乏燃料后处理厂核安保事件监测系统总体设计

邹树梁,刘厚东,徐守龙

(南华大学 核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室,湖南衡阳 421001)

目前,国内外均高度重视乏燃料后处理厂的安保问题[1],但后处理厂区占地面积大,构筑物众多,情况复杂,特别是在发生核安保事件时还需考虑放射性因素。因此,本文在进行大量调研的基础上结合安全系统工程和软件工程的方法,提出了一套后处理厂核安保事件总体监测系统,为后续乏燃料后处理厂设计核安保辐射监测系统提供科学依据和数据参考。

本系统旨在乏燃料后处理厂发生核安保事件后的事故条件下为后续的核应急工作提供支持和指导,并具备一般情况下的演练功能。因此,乏燃料后处理厂核安保事件监测系统总体设计见图1。进入系统首页后,可根据实际需求选择进入实测子系统(事故情况下)或进入演练子系统(一般情况下)。

图1 核安保事件监测系统总体设计

(一)实测系统总体结构

实测系统[2]基于后处理厂区不同源项启动对应设备监测、传递数据。实测系统通过安装在后处理厂的各类辐射监测仪表,对乏燃料后处理厂区辐射水平进行连续自动监测并由传输层上传至上位机接收端。结合具体情况,实测系统设计流程(以χ、γ监测为例)见图2。

图2 实测系统设计流程图

(二)设备操作

进入系统主页后,操作输入对应的源项种类启动相应设备,设备类型见表1,设备启动的同时启动脉冲计数器计时,设备正常运行到达设定时间后输出结果(输出页面见图3),并传输数据至剂量率计算子程序,程序处理后若超过报警阈值则自动启动报警程序并调用应急小组响应。

图3 设备操作流程图

表1 传感器种类与型号

核设施中常存在放射性γ核素238U、232Th、226Ra、40K、137Cs和一定量的α、β辐射[3]等,故本系统选用的硬件设备类型包括α、β辐射表面污染监测、χ、γ辐射表面污染监测、热释光剂量计、电子剂量计、个人剂量类等五种,并列出参考型号。输入源项信息后可进行设备类型的选择操作,既可以针对性地选择某种设备,也可打开多个设备同时监测。设备操作对应的软件流程见图3。

(三)脉冲计时

系统初始化后,监控节点发送命令请求基站节点分配时间等级,打开定期唤醒的定时器,系统进入低功耗模式。如果定时器在指定的时间未接收到响应信号,请重新发送相同的数据包。当传感器传输请求达到设定的上限时,监控节点将自己的信息发送给周围的监控节点,以确定其在网络中的位置。当广播数达到设定值时,监控节点将自己的级别以及接收到的响应信息发送给基节点。当定时采集命令中断时,系统从低功率状态中唤醒,及时收集当前的环境参数,包括辐射剂量值和节点电压值。数据分组后发送到上级监控节点,直到接收到响应信号[4],整个过程流程见图4。

图4 计时流程图

(四)结果显示

测量结果的显示是辐射剂量监测节点很重要的一部分,友好而简单地显示界面会给用户带来很大的方便[5]。在设计中为了减少按键,采用直观地显示方法,用户可以直接从显示屏上看到实时剂量数据和历史数据、预警记录。本平台使用Qt跨平台C++图形软件用户界面应用程序开发框架编程。输出结果显示页面见图5。

图5 输出结果显示页面

from PyQt5 import QtCore, QtGui, QtWidgets

self.retranslateUi(mainwindow)

QtCore.QMetaObject.connectSlotsByName(mainwindow)

def retranslateUi(self, mainwindow):

_translate = QtCore.QCoreApplication.translate

mainwindow.setWindowTitle(_translate("mainwindow", "乏燃料后处理厂核安保监测系统"))

self.pushButton.setText(_translate("mainwindow", "历史数据"))

self.pushButton_3.setText(_translate("mainwindow", "数据分析"))

self.label_5.setText(_translate("mainwindow", "Nodel3:"))

self.label_6.setText(_translate("mainwindow", "mGy/h"))

self.label_3.setText(_translate("mainwindow", "Nodel2:"))

self.label_4.setText(_translate("mainwindow", "mGy/h"))

self.label.setText(_translate("mainwindow", "Nodel1:"))

self.label_2.setText(_translate("mainwindow", "mGy/h"))

self.pushButton_2.setText(_translate("mainwindow", "预警记录"))

self.pushButton_4.setText(_translate("mainwindow", "退出"))

self.label_7.setText(_translate("mainwindow", "调用API显示实时测量数据变化"))

从显示页面不仅可以看到监测的结果,将实时数据绘制成折线图还可以监测环境中的大体辐射量状况,此外还能执行查看历史曲线、查询实时数据库进行数据分析以及报警记录等功能。

(一)演练系统总体结构

演练系统基于事件重要度指挥对应的应急小组响应。在重要度评价体系中既有定量因素又有定性因素[6],结合具体情况,演练系统总体设计流程见图6。

图6 演练系统设计流程图

打开开始页面后,系统分为两个子程序,子程序一是用FTA方法对安保事件进行分析,得到各事件的结构重要度。子程序二是使用专家打分法得到后处理厂的评价单元权重值,之后用公式计算得出核安保事件重要度。

(二)确定建筑物权重

本文聘请五位专家在背对背的条件下对建筑物权重进行打分[7]。若评价小组由n位专家组成,每位专家的权重为mj,则专家权重计算式为:

式中Cj为第j位专家所得的分。

专家组对每个评价单元发生安保事故的可能性进行评价,将结果采用取小-取大算子进行计算。公式为:

