JP5608085B2 - 危険を伴う施設内で発生する事故の時間的経過を求める方法 - Google Patents

Description

本発明は、危険を伴う施設内で発生する事故の時間的経過を求める方法に関する。

危険を伴う施設とは、中でプロセスが進行中であり、人体及び／又は環境への危険を生じうる１つ又は複数の建物を意味する。例えば、この施設は原子力発電所又は化学工場でありうる。時間的経過を有する事故とは、線源項が経時的に変化するあらゆる事故を意味する。後述するように、線源項とは、施設内で事故発生後に一つ以上の有害物質を放出する１つ又は複数の線源を表わす一組のデータである。

時間的経過を有する事故の結果は、一般的に、時間の経過とともに悪化する傾向を有する。例えば、これは、火事が建物内で広がる事例に相当する。施設内で進行中の１つ又は複数のプロセスで事故が発生する場合、有害物質を放出する１つ以上の線源がこの施設内に出現する。原子力施設の場合、「有害物質」という表現は、例えばガンマ線又は中性子の放出といった放射線を意味する。化学工業施設の場合、「有害物質」という表現は、例えば一酸化炭素のような有害ガスの放出を意味する。

今までは、事故が施設内で発生すると、緊急対策チームが事故の管理に専念していた。このチームは、事故に繋がった原因を特定する一組の仮説を立てる（機能喪失の確認）。これらの仮説に基づいて、事故の状況及び事故の時間的経過を表わす一組の量が推定される。次に、１つ以上の介入シナリオを作成し、介入しなければならない人々にとって危険が最も低い状況下で事故を終わらせる。現時点では、事故の動態に関する結果を表わす量を評価するために、数時間又は数日を要する計算が必要とされる。このような期間は、事故の正しい管理に致命的である。つまり、事故管理チームの決定によって、介入の命を受けた人々を危険に曝しうる作業が行われる、且つ／又は関連施設を劣化させる恐れがある。原子力施設の場合、このような計算は、例えばＴＲＩＰＯＬＩコード（本出願人の基準ソフトウェア）又はＭＣＮＰコードの商品名で広く知られているモンテカルロＮ−パーティクルコードなどの専用ソフトウェアパッケージを用いて行なわれる。これらのソフトウェアパッケージは、モンテカルロ法を使用して、既知の特性（材料の厚さ、種類）を有する障害物を透過する放射線又は粒子の経路を決定する。ソフトウェアパッケージによって使用される計算時間は数時間である。

本発明の方法により、上述の欠点を回避することができる。

実際、本発明は、少なくとも１つのプロセスが行なわれる、危険を伴う施設の内部で発生する事故の時間的経過を把握する方法に関するものであり、本方法は、
−施設内で行なわれる複数プロセスの少なくとも１つを表わすプロセスデータと施設の幾何学データとに基づいて有害物質を放出する線源を特定する線源項であって、線源によって放出される有害物質の放出速度を含む線源のデータを含む線源項を求めるステップと、
−施設内に存在する有害物質の量を、前記放出速度と施設の幾何学データとに基づいてリアルタイムで計算するステップと、
−計算された量の時間的変化を計算する診断ステップであって、計算された時間的変化を参照基準と比較した後で、最後に施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータを供給する診断ステップと
を含むことを特徴とする。

施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータとは、施設への介入の開始を許可することができるデータ又は許可することができないデータを意味する。

有利には、診断ステップによって、パラメータ化可能な所定の時間範囲で、施設内で発生した危険の将来的な変化を推定することができる。施設への介入の実現可能性の計算は、施設の幾何学データ、発生した危険の事前作成空間分布、これらの危険の事前計算変化、及び介入の最大許容危険閾値の事前計算変化を考慮する。この最大許容危険閾値は事前に定義されており、パラメータ化可能である。

本発明の別の特徴によれば、介入の実現不可能性のデータが供給される場合、方法は更に、
−プロセスデータの全て又は一部、及び／又は施設の幾何学データの全て又は一部を変更することにより、全て又は一部を変更したプロセスデータ、及び／又は、全て又は一部を変更した施設の幾何学データを取得するステップと、
−一部又は全てを変更したプロセスデータ、及び／又は一部又は全てを変更した施設の幾何学データに基づいて、新たな線源項を求め、線源から放出される有害物質の放出速度を新たに計算するステップと、
−新たな放出速度と、施設の幾何学データとに基づいて、施設の複数の異なる場所において放出される有害物質の量をリアルタイムで新たに計算するステップと、
−新たな有害物質の放出量の時間的変化を計算し、最後に、計算された新たな時間的変化を参照基準と比較した後で、施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータを供給する診断ステップと
を含む。

有利には、施設内に存在する放出有害物質の量の計算に要する時間は非常に短い。したがって、本発明の方法により、極めて短期間で、施設の各地点で施設内に発生した危険の空間分布を、パラメータ化可能な所定の幾何学的精度で作成することができる。

前述の非常に短い計算時間は、先行技術の方法とは異なる方法を使用することにより得られる。本発明の範囲内で行なわれる計算では、予めテーブル化された結果の補間を使用する。例えば、原子力施設の場合、このようにして作成されたテーブルは、放射線源の特徴、幾何学データ（例えば壁厚）、又は物質の物理特性を、放射線の経路に結果として現われる影響に関連付ける。このようにして、計算時間は大幅に短縮される。これにより、通常数十メートルの距離に亘る放射性粒子の経路の計算が数秒内に行なわれる。この時間の長さを、先行技術に従って使用されるモンテカルロタイプのソフトウェアパッケージに必要とされる数時間と比較されたい。

