一种核电设备辐照剂量的评估方法和系统与流程

1.本发明涉及核电辐射的技术领域，更具体地说，涉及一种核电设备辐照剂量的评估方法和系统。


背景技术：

2.核事故与一般工业事故的显著区别在于事故后可能导致放射性物质的大量释放。在压水堆核电厂设计中，核反应堆堆芯及一回路均布置在安全壳内，当一回路管道发生破口，将导致冷却剂失水事故(loca)引起反应堆冷却恶化及燃料破损，堆芯及一回路中的放射性物质通过破口释放到安全壳内，引起安全壳内放射性水平升高。
3.为了缓解事故的后果，核电厂一般设置了专用安全系统为堆芯提供冷却及反应性控制，并需要将安全壳进行隔离以避免放射性对外部环境的不可接受释放。执行这些功能所需的设备，包括泵、阀门、监测仪表、控制机柜、电缆等，将不可避免的在安全壳内高放射性的环境中运行。由于这些设备对于核事故处理的重要性，其在恶劣辐照条件下的性能及稳定性必须通过设备鉴定的方式进行验证。同时，需要对事故后安全壳内的放射性物质迁移过程进行理论分析，对不同区域的辐照剂量进行评估和计算，以作为相关设备辐照鉴定的依据。
4.在已有的文献中，主要进行了放射性源项性质、组成、扩散原理等方面的研究，对于核电厂安全壳内事故后辐照剂量评估的具体工程问题则较少涉及，行业内未形成一套明确的方法。


技术实现要素：

5.本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的缺陷，提供一种核电设备辐照剂量的评估方法和系统。
6.本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电设备辐照剂量的评估方法，包括以下步骤：
7.获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据；
8.确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对所述初始放射性核素总数据进行分配评估；
9.基于分配评估结果，确定所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布；
10.根据所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
11.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，述确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对所述初始放射性核素总数据进行分配评估包括：
12.确定所述放射性核素在燃料包壳内的百分比；
13.根据所述放射性核素在燃料包壳内的百分比，将放射性核素的释放及迁移分布划分为第一部分和第二部分；所述第一部分为留在燃料包壳内的放射性核素；所述第二部分
为通过燃料包壳释放到一回路冷却剂的放射性核素。
14.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述基于分配评估结果，确定所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布包括：
15.若所述分配评估结果为所述第一部分，则不作处理；
16.若所述分配评估结果为所述第二部分，则确定所述放射性核素安全壳内不同区域的分布。
17.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述放射性核素包括：气态核素和非气态核素；
18.所述若所述分配评估结果为所述第二部分，则确定所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布包括：
19.若所述放射性核素为气态核素，则不作处理；
20.若所述放射性核素为非气态核素，则确定在安全壳内不同区域的分布。
21.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述非气态核素包括：气载核素和沉积核素；
22.所述若所述放射性核素为非气态核素，则确定在安全壳内不同区域的分布包括：
23.若所述非气态核素为气载核素，则确定所述放射性核素分布在安全壳大气中；
24.若所述非气态核素为沉积核素，则确定所述放射性核素分布在安全壳内的沉积表面。
25.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述安全壳内不同区域包括：操作平台上方和操作平台下方；
26.所述若所述非气态核素为沉积核素，则确定所述放射性核素分布在安全壳内的沉积表面包括：
27.若所述非气态核素为沉积核素，则确定所述放射性核素分布在安全壳内的操作平台上方的沉积表面和操作平台下方的沉积表面。
28.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述安全壳内的操作平台上方的沉积表面包括：操作平台表面和安全壳内壁；
29.所述方法还包括：
30.基于沉降原理对所述沉积核素在所述操作平台表面和安全壳内壁进行划分。
31.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述沉降原理包括：重力沉降、热电泳和扩散电泳；
32.所述基于沉降原理对所述沉积核素在所述操作平台表面和安全壳内壁进行划分包括：
33.若所述沉降原理为重力沉降，则所述沉积核素分布在所述操作平台表面的占比为第一百分比；
34.若所述沉降原理为热电泳和扩散电泳，则所述沉积核素分布在所述安全壳内壁的占比为第二百分比。
