乏燃料后處理廠強放區(qū)域退役初始源項調(diào)查研究

謝小龍，吳德慧，陳永望，王 冠，米愛軍，王 勇

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

乏燃料后處理廠強放區(qū)域退役初始源項調(diào)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(xué)，湖南衡陽421001；2.中國核電工程有限公司，北京100840；3.清華大學(xué)，北京100084)

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

乏燃料后處理廠；退役初始源項調(diào)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(shè)計基準(zhǔn)，同時還決定著退役技術(shù)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(yīng)的輻射防護(hù)措施是否恰當(dāng)。此外，估算各類廢物量，評估工程投資與進(jìn)度，風(fēng)險識別等工程要素方面都由源項所決定?？梢哉f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(diào)查難度大，一方面有調(diào)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(shè)計出發(fā)對源項的內(nèi)容和要求，采用傳統(tǒng)的調(diào)查技術(shù)并不能獲取有效的調(diào)查信息，需要先進(jìn)的調(diào)查技術(shù)來實現(xiàn)。

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

近年來，國外掌握先進(jìn)退役技術(shù)的國家，從復(fù)雜的退役工程需求出發(fā)，研發(fā)了退役源項調(diào)查的無損檢測分析技術(shù)[1]，既滿足了復(fù)雜的退役工程需求，又大大降低了工作人員劑量負(fù)擔(dān)和經(jīng)濟代價。但就具體工程特點，需要對無損檢測技術(shù)進(jìn)行非標(biāo)設(shè)計和定制開發(fā)。

本文依據(jù)早期后處理廠退役初始源項調(diào)查科研任務(wù)，在深入了解后處理工藝、無損檢測分析技術(shù)方法和技術(shù)實現(xiàn)途徑的基礎(chǔ)上，通過與國內(nèi)資深無損測量專家、技術(shù)應(yīng)用單位及輻射測量儀表從業(yè)人員的密切技術(shù)合作，最終形成了以無損測量為主要調(diào)查技術(shù)手段對后處理廠強放區(qū)域的源項調(diào)查方案，填補了國內(nèi)該領(lǐng)域調(diào)查工作的技術(shù)空白。

退役初始源項調(diào)查工作既包括系統(tǒng)現(xiàn)狀調(diào)查，又包括殘留的放射性特性調(diào)查，本文介紹的內(nèi)容針對的是放射性特性的調(diào)查。

1 調(diào)查對象的基本情況

1.1 后處理廠房輻射分區(qū)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(qū)、但照射或污染水平存在較大變化的局部區(qū)域，進(jìn)一步劃分為三個控制子區(qū)，以下簡稱一區(qū)、二區(qū)和三區(qū)。后處理廠強放區(qū)域是一區(qū)區(qū)域，它的工藝設(shè)備、管道因接觸強放射性物質(zhì)，故被包容在具有屏蔽和密封作用的鋼筋混凝土設(shè)備室及箱室類設(shè)備之中，屬于防護(hù)措施要求最高的區(qū)域。二區(qū)布置有箱室類設(shè)備的檢修區(qū)、同時是對一區(qū)設(shè)備室內(nèi)設(shè)備定期進(jìn)行檢修和更換的廠房區(qū)域，它的照射或污染水平僅次于一區(qū)。三區(qū)則是人員可以經(jīng)常停留用于操作與控制的廠房區(qū)域，具有潛在的放射性照射危害，需要輻射監(jiān)測。

三個輻射分區(qū)之間由建筑結(jié)構(gòu)實現(xiàn)實體劃分，各區(qū)之間由有組織的氣流和負(fù)壓梯度保證氣密性。

正常運行狀態(tài)下一區(qū)不允許人員進(jìn)入，僅在工廠維修時經(jīng)過系統(tǒng)清洗去污、達(dá)到劑量要求下方可允許人員進(jìn)入。該區(qū)域?qū)儆诜墙Y(jié)構(gòu)工作環(huán)境，如圖1所示。非結(jié)構(gòu)工作環(huán)境是指包容乏燃料后處理工藝系統(tǒng)、且具有屏蔽和密封作用的封閉空間，其中設(shè)備、管道、支架布置密集，上下疊放布置，屬于非結(jié)構(gòu)空間。工藝管線被敷設(shè)在設(shè)備室不同高度上，呈整體縱橫交錯的狀態(tài)。