非常に有利には、本発明の方法は、線源項が時間の経過とともに変化する場合に適用される。線源項は、有害物質を放出する線源に関するデータ全体を含む。すなわち、
−施設に適用される座標系による施設内の放出線源の位置、
−放出される有害物質の性質、
−放出される有害物質の放出速度、
−有害物質を放出する線源に隣接する環境（例えば、有害放射線を吸収する遮蔽物の存在）を表わすデータ
を含む。

施設を表わすパラメータ化可能なモデル、及びこの施設内で進行中のプロセスを表わすパラメータ化可能なモデルが利用可能になることにより、本発明の方法は、事故を止めるために介入を最適に管理することができるので、作業員及び／又は環境に与える悪影響を制限することができる。

施設のパラメータ化可能な２次元幾何学モデルが利用可能になることにより、この施設で発生し得る誘発危険（同時に又は連続して発生しうる、異なる性質の危険）を分析することもできる。したがって、例えば施設の幾何学的配置を極端に変形させうる地震又は火事のような災害の後で、原子力施設内で発生する臨界事故の時間的経過を容易に把握することができる。

本発明の方法は、危機的状況、すなわち実際の事故が発生する場合に適用することができるか、又は危機的状況とは無関係の状況において、例えば施設の設計時に適用することができるか、又は既存の施設に変更を加える目的で適用することができるか、或いは危機的状況をシミュレートするために適用することができる。この場合、架空のデータを入力するだけで十分である。

後述の説明は、本発明の好適な実施形態に特に関連するものであり、この実施形態では、事故は、原子力施設内で発生する臨界事故であり、このとき放出される有害物質は有害放射線（ガンマ線及び／又は中性子放射）であり、放出される有害物質の放出速度は、有害放射線を放出する線源により単位時間当たりに起こる核分裂の回数であり、有害物質の量は放射線量である。

本発明の他の特徴及び利点は、添付図面を参照する好適な実施形態の説明により明らかになると思われる。

図１は、時間的経過を有する事故が発生しうる、危険を伴う施設の一実施例を示す。 図２は、事故が発生した場合に本発明の方法を適用する装置の概略ブロック図である。 図３は、図２に示す本発明の装置の拡張形態を示している。 図４は、入力データが時間の経過とともに変化する、事故が発生した場合に本発明の方法を適用する装置の概略ブロック図を示す。 図５は、図４に示す本発明の装置の拡張形態を示している。 図６は、図２〜５に示す本発明の装置の特定モジュールの詳細図である。 図７は、図６に示す特定モジュールの拡張形態を示している。 図８は、本発明の方法を適用するために有用な幾何学要素を示している。 図９は、本発明の方法を適用するために有用な幾何学要素を示している。 図１０は、本発明の方法を適用するために有用な幾何学要素を示している。 図１１は、本発明の方法の範囲内で得られる等線量曲線の一実施例を示している。

これらの図の全てにおいて、同じ記号は同じ構成要素を指す。

図１は、時間の経過とともに変化する事故が発生しうる、危険を伴う施設の一実施例を示している。

施設は、例えば複数階建ての建物から成り、各階は複数の部屋を有している。異なる測定センサＣ_ｎｍが施設の異なる部屋に分配されている。これらのセンサＣ_ｎｍは、放射線測定を行なうために用いられ、これらの測定によって、有害物質を放出する線源の位置と、この有害物質の性質とを特定することができる。原子力施設の場合、センサＣ_ｎｍは、例えばガンマ線センサ又は中性子カウンタである。施設は、直接座標系（ｘ，ｙ，ｚ）内に位置し、ｚ軸が施設の高さを定義する縦軸であり、平面（ｘ，ｙ）が施設の水平平面である。

図２は、臨界事故が発生する場合に本発明の方法を適用する装置の概略ブロック図である。当該装置は、基本的に、線源項を測定するモジュールＭ_Ｓと、放射線量を計算するモジュールＭ_ＣＤと、診断モジュールＭ_Ｄとを備えている。モジュールＭ_Ｓ、Ｍ_ＣＤ、及びＭ_Ｄは、好ましくは、同じ計算システムＭＰ、例えばマイクロプロセッサ又はコンピュータの一部である。

線源項測定モジュールＭ_Ｓは、幾何学データＧＩ１，測定値Ｍ（ｔ）、プロセスデータＤ_Ｐ、及び場合によってはオペレータデータＯ_Ｐを含むデータに基づいて臨界事故の発生源を特定する。幾何学データＧＩ１は、予め記録された、施設の全体又は一部を表わすデータである。すなわち、
−建物の内部構造（建物の種々の部屋、建物の外郭）を表わすデータ、及び
−施設内部の種々の遮蔽物の幾何学的構造、特に、遮蔽されたセル又は進行中のプロセス設備の壁といった、有害放射線の変位の障害物を形成する、生物学的保護に関連する遮蔽物の幾何学的構造を表わすデータ
である。

