核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法

技术领域

本发明涉及核电厂核设施退役领域，尤其涉及一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法。

背景技术

核电厂压力容器顶盖由顶盖封头和顶盖法兰组成，通过顶盖法兰与压力容器筒体、下封头构成一回路压力边界。压力容器顶盖封头焊有三只吊耳和几十根贯穿件(包括一根排气接管座、几十根控制棒驱动机构管座、多根堆芯测量和水位测量接管座)，这些接管座均是焊接件，采用J型坡口与顶盖封头插入式焊接。

压力容器及顶盖结构见图1，其包括下封头101、接管及支撑102、顶盖法兰103、螺栓、螺母104、吊耳105、顶盖封头106、排气接管107、控制棒驱动机构接管108、堆芯测量与水位量接管109、导向螺栓110以及压力容器筒体111。

接管座与顶盖封头焊接示意图见图2，其包括承压焊缝701、接管座702、顶盖封头703、J型坡口704、焊缝705以及堆焊层706。

核电厂在功率运行期间，压力容器内的反应堆堆芯进行链式裂变反应释放出大量中子，将压力容器筒体、下封头、顶盖封头及管座、顶盖法兰的低合金钢母材中非放射性核素铁(Fe)、锰(Mn)、镍(Ni)与钼(Mo)活化为放射性核素Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63和Mo-93。同时一回路冷却剂系统内活化腐蚀产物(主要放射性核素为Cr-51、Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63和Mo-93、Ag-108m和Ag-110m)在压力容器筒体和顶盖内表面附着沉积形成表面放射性沾污。这些表面放射性沾污辐射热点是核电厂旧顶盖处理的主要辐射来源。

反应堆在功率运行期间受温度、压力和热膨胀等因素影响，贯穿件(接管座)材料本身有应力腐蚀的倾向，顶盖相接触的贯穿件(接管座)诱发应力腐蚀裂纹(以下简称“PWSCC”)；同时顶盖封头与贯穿件之间的焊缝及热影响区还可能存在残余应力诱发应力腐蚀开裂。顶盖贯穿件贯穿性应力腐蚀裂纹导致一回路冷却剂泄漏，泄漏的冷却剂腐蚀顶盖母材金属，导致顶盖母材金属壁厚减薄，从而威胁一回路压力边界结构完整性及核电厂运行安全。

1991年9月，法国首次发现控制棒驱动机构和仪表测量接管座出现裂纹，导致一回路冷却剂泄漏，随后多国对本国压水堆核电站反应堆压力容器顶盖进行了无损检验，发现近2％的顶盖贯穿件(接管座)存在轴向裂纹。有些核电站因其压力容器顶盖贯穿件应力腐蚀严重或顶盖材料对应力腐蚀裂纹敏感(PWSCC)，更换了压力容器顶盖。我国大亚湾核电厂分别在2003年3月和2004年11月完成了2号机组和1号机组顶盖更换。2007年12月国家核安全局批准了秦山核电厂压力容器顶盖更换的申请。

经理论计算，大亚湾核电厂旧顶盖更换时顶盖的活化产物和表面沉积物的总放射性活度约6.52×10

目前国内只有大亚湾核电厂和秦山核电厂完成压力容器旧顶盖的更换，实施了压力容器旧顶盖长期贮存。

压力容器旧顶盖更换前，根据堆芯的中子分布，模拟计算了压力容器顶盖被中子活化的放射性核素种类及各活化总的放射性水平，估算了一回路冷却剂中活化腐蚀产物在压力容器顶盖内表面沉积的放射性核素种类及各核素的总活度。

压力容器旧顶盖更换后，在反应堆厂房使用工业吸尘器对顶盖内、外表面进行除尘处理，使用去污剂对压力容器内、外表面进行擦洗和清洁，将绝大部分松散的放射性微尘从压力容器内外表面剥离。

完成压力容器旧顶盖除尘和清洁后，使用便携式长杆剂量率仪测量顶盖内表面和外表面剂量率。为防止压力容器外表面未处理干净的放射性微尘扩散，在压力容器旧顶盖外围用塑料薄膜包裹。使用屏蔽套筒对压力容器旧顶盖进行包装，由平板车将压力容器旧顶盖包装体转运至独立隔间内长期贮存。

现有技术仅通过理论方法计算了压力容器旧顶盖的活化源项(包括放射性核素种类及总活度)，估算了顶盖内表面沉积的放射性核素种类及总活度。对于长期贮存后的旧顶盖处理和处置，该技术存在的缺陷主要包括：

1.受堆芯中子通量变化影响和理论计算方法的局限，理论计算得到的顶盖活化源项与顶盖实际源项相差较大，不能真实反映旧顶盖各区域的活化源项；

2.一回路冷却剂中腐蚀产物沉积机理复杂，在旧顶盖内表面沉积不均匀，无法给出旧顶盖内表面腐蚀产物沉积具体分布及活度水平。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置，用于对旧顶盖进行源项调查，所述旧顶盖分为复用顶盖以及退役顶盖，包括：支撑机构、定位机构、探测机构以及控制机构；

