CN109408930A - 一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，属于核退役仿真领域，基于核设施源项体素模型切割后，利用点核积分方法计算辐射场剂量分布。本发明包括：构建确定参数的核设施模型；使用体素算法将放射源模型体素化；根据切割轨迹输入文件切割放射源体素模型；利用点核积分方法计算辐射场剂量分布，实现辐射仿真。本发明包括3dsMax建模、放射源体素化、放射源切割、点核积分程序四个模块，能够对任意形状放射源模型的切割，实现了对3dsMax核设施源项模型的体素化切割模拟和辐射场剂量计算。
Description
技术领域
本发明属于核退役仿真领域，具体涉及一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法。
背景技术
石油、煤炭等化石能源储量越发紧缺且对大气造成了日益恶劣的污染，风能、潮汐、地热等再生能源受各种技术手段、本身属性限制条件，导致利用率不足、供应欠持续等问题。全世界都面临着能源日益紧缺与严峻的环境污染等问题，核电与核能以其安全、高效、清洁等特点可以缓解上述全球问题。核能发展主要解决的问题是满足电力要求，但是在核燃料开采、提纯、储备，核电生产、使用，核电站、核设施退役过程中的安全问题需要格外引起重视。核电站的安全建设、运行维护过程规范是国家利用核能开发必须要解决好的一个问题，更重要的是服役期满和即将到达预期使用年限的核设施安全退役问题。
核能核电设施退役是一个系统工程，而具有放射性的压力、储存等容器的拆解退役是这个系统工程中关键控制性环节。利用机械臂对放射性容器的切割拆解技术作为关键技术之一，需要在退役进程中优先研究开发。放射性容器切割主要目标是在不产生额外放射性废物以及其他潜在风险的危害和满足切割指标前提下顺利的完成给定的切割任务,也即安全处置。
核电核能设施退役任务可以分为放射特性与放射源调查、放射性物体表面去放射性容器拆解核废物管理几个部分。在核电站中，存在大量的存放蒸馏液体、冷却水的容器、压力设备、稳压器等设备，还存在大量的混凝土安全壳。
在制定核设施维修或退役策略时，需要优化退役方案以及工作人员在退役作业过程中的路径，进而降低辐射对工作人员的伤害。在核设施维修过程中，源项的切割是一项重要的任务。退役切割操作会产生大量任意形状的放射源，这就需要准确地了解核设施切割后的辐射剂量分布情况，进行辐射仿真。
目前，国外开发了一系列的核退役切割模拟软件，但缺乏源项切割后辐射场剂量计算软件。在辐射剂量计算与屏蔽设计中，蒙特卡罗方法与点核积分方法有着广泛的应用。蒙特卡罗方法计算精准，但是计算时间长。点核积分方法引入累积因子来考虑散射光子对辐射量的影响，将辐射场中所有源项按照几何尺寸离散为点源，并将源项能谱离散为若干离散值，然后分别计算不同能量与不同点源在各个剂量点的剂量值，最后将同一剂量点的剂量值叠加计算出探测点总的剂量值。点核积分方法计算速度快，适合于时间要求较高的辐射剂量计算仿真。
综上所述，开发出一种准确、可靠的计算核退役源项切割辐射场剂量计算的仿真方法对核退役仿真具有重大的实际意义。
发明内容
本发明的目的在于提供实现了对任意形状放射源模型的切割和对切割后任意形状放射源的辐射场剂量计算的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法。
本发明的目的通过如下技术方案来实现：
针对于有确定参数的3dsMax核设施模型，使用体素化算法将源项模型体素化后，根据输入切割轨迹对源项模型进行切割，并用点核积分方法计算切割后源项的辐射场剂量分布。
一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，包括以下步骤：
(1)用3dsMax软件根据确定的核设施参数构建模型，并将文件保存为3DS格式；
(2)导入3DS核设施模型文件，构建源项模型的包围盒与四面体；
遍历模型所有实体对象，构建实体对象包围盒，将包围盒内所有顶点的坐标相加除以顶点个数，获得实体对象包围盒的参考点O，将实体表面所有的三角形面片和参考点O组合成为四面体。
(3)计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形；
对每个四面体沿着z方向扫描求交，以设定的体素宽w为间距，得到一系列平面三角形。把四面体的四个顶点按照它们的z方向坐标大小排序，扫描平面从z方向坐标最大的点开始沿z方向向下依次扫描，到z方向坐标最小的点结束。
(4)将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型；每个扫描平面与四面体的三个交点构成一个三角形，当扫描平面与四面体的边有四个交点时，把四边形分割成两个三角形。用填充扫描线算法把三角形离散成体素。把平面三角形中所有的体素存入体缓存，根据同一个体素出现的次数确定该体素的属性值。体缓存的属性值记录体素出现的次数。所有属性值为奇数的体素，即为构成实体的体素。