35.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述操作平台下方的沉积表面包括：安全壳内壁、操作台表面以及操作平台下方的隔间墙体。
36.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述安全壳内不同区域还包
括：置换料水箱；
37.所述沉积核素均匀释放至置换料水箱内。
38.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述根据所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：根据所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布，采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量，或者采用β剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
39.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：
40.对所述放射性核素进行划分；
41.若所述放射性核素为复杂几何的中子或者光子，则采用蒙特卡洛法进行辐照剂量计算；
42.若所述放射性核素为简单几何的光子，则采用点核积分法进行辐照剂量计算。
43.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：
44.选取剂量点；
45.根据所选取的剂量点计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
46.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述剂量点根据以下规则选取：
47.侧面源取距离屏蔽墙体表面30cm处的点作为剂量点，上部源取距离地板表面200cm或者以上的点作为剂量点，下部源取距离地板表面60cm处的点作为剂量点；
48.或者，以设备与墙体的法线面上距墙体表面30cm处、高度方向选取设备垂直方向中点位置为剂量点。
49.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述采用β剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：
50.确定面源；
51.获取所述面源的半径；
52.基于所述面源半径及剂量率计算公式，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
53.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述方法还包括：
54.对所述安全壳内不同区域的辐照剂量进行显示。
55.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估方法中，所述方法还包括：
56.获取β辐照剂量和γ辐照剂量；
57.计算所述β辐照剂量和γ辐照剂量的叠加值；
58.判断所述叠加值是否大于阈值；
59.若是，对所述β辐照剂量和γ辐照剂量对应的区域和时间进行标识并显示。
60.本发明还提供一种核电备辐照剂量的评估系统，包括：
61.获取单元，用于获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据；
62.分配单元，用于确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对所述初始放射性核素总数据进行分配评估；
63.分布确定单元，用于基于分配评估结果，确定所述放射性核素在安全壳内不同区
域的分布；
64.计算单元，用于根据所述放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
65.在本发明所述的核电设备辐照剂量的评估系统中，还包括：
66.显示单元，用于对所述安全壳内不同区域的辐照剂量进行显示。
67.实施本发明的核电设备辐照剂量的评估方法和系统，具有以下有益效果：包括以下步骤：获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据；确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对初始放射性核素总数据进行分配评估；基于分配评估结果，确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布；根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。本发明可以对核电厂安全壳内事故后辐照剂量进行评估，可以满足核电厂安全级设备的辐照鉴定试验需求。
附图说明
68.下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
69.图1是本发明实施例提供的核电设备辐照剂量的评估方法的流程示意图；
70.图2是本发明实施例提供的安全壳内不同区域的划分示意图；
71.图3是本发明实施例提供的放射性核素的释放及迁移分配评估的示意图；
72.图4是本发明实施例提供的气态核素和非气态核素的分布示意图；
73.图5是本发明实施例提供的沉积核素的分布示意图；
