基于 LaBr3探测器和数字化多道的便携式γ谱仪研制

李晓旭，贾铭椿，刘明健，张 燕，罗 明，闫学昆

(1. 海军工程大学 核能科学与工程系，湖北 武汉 430033；2. 中国人民解放军92609部队，北京 100077)

基于 LaBr3探测器和数字化多道的便携式γ谱仪研制

李晓旭1,2，贾铭椿1，刘明健2，张 燕2，罗 明2，闫学昆2

(1. 海军工程大学 核能科学与工程系，湖北 武汉 430033；2. 中国人民解放军92609部队，北京 100077)

连续监控燃料元件的完整性是保证反应堆安全运行和人员辐射安全的重要措施之一。介绍一种便携式γ谱仪的研制情况，用于主冷却剂中放射性核素的现场识别及其活度浓度的监测分析。采用铝合金材料包裹 1″×1″ 的 LaBr3晶体、CR173 型光电倍增管和前置放大器作为探测器。脉冲信号经线性放大器和 AD 变换后进入以 FPGA 为核心的数字化多道系统，再用 ARm嵌入式系统完成能谱数据的读取、分析处理和人机交互。测试结果表明，该便携式谱仪的主要指标能够初步满足一回路水现场监测的需求。

燃料元件破损监测；γ 谱仪；溴化镧探测器；数字化多道；核素识别

0 引 言

目前船用堆燃料元件破损监测主要采用总γ探测装置和缓发中子测量装置，当二者同时发出报警信号时，则认为发生了燃料元件破损。不过，这 2 种装置易受本底辐射干扰，故障率和误报率比较高，难以定量监测燃料元件破损的程度，就是定性监测也不能满足要求[1]。不管是误报警，还是确定有燃料元件破损之后的“带病”运行，都会给船员造成巨大心理负担。因此有必要增加新的监测手段，以便及时掌握燃料元件是否破损以及破损程度变化情况。

针对这一问题，充分采用核辐射探测的新方法、新技术，研制一套适用于现场监测的船用便携式γ谱仪。具有核素识别和定量分析功能，能够对一回路水样中放射性核素（重点关注137Cs 和131I）的活度浓度进行现场监测和分析，为及时采取相关控制措施提供技术支持，对于确保反应堆运行安全和艇员辐射安全具有重要意义。

1 系统组成

船用便携式γ谱仪主要由溴化镧（LaBr3）探测器、模拟前端（含电荷灵敏放大器、线性放大器、成形滤波等单元）、以 FPGA 为核心的数字化多道系统、以 ARm嵌入式系统为核心的数据处理与显示控制系统及电源等组成，如图1 所示。

图1 船用便携式γ谱仪的系统组成Fig. 1 Function diagramof the portable gamma-ray spectrometer

1.1 溴化镧探测器

与传统的便携式核素识别仪所采用的碘化钠（NaI）探测器和碲锌镉（CZT）探测器相比，溴化镧（LaBr3）探测器具有光产额高、能量分辨率好、空间分辨能力强、衰减时间短、能量线性好等优点[2–3]，是便携式γ能谱仪的理想选择[4–6]。综合考虑性能参数和价格等因素，选用国产 1″×1″ 溴化镧晶体，搭配 CR173型光电倍增管和电荷灵敏前置放大器构成探测器。

对于探测器的包裹材料，经文献调研主要有不锈钢、铝合金、聚乙烯、聚甲醛和聚氯乙烯等[3,7]。利用MCNP 软件分别计算的 662 keVγ射线随着上述材料厚度增加时的衰减情况，对于同样厚度的包裹材料，不锈钢和铝合金对γ射线造成的衰减较大，而聚乙烯、聚甲醛和聚氯乙烯等有机高分子材料的衰减较小[3]。综合考虑对γ射线的衰减情况、加工工艺和价格等因素，暂时采用 1mm厚的铝合金，其衰减效果与有机高分子材料比较接近。

1.2 数字化多道系统

从探测器输出的信号经过模拟前端（完成线性放大、脉冲成形），送入多道分析器进行幅度分析。首先由高速 ADC 对脉冲进行采样，采样结果经FIFO（先入先出）高速缓存后被 FPGA 读取，并经过数字滤波等处理完成幅度提取，由此获得脉冲幅度分布谱。FPGA 完成的功能主要有：1）数字滤波；2）基线恢复；3）堆积判弃；4）幅度提取；5）生成能谱文件；6）ADC 芯片的时序控制；7）对采样数据进行并位处理以改善微分非线性；8）温度数据读取；9）其他外围控制逻辑整合等。

1.3 数据处理与显示控制系统

ARm嵌入式系统主要完成对 FPGA 生成的能谱数据的读取、分析处理和人机交互。系统微处理器为ARM11，内存 256mB，存储介质为 8 G 的 SD 卡，操作系统为 Windows CE。系统设计主要包含驱动程序（包括 USB 接口、键盘、液晶显示屏等）和用户界面应用软件两部分。应用软件采用 VC++ 编程语言开发，运行于 Windows CE 环境下，可以完成测量的启动与停止、谱数据的预处理、能谱处理算法实现、文件的打开与保存、参数设置、人机交互等功能。

