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中国作为世界核大国，核能与核技术已经在军事、医学、科学、工业、教育、能源、资源等领域广泛应用，为我国经济社会发展做出了重要贡献。另一方面，核材料、放射性同位素在国防、工业、医学、能源等领域的广泛使用，也给核安全带来了挑战。前苏联切尔诺贝利核事故、日本3·11地震海啸引发的核危机都给我们敲响了警钟。从世界范围看，朝核、伊核问题一直未得到妥善解决，加上恐怖组织依然活跃，尤其在中东地区，各种恐怖活动持续发生。这些不稳定因素增加了世界防止核扩散难度，给包括中国在内的世界各国增添了防范“核恐怖袭击”的压力。
在核与辐射突发事件发生时，放射性核素常常以气溶胶的形式经呼吸道进入人体，导致大批量人群受到内照射，危害人员身体健康。在进入呼吸道的放射性核素中，γ核素是最普遍的核素之一。由于吸入内照射污染具有较强的隐蔽性，且危害严重，因此世界各国研究人员都在开展与此相关的研究。因此，本文根据国家科技部重大科学仪器设备开发专项“大批量人群核辐射体内放射性污染快速检测仪”研制需要，开展了肺部γ放射性内污染现场快速评估关键技术研究。本文研究关键技术主要包括:
(1)根据我国《电离辐射防护与辐射源安全基本标准规定》与我国核应急内污染筛查的实践工作情况，设置现场肺部γ放射性内污染筛查剂量限定值。选用国际通用标准模型，从探测器探测效率和最低可探测活度两个方面对高纯锗(HPGe)和碘化钠（铊）(NaI(T1))闪烁体探测器探测进行性能评估，通过评估选择更适合于现场检测的探测器;
(2)如何通过活体检测准确获取肺部沉积放射性核素活度？如何根据亚洲人种人体组织器官的物理特性和解剖结构分析影响探测效率的因素，优化探测几何，建立不同探测几何条件下的效率刻度曲线;
(3)建立适用于现场检测评估的软硬件系统。本文在现场评估软硬件系统开发中通过攻克了高速核脉冲信号采集、数字低通滤波、数字脉冲梯形成形、复杂能谱本底扣除、关键信息数据库管理等重难点内容，建立了适用于现场检测评估的软硬件系统。
因此本文紧紧围绕以上三个方面开展研究工作，主要研究内容和结果如下:
(1)以ICRP第66号出版物对呼吸道模型、沉积模型、机械廓清、血液廓清、内照射剂量估算等定义和描述为基础，明确了肺部γ放射性内污染活体检测的理论基础和技术路线。
(2)根据ICRP第72号出版物给出的剂量系数计算了8种核素的不同待积有效剂量所对应的检测活度限值。对HPGe和NaI(T1)两种探测器用于肺部γ放射性内污染探测进行了评价:以国际通用标准体模—BOMAB成年男性体模为基础，添加肺部组织并构建数字模型;结合蒙特卡罗方法，模拟计算两类探测器对γ光子的探测效率，并由此计算出对8种常见核素的最小可探测活度(Minimum Detective Activity，MDA);将MDA与内污染检测活度检测限进行比较，对两类探测器是否满足测量要求进行了评价。上述研究结果表明，对BOMAB成年男性体模，测量时间1分钟、探测器距胸壁1cm情况下，NaI(T1)探测器的MDA为7.11E+02Bq((I)-131)、5.87E+02Bq（Cs-137），HPGe探测器的MDA为1.23E+03Bq（(I)-131）、1.24E+03 Bq(Cs-137)。两种探测器对释放γ射线能量大于98.86keV的核素的最低可探测活度值MDA均小于内污染检测活度检测限，可满足测量要求。综合考虑探测效率、探测器工作温度、便携性等因素，NaI(T1)探测器更能满足现场快速测量要求，因此确定选用3"×3"NaI(T1)探测器。
