核設施退役信息數(shù)據(jù)庫的結構與功能設計

劉永闊，宋 怡，吳小天，劉 震

(哈爾濱工程大學 核安全與仿真技術國防重點學科實驗室，黑龍江 哈爾濱 150001)

核設施在退役期間，反應堆中的核燃料、帶有放射性的設備、部件和材料等將被移出反應堆或從反應堆及其系統(tǒng)上拆除并移出反應堆廠區(qū)，達到廠區(qū)開發(fā)不加限制利用的目的。核設施的退役過程應基于核設施的結構特點及輻射特性，其中許多工作是在不同的放射性環(huán)境下進行的，若工作中考慮不周，計劃、管理、操作上有失誤，都可能危及現(xiàn)場人員、環(huán)境與公眾的安全，因此實現(xiàn)對退役數(shù)據(jù)進行有效管理，事先評估退役作業(yè)的安全性和可操作性尤為重要。

目前，國際上已有許多國家對核設施退役做了大量研究，并成功退役了一些核設施。如日本的一些研究性核設施包括核反應堆已經(jīng)在日本原子能研究院的監(jiān)管下成功退役，通過這些退役工程積累了很多有效的退役數(shù)據(jù)信息和退役經(jīng)驗，并將這些退役信息和研究經(jīng)驗進一步運用在日本動力示范堆(JPDR)、普賢商業(yè)核電站退役項目中[1-2]。韓國原子能研究院于1997年1月開始對KRR-1&2(韓國研究反應堆1&2)實施拆卸計劃[3]，2001年8月開始退役數(shù)據(jù)庫開發(fā)項目，該項目建立了基于KRR-1&2退役數(shù)據(jù)庫概念數(shù)據(jù)模型，提出了退役數(shù)據(jù)庫理論和退役數(shù)據(jù)分類標準[4]。意大利的Ansaldo核能部一直大力參與開發(fā)用于管理核退役項目中主要活動的高品質軟件。其開發(fā)的IDMT(集成退役管理工具)提供一系列用戶友好應用程序來管理退役工程[5]。

從國外的研究進展可看出，核設施退役過程中的人員情況、廠內設施狀態(tài)、區(qū)域污染情況、拆除工作輻射數(shù)據(jù)以及產生的三廢量等都是一些重要的數(shù)據(jù)，收集這些對退役活動高效、安全進行有影響的信息數(shù)據(jù)，掌握放射性物質盤存量和污染分布情況，是實現(xiàn)安全退役的有效保障。從20世紀90年代開始，我國一些核設施陸續(xù)進入安全關閉和退役階段，核設施退役信息的管理和退役經(jīng)驗的積累，對核設施安全退役十分重要。本文擬建立針對反應堆退役工程的信息系統(tǒng)，結合數(shù)據(jù)庫技術，事先對退役各階段所產生的數(shù)據(jù)進行組織、存儲和管理，以提升退役過程中的信息管理能力，更好地制定退役優(yōu)化方案，優(yōu)化退役過程，減少退役人員在拆除(毀)過程中所受的輻射劑量。

1 退役數(shù)據(jù)庫總體結構設計

核設施退役數(shù)據(jù)庫采用的是基于客戶端/服務器(C/S)的三層結構：第1層為數(shù)據(jù)層；第2層為應用層；第3層為表示層。數(shù)據(jù)庫的總體結構模型如圖1所示。

圖1 系統(tǒng)總體結構

數(shù)據(jù)層用于完成數(shù)據(jù)的存儲和管理。分析退役各過程產生的數(shù)據(jù)時可將數(shù)據(jù)庫數(shù)據(jù)層劃分為設施數(shù)據(jù)庫、員工檔案數(shù)據(jù)庫、物資工具數(shù)據(jù)庫、放射性源項數(shù)據(jù)庫、廢物數(shù)據(jù)庫及工作活動數(shù)據(jù)庫。

應用層根據(jù)退役業(yè)務組織分工及業(yè)務流程中所涉及到的要素將數(shù)據(jù)庫分為8個子系統(tǒng)：設施管理、員工管理、輻射監(jiān)測管理、工作安排、物資工具子系統(tǒng)、廢物管理、統(tǒng)計分析及系統(tǒng)維護子系統(tǒng)。

