乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究

谢小龙，吴德慧，陈永望，王 冠，米爱军，王 勇

(1.南华大学，湖南衡阳421001；2.中国核电工程有限公司，北京100840；3.清华大学，北京100084)

乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究

谢小龙1，2，吴德慧1，2，陈永望2，3，王 冠2，米爱军2，王 勇2

(1.南华大学，湖南衡阳421001；2.中国核电工程有限公司，北京100840；3.清华大学，北京100084)

随着退役治理专项工作的有序推进，我国早期乏燃料后处理等设施现已转入退役关键阶段，获得放射性特性数据等是退役前必须做的重要工作。本文首次依据我国遗留后处理厂退役初始源项调查科研任务，以工程现状、退役对源项的需求和测量技术基础作为出发点，确定了强放区域的调查原则、调查要求，通过系统设计，集成开发了以无损测量方法作为主要调查手段、面向在线工艺系统的放射性特性调查成套测量技术，为后处理厂强放区域退役奠定了源项基础。本文重点论述了总体设计中遇到的关键技术问题，以及如何运用这些技术解决问题。该方法的总体设计思路具有示范作用，可以作为设计复杂退役调查技术决策的重要依据。

乏燃料后处理厂；退役初始源项调查；源项；无损测量

放射性特性是退役工作的起点，它确定了退役工程的设计基准，同时还决定着退役技术路线的走向，例如确定去污是否必要，如何开展拆除操作，对应的辐射防护措施是否恰当。此外，估算各类废物量，评估工程投资与进度，风险识别等工程要素方面都由源项所决定。可以说没有扎实可靠的源项信息，所制定的退役方案就是纸上谈兵。

早期乏燃料后处理厂源项调查难度大，一方面有调查对象存在剂量高、热点多、缺乏运行和改造资料造成的原因，另一方面从退役设计出发对源项的内容和要求，采用传统的调查技术并不能获取有效的调查信息，需要先进的调查技术来实现。

历史上曾对某早期后处理厂开展过退役可行性研究的设计工作，但由于当时源项不清楚，未能论证清楚退役方案的安全性、技术的可行性和经济的合理性，源项成为了这个项目退役向前推进的掣肘。

近年来，国外掌握先进退役技术的国家，从复杂的退役工程需求出发，研发了退役源项调查的无损检测分析技术[1]，既满足了复杂的退役工程需求，又大大降低了工作人员剂量负担和经济代价。但就具体工程特点，需要对无损检测技术进行非标设计和定制开发。

本文依据早期后处理厂退役初始源项调查科研任务，在深入了解后处理工艺、无损检测分析技术方法和技术实现途径的基础上，通过与国内资深无损测量专家、技术应用单位及辐射测量仪表从业人员的密切技术合作，最终形成了以无损测量为主要调查技术手段对后处理厂强放区域的源项调查方案，填补了国内该领域调查工作的技术空白。

退役初始源项调查工作既包括系统现状调查，又包括残留的放射性特性调查，本文介绍的内容针对的是放射性特性的调查。

1 调查对象的基本情况

1.1 后处理厂房辐射分区及布置特点概述

早期乏燃料后处理厂的辐射工作场所，对同为控制区、但照射或污染水平存在较大变化的局部区域，进一步划分为三个控制子区，以下简称一区、二区和三区。后处理厂强放区域是一区区域，它的工艺设备、管道因接触强放射性物质，故被包容在具有屏蔽和密封作用的钢筋混凝土设备室及箱室类设备之中，属于防护措施要求最高的区域。二区布置有箱室类设备的检修区、同时是对一区设备室内设备定期进行检修和更换的厂房区域，它的照射或污染水平仅次于一区。三区则是人员可以经常停留用于操作与控制的厂房区域，具有潜在的放射性照射危害，需要辐射监测。

三个辐射分区之间由建筑结构实现实体划分，各区之间由有组织的气流和负压梯度保证气密性。

正常运行状态下一区不允许人员进入，仅在工厂维修时经过系统清洗去污、达到剂量要求下方可允许人员进入。该区域属于非结构工作环境，如图1所示。非结构工作环境是指包容乏燃料后处理工艺系统、且具有屏蔽和密封作用的封闭空间，其中设备、管道、支架布置密集，上下叠放布置，属于非结构空间。工艺管线被敷设在设备室不同高度上，呈整体纵横交错的状态。

