Luận văn Thạc sĩ Khoa học: Nghiên cứu một số đặc trưng và ứng dụng của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

---------------- ---------------

NGUYỄN THỊ NGA

NGHIÊN CỨU MỘT SỐ ĐẶC TRƢNG VÀ ỨNG DỤNG CỦA NGUỒN

NƠTRON ĐỒNG VỊ PU-BE

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

Hà Nội Năm 2014

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

---------------- ---------------

NGUYỄN THỊ NGA

NGHIÊN CỨU MỘT SỐ ĐẶC TRƢNG VÀ ỨNG DỤNG CỦA NGUỒN

NƠTRON ĐỒNG VỊ PU-BE

Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử hạtnhân và năng lượng cao

Mã số: 60440106

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS. Phạm Đức Khuê

Hà Nội  2014

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

LỜI CẢM ƠN

Luận văn này là kết quả của quá trình hai năm học tập của em trong

trường Đại học Khoa học Tự nhiên Hà Nội với sự giúp đỡ, động viên của

các thầy cô giáo, các anh chị và các bạn là học viên Cao học ngành Vật lý

Nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao khóa 2011 - 2013.

Lời đầu tiên, em xin bày tỏ lòng biết ơn vô cùng sâu sắc đến TS.

Phạm Đức Khuê, Viện Vật lý – Viện Hàn lâm Khoa học và Công nghệ Việt

Nam, đã tận tình hướng dẫn, truyền đạt những kiến thức chuyên ngành và

những những bài học về thực nghiệm trong nghiên cứu khoa học vô cùng

quý báu để em có thể hoàn thành bản luận văn này. Đồng thời, em cũng

xin gửi lời cảm ơn chân thành đến các cán bộ Trung tâm Vật lý Hạt nhân,

Viện Vật lý đã động viên, giúp đỡ và tạo môi trường làm việc thân thiện

trong suốt thời gian em học tập tại đây. Nhờ đó mà em có thể thực hiện và

hoàn thành đề tài này.

Với tình cảm chân thành, em xin gửi cảm ơn tới các thầy cô tham gia

giảng dạy lớp Cao học Vật lý, khóa học 2011 – 2013, đã giảng dạy cho

chúng em trong suốt quãng thời gian chúng em học tập.

Cuối cùng, em xin gửi lời cảm ơn tới gia đình và bạn bè đã luôn bên

cạnh em, động viên, giúp em vượt qua mọi khó khăn để hoàn thành được

đề tài này.

Mặc dù đã rất nỗ lực cố gắng, song, chắc chắn luận văn không tránh

khỏi những thiếu sót, rất mong nhận được những ý kiến đóng góp, bổ sung

của thầy cô, các anh chị và các bạn.

Hà Nội, tháng 03 năm 2014

Học viên

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

MỤC LỤC

MỞ ĐẦU.............................................................................................. 6

CHƢƠNG 1: TỔNG QUAN VỀ NGUỒN NƠTRON ĐỒNG VỊ VÀ TƢƠNG TÁC CỦA NƠTRON VỚI VẬT CHẤT ................................ 11

1.1.Một số đặc trƣng của nguồn nơtron đồng vị ............................ 11 1.1.1. Các loại nguồn nơtron đồng vị ............................................ 11 1.1.2. Một số đặc trưng của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be. .............. 14

1.2.Tƣơng tác của nơtron với vật chất. .......................................... 17 1.2.1. Phân loại nơtron theo năng lượng ........................................ 17 1.2.2. Tương tác của nơtron với vật chất ....................................... 18 1.2.3. Phản ứng bắt nơtron nhiệt (n,) ........................................... 19

1.3. Làm chậm nơtron .................................................................... 22

CHƢƠNG 2: THỰC NGHIỆM VÀ PHÂN TÍCH SỐ LIỆU ............... 25

2.1. Phƣơng pháp xác định thông lƣợng nơtron từ nguồn Pu-Be. .. 25 2.1.1. Phương pháp kích hoạt phóng xạ ......................................... 25 2.1.2. Xác định thông lượng nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng .... 28 2.1.3. Xác định thông lượng nơtron nhanh. .................................... 29

2.2. Ghi nhận và phân tích phổ gamma .......................................... 30

2.3. Xác định hiệu suất ghi của hệ phổ kế gamma HPGe ............... 34

2.4. Một số phép hiệu chỉnh cần thiết ............................................ 36

2.5. Thí nghiệm nghiên cứu ............................................................ 38

CHƢƠNG 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ........................................ 43

3.1. Kết quả đo phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm .... 43

3.2. Kết quả nghiên cứu phản ứng hạt nhân gây bởi nơtron .......... 45

3.3. Kết quả xác định thông lƣợng nơtron từ nguồn Pu-Be ............ 51

KẾT LUẬN ........................................................................................ 53

TÀI LIỆU THAM KHẢO .................................................................. 55

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

PHỤ LỤC .......................................................................................... 57

DANH MỤC HÌNH VẼ VÀ ĐỒ THỊ

Hình 1.1: Phổ nơtron của một số nguồn đồng vị loại9Be(,n).

Hình 1.2: Phổ nơtron từ phản ứng (n,) đối với một số bia khác.

Hình 1.3: Phổ nơtron của nguồn 152Cf.

Hình 1.4: Nguyên lý cấu tạo của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

Hình 1.5: Hình ảnh của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

Hình 1.6: Phổ nơtron của nguồn Pu-Be.

Hình 1.7: Phổ gamma từ của nguồn nơtron Pu-Be, Am-Be và phông.

Hình 1.8: Sơ đồ phân rã hạt nhân của phản ứng bắt nơtron.

Hình 1.9: Tiết diện của phản ứng bắt nơtron 115In(n,)116mIn.

Hình 1.10: Sự phụ thuộc của tiết diện kích hoạt trung bình vào bề dày

chất làm chậm paraffin.

Hình 2.1: Sự phụ thuộc của hoạt độ phóng xạ vào thời gian kích hoạt (ti),

thời gian phân rã (t d) và thời gian đo (t m).

Hình 2.2: Sơ đồ hệ phổ kế gamma.

Hình 2.3: Phổ gamma của mẫu Indium kích hoạt trên nguồn nơtron đồng

vị Pu-Be.

Hình 2.4: Đường chuẩn hiệu suất ghi tương đối của hệ phổ kế gamma

HPGe(ORTEC) sử dụng trong nghiên cứu.