所述支撑机构用于对所述复用顶盖或者所述退役顶盖进行定位支撑；

所述探测机构安装于所述定位机构上，用于对所述复用顶盖或者退役顶盖进行检测；

所述控制机构与所述定位机构以及所述探测机构均通讯连接，用于控制所述定位机构移动以及接收来自所述探测机构采集的信息。

在一些实施例中，所述定位机构包括第一导轨、侧支架、第二导轨、第三导轨以及第一驱动装置；

所述侧支架的底端与所述第一导轨连接，所述侧支架的顶端与所述第二导轨连接；

所述第三导轨设于所述第二导轨上，且与所述第二导轨垂直连接；

所述第一导轨与所述第二导轨均沿X方向设置，所述第三导轨沿Y方向设置；

所述第一驱动装置用于驱动所述第三导轨在所述第二导轨上移动。

在一些实施例中，所述探测机构包括探测底座、γ能谱测量装置、剂量率测量装置以及第二驱动装置；

所述探测底座设于所述第三导轨上；

所述γ能谱测量装置和所述剂量率测量装置相对设于所述探测底座上；

所述第二驱动装置用于驱动所述探测底座在所述第三导轨上移动。

在一些实施例中，还包括取样机构，所述取样机构包括取样底座、取样组件以及第三驱动装置；

所述取样底座设于所述第三导轨上；

所述取样组件设于所述取样底座上用于对所述退役顶盖进行取样；

所述第三驱动装置用于驱动所述取样底座在所述第三导轨上移动。

在一些实施例中，所述取样组件包括取样主机、取样机械臂、取样头、取样导管以及取样瓶；

所述取样主机设于所述取样底座上用于控制所述取样机械臂和所述取样头移动；

所述取样头通过所述取样导管将样品收集在所述取样瓶中。

在一些实施例中，所述支撑机构包括与地面连接的支撑架，所述支撑架与所述复用顶盖或者所述退役顶盖通过紧固件连接。

在本实施例中，还构建了一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查方法，其应用于如权利要求1-6任一项所述的核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置，其包括步骤：

步骤S1：进行复用顶盖或者退役顶盖的支撑和固定；

步骤S2：进行定位机构以及探测机构的安装和调试；

步骤S3：进行所述复用顶盖或者所述退役顶盖的源项测量；

步骤S4：对于所述复用顶盖，进行第一调查步骤S41；对于所述退役顶盖，进行第二调查步骤S42。

在一些实施例中，所述步骤S1包括：

步骤S11：在地面安装并固定支撑架；

步骤S12：利用起吊装置将所述复用顶盖或者所述退役顶盖吊起并安装于所述支撑架上，利用紧固件将所述复用顶盖或者所述退役顶盖与所述支撑架连接在一起；

其中，对于所述退役顶盖，在所述步骤S12之后，对所述退役顶盖上的接管及以及管座进行切割。

在一些实施例中，所述步骤S2包括：

步骤S21：完成所述定位机构以及所述探测机构的安装；

步骤S22：使用连接电缆将所述控制机构与第一驱动装置、第二驱动装置、第三驱动装置、γ能谱测量装置以及剂量率测量装置连接在一起；

步骤S23：将所述第一驱动装置、所述第二驱动装置、所述第三驱动装置、所述γ能谱测量装置以及所述剂量率测量装置调试至可用状态。

在一些实施例中，所述步骤S3包括：

步骤S31：使用遥控操作技术通过所述控制机构控制所述定位机构以及所述探测机构运动，且所述控制机构将所述复用顶盖或者所述退役顶盖进行网格化划分；

步骤S32：通过所述定位机构将所述探测机构移动至所述复用顶盖或者所述退役顶盖的其中一个网格处，启动所述γ能谱测量装置测量γ能谱数据，启动所述剂量率测量装置测量剂量率数据；

步骤S33：通过所述定位机构将所述探测机构移动至所述复用顶盖或者所述退役顶盖的其他网格处，直至完成所有网格处的测量；

步骤S34：使用γ能谱分析软件对测量得到的每个网格正上方顶盖的γ能谱数据进行分析，得到网格正上方顶盖区域的核素种类及活度水平，对测量得到的每个网格正上方顶盖的多个γ剂量率数据进行分析梳理统计后得出网格正上方区域的最终的γ剂量率结果。

在一些实施例中，所述第一调查步骤S41为：利用所述步骤S3中获取的所述复用顶盖各网格区域的核素成分及活度数据、γ剂量率数据以及所述复用顶盖的三维模型，计算所述复用顶盖正下方和周围区域的γ剂量场。

