后处理厂溶剂再生系统始发事件的FMEA评价

吕丹1，李锐柔2，张春龙1，刘运陶1,*，张敏1，童节娟3，赵军3

(1.环境保护部 核与辐射安全中心，北京100082；2.中国核电工程有限公司，北京100840；

3.清华大学 核能与新能源技术研究院，北京100084)

摘要：识别始发事件是事故分析的基础。目前后处理厂对始发事件的识别尚未形成通用方法。本文以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究示范对象，采用失效模式和影响分析(FMEA)的工程评价方法识别和筛选始发事件。分析结果表明，该系统始发事件的类型主要包括：包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏；酸、碱洗槽界面测量仪表失效；各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效；污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理事故实例比较，FMEA方法分析结果对于设备失效所致的事故具有良好的包络性和适用性。因此，该方法可作为选取始发事件的参考方法，并可推广应用到后处理厂的其他工艺流程系统。

关键词：后处理；溶剂再生；始发事件；分析

中图分类号：TL24 文献标志码：A

收稿日期：2014-08-04;修回日期：2014-10-08

作者简介：吕丹(1985—)，女，湖北武汉人，工程师，硕士，化学工程与技术专业

doi：10.7538/yzk.2015.49.11.2106

*通信作者：刘运陶，E-mail: lyenergetic@sohu.com

Initial Event Evaluation of Solvent Regeneration System

in Reprocessing Plant by FMEA

LV Dan1, LI Rui-rou2, ZHANG Chun-long1, LIU Yun-tao1,*,

ZHANG Min1, TONG Jie-juan3, ZHAO Jun3

(1.NuclearandRadiationSafetyCenter,MinistryofEnvironmentalProtection,Beijing100082,China;

2.ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,China;

3.InstituteofNuclearandNewEnergyTechnology,TsinghuaUniversity,Beijing100084,China)

Abstract:The identification of initial events is the basis of accident analysis. Currently, in the accident analysis of nuclear fuel reprocessing plants, the general method for initial event identification still has not been established. Taking solvent regeneration system of decontamination cycle in the reprocessing plant as the research example, the engineering reliability evaluation method of the failure modes and effects analysis (FMEA) was applied to the identification and screening of initial events. The analysis results show that the types of initial events mainly consist of the leakage from the breakage of the boundary of radioactive material confinements (including equipment, pipes and valves), the failure of interface measuring instruments of acid or alkaline washing mixed-settler, the failure of liquid level measuring instruments of each storage tank or washing mixed-settler, as well as the shaft sealing leakage of the organic phase export metering pump for contaminated solvent reception tank. With the comparison of the reprocessing plant safety analysis reports of the United States and the actual accident examples of foreign reprocessing plants, the analysis results of FMEA method show good coverage and practicability to the accidents caused by equipment failure. Therefore, the FMEA method can be used as a reference method for initial events selection, and can be popularized to other process systems of reprocessing plants.

Key words：reprocessing; solvent regeneration; initial event; analysis

核燃料后处理是实现核燃料循环再利用的重要环节。目前国际上后处理厂普遍采用湿法Purex流程，该流程使用有机溶剂(30%磷酸三丁酯-煤油)对铀、钚进行萃取、纯化。为实现废物最小化，提高有机溶剂的使用效率，后处理厂主工艺流程中设计了相应的溶剂再生系统，对溶剂进行回收再利用。

我国后处理厂溶剂再生系统的事故分析依据《乏燃料后处理厂潜在事故的假设》[1](HAF J0051)开展，根据始发事件的后果大小，将其分为轻微事故、小事故、大事故、设计基准事故和严重事故等5个类别，再重点针对设计基准事故和严重事故开展事故分析。对于始发事件的选取，目前主要参考美国埃克松核燃料厂和巴威尔核燃料厂安全分析报告[2-3]确定，尚未形成通用的识别方法。

美国最新监管要求[4-7]提出对整个后处理设施的潜在危害进行识别，筛选出需关注的危害，并进一步进行事故分析。在民用化工行业中，作为常规的可靠性分析方法[8-9]，失效模式和影响分析(FMEA)工程评价方法已在梳理和识别潜在危害方面得到成熟、广泛的应用。本文拟采用该方法对后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统进行始发事件的识别和筛选，并与国外类似系统的始发事件进行比较。