图1 设备室布置状态Fig.1 arrangement of inner blind cell

1.2 运行史及历史调查数据

1.2.1 运行史

设施运行情况、改造情况由于特殊的历史环境下没有留下记录资料。核素组成情况复杂，我们缺乏对其了解。

1.2.2 历史调查数据

设施与系统存在老化现象，工艺系统及设备内滞留的各类放射性物质所引起的外照射水平远超过设计屏蔽防护厚度下的剂量限值，造成人员难以靠近，因此给源项调查设计带来了很大的麻烦。

1.2.2.1 一区

后处理工艺系统没有及时全面清洗去污，造成了一区剂量水平很高的状况(辐射剂量水平从几个到几十mSv/h，最大值大于100mSv/h)。一区的辐射特点是辐射热点多、分布在不同的工艺设备中。

1.2.2.2 二区、三区

厂房二区、三区内到处杂乱堆放废物现象普遍，该区存在热点多、本底剂量水平普遍较高的状态(辐射剂量水平从几百到上千μSv/h)。

2 强放区域退役对源项的需求分析概述

2.1 确定源项调查的内容

综合考虑退役方案有两种，即：

(1) 清洗去污后拆除的退役方案。

(2) 不进行去污而直接远距离拆除的退役方案。

目前这两种方案都具有可能性，因此，对这两种退役方案需要的源项内容都要调查。对于第一种方案，重点要在去污前需要了解放射性在工艺系统中的分布情况和积累状态。对于第二种方案，重点需要掌握各辐射源对辐射剂量场的贡献量，为此需要了解放射性物质的位置、核素及核素活度。综合以上两种方案，本次调查内容：

• 热点分布位置及数量、热点核素种类及其活度水平。

• 放射性物质在系统内表面的盘存情况——沾污层的厚度和平面分布。

2.2 确定一区源项调查的总体要求

• 为了方便后续对工艺系统的清洗去污，本调查不应破坏设施及工艺系统的完整性。

• 由于设备室的剂量水平超过允许人员进入的剂量限值，故调查不允许人员进入。

• 由于二、三区的本底剂量率水平普遍较高，应尽量减少人员在此区域的停留和操作。

2.3 确定放射性特性调查的技术路线

2.3.1 源项调查技术概述

以往在遗留后处理厂、反应堆工程等退役项目中对在线工艺系统的残留放射性的盘存量估计，通常采用的源项调查方法有：

(1) 取样分析方法。

(2) 剂量率——活度反推计算方法。

表1 我国后处理厂退役常用的源项调查方法

这两种方法的计算结果与源项真值相差都很大，不能适用于本次调查任务需求。本次调查对象属于污染分布不均匀、待调查设备结构复杂和多样、核素变化且组成复杂、存在大量热点的强放射性区域，因此需要运用更为贴切的技术方法。

无损测量方法是成熟的放射性同位素测量及定量分析方法，它在不损伤被测材料、不改变其物理、化学性能的状态下，测定材料中放射性物质的含量及核素组成。

2.3.2 无损测量方法在国内外退役治理项目中的应用经验

2.3.2.1 国内情况

无损测量方法在国内退役治理领域中有着广泛的应用，如引进国外定型仪表产品ISOCS(In-situ Object Counting System)——现场放射性物质定量检测系统，对废物的放射性含量进行现场快速测定。在放射性废物管理领域中，采用γ及X射线分层扫描(Segmented Gamma Scan、Tomographic Gamma Scanning)技术[2]在废物整备环节，对桶内放射性进行定量测定。这些属于无损测量方法较为简单的一种应用形式，其特点是：

