CN115114825A - 一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统 - Google Patents

Abstract

本发明提出一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统。该方法包括：建立三维模型；对于每一个part的属性进行编辑；在外部边界内，所有未建立part的区域自动填充part；将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格；基于自动划分的网格所继承的渲染颜色对其展示；基于网格进行辐射场计算；计算得到辐射场数据，实现辐射场可视化；根据辐射场、人体模型、行进路径和时间等参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据；移除一个part；循环执行以上步骤，直至三维模型被全部移除，形成完整的退役方案。本发明解决了现有系统中不能反映真实世界中的辐射场变化，以及现有模型对应纠错过程中人力、时间成本过大的问题。

Description

一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统

技术领域

本发明属于核反应堆数值仿真领域，涉及一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统。

背景技术

核电机组或核反应堆达到使用年限后，将会进行核退役作业，其中核岛退役拆除作业是最具难度与挑战性的工作。由于核岛内部的核反应堆产生的中子、光子对大量构件进行了长时间的辐照，这些构件都不可避免地产生了活化核素，这导致核岛内部必将产生特定的辐射剂量场。

现有的核退役虚拟仿真系统，可以通过外部导入的三维辐射分布与三维场景模型进行可视化的比对，然后参照核退役作业流程，通过动画编辑虚拟推演核退役作业过程，在过程中进行碰撞检测、人员实时剂量和累积剂量评估等工作。

上述核退役虚拟仿真系统中，三维辐射分布(以下简称辐射场)的变化来源于用户预先准备好的数据，而在真实世界中，辐射场是由辐射源产生的中子、光子等微观粒子穿越空间而形成的，该粒子穿越空间的过程遵循第一性原理的粒子输运方程。辐射源来自于核岛内部构件的活化核素，因此当用户在虚拟推演核退役作业过程中，一定会模拟添加、移除、移动、拆分构件(即三维场景模型)，则将导致辐射源的位置、强度、种类发生变化，进一步则将导致辐射场的变化。因此，用户预置的辐射场，无法反映虚拟推演核退役作业过程中所引发的辐射场变化，则更进一步无法正确评估人员所受辐射剂量。在另一方面，核退役场场景庞大且琐碎，用户预置的辐射场也需要进行建模才能实现基于粒子输运方程的求解计算，但该计算建模过程与现有系统的建模过程为两个独立过程，相关数据的对应关系很难仅通过人工静态检查的方式予以保障，同时在产生最终方案的过程中会形成大量中间方案，现有系统所采用的MCNP5数据或EXCEL数据仅可通过人工建模计算予以获得，总之这将耗费大量的人力、时间成本。

发明内容

为了克服上述现有技术中存在的问题，本发明提出一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统，通过对CAD技术、粒子输运方程求解技术和源项求解技术进行结合，一方面实现核退役作业过程中对由于三维场景变化而导致的辐射场的动态跟踪和求解，解决现有系统中不能反映真实世界中的辐射场变化的问题，另一方面实现对核退役过程中真实三维场景的建模以及对应辐射场计算建模的统一对应，解决现有系统与方法在模型对应纠错过程中所需的大量人力、时间成本问题。

本发明解决上述问题的技术方案是：

第一方面，本发明提出一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特殊之处在于，包括以下步骤：

1)对核退役场景建立可视化的三维模型，三维模型是由多个互不重叠的独立几何体(以下简称part)构成，同时建立整个三维模型的外部边界；

2)对于每一个part的属性进行编辑，属性具有三层的结构化数据结构，将对每个part的属性予以赋值；

3)在外部边界内，所有未建立part的区域自动填充part；

4)基于三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，网格边长可以编辑，每个网格单元含有与part相同的属性数据结构；

5)基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用户可以通过编辑模块合并多个相邻的网格或拆分单个网格；

6)基于网格进行辐射场计算，利用粒子输运方程求解技术和源项求解技术，其中粒子输运方程求解技术包含点核积分方法或离散纵坐标方法或蒙特卡罗方法；

7)计算执行完成后，得到辐射场数据，将网格辐射通量值在三维空间渲染展示(以下简称辐射场云图)，辐射场云图和三维模型可共同展示，实现辐射场可视化；

8)根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑，利用根据辐射场、人体模型、行进路径和时间等参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据；