1溶剂再生系统工艺流程概述

溶剂再生系统主要包括碱洗涤和酸洗涤两个工艺环节。

碱洗涤工艺流程为：污溶剂接受槽V1接受污溶剂后，用空气提升送至碱洗槽，输送过程中经套管加热器加热至适宜温度。碱洗槽为多级混合澄清槽，Na2CO3溶液和NaOH溶液从有机相出口级加入，污溶剂从水相出口级加入，两相逆流接触，以去除溶剂中的降解产物及残留的铀、钚和大部分裂片元素。

酸洗涤工艺流程为：碱洗后的有机相经空气提升送入污溶剂接受槽V2，V2内的污溶剂经计量泵送至过滤器过滤，以去除固体颗粒。过滤后的污溶剂进入污溶剂接受槽V3，在V3内冷却到一定温度以下，经空气提升送入酸洗槽。酸洗槽中加入HNO3，两相逆流接触。酸洗后的有机相经空气提升进入再生溶剂贮槽，调制合格配比后，经空气提升送至相应设备用作萃取剂。

溶剂再生系统工艺流程如图1所示，主要工艺设备列于表1。

2FMEA工程评价方法

FMEA工程评价方法要求系统化地分析目标设施的各种系统和主要设备，查找其中可能直接或间接(与其他失效组合后)导致危险源释放的失效模式(如运行失效、误动作、断裂、泄漏等)[8-9]。

FMEA方法主要包括故障模式分析、故障原因分析、故障影响分析、故障检测方法分析与补偿措施分析等步骤。在危险源识别过程中，关注故障模式、故障原因和故障影响分析。

分析设备或设备单元的故障影响时，分局部影响、高一层次影响和最终影响3个等级。其中，局部影响指对设备所在系统产生的影响；高一层次影响指对设施运行产生的影响；最终影响指对环境和人员的影响。

图1　溶剂再生系统工艺流程示意图 Fig.1　Schematic diagram of solvent regeneration system process

设备名称设备类型介质类型是否负载放射性污溶剂接受槽V1贮槽污溶剂是碱洗槽混合澄清槽污溶剂、洗涤碱液(Na2CO3、NaOH)是废碱接受槽贮槽废碱液(Na2CO3、NaOH)是污溶剂接受槽V2贮槽碱洗后有机溶剂是计量泵泵碱洗后有机溶剂是过滤器过滤器碱洗后有机溶剂是污溶剂接受槽V3贮槽过滤后有机溶剂是酸洗槽混合澄清槽洗涤酸液(HNO3)是再生溶剂贮槽贮槽再生溶剂是废酸接受槽贮槽废酸液(HNO3)是碳酸钠贮槽贮槽Na2CO3溶液否氢氧化钠贮槽贮槽NaOH溶液否硝酸贮槽贮槽HNO3溶液否

3结果与讨论

3.1FMEA工程评价

对溶剂再生系统进行FMEA工程评价，评价要素包括故障模式、可能原因、故障影响分析(含局部影响、高一层次影响和最终影响)、放射性危害和工业安全危害。评价结果列于表2。

由于系统中料液分布于多个设备，为简化讨论，多个不同始发事件发生后，若导致的响应和后果均类似，则将其归为同一类始发事件，如贮槽的破裂泄漏和管道的破裂泄漏合并为同一类故障模式(表2中序号1)。

3.2FMEA评价结果讨论

核电厂对始发事件的定义为：始发事件对设施的运行产生了扰动，如果各安全系统不能成功运行，可能会导致堆芯损伤[10]。该定义引申到核燃料后处理厂中，可修改为：始发事件对设施的运行产生扰动，如果各种安全系统不能成功运行，可能会产生不期望的放射性释放后果。此外，《民用核燃料循环设施安全规定》[11](HAF 301)要求不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题，除非由其可能引起辐射危害。因此，此处以会产生放射性危害作为始发事件的选取依据。

根据表2的评价结果，筛选出溶剂再生系统的始发事件，如表3所列。其中，类别1和类别4均属于包容边界泄漏，类别2和类别3均可能造成料液意外转移。

表2　后处理厂溶剂再生系统FMEA工程评价

对于类别1和类别4的始发事件，从后果包容角度出发，在后续事故分析中可选取污溶剂最大可信泄漏叠加火灾事故作为代表性事故进行分析。对于类别2和类别3始发事件，由于事故情景具有较大随机性，事故后果难以估算，因此，目前常从设计、制造、定期试验和质量保证等方面对相关仪表的可靠性予以尽可能的保证。随着后续研究的深入，此类始发事件也可开展事故分析工作。

