JP3741694B2

JP3741694B2 - Radiation dose calculation system, radiation dose calculation method, and program

Info

Publication number: JP3741694B2
Application number: JP2003159805A
Authority: JP
Inventors: 博史緒方; 巨樹平沼; 圭吾松岡; 直文河野; 智之石川
Original assignee: Tokyo Electric Power Co Inc
Current assignee: Tokyo Electric Power Co Inc
Priority date: 2003-06-04
Filing date: 2003-06-04
Publication date: 2006-02-01
Anticipated expiration: 2023-06-04
Also published as: JP2004361240A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力設備等、放射線源からの放射線量評価に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
従来、原子力設備等、放射線源からの放射線量評価に関しては、例えば、ラインビーム法を適用したスカイシャインコードといわれる解析プログラム（SKYSHINEコード、『J.H.Price et al,"Utilization Instructions for SKYSHINE",RRA-N7608 (1976)』参照）を用いて放射線輸送計算が実行されていた。この手法では、例えば、タービン等の原子力設備と、そのような設備を設置する建屋と、建屋外の空間からなるモデルが使用された。このモデルでは、放射線源は、点線源として取り扱われ、建屋は直方体等のモデルに単純化され、近似計算が行われていた。しかし、従来の簡略化したモデルでは、近似によるエラーが安全側に作用するようにモデル化されていた。このため、場合によっては計算結果が極端に安全側に設定され、実測値との乖離が大きすぎるという問題があった。すなわち、現実の測定値より、はるかに高い放射線量が算出される結果になっていた。なお、このような放射線輸送計算の精度を高める目的で、新たな評価式（フィッティング式と呼ばれる）が提案されている（非特許文献１参照）。
【０００３】
このような問題を解決するための一方策として、ＭＣＮＰ^TM（A General Monte Carlo N-Particle Transport Code、ＭＣＮＰは商標）という計算プログラムが米国ロスアラモス国立研究所から提案された。ＭＣＮＰでは、設定した評価点に対して、放射線源からのエネルギー別の線量寄与を統計的に計算する。
【０００４】
しかし、ＭＣＮＰでは、計算対象の空間（以下、計算空間という）が大きくなるほど、すなわち、放射線源から評価点までの距離が長くなるほど、統計的に必要な信頼性のあるデータが得られにくいという問題があった。
【０００５】
さらに、ＭＣＮＰによる計算では、統計的に有効な結果を得るまでの計算時間は、計算空間が大きくなるほど膨大となった。例えば、特定の原子炉に対して、半径１０００ｍ程度の範囲の評価に数百時間を要することもあった。
【０００６】
【非特許文献１】
Proceeding 8th International conference on radiation shielding,
Alington Texas, April 1994, p.939-945.
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】
本発明はこのような従来の技術の問題点に鑑みてなされたものである。すなわち、本発明の課題は、計算時間を低減させた上で、放射線源から遠距離においても信頼性が高く、実測値との乖離が少ない放射線量計算技術を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】
本発明は前記課題を解決するために、以下の手段を採用した。すなわち、本発明は、放射線量を算出するシステムであり、
放射線源から所定の記録面に至る空間における放射線の模擬散乱過程を追跡する手段と、
上記追跡により前記記録面に到達した放射線の属性情報を蓄積する手段と、
上記属性情報にしたがい、当該放射線の所定の評価点に対する寄与情報を参照する手段と、
上記記録面上の各放射線に対して、前記属性情報と前記寄与情報とから前記評価点における線量を積算する手段とを備えるものである。
【０００９】
ここで、放射線の模擬散乱過程を追跡する手段としては、例えば、コンピュータ上で擬似乱数を用いて実行されるモンテカルロシミュレーションコードを適用できる。また、放射線の属性情報、例えば、上記記録面上の位置、散乱方向、および上記放射線のエネルギーから所定の評価点に対する寄与情報を求める方法としては、例えば、ラインビーム法という手順を適用できる。
【００１０】
好ましくは、上記記録面は、上記放射線源を包囲する包囲面であってもよい。すなわち、本発明は、上記包囲面で包囲された空間における放射線の追跡結果に対して、その包囲面外の空間において、そのときの放射線の属性情報から上記評価点への放射線量の寄与情報を求める。そして、本発明は、この属性情報と寄与情報とから上記評価点での放射線量を求める。このような放射線量を上記包囲面上での各放射線に対して積算することで、上記放射線源による上記評価点での放射線量が求められる。
【００１１】
好ましくは、上記包囲面は、平面または曲面を組み合わせて構成されてもよい。
【００１２】
好ましくは、上記包囲面は、直方体形状をなし、上記放射線源の設置された底面に立設される４つの側面と、その側面に載置される天井面とからなる５つの平面で構成される。
【００１３】
好ましくは、上記記録面は、上記空間の一部を被覆する平面または曲面であってもよい。
【００１４】
好ましくは、上記属性情報は、上記放射線が上記記録面を通過するときの上記記録面上の位置、上記放射線の散乱方向、および上記放射線のエネルギーを含む。
【００１５】
また、本発明は、以上のいずれかの処理をコンピュータが実行する方法であってもよい。また、本発明は、以上のいずれかの機能をコンピュータに実現させるプログラムであってもよい。また、本発明は、そのようなプログラムを記録したコンピュータが読み取り可能な記録媒体でもよい。
【００１６】
ここで、コンピュータが読み取り可能な記録媒体とは、データやプログラム等の情報を電気的、磁気的、光学的、機械的、または化学的作用によって蓄積し、コンピュータから読み取ることができる記録媒体をいう。このような記録媒体のうちコンピュータから取り外し可能なものとしては、例えばフレキシブルディスク、光磁気ディスク、CD-ROM、CD-R/W、DVD、DAT、８mmテープ、メモリカード等がある。
【００１７】
また、コンピュータに固定された記録媒体としてハードディスクやＲＯＭ（リードオンリーメモリ）等がある。
【００１８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を図１から図１３の図面に基づいて説明する。
【００１９】