圖1 設(shè)備室布置狀態(tài)Fig.1 arrangement of inner blind cell

1.2 運行史及歷史調(diào)查數(shù)據(jù)

1.2.1 運行史

設(shè)施運行情況、改造情況由于特殊的歷史環(huán)境下沒有留下記錄資料。核素組成情況復(fù)雜，我們?nèi)狈ζ淞私狻?/p>

1.2.2 歷史調(diào)查數(shù)據(jù)

設(shè)施與系統(tǒng)存在老化現(xiàn)象，工藝系統(tǒng)及設(shè)備內(nèi)滯留的各類放射性物質(zhì)所引起的外照射水平遠(yuǎn)超過設(shè)計屏蔽防護(hù)厚度下的劑量限值，造成人員難以靠近，因此給源項調(diào)查設(shè)計帶來了很大的麻煩。

1.2.2.1 一區(qū)

后處理工藝系統(tǒng)沒有及時全面清洗去污，造成了一區(qū)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(qū)的輻射特點是輻射熱點多、分布在不同的工藝設(shè)備中。

1.2.2.2 二區(qū)、三區(qū)

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

2 強放區(qū)域退役對源項的需求分析概述

2.1 確定源項調(diào)查的內(nèi)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(jìn)行去污而直接遠(yuǎn)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(nèi)容都要調(diào)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(tǒng)中的分布情況和積累狀態(tài)。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(xiàn)量，為此需要了解放射性物質(zhì)的位置、核素及核素活度。綜合以上兩種方案，本次調(diào)查內(nèi)容：

? 熱點分布位置及數(shù)量、熱點核素種類及其活度水平。

? 放射性物質(zhì)在系統(tǒng)內(nèi)表面的盤存情況——沾污層的厚度和平面分布。

2.2 確定一區(qū)源項調(diào)查的總體要求

? 為了方便后續(xù)對工藝系統(tǒng)的清洗去污，本調(diào)查不應(yīng)破壞設(shè)施及工藝系統(tǒng)的完整性。

? 由于設(shè)備室的劑量水平超過允許人員進(jìn)入的劑量限值，故調(diào)查不允許人員進(jìn)入。

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

2.3 確定放射性特性調(diào)查的技術(shù)路線

2.3.1 源項調(diào)查技術(shù)概述

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

這兩種方法的計算結(jié)果與源項真值相差都很大，不能適用于本次調(diào)查任務(wù)需求。本次調(diào)查對象屬于污染分布不均勻、待調(diào)查設(shè)備結(jié)構(gòu)復(fù)雜和多樣、核素變化且組成復(fù)雜、存在大量熱點的強放射性區(qū)域，因此需要運用更為貼切的技術(shù)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(xué)性能的狀態(tài)下，測定材料中放射性物質(zhì)的含量及核素組成。

2.3.2 無損測量方法在國內(nèi)外退役治理項目中的應(yīng)用經(jīng)驗

2.3.2.1 國內(nèi)情況

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

? 測量對象的幾何結(jié)構(gòu)相對固定。

? 測量環(huán)境為低本底環(huán)境。

? 核素組成及比例穩(wěn)定。

? 測量工作環(huán)境人員可達(dá)。

近年來，隨著測量實踐水平的不斷提高，測量任務(wù)的特殊性、復(fù)雜性的出現(xiàn)，無損儀表系統(tǒng)有向著個性化定制開發(fā)的發(fā)展趨勢。

