CN106611072A - 核电站辐射剂量场的模拟方法和系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电站辐射剂量场的模拟方法和系统，该方法包括如下步骤：获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。本发明提供的核电站辐射剂量场的模拟方法和系统，仅需通过有限的实测数据即可相对精确模拟辐射区域内的辐射剂量，可以提供该区域内有效剂量率的分布，降低操作人员所承受的辐射剂量水平。

Description

核电站辐射剂量场的模拟方法和系统

技术领域

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站辐射剂量场的模拟方法和系统。

背景技术

在核电站的运行过程中，需要严格控制核电站操作人员的辐射剂量，这将直接影响核电站内工作人员的身体健康。在国标GB18871-2002中，对核电站内的操作人员的年剂量规定了限值，核电站的运行过程中，任何操作人员所遭受的年剂量均不得超过上述限值。

在一种现有技术中，在核电站实际运行过程中，通常使用有效剂量率表征核电站内辐射区域放射性的水平，且在核电站辐射区域，不同位置的有效剂量率也是不同的，即在辐射区域的空间上，有效剂量率的分布是发生变化的。为此，为了操作人员的人身安全，进入核岛等区域的操作人员，通常需随身携带辐射剂量监测设备，记录个人所受辐射剂量，在作业结束后，再将当次测量结果传回监测与剂量管理系统进行分析，这种方式仅可以通过区域内单一测量点的有效剂量率测量值获得该点的有效剂量率水平，不仅难以确定核电站区域的辐射剂量，而且难以保证操作人员的人身安全。

有鉴于此，确有必要提供一种可以准确模拟核电站区域辐射剂量的生成方法和系统。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种准确模拟核电站区域内辐射剂量的生成方法和系统。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站辐射剂量场的模拟方法，包括如下步骤：

获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟方法的一种改进，所述根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据的步骤具体为：

将所述辐射区域从空间上划分为若干个空间网格；

在所述辐射区域内设置坐标原点；

根据所述坐标原点确定所述空间网格在X、Y、Z三个方向上的边界值；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据在所述空间网格内生成三维剂量场数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟方法的一种改进，还包括如下步骤：

接收三维设计软件中的存储的三维模型信息；

转换所述三维模型信息为三维模型数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟方法的一种改进，还包括如下步骤：

接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟方法的一种改进，模拟三维剂量场数据是通过如下公式获得的：

k_i·D_ij＝D′_ij

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D′＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，i为源的数目，j为具有实测剂量率的计量点数目；

D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站辐射剂量场的模拟系统，所述系统包括：

获取模块，用于获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

生成模块，用于根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

接收模块，用于接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

修正模块，用于根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

模拟模块，用于根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统的一种改进，所述生成模块具体用于：

将所述辐射区域从空间上划分为若干个空间网格；

在所述辐射区域内设置坐标原点；

根据所述坐标原点确定所述空间网格在X、Y、Z三个方向上的边界值；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据在所述空间网格内生成三维剂量场数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统的一种改进，所述接收模块还用于接收三维设计软件中的存储的三维模型信息；

所述系统还包括：

转换模块，用于转换所述三维模型信息为三维模型数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统的一种改进，所述接收模块还用于接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

所述转换模块还用于转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

作为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统的一种改进，所述模拟三维剂量场数据是通过如下公式获得的：

k_i·D_ij＝D′_ij

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D'＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，i为源的数目，j为具有实测剂量率的计量点数目；

D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。

与现有技术相比，本发明提供的核电站辐射剂量场的模拟方法和系统，仅需通过有限的实测数据即可相对精确模拟辐射区域内的辐射剂量，可以提供该区域内有效剂量率的分布，降低操作人员所承受的辐射剂量水平。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站辐射剂量场的模拟方法和系统及其有益技术效果进行详细说明，其中：

图1为本发明实施例提供的一种核电站辐射剂量场的模拟方法的示意图。

图2为本发明实施例提供的一种核电站辐射剂量场的模拟图。

图3为本发明实施例提供的一种核电站辐射剂量场的模拟系统的示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