図１は、本発明の一実施の形態に係る放射線量計算システムの原理的説明図であり、図２は、この放射線量計算システムのデータフローを示す図であり、図３は、図２に示したモンテカルロシミュレーションコード２の解析対象のモデル例を示す図であり、図４は、図３のモデルに基づくセルの定義例であり、図５は、モンテカルロシミュレーションコード２による粒子シミュレーションの例であり、図６は、図２に示した面線源ファイル（面記録ファイル）生成処理の概念図であり、図７は、面線源ファイルのデータ構造図であり、図８は、ラインビーム法の概念図であり、図９および図１０は、本放射線量計算システムにおけるラインビームレスポンスデータの例であり、図１１は、面線源ファイルにラインビーム法を接続する処理の概念図であり、図１２は、面線源ファイルにラインビーム法（気中移送解析コード）を接続する本放射線量計算システムの処理フローであり、図１３は、本放射線量計算システムによる計算結果、従来手法による計算結果および実測値との比較結果を示す図である。
【００２０】
＜線量評価方法の原理＞
図１は、本発明の一実施の形態に係る放射線量計算システムの原理的説明図である。この放射線量計算システムは、例えば、原子力発電所において、放射線源から放射される放射線が原子力発電所の建屋外部の評価点においてどの程度測定されるかをコンピュータプログラムにより事前に計算する。
【００２１】
放射線源とは、例えば、原子力発電所において加熱された主蒸気を内包するタービン本体、湿分分離器、主蒸気配管等である。本放射線量計算システムは、例えば、¹⁶Ｎ（質量数１６の窒素）等の放射性同位元素から放射されるガンマ線の線量を所定の評価点において算出する。
【００２２】
本放射線量計算システムでは、放射線源としては、従来の点線源に代えて、３次元空間に設定される体積線源を使用する。また、本放射線量計算システムにおける解析モデルとして、発電所建屋を取り囲む直方体を記録面として設定する。このような記録面を包囲面とも呼ぶ。また、本放射線量計算システムにおける評価点は、一般的には、原子力発電所の敷地境界に設定される。
【００２３】
図１に示すように、本放射線計算システムの特徴は、直方体の記録面で取り囲まれた建屋内部を含む空間での計算をモンテカルロ法で実行し、記録面外部の計算をラインビーム法で実行する点にある。本実施の形態において、記録面とは、このモンテカルロ法による計算結果を取得するために設定する仮想的な面である。
【００２４】
そして、本放射線計算システムは、体積線源から記録面（例えば、４つの側面と天井面）に至る空間において、モンテカルロ法による放射線粒子の追跡の結果得られる放射線データを記録面上で取得する。また、上記記録面は直方体であると仮定したが、壁面の設定面数は拡張可能であり、より複雑な形状で放射線データを蓄積してもよい。
【００２５】
このモンテカルロ法による計算プログラムとしては、米国ロスアラモス国立研究所で開発された放射線輸送計算コードであるＭＣＮＰ^TM（A General Monte Carlo N-Particle Transport Code）と、米国ブルックヘブン国立研究所で開発された評価済断面積ライブラリＥＮＤＦ（Evaluated Nuclear Data File、評価済核データファイルENDF/B-6ともいう。『V. McLane et al,"Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6",BNL-NCS-44945(ENDF-102)(2001)』参照）または日本原子力研究所で開発されたＪＥＮＤＬ（Japan Evaluated Nuclear Data File、評価済核データライブラリJENDL 3.3ともいう。『K. Shibata et al,"Japanese Evaluated Nuclear Data Library,
Version 3, Revision 3 (JENDL-3.3)", J. Nucl.Sci. Technol. 39, 1125(2002)』参照）との組み合わせを使用する。
【００２６】
そして、本放射線計算システムは、上記記録面上で取得された放射線データを面線源として使用し、記録面外の空間に対してラインビーム法を実行する計算プログラムに接続する。さらに、敷地境界の評価点においては、各面線源から放射される放射線に対するラインビーム法による計算結果を積算し、最終的な計算結果を得る。
【００２７】
なお、本放射線計算システムのラインビーム法において、面線源の放射線による評価点への寄与（単位Ｒ、Ｇｙ、Ｓｖまたはこれらの単位時間の量）を示すラインビームレスポンス関数は、モンテカルロ法による粒子シミュレーションから得られる計算データを基に、非線形最小二乗法により作成する。このモンテカルロ法による計算コードとしてもＭＣＮＰを使用する。このことにより、放射線源から評価点までの評価空間総てをモンテカルロ法で評価した場合と同等の結果になる。
【００２８】
＜本線量評価方法の特徴＞
（１）線源モデルおよび遮へい体モデルの詳細化
従来手法での線源モデルは、有形の放射線源（例えば、原子力発電所において加熱された主蒸気を内包するタービン本体、湿分分離器、主蒸気配管等）を点線源化している。
【００２９】
本計算システムでは、実際の機器形状を表した線源モデルを与えた。また、従来手法では、放射線源から評価点の間にある遮へい体をまとめて遮へい壁とする近似モデルを作成していた。一方、本放射線量計算システムによる計算では実際の機器配置状況や形状をそのままモデル化した。
（２）評価空間の性質に合わせた計算手法の選択
タービン建屋中心から評価点までの距離が１０００ｍを超えるような場合に、モンテカルロ法で線量計算を行うと、統計誤差が増加し、信頼性のある評価結果が得られなくなる。評価点までの距離が増加すると、その地点に実際に存在する放射線（粒子）の数が極めて少なくなり、統計的な信頼性が低下するためである。
【００３０】
そのため、遮へい体となるものが多く存在するタービン建屋内等、記録面までの空間は、モンテカルロ法により計算を行い、記録面から評価点までの計算については、ラインビーム法を用いて計算を行う。
【００３１】
このラインビーム法は、「放射線のエネルギー」「距離（放射線の記録面上の位置から評価点までの距離）」「放射線の角度」を変数とした評価値（単位Ｒ、Ｇｙ、Ｓｖまたはその単位時間の量）に対する関数式（ラインビームレスポンス関数）とその関数式を定めるパラメータで構成される。また、このパラメータ自体が「放射線のエネルギー」「距離（放射線の記録面上の位置から評価点までの距離）」「放射線の角度」に依存する。しがって、このパラメータは、フィッティングパラメータと呼ばれ、非線形最小二乗法で決定される。
【００３２】
このフィッティングパラメータは、前述の角度等の各々の条件に対してモンテカルロ法で計算した結果に基づいて決定されている。すなわち、本放射線量計算システムは、記録面が包囲する空間外の計算はラインビーム法によるものであるが、そのラインビームレスポンス関数がモンテカルロ法による計算結果に基づいている。このことから、本放射線量計算システムは、評価空間総てをモンテカルロ法で計算したことと同等の結果を算出する。
【００３３】
すでに説明したように、単純に全空間に対してモンテカルロ法を適用する場合には、統計的に信頼性のある結果が得られない場合がある。また、十分な信頼性を確保するためには、極めて長い計算時間を要する。しかし、一旦得られたモンテカルロ法による計算結果により、ラインビームレスポンス関数を生成すれば、効率的な放射線量の評価が可能になる。
（３）計算時間の短縮
モンテカルロ法による計算は放射線の挙動を統計的に処理しているため、その統計誤差が一定の値になる（収束する）まで計算を行わなければならない。このとき、評価空間が大きくなると計算が収束しなかったり、収束するまでの時間が非常に大きくなる傾向がある。そのような傾向を解決するために、遮へい体が多く存在する建屋を包囲する記録面（包囲面）の内側の空間はモンテカルロ法で計算する。また、その記録面（包囲面）の外側は遮へい体がほとんどないことからモンテカルロ法よりも簡易な計算手法であるラインビーム法で計算を行う。このようなプログラムの構成により、計算時間が短縮される。
【００３４】
