寇子琦，李緒平，朱晨晨

(中核四○四有限公司第二分公司，甘肅 蘭州 732850)

溴化鑭探測器探測器是今年來研制成功的新型鹵化物閃爍體探測器，由LaBr3摻雜少量激活劑Ce3+(鈰)組成，與常用的NaI探測器相比較，該類型探測器有對γ射線更高的阻止本領；更快的閃爍時間，更高能量分辨率以及更穩(wěn)定的溫度特性[1-2]。與高純鍺探測器比較，分辨率較低，但是高純鍺探測器需要在低溫(77 k)下工作，需要用致冷設備對探頭降溫，而溴化鑭探測器可以在常溫下工作。因此，所以溴化鑭探測器有較好的環(huán)境適應性，更加適用于野外或室外工作。在放射性廢物分揀的過程中，由于放射性廢物堆積的所在的環(huán)境比較復雜，若用高純鍺探測器，需要不斷添加液氮，若用風致冷降溫，則由于儀器需要經(jīng)常搬動，冷卻器件容易損壞，從而造成工作不便。所以在對分辨率要求不高的前提下，用溴化鑭探測器，更容易適應工作現(xiàn)場，及時完成工作任務。

本文針對核電放射性廢物分揀的工作現(xiàn)場，對溴化鑭探測器對2 m3廢物鋼箱中的廢物包進行了無源效率刻度。γ輻射測量中，確定探測效率是關鍵技術，常用的刻度技術為有源刻度技術和無源刻度技術兩種。隨著計算機技術的不斷發(fā)展，無源效率刻技術因其具有方便、快捷等特點，在輻射測量領域得到了廣泛的應用，其準確性已經(jīng)得到科研工作者的廣泛驗證[3～6]。目前，國外開發(fā)的無源刻度軟件有Canberra 公司生產(chǎn)的實驗室無源效率刻度軟件LabSOC。在國內(nèi)，開發(fā)的無源刻度軟件有Gammacalib，其核心算法的正確性已經(jīng)得到了200多塊不同能量和能量體源的實驗測量結果檢驗[7]。與有源刻度技術比較，無源刻度的優(yōu)點主要表現(xiàn)在：

(1)無源刻度技術具有很強的建模能力，可以針對不同屬性的放射源建立模型，計算簡便，快速省時；

(2)無需使用標準源進行效率刻度，無需管理和處置放射源，不需要辦理放射源許可證，為放射源的管理工作帶來簡便；

(3)實驗室不設置標準放射源，減小了污染實驗室和危害工作人員的可能性，無需擔心丟失放射源，增加核安全；

(4)減小開支，節(jié)省經(jīng)費。

本文針對核電廢物收集過程中所用的2 m3放射性廢物收集鋼箱，利用國產(chǎn)Gammacalib軟件，建立了測量距離分別為1 m3和2 m3的廢物鋼箱模型，分別進行了無源效率刻度，并根據(jù)刻度結果，對核電放射性廢物分揀后鋼箱廢物包的放射性進行了測量。

1 探測器性能

本次實驗采用北京中智核安科技有限公司生產(chǎn)用便攜式溴化鑭譜儀，其型號為Gemini-L-7575，探測器的主要性能指標如表1所示。

表1 探測器型號及主要指標Table 1 Types and Main Indicators of Detectors

2 能量刻度

利用溴化鑭探測器自帶的放射源la138的 37.26 keV和1435.795 keV進行能量刻度，對應的道址分別為28和2457，刻度時的譜圖如圖1所示。

圖1 能量刻度譜圖Fig.1 Energy scale spectrum

3 無源效率刻度

用UG NX4.0三維軟件，建立廢物包模型，如圖4所示，其中廢物包的尺寸為長×寬×高=2050 mm×1010 mm×1010 mm。

圖2 廢物包模型Fig.2 Waste bag model

由于廢物包的主要填充物為塑料，其化學組分為C2H6，密度設置為 0.15 g/cm3。設置探測器距離分別為1 m和2 m，其中當廢物的放射性較低時可用將探測器放置在1m處測量，當放射性較高時放置在2 m處測量。分別計算效率曲線(50～7000 keV)，如圖3所示。

在實際應用過程中，由于廢物包用鋼箱承載，故需要考慮鋼箱對γ射線也具有衰減作用。根據(jù)蒙特卡羅模擬結果，對于3 mm厚的鋼板，對與200～1200 keV以上的γ射線，其衰減系數(shù)近似按照0.3～0.4估計[8-9]，即對表3中的探測效率再除以0.3～0.4，作為放射性廢物包(包括鋼箱)的探測效率。

圖3 能量-效率刻度曲線Fig.3 Energy-efficiency calibration curve

根據(jù)現(xiàn)場實際，典型的溴化鑭探頭測量的廢物包譜圖如圖4所示。

圖4 實際廢物包的測量譜圖Fig.4 Measurement spectrum of actual waste bags

考慮鋼板的吸收，測量過程中所使用的各個核素及其效率因子如表2所示。

表2 主要核素的能量及探測效率*Table 2 Energy and detection efficiency of main nuclides

*：考慮鋼板的吸收。

4 放射性活度濃度的計算

放射性廢物放射性活度濃度的計算方法按照式1計算：

(1)

式中：A—— 廢物包放射性活度濃度

C——測量核素某一能量的凈計數(shù)率

η——對應能量效率

λ——對應能量分支比

W——廢物包重量

5 實際應用

經(jīng)過現(xiàn)場實際測量，同時依據(jù)環(huán)保部發(fā)布《放射性廢物分類》( 2018年1月1日起施行)對廢物的類型進行分類，部分結果如表3所示。

表3 實際測量的部分數(shù)據(jù)Table 3 Partial data from actual measurements

由表3可以看出，該批次廢物中的主要核素主要為58Co、95Nb、60Co、154Eu等，廢物包主要為低放射性廢物。

6 結 論

通過本次研究，可以得到以下結論：

(1)可以用無源效率刻度的方法，實現(xiàn)放射性廢物包的效率刻度，簡化了工作流程，節(jié)約了時間及放射源管理成本；

(2)用溴化鑭探測器可以應用于對分辨率要求不高，但是工作條件復雜的工況，特別是廢物分揀的場所。