Hình 2.5: Hình ảnh nguồn nơtron Pu-Be tại Trung tâm Vật lý hạt nhân,

Viện Vật lý.

Hình 2.6: Hình ảnh các mẫu được sử dụng trong nghiên cứu.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 2.7: Sơ đồ bố trí thí nghiệm nghiên cứu phân bố thông lượng nơtron

nhiệt từ nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

Hình 2.8: Hình ảnh các khối Paraffin với bề dày khác nhau.

Hình 2.9: Hình ảnh các khối thủy tinh hữu cơ với bề dày khác nhau.

Hình 3.1: Phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm paraffin.

Hình 3.2: Phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm thủy tinh hữu cơ.

Hình 3.3: Phổ gamma của mẫu In kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị

Pu-Be.

Hình 3.4: Phổ gamma của mẫu Au kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị

Pu-Be.

Hình 3.5: Xác định thời gian bán rã của đồng vị 198Au.

Hình 3.6: Phổ gamma của mẫu W kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị Pu-

Be.

Hình 3.7: Phổ gamma của mẫu Cu kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị

Pu-Be.

Hình P.1: Hệ phổ kế gamma phông thấp HPGe.

Hình P.2:Giao diện phần mềm xử lý phổ Gamma ision.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

DANH MỤC BẢNG BIỂU

Bảng 1.1: Một số nguồn nơtron đồng vị (,n).

Bảng 1.2: Một số đặc trưng của nguồn nơtron 9Be(,n).

Bảng 1.3: Tính chất của một số vật liệu làm chậm nơtron.

Bảng 2.1: Giá trị các hệ số làm khớp hiệu suất ghi của đetectơ HPGe

(ORTEC).

Bảng 2.2: Đặc trưng của các mẫu được sử dụng.

Bảng 3.1: Đặc trưng của phản ứng hạt nhân sử dụng để xác định phân bố

thông lượng nơtron nhiệt.

Bảng 3.2: Các phản ứng hạt nhân với nơtron đã được ghi nhận trên mẫuIn.

Bảng 3.3: Các phản ứng hạt nhân với nơtron đã được ghi nhận trên mẫu Au.

Bảng 3.4: Đặc trưng phản ứng hạt nhân với nơtron đã đượcghi nhận trên

mẫu W.

Bảng 3.5: Đặc trưng phản ứng hạt nhân với nơtron đã được ghi nhận trên

mẫu Cu.

Bảng 3.6: Kết quả xác định thông lượng nơtron.

Bảng P.1: Hiệu suất ghi của hệ phổ kế HPGe (ORTEC) tại vị trí sát bề mặt

đetectơ.

Bảng P.2: Hệ số tự hấp thụ tia gamma trong mẫu.

Bảng P.3: Hệ số chắn nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng.

Bảng P.4:Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu In.

Bảng P.5: Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu Au.

Bảng P.6: Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu W.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU, CHỮ VIẾT TẮT VÀ TỪ KHÓA

Eα: Năng lượng của hạt α.

Eth: Năng lượng ngưỡng của phản ứng hạt nhân.

Eγ: Năng lượng tia gamma.

En: Năng lượng nơtron.

T1/2: Thời gian bán rã của đồng vị phóng xạ.

Iγ: Xác suất phát xạ hay cường độ tia gamma.

: Tiết diện bắt nơtron nhiệt.

I: Tiết diện tích phân cộng hưởng.

ADC: Bộ biến đổi tương tự số.

MCA: Máy tính phân tích biên độ nhiều kênh.

HPGeĐêtectơ bán dẫn Gecmani siêu tinh khiết.

Thermalization: Sự nhiệt hóa.

Moderator: Chất làm chậm.

MSDP (Macroscopic Slowing Down Power): Năng suất làm chậm vĩ mô.

MR (Moderating Ratio): Tỷ số làm chậm.

CR (Cadimium Ratio): Tỷ số cadmi.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

MỞ ĐẦU

Nơtron đóng vai trò quan trọng trong nghiên cứu cơ bản cũng như

ứng dụng. Nơtron chủ yếu được tạo ra từ nguồn đồng vị, lò phản ứng và

máy gia tốc hạt,....So với lò phản ứng và máy gia tốc, nguồn nơtron đồng

vị có suất lượng thấp hơn nhưng lại có ưu điểm là giá thành rẻ, thông

lượng nơtron ổn định, kích thước nhỏ gọn, thuận lợi cho việc vận hành

cũng như che chắn an toàn phóng xạ. Chính vì vậy nguồn nơtron đồng vị

vẫn đang được tiếp tục quan tâm khai thác, đặc biệt là các nghiên cứu ứng

dụng ngoài hiện trường.

Các nguồn nơtron đồng vị được sử dụng phổ biến là loại 9Be(,n),

các đồng vị phát hạt  thường là 241Am, 239Pu, 226Ra, 210Po, 244Cm,… Phổ

nơtron từ loại nguồn này có dạng khá phức tạp, năng lượng liên tục từ

vùng nhiệt tới khoảng 13 MeV, năng lượng trung bình khoảng 4 - 5 MeV. Suất lượng phát nơtron khoảng 106-107 n/s. Phổ nơtron bị biến dạng mạnh

khi đi qua các môi trường vật chất. Khi va chạm với các hạt nhân nguyên

tử, nơtron bị mất một phần năng lượng và thay đổi hướng chuyển động.

Nơtron bị mất năng lượng nhiều khi va chạm với các hạt nhân nhẹ, sau một

số lần va chạm, nơtron bị nhiệt hóa, năng lương của chúng tương đương

với chuyển động nhiệt (0.025 eV). Các chất có khả năng làm chậm nơtron

tốt là các vật liệu chứa nhiều hydro như nước, paraffin, polime,...

Nơtron là hạt không mang điện nên việc ghi nhận nơtron thường

gián tiếp thông qua các phản ứng hạt nhân gây bởi nơtron tạo ra các hạt

tích điện hoặc các đồng vị phóng xạ. Việc ghi nhận nơtron thông qua các

đồng vị phóng xạ tạo thành từ phản ứng hạt nhân còn được gọi là phương

pháp kích hoạt, đetectơ là các lá kim loại mỏng có tiết diện phản ứng lớn

đối với nơtron.