(3)采用平板模型对物理实验探测效率与蒙特卡罗模拟效率进行了对比。对比结果表明本文建立的探测系统对由树脂玻璃构成的不同厚度的平板模型的探测效率与蒙特卡罗模拟计算效率偏差最大为5.9％，最小为1.37％，平均偏差3.1％。因此可以认为在现场γ放射性内污染快速评估中采用蒙特卡罗模拟计算进行效率刻度代替物理模型实验效率刻度是可行的。
(4)采用MCNP模拟程序建立了MIRD数学体模（本文采用由University of Florida的Eun Young Han等修正MIRD模型，本文以下对其简称“MIRD-UF”模型）和KTMAN-2体素体模的蒙特卡罗模拟计算模型，并对两者进行了效率刻度模拟计算。蒙特卡罗模拟时，设置核素在肺部均匀分布且各向同性。以沉积核素为Cs-137，探测距离为10cm条件为例，探测器对MIRD-UF数学模型的探测效率模拟计算表明:探测器对右下肺的探测效率较右上、左上、左下均高，探测器对MIRD-UF体模的右下、右上、左上、左下肺部的探测效率分别为0.1562％、0.1359％、0.1264％、0.1400％;探测器对KTMAN-2体素模型的探测效率模拟计算表明:探测器对右上肺的探测效率较右下、左上、左下均高。探测器对KTMAN-2体模的右上、右下、左上、左下肺部的探测效率分别为0.1799％、0.1774％、0.1707％、0.1648％。
基于MIRD-UF数字模型和KTMAN-2体素模型开展探测效率模拟计算表明:探测器对两个体模右上肺的探测效率随探测距离增加呈负指数规律下降;以1.173MeV光子为例，两者的探测效率从10cm处23.9％偏差，逐渐减小到探测距离为80cm处的2.3％。由于体素模型在人体器官组织的物理性质和解剖结构方面与被测量对象更为接近，效率刻度值更为准确。本文基于KTMAN-2体模与3"×3"NaI(T1)探测器，对于右上肺，在不同探测距离下，建立了不同能量射线的效率刻度曲线。
(5)研制了肺部γ放射性内污染检测仪。本文采用高速模拟转换器(ADC)对模拟和脉冲信号进行数字化，建立了基于FPGA的数字单指数核脉冲信号梯形成形电路。该电路有利于改善弹道亏损，有利于提高脉冲通过率，方便根据不同探测器的特点进行灵活调整。论文实现了SNIP本底扣除软件程序，能够较好地扣除康普顿效应、天然本底及电子学噪声等因素形成的本底，为实现现场复杂γ能谱分析奠定了基础。开发了方便灵活的现场测量软件，软件集成了能谱分析、核素识别、活度计算等功能。仪器自重≤10kg，环境使用温度-10℃～40℃，测量速度15人次/h，电池供电连续工作时间≥8小时。
本文的主要创新点:
(1)从放射性内污染医学干预角度计算了现场检测活度限值。通过蒙特卡罗模拟对Na(I)(T1)和HPGe两种探测器性能进行了评估。模拟计算表明两种探测器对能量大于98.86keV核素的MDA值为均小于内污染检测活度检测限，可满足测量要求，从而证明了现场检测可行。
(2)通过蒙特卡罗模拟计算对本文采用的探测系统对MIRD-5数学模型和KTMAN-2体素模型探测效率进行了对比研究。在探测距离同为10cm时，MIRD-5在右下肺探测效率最高，而KTMAN-2在右上肺探测效率最高。本文通过分析两个模型结构和人体器官结构对结果进行了阐释。计算表明探测器对MIRD-UF数学模型与KTMAN-2体素模型右上肺的探测效率随探测距离增加呈负指数规律下降。对两个模型衰减规律进行研究发现随着探测距离的适当增加，两个模型得到的探测效率逐渐趋接近。根据研究表明:建立更接近于人体器官组织结构的体素模型，采用探测效率较高的闪烁体探测器(如Na(I)(T1)探测器等）、对准右上肺，选择较近的探测距离，能够建立较准确的效率刻度曲线，可较准确检测肺部沉积核素的活度。若通过建立系列体素模型效率刻度数据库应用于现场快速评估，则效果更佳。
