2. 镇江出入境检验检疫局, 江苏 镇江 212003
随着我国进一步实施改革开放政策和国际间贸易的迅速发展,我国矿产品贸易迅速增长,品种涉及到金矿粉、银矿粉、铜矿砂、铁矿石、锌矿、铅矿、锆矿砂等210种。近年来,一些不法商人见利忘义,把携带有放射性物质或受放射性污染的物品掺杂在矿产品中出口至我国,尤以集装箱运载的矿产品为害较重。近年来对江苏口岸进口矿产品监管情况表明:多批矿产品放射性严重超标,有些矿产品的放射性水平超过国家标准的几倍、几十倍,甚至几百倍,部分矿产品中甚至夹带有人工放射性核素。由于这些伴有放射性物质的矿产品进口时往往没有标识任何危险标志,也没有采取任何防护措施,如果对这些放射性超标的矿产品达不到有效的监测(检测),导致其进入生产和流通领域,将会给我国工业生产和人民生命健康带来不可估量的损害[1]。因此,研究进口矿产品的放射性检测和监测技术,尤其是远程放射性监测技术,对于有效防止高放射性矿产品流入我国具有极其重要的现实和社会意义,已经得到口岸检验检疫部门的高度重视,并加紧进行相关技术和设备的开发研究。
1 国内外非成像型放射性监测(检测)设备放射性监测技术分为成像型监测技术和非成像型监测技术[2],成像型监测系统具有位置分辨能力和能谱分析能力,一般应用于放射源的贮藏和运输、核废物的处理、反恐怖、环境辐射污染监测、核电站和反应堆监测、反射性实验室以及医疗部门监测等领域,目前国内还不具备成套的成像型放射性监测系统。相比成像型放射性监测系统,非成像型放射性监测系统不具备位置分辨能力,但构造更为简单,价格更为便宜,对口岸进口矿产品放射性的监测采用非成像型监测设备已足够满足监测的要求。
1.1 国内的非成像型放射性监测(检测)设备1994年,中国原子能研究院研制了我国第一台大型高分辨分段γ扫描仪(SGS) [3],用于秦山和大亚湾核电站燃料组件产生的可燃废物检测。
1999年,北京防化研究院研制了一种快速放射性环境监测系统[4],它采用塑料闪烁探测器、GPS技术和微处理机组成高性能多用途辐射监测系统,可用于环境监测和辐射侦察,可分辨10 ~ 2μGy/h的放射源。
2000年,中国原子能科学研究院放射化学研究所采用γ射线探测器阵列和序贯概率比检验法研制了我国第一台人员出入口核材料放射性监测装置[5, 6],用以检测通过出入口的人员是否以隐蔽方式非法携带核材料或其他放射性物质。
2002年,成都理工大学核工系研制了一种既可用于建筑材料和环境空气放射性检测,又可用于石材勘探、评价以及核设施周围环境的γ剂量监测的放射性检测仪[7]。该仪器采用NaI (Tl)闪烁计数器配GDB44光电倍增管作为γ射线探测器,由单片机组成测量系统,配备笔记本电脑作为后备的大容量数据存储系统和数据处理系统,完成数据的保存、处理和计算工作。
2005年,中国原子能科学技术研究院核技术应用研究所研制了一种专门用于放射性恐怖活动和放射性物质非法转移的新型放射性物质检测装置[8]。系统采用非常稳定和可靠的探测材料,对放射性物质具有较高的探测灵敏度和很强的方位辨别能力,且其检测信息能通过有线或无线进行网络传输,实现远程控制与监测,同时具有体积小、质量轻、拆装方便和使用灵活等优点,可用于交通工具、货物、建筑材料、矿石、化矿产品、废旧物品、工业垃圾以及出入境人员携带的物品等的放射性监测。
2006年,中国原子能科学研究院研制出了一种用于放射性废物检测的装置[9],该检测装置中采用3个高纯锗探测器,可以实现径向分3段同时测量,测量精度很高。同年,该院放射化学研究所又研制了一种用于行李放射性检测的装置[10],该装置可与现有的X射线安全检测装置联合用于放射性安全检测该装置采用的NaI(Tl)探测器,对核素的探测活度下限较低。