在一些实施例中，所述第一调查步骤S41包括：

步骤S411：将所述复用顶盖的三维模型转化成处理模块可用的三维模型数据，利用所述处理模块读取所述复用顶盖的三维模型数据；

步骤S412：将源项调查获取的所述复用顶盖上各区域的核素及活度信息输入到所述处理模块，并完成所述复用顶盖下部区域空间和周围区域的空间进行立体网格划分；

步骤S413：利用所述处理模块计算所述复用顶盖上各区域的放射性核素在所述复用顶盖下部空间和周围空间立体网格处的γ剂量率；

步骤S414：根据所述步骤S3中对所述复用顶盖源项测量得到的正下方各网格处的γ剂量率，修正所述步骤S413计算得到的γ剂量率数据，进而得到所述复用顶盖下部空间和周围空间的三维剂量场；

步骤S415：根据三维剂量场数据制定所述复用顶盖修复人员的外照射防护措施。

在一些实施例中，所述处理模块为蒙特卡洛可视化模块或者线性插值模块。

在一些实施例中，所述第二调查步骤S42为：确定退役顶盖及法兰的去污区域，开展去污后所述退役顶盖及法兰的源项调查和所述退役顶盖及法兰的取样，通过源项调查和取样样品放射化学分析后最终确定所述退役顶盖及法兰各个切割件的源项。

在一些实施例中，在所述第二调查步骤S42中，根据所述步骤S3中所述退役顶盖及法兰的源项测量结果确定所述退役顶盖及法兰的去污区域；或者

通过γ相机完成所述退役顶盖辐射热点的二维成像以确定所述退役顶盖及法兰的去污区域。

在一些实施例中，所述第二调查步骤S42包括：

步骤S421：根据所述步骤S3中所述退役顶盖及法兰的源项测量结果，结合所述退役顶盖及法兰的三维模型开展所述退役顶盖及法兰内表面活化腐蚀产物核素成分及活度水平反演，以得出所述退役顶盖及法兰内表面放射性腐蚀产物沉积的网格化区域和范围，确定所述退役顶盖及法兰的去污区域；

步骤S422：根据所述退役顶盖及法兰的预设封头切割路径，重新规划所述退役顶盖及法兰源项调查的网格，然后按照所述步骤S3完成所述退役顶盖及法兰各切割块的γ能谱及剂量率测量，同时将所述退役顶盖及法兰分为多个取样区域；

步骤S423：对所述退役顶盖及法兰的切割块进行取样；

步骤S424：根据所述步骤S422获取的测量数据、结合所述退役顶盖及法兰三维模型反演得到所述退役顶盖及法兰上每个切割块中Co-60的活度信息；

步骤S425：对所述样品开展放射化学分析，获取取样点中的取样样品核素的活度浓度，分别计算所述退役顶盖及法兰中的各个所述取样区域中所述取样样品核素的放射性活度与Co-60的放射性活度的关联因子，结合步骤S424中所述退役顶盖及法兰上每个切割块中Co-60的活度信息，计算得到所述退役顶盖每个切割块中所述取样样品核素的活度。

在一些实施例中，在所述步骤S423中，利用取样机构对所述退役顶盖及法兰进行取样；或者

使用手持电动钻头从切割块钻取样品以实现所述退役顶盖及法兰的样品取样。

在一些实施例中，在步骤S425中，所述取样样品核素包括Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63以及Mo-93。

在一些实施例中，通过公式(1)计算所述退役顶盖及法兰中的各个所述取样区域中所述核素的放射性活度与Co-60的放射性活度的关联因子Ki：

式中：Ki为取样样品核素i的放射性活度与Co-60放射性活度的关联因子；

a(i)为取样样品核素i的活度浓度，单位为Bq/kg；

a(Co-60)为取样样品中Co-60的活度浓度，单位为Bq/kg；

m为每个取样样品中用于开展放射化学分析的样品质量，单位为g。

在一些实施例中，通过公式(2)计算所述退役顶盖及法兰每个切割块中所述取样样品核素的活度B(i)：

式中：B(i)为所述退役顶盖中及法兰切割块中取样样品核素i的放射性活度，单位为Bq；

A(Co-60)为反演得到所述退役顶盖及法兰的切割块中Co-60的放射性活度，单位为Bq。

实施本发明具有以下有益效果：该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法，该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置用于对旧顶盖进行源项调查，旧顶盖分为复用顶盖以及退役顶盖，包括支撑机构、定位机构、探测机构以及控制机构，该支撑机构用于对复用顶盖或者退役顶盖进行定位支撑，该探测机构安装于定位机构上，用于对复用顶盖或者退役顶盖进行检测，该控制机构与定位机构以及探测机构均通讯连接。该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法采用了远程遥控操作技术，防止工作人员在检修的过程中受到辐射的影响，且采用了网格化源项调查技术和分区取样及核素活度关联技术，实现了对压力容器旧顶盖源项的调查和评估。

附图说明

为了更清楚地说明本发明的技术方案，下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，应当理解地，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可根据这些附图获得其他相关的附图。附图中：

图1是现有技术中的压力容器及顶盖的结构示意图；

图2是现有技术中的接管座与顶盖封头焊接的示意图；

图3是本发明一些实施例中的用于复用顶盖的核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置的结构示意图；

