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。     

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。     

基于福岛核事故监测数据的辐射剂量场重构方法研究

辐射剂量场的重构是核事故后开展应急工作的一种重要手段。为了比较不同插值方法用于辐射剂量场重构的优劣,基于日本福岛第一核电站事故后发布的监测数据,分别利用反距离权重插值法、克里金插值法、线性三角网插值法和径向基函数插值法4种方法进行辐射剂量场重构。通过划分不同数量的测试集,以均方根误差、平均绝对误差以及标准偏差为判别依据...     

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。     

基于地统计空间插值的三维辐射场重构研究

针对源项未知情况下的三维辐射场获取问题,根据辐射场具有空间自相关性的特点,利用地统计空间插值中结合对数变换的普通克里金方法来进行辐射场重构。通过两个实测的辐射场数据集对该方法进行了测试,结果表明,该方法在选取Exponential模型或Spherical模型来进行半方差拟合,且测量点为随机选取的情况下,其重构结果平均偏差的平均值为21.51%～74.01%,证明了该方法在实际应用中具有一定的有效性和可行性。另外,对测量点分布情况与辐射场重构准确性之间的关系进行了初步分析,确定了测量点的分布应尽可能均匀的选取方案。     

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%。     

90Sr-90Y源辐射剂量场的测量及计算

采用LiF薄膜和CaF2;Mn剂量片,对以^90Sr-^90Y作为辐射源的半导体辐照效应模拟装置中的剂量进行了实验测量,并用经验公式计算了相应的辐射剂量场分布。实验测量和理论计算数据之间的偏差分析结果表明,用ＬiF薄膜测量^90Sr-^90Y源辐射剂量场可以获得较为满意的结果。     

辐射消毒用电子束剂量场的研究

通过模拟跟踪2、3MeV电子在1cm纸层中的相互作用过程，记录统计电子及其辐射次级粒子在纸层及其周围环境的能量沉积。在假定病毒的致死当量剂量为200Sv的情况下，计算离柬靶不同距离的水介质（水模）的当量剂量。还给出了采用电子柬扫描传输带上的信件的方式，不同处理信件速率对加速器电子柬平均流强的要求。例如，要处理1t／h信件，要求2、3MeV电子柬流强为29、22μA。     

堆舱辐射场可视化与人体受照辐射剂量模拟计算研究及实现

基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来,从而辅助检修人员工作,减少人员所受辐射剂量,提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度,从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析,可以对检修工艺进行评价和优化,对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速,显示效果良好。     

基于多算法的电子剂量场反演方法

为了研究精确放射治疗中多算法的电子剂量场反演方法及反演效果,建立非线性规划电子剂量场反演模型,利用体外透射剂量重建全空间电子剂量场,并通过多种算法实现。采用7个例题测试结果表明:除NMinimize算法不能实现该模型外,其他算法都能实现,其中Levenberg-Marquardt算法最精确快速。进一步测试表明,利用接近电子射程的透射剂量会带来较大的反演误差(尾差),原因可能是能谱平均带来的,因此改进方法需考虑改进对平均能量的近似。但由于反演时间较短,精度高,可实现实时剂量场反演;并且每一种算法都有特点,为实现提供多方法的选择性,满足临床上对实时剂量验证的需要。     

反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化

本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。     

医院级CT辐射剂量及诊断剂量水平研究

探讨医院级各部位CT扫描辐射剂量及成人CT检查诊断剂量水平。采集2018年2月—2019年1月本院在GE Light Speed 16 CT设备上进行诊断性CT检查的全部成年人共15 440例的CT检查数据,按照检查部位进行分类,统计各部位的容积剂量指数(CTDI_vol)、剂量长度乘积(DLP)。使用SPSS 19统计软件分析CTDI_vol、DLP的四分位数并计算有效剂量(ED)。结果表明,各部位CTDI_vol的诊断剂量参考水平(DRL)值为:颅脑87.75 mGy、肺部8.09 mGy、上下腹15.82 mGy、上下腹盆腔15.79 mGy;各部位DLP的诊断剂量参考水平(DRL)值为:颅脑1 053.03 mGy·cm、肺部245.19 mGy·cm、上下腹269.96 mGy·cm、上下腹盆腔835.20 mGy·cm。研究中发现肺部CTDI_vol、DLP的DRL值(分别为8.09 mGy、245.19 mGy·cm)低于我国其他地区和其他国家的DRL值;60岁以下患者肺部CT检查CTDI_vol、DLP的DRL值低于8.09 mGy、245.19 mGy·cm,60岁以上患者肺部CT检查CTDI_vol、DLP的DRL值高于8.09 mGy、245.19 mGy·cm。通过研究可以确定医院级各部位CT检查辐射剂量及成人CT检查诊断剂量水平,能为优化CT检查扫描技术和监测辐射剂量提供基础。     

核事故应急情况下快速确定辐射剂量率场的方法及其应用

介绍并分析了在核事故应急情况下,应急辐射监测和事故后果评价两种确定辐射剂量率场的方法及存在的不足,根据估算照射率场分布的方法引出快速估算辐射剂量率场的计算方法,并对其在事故应急和演习中的应用进行了分析。     

核电站三维剂量场评价系统的开发及应用

基于核电站营运单位和设计单位对三维剂量场评价系统的需求分析,得出并解决了三个核心技术问题,即:三维剂量场计算、显示和基于三维剂量场的剂量优化问题,进而开发了核电站三维剂量场评价系统(RPOS)。基于在役核电厂控制区内典型区域的系统测试结果表明:三维剂量场评价系统能够较准确地模拟所测试的核电站典型区域的三维剂量场,并实现测试区域内三维剂量场的虚拟显示以及核电站内工作人员操作的剂量优化。     

蒙特卡罗法内照射剂量计算中不同物理模型的比较

在核医学内照射剂量计算中，Monte Carlo方法是一种十分重要的方法。但其计算结果的准确性直接取决于所使用的物理模型。分析了光子与物质作用过程的三种模型，比较了它们各自的特点，使用条件和对计算结果的影响，以便于科研工作中正确的选用。     

丙氨酸／EPR剂量标定及对电子直线加速器辐照场的测量

用标准丙氨酸剂量计对ER-200D型电子顺磁共振仪进行标定,并利用这一标定结果对合肥国家同步辐射实验室的200MeV直线加速器周围的辐射场进行了测量,获得了满意的结果。