測定値Ｍ（ｔ）は、施設内部の種々のセンサの全て又は一部によって供給される。

データＤ_Ｐは、施設内で行なわれる種々のプロセスの全て又は一部、すなわち活性媒質の種類、流量、及び濃度などを説明するデータである。

幾何学データＧＩ１及び／又はプロセスデータＤ_Ｐを変更し、施設内で発生するイベントの説明を更新することができる。これらのイベントは、実際の施設の変更（生物学的遮蔽物の新規設置、解体、又は進行中の事故に続く更なる劣化）とすることができるか、又は進行中のプロセスに関連する変更とすることができる。これについては続いて詳述するが、幾何学データＧＩ１及び／又はプロセスデータＤ_Ｐの変更は、オペレータデータＯ_Ｐ及び／又は時間的経過データＥ（ｔ）に基づいて行なわれる。

モジュールＭ_Ｓによって供給される線源項Ｓ（ｔ）は、有害放射線を放出する線源に関連するデータの全て、すなわち、
−放射線源の位置、
−関連する放射線の性質（エネルギー及び放射線種）、
−時間の経過とともに事故レベルで発生する核分裂の回数、
−線源の近接環境を表わす幾何学データ（設置可能な遮蔽物の数及び位置）、
−放射線源が検出される媒質（均質媒質又は異種媒質であり、均質媒質である場合、当該均質媒質の性質（溶液又は粉末））、及び当該媒質の化学的性質（濃度、化学相の種類など）を特徴付ける物理化学データ
を含む。

放出線源の位置は、同じ特性を有する少なくとも３つのセンサからなる少なくとも１組のセンサに基づく三角測量法により取得される。この場合、放射線の性質は、この同じ放射線を検出するセンサの種類（例えば、中性子放射センサ又はガンマ線センサ）により得られる。時間の経過とともに事故レベルで発生する核分裂の回数は、公知の方法により、これらの同じセンサにより行なわれる測定に基づいて、且つ施設の構成部材（壁、床、遮蔽物など）の幾何学的配置及び性質を考慮して、推測される。

いずれの場合においても、放射線源を用いたプロセスが行なわれる設備の幾何学的配置を表わす幾何学データ、線源が検出される媒質を特徴付ける物理化学データ、及び当該線源の周囲環境を表わすデータが、データＤ_Ｐ及びＧＩ１に基づいて、場合によってはオペレータデータＯ_Ｐに基づいて決定される。

オペレータデータＯ_Ｐは、経時的に利用されるデータであり、プロセスの時間的経過に伴って変化しうる。オペレータデータＯ_Ｐは、次のデータの全て又は一部を含む。
−計算が行なわれることが望ましい場合に施設の種々のゾーンを画定することができる幾何学データ、
−事故の時間的経過について通知することが望ましい時系列を定義する時間データ、
−事故と相互作用しうる、施設外部の種々のシステムを特定するデータ、
−事故の環境に関連するデータ（例えば、気象データ）、
−事故原因に関する仮説を表現できるデータ（温度変化、進行中のプロセスの化学成分濃度の変更など）。

線源項測定ステップに続いて、線量計算モジュールＭ_ＣＤによる線量計算ステップが行なわれる。線量計算ステップは、有利には、極めて短時間で、データＧＩ１と、線源項Ｓ（ｔ）と、内部データＩとに基づいて、放射線が中性子放射又はガンマ線であるかどうかに関係なく、施設内の放射線量を計算することができる。次にこのステップについて、図６〜１０を参照しながら詳細に説明する。線量計算モジュールＭ_ＣＤは、施設内の種々の場所Δ_ｊにおいて計算される線量値又は線量当量率値ｄ（Δ_ｊ）を供給する。上述した本発明の拡張形態の範囲内では、線量値又は線量当量率値ｄ（Δ_ｊ）が複数の線量区間に分布しており、異なるゾーンＺ_ｉに分布するデータＩ（Ｚ_ｉ）を形成している。これらの値ｄ（Δ_ｊ）は、線量区間に分布しているかどうかに関係なく、診断モジュールＭ_Ｄの入力データとなる。

モジュールＭ_Ｄにより行なわれる診断ステップは、施設内の臨界事故の時間的経過を分析するステップである。診断ステップでは、時間的経過データＥ（ｔ）を計算する。これらのデータは、線量値又は線量当量率値ｄ（Δ_ｊ）の時間的変化である。これらの値が計算されたら、時間的経過データＥ（ｔ）を参照基準Ｃｒと比較して、基準Ｃｒを考慮に入れた介入経路と、オペレータがこの経路を踏破するために必要な時間と、この同じオペレータが目的の操作を実行するために必要な時間と、帰還時間に亘って蓄積される線量を推定するための線源の放射能の時間的経過とを決定する。

