基于克里金理论的辐射剂量场插值重构与可视化研究

使用基于克里金理论的插值计算方法对均匀网格与随机排列等不同分布类型的辐射剂量场进行了数据重构与可视化研究,并将重构结果与常用的反距离加权插值法进行了对比,分析了不同插值方法对辐射剂量场重构精度与可视化显示效果的影响。结果表明:对于多数情况,克里金插值法在辐射剂量场重构的精度与可视化显示的效果上均明显优于反距离加权插值法,算例中克里金插值法的结果与原始数据之间的偏差在10%以内,而反距离加权插值法的结果与原始数据之间的偏差基本在15%以上;但在辐射剂量场梯度变化较大且已知数据极少的区域,克里金插值法的计算结果偏差会增大,此时可使用反距离加权插值作为其补充,综合使用。本文的研究工作,验证了克里金插值法在辐射剂量场重构与可视化方面的应用潜力,可为推动辐射剂量场可视化仿真技术的发展提供技术支持。     

基于最小包围盒策略的人体辐射剂量评估方法研究

在核设施停堆维修过程中,需要对维修工人受到的辐射剂量进行预评估。传统的评估方法是将人体简化为一个质点,无法精确评估不同器官的受照剂量。本文发展了一种基于包围盒策略的人体辐射剂量评估方法,并成功应用到国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈维修工作人员辐射剂量评估中,结果表明,该方法不仅能提供更为精确的人体剂量评估结果,还能提供人体器官受照剂量,对考虑到器官剂量限值的工人作业方案制定有重要意义。     

不同类型事故受照人员生物剂量估算和辐射影响评价

结合近年来发生的数起不同类型的辐射事故,对指导临床救治的生物剂量估算过程进行报道,特别针对辐射生物剂量学的难点问题,如迁延照射、大剂量照射及快速剂量估算等瓶颈问题,采取不同手段和方法给予解决,并对辐射远后效应做出评价。     

核事故地面辐射场γ能谱及角分布

核素^131I和^137Cs地表污染场是在堆芯熔化事故后可能出现的两种典型辐射场，就^131I和^137Cs两种地面均匀污染场中高度1m处γ辐射的剂量能谱和角分布用Monte Carlo方法进行了计算研究。     

刻度室内~(60)Co源的照射量率的测定

一、前言刻度保健物理用的γ辐射剂量仪器,一般采用两种方法,一是替代法,即被刻度仪器与标准仪器相比较,二是仪器在标准的照射量率场中刻度。我们对γ辐射剂量仪器的常规刻度一般采用了第二种方法。这样就必须充分地了解γ辐射标准源的参数,如照射量率常数、源的强度及其能谱与半衰期等,这些参数除源的强度外,对一特定的核素,都能     

γ场理论计算方法在矿山核辐射环境监测中的应用探讨

通过使用γ场理论计算方法计算某矿山γ场辐射剂量,探索了γ场理论计算方法在计算矿山辐射剂最方面的可行性.试验结果表明,应用γ场理论计算方法计算的某矿山γ场辐射剂量率误差较小,该方法可用于矿山核辐射环境监测.     

JRODOS模拟核事故时核素扩散及剂量时空分布

核事故时核素扩散范围和造成的辐射剂量是核电厂事故应急措施制定的重要参考,利用JRODOS软件模拟了不同气象源和大气扩散模型对核电厂核素浓度和辐射剂量时空分布的影响。结果表明:WRF气象场情景下核素的扩散范围广,FNL气象场情景下核素浓度和有效剂量区域均值较高。不同大气扩散模型中LASAT模型模拟的有效剂量最高。这为核事故后果评价数据来源和大气扩散模型选择提供了依据。     

堆芯功率分布重构的两种空间统计性算法

本工作提出两种基于空间统计性理论的堆芯功率分布重构算法：普通克里金方法是一种基于空间自协方差的最优插值法;卡尔曼滤波方法是一种有效结合理论计算与测量数据的数据同化方法。应用秦山第二核电厂3号机组和大亚湾核电站1号机组的测量数据对上述两种方法的功率分布重构精度进行了验证,并与耦合系数法（CECOR）的重构精度进行了比较。结果表明,两种方法的重构误差均满足工程要求,且重构精度优于耦合系数法。     

