害和空气浸没外照射(空气浸没外照射剂量实际上平均只占除惰性气体以外其他所有放射性核素总剂量的2%以下)比较合理。3类核设施发生事故后，仅场内局部区域具有潜在显著后果，主要受影响人员为工作人员，不太可能通过食物和饮用水摄入放射性物质受到内照射。因此，对《分类办法》进行修订时可以适当精简3类核设施照射途径，并重新确定关键照射途径。