本発明の拡張形態によれば、本方法では、線量又は線量当量率計算ステップを行なうと同時に、汚染を計算するステップを行なう。この拡張形態を図３に示す。汚染計算モジュールＭ_ＣＣは、線源項Ｓ（ｔ）と、幾何学データＧＩ２と、環境データＤ_Ｅとに基づいて、実際の事故又は模擬事故の間／後に、人体及び／又は環境に現われる恐れのある汚染状態を測定する。つまり、最初の核分裂物質と、事故中に生成される核分裂生成物とによる個人の被爆量を計算することが可能である。すなわち、例えば放射能雲及び／又は放射性堆積物に曝されることにより受ける外部線量、甲状腺が被爆する線量、吸入による実効被爆線量、又は更に別の合計実効被爆線量を計算することが可能である。次に、これらの計算では、全国天気予報で標準化された指標又は事故中の降雨の有無に従って風速を考慮することができる。これらの計算は、例えばガウス性バーストモデルのアルゴリズム、又はＤｏｕｒｙモデルアルゴリズムのような公知のアルゴリズムを用いて行なわれる。汚染状態を計算するアルゴリズムは、既知の様々な時間的経過と、有害生成物が人体及び／又は環境に及ぼす既知の様々な影響を表わすパラメータ及び／又はソフトウェアパッケージを必要とする。これにより、入力パラメータＳ（ｔ）、ＧＩ２、及びＤ_Ｅに応じて、進行中の臨界事故から生じる汚染をシミュレートすることができる。ここで、幾何学データＧＩ２は、前述の幾何学データＧＩ１と同じではないことに留意されたい。幾何学データＧＩ１が施設の内部構造の幾何学的説明に関するものであるのに対し、幾何学データＧＩ２は、例えば煙突の高さ、建物間距離、及び浄化度のような、外部環境と施設との境界に関するものである。これらの計算では、事故が進行している間に生成される核分裂生成物による作業員の被爆量を考慮する。

本発明の拡張形態によれば、汚染計算ステップから得られる影響値Ｖ（ｔ）は、診断モジュールＭ_Ｄの入力データとなるので、臨界事故の時間的経過の分析プロセスに取り込まれる。このとき、時間的経過データは、放射線照射に関して計算される線量又は線量当量率の時間的経過だけでなく、被分析汚染元素の時間的経過によっても変わる。次に図４及び５について説明する。

図４及び５は、事故をシミュレートする場合に対応する。線源項測定モジュールＭ_Ｓは、この場合、計算コードモジュールＣ_Ｄに接続されたエキスパートモジュールＭ_Ｅから構成される。

エキスパートモジュールＭ_Ｅは、基本的に、外挿モジュール及びデータライブラリを含む。データライブラリは、施設内で行なうことができる種々のプロセスを特徴付ける物理化学データの全てを含み、計算コードモジュールＣ_Ｄは、これらの種々のプロセスに関連付けることができる計算コード又は計算アルゴリズムの全てを含む。エキスパートモジュールＭ_Ｅは、入力として、幾何学データＧＩ１、データＤ_Ｐ、及び場合によってはオペレータデータＯ_Ｐを受信する。エキスパートモジュールＭ_Ｅは、事故の動態をモデル化するために必要なデータｄＥを供給し、これらのデータは、計算コードモジュールＣ_Ｄにより、媒質の種類に応じて加工される。モジュールＣ_Ｄが実行する計算コードは、例えば、Ａｐｐｏｌｌｏ計算コード、Ｃｒｉｔｅｘ計算コード、Ｐｏｗｄｅｒ計算コード、又は媒質の特性によって決まるいずれかの等価線量計算コードである。次いで、モジュールＣ_Ｄによって供給される動的動態データを使用して、時間的経過状態において線源項Ｓ（ｔ）を加工する。

次に、モジュールＭ_ＣＤが実行する線量計算ステップについて説明する。図６は、モジュールＭ_ＣＤを構成する種々の単位モジュールを詳細に説明している。

線量計算ステップは、幾何学データＧＩ１を読み出すステップ（モジュール１）と、線源データＳ（ｔ）を読み出すステップ（モジュール２）とを含む。これらの読み出しステップが行なわれる順番は重要ではなく、これらのステップの両方を同時に行なってもよい。

前述のように、施設の幾何学データＧＩ１は、建物の内部構造（建物の複数の部屋）、建物の外郭、本方法が実行される設備、及び建物内に存在する遮蔽物を表わす。

ステップ２で読み出される線源データＳ（ｔ）は、放射線を放出する線源に関するデータである。これらのデータは、時間の経過とともに事故レベルで発生する核分裂の回数、事故を起こした設備の幾何学構造（点状線源又は塊状線源）を表わす幾何学データ、及び事故が起きた媒質を特徴付ける媒質データ（均質媒質、異種媒質、液状媒質、粉末、金属など）から成る。

上述の読み出しステップに続いて、壁、床、プロセス用機器を構成する種々の物質、一般的には施設の遮蔽物の全てを構成する種々の物質Ｍ_ｋ（ｋ＝１，２，．．．，ｎ）の減衰係数Ｋ（Ｍ_ｋ）（ｋ＝１，２，．．．，ｎ）を分析し、壁又は遮蔽物が無い場合に施設内の種々の場所Ｐに存在するであろう放射線量を表わす理論データＤｏ（Ｐ）を分析するステップが行なわれる（モジュール３）。モジュール３が実行する計算ステップは、データＧＩ１、Ｓ（ｔ）と、各種の物質の減衰係数の数学モデルを含む内部データＩとに基づいて行なわれる。好適には、減衰係数は多項方程式として記述される。非制限的な例として、放射線が透過する物質Ｍ_ｋの減衰係数Ｋ（Ｍ_ｋ）は次式のように表わされる。
Ｋ（Ｍ_ｋ）＝ａＸ＋ｂＹ＋ｃＸＹ＋ｄＸ^２＋ｅＹ^２＋ｆＺ＋ｇＷ