Luận văn với đề tài “Nghiên cứu một số đặc trưng và ứng dụng của

nguồn nơtron đồng vị Pu-Be” tập trung nghiên cứu xác định thông lượng

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

của nơtron nhiệt, nơtron trên nhiệt và nơtron nhanh phát ra từ nguồn

nơtron đồng vị Pu-Be và phân bố nơtron nhiệt theo bề dày các chất làm

chậm nhẹ như parafin và thủy tinh hữu cơ, đồng thời khảo sát một số phản

ứng hạt nhân gây bởi nơtron sử dụng nguồn nơtron này.

Trong nghiên cứu thực nghiệm đã sử dụng phương pháp kích hoạt phóng xạ.

Các mẫu kim loại mỏng (còn gọi là các lá dò hay đêtectơ kích hoạt) có độ tinh khiết

cao được sử dụng để đo gián tiếp nơtron. Phổ gamma của các mẫu sau khi đã kích

hoạt nơtron được ghi nhận bằng đêtectơ bán dẫn Gecmani siêu tinh khiết HPGe có độ

phân giải năng lượng cao. Thí nghiệm được thực hiện trên nguồn nơtron đồng vị Pu-

Be và hệ phổ kế gamma HPGe (ORTEC) tại Trung tâm Vật lý hạt nhân, Viện Vật lý,

Viện Hàn lâm Khoa học và Công nghệ Việt Nam.

Bố cục của luận văn, ngoài phần mở đầu, kết luận và phụ lục, được

chia làm 3 chương:

Chương 1: Tổng quan về nguồn nơtron đồng vị và tương tác của

nơtron với vật chất.

Chương 2: Thực nghiệm và phân tích số liệu

Chương 3: Kết quả và thảo luận.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

CHƢƠNG 1: TỔNG QUAN VỀ NGUỒN NƠTRON ĐỒNG VỊ VÀ

TƢƠNG TÁC CỦA NƠTRON VỚI VẬT CHẤT

1.1.Một số đặc trƣng của nguồn nơtron đồng vị

1.1.1. Các loại nguồn nơtron đồng vị

Nguồn nơtron đồng vị bao gồm ba loại chính là: nguồn dùng phản ứng

(,n), (,n) và nguồn phân hạch tự phát (f,n). Các tham số quan trọng đối

với các nguồn nơtron đồng vị là suất lượng phát nơtron, phổ năng lượng

nơtron, năng lượng các bức xạ , , thời gian sống của đồng vị,...

Đối với loại nguồn (,n), một số đồng vị phóng xạ có đặc tính phân

rã , các hạt  gây ra phản ứng hạt nhân (,n) tạo ra nơtron. Đây chính là

cơ sở vật lý để chế tạo các nguồn nơtron đồng vị bằng cách hòa trộn đồng

vị phát hạt  và các vật liệu thích hợp. Những đồng vị phát  thường được sử dụng là 226Ra, 239Pu, 241Am,... Be thường được chọn làm bia và cho suất

lượng nơtron lớn nhất. Nơtron được tạo ra chủ yếu từ phản ứng hạt nhân

Ngoài ra một phần ít nơtron còn được tạo thành từ các phản ứng hạt

9Be(,') 9Be * --->8Be + n;

9Be(,8Be)5He --->4He + n;

nhân khác như:

10B, 11B, 13C, 7Li,.. cũng là những đồng vị thường được sử dụng như

và 9Be(,n)3

là các bia tạo nơtron thông qua phản ứng (,n).

Trong nguồn đồng vị (,n) do các hạt  có năng lượng khác nhau và

năng lượng của chúng bị suy giảm trong môi trường vật chất nguồn trước

khi phản ứng xảy ra. Do đó phổ nơtron của nguồn đồng vị (,n) là phổ liên

tục từ vùng nhiệt tới khoảng 10 MeV. Hình 1.1 là phổ nơtron của một số

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

nguồn đồng vị loại 9Be(,n). Hình 1.2 là một số phổ nơtron với các bia

khác nhau[10]. Bảng 1.1 và 1.2 là đặc trưng cơ bản của một số nguồn

nơtron đồng vị loại (,n) [14].

Hình 1.1: Phổ nơtron của một số nguồn đồng vị loại9Be(,n).

Hình 1.2: Phổ nơtron từ phản ứng (n,) đối với một số bia khác.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Bảng 1.1: Một số nguồn nơtron đồng vị (,n).

Nguồn nơtron Năng lượng trung bình Thời gian bán rã

210PoBe

của nơtron (MeV)

210PoB

4.2 138 ngày

226RaBe

2.5 138 ngày

226RaB

3.9 1600 năm

239PuBe

3.0 1600 năm

241AmBe

4.5 24110 năm

242CmBe

4.0 432.2 năm

5.0 162.8 ngày

Bảng 1.2: Một số đặc trưng của nguồn nơtron 9Be(,n).

Nguồn Kiểu pha trộn Tốc độ phát xạ E (MeV) En. ma x(MeV)

241AmBe

(n/s/Ci)

Viên hỗn hợp 5.48 11.0 2.7106

239PuBe Hợp kim Pu+Be

oxit Am +Be

226RaBe Hỗn hợp nén cơ

5.15 10.7 2.2106

4.78-7.69 13.1 2.0106

242Cm

học Ra+Be

Viên hỗn hợp 6.11 11.8 7.0 106

oxit Cm +Be

Đối với loại nguồn đồng vị (,n), các đồng vị phát bức xạ gamma thường được sử dụng là 124Sb, 24Na, 140La, 72Ga,...có năng lượng đến khoảng từ 2- 3 MeV và thường chỉ sử dụng hai loại bia nhẹ là 9Be và 2H

qua các phản ứng hạt nhân: 9Be(,n)8Be và 2H(,n)1H. Ưu điểm của loại

nguồn này là nếu dùng tia gamma đơn năng có năng lư ợng lớn hơn ngưỡng

phản ứng (,n) thì nhận được nơtron hầu như đơn năng do bức xạ gamma

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

bị mất năng lượng rất ít trong môi trường vật chất nguồn. Suất lượng của loại nguồn này chỉ khoảng 105 n/s.

