大物件放射性測(cè)量?jī)x器測(cè)量條件的確定

陸麗燕　熊扣紅

【摘 要】大物件放射性測(cè)量?jī)x器是一種非常靈敏的放射性測(cè)量?jī)x器，能快速檢測(cè)放射性廢物中放射性核素活度。本文通過(guò)分析國(guó)內(nèi)某核電廠的大物件放射性測(cè)量?jī)x器的功能和原理，結(jié)合該核電廠放射性固體廢物的特點(diǎn)，以及國(guó)家放射性材料解控相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的要求，從效率刻度、空間響應(yīng)校正、自吸收校正、報(bào)警值設(shè)置等4個(gè)方面確定關(guān)鍵測(cè)量條件，從而為放射性廢物活度測(cè)量建立完整方法，定量解決電站廢物準(zhǔn)確測(cè)量問(wèn)題。

【關(guān)鍵詞】放射性固體廢物;大物件測(cè)量?jī)x器;效率刻度;自吸收校正

中圖分類(lèi)號(hào)： X837 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼： A 文章編號(hào)： 2095-2457（2019）05-0064-003

0 前言

核電廠放射性廢物解控的關(guān)鍵在于極低水平放射性活度的測(cè)量。國(guó)外核電廠一般使用大物件放射性測(cè)量?jī)x器，來(lái)檢測(cè)來(lái)自于輻射控制區(qū)內(nèi)的固體廢物是否存在放射性，判斷是否作為放射性固體廢物處理。但是由于核電廠產(chǎn)生的固體廢物非單一核素組成、形狀不規(guī)則、材質(zhì)多樣化、放射性分布不均勻，由設(shè)備廠家設(shè)置的相關(guān)參數(shù)無(wú)法滿(mǎn)足測(cè)量要求，仍需根據(jù)各自需求設(shè)置或根據(jù)實(shí)驗(yàn)確定相關(guān)個(gè)性參數(shù)。本文以某核電廠大物件放射性測(cè)量?jī)x為例，根據(jù)該電廠典型固體廢物的核素組成、形狀、材質(zhì)以及能量，分析確定儀器的測(cè)量效率，進(jìn)行空間響應(yīng)修正和自吸收校正，并設(shè)置合理的污染報(bào)警閾值，建立國(guó)內(nèi)核電廠放射性廢物測(cè)量方法。

1 大物件放射性測(cè)量?jī)x器簡(jiǎn)介

本文中討論的大物件放射性測(cè)量?jī)x器如圖1所示，型號(hào)為L(zhǎng)AM12，由THERMO FISHER公司生產(chǎn)，具備稱(chēng)重、自動(dòng)本底測(cè)量、快速掃描（QuickScan）、本底自動(dòng)扣除等功能。該儀器在前、后、左、右配置了4個(gè)大面積塑料閃爍體探測(cè)器，采用單開(kāi)門(mén)形式。為降低探測(cè)下限，全方位配備了25mm的鉛屏蔽。該儀器為總活度測(cè)量裝置，活度測(cè)量不具備核素能譜識(shí)別、被測(cè)量廢物自吸收校正等功能，需要在下文中進(jìn)行討論。

2 大物件放射性測(cè)量?jī)x器的關(guān)鍵參數(shù)設(shè)置

使用大物件放射性測(cè)量?jī)x器檢測(cè)物件污染水平時(shí)，影響儀器的關(guān)鍵因素包括本底、效率、測(cè)量時(shí)間、自吸收、空間響應(yīng)、置信度、污染報(bào)警閾值等。其中本底由儀器本身及所在環(huán)境所確定;測(cè)量時(shí)間和置信度按既定原則由使用者簡(jiǎn)單設(shè)定或由儀器自動(dòng)計(jì)算;效率、自吸收校正、空間響應(yīng)校正需使用特定的方法才能確定;污染報(bào)警閾值根據(jù)相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)并結(jié)合儀器特點(diǎn)確定。下文將分別介紹如何先用合適的刻度源、空間響應(yīng)校正、自吸收校正因子、污染報(bào)警閾值的確定方法。