请参阅图1，本发明一种实施例提供了一种核电站辐射剂量场的模拟方法，该方法包括如下步骤：

S1，获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

上述三维模型数据为核电站内部辐射区域内土建墙体和设备的三维模型数据。

进一步地，本发明提供的一种实施例还包括如下步骤：

接收三维设计软件中的三维模型信息；

该三维设计软件可以为CAD(计算机辅助设计)软件，CAD软件包括PDMS、Catia、Solidwork等，其中Catia的文件后缀CATPart、CATProduct、CATdrawing；Solidwork的文件后缀.prtdot,.asmdot；Pdms的文件后缀.rvm。

转换上述三维模型信息为三维模型数据；

该三维模型数据为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统可以识别的格式，如.stp、.sat、.step等格式。

上述放射性源项数据为核电站中各个设备和管道内各放射性核素的活度，其中活度为专有单位，可以理解为原子的数目。

进一步地，本发明提供的一种实施例还包括如下步骤：

接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

源项测量装置为gamma谱仪(一种核探测仪器)结合后端的数据处理单元以及机械配件组成的系统，通过gamma谱仪中探测晶体获得放射性设备或管道中放射性核素发出的光子强度和能量，各放射性核素发出的光子能量不同，根据探测到的光子能量可以识别放射性核素，根据探测到的单位时间内光子数可以识别放射性核素的数量，通过一系列处理后获得放射性核素的种类和活度。

转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

该放射性源项数据为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统可以识别的格式，如.ms7格式，该格式为商业软件Microshield程序的源项数据定义格式。

S2，根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

具体地，将辐射区域进行空间离散化处理，即将上述辐射区域从空间上划分为若干空间网格，通过空间网格的方式表征整个空间，该空间网格可以设置为100*100*100，即将区域空间在X轴、Y轴和Z轴的方向上划分为100等分，组成100*100*100个空间网格，也可以根据需要将辐射区域划分为1000*1000*1000个空间网格。

通过模拟上述区域内所有空间网格内有效剂量率水平的方式模拟该区域的三维剂量场，从而使得通过肉眼不可见且在空间上连续分布的三维剂量场以数字化的方式进行模拟。

在上述辐射区域确定坐标原点，该坐标原点可以根据需求任意确定，并确定上述划分的各个空间网格在X轴、Y轴及Z轴上的边界值。

根据上述三维模型数据和放射性源项数据在上述各个网格空间内生成三维剂量场数据。

使用专业程序MCNP或者SuperMC，根据上述输入进行计算，计算获得各个网格空间内的平均剂量率，即三维剂量场数据。

S3，接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

上述辐射剂量测量装置为剂量计，或者gamma照相机。其中gamma照相机是一种专有设备，可以为辐射探测器，gamma即γ，指光子，其可以像照相机一样照出区域内放射性的分布。

S4，根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

由于通过计算生成的剂量场数据与实际的剂量场数据存在一定的误差，故需要通过实际测得的有限的有效剂量率，对已经生成的三维剂量场数据进行修正，以获得更加准确的模拟三维剂量场数据。

根据实际测得的有限的有效剂量率和已经生成的三维剂量场数据，对这些数据进行数学处理，然后就可以获得更加准确的模拟三维剂量场数据。

具体地，在实际情况下，核电站中的各个房间都是存在多个不均匀的源的情况，通过MCNP或SuperMC软件可以分别计算房间内不同源对具有实测剂量率的剂量点的剂量率贡献；假设具有i个源，j个具有实测剂量率的剂量点，则可建立如下计算公式以获得修正后的模拟三维剂量场数据：

k_i·D_ij＝D′_ij

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D′＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。

S5，根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

请参阅图2，根据上述模拟三维剂量场数据的大小，对辐射剂量场进行模拟，如在空间场中以不同颜色进行显示，红色为剂量最大，橙色次之，绿色剂量场较小，白色则表示为没有额外剂量的区域，由此，模拟生成了核电站辐射剂量场。

本发明提供的核电站辐射剂量场的模拟方法，仅需通过有限的实测数据即可相对精确模拟辐射区域内的辐射剂量，可以提供该区域内有效剂量率的分布，降低操作人员所承受的辐射剂量水平。

