基于自适应源项离散的点核积分方法计算效率优化研究

点核积分方法面对多源项的复杂场景或是需要对辐射场进行动态更新的情形存在计算耗时较长的问题。针对该问题,通过点核积分程序CIRPDose对圆柱体源、长方体源等5类源项离散引起的误差随计算点与源距离的变化规律进行模拟计算,并提出了一种基于自适应源项离散的点核积分计算效率优化方法。在将该方法集成到CIRPDose程序后,通过自定义算例对其进行测试,测试结果显示,相比传统的固定离散数目,各类型源项在自适应离散方法下的辐射场计算用时最大缩短96.77%,且计算结果平均偏差最大值仅为3.19%,验证了所提方法的可靠性和有效性。研究工作可为核设施内的三维γ辐射场快速计算提供技术支持。

核电厂气态^(14)C辐射剂量估算模型研究

核电厂释放的^(14)C是公众剂量的主要贡献核素,因此有必要合理评价核电厂^(14)C排放所致公众辐射剂量。对目前国内外气态^(14)C辐射剂量估算模型进行分析比较,结果表明比活度模型假设受照人体内、陆生动植物产品中、环境大气中^(14)C与^(12)C的比率均相同,不考虑环境空气中稳定碳浓度变化、以及具体动植物产品中稳定碳的含量,会导致剂量估算结果偏保守;通过对模型参数选取的分析研究,发现空气、动植物产品中稳定碳浓度的含量对^(14)C辐射剂量估算结果影响较大。因此建议对核电厂场址周围不同类型动植物产品中稳定碳含量进行测量,获得较为实际的参数用于核电厂气态^(14)C辐射剂量评价。

β辐射个人剂量当量H_(p)(0.07)和H_(p)(3)的国际比对结果

为建立我国β辐射组织吸收剂量基准并使之达到国际等效,中国计量科学研究院(NIM)于2019年参与了由欧洲计量组织(EURAMET)组织、德国物理技术研究院(PTB)主导的BIPM KCDB:EURAMET.RI(Ⅰ)-S16比对。NIM采用β辐射组织吸收剂量基准装置对传递电离室进行校准,确定了在^(85)Kr和^(90)Sr/^(90)Y源β辐射场中入射角为0°、45°、60°下H_(p)(0.07)的校准因子以及^(90)Sr/^(90)Y源各角度下H_(p)(3)的校准因子。比较了此次工作获得的校准因子与EURAMET提供的参考值之间的差异。9项比对结果与参考值的相对偏差均优于±1%,比对结果已纳入国际计量局关键比对数据库(KCDB),实现了β辐射个人剂量当量H_(p)(0.07)和H_(p)(3)量值的国际互认。

光子吸收剂量的蒙特卡罗计算方法研究

为了能够通过选择合适的计算方法对不同辐射情况的光子剂量进行准确有效的计算和评估,对比研究了蒙特卡罗模拟软件中常用的四种光子剂量计算方法:剂量转换系数法、发热数法、径迹长度能量沉积法和脉冲高度计数法,从计算原理出发结合仿真结果分析比较了这四种方法。通过模拟不同能量的单能光子束入射不同体积大小的水球,分析了用比释动能近似吸收剂量导致的误差,并且模拟分析了不同含量的高原子序数元素钆对于吸收剂量计算结果差异的影响。由于转换系数是根据参考人模计算得到的,因此剂量转换系数法只能对吸收剂量进行快速的估计计算,很难在特定情况下得到精准剂量;当高能量光子入射小体积物质时,比释动能会大于吸收剂量,使用发热数法和径迹长度能量沉积法会产生误差,采用脉冲高度计数法更加合适;在低能量和大体积时可以根据计算精度和计算机资源选择任意方法;当组成物质的高原子序数元素含量增多时,径迹长度能量沉积法和脉冲高度计数法之间的计算误差会减少。

事故吸入^(241)Am后RBE加权吸收剂量系数计算

当已经发生或即将发生放射性核素急性大量摄入时,对于确定效应(或组织反应)剂量范围,需要一个能够快速估计敏感靶器官或组织在短时间内吸收辐射能量的技术手段或工具,从而能够基于国际原子能机构(IAEA)安全导则GSG-2进行核与辐射应急响应和其他响应行动决策,尽可能地减少受照射人员的急性大剂量照射、保护人员的生命健康。本文在系统研究国际放射防护委员会(ICRP)呼吸道模型、系统模型、消化道模型设计原理和参数建立依据基础上,编写^(241)Am为代表的超铀核素吸入后的滞留排泄份额m(t)计算程序,计算事故吸入^(241)Am后敏感靶器官的短期相对生物效应(RBE)加权吸收剂量AD(30)_(T)系数,并经验证确保计算结果正确。