2.1選用合適的刻度源

放射性核素組成是影響輻射測(cè)量?jī)x表測(cè)量效率的關(guān)鍵因素之一，儀器效率刻度所用標(biāo)準(zhǔn)源中的核素組成應(yīng)盡量與被測(cè)量樣品一致，但核電站放射性材料中往往可能含有數(shù)十種乃至數(shù)百種放射性核素，無(wú)法制作與待測(cè)樣品核素組份一致的刻度源。本文選取某核電廠運(yùn)行期間的系統(tǒng)源項(xiàng)，與該電廠放射性廢物數(shù)據(jù)庫(kù)中隨機(jī)選取的28種廢物典型核素進(jìn)行比較，發(fā)現(xiàn)放射性固體廢物中長(zhǎng)半衰期的核素組成基本相同，主要核素為Zr-95、Nb-95、Co-60等，短于8天放射性核素份額很小可忽略，且可能解控廢物中主要核素不超過(guò)5種，能量基本為Cs-137（平均能量為661kev）和Co-60（平均能量為 1252kev，）所覆蓋，因此本文討論時(shí)選用Cs-137、Co-60作為儀器的刻度源。

2.2 空間響應(yīng)的不均勻性

放射性測(cè)量時(shí)，對(duì)于多探測(cè)器組合的輻射測(cè)量?jī)x器來(lái)說(shuō)，通過(guò)探測(cè)器幾何位置的優(yōu)化布置，可以展平點(diǎn)放射源的空間響應(yīng)?？筛鶕?jù)儀器出廠時(shí)的效率刻度報(bào)告，來(lái)確定測(cè)量裝置在無(wú)吸收材料的情況下計(jì)數(shù)效率的空間響應(yīng)特性。對(duì)于本文中大物件測(cè)量裝置，從出廠報(bào)告的空間響應(yīng)分布圖中不同核素Co-57（0.122MeV）、Cs-137（0.661MeV）、Co-60（平均能量1.25MeV）計(jì)數(shù)效率的空間響應(yīng)可知，射線能量越小，空間響應(yīng)不均勻性越大。而在射線能量0.661MeV或1.25MeV時(shí)，計(jì)數(shù)效率空間響應(yīng)差別不大，而電站所測(cè)量的放射性核素的射線恰在這一能量區(qū)域。因此，在解控廢物活度測(cè)量中，通過(guò)規(guī)范所測(cè)量廢物體的形狀可以確?；疃葴y(cè)量保守性及一定準(zhǔn)確性?；诖?，本文討論廢物體自吸收校正中，可假定廢物體為圓柱形，尺寸為φ500×500mm。

2.3 自吸收校正

2.3.1 γ射線吸收原理

大物件測(cè)量裝置是通過(guò)測(cè)量全能γ放射性核素的裝置。廢物體的自吸收校正也是基于全能γ光子的作用過(guò)程。根據(jù)γ射線與物質(zhì)作用的原理，衰減系數(shù)μ與γ射線的能量E、吸收體材料原子序數(shù)Z和材料密度ρ有關(guān)：

μ=μ（E，Z，ρ）

以某核電廠為例，放射性廢物的材質(zhì)分類(lèi)，技術(shù)廢物中防護(hù)用品的材質(zhì)為棉、塑料、橡膠，設(shè)備工器具為鐵和不銹鋼;空氣過(guò)濾器拆解后的外殼為鋼，濾芯分為棉質(zhì)和鋁質(zhì)。從手冊(cè)查詢(xún)衰減系數(shù)后，可發(fā)現(xiàn)棉、塑料、橡膠μ值接近，鐵、不銹鋼μ值接近，因此在下文中考慮自吸收校正時(shí)可將待解控廢物按照μ值分為棉，鐵和鋁三類(lèi)。

2.3.2 自吸收校正方法

（1）自吸收校正的原理

對(duì)于大物件測(cè)量裝置，測(cè)量的廢物體為φ500×500mm的圓柱形狀，探測(cè)器布置為600mm×300mm的四方形，可近似為圓環(huán)形，可使用2左圖模擬大物件環(huán)形探測(cè)器測(cè)量廢物體。圓柱形廢物體外任一點(diǎn)測(cè)量活度只與到圓柱體中心距離有關(guān)，若使用單一探測(cè)器測(cè)量廢物體外這一點(diǎn)的活度，可用2右圖模擬。