Nguồn đồng vị phân hạch tự phát do một số hạt nhân nặng tự động

phân chia và trong quá trình phân hạch tự phát sinh ra nơtron. Nguồn phân hạch tự phát được sử dụng nhiều nhất là 152Cf. 152Cf và hầu hết các nguồn

nơtron phân hạch khác được chế tạo bằng cách chiếu xạ urani hoặc các

nguyên tố siêu urani khác bởi nơtron trong lò phản ứng. Phổ nơtron từ loại

nguồn này có dạng gần như phổ nơtron phân hạch trong lò phản ứng, năng

lượng trung bình khoảng 1.5 MeV (hình 1.3 [10]). Suất lượng của nguồn nơtron 152Cf có thể lên tới 109 n/s. Tuy nhiên thời gian bán rã chỉ 2.645

năm, đây cũng là một hạn chế khi sử dụng loại nguồn này.

Hình 1.3: Phổ nơtron của nguồn 152Cf.

1.1.2. Một số đặc trưng của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

Plutonium được pha trộn với Be với mật độ khoảng 3.7 g/cm3, 239Pu

phát hạt  năng lượng trung bình 5.15 MeV, thời gian sống 24110 năm,

kiểu phân rã  (100%). Nguồn Pu-Be còn phát kèm các bức xạ gamma có

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

nguồn gốc từ phân rã của 239Pu và 241Am cũng như phân rã của 12C. Ngoài

ra còn có bức xạ hãm do các electron thứ cấp, bức xạ gamma từ các phản

ứng hạt nhân (n,x) xảy ra với các vật liệu xung quanh nguồn. Tuy nhiên

các bức xạ gamma từ nguồn Pu-Be yếu hơn so với một số loại nguồn khác

như nguồn Ra-Be, mặt khác do thời gian sống rất dài nên nguồn nơtron Pu-

Be được sử dụng khá phổ biến.

Năng lượng và cường độ của hạt  là: 5105.5 keV (11.94%);

5144.31 keV (7.11%); 5156.59 (keV) (70.77%). Năng lư ợng nơtron trung

bình khoảng 4.5 MeV, năng lượng cực đại 10.7 MeV. Một nguồn Pu-Be

loại hình trụ với đường kính khoảng 2 cm và chiều cao 3 cm cho suất lượng nơtron khoảng 106 n/s. Hình 1.4 là hình ảnh cấu tạo của nguồn

nơtron đồng vị Pu-Be [10]. Hình 1.5 là hình ảnh thực tế của một nguồn

nơtron đồng vị Pu-Be. Hình 1.6 là phổ nơtron của nguồn Pu-Be được xác

định bởi các tác giả khác nhau [10,11]. Hình 1.7 là các phổ của gamma từ

các nguồn nơtron đồng vị Pu-Be, Am-Be và phông gamma của môi trường

[5].

Hình 1.4: Nguyên lý cấu tạo của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 1.5: Hình ảnh của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be

Hình 1.6: Phổ nơtron của nguồn Pu-Be.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 1.7: Phổ gamma của nguồn nơtron Pu-Be, Am-Be và phông.

1.2.Tƣơng tác của nơtron với vật chất.

1.2.1. Phân loại nơtron theo năng lượng

Căn cứ vào năng lượng, nơtron có thể được phân chia thành các loại

1. Nơtron lạnh năng lượng từ 0 tới 0.025 eV.

2. Nơtron nhiệt: cân bằng nhiệt với môi trường xung quanh, năng lượng có xác suất lớn nhất ở 20 0C: 0.025 eV, phân bố Maxwellian

mở rộng tới khoảng 0.2 eV.

3. Nơtron trên nhiệt: năng lượng lớn hơn nhiệt từ 0.025 eV tới 1 eV.

4. Nơtron cộng hưởng từ 0.1 eV tới 300 eV.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

5. Nơtron chậm năng lượng thường từ nhỏ hơn 1 eV tới 10 eV, đôi khi

tới 1keV (tùy theo định nghĩa).

6. Nơtron trung gian nằm giữa nơtron chậm và nơtron nhanh, vài trăm

eV tới 0.5 MeV.

7. Nơtron trên Cadmium là các nơtron ít bị hấp thụ bởi Cd, năng lượng

lớn hơn 0.5 eV.

8. Nơtron nhanh năng lượng lớn hơn 1 eV, 0.1 MeV hoặc 1 MeV đến

20 MeV(tùy theo định nghĩa).

9. Nơtron siêu nhanh (tương đối tính) năng lượng lớn hơn 20 MeV.

10. Nơtron phân hạch được tạo ra từ quá trình phân hạch hạt nhân,

năng lượng từ khoảng 100 eV đến 15 MeV, xác suất lớn nhất 0.8

MeV, trung bình khoảng 2 MeV.

11. Nơtron trong lò phản ứng năng lượng khoảng từ 0.001 eV tới 15

MeV.

1.2.2. Tương tác của nơtron với vật chất

Do không mang điện tích nên khi đi vào môi trường vật chất nơtron

tương tác rất yếu với các electron. Tương tác của nơtron chủ yếu là với hạt

nhân.

Quá trình tương tác của nơtron với vật chất thông qua hai hiện tượng

chính là tán xạ và hấp thụ, bao gồm các quá trình tán xạ đàn hồi, tán xạ

không đàn hồi và các phản ứng hạt nhân.

Khi nơtron va chạm với hạt nhân bia, nếu thế năng của hệ giữ

nguyên còn động năng của hệ có thể biến đổi thì gọi là tán xạ đàn hồi. Khi

va chạm đàn hồi với hạt nhân bia, nơtron bị mất năng lượng và thay đổi

hướng chuyển động. Giữa nơtron và hạt nhân xảy ra sự trao đổi động năng

còn trạng thái hạt nhân thì không đổi. Nơtron bị mất năng lượng nhiều khi

va chạm với hạt nhân nhẹ.

Cơ chế tán xạ không đàn hồi là khi nơtron tương tác với vật chất nó

truyền cho hạt nhân nguyên tử một phần năng lượng. Hạt nhân sau khi

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

nhận năng lượng sẽ nhảy lên trạng thái kích thích và sau đó sẽ phát ra bức

xạ gamma hoặc các bức xạ khác để trở về trạng thái cơ bản. Tán xạ không

đàn hồi hầu như chỉ xảy ra với những nơtron năng lượng cao (1MeV) và

có tiết diện lớn với các hạt nhân nặng.

Hấp thụ nơtron là quá trình xảy ra các phản ứng hạt nhân của nơtron

với hạt nhân bia, hạt nhân bia sẽ thể hiện một vài hiện tượng như sau:

- Hạt nhân bia bị kích thích tới một mức năng lượng cao hơn. Sau đó

nó trở về trạng thái cơ bản bằng việc phát ra một hay nhiều photon.