(5)输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程；
选择切割对象，输入切割轨迹文件。为了方便切割，程序的切割轨迹采用G代码格式输入。切割的刀具平行于坐标轴，移动路径为直线与圆弧两种。程序能够根据输入的切割轨迹，将切割轨迹转换为方程组。
(6)根据方程组切割源项体素模型；
将源项模型的每个体素带入切割路径生成的方程组，如果方程大于等于0，该体素属于第一切割部分，否则该体素属于第二切割部分。根据判断方程组的大小，放射源的体素模型被分割为了两个部分。
(7)压缩源项体素模型；
为了节约点核积分计算时间，将源项体素压缩为深层体素是一种有效的方法。设体素的压缩宽度为D，将源项体素模型的包围盒压缩为每个深层体素为D×D×D的深层体素模型。如果深层体素内的所有体素不都属于源项模型，则该深层体素不成立，否则该深层体素成立。源项模型最终被压缩为深层体素与体素共同构建成的体素模型。
(8)用点核积分方法计算辐射场剂量。
点核积分方法的基本思想是将放射源离散为若干点核，然后计算每个点核在探测点的剂量值，最后将所有点核的剂量值求和得到探测点总的剂量率。本发明中假设核反应堆以及其他放射源能够可以通过对各离散点核的贡献求和来获取放射源在探测点总的辐射效应。S(E)是能量为E的放射源的强度，放射源的体素个数为N。点源的强度s(E)为
在点核积分方法的几何模型中，各点核在探测点的剂量值为
式中，rp与rd分别为点核与探测点的位置；E为光子能量；C(E)为伽马光子辐射效应转换因子；B(E,t)是累积因子；t(E)是伽马光子从点源到探测点穿过所有屏蔽材料的平均自由程，计算公式为
式中，i为伽马射线穿过的空间区域编号；ρi为空间区域i的材料密度；μi(E)/ρ为在光子能量为E时，空间区域i的材料的质量减弱系数；di为伽马射线在区域i中的几何距离。
将探测点的剂量值在整个源项体积与整个能谱内积分，计算出探测点总的剂量值。积分公式为
本发明的有益效果在于：
本发明实现了对任意形状放射源模型的切割；
本发明实现了对切割后任意形状放射源的辐射场剂量计算。
附图说明
图1为3dsMax模型体素化流程图；
图2为四面体扫描转换；
图3为体素模型切割流程图；
图4为辐射场伽马剂量计算流程图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明的具体实施方式作进一步说明：
实施例一：
一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，包括以下步骤：
(1)根据确定的核设施参数构建模型；
(2)导入核设施模型文件，构建源项模型的包围盒与四面体；
(3)计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形；
(4)将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型；
(5)输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程；
(6)根据方程组切割源项体素模型；
(7)压缩源项体素模型；
(8)用点核积分方法计算辐射场剂量。
所述的计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形包括，
对每个四面体沿着z方向扫描求交，以设定的体素宽度w为间距，得到一系列平面三角形，把四面体的四个顶点按照它们的z方向坐标大小排序，A点为z方向坐标最大的点，其次是B点，接着是C点，D点为z方向坐标最小的点，取Az为A点的z方向坐标，Dz为D点的z方向坐标；扫描平面从z＝Az开始沿z方向向下依次扫描，到z＝Dz结束。
所述的将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型包括，
(4.1)对于x-y平面上任意一个三角形ABC，选取y方向为扫描方向，把三角形的三个顶点按照y方向的坐标排序，y值最大的为A点，y值最小的点为C点；扫描线从y＝m开始往下扫描，以设定的体素宽w为间距，扫描到y＝n为止，其中m为不大于yA的最大整数，n为不小于yc的最小整数；
(4.2)把平面三角形中所有的体素存入体缓存，根据同一个体素出现的次数确定该体素的属性值，体缓存的属性值记录体素出现的次数，所有属性值为奇数的体素，即为构成实体的体素。
所述的输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程包括，
(5.1)选择切割对象，输入切割轨迹文件；
(5.2)程序根据输入的切割轨迹，将切割轨迹转换为方程组。
所述的根据方程组切割源项体素模型包括，
将源项模型的每个体素带入切割路径生成的方程组，如果方程大于等于0，该体素属于第一切割部分，否则该体素属于第二切割部分；根据判断方程组的大小，放射源的体素模型被分割为了两个部分。