表示層提供了系統(tǒng)可視化接口，主要完成應用系統(tǒng)與用戶以及應用系統(tǒng)與數(shù)據(jù)庫管理系統(tǒng)的交互，實現(xiàn)對不同來源、不同格式數(shù)據(jù)的操作及質量控制。

2 退役數(shù)據(jù)庫概念模型

數(shù)據(jù)是系統(tǒng)加工處理的對象，要設計好一個軟件系統(tǒng)，需仔細分析數(shù)據(jù)，弄清數(shù)據(jù)的內容和特點。在系統(tǒng)的數(shù)據(jù)庫設計中，首先收集并分析系統(tǒng)數(shù)據(jù)需求，以實體聯(lián)系模型為工具建立數(shù)據(jù)概念模型，并將所設計的概念模型進一步轉換為某一數(shù)據(jù)庫管理軟件可支持的物理結構模型，并在系統(tǒng)開發(fā)測試過程中反復優(yōu)化數(shù)據(jù)庫結構。

根據(jù)相關文獻[1-8]將退役過程中產生的數(shù)據(jù)分為6大類：設備信息、員工信息、工具信息、放射性源項信息、作業(yè)活動信息、廢物信息,如圖2所示。結合用戶的操作需求，各數(shù)據(jù)庫所應包含的主要信息列于表1。

圖2 退役數(shù)據(jù)分類圖

由于退役數(shù)據(jù)種類多，涉及相關屬性多樣，本研究根據(jù)退役業(yè)務中數(shù)據(jù)的產生或使用場景、客戶處理數(shù)據(jù)時可能關注的數(shù)據(jù)屬性、退役領域問題分析數(shù)據(jù)的需求，將其抽象為信息結構，建立數(shù)據(jù)庫概念模型。本系統(tǒng)用實體聯(lián)系(entity-relationship，E-R)圖描述數(shù)據(jù)概念模型，組織主要的數(shù)據(jù)形成實體、屬性，確定實體間的聯(lián)系，為搭建系統(tǒng)數(shù)據(jù)庫奠定基礎。

表1 用戶需求的主要信息

2.1 廠區(qū)實物

退役工程初始，在安全關閉反應堆后,首先要對場區(qū)進行源項調查和場址特性調查，對場區(qū)內物品進行測量，按照不超過控制水平的污染物與超過控制水平物件分類、整備和標識。所整理的設備清單內容除要包含設備類型、質量、體積等實體信息外，還要包括設備存放位置、設備運行故障史、設備當下所處的狀態(tài)，部分受放射性污染的元件或結構還需記錄其放射性特性(如儀器測量所得的表面輻射劑量，采樣分析得到各核素的百分含量，計算所得總活度等)。研究中建立的設備E-R圖如圖3所示。

圖3 設備E-R圖

2.2 退役活動

源項調查結束后，進入退役實施階段。在該階段先對標識的污染物件、污染地面、墻面進行去污，監(jiān)測去污過程劑量。對去污后的污染物件測量劑量率，如仍未達管理目標值則再次去污并跟蹤監(jiān)測。如再次去污后劑量率仍無法達到管理目標值，則被測對象整體作為放射性廢物處理。對污染的地面和墻面進行鏟除，直至表面污染滿足要求，取樣測量重點污染房間的空氣氣溶膠活度濃度。研究中所建立的退役活動E-R圖如圖4所示。

圖4 退役信息E-R圖

2.3 退役廢物

放射性廢物如何處置首先需考慮國際、國家法規(guī)，其次是適用性和經(jīng)濟性。廢物中存在的放射性物質類型和活度濃度是選擇處置方法時應考慮的重要因素。各階段產生的廢物經(jīng)過去污、清污、熔煉等措施，低于或達到解除審管控制的活度濃度限值時，即可按照一定的規(guī)則制度解控廢物。