このラインビーム法では、ラインビームレスポンス関数（ＬＢＲＦ：Line Beam Response Function）と呼ばれる評価式が使用される。この評価式には、上述のように非線形のパラメータが設定されている。
【００３５】
本放射線量計算システムは、このパラメータをデータライブラリとして蓄積する。そして、記録面で包囲された空間内の計算結果（モンテカルロ法によるプログラムの処理結果）を記録面で包囲された空間外でのラインビーム法による計算プログラムに引き渡す際にこのデータライブラリが参照されラインビームレスポンス関数に使用される。
【００３６】
このデータライブラリ自体は、本放射線量計算システムの実行前に、予め、モンテカルロ法による収集データにより作成したものである。
【００３７】
＜データフロー＞
図２は、本放射線量計算システムのデータフローを示す図である。図２のように、この放射線量計算システムは、モンテカルロシミュレーションコード２と、気中移送解析コード５とを組み合わせて構成される。
【００３８】
モンテカルロシミュレーションコード２としては、例えば、ＭＣＮＰ^TM（商標）を使用する。このモンテカルロシミュレーションコード２に対して、放射線源、遮へい体、建屋を含む詳細モデルを設定し、シミュレーションを実行する。
【００３９】
このシミュレーションでは、追跡される各放射線（粒子）を、記録面を構成する面上（４つの側面と天井面）の放射線データとして保持し、面線源ファイル３として出力する。面線源ファイル３の各放射線データは、放射線源を取り囲む直方体モデルの各面上で、座標、放出ベクトル（放出方向）、エネルギー、およびウェイト（モンテカルロ法における各粒子の統計的重み）を有する。このように、面線源ファイル３は、モンテカルロシミュレーションコード２により追跡された総ての放射線データをそのまま蓄積する。
【００４０】
気中移送解析コード５は、ラインビーム法により放射線量を計算するプログラムである。気中移送解析コード５は、評価点座標を指定する入力データ４を指定されて起動される。
【００４１】
起動されると、気中移送解析コード５は、面線源ファイル３を読み出す。そして、気中移送解析コード５は、面線源ファイル３の各放射線データ（座標、放出ベクトル、エネルギーを有する）を基に、データライブラリ６（図２では、ＬＢＲＦフィッティングパラメータライブラリという）にアクセスし、フィッティングパラメータを決定する。そして、決定されたフィッティングパラメータにより、ラインビームレスポンス関数を設定し、当該放射線データ（座標、放出ベクトル、エネルギー）により、評価点での線量を算出する。気中移送解析コード５は、このような処理を総ての放射線データ（座標、放出ベクトル、エネルギー）に適用し、その結果を評価点において積算する。
【００４２】
＜モンテカルロ法＞
図３は、図２に示したモンテカルロシミュレーションコード２の解析対象のモデル例を示す図である。本モンテカルロシミュレーションコード２は、複数の解析対象の境界を平面で定義する。そして、１つ以上の境界で区切られた空間に物質を定義することでシミュレーションモデルを作成する。
【００４３】
例えば、図３の例では、ｘ軸に垂直な３次元の平面の方程式として、ｘ＝−５；ｘ＝−４；ｘ＝４；ｘ＝５；が示されている（単位はｍ）。同様に、例えば、ｙ軸に垂直な３次元の平面の方程式として、ｙ＝−５；ｙ＝−４；ｙ＝４；ｙ＝５；を設定する。また、例えば、ｚ軸に垂直な３次元の平面の方程式として、ｚ＝１０；ｚ＝９；ｚ＝１；ｚ＝０；を設定する。
【００４４】
本モンテカルロシミュレーションコード２は、このような各面に対して、面番号を設定し、各面を識別する。例えば、ｘ＝−５；ｘ＝−４；ｘ＝４；およびｘ＝５の各面に対して、面番号１００、１０１、１０２、および１０３を設定する等である。
【００４５】
なお、本実施の形態では、理解の容易のため、複数の解析対象の境界を平面で定義したが、一般的には、曲面（例えば、二次曲面）の方程式により境界を定義すればよい。
【００４６】
図４は、図３のモデルに基づくセルの定義例である。セルとは、面により区切られた解析対象の部分をいう。例えば、ｘ＝−５；ｘ＝−４、ｙ＝−５；ｙ＝５；ｚ＝１０；ｚ＝０；の各面により、図４の壁１が構成される。また、例えば、ｘ＝−４；ｘ＝４、ｙ＝−４；ｙ＝４；ｚ＝１０；ｚ＝９；の各面により、図４の壁５（天井）が構成される。
【００４７】
このように定義される各セルに対して、セル番号が付与される。さらに、各セルには、材料を参照するための物質番号（例えば、コンクリート、鉛等）と、密度が付与される。
【００４８】
本モンテカルロシミュレーションコード２は、面とセルで定義したモデルにおいて、対象粒子（光子、中性子、電子）を発生させ、その飛程を１粒子ごとにシミュレーションすることでユーザ所望地点の放射線データ（座標、方向ベクトル、エネルギー）、線量、実効増倍率等を計算する。
【００４９】
図５は、モンテカルロシミュレーションコード２による粒子シミュレーションの例である。図５のように、本モンテカルロシミュレーションコード２は、散乱と自由運動とをくり返す粒子を追跡する。そして、本モンテカルロシミュレーションコード２は、指定された評価点において、放射線データ（座標、方向ベクトル、エネルギー）、線量、実効増倍率等を計算する。
【００５０】
図６は、図２に示した面線源ファイル（面記録ファイル）生成処理の概念図である。上述のように、本モンテカルロシミュレーションコード２は、定義したモデル中で、１粒子ごとに飛程を計算する。そして、本モンテカルロシミュレーションコード２は、最終的なシミュレーション結果とは別個に指定した面を通過した粒子の情報を蓄積することができる。
【００５１】
例えば、図６の例では、線源から放出された粒子が散乱後、面番号１０３の面を通過し、直方体外へ放出されている。本モンテカルロシミュレーションコード２は、例えば、ユーザがこの面番号１０３の面での粒子の記録を指定すると、この面を通過する粒子の放射線データが記録される。ここで、放射線データには、以下のデータが含まれる。
・指定面を通過したときの通過点の座標［ｘ，ｙ，ｚ］
・指定面を通過したときの方向ベクトル［Ｖｘ，Ｖｙ，Ｖｚ］
・粒子のエネルギー［Ｅ］
・粒子の統計的重み［ｗｔ］（通常は、１．０／粒子の個数である。）
・粒子の種類（光子、中性子、電子等。ただし、ガンマ線のシミュレーションでは、光子のみである）
・粒子の線源発生番号（放射線源と粒子を識別するユニークな番号である。）
本放射線量計算システムは、このような放射線データを面線源ファイル３に蓄積し、ラインビーム法による気中移送解析コード５に接続する。
【００５２】
図７は、面線源ファイル（面記録ファイル）のデータ構造図である。図７のように、面線源ファイル３は、ヘッダ情報１０と粒子情報１１とから構成される。ヘッダ情報は、例えば、モンテカルロシミュレーションコード２のコード名、バージョン、計算開始日時、計算終了日時、全粒子発生数、面通過粒子の記録数、当該記録対象の面番号を含む。なお、複数の面を面線源ファイルに記録する場合は、シミュレーション時の粒子の追跡順に記録される。すなわち、面の種類に拘わりなく、粒子ごとに放射線データがくり返され、各粒子がどの面から放出されるかは、通過点の座標により識別されることになる。
【００５３】
＜ラインビーム法＞
図８は、ラインビーム法の概念図である。ラインビーム法では、放出点からある方向に放出された１光子の散乱による評価点に対する総ての寄与を示すラインビームレスポンス関数により線量計算を実行する。このラインビームレスポンス関数は、光子放出点２０から評価点２１への方向と放出方向とのなす角Φ（放出角という）、その光子のエネルギーＥ０、および光子放出点２０と評価点２１との距離ｘに依存する関数である。
【００５４】
本放射線量計算システムでは、このラインビームレスポンス関数として、以下の数１を使用する。
【００５５】
【数１】