係数ａ、ｂ、ｃ、ｄ、ｅ、ｆ、及びｇは、減衰係数の分析が行なわれる物質Ｍ_ｋの特徴である一組の値を有する既知のパラメータである。量Ｘ、Ｙ、Ｚは、放射線源の固有変数であり、量Ｗは、放射線が透過する物質Ｍ_ｋの厚さを表わす変数である（Ｗについては後述する）。具体的には、変数Ｘは、線源の種類、及び媒質の種類（均質媒質、異種媒質、液体、粉末、金属など）によって変化し、変数Ｙは、線源の容積に応じて変化し、変数Ｚは、事故と、係数が決定される時点との間に経過した時間に応じて変化する。係数ａ、ｂ、ｃ、ｄ、ｅ、ｆ、及びｇは、前述した一組のデータＩに属するデータである。データＸ、Ｙ、Ｚは、一組のデータＳに属するデータであり、データＷは、幾何学データＧと、レイアウトデータＴとに基づいて計算される。

線源の種類、及び媒質について、量ａＸ＋ｂＹ＋ｃＸＹ＋ｄＸ^２＋ｅＹ^２＋ｆＺは定数項Ｋ_Ｏである。したがって、量Ｋ（Ｍ_ｋ）は、単独変数Ｗの関数として表現される。すなわち、
Ｋ（Ｍ_ｋ）＝ｇＷ＋Ｋ_Ｏ
と表現される。

一般的には、減衰係数及び係数ａ、ｂ、ｃ、ｄ、ｅ、ｆ、ｇの数学方程式に加え、内部データＩは、以下のデータ、
−線量の計算が望まれる量の種類（空気中の線量（Ｇｙ単位）、又は線量当量（Ｓｖ単位））、及び
−減衰係数を計算するための条件（すなわち、線源と計算場所の間の距離を補正するための（既知の）係数）
を含む。

モジュール３により行なわれる計算ステップと同時に、モジュール４、５、６、及び７それぞれにより４つの要素計算ステップが行なわれる。モジュール４は、線量計算に有用な固有平面を求めるステップを実行する。非制限的な例として、一組の固有平面Ｐ_ｊを図９に示す。図９は、点状線源Ｅを含む水平平面Ｐ_Ｅに沿った施設の断面図を示しており、この点状線源Ｅに、有害放射線を放出する線源が集まっている。このような固有平面は、平面Ｐ_Ｅと、平面Ｐ_Ｅに平行な観察平面Ｐ_Ｖとの間に構築される。観察平面Ｐ_Ｖは、等線量曲線が表示される平面である（図８参照）。各固有平面Ｐ_ｊは垂直平面であり、すなわち平面Ｐ_Ｅ及びＰ_Ｖに直交する平面であって、場所Ｅを含み、この場所Ｅには、有害放射線を放出する線源が集まり、この垂直平面は更に、平面Ｐ_ＥとＰ_Ｖとの間に含まれる２つの垂直壁の間に少なくとも１つの接続稜線を含む。上述のルールに従って構築することができる全ての平面の組が、本発明の固有平面を構成する。それに応じて、Ｐ_ＥとＰ_Ｖとの間に含まれて平面Ｐ_Ｅ及びＰ_Ｖに直交する全ての部分の全ての稜線が影響を受ける。固有平面の組は、幾何学データＧから選択される。

次に、ステップ５（モジュール５）では、これらの固有平面Ｐ_ｊの間でスキャンを行なうことにより種々の計算平面Ｐ_Ｃを求める。この時、これらの計算平面Ｐ_Ｃは、平面Ｐ_Ｅ及びＰ_Ｖに直交し、且つ点状線源Ｅを通過する軸Ｚ_Ｐを中心として固有平面Ｐ_ｊを角度ピッチθだけ回転させることにより得られる。各計算平面Ｐ_Ｃは、線量計算が所定の方向に沿って行なわれる平面である。図８を参照しながら、特定の計算平面における非制限的な例としてこれについて以下に説明する。

計算平面を求めるステップ５に続いて、各計算平面における固有ライン群Ｑ_ｊを求めるステップ６を行なう（モジュール６）。所定の計算平面について、１つの固有ラインＱ_ｊは、点状線源Ｅと、当該計算平面に位置する２つの稜線の接合点に位置する少なくとも１つのポイントとを通過する。上述のルールに従って作成することができるラインの全てが、関連する計算平面の、本発明による一組の固有ラインＱ_ｊを構成する。意図的に、１つの計算平面Ｐ_Ｃを垂直軸Ｚ_Ｐに対して互いに対称な２つの半平面に分割する。したがって、１つの計算平面に関する一組の固有ラインが固有ラインの半分ずつに二分される。図１０は、非制限的な例として、図９の１つの計算平面Ｐ_Ｃの半分の集合固有ラインを示している。１つの計算半平面は、単位ベクトル

を持つラインＤに沿って観察平面Ｐ_Ｖを切断する。次に、ラインＤに属する一組の固有ポイントΔ_ｊを求める（本発明の方法のステップ７）。１つの固有ポイントΔ_ｊは、固有ラインＱ_ｊとラインＤとの交点により得られる。図８は、一例として連続する固有ポイントΔ_０，Δ_１，Δ_２，．．．，Δ_ｎを示している。これらの固有ポイントΔ_ｊは、施設内に既知の幾何学的位置を有する。点状線源Ｅと、固有ポイントΔ_ｊの各々の間の施設構造も既知である（図１０参照）。したがって、前に計算されたデータＤ_０（Ｐ）及びＫ（Ｍ_ｋ）と、放出線源Ｅに対するポイントΔ_ｊの既知の位置と、線源ＥとポイントΔ_ｊとの間の施設の既知の構造とに基づいて、各ポイントΔ_ｊに存在する放射線量ｄ（Δ_ｊ）を計算することができる（本発明の方法のステップ８）。

