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。

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 diagram of the portable gamma-ray spectrometer

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 keV γ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1 mm厚的铝合金，其衰减效果与有机高分子材料比较接近。

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。

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256 MB，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。

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 diagram for the software of spectrum analysis

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。

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%。

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

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(Tab. 1)

表 1 137Cs溶液测量结果 Tab. 1 Testing results of different activity concentration for 137Cs 实际活度浓度值/Bq·L-1 测量的活度浓度值/Bq·L-1 误差 125 556 128 364 2.23% 125 556 129 536 3.17% 125 556 129 147 2.86% 105 188 112 404 6.86% 105 188 111 215 5.73% 105 188 112 772 7.21%

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

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。