250~500 kV X射线窄谱辐射质空气比释动能测量及剂量当量转换系数研究

辐射剂量仪表的准确测量是开展辐射防护工作的重要保障,根据ICRU中规定的实用量要求,需要在特定的参考辐射场中对其进行检定或校准。参考ISO 4037-1:2019,建立250~500 kV X射线窄谱系列参考辐射质,对所建辐射场的均匀性以及相应辐射质下的能谱进行研究。将由EGSnrc模拟的X射线能谱得到所建辐射质下的平均能量、分辨率以及实验测量得到的半值层值与ISO标准推荐值进行比较,结果均满足规范要求,表明新建辐射质准确可靠。利用A5电离室对新建辐射场中的空气比释动能进行测量,再根据X射线能谱信息计算得到的空气比释动能到剂量当量的转换系数,实现空气比释动能到周围剂量当量和个人剂量当量的转换,从而为各类辐射剂量仪表在该高能段的能量响应评价提供了测量条件,保证了量值的准确与可靠。

基于VSLAM的三维γ剂量率场快速测量方法研究

针对核设施现场及数字化辐射防护系统对γ辐射场信息快速获取的需求,本文采用实时定位与地图构建技术(SLAM)结合γ剂量探测技术,解决室内场景高效测量γ剂量率辐射场并与数字化系统兼容的问题。根据场景传感器的特点,基于三色深度图像(红、绿、蓝色和深度,RGBD)相机研究视觉SLAM(VSLAM)算法和辐射测量数据同步与定位方法;建立了一套基于VSLAM的γ剂量率测量装置,测试了场景点云质量、轨迹定位精度和γ剂量率模块性能;选择某核设施现场进行实验,分析了测量效率、定位准确性和数字化系统兼容能力。结果表明,建立的VSLAMγ剂量率测量方法及相应装置,测量效率高、定位准确,且现场应用良好、数字化系统兼容,具有较广阔的应用前景。

基于ICRP新碘周身模型的滞留量计算及新旧模型差异对比

国际放射防护委员会(ICRP)137号出版物对碘的生物动力学模型进行了修改,ICRP 100号出版物发布了新的消化道模型,ICRP 130号出版物修订了呼吸道模型,使用新模型计算出来的碘滞留量及排泄量与旧模型的计算结果存在差异。定量分析新旧模型的计算结果差异,可为国内准确评估放射性碘致内照射损伤提供参考。本文采用矩阵算法,依据ICRP相关出版物分别构建了新旧放射性碘生物动力学计算模型,系统分析了通过不同方式(吸入、食入、静脉注射)摄入1 Bq的^(125)I、^(129)I、^(131)I在甲状腺中的滞留量及在日排尿中的排泄量。此外,考虑到新模型划分了旧模型中没有的肝脏及肾脏隔室,也计算了碘同位素在肝脏及肾脏中的滞留量。结果表明:新旧模型计算出来的放射性碘在甲状腺以及日排尿中的计算结果均有明显差异;与食入和注射两种摄入方式相比,吸入方式引起计算结果差异较大;新模型中肝脏及肾脏中的滞留量计算结果有所不同,但变化趋势相似。

中国成年参考人体模内照射剂量转换系数计算

在核科学与技术、核能、核医学等领域中,对相关公众、职业人员、病人等在工作、核事故以及照射治疗的过程中受到的内照射剂量进行准确的评估是人员健康安全的重要保障。参考国际放射防护委员会(ICRP)生物动力学模型和放射性核素信息,通过计算比吸收分数(SAF),得到内照射剂量转换系数。利用ICRP参考人体素模型验证计算方法的正确性,最后基于中国成年参考人体素体模,系统地建立了中国成年参考人的内照射剂量系数数据库。数据库包括中国成年参考人α、β和γ射线比吸收分数、中国成年参考人体模敏感器官(组织)待积当量剂量转换系数和中国成年参考人待积有效剂量转换系数。将计算的结果与GB 18871—2002提供的内照射剂量转换系数进行了比较分析,结果表明采用中国成年参考人体模内照射剂量转换系数数据库,能更加准确地评估中国成年人摄入放射性核素所致的内照射剂量。本工作为中国成年人内照射剂量评估提供了标准化的方法和全面的数据,具有理论价值和实践意义。