所述的压缩源项体素模型包括，
设体素的压缩宽度为D，将源项体素模型的包围盒压缩为每个深层体素为D×D×D的深层体素模型，如果一个深层体素内的所有体素不都属于源项模型，则该深层体素不成立，否则该深层体素成立，源项模型最终被压缩为深层体素与体素共同构建成的体素模型。
所述的用点核积分方法计算辐射场剂量包括，
(8.1)导入源项体素作为放射源点核；
(8.2)计算放射源的通量率-剂量率转换因子，各屏蔽材料的线衰减因子及G-P拟合参数；
(8.3)计算点核到探测点的平均自由程及屏蔽层；
(8.4)计算累积因子；
(8.5)根据点核公式计算点核在探测点的剂量率；
(8.6)完成所有点核的计算，并将所有点核在探测点的剂量率求和；
(8.7)完成所有放射源计算，并将所有放射源在探测点的剂量率求和。
程序的切割轨迹采用G代码格式输入，使用的G代码如下：
G0：快速移动定位；
G1：直线切割；
G2：顺时针切割；
G3：逆时针切割；
M5：主轴停止。
实施例二：
本发明采用3dsMax软件建模与C++语言编程，主要功能为：构建确定参数的核设施模型，使用体素算法将放射源模型体素化，根据切割轨迹输入文件切割放射源体素模型，最终利用点核积分方法计算辐射场剂量分布，实现辐射仿真。本发明包括3dsMax建模、放射源体素化、放射源切割、点核积分程序四个模块。
本发明采用以下技术方案：
1、用3dsMax软件根据确定的核设施参数构建模型，并将文件保存为3DS格式。
在3dsMax软件材质编辑器内直接对材质球命名，然后将材质球导入到使用该材质的实体上。
2、导入3DS核设施模型文件，构建源项模型的包围盒与四面体。
定义3DS文件的读入类CLoad3DS，CLoad3DS类包括多个读入函数，如块的读入，顶点数据的读入，面数据的读入，材质的读入等。根据模型所有顶点信息构建模型场景包围盒。遍历模型所有实体对象，构建实体对象包围盒，将包围盒内所有顶点的坐标相加除以顶点个数，获得实体对象包围盒的参考点O，将实体表面所有的三角形面片和参考点O组合成为四面体。
3、计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形(图2)。
对每个四面体沿着z方向扫描求交，以设定的体素宽度w为间距，得到一系列平面三角形。如图2所示，把四面体的四个顶点按照它们的z方向坐标大小排序，A点为z方向坐标最大的点，其次是B点，接着是C点，D点为z方向坐标最小的点，取Az为A点的z方向坐标，Dz为D点的z方向坐标。扫描平面从z＝Az开始沿z方向向下依次扫描，到z＝Dz结束。
以四面体中AB边为例，扫描平面z＝zi与AB边的交点满足直线方程
则扫描平面z＝zi与AB边的交点xi、yi为
同理，扫描平面与其余几条边的交点也通过这种方法求出。
4、将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型。
每个扫描平面与四面体的三个交点构成一个三角形，当扫描平面与四面体的边有四个交点时，把四边形分割成两个三角形。
用填充扫描线算法把三角形离散成体素。对于x-y平面上任意一个三角形ABC，选取y方向为扫描方向，把三角形的三个顶点按照y方向的坐标排序，y值最大的为A点，y值最小的点为C点。扫描线从y＝m(m为不大于yA的最大整数)开始往下扫描，以设定的体素宽w为间距，扫描到y＝n(n为不小于yc的最小整数)为止。以AB边为例，扫描线y＝yi与AB边的交点xi为
同理，扫描线与其余边的交点也通过这种方法求出。最后填充每对交点之间的全部体素。把平面三角形中所有的体素存入体缓存，根据同一个体素出现的次数确定该体素的属性值。体缓存的属性值记录体素出现的次数。所有属性值为奇数的体素，即为构成实体的体素。
5、输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程。
选择切割对象，输入切割轨迹文件。为了方便切割，程序的切割轨迹采用G代码格式输入。本发明使用的G代码如下：
G0：快速移动定位；
G1：直线切割；
G2：顺时针切割；
G3：逆时针切割；
M5：主轴停止。
切割的刀具平行于坐标轴，移动路径为直线与圆弧两种。程序能够根据输入的切割轨迹，将切割轨迹转换为方程组。
6、根据方程组切割源项体素模型。
将源项模型的每个体素带入切割路径生成的方程组，如果方程大于等于0，该体素属于第一切割部分，否则该体素属于第二切割部分。根据判断方程组的大小，放射源的体素模型被分割为了两个部分。
7、压缩源项体素模型。
为了节约点核积分计算时间，需要将源项体素压缩为深层体素。设体素的压缩宽度为D，将源项体素模型的包围盒压缩为每个深层体素为D×D×D的深层体素模型。如果一个深层体素内的所有体素不都属于源项模型，则该深层体素不成立，否则该深层体素成立。源项模型最终被压缩为深层体素与体素共同构建成的体素模型。
8、用点核积分方法计算辐射场剂量(图4)。
1)导入源项体素作为放射源点核；
