乏燃料后處理廠強放區域退役初始源項調查研究

謝小龍，吳德慧，陳永望，王 冠，米愛軍，王 勇

(1.南華大學，湖南衡陽421001；2.中國核電工程有限公司，北京100840；3.清華大學，北京100084)

乏燃料后處理廠強放區域退役初始源項調查研究

謝小龍1，2，吳德慧1，2，陳永望2，3，王 冠2，米愛軍2，王 勇2

(1.南華大學，湖南衡陽421001；2.中國核電工程有限公司，北京100840；3.清華大學，北京100084)

隨著退役治理專項工作的有序推進，我國早期乏燃料后處理等設施現已轉入退役關鍵階段，獲得放射性特性數據等是退役前必須做的重要工作。本文首次依據我國遺留后處理廠退役初始源項調查科研任務，以工程現狀、退役對源項的需求和測量技術基礎作為出發點，確定了強放區域的調查原則、調查要求，通過系統設計，集成開發了以無損測量方法作為主要調查手段、面向在線工藝系統的放射性特性調查成套測量技術，為后處理廠強放區域退役奠定了源項基礎。本文重點論述了總體設計中遇到的關鍵技術問題，以及如何運用這些技術解決問題。該方法的總體設計思路具有示范作用，可以作為設計復雜退役調查技術決策的重要依據。

乏燃料后處理廠；退役初始源項調查；源項；無損測量

放射性特性是退役工作的起點，它確定了退役工程的設計基準，同時還決定著退役技術路線的走向，例如確定去污是否必要，如何開展拆除操作，對應的輻射防護措施是否恰當。此外，估算各類廢物量，評估工程投資與進度，風險識別等工程要素方面都由源項所決定。可以說沒有扎實可靠的源項信息，所制定的退役方案就是紙上談兵。

早期乏燃料后處理廠源項調查難度大，一方面有調查對象存在劑量高、熱點多、缺乏運行和改造資料造成的原因，另一方面從退役設計出發對源項的內容和要求，采用傳統的調查技術并不能獲取有效的調查信息，需要先進的調查技術來實現。

歷史上曾對某早期后處理廠開展過退役可行性研究的設計工作，但由于當時源項不清楚，未能論證清楚退役方案的安全性、技術的可行性和經濟的合理性，源項成為了這個項目退役向前推進的掣肘。

近年來，國外掌握先進退役技術的國家，從復雜的退役工程需求出發，研發了退役源項調查的無損檢測分析技術[1]，既滿足了復雜的退役工程需求，又大大降低了工作人員劑量負擔和經濟代價。但就具體工程特點，需要對無損檢測技術進行非標設計和定制開發。

本文依據早期后處理廠退役初始源項調查科研任務，在深入了解后處理工藝、無損檢測分析技術方法和技術實現途徑的基礎上，通過與國內資深無損測量專家、技術應用單位及輻射測量儀表從業人員的密切技術合作，最終形成了以無損測量為主要調查技術手段對后處理廠強放區域的源項調查方案，填補了國內該領域調查工作的技術空白。

退役初始源項調查工作既包括系統現狀調查，又包括殘留的放射性特性調查，本文介紹的內容針對的是放射性特性的調查。

1 調查對象的基本情況

1.1 后處理廠房輻射分區及布置特點概述

早期乏燃料后處理廠的輻射工作場所，對同為控制區、但照射或污染水平存在較大變化的局部區域，進一步劃分為三個控制子區，以下簡稱一區、二區和三區。后處理廠強放區域是一區區域，它的工藝設備、管道因接觸強放射性物質，故被包容在具有屏蔽和密封作用的鋼筋混凝土設備室及箱室類設備之中，屬于防護措施要求最高的區域。二區布置有箱室類設備的檢修區、同時是對一區設備室內設備定期進行檢修和更換的廠房區域，它的照射或污染水平僅次于一區。三區則是人員可以經常停留用于操作與控制的廠房區域，具有潛在的放射性照射危害，需要輻射監測。

三個輻射分區之間由建筑結構實現實體劃分，各區之間由有組織的氣流和負壓梯度保證氣密性。

正常運行狀態下一區不允許人員進入，僅在工廠維修時經過系統清洗去污、達到劑量要求下方可允許人員進入。該區域屬于非結構工作環境，如圖1所示。非結構工作環境是指包容乏燃料后處理工藝系統、且具有屏蔽和密封作用的封閉空間，其中設備、管道、支架布置密集，上下疊放布置，屬于非結構空間。工藝管線被敷設在設備室不同高度上，呈整體縱橫交錯的狀態。