(3)本文初步建立了一套用于现场检测的肺部γ放射性内污染检测仪。本文采用数字化设计，集成了数字脉冲成形技术、γ能谱本底扣除技术、以及数据库技术等开发了灵活实用的肺部γ放射性内污染快速检测软硬件系统。
在核与辐射突发事件发生时，放射性核素常常以气溶胶的形式经呼吸道进入人体，导致大批量人群受到内照射，危害人员身体健康。在进入呼吸道的放射性核素中，γ核素是最普遍的核素之一。由于吸入内照射污染具有较强的隐蔽性，且危害严重，因此世界各国研究人员都在开展与此相关的研究。因此，本文根据国家科技部重大科学仪器设备开发专项“大批量人群核辐射体内放射性污染快速检测仪”研制需要，开展了肺部γ放射性内污染现场快速评估关键技术研究。本文研究关键技术主要包括:
(1)根据我国《电离辐射防护与辐射源安全基本标准规定》与我国核应急内污染筛查的实践工作情况，设置现场肺部γ放射性内污染筛查剂量限定值。选用国际通用标准模型，从探测器探测效率和最低可探测活度两个方面对高纯锗(HPGe)和碘化钠（铊）(NaI(T1))闪烁体探测器探测进行性能评估，通过评估选择更适合于现场检测的探测器;
(2)如何通过活体检测准确获取肺部沉积放射性核素活度？如何根据亚洲人种人体组织器官的物理特性和解剖结构分析影响探测效率的因素，优化探测几何，建立不同探测几何条件下的效率刻度曲线;
(3)建立适用于现场检测评估的软硬件系统。本文在现场评估软硬件系统开发中通过攻克了高速核脉冲信号采集、数字低通滤波、数字脉冲梯形成形、复杂能谱本底扣除、关键信息数据库管理等重难点内容，建立了适用于现场检测评估的软硬件系统。
因此本文紧紧围绕以上三个方面开展研究工作，主要研究内容和结果如下:
(1)以ICRP第66号出版物对呼吸道模型、沉积模型、机械廓清、血液廓清、内照射剂量估算等定义和描述为基础，明确了肺部γ放射性内污染活体检测的理论基础和技术路线。
(2)根据ICRP第72号出版物给出的剂量系数计算了8种核素的不同待积有效剂量所对应的检测活度限值。对HPGe和NaI(T1)两种探测器用于肺部γ放射性内污染探测进行了评价:以国际通用标准体模—BOMAB成年男性体模为基础，添加肺部组织并构建数字模型;结合蒙特卡罗方法，模拟计算两类探测器对γ光子的探测效率，并由此计算出对8种常见核素的最小可探测活度(Minimum Detective Activity，MDA);将MDA与内污染检测活度检测限进行比较，对两类探测器是否满足测量要求进行了评价。上述研究结果表明，对BOMAB成年男性体模，测量时间1分钟、探测器距胸壁1cm情况下，NaI(T1)探测器的MDA为7.11E+02Bq((I)-131)、5.87E+02Bq（Cs-137），HPGe探测器的MDA为1.23E+03Bq（(I)-131）、1.24E+03 Bq(Cs-137)。两种探测器对释放γ射线能量大于98.86keV的核素的最低可探测活度值MDA均小于内污染检测活度检测限，可满足测量要求。综合考虑探测效率、探测器工作温度、便携性等因素，NaI(T1)探测器更能满足现场快速测量要求，因此确定选用3"×3"NaI(T1)探测器。
(3)采用平板模型对物理实验探测效率与蒙特卡罗模拟效率进行了对比。对比结果表明本文建立的探测系统对由树脂玻璃构成的不同厚度的平板模型的探测效率与蒙特卡罗模拟计算效率偏差最大为5.9％，最小为1.37％，平均偏差3.1％。因此可以认为在现场γ放射性内污染快速评估中采用蒙特卡罗模拟计算进行效率刻度代替物理模型实验效率刻度是可行的。