图4是本发明一些实施例中的用于退役顶盖的核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置的结构示意图；

图5是本发明一些实施例中的核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置的俯视图；

图6是本发明一些实施例中的退役顶盖及法兰的分区及取样点示意图；

图7是本发明一些实施例中的复用顶盖的源项调查流程图；

图8是本发明一些实施例中的退役顶盖的源项调查流程图；

图9是本发明一些实施例中的旧顶盖的源项测量流程图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。以下描述中，需要理解的是，“前”、“后”、“上”、“下”、“左”、“右”、“纵”、“横”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“头”、“尾”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系、以特定的方位构造和操作，仅是为了便于描述本技术方案，而不是指示所指的装置或元件必须具有特定的方位，因此不能理解为对本发明的限制。

还需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，“安装”、“相连”、“连接”、“固定”、“设置”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。当一个元件被称为在另一元件“上”或“下”时，该元件能够“直接地”或“间接地”位于另一元件之上，或者也可能存在一个或更多个居间元件。术语“第一”、“第二”、“第三”等仅是为了便于描述本技术方案，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量，由此，限定有“第一”、“第二”、“第三”等的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

请参阅图3至图5，是本发明一些实施例中的一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置，用于对旧顶盖进行源项调查，旧顶盖分为复用顶盖10以及退役顶盖11，包括支撑机构20、定位机构30、探测机构40以及控制机构，该支撑机构20用于对复用顶盖10或者退役顶盖11进行定位支撑，该探测机构40安装于定位机构30上，用于对复用顶盖10或者退役顶盖11进行检测，该控制机构与定位机构30以及探测机构40均通讯连接，用于控制定位机构30移动以及接收来自探测机构40采集的信息。

值得一提的是，反应堆压力容器是反应堆压力边界的重要组成部分，用于固定和包容反应堆堆芯、堆内构件和支撑件。将堆芯内核燃料的链式裂变反应限制在一个密闭的空间内进行，同一回路管道共同组成一回路冷却剂的压力边界，防止放射性物质外溢的第二道屏障。反应堆压力容器由压力容器筒体和压力容器顶盖组成，材料为Mn-Ni-Mo低合金钢。其中，顶盖是压力容器的重要组成部分，顶盖与压力容器筒体构成一回路冷却剂的压力边界。顶盖上焊有三只吊耳、一根排气管、几十根控制棒驱动机构管座、若干测量仪表管座和热电偶管座。进一步地，中子活化是指中子照射材料后，材料中原子经中子俘获而变得具有放射性的过程。俘获中子后的原子核通常会立即衰变，释放出中子、质子或α粒子同时生成新的活化产物，这些活化产物半衰期长短不一，从几秒钟到几十年都有。

进一步地，活化腐蚀产物的形成原理为：核电站一回路管道、主泵壳体、压力容器等主要结构材料为奥氏体不锈钢，蒸发器传热管材质为Inconcel600或Inconcel690。在高温高压、低溶解氧及一回路系统冷却剂对材料浸润情况下，不锈钢和镍基合金表面会形成双层膜结构。内层膜由细微晶体构成，具有保护作用的含铬多孔质晶石结构，外层是通过内层小孔扩散而析出的含铁和镍的大粒子，主要成分为四氧化三铁和镍铁氧化物之类的物质，外层结构较为疏松。材料表面外层氧化膜会溶解或悬浮在冷却剂中，随冷却剂进入堆芯被中子活化为放射性腐蚀产物，在压力容器筒体、顶盖、一回路设备及管道内表面沉积形成一层致密的络合物，进而造成设备内表面放射性沾污。

具体地，如图3所示，该支撑机构20包括支撑架201，支撑架201与复用顶盖10或者退役顶盖11通过紧固件连接。可以理解地，该支撑架201的数量为四个，该支撑架201可安装于地面上通过地钉与地面连接在一起，其用于对复用顶盖10或者退役顶盖11进行固定支撑，保证该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置工作时的稳定性和牢固性。

在一些实施例中，该定位机构30包括第一导轨301、侧支架302、第二导轨303、第三导轨304以及第一驱动装置305，该侧支架302的底端与第一导轨301连接，侧支架302的顶端与第二导轨303连接，该第一导轨301可通过紧固件安装在地面上，第三导轨304设于第二导轨303上，且与第二导轨303垂直连接，该第一导轨301与第二导轨303均沿X方向设置，第三导轨304沿Y方向设置，该第一驱动装置305用于驱动第三导轨304在第二导轨303上移动。在本实施例中，以该第一导轨301安装的方向为X方向，平面上垂直于该X方向的方向为Y方向，该第一导轨301、侧支架302、第二导轨303以及第一驱动装置305的数量均为两个，其以第三导轨304的中心面为对称中心对称设置，该第一驱动装置305可优选为伺服电机。在其他一些实施例中，该第一导轨301、侧支架302、第二导轨303以及第一驱动装置305的数量可根据实际情况进行调整，这里不做具体限定。