圖1 設備室布置狀態Fig.1 arrangement of inner blind cell

1.2 運行史及歷史調查數據

1.2.1 運行史

設施運行情況、改造情況由于特殊的歷史環境下沒有留下記錄資料。核素組成情況復雜，我們缺乏對其了解。

1.2.2 歷史調查數據

設施與系統存在老化現象，工藝系統及設備內滯留的各類放射性物質所引起的外照射水平遠超過設計屏蔽防護厚度下的劑量限值，造成人員難以靠近，因此給源項調查設計帶來了很大的麻煩。

1.2.2.1 一區

后處理工藝系統沒有及時全面清洗去污，造成了一區劑量水平很高的狀況(輻射劑量水平從幾個到幾十mSv/h，最大值大于100mSv/h)。一區的輻射特點是輻射熱點多、分布在不同的工藝設備中。

1.2.2.2 二區、三區

廠房二區、三區內到處雜亂堆放廢物現象普遍，該區存在熱點多、本底劑量水平普遍較高的狀態(輻射劑量水平從幾百到上千μSv/h)。

2 強放區域退役對源項的需求分析概述

2.1 確定源項調查的內容

綜合考慮退役方案有兩種，即：

(1) 清洗去污后拆除的退役方案。

(2) 不進行去污而直接遠距離拆除的退役方案。

目前這兩種方案都具有可能性，因此，對這兩種退役方案需要的源項內容都要調查。對于第一種方案，重點要在去污前需要了解放射性在工藝系統中的分布情況和積累狀態。對于第二種方案，重點需要掌握各輻射源對輻射劑量場的貢獻量，為此需要了解放射性物質的位置、核素及核素活度。綜合以上兩種方案，本次調查內容：

? 熱點分布位置及數量、熱點核素種類及其活度水平。

? 放射性物質在系統內表面的盤存情況——沾污層的厚度和平面分布。

2.2 確定一區源項調查的總體要求

? 為了方便后續對工藝系統的清洗去污，本調查不應破壞設施及工藝系統的完整性。

? 由于設備室的劑量水平超過允許人員進入的劑量限值，故調查不允許人員進入。

? 由于二、三區的本底劑量率水平普遍較高，應盡量減少人員在此區域的停留和操作。

2.3 確定放射性特性調查的技術路線

2.3.1 源項調查技術概述

以往在遺留后處理廠、反應堆工程等退役項目中對在線工藝系統的殘留放射性的盤存量估計，通常采用的源項調查方法有：

(1) 取樣分析方法。

(2) 劑量率——活度反推計算方法。

表1 我國后處理廠退役常用的源項調查方法

這兩種方法的計算結果與源項真值相差都很大，不能適用于本次調查任務需求。本次調查對象屬于污染分布不均勻、待調查設備結構復雜和多樣、核素變化且組成復雜、存在大量熱點的強放射性區域，因此需要運用更為貼切的技術方法。

無損測量方法是成熟的放射性同位素測量及定量分析方法，它在不損傷被測材料、不改變其物理、化學性能的狀態下，測定材料中放射性物質的含量及核素組成。

2.3.2 無損測量方法在國內外退役治理項目中的應用經驗

2.3.2.1 國內情況

無損測量方法在國內退役治理領域中有著廣泛的應用，如引進國外定型儀表產品ISOCS(In-situ Object Counting System)——現場放射性物質定量檢測系統，對廢物的放射性含量進行現場快速測定。在放射性廢物管理領域中，采用γ及X射線分層掃描(Segmented Gamma Scan、Tomographic Gamma Scanning)技術[2]在廢物整備環節，對桶內放射性進行定量測定。這些屬于無損測量方法較為簡單的一種應用形式，其特點是：

? 測量對象的幾何結構相對固定。

? 測量環境為低本底環境。

? 核素組成及比例穩定。

? 測量工作環境人員可達。

近年來，隨著測量實踐水平的不斷提高，測量任務的特殊性、復雜性的出現，無損儀表系統有向著個性化定制開發的發展趨勢。

2.3.2.2 國外情況

近年來掌握先進退役技術的國家在發展源項調查技術領域上，除了采用通用、定型的無損儀表技術外，還從工程現實和技術基礎再出發，研究和二次開發了與工程適應好、滿足具體測量對象并盡量減少人員受輻射照射的非標無損測量技術，如針對某后處理廠強放區域所開發的專用無損測量成套儀表裝置[3-5]。又如針對核廠址受污染的海量級放射性污染土的回取、分類的工程測量需要，開發了集無損測量、廢物分類及分揀操作于一體的成套專用設備裝置[6]，實現對污染土污染層深的確定、現場快速按放射性水平分類等的測量目標。