74.图6是本发明实施例提供的核电设备辐照剂量的评估方法的流程示意图；
75.图7是本发明实施例提供的辐射剂量显示的示意图；
76.图8是本发明实施例提供的核电设备辐照剂量的评估系统的结构示意图。
具体实施方式
77.为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
78.参考图1，为本发明提供的核电设备辐照剂量的评估方法一可选实施例的流程示意图。
79.如图1所示，该核电设备辐照剂量的评估方法包括以下步骤：
80.步骤s101、获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据。
81.具体的，在发生大破口loca后，事故后将发生一回路冷却剂向安全壳的快速喷放，冷却剂中的初始放射性核素(初始放射性源项)随着喷放释放到安全壳内。同时，在事故瞬态过程中，燃料组件中的部分核素也会释放出来，因此，本发明通过输入事故后堆芯的初始放射性核素总数据(总额)，并进行相关计算，得到安全壳内不同时间段的累积剂量。
82.可选的，本发明实施例中，对于事故后堆芯的初始放射性核素总数据的获取可以采用现有的常规方法，如可从系统中直接读取、或者通过监测设备采集得到等。
83.步骤s102、确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对初始放射性核素总数据进行分配评估。
84.一些实施例中，确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对初始
放射性核素总数据进行分配评估包括：确定放射性核素在燃料包壳内的百分比；根据放射性核素在燃料包壳内的百分比，将放射性核素的释放及迁移分布划分为第一部分和第二部分。
85.其中，第一部分为留在燃料包壳内的放射性核素；第二部分为通过燃料包壳释放到一回路冷却剂的放射性核素。
86.可选的，本发明实施例中，基于分配评估结果，确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布包括：若分配评估结果为第一部分，则不作处理；若分配评估结果为第二部分，则确定放射性核素安全壳内不同区域的分布。
87.具体的，如图3所示，对于放射性核素的计算，考虑包络性的冷却剂失水事故(loca)，即大破口loca(直至一回路管道双端截切断裂)，在该事故下，安全注入系统将启动补充一回路的水装量并为堆芯提供冷却，从而避免了堆芯的熔化。但是，大破口loca会引起堆芯不可避免的传热恶化，导致部分燃料包壳的破损。考虑到loca事故发生区域(一回路管道冷段、热段)以及破口尺寸的多种可能，以及事故发生时燃料组件的燃耗差异(反应核电厂换料后累积运行的时长)，对堆芯燃料的影响存在不同，本发明实施例中，设100％的燃料包壳会发生破损。
88.进一步地，若燃料包壳发生破损，由于燃料棒的结构未发生破坏及熔化，绝大部分放射性物质仍会保留在燃料包壳内，因此，通过燃料包壳间隙释放的核素百分比占极少部分。本发明实施例中，可设定为5％。即如图3所示，留在燃料包壳内的放射性核素占95％，通过燃料包壳释放到一回路冷却剂的放射性核素占5％。当然，可以理解地，在其他一些实施例中，通过燃料包壳释放到一回路冷却剂的放射性核素也可设定为3％，留在燃料包壳内的放射性核素占97％。
89.其中，在源项由包壳间隙释放到一回路冷却剂中后，考虑到破口将导致高温高压(约310℃，15.5bar.a)的一回路冷却剂快速喷放，假设冷却剂中的源项瞬时全部释放到安全壳内，给安全壳内造成剂量，因此，对于该5％的放射性核素，需要评估其辐照剂量。而对于留在燃料包壳内的95％的放射性核素，不对安全壳内造成剂量影响，因此，不需要评估其辐照剂量，即不作处理。
90.步骤s103、基于分配评估结果，确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布。
91.可选的，本发明实施例中，放射性核素包括：气态核素和非气态核素。
92.一些实施例中，若分配评估结果为第二部分，则确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布包括：若放射性核素为气态核素，则不作处理。若放射性核素为非气态核素，则确定在安全壳内不同区域的分布。
93.具体的，对于气态核素，其全部瞬间释放，并与安全壳内大气均匀混合，由于安全壳内大气可通过安全壳喷淋去除，因此，本发明实施例中，对于气态核素不作处理。
94.可选的，本发明实施例中，非气态核素包括：气载核素和沉积核素。
95.若放射性核素为非气态核素，则确定在安全壳内不同区域的分布包括：若非气态核素为气载核素，则确定放射性核素分布在安全壳大气中；若非气态核素为沉积核素，则确定放射性核素分布在安全壳内的沉积表面。
96.具体的，对于非气态核素，在loca事故后部分核素跟随冷却剂释放在置换水箱中，部分核素以气载形式分布在安全壳大气中，对安全壳内各区域的设备产生放射性影响，因
此，需要评估以气载形式分布在安全壳大气中的辐照剂量。
97.如图4所示，对于气载核素，可对安全壳内大气的辐照剂量进行评估，即确定气载核素分部在安全壳内大气中。对于沉积核素，则需要对安全壳内的沉积表面进行辐照剂量评估。其中，沉积核素设定占非气态核素的x％，气载核素设定占非气态核素的(1-x％)。
98.可以理解地，对于沉积核素的占比，根据破口性能存在多种情况，难以精确评估，因此，本发明实施例中，设定沉积核素为x％(其中，x在0～100之间)。
