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核事故发生后,放射性气溶胶易被吸入人体肺部并沉积其中。通过在体外探测放射性核素所发出的γ射线,可获知被人体吸入的放射性核素的种类,通过探测效率计算出沉积在肺部的放射性核素的活度,结合辐射剂量学估算出人体受照射的剂量。根据人员受到的辐射剂量,对其采取相应的治疗措施。效率刻度是测量过程中一个重要环节,效率刻度的准确与否直接决定着测量结果是否可靠。标准源校刻法是最简单也是准确的效率刻度方法,标准源为单一能量或是能量分隔较开。放射性气溶胶由于在肺部呈均匀分布,这时,肺部可看作一个体源。因此,在效率刻度工作中,采用与肺部形状相同或相似的标准体源刻度才能获得准确的结果。随着计算机技术的发展,利用蒙特卡罗软件建立人体数字模型进行虚拟效率刻度的技术日趋成熟。MCNP程序提供了丰富的几何描述方法,可以建立高纯锗探测器和人体模型。计算机断层扫描成像等医学影像技术为建立可用于MCNP程序的体素体模提供了技术支持。体素体模由大量细小的体素构成,非常接近真实的人体构造,利用体素体模可进行精确的效率刻度。本文依托科技部重大仪器专项——γ放射性肺部内污染检测子系统,利用MCNP程序对肺部γ内污染的虚拟效率刻度技术开展了以下研究工作。(1)高纯锗探测器建模。高纯锗探测器因其具有很高的能量分辨率,可以很好地分辨被吸入的放射性核素的种类。但是高纯锗探测器由于有死层的存在,使它对低能γ射线的探测能力有限。往往厂家给出的死层厚度不能直接作为MCNP建模的参考,需要通过实验与模拟相结合的方式建立准确的模型。实验采用了标准的152Eu点源,选取了能谱中121.78keV.778.9keV和1408keV的γ射线全能峰的半高宽(FWHM)。根据半高宽和道宽计算出MCNP输入文件中的GEB和En的参数,使MCNP模型的性能与真实探测器相同。实验测得对121.78keV的γ射线的实测探测效率为8.7694×10-5。通过调整探测器模型的死层厚度进行MCNP模拟计算,当死层厚度为1.7mm时对121.78keV的γ射线的探测效率为8.78×10-5,与实测数据相当接近,可认为探测器死层厚度为1.7mm。(2)肺部γ内污染建模。KTMAN-2是利用人体的CT图像建立的体素体模。各个身体组织的元素构成、密度等均参照ICRP提供的数据设置。因此,这类人体模型与真实的人体不论是几何结构还是组成物质的成份都非常接近。在建立KTMAN-2体素模型的肺部γ内污染模型时,将整个双肺设置为γ光子发射的起始点,并且在4π立体角内各向同性发射,发出的γ射线均为单能的γ射线。选取了8种常见的放射性核素所发出的共9种能量的γ射线作为从肺部发出的γ射线,其能量分别为0.09886MeV、0.10531MeV、0.12206MeV、0.36448MeV、0.6617MeV、1.1732MeV、1.3325MeV、1.4608MeV和1.836MeV。(3)效率刻度模型设计。Y射线从肺部发出后会与人体组织发生相互作用,由于人体各个组织成份和密度的差异,在体外不同的位置探测的结果也不同。为了获得最优探测方式,根据肺部所处位置选择了前胸的右上、右下、左上、左下,以及后背的右上、右下、左上、左下,共八个位置作为不同探测位置对比。运用MCNP程序分别模拟计算了探测器分别在八个位置上对各能量丫射线的探测效率。从模拟结果可以看出,在前胸的左上位置可获得最高的探测效率。在低能部分,探测效率随着γ射线能量的增加而增大；当能量增大到一定程度以后,探测效率则随着能量的增加而减小。