2.3.2.2 國外情況

近年來掌握先進(jìn)退役技術(shù)的國家在發(fā)展源項調(diào)查技術(shù)領(lǐng)域上，除了采用通用、定型的無損儀表技術(shù)外，還從工程現(xiàn)實和技術(shù)基礎(chǔ)再出發(fā)，研究和二次開發(fā)了與工程適應(yīng)好、滿足具體測量對象并盡量減少人員受輻射照射的非標(biāo)無損測量技術(shù)，如針對某后處理廠強放區(qū)域所開發(fā)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(fā)了集無損測量、廢物分類及分揀操作于一體的成套專用設(shè)備裝置[6]，實現(xiàn)對污染土污染層深的確定、現(xiàn)場快速按放射性水平分類等的測量目標(biāo)。

以上都是無損測量的系列化應(yīng)用的成果，它以實現(xiàn)現(xiàn)場快速分析、非破壞性等為最終目的，采用模塊化設(shè)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(yīng)特定工作環(huán)境的運載裝置相結(jié)合，集成和開發(fā)的非標(biāo)測量成套裝置。

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

圖2 輻射劑量場與設(shè)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(yīng)用分析

無損測量技術(shù)利用現(xiàn)場直接獲得的測量數(shù)據(jù)和測量狀態(tài)下的場景幾何與物理信息作為基礎(chǔ)，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(shù)得到服從某一統(tǒng)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(shù)學(xué)表達(dá)式如下：

幾何效率和本征效率構(gòu)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(fā)生光電效應(yīng)、產(chǎn)生計數(shù)的一種固有特性，該物理量是由晶體本身的生長結(jié)構(gòu)所決定，在現(xiàn)場測量前由NIST標(biāo)準(zhǔn)源進(jìn)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(fā)射γ光子中如圖3所示，能夠進(jìn)入探測器有效體積內(nèi)的光子數(shù)量只占總發(fā)射光子數(shù)量的一部分，這一比例就是探測器的現(xiàn)場幾何效率。雖然進(jìn)入探測器的射線是隨機的，但服從統(tǒng)計分布規(guī)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(fā)生特定衰變方式所占的比例。根據(jù)特征峰對核素種類識別，再由衰變圖查得分支比。計數(shù)是指由γ譜儀測得感興趣核素的全能峰脈沖計數(shù)。

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(xiàn)場測量數(shù)據(jù)主要圍繞求解幾何效率。影響探測器的現(xiàn)場幾何效率參數(shù)包括：輻射源幾何形狀、探測器位置、射線路徑所經(jīng)過的吸收衰減層等現(xiàn)場因素有關(guān)?，F(xiàn)場測量γ光子計數(shù)的同時測得這些物理參數(shù)，將這些參數(shù)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(diào)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(shù)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(nèi)容是輻射場景中，對某一個輻射源需要調(diào)查的源項信息匯總。

表2 無損測量組合式調(diào)查信息匯總

3.3 無損測量技術(shù)可行性分析

無損測量技術(shù)由一次(現(xiàn)場)儀表和配套的數(shù)據(jù)分析、處理軟件組成，一次儀表在強放設(shè)備室內(nèi)執(zhí)行數(shù)據(jù)測量、采集任務(wù)，其余儀表部分均設(shè)在清潔的非放控制區(qū)域，信號通過線纜遠(yuǎn)程傳輸，此外一次儀表的開關(guān)量可支持遠(yuǎn)程發(fā)送，故執(zhí)行本次無損測量任務(wù)的儀表系統(tǒng)的機械與電氣接口經(jīng)整合、集成后，可支持遠(yuǎn)距離操作。

此外，組合式無損測量儀表的尺寸規(guī)格，還要求能夠在狹窄的設(shè)備室工作環(huán)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(tǒng)取樣分析作為補充數(shù)據(jù)的輔助手段，并借助遠(yuǎn)距離操作來實現(xiàn)對一區(qū)強放設(shè)備室的調(diào)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(shù)據(jù)精度最高：不對系統(tǒng)造成破壞，結(jié)構(gòu)保持完整，而拿到了滿足退役及后續(xù)廢物管理質(zhì)量要求的數(shù)據(jù)。