在一些实施例中，该探测机构40包括探测底座401、γ能谱测量装置402、剂量率测量装置403以及第二驱动装置404，该探测底座401设于第三导轨304上，该γ能谱测量装置402和剂量率测量装置403相对设于探测底座401上，该第二驱动装置404用于驱动探测底座401在第三导轨304上移动。该第二驱动装置404优选为伺服电机。可以理解地，该γ能谱测量装置402和剂量率测量装置403随着探测底座401在第三导轨304上沿Y方向移动，该γ能谱测量装置402用于获取复用顶盖10或者退役顶盖11区域范围内的γ能谱数据，该γ能谱测量装置402可以是但不限于NaI探测器、HPGe探测器或者CZT探测器。该剂量率测量装置403用于获取复用顶盖10或者退役顶盖11区域范围内的开展剂量率数据。在其他一些实施例中，为提升该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置测量的效率，该探测机构40以及第三导轨304可设为多个。在其他一些实施例中，该探测机构40还可包括γ相机，该γ相机可用于给退役顶盖11拍照同时完成顶盖辐射热点的二维成像，以给出该退役顶盖11内表面腐蚀产物沉积的放射性沾污位置。

在一些实施例中，如图4所示，该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置还包括取样机构50，当需要对该退役顶盖11完成源项调查后进行取样时，将该取样机构50安装于定位机构30上用于对退役顶盖11进行取样，该取样机构50包括取样底座501、取样组件502以及第三驱动装置503，该取样底座501设于第三导轨304上，该第三驱动装置503用于驱动取样底座501在第三导轨304上移动。该第三驱动装置503优选为伺服电机。如若进行复用顶盖10的源项调查则不需要使用该取样机构50。

其中，该取样组件502包括取样主机5021、取样机械臂5022、取样头5023、取样导管5024以及取样瓶5025，该取样主机5021设于取样底座501上用于控制取样机械臂5022和取样头5023移动，该取样头5023通过取样导管5024将样品收集在取样瓶5025中。在其他一些实施例中，也可不设有该取样机构50，可利用手持电动钻头对退役顶盖11进行取样。

可以理解地，压力容器废旧顶盖除了受到堆芯释放的中子活化还受一回路冷却剂中活化腐蚀产物颗粒沉积影响导致顶盖具有很强的放射性。对于顶盖源项调查分为复用顶盖10源项调查和长期贮存后退役顶盖11源项调查。

复用顶盖10需保证其结构完整性，不能有任何的损伤破坏。在复用顶盖10修复过程中工作人员的辐射防护对象主要是复用顶盖10活化及腐蚀产物沉积放射性核素释放的γ射线。其源项调查和测量的对象是复用顶盖10活化和腐蚀沉积的γ发射体核素，对复用顶盖10开展γ能谱测量和γ剂量率测量可实现复用顶盖10源项调查及复用顶盖10三维剂量场构建，为复用顶盖10修复人员辐射防护提供剂量场信息。

退役顶盖11的源项调查主要目的是为退役顶盖11内表面腐蚀产物沉积的去除、切割块的废物分类及退役顶盖11退役处理废物最小化提供源项数据。对于切割块的废物分类，不仅需要获取切割块的γ发射体核素放射性活度，还需要获取α和β发射体核素的活度水平。γ能谱和γ剂量率测量无法实现α和β发射体核素的活度测量，需要借助退役顶盖11取样分析，确定γ发射体特征核素放射性活度与α和β发射体核素放射性活度的关联因子。根据退役顶盖11切割前γ能谱和γ剂量率测量反演得到各切割块的γ发射体核素放射性活度结合关联因子得到切割块中α和β发射体核素放射性活度，实现退役顶盖11及切割块的源项调查。

因此，在本实施例中，如图7和图8所示，还构建了一种核电厂压力容器旧顶盖源项调查方法，其应用于上述核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置，包括步骤：

步骤S1：进行复用顶盖10或者退役顶盖11的支撑和固定；

步骤S2：进行定位机构30以及探测机构40的安装和调试；

步骤S3：进行复用顶盖10或者退役顶盖11的源项测量；

步骤S4：对于复用顶盖10，进行第一调查步骤S41；对于退役顶盖11，进行第二调查步骤S42。

其中，步骤S1包括：

步骤S11：在地面安装并固定支撑架201；

步骤S12：利用起吊装置将复用顶盖10或者退役顶盖11吊起并安装于支撑架201上，利用紧固件将复用顶盖10或者退役顶盖11与支撑架201连接在一起。

具体地，在步骤S12中，利用大吊车将旧顶盖吊起，安放在支撑架201上，利用螺栓和顶盖法兰的螺栓孔，将旧顶盖固定在支撑架201上，保证旧顶盖支撑稳定。对于退役顶盖11，在步骤S12之后，对退役顶盖11上的接管及以及管座进行切割。