2007年,中国原子能科学研究院研制出了一种车载式的放射性检测装置[11],通过探测中子和γ射线来检测是否有人员或车辆非法携带放射性物质。检测室,可以实现数据采集、数据分析、数据处理、数据显示、数据存储的功能,当达到设定的报警阈值时,可显示报警,并伴有声光报警提示。
清华同方威视公司一直致力于放射性物质监测设备的研究与开发,该公司研制的针对火车的放射性物质监测设备主要由探测器分系统、数据采集与处理分系统、图像监视分系统、声光报警分系统等四个分系统组成,已投入实际应用并取得了良好的监测效果。总的来说,我国对放射性监测设备的研究具有较高的水平,尽管对新的放射性监测技术如辐射环境成像技术的研究还很不够。
1.2 国际上非成像型放射性监测设备国外对放射性物质进行监测的研究工作开展得较早,并有定型的商品投入实际应用,美国、英国、法国、德国、意大利都已开发出各自不同类型的放射性监测设备并得到广泛应用,国际上通过ITRAP标准的公司主要有ASPECT、NucSafe、SAPHYMO、POLIMASTER、Thermo RMP和Canberra等几家公司[12-19]。
图 1中左图是美国Thermo Eberline ESM公司研制的FHT1388型辐射监测系统,该系统专门应用于监测火车、拖车、船只运载的货物是否放射性超标,被广泛应用于钢铁厂、废料厂、焚化厂、海关、港口、机场和核电站。图 1中右图是Thermo Eberline ESM公司研制的FHT1372型辐射监测系统,专门用于监测通行口中人员或传送带上箱包中是否夹带有放射性物品。该两种设备主要通过监测γ射线的剂量率来达到对放射性是否超标的有效监控的目的,采用8个闪烁体探测器作为扫描探头,核心电路是单道分析器。
加拿大Exploranium G.S.公司早期便研发了一系列的放射性监测设备,其中包括便携式剂量率仪、车辆放射性监测系统、铁路放射性监测系统、废物处理站监测系统等。图 2中所示是该公司生产的车辆放射性监测设备。这些设备基本上都是采用单道分析器监测通过通道的货物中γ射线的强度,对于强度超标的可疑点再配合多道分析器进行核素分析。
美国Canberra公司也是专业的生产放射性监测设备的国际知名公司,图 3中所示的为美国Canberra公司生产的JPM -12A型针对机车的放射性物质监测设备,该设备同样也为门式监测系统,灵敏度较高。
满洲里口岸于1999年进口了2台BICRONASM Ⅲ放射性检测仪[20],分别安置在满洲里公路口岸和铁路口岸,用于对进境汽车和火车装载的废金属进行监测。BICRONASM Ⅲ放射性检测仪是美国Saint-Gobain industrial Ceramics公司的产品,能够对经过其传感器面板的移动物体的放射性指标进行监测。
2 监测设备的探测器选择 2.1 监测原理剂量率仪自问世以来一直是在线辐射监测最重要的设备之一,其原理是把核衰变时所发射的射线能量记录下来并转化为相应的脉冲信号。放射性物质的衰变通常会伴随着α、β、γ射线以及中子的释放,对于α、β、γ、X射线和中子等不同的射线,都有相应的不同类型的剂量率仪对其进行探测,且针对不同的探测应用,其探测的形式也具有多样性。由于放射性物质发射的α、β射线的穿透力弱,且伴随有很强的自吸收,容易被外物阻挡,从而监测系统通常需要对γ射线进行探测来达到监测的目的。因此,对γ射线的探测有着重要的意义和应用价值。科学研究发现,几乎所有的核衰变现象都伴有特征γ射线产生,通过对γ射线的能谱分析,即可以获得核衰变现象的重要信息。同时,由于空气对γ射线的衰减程度不是太高,可以在适当的距离进行探测,这为在线远程监测提供了可能。
放射性物质发射的γ射线到达探测器后,探测器将产生一个相应的脉冲信号,该信号经过监测设备的数据采集和处理系统被记录下来,单位时间内记录的脉冲数称为计数率。除了放射性物质所发射的射线能够引起计数率的变化以外,宇宙射线以及环境中的天然放射性射线也能引起计数率的变化,这个计数率称为本底。为了达到对放射性的有效和准确监测,该本底计数必须被考虑进去,同时作出相应的修正。利用监测设备的探测器对γ射线引起系统计数率变化的持续采集,判断被监测物质是否含有放射性物质。监测设备事先设定一个阈值,当计数率高于此阈值,则设备就会报警,从而达到对放射性是否超标的有效监测。