2)计算放射源的通量率-剂量率转换因子，各屏蔽材料的线衰减因子及G-P拟合参数；
3)计算点核到探测点的平均自由程及屏蔽层；
4)计算累积因子；
5)根据点核公式计算点核在探测点的剂量率；
6)完成所有点核的计算，并将所有点核在探测点的剂量率求和；
7)完成所有放射源计算，并将所有放射源在探测点的剂量率求和。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (8)
1.一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于，包括以下步骤：
(1)根据确定的核设施参数构建模型；
(2)导入核设施模型文件，构建源项模型的包围盒与四面体；
(3)计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形；
(4)将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型；
(5)输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程；
(6)根据方程组切割源项体素模型；
(7)压缩源项体素模型；
(8)用点核积分方法计算辐射场剂量。
2.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的计算扫描平面与四面体的边的交点，得到一系列平面三角形包括，
对每个四面体沿着z方向扫描求交，以设定的体素宽度w为间距，得到一系列平面三角形，把四面体的四个顶点按照它们的z方向坐标大小排序，A点为z方向坐标最大的点，其次是B点，接着是C点，D点为z方向坐标最小的点，取Az为A点的z方向坐标，Dz为D点的z方向坐标；扫描平面从z＝Az开始沿z方向向下依次扫描，到z＝Dz结束。
3.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的将平面三角形离散成体素，并根据体素的属性值构建源项的体素模型包括，
(4.1)对于x-y平面上任意一个三角形ABC，选取y方向为扫描方向，把三角形的三个顶点按照y方向的坐标排序，y值最大的为A点，y值最小的点为C点；扫描线从y＝m开始往下扫描，以设定的体素宽w为间距，扫描到y＝n为止，其中m为不大于yA的最大整数，n为不小于yc的最小整数；
(4.2)把平面三角形中所有的体素存入体缓存，根据同一个体素出现的次数确定该体素的属性值，体缓存的属性值记录体素出现的次数，所有属性值为奇数的体素，即为构成实体的体素。
4.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的输入切割轨迹，并将切割轨迹转换为方程包括，
(5.1)选择切割对象，输入切割轨迹文件；
(5.2)程序根据输入的切割轨迹，将切割轨迹转换为方程组。
5.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的根据方程组切割源项体素模型包括，
将源项模型的每个体素带入切割路径生成的方程组，如果方程大于等于0，该体素属于第一切割部分，否则该体素属于第二切割部分；根据判断方程组的大小，放射源的体素模型被分割为了两个部分。
6.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的压缩源项体素模型包括，
设体素的压缩宽度为D，将源项体素模型的包围盒压缩为每个深层体素为D×D×D的深层体素模型，如果一个深层体素内的所有体素不都属于源项模型，则该深层体素不成立，否则该深层体素成立，源项模型最终被压缩为深层体素与体素共同构建成的体素模型。
7.根据权利要求1所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：所述的用点核积分方法计算辐射场剂量包括，
(8.1)导入源项体素作为放射源点核；
(8.2)计算放射源的通量率-剂量率转换因子，各屏蔽材料的线衰减因子及G-P拟合参数；
(8.3)计算点核到探测点的平均自由程及屏蔽层；
(8.4)计算累积因子；
(8.5)根据点核公式计算点核在探测点的剂量率；
(8.6)完成所有点核的计算，并将所有点核在探测点的剂量率求和；
(8.7)完成所有放射源计算，并将所有放射源在探测点的剂量率求和。
8.根据权利要求4所述的一种核退役源项切割辐射场剂量计算仿真方法，其特征在于：程序的切割轨迹采用G代码格式输入，使用的G代码如下：
G0：快速移动定位；
G1：直线切割；
G2：顺时针切割；
G3：逆时针切割；
M5：主轴停止。
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|---|---|
