放射性气溶胶连续监测仪设计

李 强 曾国强 蔡 军 陈明明 马英豪 涂传火 谭承君

1（成都理工大学 地学核技术重点实验室 成都 610059）

2（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

3（中国辐射防护研究院 太原 030006）

放射性气溶胶连续监测仪设计

李 强1曾国强1蔡 军2陈明明2马英豪3涂传火2谭承君1

1（成都理工大学 地学核技术重点实验室 成都 610059）

2（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

3（中国辐射防护研究院 太原 030006）

本系统实现了放射性气溶胶的连续在线监测，并详细论述了放射性气溶胶连续监测仪的装置结构、硬件电路、执行流程及异常处理等方面的设计。系统采用IPC+ARM的控制结构，并嵌入数据库SQLite存储海量核数据等信息，提高了系统稳定性和执行效率。将多道能量甄别获得的数据用α/β比值法处理后，合理地嵌入ISO 11929-5推荐的多种方法，提高了浓度测量精度及响应时间。该监测仪已在核设施场所中长期稳定地运行。关键词 放射性气溶胶，连续监测，IPC+ARM，SQLite，ISO 11929-5

在地下洞库、坑道、核电站等核设施的各类职业性工作场所中，由长寿命的α核素和β核素形成的放射性气溶胶是造成工作人员吸入危害的主要来源。对人工放射性气溶胶进行监测，不仅对于保证工作人员健康，而且对于及时发现核设施的事故隐患以便采取相关措施具有实际意义[1]。

近年来，西方发达国家研制或生产了各种类型的气溶胶监测系统，但能够提供商用气溶胶监测仪的仅有美国、法国和德国等国家。这类气溶胶监测仪，在环境氡水平10−20 Bq.m−3条件下的探测下限通常为0.1−1 Bq.m−3量级，取样测量时间（即给出结果时间）为1−8 h，且不能分辨是何种核素的气溶胶，主要用于环境氡水平较低的核设施工作场所（例如乏燃料后处理厂、核电站等）中长寿命气溶胶浓度的连续监测和报警[2]。

人工放射性气溶胶的实际测量是将空气中氡及其子体形成的天然放射性气溶胶采集在滤纸样品上，这将严重影响实际人工放射性的测量。目前用于消除天然放射性本底影响的主要方法有：α能量甄别修正法、α/β比值法、假（延时）符合法等[3]。本系统采用多道能量甄别和α/β比值法剥谱的方法进行人工放射性气溶胶监测。系统硬件采用微型工控机控制整个系统的运行，方便人机交互和谱线观测。并嵌入零配置、易移植、开源免费等众多优点的轻型SQLite数据库对核数据进行有效管理，并且在传统的监测方法上提出了一种改良的、实时快速监测的测量方法，能迅速得出浓度值，便于仪器的连续监测。

1 仪器结构及工作原理

图1为仪器结构，主要分为两大部分[4]：(1) 机械运动及探测装置；(2) 控制、信号采集与分析装置。上位机定时控制监测仪的整个流程，首先进入工作状态后，气溶胶采样的上下两支吸入管自动闭合，将滤纸夹紧，抽气泵启动，采样开始。

图1 仪器结构Fig.1 Instrument structure.

放射性气溶胶粒子以一定的流量(16.7 L.h−1)被抽吸过滤在被夹合部分的滤纸上。在采样的同时离子注入硅探测器(PIPS)也开始探测，并按固定的时间间隔获取谱线。探测结束后(60 min)，气泵停止抽气，上下两支吸入管松开，滤纸传送机构自动启动，将干净的滤纸传送到吸入管下，吸入管再次闭合，开始下一轮探测。

多道能量甄别获得的α、β谱线后，根据能量所划定的区域读取计数。由于处于能量较低部分的人工放射性气溶胶混有部分天然放射性，所以获得天然的α计数后，需根据α、β比值法分别求得人工α和β放射性气溶胶的计数值，最后选择ISO 11929-5-2005[5]推荐的人工α、β放射性活度计算方法求出人工α、β放射性的浓度，并显示在工控机上。如此周而复始，监测仪连续运行，直到需要重新更换滤膜。

2 硬件系统设计

2.1 主板设计

主板采用工业级Contex-M3处理器，该款处理器提供了优越的外设资源和处理性能，方便了仪器的开发和升级。图2为主板电路设计，主要包括：脉冲整形电路、DAC输出推动电路、调理电路、缓冲电路、RS-232和485电路及防雷设计、声光报警器电路及多路电源等。

图2 主板设计Fig.2 Motherboard design.