ここで、ａ，ｂ，ｃ，ｄは、実験的に求まる、放射角Φ、光子のエネルギーＥおよび距離ｘに依存するパラメータである（非特許文献１参照）。
【００５６】
本放射線量計算システムでは、これらのパラメータの値は、モンテカルロ法により得られたシミュレーション結果に対して非線形最小二乗法により求めて、データライブラリ６として蓄積されている。
【００５７】
また、本放射線量計算システムでは、ラインビームレスポンス関数の値の単位は、［（Ｇｙ／ｈｒ）／（ｐｈｏｔｏｎｓ／ｓｅｃ）］であり、Ｇｙ／ｈｒは、放射線源強度１ｐｈｏｔｏｎ／ｓｅｃ当たりの吸収線量率である。また、距離ｘの単位は、メートルである。
【００５８】
なお、ラインビームレスポンス関数の値の単位を［（Ｒ／ｈｒ）／（ｐｈｏｔｏｎｓ／ｓｅｃ）］とし、照射線量率で求めてもよい。また、ラインビームレスポンス関数の値の単位を［（Ｓｖ／ｈｒ）／（ｐｈｏｔｏｎｓ／ｓｅｃ）］とし、実効線量率で求めてもよい。
【００５９】
図９および図１０は、本放射線評価方法におけるラインビームレスポンス関数を示すデータの例である。図９は、横軸が距離ｘ、縦軸がラインビームレスポンス値である。図９、図１０は、いずれも、６．２ＭｅＶのガンマ線に対するデータ例である。
【００６０】
また、図９では、放射角Φが０．０度から１７０度までの光子に対するラインビームレスポンス関数値が示されている。図１０は、横軸が放射角Φ、縦軸がラインビームレスポンス値である。また、図１０では、距離ｘが１００ｍから３０００ｍまでの範囲でラインビームレスポンス関数値が示されている。
【００６１】
＜接続プログラム＞
図１１は、面線源ファイルにラインビーム法を接続する処理の概念図である。上述のように、本放射線量計算システムは、モンテカルロシミュレーションコード２によって蓄積された面線源ファイル３のデータを読み出し、数１で定義（図９、および図１０に例示）したラインビームレスポンス関数により、評価点での放射線量を算出する。
【００６２】
すなわち、記録面において取得されたデータを有する面線源ファイル３から、光子のエネルギーＥ０、光子の放出角Φおよび評価点までの距離ｘを参照し、ラインビームレスポンス関数に代入して、評価点への寄与Ｒ（Ｅ０、Φ、ｘ）を求める。そのような各光子ごとの寄与を積算することにより、評価点での放射線量を求めることができる。本放射線量計算システムで実行され、以上の機能を実現するコンピュータプログラムを接続コードと呼ぶ。
【００６３】
図１２は、面線源ファイルにラインビーム法を接続する気中移送解析コード５の処理フローである。
【００６４】
まず、気中移送解析コード５は、入力データ４（評価点座標Ｄｘ，Ｄｙ，Ｄｚ）を読み込む（Ｓ１）。
【００６５】
次に、気中移送解析コード５は、データライブラリ６（ＬＢＲＦフィッティングパラメータライブラリ６）を読み込む（Ｓ２）。
【００６６】
次に、気中移送解析コード５は、面線源ファイル３（面記録ファイル）をオープンする（Ｓ３）。
【００６７】
次に、気中移送解析コード５は、ヘッダ情報１０を読み込む（Ｓ４）。ヘッダ情報１０からは記録光子数、線源光子発生数等が読み出される。
【００６８】
そして、気中移送解析コード５は、以下の処理を記録光子数分くり返す（Ｓ６）。すなわち、気中移送解析コード５は、面線源ファイル３から次の光子情報を読み込む（Ｓ７）。このとき、光子記録座標［ｘ，ｙ，ｚ］、放出ベクトル［Ｖｘ，Ｖｙ，Ｖｚ］および光子エネルギーＥが読み込まれる。
【００６９】
次に、気中移送解析コード５は、その光子の線源発生番号から面に再入射した光子か否かを判定する（Ｓ８）。そして、その光子が面に再入射した光子でない場合には、気中移送解析コード５は、評価点に対するラインビームレスポンスを計算する（Ｓ９）。
【００７０】
すなわち、気中移送解析コード５は、光子記録座標、放出ベクトル、および評価点座標から放出角Φと評価点距離Ｌとを算出し、放出角Φ、光子エネルギーＥおよび評価点距離Ｌにより、ラインビームレスポンス関数値を求める。そして、気中移送解析コード５は、１光子ごとにラインビームレスポンス値を記録し、積算する（Ｓ１１）。
【００７１】
次に、気中移送解析コード５は、記録光子を総て処理したか否かを判定する（Ｓ１０）。総ての光子を処理していない場合、気中移送解析コード５は、制御をＳ６に戻し、処理をくり返す。
【００７２】
一方、総ての光子を処理した場合、気中移送解析コード５は、面記録ファイルをクローズする（Ｓ１２）。
【００７３】
そして、気中移送解析コード５は、評価点のラインビームレスポンスの積算値を光子発生数で除算し、評価点における線量率を算出する（Ｓ１３）。なお、このような評価点が複数設定されている場合には、評価点ごとに同様の処理を実行すればよい。
【００７４】
そして、気中移送解析コード５は、評価点ごとの線量率結果を画面に表示する（Ｓ１４）。
【００７５】
図１３は、本実施の形態に係る評価、従来手法による評価および実測値との比較結果を示す図である。図１３は、記録面（建屋外壁に相当）からの距離約１８０ｍから７００ｍの範囲での放射線量の線量率（実測値１００、モンテカルロ法による結果１０１、および本放射線量計算システムの結果１０２）を示す。なお、実測値１００では、建屋外壁からの距離を表す。
【００７６】
図１３に示すように、評価点までの距離が約３００ｍから７００ｍの範囲では、本放射線量計算システムの結果１０２は、実測値１００およびモンテカルロ法による結果１０１にほぼ一致した。
【００７７】
さらに、この処理では、本放射線量計算システムの処理時間は、モンテカルロ法による時間と比較して約３００分の１に短縮された。
【００７８】
以上述べたように、本放射線量計算システムによれば、モンテカルロ法と比較して、極めて短時間で実測値に近い放射線量の評価を行うことができる。
【００７９】
また、本放射線量計算システムは、建屋内部等の比較的近距の範囲においてはモンテカルロ法により、現実の放射線形状、遮へい物の形状等を反映したモデルを使用し、精度の高い放射線量評価を実現できる。
【００８０】
また、本放射線量計算システムは、建屋外部のような比較的遠距離の範囲においては、ラインビーム法を適用でき、処理時間の短縮と統計的な信頼性を確保できる。
【００８１】
また、本放射線線量計算システムは、タービン等の原子力設備と、そのような設備を設置する建屋のみならず、例えば、放射線廃棄物が収納された固体廃棄物貯蔵庫またはサイトバンカ建屋、使用済燃料を収納した容器（キャスク）と、そのような容器（キャスク）を収納する建屋、使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール、放射性廃棄物を埋設する埋設施設に対しても、精度の高い放射線線量評価を実現できる。
【００８２】
＜変形例＞
上記実施の形態では、建屋を含む直方体の記録面を想定し、モンテカルロ法によるシミュレーション結果をラインビーム法により気移送解析コード５に接続した。しかし、本発明の実施は、このような構成には限定されない。例えば、直方体以外の多面体により記録面を構成してもよい。また、曲面により記録面を構成してもよい。要するに面上にあることを座標値で特定できればよい。また、平面と曲面を組み合わせて記録面を構成してもよい。
【００８３】
上記実施の形態では、直方体の記録面内には、１つの建屋を想定した。しかし、本発明の実施は、このような構成には限定されない。例えば、複数の発電所建屋を取り囲むような記録面（包囲面）を設定してもよい。
【００８４】
上記実施の形態では、記録面として、発電所建屋を包囲する包囲面、例えば、大地に置かれた直方体を想定した。しかし、本発明の記録面は、このような包囲面（大地を含めて閉空間を生成する面）には限定されない。例えば、モンテカルロシミュレーションを実行する空間の一部を被覆する平面または曲面を記録面としてもよい。
【００８５】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、計算時間を低減させた上で、放射線源から遠距離においても信頼性が高く、実測値との乖離が少ない放射線量計算を実行できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施の形態に係る放射線量計算システムの原理的説明図
【図２】放射線量計算システムのデータフローを示す図
【図３】モンテカルロシミュレーションコード２の解析対象のモデル例を示す図
【図４】セルの定義例
【図５】モンテカルロシミュレーションコード２による粒子シミュレーションの例
【図６】面線源ファイル（面記録ファイル）生成処理の概念図
【図７】面線源ファイル（面記録ファイル）のデータ構造図
【図８】ラインビーム法の概念図
【図９】本放射線量計算システムにおけるラインビームレスポンスデータ（１）
【図１０】本放射線量計算システムにおけるラインビームレスポンスデータ（２）
【図１１】面線源ファイルにラインビーム法を接続する処理の概念図
【図１２】本放射線量計算システムの処理フロー
【図１３】本放射線量計算システムによる計算結果、従来手法による計算結果および実測値との比較結果を示す図
【符号の説明】
２モンテカルロシミュレーションコード
３面線源ファイル
４入力データ
５気中移送解析コード
６データライブラリ（ＬＢＲＦフィッティングパラメータライブラリ）
２０光子放出点
２１評価点[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to radiation dose evaluation from a radiation source such as a nuclear facility.
[0002]
[Prior art]
Conventionally, with regard to radiation dose evaluation from radiation sources such as nuclear power facilities, for example, an analysis program called Skyshine Code using the line beam method (SKYSHINE Code, “JHPrice et al,“ Utilization Instructions for SKYSHINE ”, RRA-N7608 (1976)) was used to perform radiation transport calculations. In this method, for example, a model including a nuclear facility such as a turbine, a building in which such a facility is installed, and a space outside the building is used. In this model, the radiation source is handled as a dotted line source, the building is simplified to a model such as a rectangular parallelepiped, and approximate calculation is performed. However, the conventional simplified model is modeled so that errors due to approximation act on the safe side. For this reason, in some cases, the calculation result is set extremely safe, and there is a problem that the deviation from the actual measurement value is too large. In other words, a radiation dose much higher than the actual measurement value was calculated. A new evaluation formula (referred to as a fitting formula) has been proposed for the purpose of improving the accuracy of such radiation transport calculation (see Non-Patent Document 1).
[0003]
MCNP is one way to solve these problems. ^TM (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, MCNP is a trademark) was proposed by the US Los Alamos National Laboratory. In MCNP, dose contribution according to energy from a radiation source is statistically calculated with respect to a set evaluation point.
[0004]
However, in MCNP, as the calculation target space (hereinafter referred to as calculation space) increases, that is, as the distance from the radiation source to the evaluation point increases, it is difficult to obtain statistically necessary reliable data. was there.
[0005]
Furthermore, in the calculation by MCNP, the calculation time until obtaining a statistically effective result becomes enormous as the calculation space increases. For example, it may take several hundred hours to evaluate a range of a radius of about 1000 m for a specific nuclear reactor.
[0006]
[Non-Patent Document 1]
Proceeding 8th International conference on radiation shielding,
Alington Texas, April 1994, p.939-945.
[0007]
[Problems to be solved by the invention]
The present invention has been made in view of such problems of the conventional technology. That is, an object of the present invention is to provide a radiation dose calculation technique that reduces the calculation time, and is highly reliable even at a long distance from the radiation source and has little deviation from the actual measurement value.
[0008]
[Means for Solving the Problems]
The present invention employs the following means in order to solve the above problems. That is, the present invention is a system for calculating a radiation dose,
Means for tracing a simulated scattering process of radiation in a space from a radiation source to a predetermined recording surface;
Means for accumulating attribute information of radiation that has reached the recording surface by the tracking;
In accordance with the attribute information, means for referring to contribution information for a predetermined evaluation point of the radiation,
Means for integrating the dose at the evaluation point from the attribute information and the contribution information for each radiation on the recording surface.
[0009]
Here, as means for tracking the simulated scattering process of radiation, for example, a Monte Carlo simulation code that is executed using a pseudo-random number on a computer can be applied. Further, as a method for obtaining contribution information for a predetermined evaluation point from the attribute information of radiation, for example, the position on the recording surface, the scattering direction, and the energy of the radiation, a procedure called a line beam method can be applied, for example.