- Hạt nơtron tới bị bắt và hình thành hạt nhân hợp phần. Do khối

lượng của hạt nhân hợp phần này nhỏ hơn tổng khối lượng của các hạt

nhân ban đầu và hạt tới nên photon hay còn gọi là tia gamma tức thời được

phát ra với năng lượng chính bằng tổng năng lượng liên kết của nơtron với

động năng của nơtron tới. Đây chính là hiện tượng bắt nơtron.

- Hạt tới bị bắt và các hạt sơ cấp khác được phát ra, đó là các phản

ứng: phản ứng tạo proton (n,p), phản ứng tạo hạt alpha (n,), Phản ứng tạo

hai hay nhiều nơtron (n,2n), (n,2p), (n,3n),... Các ph ản ứng này xảy ra với

xác suất lớn với các nơtron nhanh.

- Phản ứng phân hạch hạt nhân (n,f), phản ứng này thường xảy ra với

các hạt nhân siêu Uran như U, Th, Pu, khi tương tác v ới nơtron các hạt

nhân bị phân chia làm 2 mảnh có khối lượng tương đương nhau.

1.2.3. Phản ứng bắt nơtron nhiệt (n,)

Nơtron tương tác với hạt nhân bia bị bắt và hình thành hạt nhân hợp

phần.

n+(Z,A) ---> + (Z, A+1) (1.1)

Hạt nhân sản phẩm ở trạng thái kích thích sẽ phân rã -,

(Z, A+1) ---> (Z+1, A+1) +e - + (1.2)

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Khi hạt nhân hấp thụ nơtron nhiệt (năng lượng 0.025 eV) sẽ tạo

thành hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích. Năng lượng kích thích

bằng tổng năng lượng liên kết của nơtron và động năng của nơtron tới:

(1.3)

E*= E n + ∆E trong đó: E * : Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần,

En : Động năng nơtron tới,

∆E : Năng lượng liên kết của nơtron với hạt nhân bia.

Hạt nhân hợp phần có thể phát ra một hoặc vài tia gamma có năng

lượng cao (~7-8 MeV) để trở về trạng thái cơ bản như được mô tả trên

hình 1.8. Các tia gamma này đặc trưng cho từng hạt nhân. Quá trình từ khi

bắt nơtron tới khi phát ra tia gamma diễn ra trong khoảng thời gian rất ngắn (10-18 - 10-15 giây) nên bức xạ gamma này được gọi là bức xạ gamma

tức thời [8].

Hình 1.8:Sơ đồ phân rã hạt nhân của phản ứng bắt nơtron.

Sau khi phát bức xạ gamma tức thời, hạt nhân hợp phần có thể trở

thành hạt nhân bền hoặc hạt nhân phóng xạ tiếp tục phân rã beta và phát ra

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

các tia gamma trễ với chu kì bán rã xác định được. Trong nhiều trường

hợp phương pháp kích hoạt thường đo các tia gamma trễ.

Tiết diện bắt nơtron nhiệt đặc trưng cho sự hấp thụ nơtron trong dải

năng lượng nhiệt của hạt nhân. Đối với các nơtron trong vùng năng lượng

này, tiết diện tỉ lệ với 1/v trong đó v là vận tốc của nơtron tới. Các nơtron

tới trên nhiệt làm cho hạt nhân bia đạt đến các trạng thái cộng hưởng và

cuối cùng phân rã về trạng thái cơ bản. Tổng của tất cả các cộng hưởng

này được gọi là tích phân cộng hưởng I. Hình 1.9 là tiết diện của phản ứng

bắt nơtron 115In(n,)116mIn [17].

Hình 1.9: Tiết diện của phản ứng bắt nơtron 115In(n,)116mIn.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

1.3. Làm chậm nơtron

Các nơtron sinh ra từ các nguồn đồng vị loại 9Be(,n) có phổ năng

lượng liên tục từ vùng nhiệt tới khoảng 10 MeV, trong đó lượng nơtron

nhiệt chiếm một tỷ lệ nhỏ. Khi nơtron va chạm với các hạt nhân trong môi

trường tốc độ của chúng giảm dần tới năng lượng nhiệt (0.025 eV). Quá

trình giảm năng lượng của nơtron chủ yếu do hiện tượng tán xạ đàn hồi và

được gọi là sự nhiệt hóa (thermalization). Các vật liệu được sử dụng để

nhiệt hóa nơtron gọi là chất làm chậm (moderator). Một chất làm chậm tốt

là làm giảm tốc độ với số va chạm ít nhưng không hấp thụ chúng. Chất làm

chậm lý tưởng có các tính chất sau:

1. Tiết diện tán xạ lớn,

2. Tiết diện hấp thụ nhỏ,

3. Tốc độ mất năng lượng trên một va chạm lớn.

Độ giảm năng lƣợng loga trung bình, , là thước đo tốc độ mất năng

lượng trung bình trên mỗi va chạm và được biểu diễn như sau [4]:

(1.4)

trong đó E0 là năng lượng ban đầu của nơtron,

En là năng lượng nơtron sau va chạm.

Độ giảm năng lượng trung bình  là một hằng số và là đại lượng đặc

trưng cho khả năng làm chậm nơtron của mỗi vật liệu.

Giá trị  đối với một số vật liệu nhẹ thường được liệt kê thành bảng

số liệu (Bảng 1.3). Đối với các chất có số khối A lớn hơn 10, có thể sử

dụng biểu thức xấp xấp xỉ để tính giá trị  như sau:

(1.5)

Số va chạm cần thiết để giảm năng lượng nơtron từ năng lượng E0

đến năng lượng E n có thể tính được bằng biểu thức sau [4]:

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

(1.6)

Bảng 1.3: Tính chất của một số vật liệu làm chậm nơtron[18].