對(duì)于電站產(chǎn)生技術(shù)廢物，基本為可壓縮防護(hù)用品，自吸收比較小，該假定符合實(shí)際情況。對(duì)于金屬等自吸收比較大廢物，上述無(wú)自吸收假定不存在，需要進(jìn)行自吸收校正。為校正的需要，均需要假定廢物體中放射性物質(zhì)分布均勻。

（2）自吸收校正主要步驟

對(duì)技術(shù)廢物分類(lèi)，確定自吸收校正中材料的原子序數(shù)Z，明確測(cè)量核素。

使用Monte Carlo模擬軟件計(jì)算圓柱形廢物體外一測(cè)量點(diǎn)活度測(cè)量的自吸收校正系數(shù)。

將自吸收校正系數(shù)編入測(cè)量裝置的測(cè)量文件中使用。

（3）Monte Carlo無(wú)源效率刻度

采用電廠臺(tái)式多道探測(cè)器接近的探測(cè)器進(jìn)行無(wú)源效率刻度，輸入圓柱形容器的尺寸φ500×500mm，以及棉、鋁、鐵三種材質(zhì)不同密度下計(jì)算探頭對(duì)樣品測(cè)量效率，能量區(qū)間為100-1400kev（本文中取典型核素Cs-137的661kev和Co-60的平均能量1225kev為例）。所取密度點(diǎn)的效率與密度為0.0012g/cm3的干空氣效率之比，即為各密度下的自吸收因子。

根據(jù)圖3，4，5，可以明確：無(wú)論是棉、鋁還是鐵，661keV和1225keV校正系數(shù)差別不大;如果密度相同，校正系數(shù)差別不大，這可降低廢物測(cè)量中分類(lèi)要求;如果測(cè)量廢物密度比較大，如超過(guò)2g/cm3，則校正系數(shù)比較小，廢物中放射性物質(zhì)不均勻的影響就會(huì)很大，可通過(guò)減少?gòu)U物體的直徑減輕該問(wèn)題。

在實(shí)際測(cè)量中，大物件放射性測(cè)量?jī)x器帶稱(chēng)重功能，使用φ500×500mm的圓桶形容器裝滿(mǎn)內(nèi)容物，則每次測(cè)量均可得到被測(cè)物的密度，由密度-自吸收曲線圖即可得出每次測(cè)量時(shí)的自吸收校正因子，編入儀器的測(cè)量文件中使用即可。

2.4 報(bào)警值設(shè)置

一般大物件放射性測(cè)量?jī)x器具有自動(dòng)報(bào)警功能，儀器管理人員可在軟件中設(shè)置固定的報(bào)警限值后，當(dāng)被測(cè)物項(xiàng)放射性超過(guò)設(shè)置的限值后，儀器將自動(dòng)報(bào)警。儀器報(bào)警限值可以以活度或比活度方式設(shè)置，具體的值參考GB27742-2011《可免于輻射防護(hù)監(jiān)管的物料中的放射性核素的活度濃度》和電廠放射性廢物典型核素來(lái)確定。比如本文中舉例的某核電廠，可選擇Nb-95、Zr-95的豁免比活度限值1Bq/g作為儀器的設(shè)定報(bào)警值。

3 結(jié)論

本文根據(jù)核電廠廢物源頭和實(shí)際測(cè)量放射性組成，對(duì)大物件放射性?xún)x器的測(cè)量參數(shù)進(jìn)行了確定，建立了廢物體外單點(diǎn)測(cè)量來(lái)校正自吸收的方法。通過(guò)該方法可計(jì)算不同材料廢物體、不同核素自吸收校正系數(shù)，編入儀器中進(jìn)行使用。并根據(jù)國(guó)內(nèi)和國(guó)際的相關(guān)法規(guī)和標(biāo)準(zhǔn)，設(shè)置儀器的報(bào)警限值。利用大物件污染檢測(cè)儀進(jìn)行放射性固體廢物清潔解控在國(guó)外比較普遍，但目前國(guó)內(nèi)還沒(méi)有具體的實(shí)踐，應(yīng)根據(jù)GB18871的要求，清潔解控還應(yīng)征得審管部門(mén)的同意。

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