9)添加、移除、移动、拆分三维模型中的一个part；

10)循环执行步骤1)至步骤9)，直至整个三维模型被全部移除，即代表形成了一个完整的退役方案。

进一步地，上述步骤4)中，自动划分出的网格分为两类，第一类为仅与一个part重叠的网格，该类网格的属性继承与其重叠的part。第二类为与一个以上的part重叠的网格(即网格中出现了多个part的交界面)，该网格的属性继承在该网格中所占体积最大的part的属性。除此之外，网格还有一个额外的辐射通量值属性，该属性的值由后续的辐射场计算模块计算得出。

进一步地，上述步骤6)中，点核积分的粒子输运方法适合快速计算复杂几何空间辐射场问题，对辐射源项进行空间和能量离散使其成为点源，空间中某一点位置受点源辐射的注量率为：

其中，S(r',E)为位置r'能量E处的源强，x为光学距离，B(E,x)为光学距离x处能量为E下的累积因子，光学距离的计算方法为：

其中，N为射线穿过材料的总数目，μ_i为第i种材料的线性衰减系数，t_i为射线在第i种材料中穿越的距离；本发明所用点核积分求解核心为NECP-MCX-PK。

进一步地，上述步骤6)中，离散纵标法的粒子输运方法适合较快速较精确的计算辐射场问题，该方法通过把粒子通量的角度分布按照一套求积组对应的离散方向进行离散化，构造离散的代数方程组进行求解，离散方法如下：

其中，φ_g(r)为位置r能群g处的标通量，φ_g(r,Ω)为位置r能群g处方向为Ω的角通量，w_m为第m个离散方向Ω_m对应的求积组权重，本发明所用离散纵标法求解核心为NECP-Hydra。

进一步地，上述步骤6)中，蒙特卡罗方法适合复杂几何的精确辐射场计算，该方法模拟粒子在介质中的输运过程，通过统计计数的方法获得辐射场分布，抽样计算方法如下：

其中S(r,Ω,E)为相空间(r,Ω,E)处的源强，通过源项定义可以进行抽样，K(r',Ω',E'→r,Ω,E)为迁移算符，通过抽样粒子的输运和碰撞可以获得，Q(r,Ω,E)为相空间处的发射密度，由发射密度即可获得通量值：

其中，τ(r,r-lΩ,E)为能量E处，r-lΩ到r处的光学厚度，积分过程也通过抽样统计进行计算，本发明中的蒙特卡罗求解核心为NECP-MCX。

进一步地，上述步骤7)中，对于辐射场云图透明度可以进行设置，可任意设置平面对辐射场云图进行切片，以查看辐射场的某一平面的辐射通量分布，辐射场分布的数据格式采用通用vtk格式，使用VisIt软件可进行三维可视化展示。

第二方面，本发明提出一种用于产生核反应堆退役方案的数值仿真系统，其特殊之处在于：

包括三维建模模块、part属性编辑模块、part自动填充模块、网格自动划分模块、网格可视化与编辑模块、辐射场计算模块、辐射场可视化模块、人体路径模拟与辐射剂量计算模块；

所述三维建模模块，用于建立可视化的三维模型，三维模型是由多个互不重叠的独立几何体part构成，三维模型包括外部边界(以X-Y-Z坐标描述)，用户可以添加、移除、移动、拆分part。

所述part属性编辑模块，用于对建立的三维模型中的part的属性进行编辑；

所述part自动填充模块，用于对在外部边界内所有未建立part的区域自动填充part；

所述网格自动划分模块，基于用户定义的三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，网格边长由用户编辑，每个网格单元含有与part相同的“属性”数据结构。

所述网格可视化与编辑模块，其基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用户可以通过编辑模块合并多个相邻的网格或拆分单个网格。

所述辐射场计算模块，基于网格可视化与编辑模块产生的网格进行辐射场计算，利用粒子输运方程求解技术和源项求解技术，其中粒子输运方程求解技术包含点核积分方法或离散纵坐标方法或蒙特卡罗方法；

所述辐射场可视化模块，辐射场可视化是网格辐射通量值在三维空间的渲染展示(以下简称辐射场云图)，辐射场云图和三维模型可共同展示，用户可以设置辐射场云图透明度，可任意设置平面对辐射场云图进行切片，以查看辐射场的某一平面的辐射通量分布，辐射场分布的数据格式采用通用vtk格式，使用VisIt软件可进行三维可视化展示。

所述人体路径模拟与辐射剂量计算模块，用户根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑。系统利用根据辐射场、人体模型、行进路径和时间等参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据。