以上都是無損測量的系列化應用的成果，它以實現現場快速分析、非破壞性等為最終目的，采用模塊化設計，將通用的儀表探測器與通用和或、專用計算程序，再與適應特定工作環境的運載裝置相結合，集成和開發的非標測量成套裝置。

無損測量技術可以提供比以往更為全面和詳細的源項信息，這對減小人員受照劑量、增大優化深度具有顯著意義。特別是對污染嚴重、劑量水平高的強放區域而言，由于退役場景中的輻射源和人員作業都是不斷變化的，歐美等國家發展了將無損測量技術、劑量學和虛擬現實相結合、融合如圖2所示，設計者可以借助計算機事先通過反復的模擬操作，制訂更為詳細的操作方案，而且更加符合現場實際情況，最終提高了輻射防護優化指標。

圖2 輻射劑量場與設備室仿真模型疊加后的退役操作研究[1]Fig.2 Integration visual radiation field and corresponding 3D model of blind cell for intervention operation study[1]

3 無損測量原理分析

3.1 無損測量方法應用分析

無損測量技術利用現場直接獲得的測量數據和測量狀態下的場景幾何與物理信息作為基礎，利用蒙特卡羅計算方法模擬大量通過探測器晶體的單個γ光子的完整生命歷程(包含一個γ光子在晶體中完全被吸收或逃脫)，模擬追蹤其歷史的每一個步驟，按照給定的分布函數得到服從某一統計分布的探測效率[7，8]。運用無損測量方法計算輻射源源強(活度)的數學表達式如下：

幾何效率和本征效率構成了探測效率。其中本征效率是描述探測器晶體對不同能γ光子發生光電效應、產生計數的一種固有特性，該物理量是由晶體本身的生長結構所決定，在現場測量前由NIST標準源進行本征效率刻度確定該特征值。幾何效率是指輻射源呈四π角向各方位發射γ光子中如圖3所示，能夠進入探測器有效體積內的光子數量只占總發射光子數量的一部分，這一比例就是探測器的現場幾何效率。雖然進入探測器的射線是隨機的，但服從統計分布規律，可以利用基于蒙特卡羅方法的粒子輸運程序求解。分支比是核素發生特定衰變方式所占的比例。根據特征峰對核素種類識別，再由衰變圖查得分支比。計數是指由γ譜儀測得感興趣核素的全能峰脈沖計數。

圖3 γ輻射源測量示意[3]Fig.3 Schematic diagram of emission photon and measurement of gamma radiation source

因此，本方法現場測量數據主要圍繞求解幾何效率。影響探測器的現場幾何效率參數包括：輻射源幾何形狀、探測器位置、射線路徑所經過的吸收衰減層等現場因素有關。現場測量γ光子計數的同時測得這些物理參數，將這些參數輸入到計算效率刻度因子的無源效率刻度軟件中，即可求出輻射源活度。

3.2 無損測量方法計算需要調查的組合式信息及獲取方式

由以上原理分析可以看出，單項技術不能完成核素及放射性活度的測定，需要采用組合式的測量儀表。表2中的內容是輻射場景中，對某一個輻射源需要調查的源項信息匯總。

表2 無損測量組合式調查信息匯總

3.3 無損測量技術可行性分析

無損測量技術由一次(現場)儀表和配套的數據分析、處理軟件組成，一次儀表在強放設備室內執行數據測量、采集任務，其余儀表部分均設在清潔的非放控制區域，信號通過線纜遠程傳輸，此外一次儀表的開關量可支持遠程發送，故執行本次無損測量任務的儀表系統的機械與電氣接口經整合、集成后，可支持遠距離操作。

此外，組合式無損測量儀表的尺寸規格，還要求能夠在狹窄的設備室工作環境中自由通行。

3.4 無損測量方法對本項目的作用與意義

以無損測量為主、傳統取樣分析作為補充數據的輔助手段，并借助遠距離操作來實現對一區強放設備室的調查，與取樣分析和劑量率—活度計算方法相比，其作用與意義在于：

? 數據精度最高：不對系統造成破壞，結構保持完整，而拿到了滿足退役及后續廢物管理質量要求的數據。

? 數據代表性最好：是對整體性污染情況的定量分析，而非偏重與某一取樣部位，不僅能給出盤存量的分析結果，還可以給出這些盤存量的分布情況——既考慮到了污染在整體上存在均勻性分布的特點，又包絡了某些區域存在輻射源熱點的情況，實際上更全面、比取樣更具有代表性。