结合美国埃克松厂和巴威尔厂安全分析报告中溶剂再生系统所讨论的事故[2-3]，对其事故起因和事故后果进行罗列，并与FMEA方法筛选的始发事件类别进行比较，结果列于表4。

表4结果显示，在溶剂再生系统中，利用FMEA方法所筛选的始发事件类别可覆盖美国埃克松厂和巴威尔厂安全分析所讨论的相关事故。由此可见，FMEA方法所确定的始发事件范围具有较好的包络性。

根据国外后处理厂相关事故实例的描述[12]，对各相关事故的发生时间、地点、事故起因和事故后果进行提炼和罗列，并依据FMEA方法筛选的始发事件类别，对各事故实例的起因进行归类，结果列于表5。

表3　后处理厂溶剂再生系统始发事件

表4　美国埃克松厂和巴威尔厂相关工艺系统所讨论的事故与FMEA评价结果的比较

注：1) 事故发生后，考虑了部分工程措施的纠正或缓解作用

注：1) 大部分事故发生后，工程措施均起到有效的纠正或缓解作用

由表5可知，在溶剂再生系统中，除人因失误直接造成的事故外，利用FMEA方法所筛选的始发事件类别可涵盖国外后处理厂该系统中实际发生的其他所有相关事故。实际发生的事故起因主要为类别1(包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)发生破损泄漏)。由此可见，FMEA评价方法对设施内设备故障造成的事故具有较好的适用性。

此外，溶剂再生系统的部分始发事件类别对后处理设施其他类似系统是通用的，如料液包容边界破损导致料液泄漏、液位测量仪表失效导致贮槽类设备满溢等。由此可推测，该方法可推广至后处理厂的其他工艺系统，对于其他工艺系统梳理始发事件谱同样具有借鉴或参考价值。

4结论

以后处理厂共去污分离循环的溶剂再生系统为研究对象，采用FMEA工程评价方法进行始发事件的识别和确认，分析确认的始发事件包括包容放射性物料的边界(设备、管道、阀门)破损泄漏；酸、碱洗槽界面测量仪表失效；各贮槽和洗涤槽液位测量仪表失效；污溶剂接受槽有机相出口计量泵轴封泄漏。

经与美国后处理厂安全分析报告和国外后处理相关事故实例比较，FMEA工程评价方法所识别的始发事件类别对于设备故障导致的事故具有较好的包络性和适用性。此方法可推广至后处理厂的其他工艺流程系统，为始发事件的分析提供参考依据和基础。

参考文献：

[1]国家核安全局. HAF J0051乏燃料后处理厂潜在事故的假设[S]. 北京:核科技情报研究所,1995.

[2]吴洋,信萍萍,陆燕,等. 埃克松核燃料回收和再循环中心初步安全分析报告[R]. 北京:中国核电工程有限公司,中国核科技信息与经济研究院,2010.

[3]熊朝智,杨掌众,信萍萍,等. 巴威尔核燃料厂分离分厂最终安全分析报告译本[R]. 北京:中核四〇四总公司,中国核科技信息与经济研究院,2006.

[4]U. S. Nuclear Regulatory Commission. NRC regulations Title 10, code of federal regulations Part 70: Domestic licensing of special nuclear material[S/OL]. [2013]. http:∥www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/.

[5]U. S. Nuclear Regulatory Commission. Regulatory guide 3.26Standard format and content of safety analysis reports for fuel reprocessing plants[EB/OL]. [1975]. http:∥www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/reg-guides/fuels-materials/rg/.

[6]U. S. Nuclear Regulatory Commission. NUREG-1520 standard review plan for the review of a license application for a fuel cycle facility[R]. Washington D. C.: NRC, 2002.

[7]U. S. Department of Energy. DOE-STD-3009-94Preparation guide for U. S. Department of Energy nonreactor nuclear facility documented safety analyses[S]. Washington D. C.: U.S. DOE, 2006.

[8]曾声奎,赵廷弟,张建国,等. 系统可靠性设计分析教程[M]. 北京:北京航空航天大学出版社,2001.

[9]高社生,张玲霞. 可靠性理论与工程应用[M]. 北京:国防工业出版社,2002.

[10]Procedures for conducting probabilistic safety assessments of nuclear power plants (level 1), Safety Series No. 50-P-4[R]. Vienna: IAEA, 1992.

[11]国家核安全局. HAF301民用核燃料循环设施安全规定[S]. 北京:核科技情报研究所,1993.

[12]陆燕,武剑,郭慧芳,等. 核燃料后处理厂事故安全分析专题调研[R]. 北京:中国核科技信息与经济研究院,2010.