(4)采用MCNP模拟程序建立了MIRD数学体模（本文采用由University of Florida的Eun Young Han等修正MIRD模型，本文以下对其简称“MIRD-UF”模型）和KTMAN-2体素体模的蒙特卡罗模拟计算模型，并对两者进行了效率刻度模拟计算。蒙特卡罗模拟时，设置核素在肺部均匀分布且各向同性。以沉积核素为Cs-137，探测距离为10cm条件为例，探测器对MIRD-UF数学模型的探测效率模拟计算表明:探测器对右下肺的探测效率较右上、左上、左下均高，探测器对MIRD-UF体模的右下、右上、左上、左下肺部的探测效率分别为0.1562％、0.1359％、0.1264％、0.1400％;探测器对KTMAN-2体素模型的探测效率模拟计算表明:探测器对右上肺的探测效率较右下、左上、左下均高。探测器对KTMAN-2体模的右上、右下、左上、左下肺部的探测效率分别为0.1799％、0.1774％、0.1707％、0.1648％。
基于MIRD-UF数字模型和KTMAN-2体素模型开展探测效率模拟计算表明:探测器对两个体模右上肺的探测效率随探测距离增加呈负指数规律下降;以1.173MeV光子为例，两者的探测效率从10cm处23.9％偏差，逐渐减小到探测距离为80cm处的2.3％。由于体素模型在人体器官组织的物理性质和解剖结构方面与被测量对象更为接近，效率刻度值更为准确。本文基于KTMAN-2体模与3"×3"NaI(T1)探测器，对于右上肺，在不同探测距离下，建立了不同能量射线的效率刻度曲线。
(5)研制了肺部γ放射性内污染检测仪。本文采用高速模拟转换器(ADC)对模拟和脉冲信号进行数字化，建立了基于FPGA的数字单指数核脉冲信号梯形成形电路。该电路有利于改善弹道亏损，有利于提高脉冲通过率，方便根据不同探测器的特点进行灵活调整。论文实现了SNIP本底扣除软件程序，能够较好地扣除康普顿效应、天然本底及电子学噪声等因素形成的本底，为实现现场复杂γ能谱分析奠定了基础。开发了方便灵活的现场测量软件，软件集成了能谱分析、核素识别、活度计算等功能。仪器自重≤10kg，环境使用温度-10℃～40℃，测量速度15人次/h，电池供电连续工作时间≥8小时。
本文的主要创新点:
(1)从放射性内污染医学干预角度计算了现场检测活度限值。通过蒙特卡罗模拟对Na(I)(T1)和HPGe两种探测器性能进行了评估。模拟计算表明两种探测器对能量大于98.86keV核素的MDA值为均小于内污染检测活度检测限，可满足测量要求，从而证明了现场检测可行。
(2)通过蒙特卡罗模拟计算对本文采用的探测系统对MIRD-5数学模型和KTMAN-2体素模型探测效率进行了对比研究。在探测距离同为10cm时，MIRD-5在右下肺探测效率最高，而KTMAN-2在右上肺探测效率最高。本文通过分析两个模型结构和人体器官结构对结果进行了阐释。计算表明探测器对MIRD-UF数学模型与KTMAN-2体素模型右上肺的探测效率随探测距离增加呈负指数规律下降。对两个模型衰减规律进行研究发现随着探测距离的适当增加，两个模型得到的探测效率逐渐趋接近。根据研究表明:建立更接近于人体器官组织结构的体素模型，采用探测效率较高的闪烁体探测器(如Na(I)(T1)探测器等）、对准右上肺，选择较近的探测距离，能够建立较准确的效率刻度曲线，可较准确检测肺部沉积核素的活度。若通过建立系列体素模型效率刻度数据库应用于现场快速评估，则效果更佳。
(3)本文初步建立了一套用于现场检测的肺部γ放射性内污染检测仪。本文采用数字化设计，集成了数字脉冲成形技术、γ能谱本底扣除技术、以及数据库技术等开发了灵活实用的肺部γ放射性内污染快速检测软硬件系统。