气溶胶监测仪中流量的准确控制非常重要，因为V=T×Q，V为气体体积，T为抽气时间，Q为流量。在采集样品时，放射性气溶胶监测仪通过固定流量，从而设置不同的时间来设定样品体积。显然恒定的流量是保证样品体积准确性的前提条件。在设计中采用双重反馈实现流量的准确控制：(1) 在硬件中加入负反馈电路，既提高驱动能力又可以产生硬件反馈，抑制温漂，保证硬件输出的准确性；(2) 将读取准确的流量传感器的值与设定值相比较，采用PI调节方式，直到将流量调节到误差允许范围内。采用双重的闭环调节，最终保证流量稳定输出。

调理电路采用了灵活的设计，具有前端保护、缓冲、阻抗匹配、衰减、放大等功能。采用74HC245还扩展了I/O控制电压范围和驱动能力，且便于适应大多数的控制电路。系统中主要有：步进电机、报警器、主板、调理电路、流量计、能谱、PIPS等多路电源，采用了相互隔离的LDO (Low dropout regulator)线性稳压电源，减小了系统噪声。

2.2 数字多道能谱仪

系统采用成都理工大学研制的GFM-DMCAXR型单片FPGA芯片数字多道脉冲幅度分析器模块，完成核脉冲信号幅度提取等任务。本系统给拟设计高速实时的数字化脉冲抗堆积算法，采用快慢双通道成形算法互相匹配进而实现脉冲抗堆积。脉冲的抗堆积同时也包含了数字基线恢复、数字基线估计等功能。达到脉冲抗堆积、高计数通过率、高能量分辨率等指标。

3 软件系统设计

3.1 下位机控制

下位机主要根据上位机的指令执行相应的动作，将接收的数据保存在环形缓冲区中。数据接收器的设计思想是：中断方式接收数据和扫描方式解析数据，两者相互独立，这样保证了数据接收的实时性，便于数据的管理。解析完成后就执行指令，直到将所有的指令解析并执行完成，如果出现超时，则报告主机进行处理。上位机会不停地获取和监测整机和环境状态，如果出现异常则发送报警指令，由下位机执行。图3为下位机主板的执行流程图。

图3 软件流程图Fig.3 Software flowchart.

3.2 上位机控制

本系统选用基于INTEL低功耗凌动处理器的工业单板一体机，该工控机小巧、轻便，便于安装。在该机上运行基于Windows XP系统的人机界面，故可以选择较多的开发工具，如： QT、Visual C++6.0、Visual Studio.NET及其他第三方软件，这使得谱线数据的处理软件开发、移植较为容易。如图4所示，放射性气溶胶检测仪的操作界面，用户可以直观、方便地查看谱线等数据。操作界面还为单独测试提供了必要的走纸、气泵、启动计数测量、启动能谱测量等功能，方便用户进行仪器的单独测试，并提供一键启动测量功能，一键启动测量后仪器便连续运行，直到关闭。该软件提供了完善的显示、设置、控制等功能。

3.3 数据存储

气溶胶检测系统需要保存环境参数、谱线数据、计数、时间、计算所得数据等信息，为方便管理，加入了嵌入式数据库SQLite[6]。定义一个全局类，用来存储公共的信息，这样方便不同窗体之间的数据通信。AllAerosolDataDb含有三个表单。用于存放仪器信息的数据库，主要存放了实测的温湿度、气压、流量、PIPS能谱曲线等，计算结果信息如人工α比活度、β比活度、报警信息等；AllAerosolParamDb：包含9个表单。用来存放系统中所有的参数，如仪器设备参数、气溶胶α/β比活度计算方法参数、刻度曲线、效率曲线建立等参数。参数和数据分开存储，便于管理。