进一步地，上述三维模型中的part的属性是仿真系统用于进行设计计算的一系列输入参数，包括：核素数据、模型温度、放射性源项数据和渲染颜色。其中，核素数据即当前part所包含的材料的核素组成，包括：核素类型，原子核密度。核素数据和模型温度用于索引核数据库中的核反应截面，供给放射性粒子的输运计算使用，源项数据作为仿真计算中的放射源项输入，渲染颜色用于仿真中的可视化展示。

进一步地，由于CAD模型的数据特点，其外部空间没有对应part区域，而仿真计算中需要一个完备的空间建模，上述自动填充模块根据用户设置的边界和前步定义的part空间，索引出外部边界并接续进行part编号，同时设置属性，自动填充的part的属性自动设置为由系统内置的空气属性，核素为内置空气的核素构成，温度为用户预设的环境温度，该part不包含源项属性。

第三方面，本发明提出一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其中，该程序被处理器执行时实现如第一方面的核反应堆退役方案的数值仿真方法。

本发明的优点：

本发明针对核退役过程中人员辐射防护安全性的核心需求，结合了CAD技术、粒子输运方程求解技术和源项求解技术，能够在核退役方案产生过程的每一个步骤中动态地模拟出真实世界的辐射场，极大地提高了方案中辐射场以及人员辐射剂量的可信度和准确度，使核退役方案产生过程更具备可靠性。

附图说明

图1是part的属性数据结构；

图2是本发明提出的核反应堆退役方案的数值仿真方法流程图。

具体实施方式

为使本发明实施方式的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施方式中的附图，对本发明实施方式中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施方式是本发明一部分实施方式，而不是全部的实施方式。基于本发明中的实施方式，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施方式，都属于本发明保护的范围。因此，以下对在附图中提供的本发明的实施方式的详细描述并非旨在限制要求保护的本发明的范围，而是仅仅表示本发明的选定实施方式。

本发明提出一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统，通过对CAD技术、粒子输运方程求解技术和源项求解技术进行结合，一方面实现核退役作业过程中对由于三维场景变化而导致的辐射场的动态跟踪和求解，解决现有系统中不能反映真实世界中的辐射场变化的问题，另一方面实现对核退役过程中真实三维场景的建模以及对应辐射场计算建模的统一对应，解决现有系统与方法在模型对应纠错过程中所需的大量人力、时间成本问题。

具体地，参见图1所示，该实施例的核反应堆退役方案的数值仿真方法，包括以下步骤：

1)对核退役场景建立可视化的三维模型，三维模型是由多个互不重叠的独立几何体(以下简称part)构成，同时建立整个三维模型的外部边界。

在此步骤中，可以采用CAD技术，利用已有模型(如stp格式文件)导入或者用户手动建模，用户建立整个三维模型的外部边界(以X-Y-Z坐标描述)。用户可以添加、移除、移动、拆分part。

2)对于每一个part的属性进行编辑，属性具有三层的结构化数据结构，将对每个part的属性予以赋值。

在此步骤中，该part的属性数据结构如图1所示。属性是仿真系统用于进行设计计算的一系列输入参数，包括：核素数据、模型温度、放射性源项数据和渲染颜色。其中，核素数据即当前part所包含的材料的核素组成，包括：核素类型，原子核密度。核素数据和温度用于索引核数据库中的核反应截面，供给放射性粒子的输运计算使用，源项数据作为仿真计算中的放射源项输入，渲染颜色用于仿真中的可视化展示。

3)在外部边界内，所有未建立part的区域自动填充part。

在此步骤中，由于CAD模型的数据特点，其外部空间没有对应part区域，而仿真计算中需要一个完备的空间建模，自动填充模块根据用户设置的边界和前步定义的part空间，索引出外部边界并接续进行part编号，同时设置属性，自动填充的part的属性自动设置为由系统内置的空气属性，核素为内置空气的核素构成，温度为用户预设的环境温度，该part不包含源项属性。

4)基于三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，网格边长可以编辑，每个网格单元含有与part相同的“属性”数据结构。

在此步骤中，自动划分出的网格分为两类，第一类为仅与一个part重叠的网格单元，该类网格单元的属性继承与其重叠的part的属性；第二类为与一个以上的part重叠的网格(即网格中出现了多个part的交界面)，该网格的属性继承在该网格中所占体积最大的part的属性；除此之外，网格还有一个额外的辐射通量值属性，该属性的值由后续的辐射场计算模块计算得出。