M(∧,∨)

其中,∧表示取小,∨表示取大。

(三)分析事件重要度

核安保事件在不同体系中有不同的分类标准,国际上认可度较高的是IAEA的分类方法,国际原子能机构将核安保事件分为放射性散布装置、计算机核安保、破坏核设施、运输核安保、内部威胁、潜在威胁、非法转移、盗窃等八种,见表2。参考IAEA《核安保丛书》第16号文件,陈鹤等首次使用事故树(FTA)方法探讨了核设施严重事件的原因分析与后果评价[8],Mohammed Ashraf A将事故树分析法运用到了重大危险源行业过程安全风险控制中[9],这些学者的研究证明了事故树分析(FTA)方法在分析事件重要度方面的可行性。因此,本文首次提出使用FTA法分析后处理厂核安保事件的重要度。

表2 乏燃料后处理厂基本事件清单

(四)重要度分级计算

重要度分级的基本思想是基于风险理论的数学关系[11]:重要程度=建筑物权重×危险严重度。

如果能够定量计算重要程度,则可根据重要程度水平来进行重要度分级。核安保事件重要度最终的计算结果既要体现建筑物权重又要考虑单个事件的重要度,因此选用向量矩阵计算,公式为:

Bi=wi×ST

Bi表示准则层第i个因素的评价向量;wi表示准则层第i个因素的权重集;S为因素集向量,T表示转置符号。

(五)案例分析

本文选择放射性散布装置、计算机核安保、破坏核设施、运输核安保、内部威胁、潜在威胁、非法转移、盗窃等八类事件作为评价指标。分别用X1—X8表示。该核设施存在两个能够引发高放射后果(用HRC表示)的触发事件M1和M2。M1有两种触发机制,只要其中一个事件发生,M1就可以发生。M2有三种触发机制:X2、X5和M4。X1—X8表示各基本事件,X1表示放射性散布装置,X2表示计算机核安保,X3表示破坏核设施,X4表示运输核安保,X5表示内部威胁,X6表示潜在威胁,X7表示非法转移,X8表示盗窃。M1—M10表示各中间事件,M1表示放射性泄漏事件,M2表示应急失败,M3表示高放射性废液泄漏,M4表示监管设备失效,M5表示容器泄漏,M6表示转运系统泄漏,M7表示过量进料,M8表示检测仪表失效,M9表示支撑设备失效,M10表示辅助设备故障。核设施核安保事件事故树见图7。

由所绘事故树得,

HRC=X1+X3×X4+X4+X3×X6+X4+X3×X6+

X2+X5+X7×X8+X7×X8

最小割集为:{X1},{X2},{X3,X6},{X4},{X5},{X7,X8}。

基本事件的结构重要度为:I(X5)=I(X4)=I(X2)=I(X1)>I(X8)=I(X7)=I(X6)=I(X3)

即内部威胁=运输核安保=计算机核安保=放射性散布装置>盗窃=非法转移=破坏核设施=潜在威胁

令顶上事件状态为1,则基本事件概率为:X1=0.747,X2=0.747,X3=0.743,X4=0.654,X5=0.083,X6=0.083,X7=0.080,X8=0.080

在本文分析过程中,邀请了5位相关领域的专家进行分析,其中教授两名,安全工程师两名,安保专家一名。根据表1的评分标准计算各位专家的权重[12](见表3)。

表3 专家权重分配

取大-取小计算[13]结果见表4。

表4 取小-取大算子结果

使用MATLAB计算以下矩阵:

wi=[0.22 0.14 0.19 0.21 0.24]

ST=[0.125 0.12 0.125 0.125 0 0.125

0.12 0.12]

Bi=wi×ST

结果输出为:

本文中所研究的风险可接受水平的确定本质上就是特种设施事故风险预警分级标准[3]的确定。风险可接受水平的确定通常是依据最低合理可行性原则(ALAPP)来确定可容许风险的上限值和下限值。ALAPP原则将风险分为广泛接受区、合理可行的最低限度区和不可接受区3个区域。

将结果按照低、中、高三个标准分级,得到的乏燃料后处理厂核安保事件重要度分级结果见表5,表中A—E表示建筑物,A表示储存水池,B表示剪切室,C表示溶解水池,D表示管道,E表示离心室。X1—X8表示核安保事件。例如A—X1表示储存水池—放射性散布事件,B—X2表示剪切室—计算机核安保事件,以此类推。

表5 乏燃料后处理厂核安保事件重要度分级结果

如果所获得的重要性评估位于有限的不可接受区域(高重要区域),管理者必须采取强制性的安全措施以降低重要性。如果获得的重要性评价值在广泛接受的区域(低重要区域),则表明重要性非常低,是完全可接受的重要性水平,不必采取安全措施。如果重要评估的价值是在一个合理可行的区域(中重要区域),必要时采取控制措施,尽可能降低重要性,包括安全成本效益分析和最大化,以确定是否应该采取各种重要措施[14]。在实际应用中,我们可以根据这两种重要度的实际情况进行研究,并根据其实际情况提出不同的重要度容忍标准。

本文提出了一套乏燃料后处理厂核安保事件的监测方案,既有应对事故情况的实测系统,也包含可供后处理厂核安保应急人员情景演练时使用的演练系统,因此可以满足后处理厂核安保应急人员的多种需求,并且本系统的逻辑框架可以推广到其他核设施安保领域,适用性强。

本系统得到的结果可以为应急人员的行动提供标准和依据,应急人员可根据演练系统得到的分级结果考虑核安保事件应急小组人员的设备配备和行动方案,使得在核安保事件发生时人员应急响应快速准确。

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