在一些实施例中，步骤S2包括：

步骤S21：完成定位机构30以及探测机构40的安装；

步骤S22：使用连接电缆将控制机构与第一驱动装置305、第二驱动装置404、第三驱动装置503、γ能谱测量装置402以及剂量率测量装置403连接在一起；

步骤S23：将第一驱动装置305、第二驱动装置404、第三驱动装置503、γ能谱测量装置402以及剂量率测量装置403调试至可用状态。

具体地，在地面上沿X方向安装两条第一导轨301，将两个侧支架302分别安装在第一导轨301上，再将两条第二导轨303分别安装在两个侧支架302上，该两条第二导轨303均沿X方向设置，然后将第三导轨304安装在两条第二导轨303上，该第三导轨304沿Y方向设置，在第三导轨304上安装两个第一驱动装置305、探测底座401以及第二驱动装置404，该第一驱动装置305用于驱动第三导轨304运动，该第二驱动装置404用于驱动探测底座401运动。之后，在探测底座401上安装γ能谱测量装置402以及剂量率测量装置403，将第一驱动装置305、第二驱动装置404与控制机构的控制电缆连接，将γ能谱测量装置402以及剂量率测量装置403与测量电缆连接，最后将第一驱动装置305、第二驱动装置404、γ能谱测量装置402以及剂量率测量装置403调试至可用状态。

其中，如图9所示，该步骤S3包括：

步骤S31：使用遥控操作技术通过控制机构控制定位机构30以及探测机构40运动，且控制机构将复用顶盖10或者退役顶盖11进行网格化划分；

步骤S32：通过定位机构30将探测机构40移动至复用顶盖10或者退役顶盖11的其中一个网格处，启动γ能谱测量装置402测量γ能谱数据，启动剂量率测量装置403测量剂量率数据；

步骤S33：通过定位机构30将探测机构40移动至复用顶盖10或者退役顶盖11的其他网格处，直至完成所有网格处的测量；

步骤S34：使用γ能谱分析软件对测量得到的每个网格正上方顶盖的γ能谱数据进行分析，得到网格正上方顶盖区域的核素种类及活度水平，对测量得到的每个网格正上方顶盖的多个γ剂量率数据进行分析梳理统计后得出网格正上方区域的最终的γ剂量率结果。

具体地，如图5所示，在步骤S31中，操作人员在控制台通过控制电缆，运用遥控技术控制第二导轨303和第三导轨304移动，使得γ能谱测量装置402和剂量率测量装置403在复用顶盖10或者退役顶盖11正下方能按照预设的网格化运动轨迹移动；

在步骤S32中，开始先将探测机构40移动至图所示的右下角处A处，启动γ能谱测量装置402和剂量率测量装置403开展旧顶盖源项的γ能谱数据测量和剂量率测量，保存测量得到的γ能谱数据和开展剂量率数据；

在步骤S33中，完成步骤S32后，将探测机构40移动至图所示的右上角处B处，在完成顶盖源项和剂量率测量后，继续将探测机构40移动至其他网格处进行测量，直至完成所有网格处的γ能谱数据测量和剂量率测量。

其中，第一调查步骤S41为：利用步骤S3中获取的复用顶盖10各网格区域的核素成分及活度数据、γ剂量率数据以及复用顶盖10的三维模型，计算复用顶盖10正下方和周围区域的γ剂量场。

该第一调查步骤S41包括：

步骤S411：将复用顶盖10的三维模型转化成处理模块可用的三维模型数据，利用处理模块读取复用顶盖10的三维模型数据；

步骤S412：将源项调查获取的复用顶盖10上各区域的核素及活度信息输入到处理模块，并完成复用顶盖10下部区域空间和周围区域的空间进行立体网格划分；

步骤S413：利用处理模块计算复用顶盖10上各区域的放射性核素在复用顶盖10下部空间和周围空间立体网格处的γ剂量率；

步骤S414：根据步骤S3中对复用顶盖10源项测量得到的正下方各网格处的γ剂量率，修正步骤S413计算得到的γ剂量率数据，进而得到复用顶盖10下部空间和周围空间的三维剂量场；

步骤S415：根据三维剂量场数据制定复用顶盖10修复人员的外照射防护措施，确保修复人员受照剂量可合理达到的尽量低水平。

其中，该处理模块为蒙特卡洛可视化模块或者线性插值模块。可以理解地，本实施例中对于复用顶盖10的三维剂量场采用网格化γ能谱测量和γ剂量率测量数据结合顶盖三维模型数据，利用蒙特卡洛可视化软件模拟计算得到。也可以使用γ剂量率测量装置403在网格化测量的基础上，测量每个网格的正上方相等距离点的剂量率，根据每个网格处不同高度的γ剂量率测量数据，采用线性插值方法得到顶盖下方和顶盖周围区域的三维剂量场。