綜上所述，建立廢物數(shù)據(jù)庫所需關注的問題有：1) 廢物分類與跟蹤；2) 設計退役廢物分類管理的目標值；3) 廢物包裝體內放射性核素及其活度；4) 廢物的來源、數(shù)量、類別、特征等；5) 廢物容器參數(shù)選擇；6) 廢物清潔解控的標準；7) 運輸工藝所要求的參數(shù)。由此建立的退役廢物E-R圖如圖5所示。

圖5 退役廢物的E-R圖

3 退役數(shù)據(jù)庫的開發(fā)與功能設計

3.1 開發(fā)平臺

以SQL Server 2005數(shù)據(jù)庫為中心,采用C/S結構模式，基于Visual Studio 2010系統(tǒng)開發(fā)平臺，使用面向對象編程語言C#3.0編寫程序，進行退役信息數(shù)據(jù)庫的結構開發(fā)與功能實現(xiàn)。

3.2 系統(tǒng)主要功能設計

圖6 核設施退役信息數(shù)據(jù)庫主界面

本文基于所搭建的數(shù)據(jù)庫結構及系統(tǒng)設計模型，開發(fā)了某核設施退役數(shù)據(jù)信息數(shù)據(jù)庫(DID)，主窗體如圖6所示，可實現(xiàn)的主要功能如下。

1) 實現(xiàn)數(shù)據(jù)庫數(shù)據(jù)的錄入、刪除、修改、查詢、導出、打印等基本操作。

2) 實現(xiàn)設備編碼并可對設備的具體位置、狀態(tài)、輻射水平以及員工的個人資料(如工種類別、基本信息、活動信息等)進行數(shù)據(jù)管理，同時可設置各組織部門信息。

3) 劃分工作區(qū)，管理工作區(qū)圖紙、大小、位置等屬性；以工作區(qū)為單位，管理工作區(qū)的放射源項信息，包括設備、墻面、地板等；管理工作區(qū)內氣載放射性監(jiān)測信息，實現(xiàn)在工作區(qū)圖紙上標注放射性監(jiān)測點并保存。

4) 實現(xiàn)對員工內外照射情況的記錄和存檔；制定不同類別員工個人劑量的約束值和參考水平；多項目查詢歷史劑量記錄；統(tǒng)計不同范圍員工的集體劑量。

5) 按《國家廢物管理條例》對新廢物進行分類存儲和解控、運輸?shù)怯洝?/p>

6) 維護退役工具各項參數(shù)，管理工具領用記錄和盤點工具庫。

7) 實現(xiàn)對退役作業(yè)的事先安排，包括作業(yè)內容、作業(yè)人員、工具選用等作業(yè)項目的設置，并在作業(yè)后記錄完成情況。

8) 在統(tǒng)計窗體中按照用戶需要生成統(tǒng)計圖形，且可選擇不同的圖形種類進行信息分析。

3.3 數(shù)據(jù)管理功能

1) 設備數(shù)據(jù)

圖7為核設施退役信息管理庫主窗體。圖中“設備管理窗體”用于退役設備管理相關操作，設備數(shù)據(jù)維護人員可通過該模塊掌握廠區(qū)內設備的位置、輻射情況、尺寸結構、維修歷史等信息。在存儲的過程中根據(jù)從設施的資料或場址調查獲得的信息，在基本信息管理中將廠內實物按系統(tǒng)、結構類型、狀態(tài)分類，如果確定設施的受污染狀態(tài)，在輻射狀態(tài)信息管理中可進一步將設施分為污染類、活化類及非污染類。

圖7 核設施退役信息數(shù)據(jù)庫主窗體

2) 輻射監(jiān)測數(shù)據(jù)

圖8 去污前源項監(jiān)測窗體

工作區(qū)現(xiàn)場監(jiān)測功能模塊根據(jù)退役工程監(jiān)測小組的工作流程及工作內容，可分為現(xiàn)場設施輻射監(jiān)測和氣載放射性監(jiān)測。設施輻射監(jiān)測又可分為去污前源項監(jiān)測、去污中監(jiān)測、去污后全面監(jiān)測3個子模塊。圖8為去污前源項監(jiān)測窗體，主要用來維護去污前源項調查時工作區(qū)內的放射性源項信息。選中某一工作區(qū)后，右表將列出位于該工作區(qū)的放射性源項清單，包括源項的位置、幾何形狀、放射性水平等，便于用戶進一步估算該工作區(qū)的劑量水平和統(tǒng)計各工作區(qū)源項的分布及總放射性核素的沉積量。