? 數(shù)據(jù)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(jié)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(luò)了某些區(qū)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(yōu)：完成了人員不可達(dá)場所下的放射性特性調(diào)查：狹窄空間不能實現(xiàn)取樣操作，或是高劑量場環(huán)境不能實現(xiàn)取樣操作的死區(qū)。

? 二次廢物量最?。翰恍枰硬僮?，不會產(chǎn)生二次廢物，節(jié)約時間和費用。

? 工期與費用最小：在滿足同等數(shù)據(jù)質(zhì)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(diào)查工期；無損測量在保證最低檢測限的數(shù)據(jù)質(zhì)量前提下可以取得更多的數(shù)據(jù)。

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

? 數(shù)據(jù)獲取最及時：能夠?qū)崟r對去污、拆除和廢物回取等作業(yè)進(jìn)行退役過程監(jiān)測，定量分析核實源項的變化。

4 后處理廠強放區(qū)域源項調(diào)查總體設(shè)計探索

4.1 確定一區(qū)調(diào)查用無損測量技術(shù)的設(shè)計基準(zhǔn)

4.1.1 非結(jié)構(gòu)工作環(huán)境對遠(yuǎn)距離操作裝置的要求

針對設(shè)備室屬于非結(jié)構(gòu)工作環(huán)境，因此無法采用定型操作，需要結(jié)合具體對象隨時調(diào)整動作。

4.1.2 測量工藝對遠(yuǎn)距離操作裝置的要求

針對輻射源在設(shè)備室、工藝系統(tǒng)內(nèi)的分布無規(guī)律，操作裝置的調(diào)查范圍要能夠涵蓋設(shè)備室各方位，行程覆蓋設(shè)備室層深的各個高度，同時要能夠?qū)崿F(xiàn)精細(xì)化定位。

針對設(shè)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(chǎn)生干擾，要采取措施防止干擾。

針對本次操作條件惡劣——設(shè)備室內(nèi)照明條件和觀察條件都很差，環(huán)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(shù)特點為非接觸式測量，整個調(diào)查儀表動作較為簡單，綜合以上因素要求承擔(dān)運載功能的遠(yuǎn)距離裝置既簡單、又穩(wěn)妥可靠，目的在于便于人員操作控制。

為了得到準(zhǔn)確的放射性活度計算結(jié)果，要使現(xiàn)場測量的各類數(shù)據(jù)具有相關(guān)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(diào)查涉及的一區(qū)設(shè)備室、熱室。

4.1.3 輻射環(huán)境對儀表屏蔽與耐輻照的要求

按照一區(qū)吊測的γ劑量率最大值作為輻射儀表的屏蔽設(shè)計基準(zhǔn)。

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(zhǔn)。

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(diào)查對象相互碰撞。

成套測量裝置在正常調(diào)查狀態(tài)和發(fā)生事故狀態(tài)下，如發(fā)生廠房停電時，都要有相應(yīng)的應(yīng)急和維修措施。

一區(qū)輻射危害大，本次對調(diào)查需要開啟屏蔽隔離一區(qū)的活動屏蔽板，這就使原有輻射分區(qū)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(guān)鍵測量動作，應(yīng)采用可視化驗證技術(shù)的可行性和可操作性，使測量方案貼近現(xiàn)場實際狀態(tài)，減小方案的不確定性。

成套儀表測量裝置應(yīng)易于去污，易于收放以及在廠房二區(qū)內(nèi)轉(zhuǎn)運。

4.2 一區(qū)調(diào)查總體設(shè)計中的關(guān)鍵技術(shù)問題論述

4.2.1 調(diào)查儀表通行路徑

早期后處理廠在設(shè)計和建造原則上缺乏對退役的考慮，設(shè)備室內(nèi)沒有預(yù)留供調(diào)查、拆除和回取機具進(jìn)出的通道和可施展的空間，這大大增加了調(diào)查的復(fù)雜性和困難程度[9]。一區(qū)調(diào)查路徑是在設(shè)備室活動屏蔽板正下方、由頂至底無障礙的貫通區(qū)域，作為本次調(diào)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(qū)各設(shè)備室(熱室)的通行路徑，目的是提出調(diào)查用各儀表的規(guī)格和設(shè)計要求。