Vật liệu Số va chạm để Tỷ số làm chậm 

nhiệt hóa (N) (MR)

1 Hydro 18 66

0.927 19 67 H2O

0.725 Đơtron 25 >5820

0.51 35 ~5820 D2O

0.425 He 43 94

0.209 Be 86 146

0.158 Cacbon 114 237

0.120 Oxy 150 487

Năng suất làm chậm vĩ mô (Macroscopic slowing down power):

Mặc dù độ giảm năng lượng loga trung bình là thước đo khả năng

làm chậm nơtron của vật liệu, nhưng nó không thể đánh giá được tất cả các

tính chất cần thiết của chất làm chậm. Một đại lượng thường được sử dụng

đề đánh giá khả năng của chất làm chậm là n

ăng suất làm chậm vĩ mô (MSDP) là tích của độ giảm năng lượng loga

trung bình  và tiết diện tán xạ vĩ mô, s, đối với vật liệu [4]:

(1.7)

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Tỷ số làm chậm (Moderating ratio):

Năng suất làm chậm vĩ mô cho biết tốc độ làm chậm nơtron trong

vật liệu, nhưng vẫn chưa lý giải đầy đủ hiệu suất làm chậm của vật liệu. Ví

dụ Boron là nguyên tố có độ giảm năng lượng loga và năng suất làm chậm

lớn nhưng lại là chất nhiệt hóa nơtron tồi do xác xuất hấp thụ nơtron nhiệt

rất lớn.

Đại lượng được sử dụng để đánh giá hiệu suất của chất làm chậm gọi

là tỷ số làm chậm (MR). Tỷ số làm chậm là tỷ số của năng suất làm chậm

vĩ mô và tiết diện hấp thụ vĩ mô a [4]:

(1.8)

Hình 1.10: Sự phụ thuộc của tiết diện kích hoạt trung bình vào bề dày

chất làm chậm paraffin.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

CHƢƠNG 2: THỰC NGHIỆM VÀ PHÂN TÍCH SỐ LIỆU

Mục đích của các thí nghiệm là sử dụng phương pháp kích hoạt

phóng xạ và đo phổ gamma với đêtectơ bán dẫn HPGe nhằm xác định

thông lượng của nơtron phát ra từ nguồn nơtron đồng vị Pu-Be tại Viện

Vật lý, nghiên cứu phân bố của nơtron nhiệt trong các môi trường chất làm

chậm paraffin và thủy tinh hữu cơ, đồng thời khảo sát một số phản ứng hạt

nhân gây bởi nơtron trên các bia In, Au, W, Cu sử dụng nguồn nơtron Pu-

Be này.

2.1. Phƣơng pháp xác định thông lƣợng nơtron từ nguồn Pu-Be.

2.1.1. Phương pháp kích hoạt phóng xạ

Trong nghiên cứu này đã sử dụng phương pháp kích hoạt nơtron để

xác định tiết diện của phản ứng.Nguyên lý của phương pháp này là biến

các đồng vị bền của nguyên tố cần phân tích thành những đồng vị phóng

xạ thông qua các phản ứng hạt nhân. Sau đó, trên cơ sở đo năng lượng của

các tia gamma và chu kỳ bán rã của các đồng vị phóng xạ nói trên có thể

nhận diện được các sản phẩm tạo thành sau phản ứng hạt nhân. Để nâng

cao độ chính xác của kết quả nghiên cứu, trong thực nghiệm đã lựa chọn

các giải pháp kỹ thuật thích hợp liên quan tới vấn đề đo, phân tích số liệu

và hiệu chỉnh các nguồn sai số [1].

Trong thời gian kích hoạt đồng thời diễn ra hai quá trình sau:

1. Quá trình tạo thành hạt nhân phóng xạ từ hạt nhân bền (hạt nhân

bia), quá trình này làm tăng số hạt nhân phóng xạ trong thời gian phản ứng

xảy ra hay quá trình chiếu.

2. Quá trình phân rã các hạt nhân phóng xạ làm giảm số hạt nhân

phóng xạ có trong bia.

là thông lượng của bức xạ kích hoạt Nếu gọi N0là số hạt nhân bia,

(n/cm2/giây), là tiết diện của phản ứng hạt nhân có thứ nguyên là diện

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

tích (cm2) và đơn vị là barn (b) trong đó 1b= 10 -24 cm2, là hằng số phân

rã ( = 0.693/T 1/2 trong đó T1/2 là chu kỳ bán rã) có thứ nguyên là (1/s) và

N(t) là số hạt nhân phóng xạ tại thời điểm kích hoạt t thì có thểthiết lập

𝑑

được phương trình kích hoạt phóng xạ cơ bản sau đây:

𝑑

= (2.1)

Giải phương trình (2.1) với điều kiện ban đầu là nếu t=0 thì N(t=0) =

0 sẽ thu được nghiệm:

(2.2)

Từ phương trình (2.2) suy ra hoạt độ phóng xạ (phân rã/ giây) là:

(2.3)

Hoạt độ phóng xạ giảm theo quy luật hàm e-mũ. Do đó nếu gọi thời

gian kích hoạt là ti thì hoạt độ phóng xạ tại thời điểm t > ti sẽ là:

(2.4)

Trong phương pháp kích hoạt cần phải xác định hoạt độ phóng xạ của

mẫu sau khi ngừng chiếu mẫu. Hoạt độ phóng xạ thường được xác định

theo phương pháp đo phổ gamma. Để xác định hoạt độ phóng xạ của mẫu,

thường đo mẫu trong một khoảng thời gian từ t1 đến t2, với t2> t1> ti (ti là

thời gian chiếu mẫu). Tổng hoạt độ phóng xạ hay hoạt độ phóng xạ tích

phân từ thời điểm t1 đến t2,C(ti,t1,t2) được xác định theo công thức sau :

(2.5)

trong đó: N0 là số hạt nhân bia

 là thông lượng bức xạ kích hoạt (n/cm2/giây)

 là tiết diện của phản ứng hạt nhân (cm2)

 là hằng số phân rã (1/giây)

td t1 ti là thời gian nghỉ hay thời gian phơi mẫu

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

tm t2 t1 là khoảng thời gian đo.

Hoạt độ tích phân C(ti,t1,t2) chính là diện tích ứng với thời gian đo t m

trên hình 2.1 [1].

Hình 2.1: Sự phụ thuộc của hoạt độ phóng xạ vào thời gian kích hoạt (ti),

thời gian phân rã (td) và thời gian đo (tm).