• 测量对象的几何结构相对固定。

• 测量环境为低本底环境。

• 核素组成及比例稳定。

• 测量工作环境人员可达。

近年来，随着测量实践水平的不断提高，测量任务的特殊性、复杂性的出现，无损仪表系统有向着个性化定制开发的发展趋势。

2.3.2.2 国外情况

近年来掌握先进退役技术的国家在发展源项调查技术领域上，除了采用通用、定型的无损仪表技术外，还从工程现实和技术基础再出发，研究和二次开发了与工程适应好、满足具体测量对象并尽量减少人员受辐射照射的非标无损测量技术，如针对某后处理厂强放区域所开发的专用无损测量成套仪表装置[3-5]。又如针对核厂址受污染的海量级放射性污染土的回取、分类的工程测量需要，开发了集无损测量、废物分类及分拣操作于一体的成套专用设备装置[6]，实现对污染土污染层深的确定、现场快速按放射性水平分类等的测量目标。

以上都是无损测量的系列化应用的成果，它以实现现场快速分析、非破坏性等为最终目的，采用模块化设计，将通用的仪表探测器与通用和或、专用计算程序，再与适应特定工作环境的运载装置相结合，集成和开发的非标测量成套装置。

无损测量技术可以提供比以往更为全面和详细的源项信息，这对减小人员受照剂量、增大优化深度具有显著意义。特别是对污染严重、剂量水平高的强放区域而言，由于退役场景中的辐射源和人员作业都是不断变化的，欧美等国家发展了将无损测量技术、剂量学和虚拟现实相结合、融合如图2所示，设计者可以借助计算机事先通过反复的模拟操作，制订更为详细的操作方案，而且更加符合现场实际情况，最终提高了辐射防护优化指标。

图2 辐射剂量场与设备室仿真模型叠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 无损测量原理分析

3.1 无损测量方法应用分析

无损测量技术利用现场直接获得的测量数据和测量状态下的场景几何与物理信息作为基础，利用蒙特卡罗计算方法模拟大量通过探测器晶体的单个γ光子的完整生命历程(包含一个γ光子在晶体中完全被吸收或逃脱)，模拟追踪其历史的每一个步骤，按照给定的分布函数得到服从某一统计分布的探测效率[7，8]。运用无损测量方法计算辐射源源强(活度)的数学表达式如下：

几何效率和本征效率构成了探测效率。其中本征效率是描述探测器晶体对不同能γ光子发生光电效应、产生计数的一种固有特性，该物理量是由晶体本身的生长结构所决定，在现场测量前由NIST标准源进行本征效率刻度确定该特征值。几何效率是指辐射源呈四π角向各方位发射γ光子中如图3所示，能够进入探测器有效体积内的光子数量只占总发射光子数量的一部分，这一比例就是探测器的现场几何效率。虽然进入探测器的射线是随机的，但服从统计分布规律，可以利用基于蒙特卡罗方法的粒子输运程序求解。分支比是核素发生特定衰变方式所占的比例。根据特征峰对核素种类识别，再由衰变图查得分支比。计数是指由γ谱仪测得感兴趣核素的全能峰脉冲计数。

图3 γ辐射源测量示意[3]Fig.3 Schematic diagram of emission photon and measurement of gamma radiation source

因此，本方法现场测量数据主要围绕求解几何效率。影响探测器的现场几何效率参数包括：辐射源几何形状、探测器位置、射线路径所经过的吸收衰减层等现场因素有关。现场测量γ光子计数的同时测得这些物理参数，将这些参数输入到计算效率刻度因子的无源效率刻度软件中，即可求出辐射源活度。

3.2 无损测量方法计算需要调查的组合式信息及获取方式

由以上原理分析可以看出，单项技术不能完成核素及放射性活度的测定，需要采用组合式的测量仪表。表2中的内容是辐射场景中，对某一个辐射源需要调查的源项信息汇总。

表2 无损测量组合式调查信息汇总

3.3 无损测量技术可行性分析

无损测量技术由一次(现场)仪表和配套的数据分析、处理软件组成，一次仪表在强放设备室内执行数据测量、采集任务，其余仪表部分均设在清洁的非放控制区域，信号通过线缆远程传输，此外一次仪表的开关量可支持远程发送，故执行本次无损测量任务的仪表系统的机械与电气接口经整合、集成后，可支持远距离操作。