[0010]
Preferably, the recording surface may be a surrounding surface surrounding the radiation source. That is, according to the present invention, with respect to the result of tracking the radiation in the space surrounded by the surrounding surface, in the space outside the surrounding surface, the contribution information of the radiation dose from the radiation attribute information at that time to the evaluation point is obtained. Ask. And this invention calculates | requires the radiation dose in the said evaluation point from this attribute information and contribution information. By integrating such a radiation dose for each radiation on the surrounding surface, the radiation dose at the evaluation point by the radiation source is obtained.
[0011]
Preferably, the surrounding surface may be configured by combining a flat surface or a curved surface.
[0012]
Preferably, the surrounding surface has a rectangular parallelepiped shape and includes five planes including four side surfaces standing on the bottom surface where the radiation source is installed and a ceiling surface placed on the side surface. .
[0013]
Preferably, the recording surface may be a flat surface or a curved surface that covers a part of the space.
[0014]
Preferably, the attribute information includes a position on the recording surface when the radiation passes through the recording surface, a scattering direction of the radiation, and energy of the radiation.
[0015]
Further, the present invention may be a method in which a computer executes any one of the processes described above. Further, the present invention may be a program that causes a computer to realize any of the functions described above. The present invention may also be a computer-readable recording medium that records such a program.
[0016]
Here, the computer-readable recording medium refers to a recording medium that accumulates information such as data and programs by electrical, magnetic, optical, mechanical, or chemical action and can be read from the computer. . Examples of such a recording medium that can be removed from the computer include a flexible disk, a magneto-optical disk, a CD-ROM, a CD-R / W, a DVD, a DAT, an 8 mm tape, and a memory card.
[0017]
Further, there are a hard disk, a ROM (read only memory), and the like as a recording medium fixed to the computer.
[0018]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 13.
[0019]
FIG. 1 is a principle explanatory diagram of a radiation dose calculation system according to an embodiment of the present invention, FIG. 2 is a diagram showing a data flow of the radiation dose calculation system, and FIG. FIG. 4 is a diagram illustrating a model example of an analysis target of the indicated Monte Carlo simulation code 2, FIG. 4 is an example of cell definition based on the model of FIG. 3, and FIG. 5 is an example of particle simulation using the Monte Carlo simulation code 2. 6 is a conceptual diagram of the surface source file (surface recording file) generation process shown in FIG. 2, FIG. 7 is a data structure diagram of the surface source file, and FIG. 8 is a diagram of the line beam method. FIG. 9 and FIG. 10 are examples of line beam response data in the present radiation dose calculation system, and FIG. 11 is an outline of processing for connecting the line beam method to the surface source file. FIG. 12 is a processing flow of the radiation dose calculation system for connecting the line beam method (air transport analysis code) to the surface source file, and FIG. 13 is a calculation result by the radiation dose calculation system, It is a figure which shows the comparison result with the calculation result by a conventional method, and a measured value.
[0020]
<Principle of dose evaluation method>
FIG. 1 is a principle explanatory diagram of a radiation dose calculation system according to an embodiment of the present invention. For example, in a nuclear power plant, the radiation dose calculation system calculates in advance by a computer program how much radiation emitted from a radiation source is measured at an evaluation point in an outdoor part of the nuclear power plant.
[0021]
The radiation source is, for example, a turbine body that contains main steam heated in a nuclear power plant, a moisture separator, main steam piping, and the like. This radiation dose calculation system is, for example, ¹⁶ The dose of gamma rays emitted from a radioisotope such as N (nitrogen having a mass number of 16) is calculated at a predetermined evaluation point.
[0022]
In the present radiation dose calculation system, a volume radiation source set in a three-dimensional space is used as a radiation source instead of a conventional point radiation source. In addition, a rectangular parallelepiped surrounding the power plant building is set as a recording surface as an analysis model in the radiation dose calculation system. Such a recording surface is also called a surrounding surface. Moreover, the evaluation point in this radiation dose calculation system is generally set at the site boundary of a nuclear power plant.
[0023]
As shown in FIG. 1, the feature of this radiation calculation system is that the calculation in the space including the interior of the building surrounded by the rectangular parallelepiped recording surface is executed by the Monte Carlo method, and the calculation outside the recording surface is executed by the line beam method. In the point. In the present embodiment, the recording surface is a virtual surface that is set in order to obtain a calculation result by the Monte Carlo method.
[0024]
And this radiation calculation system acquires the radiation data obtained as a result of the tracking of the radiation particle by a Monte Carlo method in the space from a volume radiation source to a recording surface (for example, four side surfaces and a ceiling surface) on a recording surface. Although the recording surface is assumed to be a rectangular parallelepiped, the set number of wall surfaces can be expanded, and radiation data may be accumulated in a more complicated shape.
[0025]
This Monte Carlo calculation program includes MCNP, a radiation transport calculation code developed at the Los Alamos National Laboratory. ^TM (A General Monte Carlo N-Particle Transport Code) and EDF (Evaluated Nuclear Data File, Evaluated Nuclear Data File ENDF / B-6) developed at Brookhaven National Laboratory, USA. McLane et al, "Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6", BNL-NCS-44945 (ENDF-102) (2001))) or JENDL (Japan Evaluated Nuclear Data File, also known as the evaluated nuclear data library JENDL 3.3, “K. Shibata et al,” Japanese Evaluated Nuclear Data Library,
Version 3, Revision 3 (JENDL-3.3) ", J. Nucl. Sci. Technol. 39, 1125 (2002)").
[0026]
And this radiation calculation system uses the radiation data acquired on the said recording surface as a surface ray source, and connects to the calculation program which performs a line beam method with respect to the space outside a recording surface. Furthermore, at the site boundary evaluation points, the calculation results by the line beam method for the radiation radiated from each plane source are integrated to obtain the final calculation results.
[0027]
In the line beam method of this radiation calculation system, the line beam response function indicating the contribution (unit R, Gy, Sv or the amount of these unit times) to the evaluation point by the radiation of the surface radiation source is a particle by the Monte Carlo method. Created by nonlinear least squares method based on calculation data obtained from simulation. MCNP is also used as a calculation code by the Monte Carlo method. As a result, the result is equivalent to the case where the entire evaluation space from the radiation source to the evaluation point is evaluated by the Monte Carlo method.
