γ辐射场快速计算与源项反演算法研究及初步应用

发布时间：2020-06-23 14:06

【摘要】：集体剂量是评价核设施安全的重要指标之一,在核设施运行、维修和退役的各个阶段,其都是描述作业受照情况的关键。而有效地降低核设施现场的集体剂量是辐射防护工作的重中之重。利用虚拟现实与计算机仿真技术,开展核设施现场作业剂量模拟与方案优化的研究,已成为当前辐射防护领域的研究热点,可为降低核设施现场集体剂量提供技术支持。本论文围绕作业剂量模拟与评估的问题,在点核积分方法涉及的累积因子、辐射场的快速计算、基于辐射场实测值的源项反演、作业方案剂量评估与优化等方面开展了一系列研究工作,主要取得了如下结果:(1)使用MCNP程序,采用较新的光子截面数据库、材料的线减弱系数库及质量能量吸收系数库,计算并建立了一套常用材料下新的γ光子(15ke V-15Me V)累积因子数据库及相应的拟合参数库。此外,针对现实中典型条件下的累积因子进行了计算,得到了更加符合实际的累积因子数值,并基于Geant4开发了专门用于自定义单层和双层材料下的累积因子计算程序。(2)基于点核积分与实体建模技术,较系统地开展了γ辐射场的快速计算方法研究。采用CSG建模方法,对三维几何场景进行建模,使用点核积分方法对三维辐射场进行计算,同时从源的权重离散、辐射场非均匀网格划分、多线程并行计算等方面优化了计算效率。最后基于VTK软件和Visual Studio平台开发了三维辐射场快速计算程序,并结合标准算例、软件计算验证、辐射现场实地测量等方式,对程序进行了验证和测试。与传统点核程序相比,该程序的计算速度提高了10倍左右,且累积因子新数据的引入,使得程序在某些典型条件下剂量计算结果的准确性提高了10%左右。(3)在辐射场计算程序的基础上,开展了源项反演与作业方案剂量评估的方法研究。结合最小二乘法理论,采用迭代算法实现了对源活度的反演计算,同时考虑了带权重和带约束的情况,并结合现场实地测量对源活度反演程序进行了测试和应用。采用点到点进行模拟人员路径,通过人员、场景、路径以及源项因子的组合实现了作业方案的制定,使用程序直接计算与通过辐射场插值计算两种方式实现了对作业方案的剂量评估,最后通过作业方案之间剂量的对比与分析,完成方案的优化,从而尽可能地降低人员受照剂量。
【学位授予单位】：清华大学
【学位级别】：博士
【学位授予年份】：2016
【分类号】：TL943
【图文】：

压水堆,世界,变化趋势,平均值

第 1 章引言第1章引言背景与意义则（ALARA）是辐射防护体系中最重要的基本原则之一，源来降低辐射危害，权衡考虑经济和社会因素，从而达到将地降低的目标[1,2]。由于广泛开展了辐射防护最优化现场管理与实践，世界压水值从 1990 年的 2 人 Sv/unit 降低至 2012 年的 0.7 人 Sv/核电厂的集体剂量水平则可以达到 0.25 人 Sv/unit 的水平

法国,相关系,点核积分

研究现状展相对比较早的欧、美、日等发达国家，计算机技术较早。如美国从 2005 年起，重新启动了核设施相关系的辐射程序，希望借助一系列辐射防护方面的相关系的新技术的评估与优化等，提高核电厂辐射防护的最优化水平，并力责任[16]。其他国家也在核与辐射安全领域研究并开发了系统主要包括作业任务的模拟、剂量的估算，方案的制表性的软件系统如下所述。开始，法国原子能委员会(CEA)结合虚拟现实开发框架施退役时辐射剂量评估的ALARA分析工具[17]，该工具使，Mercure5 是点核积分程序。经过 3 年的方法研究与程际工程应用中开展了测试与验证工作，并改名为 NARVE景设计、剂量的快速计算、作业路径与任务姿势定义等功绘等可视化功能，该系统的运行界面如下图所示。

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