在一些实施例中，该第二调查步骤S42为：确定退役顶盖11及法兰的去污区域，开展去污后退役顶盖11及法兰的源项调查和退役顶盖11的取样，通过源项调查和取样样品放射化学分析后最终确定退役顶盖11及法兰各个切割件的源项，进一步，在第二调查步骤S42中，根据步骤S3中退役顶盖11的源项测量结果确定退役顶盖11及法兰的去污区域；或者通过γ相机完成退役顶盖11及法兰辐射热点的二维成像以确定退役顶盖11及法兰的去污区域。可以理解地，该γ相机可远距离给退役顶盖11及法兰拍照，该距离优选为3m，且该γ相机同时完成退役顶盖11及法兰辐射热点的二维成像，该技术同样可给出退役顶盖11及法兰内表面腐蚀产物沉积的放射性沾污位置。

其中，该第二调查步骤S42包括：

步骤S421：根据步骤S3中退役顶盖11及法兰的源项测量结果，结合退役顶盖11及法兰的三维模型开展退役顶盖11及法兰内表面活化腐蚀产物取样样品核素成分及活度水平反演，以得出退役顶盖11及法兰内表面放射性腐蚀产物沉积的网格化区域和范围，确定退役顶盖11及法兰的去污区域；

步骤S422：根据退役顶盖11及法兰的预设封头切割路径，重新规划退役顶盖11及法兰源项调查的网格，然后按照步骤S3完成退役顶盖11及法兰各切割块的γ能谱及剂量率测量，同时将退役顶盖11及法兰分为多个取样区域，在取样区域设置取样点100，并为取样点100进行编号从而为退役顶盖11及法兰取样提供指引；

步骤S423：对退役顶盖11及法兰的切割块进行取样；

步骤S424：根据步骤S422获取的测量数据、结合退役顶盖11及法兰三维模型反演得到退役顶盖11及法兰上每个切割块中Co-60的活度信息；

步骤S425：对样品开展放射化学分析，获取取样点100中的取样样品核素种类及其活度浓度，分别计算退役顶盖11及法兰中的各个取样区域中取样样品核素的放射性活度与Co-60的放射性活度的关联因子，结合步骤S424中退役顶盖11及法兰上每个切割块中Co-60的活度信息，计算得到退役顶盖11及法兰每个切割块中各取样样品核素的活度。

具体地，如图6所示，在步骤S422中，本实施例根据如图所示的退役顶盖11及法兰封头切割路径，重新规划退役顶盖11及法兰源项调查的网格，按照步骤S3完成退役顶盖11及法兰各切割块的γ能谱及剂量率测量。与此同时将退役顶盖11及法兰分成四个区域分别是Ⅰ区，Ⅱ区，Ⅲ区和Ⅳ区，在每个区的对角线45°方向选定一个取样点100共8个，为每个取样点100进行编号，为退役顶盖11及法兰铁屑取样提供指引。在其他一些实施例中，该取样点100的位置和数量不限于上述以及图示位置和数量，还可以为其他位置和数量，可以根据实际情况进行调整，这里不做具体限定。

在步骤S423中，可以通过两种方法对退役顶盖11及法兰的切割块进行取样，第一种方法为：通过将探测机构40从第三导轨304上拆除，然后将取样机构50安装于第三导轨304上，利用取样机械臂5022和取样头5023对步骤S422中的取样点100开展钻芯取样，将样品通过取样导管5024收集在取样瓶5025中来对退役顶盖11及法兰的切割块进行取样，具体地，将探测机构40从第三导轨304上拆除，然后在第三导轨304上依序安装取样底座501、第三驱动装置503、取样主机5021、取样机械臂5022、取样头5023、取样导管5024以及取样瓶5025，通过控制电缆将第三驱动装置503以及取样主机5021与控制台相连。

在控制台通过电缆并运用遥控技术控制第一驱动装置305驱动第三导轨304移动至退役顶盖11上部Ⅰ区，Ⅱ区，Ⅲ区和Ⅳ区的取样点100下方，控制第三驱动装置503驱动取样底座501移动至待取样点100的正下方，取样主机5021自动控制取样机械臂5022和取样头5023分别对退役顶盖11上的Ⅰ区，Ⅱ区，Ⅲ区和Ⅳ区的取样点100开展钻芯取样。每个钻心取样获得铁屑样品通过取样导管5024分别单独收集在取样瓶5025中，每个取样瓶5025均贴上对应的取样点100编号。完成退役顶盖11上四个取样点100的铁屑取样后，再按照相同方法完成法兰上四个取样点100的铁屑取样，每个取样瓶5025也贴上对应的取样点100编号。

第二种方法为：可在退役顶盖11及法兰切割完毕后，根据切割块的编码找到待取样的切割块，手持电动钻头从切割块钻取铁屑样品，实现顶盖样品取样。该方法简单易操作，但取样过程中应佩戴呼吸保护装置，需做好吸入放射性气溶胶及颗粒的防护措施。