5)基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用户可以通过编辑模块合并多个相邻的网格或拆分单个网格。

6)基于网格进行辐射场计算，利用粒子输运方程求解技术和源项求解技术，其中粒子输运方程求解技术包含点核积分方法或离散纵坐标方法或蒙特卡罗方法。

此步骤中，所述点核积分的粒子输运方法适合快速计算复杂几何空间辐射场问题，对辐射源项进行空间和能量离散使其成为点源，空间中某一点位置受点源辐射的注量率为：

其中，S(r',E)为位置r'能量E处的源强，x为光学距离，B(E,x)为光学距离x处能量为E下的累积因子，光学距离的计算方法为：

其中，N为射线穿过材料的总数目，μ_i为第i种材料的线性衰减系数，t_i为射线在第i种材料中穿越的距离；本发明所用点核积分求解核心为NECP-MCX-PK。

所述离散纵标法的粒子输运方法适合较快速较精确的计算辐射场问题，该方法通过把粒子通量的角度分布按照一套求积组对应的离散方向进行离散化，构造离散的代数方程组进行求解，离散方法如下：

其中，φ_g(r)为位置r能群g处的标通量，φ_g(r,Ω)为位置r能群g处方向为Ω的角通量，w_m为第m个离散方向Ω_m对应的求积组权重，本发明所用离散纵标法求解核心为NECP-Hydra。

所述蒙特卡罗方法适合复杂几何的精确辐射场计算，该方法模拟粒子在介质中的输运过程，通过统计计数的方法获得辐射场分布，抽样计算方法如下：

其中S(r,Ω,E)为相空间(r,Ω,E)处的源强，通过源项定义可以进行抽样，K(r',Ω',E'→r,Ω,E)为迁移算符，通过抽样粒子的输运和碰撞可以获得，Q(r,Ω,E)为相空间处的发射密度，由发射密度即可获得通量值：

其中，τ(r,r-lΩ,E)为能量E处，r-lΩ到r处的光学厚度，积分过程也通过抽样统计进行计算，本发明中的蒙特卡罗求解核心为NECP-MCX。

7)计算执行完成后，得到辐射场数据，将网格辐射通量值在三维空间渲染展示(以下简称辐射场云图)，辐射场云图和三维模型可共同展示，实现辐射场可视化。

具体地，此步骤中，用户可以设置辐射场云图透明度，可任意设置平面对辐射场云图进行切片，以查看辐射场的某一平面的辐射通量分布，辐射场分布的数据格式采用通用vtk格式，使用VisIt软件可进行三维可视化展示。

8)根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑，利用根据辐射场、人体模型、行进路径和时间等参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据。

9)添加、移除、移动、拆分三维模型中的一个part，即拆解某一个设备或者添加一个临时屏蔽层。

10)当执行完步骤9)后，三维模型会发生变化，因此，循环执行步骤1)至步骤9)，直至整个三维模型被全部移除，即代表形成了一个完整的退役方案。

相应地，本发明还提供一种用于产生核反应堆退役方案的数值仿真系统，用于实现上述方法的一个方面或多个方面。

该用于产生核反应堆退役方案的数值仿真系统，包括三维建模模块、part属性编辑模块、part自动填充模块、网格自动划分模块、网格可视化与编辑模块、辐射场计算模块、辐射场可视化模块、人体路径模拟与辐射剂量计算模块。

所述三维建模模块，用于建立可视化的三维模型，三维模型是由多个互不重叠的独立几何体part构成，三维模型包括外部边界(以X-Y-Z坐标描述)，用户可以添加、移除、移动、拆分part。

具体地，可采用CAD技术，利用已有模型(如stp格式文件)导入或者用户手动建模，在系统中建立可视化的三维模型。

所述part属性编辑模块，用于对建立的三维模型中的part的属性进行编辑。

具体地，参见图1所示，属性是仿真系统用于进行设计计算的一系列输入参数，包括：核素数据、模型温度、放射性源项数据和渲染颜色。其中，核素数据即当前part所包含的材料的核素组成，包括：核素类型，原子核密度。核素数据和温度用于索引核数据库中的核反应截面，供给放射性粒子的输运计算使用，源项数据作为仿真计算中的放射源项输入，渲染颜色用于仿真中的可视化展示。