60Coγ辐射剂量场分布理论计算的计算机程序开发

钴源辐照装置的剂量场分布对提高射线利用率和产品辐照质量至关重要，利用Visual Basic编制了辐射剂量场分布计算程序。程序将计算、排源及参数调整独立分开，操作简便，主要适用于3层排列板源结构。程序经过用于本中心板源，辐射剂量场分布的计算结果基本反映了辐射剂量场的实际分布。     

ITER极向场线圈PF4维修区域停堆剂量率分析

根据国际热核聚变实验堆ITER设计标准,ITER极向场线圈(PF Coils)的人工检测和连接维修任务的制定,需要确保维修过程中工人所受到的辐射剂量水平不超过剂量限值。基于ITER中子学基准模型B-lite,利用二步法停堆剂量计算方法,在大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和HENDL数据库支持下,计算并分析了三种维修方案下PF4维修区域内的停堆光子剂量场分布,以分析降低维修工人辐射剂量水平的有效措施。结果表明,与推迟维修工人进入:PF4维修区域时间相比,采用临时屏蔽的措施更能显著降低PF4维修区域内的辐射剂量水平,建议后续采用临时屏蔽措施。     

Multiquadric散乱数据插值方法在γ辐射场可视化中的应用初探

探究γ辐射场分布及其变化规律对于核设施的状态监控以及核辐射的防护研究具有重要意义。获取γ辐射场的空间分布需要解决利用少量、离散且分布不规则的实验数据重构整个辐射场的难题。本文首次将Multiquadric径向基函数散乱数据插值方法应用于γ辐射场的重构,并实现了γ辐射场模拟数据重构及可视化。对于具有轴对称性的γ辐射场,在采样数据点个数相同的条件下,与数据处理软件MATLAB中自带的Spline方法得到的插值结果相比,Multiquadric方法插值结果的平均相对误差仅为前者的9.47%;对于转动π/2对称的γ辐射场,提出了一种采样数据优化方案,重构结果的平均相对误差相较于未优化采样数据的结果降低了约64.51%。     

泊松克里金算法在核辐射场重构中的应用研究

为验证泊松克里金法在核辐射场重构中的应用效果,本文对泊松克里金算法在辐射场剂量率插值计算中的计算原理进行了研究,结合代理模型对泊松克里金算法进行了求解。通过SuperMC软件建立虚拟辐射场,对泊松克里金算法的参数影响进行了分析,筛选出二次多项式基函数和GAUSS误差相关模型。采用6150AD-b闪烁体探测器对实际放射源进行测量,并利用实测辐射场剂量率数据和福岛周边空间剂量率数据对泊松克里金算法在核辐射场重构中的可行性进行了验证。结果表明：小范围简单辐射场中,样本数据量为网格点数的1/10时,平均相对误差在10%以内;大范围辐射场中,辐射热点区域略有偏移,平均相对误差为141.69%。以上结果表明,该方法在快速、低成本解决未知放射源辐射场的重构问题中有一定的潜力。     

减小辐射场剂量率预测不确定度的数据同化研究

为提高核事故早期辐射场剂量率评估的准确性和可靠度,提出一种基于数据同化理论的评价方法。根据数据同化理论,定义辐射场状态空间,建立了适合辐射场剂量率预测模型的状态转移和误差协方差矩阵。利用同化算法,综合考虑核事故辐射场剂量率预测模型与实测数据,实现辐射场剂量率的最优化表达。在Matlab软件平台上,运用数值模拟实验和福岛实测数据,对该方法进行了双重验证。实验结果表明,数值模拟实验条件下,当放射性物质空气释放率高估1个数量级时,同化后,辐射场剂量率相对均方根误差从1个数量级降低至50%左右。利用福岛核事故监测数据对同化系统进行验证,同化后的结果与实际测量结果相近,相对均方根误差在20%左右。以上结果表明,通过合理运用数据同化方法,可有效减小辐射场剂量率预测的不确定度。     