計算ラインＤは、屋外ゾーン及び壁又は遮蔽物ゾーンから成る。線量の計算は、屋外ゾーンにおいてのみ実際に重要である。したがって、線量ｄ（Δ_ｊ）の計算は、屋外ゾーンに位置するポイントΔ_ｊに関してのみ評価される。

１つのポイントΔ_ｊの線量の計算は、次の方程式により得られる。

上の式では、
−Ｄ_０（Ｐ）は、壁及び遮蔽物が無い場合、放射線経路上に点状線源Ｅから距離ｌ_０に位置する所定の任意ポイントＰにおいて計算される線量であり（塊状線源の場合、ポイントＥは線源の容積の中心である）、
−Ｃ_ｄは、次の等式

を満たす距離補正係数であり、ここでｌ_０は前述の距離であり、ｌは、点状線源ＥからポイントΔ_ｊまでの距離であり、
−Ｋ（Ｍ_ｋ）は、上述した物質Ｍ_ｋの減衰係数である。

次に、減衰係数Ｋ（Ｍ_ｋ）について説明する。前述のように、放射線が透過する物質Ｍ_ｋの減衰係数は次式のように表わされる。
Ｋ（Ｍ_ｋ）＝ｇ×Ｗ＋Ｋ_０
上の式では、量Ｗは、放射線が物質Ｍ_ｋを透過して進む距離を表わす。好適には、量Ｗは、壁、間仕切り、又は遮蔽物物質Ｍ_ｋを透過する放射線の方向が、この壁、間仕切り、又は遮蔽物の法線となす角度αの関数として定義される。
−角度αが、０°と所定の限界値α_ｌｉｍ（０＜α_ｌｉｍ＜π／２）との間の角度である場合、Ｗは、被透過物質の実際の厚さであり、
−角度αが、所定の限界値α_ｌｉｍとπ／２との間の角度である場合、Ｗは、角度α_ｌｉｍに相当する壁又は遮蔽物の厚さの値Ｗ_ｌｉｍである。

角度α_ｌｉｍの大きさは、もっと大きな角度に対応する線量ｄ（Δ_ｊ）を過小に見積もることがないように選択される。この大きさα_ｌｉｍは、放射線の種類によって変わる。

図７は、図６に示すモジュールの拡張形態を示している。このような形態で、計算された線量が所定の線量区間に分配され、等線量曲線が緻密に作成される。上述のモジュール１〜８に加えて、モジュールＭ_ｃｄは、計算された線量を所定の線量区間[ｄｉ，ｄｉ＋１]に分配するモジュール１０を含む。

このような分配の１実施例について説明する。この実施例では、これらの線量ｄ（Δ_ｊ）をｎ個の線量区間[ｄｉ，ｄｉ＋１]に分配する（ｉ＝１，２，．．．，ｎ）。

計算された線量の複数の線量区間への分配は、以下のように行う。
−同じ屋外ゾーンの２つの連続する固有ポイントΔ_ｊ及びΔ_ｊ＋１について計算された線量ｄ（Δ_ｊ）及びｄ（Δ_ｊ＋１）が同じ区間[ｄｉ，ｄｉ＋１]に属する場合、同じゾーンＺ_ｉをこれらのポイントの間に割り当てる。
−それ以外の場合、中間ポイント（Δ_ｊ＋Δ_ｊ＋１）／２における線量ｄ（（Δ_ｊ＋Δ_ｊ＋１）／２）を計算し、線量ｄ（Δ_ｋ）が線量区間限界である１つ以上のポイントΔ_ｋを二分法により求め、同じ従属ゾーンを、同じ線量区間に属する２つの連続するポイントの間に割り当てる。

異なるゾーンＺ_ｉに分布するデータｄ（Δ_ｊ）はデータＩ（Ｚ_ｉ）を構成する。

これにより、同じ計算ラインＤについて、データＩ（Ｚ_ｉ）に基づいて等線量曲線Ｃ（Ｚ_ｉ）を取得することができる（方法のステップ９）。一組の計算ラインに関して、すなわち一組の計算平面に関して取得されたこれらの等線量曲線Ｃ（Ｚ_ｉ）は、観察平面Ｐ_Ｖ全体に等線量面を形成する。非制限的な例として、図１１は、５つのゾーンＺ１〜Ｚ５において計算される線量の分布を示している。

観察平面が、点状線源Ｅを含む水平平面Ｐ_Ｅである特定の場合には、壁及び遮蔽物の全てが、これらの表面に直交する方向（α＝０）に透過される。この場合、減衰係数の値は一定の値ｋである。これにより、計算が簡易化されるので非常に有利である。

線量ｄ（Δ_ｊ）及びｄ（Δ_ｊ＋１）が同じ区間[ｄｉ，ｄｉ＋１]に属さない場合、点状線源Ｅを、放射線量ｄ（Δ_ｊ）が区間限界に相当するポイントΔ_ｊから分離する距離ｌは、次の方程式で簡単に表わされる。