此外，组合式无损测量仪表的尺寸规格，还要求能够在狭窄的设备室工作环境中自由通行。

3.4 无损测量方法对本项目的作用与意义

以无损测量为主、传统取样分析作为补充数据的辅助手段，并借助远距离操作来实现对一区强放设备室的调查，与取样分析和剂量率—活度计算方法相比，其作用与意义在于：

• 数据精度最高：不对系统造成破坏，结构保持完整，而拿到了满足退役及后续废物管理质量要求的数据。

• 数据代表性最好：是对整体性污染情况的定量分析，而非偏重与某一取样部位，不仅能给出盘存量的分析结果，还可以给出这些盘存量的分布情况——既考虑到了污染在整体上存在均匀性分布的特点，又包络了某些区域存在辐射源热点的情况，实际上更全面、比取样更具有代表性。

• 人员受照剂量最优：完成了人员不可达场所下的放射性特性调查：狭窄空间不能实现取样操作，或是高剂量场环境不能实现取样操作的死区。

• 二次废物量最小：不需要取样操作，不会产生二次废物，节约时间和费用。

• 工期与费用最小：在满足同等数据质量要求的前提下，无损测量费用较小、人员受照剂量也较小，并且缩短了调查工期；无损测量在保证最低检测限的数据质量前提下可以取得更多的数据。

• 能够调查复杂对象：能够得到复杂辐射情况(核素组成不同，污染分布的不均匀)以及机械结构复杂或尺寸庞大的设备体的残留放射性特性数据，解决了取样分析和剂量率—活度计算得不到的数据，填补数据空白。

• 数据获取最及时：能够实时对去污、拆除和废物回取等作业进行退役过程监测，定量分析核实源项的变化。

4 后处理厂强放区域源项调查总体设计探索

4.1 确定一区调查用无损测量技术的设计基准

4.1.1 非结构工作环境对远距离操作装置的要求

针对设备室属于非结构工作环境，因此无法采用定型操作，需要结合具体对象随时调整动作。

4.1.2 测量工艺对远距离操作装置的要求

针对辐射源在设备室、工艺系统内的分布无规律，操作装置的调查范围要能够涵盖设备室各方位，行程覆盖设备室层深的各个高度，同时要能够实现精细化定位。

针对设备室存在其他辐射源以及高辐射本底水平都对待测对象会产生干扰，要采取措施防止干扰。

针对本次操作条件恶劣——设备室内照明条件和观察条件都很差，环境特征存在一定的未知性，仪表本身精密、且易损，无损测量技术特点为非接触式测量，整个调查仪表动作较为简单，综合以上因素要求承担运载功能的远距离装置既简单、又稳妥可靠，目的在于便于人员操作控制。

为了得到准确的放射性活度计算结果，要使现场测量的各类数据具有相关一致性。

成套测量装置要具有一定的通用性，能够胜任本次调查涉及的一区设备室、热室。

4.1.3 辐射环境对仪表屏蔽与耐辐照的要求

按照一区吊测的γ剂量率最大值作为辐射仪表的屏蔽设计基准。

按照最大γ剂量率、估计的工期及工作模式作为各类仪表的耐辐照要求基准。

4.1.4 安全功能要求

针对测量装置运载的测量仪表多为易损件，要防止仪表与运载装置自身以及在通行过程中与调查对象相互碰撞。

成套测量装置在正常调查状态和发生事故状态下，如发生厂房停电时，都要有相应的应急和维修措施。

一区辐射危害大，本次对调查需要开启屏蔽隔离一区的活动屏蔽板，这就使原有辐射分区的防御屏障受到破坏，因此要有防止污染扩散措施，避免或减小不必要的人员受照剂量。

针对关键测量动作，应采用可视化验证技术的可行性和可操作性，使测量方案贴近现场实际状态，减小方案的不确定性。

成套仪表测量装置应易于去污，易于收放以及在厂房二区内转运。

4.2 一区调查总体设计中的关键技术问题论述

4.2.1 调查仪表通行路径

早期后处理厂在设计和建造原则上缺乏对退役的考虑，设备室内没有预留供调查、拆除和回取机具进出的通道和可施展的空间，这大大增加了调查的复杂性和困难程度[9]。一区调查路径是在设备室活动屏蔽板正下方、由顶至底无障碍的贯通区域，作为本次调查仪表的通行通道。测量路径的位置要使测量仪表能够直接“看到”测量对象。确定一区各设备室(热室)的通行路径，目的是提出调查用各仪表的规格和设计要求。