基于阵列式吸收发光CT法的辐射场实时测量系统的研究

分析了已有的各种核辐射剂量场测量方法的基础上, 利用闪烁体吸收发光特点并结合计算机实时成像处理技术,提出了对剂量场分布进行实时成像测量的新方法——阵列式吸收发光ＣＴ 法。研制出闪烁光纤阵列构成的探测器及其伺服控制系统, 用高灵敏度的电荷耦合器件（ＣＣＤ）拾取探测器产生的微弱闪烁光信号,并采用定点采集的方法对视频信号进行数据的快速采集。在图像重建方法上, 提出了迭代滤波反投影重建方法和利用非完全投影进行数据修复,对获取的投影数据进行变换和处理,并通过选择滤波函数及其适当的参数, 可获得最佳滤波效果,以重建剂量场的二维场分布,从而建立了剂量场的实时、高精度的成像测量系统。     

固定式周围剂量当量率仪原位校准技术研究

固定式周围剂量当量率仪广泛分布于核电厂内部，用于常规连续监测或核事故后应急监测。由于采用固定安装，不便于拆卸送往计量实验室进行校准。为了确保固定式周围剂量当量率仪的量值准确，结合蒙特卡罗方法研制了周围剂量当量次级标准电离室和便携式γ射线辐照装置，并开展原位校准实验。将原位校准因子与实验室得到的校准因子进行比较分析，结果证明利用便携式γ射线照射装置配合周围剂量当量次级标准电离室能够较好的解决固定式周围剂量当量率仪的原位校准难题。      

核事故应急干预代价利益分析中辐射危害代价的评估

本文综述核事故应急干预代价利益分析中辐射危害代价的评估，重点介绍了α因子的确定以及在代价利益分析中考虑个人剂量分布的方法。本文在辐射危害代价的评估中引入了个人剂量评价函数的概念，描述个人剂量分布的影响，并提出了核事故应急干预代价利益分析的改进模型。     

光致荧光剂量计β辐照器的研制及性能研究

本文针对空间辐射、核动力远洋、核应急等特殊环境下个人及环境剂量监测量值无法实时校准的问题，研制了一种便携式的β辐照器，可携带至现场对光致荧光剂量计（OSLD）进行校准，为特殊环境下剂量监测的准确性提供计量保障。β辐照器采用可替换的⁹⁰Sr-⁹⁰Y平面电镀源作为校准源，并可溯源至标准β辐射场，通过电磁阀控制辐照动作，其总质量小于3 kg。研究结果表明：β辐照器周围剂量当量率处于环境水平；参考点平均剂量率为0.060~0.083 mGy/s，其相对标准不确定度为6.9%；辐照剂量重复性为3.9%（n=10）。     

核事故应急气载放射性物质扩散的精细化模拟方法研究

通过对国内外有代表性的中小尺度核与辐射事故后果评价数值模拟方法的调研,对发生在我国及境外邻近地区的核事故确立了精细化评估气载放射性物质扩散的数值模拟软件系统的总体研发方案,拟建系统采用相应的气象场与扩散场的预报方法和回顾性分析方法。该方法为软件的顺利研发奠定了技术基础,进而可有效提升我国核与辐射事故的应急响应能力。     

Reconstruction of a radiation point source’s radial location using goodness-of-fit test on spectra obtained from an HPGe detector

High purity germanium (HPGe) detectors are ubiquitous in nuclear physics experiments and are also used in numerous low radioactive background detectors. The effect of the position of ⁶⁰Co and ¹³⁷Cs point sources on the shape of spectra were studied with Monte Carlo and HPGe detector measurements. We briefly confirm previous work on the position dependence of relative heights of peaks. Spectra taken with the radiation sources placed at locations around the detector were then compared using the Kolmogorov–Smirnov (K–S) goodness-of-fit test. We demonstrate that with this method the Compton continuum spectral shape has good sensitivity to the radial location of a point source, but poor angular resolution. We conclude with a study of the position reconstruction accuracy as a function of the number of counts from the source.