本発明の方法は多くの利点を有する。
−臨界事故の影響をリアルタイムで計算すること、
−事故の時間的経過を診断及び予測すること、
−介入チームのレベルで生じうる許容できない結果を、実際の施設の変更、又は施設において行なわれるプロセスの変更を行う解決法をシミュレートし、これらの変更の実現可能性及び効率性をチェックすることにより防止すること、
−介入に関して行われる決定の実現可能性を確認すること、
−介入を行なうことが判断された条件を、仮想現実で準備すること、
−未来の介入作業者を訓練すること、及び
−危機対応行動をシミュレートすること

介入の前には必ず、シミュレーションモジュールを利用した本発明の方法を用いることにより、介入の技術的実現可能性を確認することができる。例えば、これにより、中性子及び／又はガンマ線量測定値を推定して、線量が少ない介入経路を選択することができる。例えば、介入を仮想現実で準備することにより、介入作業者は、事故を止めるために、粉末消火剤を噴霧する用意を整えることができる。

介入中、本発明の方法によって、例えば介入作業者が置かれている線量測定環境をリアルタイムで追跡することができる。これにより、施設が受けているあらゆる時間的変化（例えば、壁又は防護用遮蔽物の倒壊）を考慮することができ、この変化を考慮に入れた新規の線量計算を開始することができる。

更に、本発明の方法によって、安全ファイルを迅速に作成し、これによって施設を新規に寸法設計できるので有利である。

Claims (14)

1. 少なくとも１つのプロセスが行なわれる危険な施設の内部で発生する事故の時間的経過をコンピュータにより把握する方法であって、
   −有害物質を放出する線源を特定する線源項（Ｓ（ｔ））であって、時間の経過とともに変化し、線源における有害物質の放出率を含む線源項を、施設内で行なわれる前記プロセスのうちの少なくとも１つを表わすプロセスデータ（Ｄ_Ｐ）と、施設の内部構造と施設内部に存在する遮蔽物の幾何学的構造を表わす施設の幾何学データ（ＧＩ１）と、線源の位置及び放出される有害物質の性質を特定する測定データ（Ｍ（ｔ））とに基づいて求めるステップ（Ｍ_Ｓ、Ｍ_Ｅ）、
   −施設内に存在する有害物質の量を、前記放出率と前記施設の幾何学データ（ＧＩ１）とに基づいてリアルタイムで計算するステップ（Ｍ_ＣＤ）、及び
   −診断ステップ（Ｍ_Ｄ）であって、
   ａ）計算するステップの最後に、放出される有害物質の量の時間的経過データ（Ｅ（ｔ））であって、作業員が介入経路を踏破するのに必要な推定移動時間と、介入を実施するのに要する時間と、帰還時間とを考慮した有害物質の積算量の推定に基づくデータを含む時間的経過データを計算し、
   ｂ）計算した時間的経過データ（Ｅ（ｔ））を参照基準（Ｃ_ｒ）と比較することで、施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータ（ｄＩｎｔ）を供給するステップ（Ｍ_Ｄ）
   を含む方法。
2. 施設内に設置されたセンサによる測定値（Ｃ_ｍｎ）とプロセスデータ（Ｄ_Ｐ）とに基づいて、線源項（Ｓ（ｔ））を特定し、前記放出率を表現するデータを生成する、請求項１に記載の方法。
3. 介入の実現不可能性のデータが供給される場合、更に、
   −プロセスデータ（Ｄ_Ｐ）の全て又は一部、及び／又は施設の幾何学データ（ＧＩ１）の全て又は一部を変更して、全て又は一部を変更したプロセスデータ、及び／又は施設の全て又は一部を変更した幾何学データを取得するステップ、
   −一部又は全てを変更したプロセスデータ、及び／又は一部又は全てを変更した施設の幾何学データに基づいて新たな線源項を求め、前記線源における有害物質の放出率を新たに計算するステップ、
   −新たに計算した前記放出率と、施設の幾何学データ（ＧＩ１）とに基づいて、施設の複数の異なる場所における有害物質の放出量をリアルタイムで新たに計算するステップ（Ｍ_ＣＤ）、及び
   −新たな有害物質の放出量の時間的変化を計算し、最後に、計算した新たな時間的変化を参照基準と比較した後で、施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータを供給する診断ステップ（Ｍ_Ｄ）
   を含む、請求項１又は２に記載の方法。
4. 施設の幾何学データを、施設の幾何学構造を変更するイベントに基づいて変更する、請求項１ないし３のいずれか一項に記載の方法。
5. 事故が、原子力施設内で発生する臨界事故であり、放出される有害物質が有害放射線であり、放出率が、有害放射線を放出する線源により単位時間当たりに起こる核分裂の回数であり、有害物質の量が放射線量である、請求項１ないし４のいずれか一項に記載の方法。
6. 汚染計算ステップ（Ｍ_ＣＣ）を更に含み、汚染計算ステップでは、線源項（Ｓ（ｔ））と、もう１つの幾何学データ（ＧＩ２）と、環境データ（Ｄ_Ｅ）とに基づいて、臨界事故が人体及び／又は環境に及ぼす影響値（Ｖ（ｔ））を計算し、影響値（Ｖ（ｔ））を診断ステップ（Ｍ_Ｄ）に取り込んで、診断ステップの間に、影響値の時間的変化を計算し、時間依存線量変化と、影響値の時間的変化とを分析した後で介入実現可能性のデータを提示する、請求項５に記載の方法。
7. 施設内に存在する有害放射線の線量をリアルタイムで計算するステップ（Ｍ_ＣＤ）が、
   −有害放射線の軌跡に配置できる全ての遮蔽物の減衰係数を求めるステップ、
   −施設の幾何学データ（ＧＩ１）に基づいて、施設の垂直壁にほぼ直交し且つ事故の発生源に位置する線源を表わす点状線源（Ｅ）を含む線源平面（Ｐ_Ｅ）と、線源平面に平行な観察平面（Ｐ_Ｖ）との間に、線源平面に直交し且つ各々が点状線源（Ｅ）と施設の２つの垂直壁の間の少なくとも１つの接続稜線とを含む一組の固有平面（Ｐ_ｊ）を求めるステップ、
   −線源平面に直交し且つ点状線源（Ｅ）を通過する軸（Ｚ_Ｐ）を中心に固有平面を角度（θ）だけスキャンして、少なくとも１つの計算平面（Ｐ_Ｃ）を画定するステップ、
   −計算平面に関して、各々が点状線源（Ｅ）と２つの接続稜線の接続部に位置する少なくとも１つのポイントとを通過する一組の固有ライン（Ｑ_ｊ）を求めるステップ、
   −観察平面と計算平面との交差部に位置する複数の計算ライン（Ｄ）の上に、計算ラインと固有ラインとの複数の交差ポイントの位置を求めるステップ、
   −計算ラインの上に位置する複数の交差ポイントから、施設の屋外ゾーンに位置する交差ポイントΔ_ｊを選択するステップ、及び
   −各ポイントΔ_ｊに存在する放射線量ｄ（Δ_ｊ）を、核分裂回数と時間との関係と、点状線源（Ｅ）をポイントΔ_ｊから分離する距離と、垂直壁及び／又は床の構成物質、及び／又は点状線源（Ｅ）をポイントΔ_ｊから分離する全ての遮蔽物の構成物質の減衰係数とに基づいて、計算するステップ
   を含む、請求項５又は６に記載の方法。
8. 前記有害放射線の軌跡に配置できる全ての遮蔽物の減衰係数を求めるステップが、施設の垂直壁及び床を構成する物質の減衰係数を求めることを含む、請求項７に記載の方法。
9. 更に、
   −計算された線量ｄ（Δ_ｊ）を、所定の線量区間と比較して、
   −２つの連続する選択交差ポイントΔ_ｊ及びΔ_ｊ＋１について計算された２つの線量ｄ（Δ_ｊ）及びｄ（Δ_ｊ＋１）が同じ線量区間に属する場合、両方の計算線量に同じ従属ゾーン（Ｚ_ｉ）を割り当て、
   −それ以外の場合に、放射線量ｄ（（Δ_ｊ＋Δ_ｊ＋１）／２）を、２つの連続するポイントΔ_ｊとΔ_ｊ＋１との間に位置する中間ポイントにおいて計算し、線量ｄ（Δ_ｋ）が所定の線量区間の端である１つ以上のポイントΔ_ｋを二分法により求め、同じ線量区間に属する２つの連続するポイントの間に同じ従属ゾーンを割り当てるステップ、及び
   −計算された放射線量に割り当てた従属ゾーンに応じて、計算ラインに沿って等線量曲線を作成するステップ
   を含む、請求項７又は８に記載の方法。
10. ３６０度に亘る角度スキャンを行なって、一組の計算ラインに沿って作成された一組の等線量曲線を一括してグループ化することにより、これらの等価線量を観察平面の全体に表示する、請求項９に記載の方法。
11. 選択した交差ポイントに存在する放射線量が、
    