4.2.2 解决数据的相关一致性问题

为了确保测量过程中的数据具有相关一致性，需要使各仪表测量姿态保持同轴，并处于同一测量起始原点的位置，为此需要配套专用的仪表夹持器将仪表捆绑、固定达到组合的目的。

4.2.3 解决辐射源的空间干扰问题

为了解决其他辐射源对测量对象的干扰，需要限定仪表探测器的视野范围，为此准直仪需要具有伸缩和可调节立体张角的功能，使准直仪的立体角范围使探测器只“看见”待测辐射源，从而降低或排除测量场景中其他辐射源以及高辐射剂量本底水平对待测对象的干扰。

图4 解决辐射源相互的干扰措施Fig.4 Technical measures to solve mutual interference among radiation sources

4.2.4 调查数据的精度问题

数据的相关一致性是保证数据质量精度的前提条件之一，具体在测量过程中采取以下措施：

测量状态防抖动措施，由运载装置(升降机构及云台)与夹持器共同保证，确保测量数据无波动。

剂量率的测量精度在≤±5%[10，11]，由准直措施、防抖动措施及符合精度要求的剂量仪表共同保证，从而确保计算放射性活度修正因子数据质量。

探测器与辐射源之间的测距精度≤±3%[10，11]，由激光测距仪+防抖动措施共同保证，从而确保计算放射性活度精度。

准直后的剂量率>2μSv/h且≤5μSv/h[10，11]，由准直仪的屏蔽性能保证，确保获取的是合格的计数信号。

以上数据质量的精度指标是根据无损测量技术方法所确定。

4.2.5 调查装置的可视化设计验证

为了保证成套调查设备通行以及测量操作的可行性，设计阶段采用了虚拟现实技术对测量设备和关键测量操作进行了可视化验证，如图5所示。在仿真模拟过程中发现了测量场景中确实存在辐射源干扰作用，通过修改准直仪的视野角调整范围，从而完善了准直仪的设计参数。

图5 在线工艺系统测量方案可视化验证Fig.5 Verify scenario of in-situ on line measurement in visualization

测量装置的成套测量仪表由远距离操作装置携带和运载至设备室内的指定测量位置。该操作装置由移动式小车、伸缩套筒、云台以及夹持器构成，对应执行在厂房二区内的转运、设备室内的起升与下降、可水平旋转和俯仰运动以及将各仪表组合、成套的功能，如图6所示。该装置是一种能够携带组合式测量仪表在强辐射环境和狭窄空间内执行复杂的特性调查任务的一种远距离操作装置。

图6 供辐射特性调查用的成套核仪器与远距离操作装置集成装置Fig.6 Integration of nuclear instrumental device and corresponding remote handling carrier for conducting radiological characterization

5 无损测量源项结果的应用展望

采用无损测量方法获取的源项信息，对强放区域退役后续还可以开展更为深层次的剂量评价工作。

6 结论

后处理工艺强放区域的初始源项调查工作，是后处理厂强放区域退役工作的开局。本文所论述的内容，尽管在以往的退役设计与工程实践中未涉及到，但通过运用和掌握新技术，退役便可指日可待、顺理成章。

本文中的无损测量的一种较为复杂的应用形式。本研究还涉及了多项技术的融合，包括远距离操作技术、虚拟现实技术等技术。其中远距离操作运用了一种面向简单任务、机动性与灵活性与本次调查工艺相适应的成套装置，并未涉及与对象发生接触作用、任务类型复杂、操作功能更为全面等的退役需求，但这也是一次成功的尝试，为今后开展强放区域远距离拆除的总体设计积累了经验。此外，运用虚拟现实技术进行可视化验证，即是对冷台架验证的有效补充，大大减小了方案的不确定性和搭建实物台架的工作量。

随着本项目的实施，将为我国后处理厂强放区域的退役设计与实施在安全、有序下开展奠定基础。

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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

谢小龙(1979—)，男，陕西西安人，高级工程师，本科，现主要从事第三代压水堆核电站总体设计与研究工作

TL249

A

0258-0918(2016)04-0539-09