4.2.2 解決數(shù)據(jù)的相關(guān)一致性問題

為了確保測量過程中的數(shù)據(jù)具有相關(guān)一致性，需要使各儀表測量姿態(tài)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(dá)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(zhǔn)直儀需要具有伸縮和可調(diào)節(jié)立體張角的功能，使準(zhǔn)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(diào)查數(shù)據(jù)的精度問題

數(shù)據(jù)的相關(guān)一致性是保證數(shù)據(jù)質(zhì)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(tài)防抖動措施，由運載裝置(升降機構(gòu)及云臺)與夾持器共同保證，確保測量數(shù)據(jù)無波動。

劑量率的測量精度在≤±5%[10，11]，由準(zhǔn)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(shù)據(jù)質(zhì)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(zhǔn)直后的劑量率>2μSv/h且≤5μSv/h[10，11]，由準(zhǔn)直儀的屏蔽性能保證，確保獲取的是合格的計數(shù)信號。

以上數(shù)據(jù)質(zhì)量的精度指標(biāo)是根據(jù)無損測量技術(shù)方法所確定。

4.2.5 調(diào)查裝置的可視化設(shè)計驗證

為了保證成套調(diào)查設(shè)備通行以及測量操作的可行性，設(shè)計階段采用了虛擬現(xiàn)實技術(shù)對測量設(shè)備和關(guān)鍵測量操作進(jìn)行了可視化驗證，如圖5所示。在仿真模擬過程中發(fā)現(xiàn)了測量場景中確實存在輻射源干擾作用，通過修改準(zhǔn)直儀的視野角調(diào)整范圍，從而完善了準(zhǔn)直儀的設(shè)計參數(shù)。

圖5 在線工藝系統(tǒng)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(yuǎn)距離操作裝置攜帶和運載至設(shè)備室內(nèi)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(gòu)成，對應(yīng)執(zhí)行在廠房二區(qū)內(nèi)的轉(zhuǎn)運、設(shè)備室內(nèi)的起升與下降、可水平旋轉(zhuǎn)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(huán)境和狹窄空間內(nèi)執(zhí)行復(fù)雜的特性調(diào)查任務(wù)的一種遠(yuǎn)距離操作裝置。

圖6 供輻射特性調(diào)查用的成套核儀器與遠(yuǎn)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(jié)果的應(yīng)用展望

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

6 結(jié)論

后處理工藝強放區(qū)域的初始源項調(diào)查工作，是后處理廠強放區(qū)域退役工作的開局。本文所論述的內(nèi)容，盡管在以往的退役設(shè)計與工程實踐中未涉及到，但通過運用和掌握新技術(shù)，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(fù)雜的應(yīng)用形式。本研究還涉及了多項技術(shù)的融合，包括遠(yuǎn)距離操作技術(shù)、虛擬現(xiàn)實技術(shù)等技術(shù)。其中遠(yuǎn)距離操作運用了一種面向簡單任務(wù)、機動性與靈活性與本次調(diào)查工藝相適應(yīng)的成套裝置，并未涉及與對象發(fā)生接觸作用、任務(wù)類型復(fù)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(qū)域遠(yuǎn)距離拆除的總體設(shè)計積累了經(jīng)驗。此外，運用虛擬現(xiàn)實技術(shù)進(jìn)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(qū)域的退役設(shè)計與實施在安全、有序下開展奠定基礎(chǔ)。

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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(xiàn)主要從事第三代壓水堆核電站總體設(shè)計與研究工作

TL249

A

0258-0918(2016)04-0539-09