所述part自动填充模块，用于对在外部边界内所有未建立part的区域自动填充part。由于CAD模型的数据特点，其外部空间没有对应part区域，而仿真计算中需要一个完备的空间建模，自动填充模块根据用户设置的边界和前步定义的part空间，索引出外部边界并接续进行part编号，同时设置属性，自动填充的part的属性自动设置为由系统内置的空气属性，核素为内置空气的核素构成，温度为用户预设的环境温度，该part不包含源项属性。

所述网格自动划分模块，基于用户定义的三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，网格边长由用户编辑，每个网格单元含有与part相同的“属性”数据结构。

具体地，自动划分出的网格分为两类，第一类为仅与一个part重叠的网格单元，该类网格单元的属性继承与其重叠的part的属性；第二类为与一个以上的part重叠的网格(即网格中出现了多个part的交界面)，该网格的属性继承在该网格中所占体积最大的part的属性；除此之外，网格还有一个额外的辐射通量值属性，该属性的值由后续的辐射场计算模块计算得出。

所述网格可视化与编辑模块，其基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用户可以通过编辑模块合并多个相邻的网格或拆分单个网格。

所述辐射场计算模块，基于网格可视化与编辑模块产生的网格进行辐射场计算，利用粒子输运方程求解技术和源项求解技术，其中粒子输运方程求解技术包含点核积分方法或离散纵坐标方法或蒙特卡罗方法；

所述辐射场可视化模块，辐射场可视化是网格辐射通量值在三维空间的渲染展示(以下简称辐射场云图)，辐射场云图和三维模型可共同展示，用户可以设置辐射场云图透明度，可任意设置平面对辐射场云图进行切片，以查看辐射场的某一平面的辐射通量分布，辐射场分布的数据格式采用通用vtk格式，使用VisIt软件可进行三维可视化展示。

所述人体路径模拟与辐射剂量计算模块，用户根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑。系统利用根据辐射场、人体模型、行进路径和时间等参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据。

本发明可以是系统、方法和/或计算机程序产品。计算机程序产品可以包括计算机可读存储介质，其上载有用于使处理器实现本发明的各个方面的计算机可读程序指令。

计算机可读存储介质可以是保持和存储由指令执行设备使用的指令的有形设备。计算机可读存储介质例如可以包括但不限于电存储设备、磁存储设备、光存储设备、电磁存储设备、半导体存储设备或者上述的任意合适的组合。计算机可读存储介质的更具体的例子(非穷举的列表)包括：便携式计算机盘、硬盘、随机存取存储器(RAM)、只读存储器(ROM)、可擦式可编程只读存储器(EPROM或闪存)、静态随机存取存储器(SRAM)、便携式压缩盘只读存储器(CD-ROM)、数字多功能盘(DVD)、记忆棒、软盘、机械编码设备、例如其上存储有指令的打孔卡或凹槽内凸起结构、以及上述的任意合适的组合。

以上所述仅为本发明的实施例，并非以此限制本发明的保护范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的系统领域，均同理包括在本发明的保护范围内。

Claims (10)

1.一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于，包括以下步骤：

1)对核退役场景建立可视化的三维模型，三维模型是由多个互不重叠的独立几何体part构成，同时建立整个三维模型的外部边界；

2)对于每一个part的属性进行编辑，属性具有三层的结构化数据结构，将对每个part的属性予以赋值；

3)在外部边界内，所有未建立part的区域自动填充part；

4)基于三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，网格边长可以编辑，每个网格单元含有与part相同的属性数据结构；

5)基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用户可以通过编辑模块合并多个相邻的网格或拆分单个网格；

6)基于网格进行辐射场计算，该计算利用粒子输运方程求解技术和源项求解技术，其中粒子输运方程求解技术包含点核积分方法或离散纵坐标方法或蒙特卡罗方法；

7)计算执行完成后，得到辐射场数据，将网格辐射通量值在三维空间进行渲染展示，得到辐射场云图，辐射场云图和三维模型可共同展示，实现辐射场可视化；

8)根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑，利用根据辐射场、人体模型、行进路径和时间参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据；

9)添加、移除、移动、拆分三维模型中的一个part；

10)循环执行步骤1)至步骤9)，直至整个三维模型被全部移除，即代表形成了一个完整的退役方案。

2.根据权利要求1所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于：

所述步骤4)中，自动划分出的网格分为两类，第一类为仅与一个part重叠的网格，该类网格的属性继承与其重叠的part；第二类为与一个以上的part重叠的网格，即网格中出现了多个part的交界面，该网格的属性继承在该网格中所占体积最大的part的属性；除此之外，网格还有一个额外的辐射通量值属性。