[0028]
<Characteristics of this dose evaluation method>
(1) Refinement of the source model and shield model
In the conventional radiation source model, a tangible radiation source (for example, a turbine body containing main steam heated in a nuclear power plant, a moisture separator, main steam piping, etc.) is converted into a point source.
[0029]
In this calculation system, a source model representing the actual shape of the equipment was given. Further, in the conventional method, an approximate model is created in which the shielding bodies between the radiation source and the evaluation point are collectively used as a shielding wall. On the other hand, in the calculation by this radiation dose calculation system, the actual equipment arrangement state and shape were directly modeled.
(2) Selection of calculation method according to the nature of the evaluation space
If the dose calculation is performed by the Monte Carlo method when the distance from the turbine building center to the evaluation point exceeds 1000 m, the statistical error increases, and a reliable evaluation result cannot be obtained. This is because when the distance to the evaluation point is increased, the number of radiation (particles) actually present at the point is extremely reduced, and the statistical reliability is lowered.
[0030]
Therefore, the space from the recording surface, such as a turbine building where there are many shielding objects, is calculated using the Monte Carlo method, and the calculation from the recording surface to the evaluation point is performed using the line beam method. .
[0031]
In this line beam method, evaluation values (units R, Gy, Sv or units thereof) with “radiation energy”, “distance (distance from the position on the radiation recording surface to the evaluation point)” and “radiation angle” as variables are used. It is composed of a function formula (line beam response function) for the amount of time) and parameters defining the function formula. This parameter itself depends on "radiation energy", "distance (distance from the position on the recording surface of radiation to the evaluation point)", and "radiation angle". Therefore, this parameter is called a fitting parameter and is determined by a nonlinear least square method.
[0032]
This fitting parameter is determined based on the result calculated by the Monte Carlo method for each condition such as the aforementioned angle. That is, in this radiation dose calculation system, the calculation outside the space surrounded by the recording surface is based on the line beam method, but the line beam response function is based on the calculation result based on the Monte Carlo method. From this, this radiation dose calculation system calculates the result equivalent to having calculated all the evaluation space by the Monte Carlo method.
[0033]
As described above, when the Monte Carlo method is simply applied to the entire space, a statistically reliable result may not be obtained. Further, in order to ensure sufficient reliability, a very long calculation time is required. However, if a line beam response function is generated from the calculation result obtained by the Monte Carlo method, the radiation dose can be evaluated efficiently.
(3) Reduction of calculation time
Since the calculation by the Monte Carlo method statistically processes the behavior of radiation, the calculation must be performed until the statistical error becomes a constant value (convergence). At this time, when the evaluation space becomes large, the calculation does not converge, or the time until convergence tends to become very large. In order to solve such a tendency, the space inside the recording surface (surrounding surface) surrounding the building where many shielding bodies exist is calculated by the Monte Carlo method. Further, since there is almost no shielding body outside the recording surface (enclosure surface), calculation is performed by the line beam method, which is a simpler calculation method than the Monte Carlo method. Such a program structure reduces the calculation time.
[0034]
In this line beam method, an evaluation formula called a line beam response function (LBRF) is used. In this evaluation formula, nonlinear parameters are set as described above.
[0035]
The radiation dose calculation system stores this parameter as a data library. The data library is referred to when the calculation result in the space surrounded by the recording surface (the processing result of the program by the Monte Carlo method) is transferred to the calculation program by the line beam method outside the space surrounded by the recording surface. Used for beam response function.
[0036]
This data library itself is created in advance using collected data by the Monte Carlo method before the execution of the radiation dose calculation system.
[0037]
<Data flow>
FIG. 2 is a diagram showing a data flow of the radiation dose calculation system. As shown in FIG. 2, this radiation dose calculation system is configured by combining a Monte Carlo simulation code 2 and an air transport analysis code 5.
[0038]
As the Monte Carlo simulation code 2, for example, MCNP ^TM (Trademark) is used. A detailed model including a radiation source, a shielding body, and a building is set for the Monte Carlo simulation code 2 and a simulation is executed.
[0039]
In this simulation, each radiation (particle) to be tracked is held as radiation data on the surfaces constituting the recording surface (four side surfaces and the ceiling surface), and is output as a surface source file 3. Each radiation data of the plane source file 3 has coordinates, emission vectors (emission direction), energy, and weight (statistical weight of each particle in the Monte Carlo method) on each surface of the rectangular parallelepiped model surrounding the radiation source. In this way, the surface source file 3 stores all radiation data tracked by the Monte Carlo simulation code 2 as it is.
[0040]
The air transport analysis code 5 is a program for calculating the radiation dose by the line beam method. The air transport analysis code 5 is activated by designating input data 4 designating evaluation point coordinates.
[0041]
When activated, the air transport analysis code 5 reads the area source file 3. The air transport analysis code 5 accesses the data library 6 (referred to as the LBRF fitting parameter library in FIG. 2) based on each radiation data (having coordinates, emission vector, energy) of the surface source file 3. Determine the fitting parameters. Then, a line beam response function is set based on the determined fitting parameter, and a dose at the evaluation point is calculated based on the radiation data (coordinates, emission vector, energy). The air transport analysis code 5 applies such processing to all radiation data (coordinates, emission vectors, energy), and integrates the results at the evaluation points.
[0042]
<Monte Carlo method>
FIG. 3 is a diagram illustrating a model example to be analyzed by the Monte Carlo simulation code 2 illustrated in FIG. This Monte Carlo simulation code 2 defines a plurality of analysis target boundaries in a plane. A simulation model is created by defining a substance in a space delimited by one or more boundaries.
[0043]
For example, in the example of FIG. 3, x = −5; x = −4; x = 4; x = 5; is shown as an equation of a three-dimensional plane perpendicular to the x axis (unit: m). Similarly, for example, y = −5; y = −4; y = 4; y = 5; are set as equations of a three-dimensional plane perpendicular to the y-axis. Further, for example, z = 10; z = 9; z = 1; z = 0; are set as equations of a three-dimensional plane perpendicular to the z-axis.
[0044]
The Monte Carlo simulation code 2 sets a surface number for each such surface and identifies each surface. For example,