圖9為廠區(qū)劃分工作區(qū)窗體。輻射監(jiān)測數(shù)據(jù)管理人員可通過該窗體設置工作區(qū)編號，并將工作區(qū)的大小、位置及工作區(qū)地圖等數(shù)據(jù)存入工作區(qū)數(shù)據(jù)庫；記錄不同去污階段工作區(qū)內輻射源項情況及生成該區(qū)空氣輻射監(jiān)測日志，并在工作區(qū)圖紙上標記監(jiān)測點位置。

圖9 工作區(qū)劃分窗體

為保證員工輻射安全，該系統(tǒng)還可維護管理員工的內外照射測量相關數(shù)據(jù)，可查詢個人劑量和統(tǒng)計集體劑量。

3) 廢物數(shù)據(jù)

圖10 固體廢物管理窗體

廢物管理模塊按廢物類型分為固體廢物管理和液體廢物管理，圖10所示的固體廢物管理模塊用來實現(xiàn)維護固體廢物信息和廢物容器信息。核廢物管理人員可通過該窗體將新廢物按其物理特性及放射性進行分類，再將廢物的來源、數(shù)量、質量、放射性核素含量、放射性水平及表面劑量率等信息存入數(shù)據(jù)庫內，并為其選擇廢物容器。

對于達到解控標準的廢物，可通過系統(tǒng)進行解控登記，解控廢物。裝有廢物的廢物容器需粘貼有放射性警告標簽，標簽上須注明內裝物、放射性活度、物理狀態(tài)、放射性比活度、運輸指數(shù)(以0.01 mSv/h為單位表示的距任何易接近的包裝物表面0.91 m處的最高輻射劑量率，并保留一位小數(shù))。為此在廢物裝箱后，需將標簽上需要的內容存入相關數(shù)據(jù)庫，并可修改、刪除、查詢。

3.4 作業(yè)安排功能

作業(yè)計劃人員可通過系統(tǒng)計劃和總結單次工作任務。開始安排退役工作前，記錄工作開始時間和工作內容，并為所要完成的工作選擇所需的員工，選擇完參加任務的員工后，在工具表中為員工選擇所需要的工具。圖11為歷史作業(yè)查詢窗體，用于記錄作業(yè)完成情況及查詢歷史作業(yè)信息。工作完成后，作業(yè)人員可通過該窗體記錄工作結束時間、工作結果和工作人員所受劑量情況，生成包含工作起止時間、工作內容、員工累積劑量及所產生的廢物等信息的單次工作詳情記錄表，并保存到數(shù)據(jù)庫中。

圖11 歷史作業(yè)查詢窗體

3.5 統(tǒng)計功能

圖12為各設備狀態(tài)分布統(tǒng)計窗體。統(tǒng)計分析員通過圖12所示窗體以圖表的形式統(tǒng)計設備、廢物、集體劑量和源項數(shù)據(jù)。該窗體可根據(jù)用戶需要生成統(tǒng)計圖表。在圖的下方可選擇統(tǒng)計圖的x、y軸字段，假如選擇設備污染情況分類作為x軸字段，設備數(shù)量作為y軸字段，系統(tǒng)將根據(jù)設備數(shù)據(jù)庫中各類設備的數(shù)目進行統(tǒng)計并生成圖形。圖形選擇框中可選擇統(tǒng)計圖形種類，有3種表現(xiàn)形式：線形圖、餅狀圖、柱狀圖。圖12中的統(tǒng)計結果表明數(shù)據(jù)庫中的所有設備中有2臺設備未拆除、5臺設備已拆除、3臺設備已處置、10臺設備已去污、4臺設備仍在運行狀態(tài)。