基于物联网技术的辐照加工数字化管理平台

针对辐照企业在生产管理过程中存在的问题,提出采用物联网技术搭建软硬件相结合的信息管理平台,结合自动识别技术,实现对辐照物在加工过程中的动态数据采集和有效存储,以及生产加工全过程业务数据的信息处理。文章分析了系统总体结构及软硬件环境的各个组成部分,探讨了基于物联网技术的硬件环境在辐照加工过程的设计与应用,包括关键硬件选型、生产线应用及数据采集与处理等,通过系统需求分析,设计业务流程和功能模块等,实现管理系统并成功应用于实际中。此平台的应用可有效提升产品的辐照加工质量,为辐照加工企业的生产信息化管理工作提供有益参考。

极低水平γ射线辐射场散射辐射研究

为了搭建极低水平γ射线辐射场及其量值传递系统,基于中国锦屏地下实验室实验条件,对辐射场中不同机械装置结构带来的散射贡献进行研究。本研究利用蒙特卡罗模拟软件建立照射装置、量值传递探测器和屏蔽箱及内部传动结构的蒙特卡罗模型;对照射装置射线出射角度、探-边距和源-探距三种空间变量引起的散射贡献进行模拟研究,得出较优的装置设计和布局方案。设计20°、30°、40°的辐射出射张角,并且在三种源探距的情况下,分别计算有、无屏蔽箱时探测器灵敏体积中的能量沉积;分析三种照射装置位置改变带来的能量沉积的变化;在更多种源-探距下,模拟计算灵敏区域的能量沉积。结果表明,在辐射出射张角为20°和照射装置远离屏蔽箱的内侧面时,散射辐射对探测器灵敏体积内的能量沉积影响最小。本研究得到和分析了多种照射条件下散射辐射引起的能量沉积,优化了辐射场中装置设计和布局,为极低本底辐射场的建立提供了设计思路,并完成了中国锦屏地下实验室的实地测量。

无风条件下近地爆烟尘的大气γ电离辐射环境模拟

近地爆烟尘由不同粒径尺度的放射性颗粒组成,且运动的时空尺度大。针对近地爆烟尘的大气γ电离辐射环境模拟这一难题,首先开展了γ大气辐射机理分析,进行了无风条件设定,建立了烟尘γ辐射的理论模型,其次引入和提出了相应的数值差分与积分算法,最后给出了对1000 kt内华达近地爆烟尘在大气中的放射性活度和辐射剂量率的模拟算例,完成了一定的辐射环境时空演变规律总结与结果对比,对比发现本模型在保证活度结果一致性的同时,能计算出大气辐射剂量率的理论最大值。

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。

核电磁脉冲中非电离辐射作用于人体的电磁场和温度场仿真

采用国际电工委员会制定的双指数脉冲波形模拟核电磁脉冲,分析脉冲波形主要谐波分量的幅值、频谱及相位。在多物理场仿真软件COMSOLMultiphysics建立偶极子天线模型及人体三维模型,通过电磁场与热场耦合模块,求解人体组织中感应电场强度、磁场强度、比吸收率(Specificabsorptionratio,SAR)和温度场分布。将结果与国际非电离辐射防护委员会(International commission on non-ionizing radiation protection,ICNIRP)制定的《限制电磁场暴露导则》进行比较。结果表明:人体距离暴露源1 km时,感应电场强度、磁场强度、局部最大SAR值和平均SAR值分别为88.8 V/m、0.58 A/m、0.66 W/kg、0.011W/kg。感应电场强度和磁场强度超过了ICNIRP规定限制59.8V/m和0.22A/m。但在10km处,电场、磁场、局部最大SAR值和平均SAR值都满足安全限制。人体组织中温度升高主要集中在大脑处,暴露时间为6min时,温升为0.2171℃,符合ICNIRP规定的局部温升2℃和核心温升1℃限值的要求。本研究结果为核电磁脉冲环境中人体遭受电磁暴露的健康风险安全评估提供了一定的科学依据。

矿井通风网络中氡致剂量的估算及控制研究

矿井下作业人员受到的内照射辐射剂量主要来源于氡及氡子体。为了减少作业人员辐射危害,需对井下各条支路的氡致剂量进行估算与控制。为此,依据通风网络理论、核素衰变理论、粒子沉降理论和剂量估算模型,分别提出了矿井通风网络各支路的氡活度浓度、氡子体α潜能浓度和氡致剂量的估算模型;接着,基于两种氡致剂量估算模型,提出了通风网络氡致剂量的控制方法;最后,采用MATLAB软件编写了专门的程序对具体算例进行了解算与分析。本研究提出的两种氡致剂量的估算模型分别考虑了通风支路的氡平衡因子和氡子体颗粒物沉降作用,可用于估算不同氡析出特性与通风条件下通风网络的氡致剂量分布,并对通风网络的各支路的氡致剂量进行控制,能为地下矿山通风网络的氡防护设计与优化提供技术支持。