3.根据权利要求1或2所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于：

所述步骤6)中，点核积分的粒子输运方法适合快速计算复杂几何空间辐射场问题，对辐射源项进行空间和能量离散使其成为点源，空间中某一点位置受点源辐射的注量率为：

其中，S(r',E)为位置r'能量E处的源强，x为光学距离，B(E,x)为光学距离x处能量为E下的累积因子，光学距离的计算方法为：

其中，N为射线穿过材料的总数目，μ_i为第i种材料的线性衰减系数，t_i为射线在第i种材料中穿越的距离。

4.根据权利要求1或2所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于：

所述步骤6)中，离散纵标法的粒子输运方法适合较快速较精确的计算辐射场问题，该方法通过把粒子通量的角度分布按照一套求积组对应的离散方向进行离散化，构造离散的代数方程组进行求解，离散方法如下：

其中，φ_g(r)为位置r能群g处的标通量，φ_g(r,Ω)为位置r能群g处方向为Ω的角通量，w_m为第m个离散方向Ω_m对应的求积组权重。

5.根据权利要求1或2所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于：

步骤6)中，蒙特卡罗方法适合复杂几何的精确辐射场计算，该方法模拟粒子在介质中的输运过程，通过统计计数的方法获得辐射场分布，抽样计算方法如下：

其中S(r,Ω,E)为相空间(r,Ω,E)处的源强，通过源项定义可以进行抽样，K(r',Ω',E'→r,Ω,E)为迁移算符，通过抽样粒子的输运和碰撞可以获得，Q(r,Ω,E)为相空间处的发射密度，由发射密度即可获得通量值：

其中，τ(r,r-lΩ,E)为能量E处，r-lΩ到r处的光学厚度，积分过程也通过抽样统计进行计算。

6.根据权利要求1或2所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法，其特征在于：

所述步骤7)中，辐射场云图透明度可以进行设置，可任意设置平面对辐射场云图进行切片，以查看辐射场的某一平面的辐射通量分布，辐射场分布的数据格式采用通用vtk格式，使用VisIt软件可进行三维可视化展示。

7.一种用于产生核反应堆退役方案的数值仿真系统，其特征在于，包括：

三维建模模块，用于建立可视化的三维模型，三维模型包括外部边界以及多个互不重叠的独立几何体part；

part属性编辑模块，用于对建立的三维模型中的part的属性进行编辑；

part自动填充模块，用于对在外部边界内所有未建立part的区域自动填充part；

网格自动划分模块，用于基于三维模型的外部边界，将整个区域自动划分为密铺的正立方体网格，每个网格单元含有与part相同的“属性”数据结构；

网格可视化与编辑模块，基于自动划分的网格继承part的渲染颜色属性，通过该属性进行基于网格的可视化展示；同时，用于实现合并多个相邻的网格或拆分单个网格；

辐射场计算模块，用于对网格可视化与编辑模块产生的网格进行辐射场计算；

辐射场可视化模块，用于实现网格辐射通量值在三维空间的渲染展示，即辐射场云图，辐射场云图和三维模型可共同展示；

人体路径模拟与辐射剂量计算模块，用于根据人体基本参数建立简化人体模型，对行进路径和时间相关参数进行编辑，利用辐射场、人体模型、行进路径和时间参数进行辐射剂量计算，得到辐射剂量随时间、空间变化的数据。

8.根据权利要求7所述的一种用于产生核反应堆退役方案的数值仿真系统，其特征在于：

所述三维模型中的part的属性是仿真系统用于进行设计计算的一系列输入参数，包括：核素数据、模型温度、放射性源项数据和渲染颜色；其中，核素数据即当前part所包含的材料的核素组成，包括：核素类型，原子核密度；核素数据和模型温度用于索引核数据库中的核反应截面，供给放射性粒子的输运计算使用，源项数据作为仿真计算中的放射源项输入，渲染颜色用于仿真中的可视化展示。

9.根据权利要求8所述的一种核反应堆退役方案的数值仿真方法和系统，其特征在于：

所述自动填充模块根据外部边界和定义的part空间，索引出外部边界并接续进行part编号，同时设置属性，自动填充的part的属性自动设置为由系统内置的空气属性，核素为内置空气的核素构成，温度为预设的环境温度，该part不包含源项属性。

10.一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其中，该程序被处理器执行时实现如权利要求1-6任一所述的核反应堆退役方案的数值仿真方法。

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