? 人員受照劑量最優：完成了人員不可達場所下的放射性特性調查：狹窄空間不能實現取樣操作，或是高劑量場環境不能實現取樣操作的死區。

? 二次廢物量最小：不需要取樣操作，不會產生二次廢物，節約時間和費用。

? 工期與費用最小：在滿足同等數據質量要求的前提下，無損測量費用較小、人員受照劑量也較小，并且縮短了調查工期；無損測量在保證最低檢測限的數據質量前提下可以取得更多的數據。

? 能夠調查復雜對象：能夠得到復雜輻射情況(核素組成不同，污染分布的不均勻)以及機械結構復雜或尺寸龐大的設備體的殘留放射性特性數據，解決了取樣分析和劑量率—活度計算得不到的數據，填補數據空白。

? 數據獲取最及時：能夠實時對去污、拆除和廢物回取等作業進行退役過程監測，定量分析核實源項的變化。

4 后處理廠強放區域源項調查總體設計探索

4.1 確定一區調查用無損測量技術的設計基準

4.1.1 非結構工作環境對遠距離操作裝置的要求

針對設備室屬于非結構工作環境，因此無法采用定型操作，需要結合具體對象隨時調整動作。

4.1.2 測量工藝對遠距離操作裝置的要求

針對輻射源在設備室、工藝系統內的分布無規律，操作裝置的調查范圍要能夠涵蓋設備室各方位，行程覆蓋設備室層深的各個高度，同時要能夠實現精細化定位。

針對設備室存在其他輻射源以及高輻射本底水平都對待測對象會產生干擾，要采取措施防止干擾。

針對本次操作條件惡劣——設備室內照明條件和觀察條件都很差，環境特征存在一定的未知性，儀表本身精密、且易損，無損測量技術特點為非接觸式測量，整個調查儀表動作較為簡單，綜合以上因素要求承擔運載功能的遠距離裝置既簡單、又穩妥可靠，目的在于便于人員操作控制。

為了得到準確的放射性活度計算結果，要使現場測量的各類數據具有相關一致性。

成套測量裝置要具有一定的通用性，能夠勝任本次調查涉及的一區設備室、熱室。

4.1.3 輻射環境對儀表屏蔽與耐輻照的要求

按照一區吊測的γ劑量率最大值作為輻射儀表的屏蔽設計基準。

按照最大γ劑量率、估計的工期及工作模式作為各類儀表的耐輻照要求基準。

4.1.4 安全功能要求

針對測量裝置運載的測量儀表多為易損件，要防止儀表與運載裝置自身以及在通行過程中與調查對象相互碰撞。

成套測量裝置在正常調查狀態和發生事故狀態下，如發生廠房停電時，都要有相應的應急和維修措施。

一區輻射危害大，本次對調查需要開啟屏蔽隔離一區的活動屏蔽板，這就使原有輻射分區的防御屏障受到破壞，因此要有防止污染擴散措施，避免或減小不必要的人員受照劑量。

針對關鍵測量動作，應采用可視化驗證技術的可行性和可操作性，使測量方案貼近現場實際狀態，減小方案的不確定性。

成套儀表測量裝置應易于去污，易于收放以及在廠房二區內轉運。

4.2 一區調查總體設計中的關鍵技術問題論述

4.2.1 調查儀表通行路徑

早期后處理廠在設計和建造原則上缺乏對退役的考慮，設備室內沒有預留供調查、拆除和回取機具進出的通道和可施展的空間，這大大增加了調查的復雜性和困難程度[9]。一區調查路徑是在設備室活動屏蔽板正下方、由頂至底無障礙的貫通區域，作為本次調查儀表的通行通道。測量路徑的位置要使測量儀表能夠直接“看到”測量對象。確定一區各設備室(熱室)的通行路徑，目的是提出調查用各儀表的規格和設計要求。

4.2.2 解決數據的相關一致性問題

為了確保測量過程中的數據具有相關一致性，需要使各儀表測量姿態保持同軸，并處于同一測量起始原點的位置，為此需要配套專用的儀表夾持器將儀表捆綁、固定達到組合的目的。

4.2.3 解決輻射源的空間干擾問題

為了解決其他輻射源對測量對象的干擾，需要限定儀表探測器的視野范圍，為此準直儀需要具有伸縮和可調節立體張角的功能，使準直儀的立體角范圍使探測器只“看見”待測輻射源，從而降低或排除測量場景中其他輻射源以及高輻射劑量本底水平對待測對象的干擾。

圖4 解決輻射源相互的干擾措施Fig.4 Technical measures to solve mutual interference among radiation sources