具体地，在步骤S424中，在开展顶盖样品取样过程中，同步对步骤S422获取的退役顶盖11及法兰各切割块的γ能谱及剂量率测量数据进行处理，结合退役顶盖11三维模型及法兰反演得到退役顶盖11上每个切割块中Co-60的活度信息。对于长期贮存的退役顶盖11贮存时间一般大于20年，半衰期较短的核素Fe-59、Mn-54、Co-58、Ag110m在退役顶盖11贮存期间衰变殆尽，特征γ能量仅为30.7keV的Mo-93受其他核素康普顿散射射线影响，上述γ能谱无法测到。退役顶盖11及法兰内表面沉积的腐蚀产物核素Ag-108m在去污过程中被去除。因此，退役顶盖11及法兰中剩下的放射性核素仅为Co-60。

在步骤S425中，该取样样品核素包括Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63以及Mo-93。可以理解地，对取样样品开展放射化学分析，分别获取每个取样点100的铁屑样品中Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63和Mo-93的活度浓度a(i)，通过公式(1)分别计算四个区域Ⅰ区，Ⅱ区，Ⅲ区和Ⅳ区的退役顶盖11及法兰对应取样样品中各取样样品核素放射性活度与Co-60的放射性活度的关联因子。

式中：Ki为取样样品核素i的放射性活度与Co-60放射性活度的关联因子；

a(i)为取样样品核素i的活度浓度，单位为Bq/kg；

a(Co-60)为取样样品中Co-60的活度浓度，单位为Bq/kg；

m为每个取样样品中用于开展放射化学分析的样品质量，单位为g。

进一步地，根据退役顶盖11切割块在退役顶盖11及法兰的所属区域Ⅰ区，Ⅱ区，Ⅲ区或Ⅳ区确定该区域内取样样品核素i放射性活度与Co-60放射性活度的关联因子Ki，结合步骤S45反演得到每个切割块中Co-60的活度信息，按照公式(2)计算得到退役顶盖11及法兰的每个切割块中各取样样品核素的活度B(i)。

式中：B(i)为退役顶盖11及法兰中切割块中取样样品核素i的放射性活度，单位为Bq；

A(Co-60)为反演得到退役顶盖11及法兰的切割块中Co-60的放射性活度，单位为Bq。

基于公式(2)可得到每个切割块中Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63和Mo-93的放射性活度。

可以理解地，该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法鉴于国内尚无大、中型的放射性活化和表面沾污金属设备部件源项调查经验，以探测机构40、定位机构30和取样机构50为基础，采用网格化γ能谱测量和γ剂量率测量方法及技术，解决复用顶盖10的源项调查及辐射防护技术问题；根据退役顶盖11网格化γ能谱测量、顶盖取样分析及核素关联技术，解决退役顶盖11各切割块的源项测量及评估技术难题，为退役顶盖11切割块的废物分类及废物最小化提供源项数据支撑。

该核电厂压力容器旧顶盖源项调查装置及其调查方法的有益效果为：

1.采用了遥控操作技术，在旧顶盖周边采用遥控操作技术控制第一驱动装置305和第二驱动装置404分别驱动第三导轨304、探测底座401在旧顶盖下方移动并自动完成旧顶盖的γ能谱和γ剂量率测量；运用遥控技术控制取样底座501和取样主机5021自动完成退役顶盖11和法兰的铁屑样品取样。遥控技术的应用，消除工作人员近距开展旧顶盖和法兰源项调查和过程中受到旧顶盖的放射性直接辐照。退役顶盖11和法兰的铁屑取样钻取过程中会产生放射性粉尘及气溶胶，遥控技术使工作人员免受放射性粉尘和气溶胶吸入内照射风险；

2.采用了网格化源项调查技术，针对活化腐蚀产物沉积不均匀且大尺寸放射性废旧顶盖，在旧顶盖正下方进行网格划分，控制定位机构30从横向X轴和纵向Y轴两个维度驱动γ能谱测量探测器和γ剂量率探测器按照网格路径移动并实施旧顶盖和法兰的源项测量，利用大数据反演技术得到退役旧顶盖和法兰内表面各区域的处放射性核素种类及活度水平。创造性地运用网格化源项调查技术，确定退役旧顶盖及法兰内表面活化腐蚀产物沉积热点区域，为退役旧顶盖和法兰内表面去污提供辐射热点区域指导，提高顶盖放射性腐蚀产物沉积的去污效率；

3.采用了分区取样及核素活度关联技术，对退役旧顶盖和法兰进行分区取样分析得到Co-60与Fe-55、Fe-59、Co-58、Mo-93、Ni-59和Ni-63活度浓度并建立Co-60与这些核素的活度的关联因子。根据源项调查得到退役旧顶盖和法兰的各切割块中Co-60活度、各核素与Co-60的放射性活度关联因子，最终得到顶盖和法兰的各切割块中Fe-55、Fe-59、Mn-54、Co-58、Co-60、Ni-59、Ni-63和Mo-93的活度。为退役顶盖11和法兰切割块的放射性分类豁免和解控废物、极低放射性水平废物、低放射性水平废物和中等放射性水平废物、豁免解控及中低放贮存的处理处置提供放射性活度数据。

可以理解地，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。