4 数据处理

4.1 人工α和β计数

由于天然的放射性气溶胶会对人工放射性气溶胶计数区域产生计数，α粒子在计数过程中会对β能谱区域产生计数，因此需要通过剥谱将以上因素尽量剔除，保证数据的准确性。对放射性气溶胶的能谱使用多道能量甄别和α/β比值法相结合进行剥谱，以方便后续的使用分段计数方法对数据进行处理，数据处理过程如图5所示。

图5 数据处理流程Fig.5 Data processing.

由图5，根据获取的α谱数据和比例系数Kα，获得人工α，进而计算人工α放射性浓度。而β计数需要根据比例系数Kα/β算出天然β计数，然后从总β计数中扣除天然β计数，获得人工β计数，最后便可算得人工β放射性浓度。

4.2 人工α和β浓度

由于放射性气溶胶监测仪式采样和放射性计数同时进行，要想实时将任一个时间段空气中的污染浓度区分出来，对测得的放射性计数进行正确的数据处理极为重要。这种累积式运行的监测仪是依据ISO11929-5推荐的方法进行后续的数据处理。

方法1：若设计数读取时间段为Δt，则当前Δt内的放射性气溶胶污染浓度Ci(Bq.m−3)应按式(1)计算：

式中，ts为采样时间；tm为计数测量时间（也是读取计数的时间段Δt）；Q为采样流量；任何一个时间段Δt内的采样体积为V=Q×ts；ε为探测器的探测效率；Ni为当前时间段Δti内的总计数；Ni−1为紧邻的前一个时间段Δti−1内的总计数；ΔNi=Ni−Ni−1表示当前时间段Δti内采样引起的计数增量，这种增量必然是由于当前时间段内的污染浓度所引起。

方法2：假定每个Δt相对应的计数依次为N1，N2，…，Ni−1，Ni，Ni+1，…。在ts内读取计数的次数为ts/Δt=j（正整数）。若tm=Δt，由式(1)可得空气中的放射性气溶胶的污染浓度为：

式中，Ni是当前最新一个Δti时间段内的计数；Ni−j是前j个Δt时段内的计数；Ci(2)表示的是当前或最新的采样时间ts内的污染浓度。这种计算方法在任何一个采样时间段ts内的计数测量时间为Δt。在任何一个最新的采样时间ts内可以报告j次污染浓度的监测结果，而且是每隔Δt报告一次。

在实际中，ISO11929-5中推荐的方法都采用差值方式计算气溶胶浓度，这样可以避免气溶胶颗粒衰减带来的影响。方法1中，直接将相邻两次的计数带入计算，误差较大，而方法2具有平均作用，且可以屏蔽随机误差。本系统采用方法2计算气溶胶浓度。系统设计的放射性气溶胶连续监测仪性能指标为：滤纸收集效率：大于99%；探测效率：Am-241为20%，Sr-90为15%；不稳定度：＜5%；放射性气溶胶测量范围：α：8×10−2−3.7×106Bq.m−3，β：1−3.7×106Bq.m−3。

软件运行界面如图4所示，配置好参数，仪器自检完成后，便可点击进入连续测量状态，仪器每10 s获取谱线并更新温湿度等状态。经过长时间运行后普通天然本底测量数据如表1，这组数据为室内测量结果，所以含量都较低。

5 结语

本文设计的连续监测仪实现了放射性气溶胶的连续、实时、在线监测，解决了传统仪器在连续性方面的不足，如仪器的监测时间主要受放入滤膜长度等因素决定。在仪器中嵌入SQLite数据库，能够高效、可靠地管理谱线等各种数据，便于后期查询、处理。系统合理调整采样时间、流量等因素，达到监测灵敏度和响应时间的最优化，实现了快速准确的实时监测。仪器经几个月实际运行测试，证明了其稳定可靠性。