请参阅图3，本发明实施例还提供一种核电站辐射剂量场的模拟系统，该系统包括：

获取模块100，用于获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

生成模块102，用于根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

接收模块104，用于接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

修正模块106，用于根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

模拟模块108，用于根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

上述三维模型数据为核电站内部辐射区域内土建墙体和设备的三维模型数据。

进一步地，上述接收模块104还用于，接收三维设计软件中存储的三维模型信息；

该三维设计软件可以为CAD(计算机辅助设计)软件，CAD软件包括PDMS、Catia、Solidwork等，其中Catia的文件后缀CATPart、CATProduct、CATdrawing；Solidwork的文件后缀.prtdot,.asmdot；Pdms的文件后缀.rvm。

所述系统还包括：转换模块120，用于转换所述三维模型信息为三维模型数据。

该三维模型数据为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统可以识别的格式，如.stp、.sat、.step等格式。

上述放射性源项数据为核电站中各个设备和管道内各放射性核素的活度，其中活度为专有单位，可以理解为原子的数目。

进一步地，上述接收模块104还用于，接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

源项测量装置为gamma谱仪(一种核探测仪器)结合后端的数据处理单元以及机械配件组成的系统，通过gamma谱仪中探测晶体获得放射性设备或管道中放射性核素发出的光子强度和能量，各放射性核素发出的光子能量不同，根据探测到的光子能量可以识别放射性核素，根据探测到的单位时间内光子数可以识别放射性核素的数量，通过一系列处理后获得放射性核素的种类和活度。

上述转换模块120还用于，转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

该放射性源项数据为本发明核电站辐射剂量场的模拟系统可以识别的格式，如.ms7格式，该格式为商业软件Microshield程序的源项数据定义格式。

将辐射区域进行空间离散化处理，即将上述辐射区域从空间上划分为若干空间网格，通过空间网格的方式表征整个空间，该空间网格可以设置为100*100*100，即将区域空间在X轴、Y轴和Z轴的方向上划分为100等分，组成100*100*100个空间网格，也可以根据需要将辐射区域划分为1000*1000*1000个空间网格。

通过模拟上述区域内所有空间网格内有效剂量率水平的方式模拟该区域的三维剂量场，从而使得通过肉眼不可见且在空间上连续分布的三维剂量场以数字化的方式进行模拟。

在上述辐射区域确定坐标原点，该坐标原点可以根据需求任意确定，并确定上述划分的各个空间网格在X轴、Y轴及Z轴上的边界值。

上述生成模块102用于根据上述三维模型数据和放射性源项数据在上述各个网格空间内生成三维剂量场数据。

使用专业程序MCNP或者SuperMC，根据上述输入进行计算，计算获得各个网格空间内的平均剂量率，即三维剂量场数据。

上述辐射剂量测量装置为剂量计，或者gamma照相机。其中gamma照相机是一种专有设备，可以为辐射探测器，gamma即γ，指光子，其可以像照相机一样照出区域内放射性的分布。

由于通过计算生成的剂量场数据与实际的剂量场数据存在一定的误差，故需要通过实际测得的有限的有效剂量率，对已经生成的三维剂量场数据进行修正，以获得更加准确的模拟三维剂量场数据。

根据实际测得的有限的有效剂量率和已经生成的三维剂量场数据，对这些数据进行数学处理，然后就可以获得更加准确的模拟三维剂量场数据。

具体地，在实际情况下，核电站中的各个房间都是存在多个不均匀的源的情况，通过MCNP或SuperMC软件可以分别计算房间内不同源对具有实测剂量率的剂量点的剂量率贡献；假设具有i个源，j个具有实测剂量率的剂量点，则可建立如下计算公式以获得修正后的模拟三维剂量场数据：

k_i·D_ij＝D′_ij

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D'＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。

根据上述模拟三维剂量场数据的大小，模拟模块108对辐射剂量场进行模拟，如在空间场中以不同颜色进行显示，红色为剂量最大，橙色次之，绿色剂量场较小，白色则表示为没有额外剂量的区域，由此，模拟生成了辐射剂量场。