99.为了保证剂量计算结果的可靠性和准确性，对多个典型x值进行计算，其中，x分别取0、10、20、30、40、50、60、70、80、90、100。对于所计算得到的累积剂量进行对比，选取最大的剂量值作为最终要求，以包络各种破口情况下的辐照剂量。
100.例如，对某种压水堆核电厂事故后安全壳内辐照剂量(累积剂量)进行计算，通过对计算结果的对比，当x取100时(即所有气载源项均沉积的情况下)，最终所得到的辐照累积剂量值最大。
101.具体的，如图2所示，安全壳内不同区域可分为操作平台上方和操作平台下方。
102.其中，若非气态核素为沉积核素，则确定放射性核素分布在安全壳内的沉积表面包括：若非气态核素为沉积核素，则确定放射性核素分布在安全壳内的操作平台上方的沉积表面和操作平台下方的沉积表面。
103.可选的，本发明实施例中，安全壳内的操作平台上方的沉积表面包括：操作平台表面和安全壳内壁。因此，基于安全壳内的操作平台上方的沉积表面的分布，可以基于沉降原理对沉积核素在操作平台表面和安全壳内壁进行划分。
104.可选的，本发明实施例中，沉降原理包括：重力沉降、热电泳和扩散电泳。
105.具体的，如图5所示，基于沉降原理对沉积核素在操作平台表面和安全壳内壁进行划分包括：若沉降原理为重力沉降，则沉积核素分布在操作平台表面的占比为第一百分比；若沉降原理为热电泳和扩散电泳，则沉积核素分布在安全壳内壁的占比为第二百分比。
106.其中，第一百分比可以设置为30％，第二百分比可以设置为70％。当然，可以理解地，在其他一些实施例中，第一百分比可以设置为20％，第二百分比可以设置为80％。
107.可选的，本发明实施例中，操作平台下方的沉积表面包括：安全壳内壁、操作台表面以及操作平台下方的隔间墙体。
108.其中，对于操作平台下方的沉积表面，沉积核素可分布在安全壳内壁、操作平台表面、操作平台下方的隔间墙体。因此，操作平台下方的安全壳内壁、操作平台表面以及操作平台下方的隔间墙体的辐照剂量进行评估。
109.具体的，操作平台上方是较为开阔的空间，重力沉降、热电泳和扩散电泳均具有显著的作用。在重力作用下，沉积核素将沉降在水平身上的表面上(即操作平台表面)。对于热电泳和扩散电泳等，主要是将沉积核素从高温、高浓度的区域向低温、低浓度区域的表面进行迁移(不限于水平向上的平面)，即可供沉积的表面包括但不限于安全壳内壁、操作平台表面。
110.对于操作平台上方的沉积核素，基于不同沉降原理，可设定重力沉降占30％，热电泳和扩散电泳占70％。
111.进一步地，安全壳喷淋将在事故后24小时后启动，对操作平台上方喷淋覆盖区域的沉积核素具有去除作用，因此，本发明实施例中，安全壳喷淋启动10h后操作平台表面上
水膜中的核素活度与irwst水中核素活度达到平衡，并考虑操作平台上方的水膜厚度为2mm，根据水膜厚度计算残留在操作平台上的源项。
112.对于操作平台下方布置了较多的设备隔间，通过较多墙体分隔成独立的隔间，因此热电泳和扩散电泳占据主导作用。在操作平台下方沉积核素计算中，考虑所有安全壳内可供沉积的表面，包括安全壳内壁、操作平台、操作平台下方隔间的墙体等。
113.进一步地，本发明实施例中，安全壳内不同区域还包括：置换料水箱。其中，沉积核素均匀释放至置换料水箱内。
114.具体的，除气态核素外的放射性核素瞬间直接释放到置换料水箱内并无效混合，因此，本发明实施例中，在计算置换料水箱内的辐照剂量可以根据事故过程中核素的衰变效应计算。
115.步骤s104、根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
116.可选的，本发明实施例中，根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量，或者采用β剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
117.一些实施例中，采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：对放射性核素进行划分；若放射性核素为复杂几何的中子或者光子，则采用蒙特卡洛法进行辐照剂量计算；若放射性核素为简单几何的光子，则采用点核积分法进行辐照剂量计算。
118.具体的，若为复杂几何的中子、或者光子所致的放射性核素，则采用蒙特卡洛法进行剂量率计算。若为简单几何的光子所致的放射性核素，则采用点核积分法进行剂量率计算。
119.可选的，本发明实施例中，采用γ剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：选取剂量点；根据所选取的剂量点计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
120.具体的，本发明实施例中，采用采用蒙特卡洛法或者点核积分法进行辐照剂量计算时，需先选取剂量点，再根据所选取的剂量点进行计算。
121.其中，剂量点根据以下规则选取：侧面源取距离屏蔽墙体表面30cm处的点作为剂量点，上部源取距离地板表面200cm或者以上的点作为剂量点，下部源取距离地板表面60cm处的点作为剂量点。或者，对于无特殊说明，剂量点均以设备与墙体的法线面上距墙体表面30cm处、高度方向选取设备垂直方向中点位置为剂量点。
122.进一步地，对于因设备布置的原因的地点，一般选取人员可到达的最近的点作为剂量点。
123.可选的，本发明实施例中，采用β剂量率评估方法计算安全壳内不同区域的辐照剂量包括：确定面源；获取面源的半径；基于面源半径及剂量率计算公式，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