Sự có mặt của hạt nhân phóng xạ được nhận diện dựa vào đỉnh hấp

thụ toàn phần của vạch bức xạ gamma đặc trưng của hạt nhân phóng xạ và

chu kỳ bán rã của nó. Số hạt nhân đã phóng xạ C(ti,t1,t2) trong thời gian đo

được xác định dựa vào diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần của vạch bức xạ

đặc trưng. Diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần của vạch đặc trưng tỷ lệ thuận

với số hạt nhân đã bị phân rã trong thời gian đo t m hay trong khoảng thời

gian từ t1 đến t2. Ngoài ra, diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần vạch bức xạ

gamma đặc trưng phụ thuộc vào các đại lượng sau:

 Ilà cường độ của vạch bức xạ đặc trưng hay là xác suất phát tia bức xạ đặc

trưng, I 100%, được sử dụng để xác định hoạt độ của hạt nhân phóng xạ.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hiệu suất ghi  của đỉnh hấp thụ toàn phần của vạch bức xạ gamma

đặc trưng, < 100%. Hiệu suất ghi thường được xác định dựa vào mẫu

chuẩn đã biết trước hoạt độ phóng xạ.

 Hệ số hiệu chỉnh F tính đến sự mất số đếm do các hiệu ứng thời

gian chết, sự chồng chập xung, tự hấp thụ tia gamma trong mẫu,... Do đó tỉ

lệ giữa số xung đo được và số xung thực F < 100%.

Như vậy phương trình (2.5) có thể viết lại theo kết quả đo thực tế

như sau:

(2.6)

Đo được diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần C thì từ phương trình (2.6)

sẽ tính được thông lượng nơtron như sau:

𝑒 𝑒 𝑒

(2.7)

2.1.2. Xác định thông lượng nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng

Trong phương pháp kích hoạt, nơtron nhiệt thường xác định dựa vào các phản

ứng bắt nơtron (n,). Nếu mẫu được bọc bằng lá Cd có bề dày 0,51 mm trong khi

chiếu xạ thì các nơtron nhiệt gần như bị hấp thụ hoàn toàn bởi lớp Cd, do đó phản

ứng (n,) chỉ được gây bởi các nơtron trên cadmi "epicadmium" hay còn gọi là các

nơtron cộng hưởng. Nếu mẫu không bọc Cd thì cả nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng

đều gây nên phản ứng. Tỷ số của hai hoạt độ phóng xạ khi không bọc Cd và có bọc

𝐻𝑜ạ độ 𝑘ℎô𝑛𝑔 𝑏ọ𝑐 𝑑

Cd được gọi là tỷ số Cd (CR) và bằng [8]

(2.8)

𝑅

𝐻𝑜ạ độ 𝑘ℎ 𝑏ọ𝑐 𝑑

ℎ + 𝑒 𝑒

trong đó th là thông lượng nơtron nhiệt tới ngưỡng Cd, e thông lượng nơtron cộng

hưởng; 0 là tiết diện bắt nơtron nhiệt ; I là tiết diện tích phân cộng hưởng.

Khi mẫu không được bọc trong Cd, tốc độ phản ứng, R, trên một nguyên tử

của đetectơ nhận được từ phương trình:

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

(2.9) R=Rth+Re=th0 + eI

trong đó Rth và Re là tốc độ phản ứng đối với nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng.

Tốc độ phản ứng có thể xác định được từ phương trình (2.7) khi biết được hoạt

độ phóng xạ:

(2.10)

𝑅 ×

𝑒 𝑒 𝑒

Sử dụng mẫu bọc Cd, quá trình kích hoạt chỉ xảy ra với nơtron cộng hưởng ta

có:

(2.11) Re=eI

Suy ra:

(2.12) th = (R- eI)/ 0

Từ các phương trình (2.11,2.12) ta có thể xác định được thông lượng nơtron

nhiệt và nơtron cộng hưởng .

Thông lượng nơtron nhiệt được xác định dựa trên việc đo hoạt độ phóng xạ của

đồng vị 116mIn tạo thành phản ứng bắt nơtron 115In(n,)116mIn.

2.1.3. Xác định thông lượng nơtron nhanh.

Để đo thông lượng các nơtron nhanh từ nguồn Pu-Be ta có thể sử dụng phản ứng hạt nhân115In(n,n')115mIn, Eth: 0,5 MeV. Tốc độ phản ứng được xác định từ

phương trình [8]:

(2.13)

là giá trị trung trong đó Eth là ngưỡng của phản ứng,

bình của tiết diện phản ứng; là giá trị trung bình của thông lượng

nơtron, (E) là phân bố thông lượng theo năng lượng.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Nếu biết tiết diện kích hoạt và từ hoạt độ ghi nhận được ta có thể xác định được

thông lượng tích phân trung bình của nơtron dựa vào các phương trình sau:

𝑒 𝑒 𝑒

(2.14)

Các phản ứng với nơtron nhanh tiết diện thường không cao, nên cần tính toán

thời gian chiếu và đo hợp lý để giảm sai số thống kê.

2.2. Ghi nhận và phân tích phổ gamma

Sau khi kích hoạt mẫu, phổ gamma của các mẫu được đo trên hệ phổ

kế gamma sử dụng đêtectơ bán dẫn Gecmani siêu tinh khiết (HPGe), việc

ghi nhận và phân tích phổ gamma được thực hiện với các phần mềm

chuyên dụng.

Hiện nay việc ghi nhận phổ gamma chủ yếu sử dụng các hệ phổ kế

gamma đa kênh, bao gồm: đêtector bán dẫn gecmani siêu tinh khiết HPGe,

các hệ điện tử như tiền khuếch đại, khuếch đại phổ kế, bộ biến đổi tương

tự số (ADC), máy phân tích biên độ nhiều kênh (MCA), nguồn nuôi cao

áp,… Ngoài ra còn có thể có các bộ phận khác như máy phát xung chuẩn

hoặc bộ loại trừ chồng chập xung để hiệu chỉnh các hiệu ứng gây mất số

đếm trong trường hợp tốc độ đếm lớn,… Hệ phổ kế được ghép nối với máy

tính, việc ghi nhận và xử lý phổ được thực hiện bằng các phần mềm

chuyên dụng (hình 2.2).

Phổ kế gamma đa kênh có ưu điểm hơn hẳn so với máy đếm đơn kênh.

Nó không chỉ đơn thuần đếm số hạt bay đến detector mà còn phân biệt

chúng theo năng lượng. Vì sản phẩm sau phản ứng gồm nhiều đồng vị khác

nhau, phát ra các bức xạ gamma có năng lượng khác nhau, do đó việc sử

dụng phổ kế gamma đa kênh giúp cho ta có thể nhận diện được các đồng vị

tạo thành và xác định được hoạt độ phóng xạ của chúng.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

1 3 5 6 7

2 4

Hình 2.2: Sơ đồ hệ phổ kế gamma HPGe

1: Đêtectơ HPGe; 5: Khuếch đại tuyến tính;

2: Nguồn nuôi cao áp; 6: áy phân t ch biên độ nhiều kênh;

3: Tiền khuếch đại; 7: áy t nh;

4: Máy phát xung chuẩn.