圖12 設備狀態(tài)分布統(tǒng)計窗體

4 結論

本研究基于所建立的數(shù)據(jù)庫概念模型，采用C/S結構模式，利用SQL Server 2005，C#3.0編程語言設計實現(xiàn)了核設施退役工程信息數(shù)據(jù)庫。所開發(fā)的退役信息數(shù)據(jù)庫實現(xiàn)了按退役工作分工管理退役設備、員工信息、工作區(qū)信息、放射性源項信息、廢物信息、作業(yè)活動信息等數(shù)據(jù)，實現(xiàn)了對不同數(shù)據(jù)類型(圖片、時間、輻射數(shù)據(jù)等)的錄入、修改、刪除、查詢等操作，還具有強大的統(tǒng)計功能，統(tǒng)計出的數(shù)據(jù)可生成各類圖形。為保障數(shù)據(jù)的安全性，系統(tǒng)還設置了用戶口令及使用權限。

退役信息數(shù)據(jù)庫的建立可為核設施退役過程提供數(shù)據(jù)支持平臺，根據(jù)所提供的數(shù)據(jù)可更好地制定退役優(yōu)化方案和優(yōu)化退役過程，方便退役信息的管理，從而減少退役人員在退役工程中的工作量和工作時間，進而減少退役投資。

由于核設施退役在國內尚無可借鑒的案例，同時缺乏對實際情況的詳細考察和研究，因此本研究中還有一些方面有待改進和進一步完善：

1) 核設施退役信息數(shù)據(jù)庫管理系統(tǒng)流程復雜，標準和法規(guī)不完善，無法因地制宜地選擇退役方法，造成系統(tǒng)稍顯簡單，特別是系統(tǒng)對場址的輻射監(jiān)測和廢物管理部分；

2) 本系統(tǒng)缺乏對拆除工藝、經(jīng)費和法律法規(guī)的數(shù)據(jù)管理；

3) 本系統(tǒng)采用統(tǒng)一的數(shù)據(jù)錄入格式，不同的數(shù)據(jù)屬性側重點與實際情況會有所出入。

參考文獻：

[1] IGUCHI Y, KANEHIRA Y, TACHIBANA M, et al. Development of decommissioning engineering support system (DEXUS) of the Fugen Nuclear Power Station[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 2004, 41(3): 367-375.

[2] 劉永闊,夏虹,謝春麗. VRdose評估系統(tǒng)在日本普賢核電退役工程中的應用[J]. 輻射防護通訊，2007,27(6):41-44.

LIU Yongkuo, XIA Hong, XIE Chunli. The application of VRdose evaluation system in Fugen NPS decommissioning engineering[J]. Radiation Protection Bulletin, 2007, 27(6): 41-44(in Chinese).

[3] HEE-SEOUNG P, SEUNG-KOOK P, LEE K W, et al. Conceptual data modeling on the KRR-1&2 decommissioning database[J]. Journal of the Korean Nuclear Society, 2002, 34(6): 610-618.

[4] YANAGIHARA S, SUKEGAWA T. Development of computer system for planning and management of reactor decommissioning[J]. Journal of Nuclear Science and Technology, 2001, 38(3): 193-202.

[5] ALEMBERTI A, CASTAGNA P, MARSILETTI M, et al. IDMT—Integrated decommissioning management tools[C]∥International Symposium on Nuclear Energy SIEN 2005 “Nuclear Power—A New Challenge”. Bucharest, Romania: [s. n.], 2005: 1-7.

[6] 金可. 核電站放射性物質信息管理系統(tǒng)的設計與實現(xiàn)[D]. 大連：大連理工大學,2007.

[7] 邢宏傳,周榮生,徐濟鋆. 退役核設施放射性存留量估算方法研究[J]. 核動力工程,2005,26(6):544-547.

XING Hongchuan, ZHOU Rongsheng, XU Jijun. Study of estimating method for residual radioactive on decommissioning nuclear establishment[J]. Nuclear Power Engineering, 2005, 26(6): 544-547(in Chinese).

[8] 劉中坤,彭敏俊,朱海山,等. 核設施退役虛擬仿真系統(tǒng)框架研究[J]. 原子能科學技術, 2011, 45(9):1 080-1 086.

LIU Zhongkun, PENG Minjun, ZHU Haishan, et al. Research on framework of virtual simulation system of nuclear facilities decommissioning[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2011, 45(9): 1 080-1 086(in Chinese).