2.2 探测器的选择对放射性的监测最常用的是γ空气吸收剂量率仪,常用的γ空气吸收剂量率仪主要有三种类型:高压电离室型、闪烁体型和计数管型。不论选择哪种类型的剂量率仪,均应满足国标GB/T14583-93(环境地表γ辐射剂量率测定规范)所规定的标准。可作γ射线探测的探测器一般有:气体探测器、闪烁体探测器和半导体探测器,而上述高压电离室和计数管实际都属于气体探测器的类型。
实际可应用的探测器的选择必须考虑到监测设备对能量分辨率的要求、探测效率以及价格等等因素。一方面,闪烁体探测器在本文关心的能量范围(238U、232Th、226Ra以及40K衰变释放的γ射线能量范围为: 60keV到1.5MeV)有高的探测效率; 另一方面,监测设备对γ射线的监测只是作计数使用,因而不要求高的能量分辨率; 最后,闪烁体探测器制作工艺相对简单,制造成本相对更低廉。因此,闪烁体探测器成为了口岸进口矿产品放射性监测设备的一个很好的选择。
通常,口岸进口矿产品所含的天然放射性核素的比活度不会很高(除非夹带有人工放射性核素物质),其所发射的射线强度也是比较微弱的。因此,要达到必要的灵敏度和准确性,必须采用大面积的探测晶体来探测尽可能多的射线。基于上述的分析,口岸进口矿产品放射性监测设备可选择采用大面积的闪烁体探测器和低本底光电倍增管配合组成相关的计数系统来实现对γ射线的探测。闪烁体探测器对γ射线的探测一般分为如下的五步进行[21] : ①矿产品产生的γ射线为闪烁体探测器所捕捉,闪烁体与射线相互作用,闪烁体吸收射线能量而使原子、分子产生电离和激发; ②受激原子、分子退激时发射荧光光子; ③利用反射物和光导将闪烁光子尽可能多地收集到光电倍增管的光阴极上,由于光电效应,光子在光阴极上击出光电子; ④光电子在光电倍增管中倍增,电子流在阳极负载上产生电信号; ⑤此信号由后续电子学系统记录和分析。
一般常用的闪烁探测器有NaI (Tl)、CsI (Tl)、BGO、CdWO4、BaF2以及塑料闪烁体等,各种不同闪烁体探测器的物理参数如表 1所示。
从表 1可以看出,相对CsI(Tl)、BGO、CdWO4、BaF2等闪烁体而言,塑料闪烁体相对产额更高,衰减时间短,折射系数低,密度小,而相对NaI(Tl)闪烁体而言,塑料闪烁体还具有不潮解的优点。同时,塑料闪烁体还具有价格便宜(同样价格的探测器,塑料闪烁体探测器的体积更大,可以探测到更多的射线,灵敏度更高),易于制成各种形状和尺寸的优点。值得一提的是,塑料闪烁体除探测面以外,其余三面用铅板作为屏蔽,可大大的降低本底对监测的干扰,还可以进一步提高监测的灵敏度。结合上述的分析,在众多不同类型的闪烁体中,本文选择塑料闪烁体作为口岸进口矿产品放射性远程监测设备的探测器。
3 小结口岸对进口矿产品的放射性实现远程监测的关键在于监测设备对放射性探测的准确性和敏感性,而探测器无疑是决定监测设备准确性和敏感性的关键。国内外放射性监测(检测)设备所采用的探测器主要有气体探测器、闪烁体探测器和半导体探测器三种类型,而塑料闪烁体探测器则相对更经济,探测灵敏度更高,适宜作为口岸进口矿产品放射性远程监测设备的探测器。探测器的选定为进口矿产品放射性的远程监测技术的实施提供了支持和参考。
[1] |
张岳林, 王远忠. 进口物品放射性入侵风险的调查报告[J]. 口岸卫生控制, 2007, 12(4): 25-28. DOI:10.3969/j.issn.1008-5777.2007.04.009 |
[2] |
李鑫.二维辐射监测系统的研制[Z].北京: 清华大学工程物理系, 2008.