124.射线由事故后放射性核素释放到反应堆厂房内的β衰变休产生，一般而言β车照剂量的来源可分为两部分，即所气载放射性核素衰变产生的β射线剂量和沉积在设备表面的放射性核素衰变产生的β射线剂量。其中，气载放射性核素产生的β射线剂量很小，可忽略。因此，β射线剂量主要来自设备表面的沉积核素。
125.本发明实施例中，设β射线发射体核素均匀沉积分布在设备表面，表面沉积的放射性核素衰变所发出的β射线虽然影响范围有限，但对设备辐照敏感材料的总剂量影响很大，因此，对于沉积核素的β辐照剂量计算，可通过面源进行计算。
126.具体的，先确定面源，并获取面板的半径，然而基于面源半径和剂量率计算公式，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
127.其中，剂量率计算公式可表示为：
[0128][0129]
其中，半径α可通过正式得到：
[0130]
a＝1/[3c
2-e(c
2-1)]
ꢀꢀ
(2)。
[0131]
上述式子中：
[0132]
剂量点对距离r处β面源的β射线吸收剂量，gy/h。
[0133]
νi：β射线的表观吸收系数，cm2/g。
[0134][0135]
核素i的β射线平均能量，mev。
[0136]emi
：核素i的β射线最大能量，mev。
[0137]
σ：β面源的活度，bq/cm2。
[0138]
c：与β射线最大能量有关的无量纲参数。其中，c可通过正式得到：
[0139][0140]
距离β源的质量距离，g/cm2，
[0141]
ρ：吸收介质的密度，g/cm3。
[0142]
r：剂量点距离β源的距离，m。
[0143]
进一步地，如图6所示，本发明实施例中，该核电设备辐照剂量的评估方法还包括：
[0144]
步骤s106、对安全壳内不同区域的辐照剂量进行显示。
[0145]
其中，对于安全壳内不同区域的辐照剂量的显示可以按照安全壳内的区域划分分别显示，即操作平台上方、操作平台下方、置换料水箱上方区域分别显示辐照剂量。其中，显示可按照12小时、24小时、7天、30天、180天、1年分别给出积累剂量值，并以β和γ的形式分别显示。具体的显示窗口如图7所示。
[0146]
进一步地，本发明实施例中，该核电设备辐照剂量的评估方法还包括：获取β辐照剂量和γ辐照剂量；计算β辐照剂量和γ辐照剂量的叠加值；判断叠加值是否大于阈值；若是，对β辐照剂量和γ辐照剂量对应的区域和时间进行标识并显示。可选的，本发明实施例中，阈值可以为600kgy。
[0147]
通过对β和γ累积剂量叠加后超过600kgy的区域和时间进行标识，可以提醒相关
人员。
[0148]
进一步地，如图8所示，本发明还提供一种核电设备辐照剂量的评估系统。该核电设备辐照剂量的评估系统可通过本发明实施例公开的核电设备辐照剂量的评估方法。
[0149]
其中，该核电设备辐照剂量的评估系统包括：
[0150]
获取单元801，用于获取事故后堆芯的初始放射性核素总数据。
[0151]
分配单元802，用于确定对放射性核素的释放及迁移，以根据释放及迁移分布对初始放射性核素总数据进行分配评估。
[0152]
分布确定单元803，用于基于分配评估结果，确定放射性核素在安全壳内不同区域的分布。
[0153]
计算单元804，用于根据放射性核素在安全壳内不同区域的分布，计算安全壳内不同区域的辐照剂量。
[0154]
进一步地，如图8所示，该核电设备辐照剂量的评估系统还包括：
[0155]
显示单元805，用于对安全壳内不同区域的辐照剂量进行显示。
[0156]
本发明实施例公开的核电设备辐照剂量的评估方法和系统，考虑了放射性源项的沉积以及安全壳喷淋对沉积源项的去除，其中所给定的计算参数对源项的产生及迁移过程进行了合理的评估，可实现设备辐照鉴定剂量的计算，得到安全壳内各典型区域在不同时间内的辐照累积剂量，用于核电厂安全级设备的辐照鉴定试验。
[0157]
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的装置而言，由于其与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
[0158]
专业人员还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤，能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现，为了清楚地说明硬件和软件的可互换性，在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行，取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
[0159]
结合本文中所公开的实施例描述的方法或算法的步骤可以直接用硬件、处理器执行的软件模块，或者二者的结合来实施。软件模块可以置于随机存储器(ram)、内存、只读存储器(rom)、电可编程rom、电可擦除可编程rom、寄存器、硬盘、可移动磁盘、cd-rom、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。
[0160]
以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施，并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。