本发明提供的核电站辐射剂量场的模拟系统，仅需通过有限的实测数据即可相对精确模拟辐射区域内的辐射剂量，可以提供该区域内有效剂量率的分布，降低操作人员所承受的辐射剂量水平。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电站辐射剂量场的模拟方法，其特征在于，包括如下步骤：

获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

2.根据权利要求1所述的核电站辐射剂量场的模拟方法，其特征在于，所述根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据的步骤具体为：

将所述辐射区域从空间上划分为若干个空间网格；

在所述辐射区域内设置坐标原点；

根据所述坐标原点确定所述空间网格在X、Y、Z三个方向上的边界值；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据在所述空间网格内生成三维剂量场数据。

3.根据权利要求2所述的核电站辐射剂量场的模拟方法，其特征在于，还包括如下步骤：

接收三维设计软件中存储的三维模型信息；

转换所述三维模型信息为三维模型数据。

4.根据权利要求3所述的核电站辐射剂量场的模拟方法，其特征在于，还包括如下步骤：

接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

5.根据权利要求4所述的核电站辐射剂量场的模拟方法，其特征在于，所述修正生成的模拟三维剂量场数据是通过如下公式获得的：

$D_j=\underset{i}{\Σ}{D}_{ij}$

$D_j^{\′}=\underset{i}{\Σ}{D}_{ij}^{\′}$

k_i·D_ij＝D′_ij

${D^{\′\′}}_j=\underset{i}{\Σ}{k}_i\·D_{ij}$

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D′＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，i为源的数目，j为具有实测剂量率的计量点数目；

D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。

6.一种核电站辐射剂量场的模拟系统，其特征在于，所述系统包括：

获取模块，用于获取核电站区域三维模型数据和所述区域内放射性源项数据；

生成模块，用于根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据生成三维剂量场数据；

接收模块，用于接收辐射剂量测量装置测得的实际有效剂量率；

修正模块，用于根据所述实际有效剂量率和所述三维剂量场数据，修正生成模拟三维剂量场数据；

模拟模块，用于根据所述模拟三维剂量场数据模拟生成辐射剂量场。

7.根据权利要求6所述的核电站辐射剂量场的模拟系统，其特征在于，所述生成模块具体用于：

将所述辐射区域从空间上划分为若干个空间网格；

在所述辐射区域内设置坐标原点；

根据所述坐标原点确定所述空间网格在X、Y、Z三个方向上的边界值；

根据所述三维模型数据和所述放射性源项数据在所述空间网格内生成三维剂量场数据。

8.根据权利要求7所述的核电站辐射剂量场的模拟系统，其特征在于，所述接收模块还用于接收三维设计软件中的存储的三维模型信息；

所述系统还包括：

转换模块，用于转换所述三维模型信息为三维模型数据。

9.根据权利要求8所述的核电站辐射剂量场的模拟系统，其特征在于，所述接收模块还用于接收通过源项测量装置或理论计算软件测得的放射性源项信息；

所述转换模块还用于转换所述放射性源项信息为放射性源项数据。

10.根据权利要求9所述的核电站辐射剂量场的模拟系统，其特征在于，所述模拟三维剂量场数据是通过如下公式获得的：

$D_j=\underset{i}{\Σ}{D}_{ij}$

$D_j^{\′}=\underset{i}{\Σ}{D}_{ij}^{\′}$

k_i·D_ij＝D′_ij

${D^{\′\′}}_j=\underset{1}{\Σ}{k}_i\·D_{ij}$

若j大于i，通过如下计算公式以获得k值：

D'＝D·k

D′＝[D′₁,D′₂,D′₃.....]

k＝[k₁,k₂,k₃.....]

D＝[D₁₁,D₁₂,D₁₃,.....；]

则，k＝(D^T·D)^-1·D^T·D'

其中，i为源的数目，j为具有实测剂量率的计量点数目；

D'_j：j剂量点处剂量率真值，即实际有效剂量率；

D_j：j剂量点处剂量率计算值，即三维剂量场数据；

D″_j：j剂量点处模拟三维剂量场数据；

D_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献计算值；

D′_ij：i源对j剂量点处剂量率的贡献真值；

k_i：i源的修正因子。