钴靶池边活度测量

为了获取压水堆经过一个循环辐照后的钴靶活度数据,利用丙氨酸剂量片测量位于水下的钴靶剂量场分布,通过蒙特卡罗(MCNP)计算修正钴靶结构、水介质、测量装置、操作以及环境的影响。结果表明,从水下测量的钴靶活度数据与理论计算值相符,不确定度为6.5%。从实验与蒙特卡罗计算两方面确认了方法与装置的可行性。

中国聚变工程实验堆气态途径剂量评价模型对比分析研究

通过对比分析国内外几种不同的气态氚评价模型,结合国内沿海某核电厂址的环境条件,评价计算了CFETR正常运行及大修年份气态氚排放后对厂址周边公众的辐射剂量。TRS472号报告中推荐的气态氚评价模型考虑了气态氚在动植物间的转移,并区分了动植物中有机氚和无机氚的转移与贮存。而IAEA19号报告和RG1.109导则中推荐的气态氚评价模型仅考虑环境中氚与人体中氚的平衡,计算过于保守。30年模型与TRS472号报告类似,只是对模型中的转移途径进行了简化处理。采用不同的模型计算得到的CFETR在正常运行年份排放的气态氚对周边公众造成的最大个人有效剂量在3.38~14.31μSv/a,大修年份在15.05~63.61μSv/a,与我国国标GB 6249—2011中规定的核动力厂公众辐射剂量约束值(0.25 mSv/a)相比还留有余量,但占较大份额,因此需重点关注CFETR气态氚的排放问题。

50~120kV脉冲X射线参考辐射场建立及剂量率测量

为满足国内医疗、安检等脉冲辐射场所对剂量监测仪表准确溯源的需求,基于栅控技术建立满足规范和标准要求的50~120 kV毫秒级脉冲X射线参考辐射场,其脉冲宽度在1~6 300 ms范围内可调。通过对该辐射场的管电压稳定性、剂量线性、重复性、脉冲波形等关键参数进行研究测试,建立脉冲X射线参考波形,并使用30 cm3的圆柱电离室开展脉冲剂量率测量研究。结果表明,管电压预设60 kV时,介入法、非介入法测量管电压的相对偏差均不超过±1.5%;可输出参考波形脉冲的最小脉冲宽度为20 ms,在1 m处95%均匀辐射野直径约为5.5 cm;且N系列、RQR系列辐射质条件下的剂量率范围可分别扩展至0.002~10 mGy/s和0.03~250 mGy/s,可用于防护仪表的量值溯源。

蒙卡方法对新型移动式低能X射线剂量特性研究

目前新型可移动式低能光子放射治疗设备INTRABEAM的应用越来越广泛。针对该设备产生的X射线剂量特性研究甚少,为准确掌握其在组织内的剂量分布带来一定挑战。针对INTRABEAM系统产生的X射线在空气和水中的剂量学特征进行研究。利用MCNP6中增加的原子弛豫过程,对产生的光子能谱、百分深度剂量曲线和近距离治疗剂量参数(二维各向异性函数和径向剂量分布)进行计算研究。结果表明,模拟得到的空气中注量谱有精细的电子跃迁特征峰,在空气中30 cm处平均能量为20.0 keV,产生百分剂量深度接近x-3变化趋势;二维各向异性函数由Be管壁靠近Ni管壁中变化趋势出现转折,径向剂量函数在小于10 mm处出现陡降,而后变化相对缓慢。利用蒙卡方法计算的TG-43文件中必要数据为临床剂量计算使用的治疗计划系统提供参考方法和数据,便于在术中放射治疗进行有效剂量计算。

脉冲X射线参考辐射场研究与建立

脉冲辐射在新型探测器研制、工业探伤、X射线诊断、核事故应急和科学研究等领域中已得到了广泛应用,但其辐射剂量(率)测试难度极大。本文基于稳态X光机、脉冲X光机和便携式X光机研究建立了脉冲X射线参考辐射场,并基于脉冲X射线次级标准电离室和脉冲时间测量系统对辐射场的脉冲时间、脉冲剂量和瞬时剂量率等剂量学特性进行了研究。脉冲X射线参考辐射场的脉冲时间在50 ns~10 s之间可调,瞬时剂量率范围为2.5×10^(-3)~6.7×10^(5)Sv/h。本文所建立的脉冲X射线参考辐射场涵盖了环境水平、防护水平、诊断与治疗水平、核应急水平和核临界水平等剂量率水平范围,可用于主动式脉冲辐射剂量仪、个人剂量计和核临界事故探测与报警系统的脉冲响应特性研究,对于解决脉冲辐射剂量监测仪器的校准难题具有重要意义。