1.4 软件流程

能谱分析软件流程如图2 所示。软件设置了水样模式和正常模式 2 种测量模式。水样模式只需要设置采集时间等基本参数，而不需要知道谱分析的具体过程，就能自动测量并给出计算结果，适合艇员进行快速测量；正常模式包含了更全面的谱显示、谱分析、参数设置等操作，适合技术人员进行更细致的分析处理。

图2 能谱软件分析流程Fig. 2 Block diagramfor the software of spectrumanalysis

2 主要性能测试

2.1 能量分辨率

利用研制的便携式γ谱仪对137Cs 源进行测量，得到137Cs 的能谱，将能谱文件导入计算机进行精确计算，计算出能量分辨率为 3.1%。文献[2–3, 8]报道溴化镧探测器能量分辨率范围在 2.9%～3.5% 之间，达到预期指标。

2.2 系统积分非线性

用137Cs 和60Co 源对便携式γ谱仪进行刻度，然后测量133Ba，137Cs 和60Co 三种放射源，得到 81 keV，276.4 keV，302.9 keV，356.1 keV，383.9 keV，661.7 keV，1 173 keV，1 332 keV 这 8 个峰的峰位对应的道址，计算出系统的非线性偏差为 0.11%。

2.3 核素识别测试

利用固体放射源考察谱仪核素识别的准确性。分别对22Na，133Ba，137Cs，60Co，241Am和152Eu 源进行测量，得到各自的能谱，作为标准谱保存在谱仪中。然后分别对单源、双源、多源进行测量，均能正确识别核素。图3（a）给出了22Na 和60Co 两种核素识别的结果，图3（b）给出了133Ba，137Cs，152Eu 和241Am四种核素识别的结果。

图3 核素能谱及种类识别结果Fig. 3 Spectra of different nuclides and their right identification

2.4 Cs-137 效率刻度系数

谱仪能量刻度好后，对 2 种不同活度浓度的137Cs溶液进行测量，谱仪均能够正确识别为137Cs。采用wason 法计算的峰净面积和137Cs 液体源实际活度浓度值来计算137Cs 的效率刻度系数。将此效率刻度系数保存在谱仪中，再测量不同活度浓度的137Cs 溶液，测量结果列于表1。由表1 可见，谱仪定量分析的测量误差在 10% 以内。

表1 137Cs 溶液测量结果Tab. 1 Testing results of different activity concentration for137Cs

3 结 语

初步研制了一种便携式γ谱仪样机，用于主冷却剂中放射性核素（重点关注裂变产物137Cs 和131I）的现场识别及其活度浓度的监测分析，以便及时掌握燃料元件是否破损以及破损程度变化情况。谱仪由 LaBr3探测器、以 FPGA 为核心的数字化多道模块、以ARM11 为核心的能谱分析处理模块和人机交互软件等组成。能量分辨率达到了 3.1%（@137Cs，662 keV），为准确进行核素识别奠定了基础，且能正确识别单源、双源、四种混合源，对 2 种不同活度浓度的137Cs溶液的测量误差均在 10% 以内。

下一步有待提高谱仪的环境适应性，通过对一回路水样品进行实测，不断优化、完善谱仪样机。

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Development of portableγspectrometer based on LaBr3detector and digitalmulti-channel analyzer

LI Xiao-xu1,2, JIAming-chun1, LIUming-jian2, ZHANG Yan2, LUOming2, YAN Xue-kun2
(1. Department of Nuclear Science and Engineering, Naval University of Engineering, Wuhan 430033, China; 2. No.92609 Unit of PLA, Beijing 100077, China)

Continuousmonitoring the integrity of fuel element is very important tomaintain the pressurized-water reactor running safely and keep personnel out of nuclear radiation.aportable gamma-ray spectrometer is developed and applied for radionuclides identification in situ and detecting their activity concentration in primary coolant. The detector consists ofa1″×1″ LaBr3scintillation crystal, connected withaCR173 typed photomultiplier,apreamplifier and power supply, and aluminumalloy is chosen for the watertight cylindrical enclosure. The pulse signal was amplified and AD converted firstly, and then transmitted to the digitalmulti-channel analyzer taking FPGA as core. The spectrumdata was read and analyzed by the ARmsystem, so was the humanmachine interaction. Experimental results show that themain index of this portable gamma-ray spectrometer canmeet the needs of in situmonitoring the integrity of fuel element.

fuel element rupture detection；Gamma-ray spectrometer；lanthanumbromide detector；digitalmultichannel analyzer；radionuclides identification

TL817+.2，TL812+.1

A

1672–7619(2016)10–0142–03

10.3404/j.issn.1672-7619.2016.10.029

2016–08–26；

李晓旭(1978–)，男，硕士研究生，工程师，研究方向为核生化监测与防护。