surface numbers

100, 101, 102, and 103 are set for each surface of x = −5; x = −4; x = 4; and x = 5.
[0045]
In the present embodiment, for the sake of easy understanding, the boundaries of a plurality of analysis objects are defined as planes. However, in general, the boundaries may be defined by curved surface equations (for example, quadric surfaces).
[0046]
FIG. 4 is an example of cell definition based on the model of FIG. A cell refers to a portion to be analyzed divided by planes. For example, each wall of x = -5; x = -4, y = -5; y = 5; z = 10; z = 0; constitutes the wall 1 in FIG. Moreover, the wall 5 (ceiling) of FIG. 4 is comprised by each surface of x = -4; x = 4, y = -4; y = 4; z = 10; z = 9;
[0047]
A cell number is assigned to each cell defined in this way. Furthermore, a substance number (for example, concrete, lead, etc.) and a density for referring to the material are assigned to each cell.
[0048]
This Monte Carlo simulation code 2 generates target particles (photons, neutrons, and electrons) in a model defined by planes and cells, and simulates the range of each particle to simulate radiation data (coordinates, Direction vector, energy), dose, effective multiplication factor, etc. are calculated.
[0049]
FIG. 5 is an example of particle simulation using the Monte Carlo simulation code 2. As shown in FIG. 5, the Monte Carlo simulation code 2 tracks particles that repeat scattering and free motion. The Monte Carlo simulation code 2 calculates radiation data (coordinates, direction vector, energy), dose, effective multiplication factor, and the like at a designated evaluation point.
[0050]
FIG. 6 is a conceptual diagram of the surface source file (surface recording file) generation process shown in FIG. As described above, the Monte Carlo simulation code 2 calculates the range for each particle in the defined model. And this Monte Carlo simulation code 2 can accumulate | store the information of the particle | grains which passed the surface designated separately from the final simulation result.
[0051]
For example, in the example of FIG. 6, the particles emitted from the radiation source pass through the surface of surface number 103 after being scattered and are emitted outside the rectangular parallelepiped. In the Monte Carlo simulation code 2, for example, when the user designates recording of particles on the surface having the surface number 103, radiation data of particles passing through the surface are recorded. Here, the radiation data includes the following data.
・ Coordinates [x, y, z] of the passing point when passing through the specified plane
-Direction vector [Vx, Vy, Vz] when passing through specified plane
・ Particle energy [E]
Statistical weight of particles [wt] (usually 1.0 / number of particles)
-Types of particles (photons, neutrons, electrons, etc., but only photons in gamma ray simulation)
-Particle source generation number (a unique number that identifies radiation sources and particles)
This radiation dose calculation system accumulates such radiation data in the plane source file 3 and connects to the air transport analysis code 5 by the line beam method.
[0052]
FIG. 7 is a data structure diagram of a surface ray source file (surface recording file). As shown in FIG. 7, the surface ray source file 3 includes header information 10 and particle information 11. The header information includes, for example, the code name, version, calculation start date and time, calculation end date and time, the total number of particles generated, the number of passing surface particles recorded, and the surface number of the recording target of the Monte Carlo simulation code 2. In addition, when recording a some surface in a surface source file, it records in order of the tracking of the particle | grains at the time of simulation. That is, regardless of the type of surface, the radiation data is repeated for each particle, and from which surface each particle is emitted is identified by the coordinates of the passing point.
[0053]
<Line beam method>
FIG. 8 is a conceptual diagram of the line beam method. In the line beam method, dose calculation is executed by a line beam response function indicating all contributions to the evaluation point due to scattering of one photon emitted in a certain direction from the emission point. This line beam response function includes an angle Φ (referred to as an emission angle) between the direction from the photon emission point 20 to the evaluation point 21 and the emission direction, the photon energy E0, and the distance between the photon emission point 20 and the evaluation point 21. It is a function that depends on x.
[0054]
In this radiation dose calculation system, the following equation 1 is used as the line beam response function.
[0055]
[Expression 1]

Here, a, b, c, and d are parameters that are experimentally determined and depend on the radiation angle Φ, the photon energy E, and the distance x (see Non-Patent Document 1).
[0056]
In the present radiation dose calculation system, the values of these parameters are obtained by the nonlinear least square method with respect to the simulation result obtained by the Monte Carlo method and stored as the data library 6.
[0057]
In this radiation dose calculation system, the unit of the value of the line beam response function is [(Gy / hr) / (photons / sec)], and Gy / hr is the absorbed dose per 1 photon / sec of the radiation source intensity. Rate. The unit of the distance x is meter.
[0058]
Note that the unit of the value of the line beam response function may be [(R / hr) / (photons / sec)], and may be obtained as an irradiation dose rate. Alternatively, the unit of the value of the line beam response function may be [(Sv / hr) / (photons / sec)], and may be obtained as an effective dose rate.
[0059]
9 and 10 are examples of data indicating a line beam response function in the present radiation evaluation method. In FIG. 9, the horizontal axis represents the distance x, and the vertical axis represents the line beam response value. FIG. 9 and FIG. 10 are examples of data for 6.2 MeV gamma rays.
[0060]
Further, FIG. 9 shows line beam response function values for photons having a radiation angle Φ of 0.0 degrees to 170 degrees. In FIG. 10, the horizontal axis represents the radiation angle Φ, and the vertical axis represents the line beam response value. Further, in FIG. 10, the line beam response function values are shown in the range where the distance x is from 100 m to 3000 m.
[0061]
<Connection program>
FIG. 11 is a conceptual diagram of processing for connecting the line beam method to the surface source file. As described above, the radiation dose calculation system reads the data of the surface source file 3 accumulated by the Monte Carlo simulation code 2 and uses the line beam response function defined by Equation 1 (illustrated in FIGS. 9 and 10). The radiation dose at the evaluation point is calculated.
[0062]
That is, referring to the photon energy E0, the photon emission angle Φ, and the distance x to the evaluation point from the plane source file 3 having the data acquired on the recording surface, the evaluation point is assigned to the line beam response function. The contribution R (E0, Φ, x) to is obtained. By integrating such contributions for each photon, the radiation dose at the evaluation point can be obtained. A computer program that is executed by the radiation dose calculation system and implements the above functions is called a connection code.
[0063]
FIG. 12 is a processing flow of the air transport analysis code 5 for connecting the line beam method to the surface source file.
[0064]
First, the air transport analysis code 5 reads the input data 4 (evaluation point coordinates Dx, Dy, Dz) (S1).
[0065]
Next, the air transport analysis code 5 reads the data library 6 (LBRF fitting parameter library 6) (S2).
[0066]
Next, the air transport analysis code 5 opens the surface radiation source file 3 (surface recording file) (S3).
[0067]
Next, the air transport analysis code 5 reads the header information 10 (S4). From the header information 10, the number of recorded photons, the number of source photons generated, and the like are read out.
[0068]
The air transport analysis code 5 repeats the following processing for the number of recording photons (S6). That is, the air transport analysis code 5 reads the next photon information from the surface source file 3 (S7). At this time, photon recording coordinates [x, y, z], emission vector [Vx, Vy, Vz], and photon energy E are read.
[0069]
Next, the air transport analysis code 5 determines whether the photon is incident again on the surface from the source generation number of the photon (S8). If the photon is not a re-incident photon, the air transport analysis code 5 calculates a line beam response to the evaluation point (S9).
[0070]
That is, the air transport analysis code 5 calculates the emission angle Φ and the evaluation point distance L from the photon recording coordinates, the emission vector, and the evaluation point coordinates, and the line is calculated based on the emission angle Φ, the photon energy E, and the evaluation point distance L. Obtain the beam response function value. The air transport analysis code 5 records the line beam response values for each photon and integrates them (S11).
[0071]
Next, the air transport analysis code 5 determines whether or not all the recording photons have been processed (S10). If all photons have not been processed, the air transport analysis code 5 returns control to S6 and repeats the process.
[0072]
On the other hand, when all photons have been processed, the air transport analysis code 5 closes the surface recording file (S12).
[0073]
Then, the air transport analysis code 5 calculates the dose rate at the evaluation point by dividing the integrated value of the line beam response at the evaluation point by the number of photons generated (S13). When a plurality of such evaluation points are set, the same process may be executed for each evaluation point.
[0074]
Then, the air transport analysis code 5 displays the dose rate result for each evaluation point on the screen (S14).
[0075]
FIG. 13 is a diagram showing a result of evaluation according to the present embodiment, evaluation by a conventional method, and comparison results with actual measurement values. FIG. 13 shows the dose rate (actual measurement value 100, Monte Carlo method result 101, and the result 102 of this radiation dose calculation system) of the radiation dose in the range of a distance of about 180 m to 700 m from the recording surface (corresponding to the outdoor wall of the building). Show. The actual measurement value 100 represents the distance from the building outdoor wall.
[0076]
As shown in FIG. 13, in the range of the distance to the evaluation point from about 300 m to 700 m, the result 102 of the present radiation dose calculation system almost coincided with the actual measurement value 100 and the result 101 by the Monte Carlo method.
[0077]
Further, in this processing, the processing time of the radiation dose calculation system is shortened to about 1/300 compared with the time by the Monte Carlo method.
[0078]
As described above, according to the present radiation dose calculation system, it is possible to evaluate a radiation dose that is close to an actually measured value in a very short time as compared with the Monte Carlo method.
[0079]
In addition, this radiation dose calculation system uses a model that reflects the actual radiation shape, the shape of the shielding object, etc., using the Monte Carlo method in a relatively close range such as inside a building, and performs highly accurate radiation dose evaluation. realizable.
[0080]
In addition, the radiation dose calculation system can apply the line beam method in a relatively long range such as an outdoor part of a building, and can shorten processing time and ensure statistical reliability.
[0081]
This radiation dose calculation system is not limited to nuclear facilities such as turbines and buildings where such facilities are installed, for example, solid waste storage or site bunker buildings containing radioactive waste, spent fuel High-accuracy radiation dose for stored containers (casks), buildings that store such containers (casks), spent fuel storage pools that store spent fuel, and buried facilities that bury radioactive waste Evaluation can be realized.
[0082]
<Modification>
In the above embodiment, assuming a rectangular parallelepiped recording surface including a building, the simulation result by the Monte Carlo method is connected to the air transport analysis code 5 by the line beam method. However, the implementation of the present invention is not limited to such a configuration. For example, the recording surface may be constituted by a polyhedron other than a rectangular parallelepiped. Further, the recording surface may be constituted by a curved surface. In short, it suffices if the coordinate value can be specified to be on the surface. Further, the recording surface may be configured by combining a flat surface and a curved surface.
[0083]
In the embodiment described above, one building is assumed in the rectangular parallelepiped recording surface. However, the implementation of the present invention is not limited to such a configuration. For example, a recording surface (enclosure surface) surrounding a plurality of power plant buildings may be set.
[0084]
In the said embodiment, the surrounding surface which surrounds a power plant building, for example, the rectangular parallelepiped placed in the earth, was assumed as a recording surface. However, the recording surface of the present invention is not limited to such an enclosing surface (a surface that generates a closed space including the ground). For example, a recording surface may be a plane or a curved surface that covers a part of the space in which the Monte Carlo simulation is executed.
[0085]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, it is possible to perform radiation dose calculation with high reliability at a long distance from the radiation source and little deviation from the actual measurement value while reducing the calculation time.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a principle explanatory diagram of a radiation dose calculation system according to an embodiment of the present invention.
Fig. 2 shows the data flow of the radiation dose calculation system
FIG. 3 is a diagram showing an example of a model to be analyzed by the Monte Carlo simulation code 2
Fig. 4 Example of cell definition
Fig. 5 Example of particle simulation using Monte Carlo simulation code 2
FIG. 6 is a conceptual diagram of surface ray source file (surface recording file) generation processing.
FIG. 7 is a data structure diagram of a surface source file (surface recording file).
Fig. 8 Conceptual diagram of the line beam method
FIG. 9 Line beam response data in this radiation dose calculation system (1)
FIG. 10 Line beam response data (2) in this radiation dose calculation system
FIG. 11 is a conceptual diagram of processing for connecting the line beam method to a surface source file.
FIG. 12 is a processing flow of the radiation dose calculation system.
FIG. 13 is a diagram showing a calculation result by the radiation dose calculation system, a calculation result by a conventional method, and a comparison result with an actual measurement
[Explanation of symbols]
2 Monte Carlo simulation code
3 Area source file
4 Input data
5 Air transport analysis code
6 Data library (LBRF fitting parameter library)
20 Photon emission point
21 evaluation points