4.2.4 調查數據的精度問題

數據的相關一致性是保證數據質量精度的前提條件之一，具體在測量過程中采取以下措施：

測量狀態防抖動措施，由運載裝置(升降機構及云臺)與夾持器共同保證，確保測量數據無波動。

劑量率的測量精度在≤±5%[10，11]，由準直措施、防抖動措施及符合精度要求的劑量儀表共同保證，從而確保計算放射性活度修正因子數據質量。

探測器與輻射源之間的測距精度≤±3%[10，11]，由激光測距儀+防抖動措施共同保證，從而確保計算放射性活度精度。

準直后的劑量率>2μSv/h且≤5μSv/h[10，11]，由準直儀的屏蔽性能保證，確保獲取的是合格的計數信號。

以上數據質量的精度指標是根據無損測量技術方法所確定。

4.2.5 調查裝置的可視化設計驗證

為了保證成套調查設備通行以及測量操作的可行性，設計階段采用了虛擬現實技術對測量設備和關鍵測量操作進行了可視化驗證，如圖5所示。在仿真模擬過程中發現了測量場景中確實存在輻射源干擾作用，通過修改準直儀的視野角調整范圍，從而完善了準直儀的設計參數。

圖5 在線工藝系統測量方案可視化驗證Fig.5 Verify scenario of in-situ on line measurement in visualization

測量裝置的成套測量儀表由遠距離操作裝置攜帶和運載至設備室內的指定測量位置。該操作裝置由移動式小車、伸縮套筒、云臺以及夾持器構成，對應執行在廠房二區內的轉運、設備室內的起升與下降、可水平旋轉和俯仰運動以及將各儀表組合、成套的功能，如圖6所示。該裝置是一種能夠攜帶組合式測量儀表在強輻射環境和狹窄空間內執行復雜的特性調查任務的一種遠距離操作裝置。

圖6 供輻射特性調查用的成套核儀器與遠距離操作裝置集成裝置Fig.6 Integration of nuclear instrumental device and corresponding remote handling carrier for conducting radiological characterization

5 無損測量源項結果的應用展望

采用無損測量方法獲取的源項信息，對強放區域退役后續還可以開展更為深層次的劑量評價工作。

6 結論

后處理工藝強放區域的初始源項調查工作，是后處理廠強放區域退役工作的開局。本文所論述的內容，盡管在以往的退役設計與工程實踐中未涉及到，但通過運用和掌握新技術，退役便可指日可待、順理成章。

本文中的無損測量的一種較為復雜的應用形式。本研究還涉及了多項技術的融合，包括遠距離操作技術、虛擬現實技術等技術。其中遠距離操作運用了一種面向簡單任務、機動性與靈活性與本次調查工藝相適應的成套裝置，并未涉及與對象發生接觸作用、任務類型復雜、操作功能更為全面等的退役需求，但這也是一次成功的嘗試，為今后開展強放區域遠距離拆除的總體設計積累了經驗。此外，運用虛擬現實技術進行可視化驗證，即是對冷臺架驗證的有效補充，大大減小了方案的不確定性和搭建實物臺架的工作量。

隨著本項目的實施，將為我國后處理廠強放區域的退役設計與實施在安全、有序下開展奠定基礎。

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Research for initial radiological characterization for decommissioning of high and intermediate radioactivity level’s area within reprocessing plant

XIE Xiao-long1，2，WU De-hui1，2，CHEN Yong-wang2，3，WANG Guan2，MI Ai-jun2，WANG Yong2

(1.University of South China, hengyang421001, China; 2.China Nuclear Power Engineering Co, Ltd.Beijing100840，China; 3.Tsinghua University, Beijing100084，China)

The early stage construction of spent nuclear fuel reprocessing plant now is entering to the crucial decommissioning phase. R&D project upon radiological characterization is priority. According to the project for initial radiological characterization campaign for decommissioning reprocessing plant，this paper gives analytical summary of status and characteristic of legacy spent nuclear fuel reprocessing plant for the first time，decommissioning requirements and technological base for radiological characterization in China was also concerned in，from which determine the principle and requirements for key area characterization. Systematic design and integration for the instrumental device and corresponding machinery equipments was then bring forwarded，utilizing Non-Destructive Assay methodology through remote handling platform to implement the in-situ and on line measurement for conducting efficiency calibration within key area. The methodology for systematic design have exemplary effect to relate R&D project for D&D characterization，which can be the major reference for Chinese designers’ decision-making.

Spent nuclear fuel reprocessing；Initial radiological characterization for decommissioning；Source item；Non-Destructive Assay

2016-05-27

謝小龍(1979—)，男，陜西西安人，高級工程師，本科，現主要從事第三代壓水堆核電站總體設計與研究工作

TL249

A

0258-0918(2016)04-0539-09