| CN (1) | CN109408930A (zh) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110110456A (zh) * | 2019-05-13 | 2019-08-09 | 哈尔滨工程大学 | 一种核设施退役人体受照剂量评估方法 |
| CN111723330A (zh) * | 2020-06-23 | 2020-09-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆退役三维辐射场的耦合方法和系统 |
| CN112906227A (zh) * | 2021-02-26 | 2021-06-04 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种辐射环境下的核退役虚拟仿真系统 |
| CN114624757A (zh) * | 2022-03-02 | 2022-06-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种医用回旋加速器退役源项调查方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102519988A (zh) * | 2008-05-09 | 2012-06-27 | 清华大学 | 创建识别材料的函数曲线的方法和装置 |
| CN103699714A (zh) * | 2013-12-01 | 2014-04-02 | 北京航空航天大学 | 一种基于有限元和无网格耦合的柔性物体实时切割仿真方法 |
| CN107330186A (zh) * | 2017-06-30 | 2017-11-07 | 哈尔滨工程大学 | 一种3dsMax核设施模型辐射场剂量分布仿真方法 |
-
2018
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Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102519988A (zh) * | 2008-05-09 | 2012-06-27 | 清华大学 | 创建识别材料的函数曲线的方法和装置 |
| CN103699714A (zh) * | 2013-12-01 | 2014-04-02 | 北京航空航天大学 | 一种基于有限元和无网格耦合的柔性物体实时切割仿真方法 |
| CN107330186A (zh) * | 2017-06-30 | 2017-11-07 | 哈尔滨工程大学 | 一种3dsMax核设施模型辐射场剂量分布仿真方法 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| NAN CHAO 等: "Adaptive Point Kernel Dose Assessment Method for Cutting Simulation on Irregular Geometries in Nuclear Facility Decommissioning", 《RADIATION PHYSICS AND CHEMISTRY》 * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110110456A (zh) * | 2019-05-13 | 2019-08-09 | 哈尔滨工程大学 | 一种核设施退役人体受照剂量评估方法 |
| CN110110456B (zh) * | 2019-05-13 | 2022-06-21 | 哈尔滨工程大学 | 一种核设施退役人体受照剂量评估方法 |
| CN111723330A (zh) * | 2020-06-23 | 2020-09-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆退役三维辐射场的耦合方法和系统 |
| CN112906227A (zh) * | 2021-02-26 | 2021-06-04 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种辐射环境下的核退役虚拟仿真系统 |
| CN114624757A (zh) * | 2022-03-02 | 2022-06-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种医用回旋加速器退役源项调查方法 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| RJ01 | Rejection of invention patent application after publication | ||
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Application publication date: 20190301 |