Claims

Means for tracking a simulated scattering process of radiation in a space from a radiation source having a volume distribution in a three-dimensional space to a predetermined recording surface;
Attribute information including the position on the recording surface of each radiation that has reached the recording surface by the tracking, the direction information indicating the scattering direction when passing through the recording surface, and the radiation energy is accumulated for each radiation. Means,
According to the attribute information, the angle formed by the scattering direction and the direction from the position on the recording surface toward the evaluation direction with respect to a predetermined evaluation point of each radiation reaching the recording surface, the radiation energy, and the recording Means for referring to contribution information that is determined depending on a distance from a position on the surface to the evaluation point and indicates contribution to a dose at the evaluation point ;
A radiation dose calculation system comprising: means for integrating contributions to dose at the evaluation points.

The radiation dose calculation system according to claim 1, wherein the recording surface is a surrounding surface surrounding the radiation source.

The radiation dose calculation system according to claim 2, wherein the surrounding surface is configured by combining a flat surface or a curved surface.

3. The surrounding surface has a rectangular parallelepiped shape, and is configured by five planes including four side surfaces standing on a bottom surface on which the radiation source is installed and a ceiling surface placed on the side surface. Radiation dose calculation system described in 1.

The radiation dose calculation system according to claim 1, wherein the recording surface is a flat surface or a curved surface that covers a part of the space.

A computer tracking a simulated scattering process of radiation in a space from a radiation source having a volume distribution in a three-dimensional space to a predetermined recording surface;
Accumulating attribute information including radiation energy and direction information indicating a position on the recording surface of each radiation that has reached the recording surface by the tracking and a scattering direction when passing through the recording surface ;
According to the attribute information, the angle formed by the scattering direction and the direction from the position on the recording surface toward the evaluation direction with respect to a predetermined evaluation point of each radiation reaching the recording surface, the radiation energy, and the recording A step of referring to contribution information that is determined depending on a distance from a position on a surface to the evaluation point and indicates a contribution to a dose at the evaluation point ;
And a step of integrating the contribution to the dose at the evaluation point.

The radiation dose calculation method according to claim 6 , wherein the recording surface is an surrounding surface surrounding the radiation source.

The radiation amount calculation method according to claim 7 , wherein the surrounding surface is configured by combining a flat surface or a curved surface.

The surrounding surface is a rectangular parallelepiped shape, and four side surfaces which are upright on the installed bottom surface of the radiation source, according to claim 7 consists of five planes consisting of a ceiling surface to be placed on its side The radiation dose calculation method described in 1.

The radiation dose calculation method according to claim 6 , wherein the recording surface is a flat surface or a curved surface that covers a part of the space.

Tracing a simulated scattering process of radiation in a space from a radiation source having a volume distribution in a three-dimensional space to a predetermined recording surface;
Attribute information including the position on the recording surface of each radiation that has reached the recording surface by the tracking, the direction information indicating the scattering direction when passing through the recording surface, and the radiation energy is accumulated for each radiation. Steps,
According to the attribute information, with respect to a predetermined evaluation point of each radiation reaching the recording surface, an angle formed by the scattering direction and a direction from the position on the recording surface toward the evaluation direction, the radiation energy, and the is determined from the position on the recording surface depending on the distance leading to the evaluation point, a step of referring to the contribution information indicating the contribution to the dose at the evaluation point,
To execute the steps of integrating the contribution to the dose at the evaluation point, a program for calculating the radiation dose.

The program according to claim 11 , wherein the recording surface is a surrounding surface surrounding the radiation source.

The program according to claim 12 , wherein the surrounding surface is configured by combining a flat surface or a curved surface.

The surrounding surface is a rectangular parallelepiped shape, and four side surfaces which are upright on the installed bottom surface of the radiation source, according to claim 12 consists of five planes consisting of a ceiling surface to be placed on its side The program described in.

The program according to claim 11 , wherein the recording surface is a flat surface or a curved surface that covers a part of the space.