    

    
    により求められ、上の式で、
    −Ｄ_０（Ｐ）は、壁及び遮蔽物が無い状態での、点状線源（Ｅ）とポイントΔ_ｊとの間を伝搬する放射線の経路上に点状線源（Ｅ）から距離ｌ_０だけ離れて位置する所定の任意ポイント（Ｐ）における計算線量であり、
    −Ｃ_ｄは、距離補正係数
    

    

    
    であり、上の式で、ｌ_０は上記の距離であり、ｌは点状線源（Ｅ）とポイントΔ_ｊとの間の距離であり、
    −Ｋ（Ｍ_ｋ）は、点状線源（Ｅ）とポイントΔ_ｊとの間を伝搬する放射線が透過する物質Ｍ_ｋの計算された減衰係数である、
    請求項７ないし１０のいずれか一項に記載の方法。
12. 減衰係数が
    Ｋ（Ｍ_ｋ）＝ｇ×Ｗ＋Ｋ_０
    により求められ、上の式で、
    −Ｗは、被透過物質Ｍ_ｋの厚さを表わす量であり、
    −ｇは、物質Ｍ_ｋの既知の固有係数であり、
    −Ｋ_０は、放射線源及び物質Ｍ_ｋによって決まる既知の項である、
    請求項１１に記載の方法。
13. 量Ｗが、放射線の方向と、物質Ｍ_ｋから成る垂直壁の法線との間の角度αの関数として定義されることから、
    −角度αが、０°と所定の限界値α_ｌｉｍとの間の角度である場合（０＜α_ｌｉｍ＜π／２）、Ｗは、被透過物質の実際の厚さであり、
    −角度αが、所定の限界値α_ｌｉｍとπ／２との間の角度である場合、Ｗは、放射線の方向が垂直壁の法線と角度α _ｌｉｍ をなす放射線が透過する物質の厚さである、請求項１２に記載の方法。
14. 有害放射線がガンマ線又は中性子放射である、請求項５ないし１３のいずれか一項に記載の方法。

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