|
[3] |
韩开春. 铁路运输中放射性物质鉴别方法[J]. 铁道劳动安全与卫生, 1994, 21(1): 73-76. |
[4] |
张松寿, 李淑媛, 李润新. 快速放射性环境监测系统[J]. 核电子学与探测技术, 1999, 19(1): 55-59. DOI:10.3969/j.issn.0258-0934.1999.01.013 |
[5] |
黄德宝, 张文良, 吕钊, 等. 人员出入口核材料放射性检测装置的研制[J]. 原子能科学技术, 2000, 34(5): 445-447. DOI:10.3969/j.issn.1000-6931.2000.05.011 |
[6] |
张文良. 人员出入口核材料放射性监测装置计算机数据采集和处理系统的研制[J]. 原子能科学技术, 2000, 34(5): 464-468. DOI:10.3969/j.issn.1000-6931.2000.05.016 |
[7] |
程渤, 庹先国, 周建斌, 等. 一种新的γ能谱型放射性检测仪[J]. 核电子学与探测技术, 2002, 22(6): 557-558. DOI:10.3969/j.issn.0258-0934.2002.06.024 |
[8] |
杨璐, 王国保, 陈玉华, 等. 放射性物质检测装置的研制[J]. 同位素, 2005, 18(1-2): 39-42. |
[9] |
何丽霞, 隋洪志, 周志波, 等. 放射性废物检测装置的研制[J]. 中国原子能科学院年报, 2006. |
[10] |
王同兴, 张文良, 赵荣生, 等. 行李放射性检测装置的研制[J]. 原子能科学技术, 2006, 40(5): 629-631. DOI:10.3969/j.issn.1000-6931.2006.05.027 |
[11] |
李新军, 张文良, 方昕, 等. 车载式放射性检测装置的研制[J]. 中国原子能科学院年报, 2007. |
[12] |
Mori C, Suzuki T, Koido S, et al. Effect of background distribution radiation shielding on natural radioactivity measurement with imaging plate[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1996, 369: 544-546. DOI:10.1016/S0168-9002(96)80047-7 |
[13] |
Allyson JD, Sanderson DCW. Monte Carlo Simulation of Environmental Airborne Gamma-Spectrometry[J]. J Environ Radioactivity, 1998, 38(3): 259-282. DOI:10.1016/S0265-931X(97)00040-4 |
[14] |
Wanno Lee, Gyuseong Cho, HoDong Kim. A radiation monitoring system with capability of gamma imaging and estimation of exposure dose rate[J]. IEEE Transactions on Nuclear Science, 2002, 49(3): 1 547-1 551. DOI:10.1109/TNS.2002.1039698 |
[15] |
Robert-Coutant C, Moulin V, Sauze R, et al. Estimation of the matrix attenuation in heterogeneous radioactive waste drums using dual-energy computed tomography[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1999, 422: 949-956. DOI:10.1016/S0168-9002(98)01053-5 |
[16] |
Espartero AG, Pina G, Suarez JA. Development and application of a radioactivity characterization system for low-level radioactive waste[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1999, 422: 790-794. DOI:10.1016/S0168-9002(98)00998-X |
[17] |
Guillot L. Extraction of full absorption peaks in airborne gamma-spectrometry by filtering techniques coupled with a study of the derivatives[J]. Journal of Environmental Radioactivity, 2001, 53: 381-398. DOI:10.1016/S0265-931X(00)00144-2 |
[18] |
Clement C H, Mccallum B A. Calibration of Non-discriminating Scintillating Instruments for Sensitivities to Naturally Occurring Gamma Radiation Emitting Radionuclides at Environmental Concentrations[J]. Appl. Radiat. Isot, 1996, 47(9 /10): 1 003-1 009. |
[19] |
Kluson J. Environmental monitoring and in situ gamma spectrometry[J]. Radiation Physics and Chemistry, 2001, 61: 209-216. DOI:10.1016/S0969-806X(01)00242-0 |
[20] |
杨年. 放射性检测仪器设备的现状、发展趋势和对策[J]. 四川地质学报, 2006, 26(1): 56-58. |
[21] |
复旦大学, 清华大学, 北京大学合编.原子核物理实验方法(修订第三版)[R].北京: 原子能出版社, 1997.
|
[22] |
林勇.环境和货物辐射场能谱成像关键技术的研究及应用[R].北京: 清华大学工程物理系, 2003.
|