1 金燕, 王善强, 邹士亚. 实时快速放射性气溶胶监测技术研究进展[J]. 新技术新工艺, 2009, (1): 61−64

JIN Yan, WANG Shanqiang, ZOU Shiya. Development of α/β radioactive aerosol prompt real-time monitoring techniques[J]. New Technology & New Process, 2009, (1): 61−64

2 胡玉新, 王新赤, 朱文凯. 高氡背景下人工核素气溶胶快速监测装置[J]. 核电子学与探测技术, 2007, 27(2): 271−275

HU Yuxin, WANG Xinchi, ZHU Wenkai. A equipment for rapid detecting human nuclide aerosol concentration in high radon[J]. Electronics & Detection Technology, 2007, 27(2): 271−275

3 卢正永, 李爱武, 苟全录, 等. α-β放射性气溶胶快速监测仪的研制[J]. 原子能科学技术, 1996, 30(2): 112−117

LU Zhengyong, LI Aiwu, GOU Quanlu, et al. Development of α AND/OR β activity aerosol instrumentation[J]. Atomic Energy Science and Technology, 1996, 30(2): 112−117

4 李爱武, 张志龙, 傅翠明, 等. 高灵敏度的放射性气溶胶连续监测仪[J]. 核电子学与探测技术, 2001, 21(5): 356−361

LI Aiwu, ZHANG Zhilong, FU Cuiming, et al. A high sensitive radioactive aerosol continuous monitor[J]. Nuclear Electronics & Detection Technology, 2001, 21(5): 356−361

5 ISO 11929-5-2005, Determination of the detection limit and decision threshold for ionizing radiation measurements[S]. 2005

6 李蔚, 陈亚峰. 嵌入式数据库SQLite及其应用研究[J].沿海企业与科技, 2010, 10(125): 45−47

LI Wei, CHEN Yafeng. Embedded database SQLite and its application[J]. Coastal Enterprises and Science & Technology, 2010, 10(125): 45−47

CLC TL817

Instrument design for continuous monitoring of radioactive aerosol

LI Qiang1ZENG Guoqiang1CAI Jun2CHEN Mingming2MA Yinghao3TU Chuanhuo2TAN Chengjun1

1(College of Nuclear Technology and Automation Engineering, Chengdu University of Technology, Chengdu 610059, China)
2(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)
3(China Institute for Radiation Protection, Taiyuan 030006, China)

Background: In the process of nuclear related production or processing, nuclear fuel and other radioactive substances will produce radioactive aerosols which is harmful to the environment and human health. The commercial available monitor of radioactive material is either poor in continuity or limited in measuring radioactive aerosols. Purpose: This study aims to design a radioactive aerosol monitor for continuous concentration surveillance of radioactive aerosol in real time. Method: This instrument's stability and efficiency has been improved with the IPC+ARM architecture and the SQLite database which can store massive amounts of nuclear data and other information. After operating the spectral data which gathered by multi-channel pulse height analysis with α/β ratio method, we embedded some algorithms that recommended on ISO 11929-5 to calculate the concentration. Results: We have achieved a high precision and the instrument has been run steadily for a long time. Conclusion: This paper described the design for continuous monitoring of radioactive aerosol, and enhances the stability and efficiency of the system in hardware and software. Finally, in the processing of spectral data collected by multi-channel pulse amplitude analyzer, we have achieved a high precision with ISO11929-5 algorithms and verified the feasibility of the system.

Radioactive aerosol, Continuous monitoring device, IPC+ARM, SQLite, ISO 11929-5

TL817

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.030401

No.41474159)、地学核技术四川省重点实验室开放基金(No.gnzds2014006)资助

李强，男，1989年出生，2013年毕业于成都理工大学，现成都理工大学在读硕士研究生，主要从事电子仪器与测量技术方面的研究

曾国强，E-mail: zgq@cdut.edu.cn

2014-10-30，

2014-12-10