Hình 2.3 là phổ gamma đặc trưng của mẫu In được kích hoạt trên

nguồn nơtron đồng vị Pu-Be và ghi nhận bằng hệ phổ kế gamma HPGe sử

dụng phần mềm GammaVsion.

Phổ gamma ghi nhận bao gồm một số đỉnh hấp thụ toàn phần của

vạch bức xạ gamma nằm trên một nền Compton liên tục. Đỉnh này là kết

quả tương tác của bức xạ gamma với vật liệu đêtectơ. Mục đích chính của

việc phân tích phổ gamma là xác định năng lượng và diện tích các đỉnh

phổ làm cơ sở cho việc nhận diện nguyên tố và xác định hoạt độ phóng xạ.

Trong thực nghiệm, năng lượng của bức xạ gamma ứng với các đỉnh hấp

thụ toàn phần có thể xác định bằng việc chuẩn năng lượng. Hoạt độ phóng

xạ được xác định dựa trên diện tích của các đỉnh phổ. Có hai phương pháp

chính để xác định diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần phổ bức xạ gamma mà

thiết bị ghi nhận được là phương pháp số và phương pháp làm khớp.

Trong phương pháp làm khớp, diện tích đỉnh phổ gamma thường được

xác định bằng việc làm khớp các số liệu đo được với một hàm giải tích

thích hợp và tích phân hàm đó để tính diện tích đỉnh. Hàm này sẽ chứa các

tham số tự do và chúng được tìm bằng thuật toán làm khớp bình phương

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

tối thiểu phi tuyến. Thông thường chọn dạng hàm Gauss để mô tả đỉnh hấp

thụ toàn phần.

Hình 2.3: Phổ gamma của mẫu Indium kích hoạt trên nguồn nơtron đồng

vị Pu-Be.

Trong thực tế đỉnh có thể có đuôi chủ yếu ở phía năng lượng thấp của đỉnh, đặc

biệt là khi tốc độ đếm lớn. Do đó hầu hết các hàm đều bao gồm phần chính có dạng

Gauss cộng thêm số hạng hiệu chỉnh tính đến phần đuôi của đỉnh. Người ta thường sử

dụng hàm e – mũ cho phần đuôi của đỉnh phổ. Các hàm biểu diễn dạng của phông

thường được xây dựng với hai phần: phần thứ nhất thường là một đa thức bậc nhất mô

tả phần phông bên trái năng lượng cao của đỉnh và nằm dưới toàn bộ vùng đỉnh; phần

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

thứ hai là một hàm mô tả sự tăng dần xấp xỉ bước đối với bên năng lượng thấp của

đỉnh. Phông nằm dưới chân đỉnh thường được mô tả bằng một đa thức bậc hai. Đối

với trường hợp cần phân tích các đỉnh chập nhau, người ta thường dùng

hàm khớp là tổng của các hàm với các giá trị khác nhau của các tham số.

Hiện nay, việc phân tích phổ thường được thực hiện với sự trợ giúp

của các chương trình máy tính. Phân tích phổ sử dụng các chương trình

máy tính có tốc độ xử lý nhanh, có thể nhận biết và xử lý hầu hết các đỉnh

với chất lượng tốt. Các số liệu thu được cho biết đầy đủ thông tin về phổ

gamma bao gồm vị trí năng lượng, diện tích, độ phân giải của các đỉnh

gamma, số đếm phông cùng với các sai số phân tích, ngoài ra còn có các

thông tin về thời gian đo, thời gian chết, các tham số chuẩn năng lượng,

chuẩn hiệu suất ghi,… Tuy nhiên trong nhiều trường hợp, chúng ta vẫn cần

thiết phải có những can thiệp trực tiếp như để phát hiện ra những bất

thường của phổ, quyết định những phổ hoặc những đỉnh phổ cần xử lý, đối

với những đỉnh chập cần phải có những xử lý đặc biệt,… Từ những lý do

này mà các chương trình có rất nhiều cách tuỳ chọn, linh hoạt và thích hợp

với các yêu cầu đặt ra trong việc ghi nhận và phân tích phổ gamma.

Trong các thí nghiệm nghiên cứu, các mẫu được kích hoạt In, Au sau khi kích

hoạt trên nguồn Pu-Be được đo trên hệ trường nơtron phát ra từ nguồn đồng vị Pu-

Be, phổ gamma của các mẫu sau khi kích hoạt được đo trên hệ phổ kế gamma với

đêtectơ bán dẫn Gecmani siêu tinh khiết HPGe, model: GEM20P4-70của hãng

ORTEC với đường kính 59.2 mm, dày 30 mm. Độ phân giải năng lượng của đêtectơ là 1,8 keV tại đỉnh 1332,2 keV của 60Co. Các khối điện tử chính bao gồm: Nguồn

nuôi cao áp, model: HV 659;Khối khuyếch đại phổ, model: 572A; Bộ biến đổi tương

tự số ADC, model: 926 -M32-USB đều của hãng ORTEC, Mỹ. Phổ gamma được ghi

nhận và xử lý trên phần mềm MEASTRO và GammaVision (Hình P.1, P.2 phần Phụ

lục).

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

2.3. Xác định hiệu suất ghi của hệ phổ kế gamma HPGe

Hiệu suất ghi đỉnh quang điện của một hệ phổ kế gamma là một thông

số rất quan trọng trong tính toán và phân tích số liệu thực nghiệm. Hiệu

suất ghi đỉnh quang điện được định nghĩa như sau:

(2.15)

trong đó n(E) là tốc độ đếm của đỉnh quang điện có năng lượng E, R(E) là

tốc độ phát xạ gamma có năng lượng E từ nguồn.

Có thể xác định hiệu suất ghi của đêtectơ bằng tính toán lý thuyết

hoặc đo đạc thực nghiệm. Thông thường người ta sử dụng phương pháp

thực nghiệm để xác định hiệu suất ghi của đêtectơ. Bằng phương pháp thực

nghiệm thì hiệu suất ghi tuyệt đối của đêtectơ được xác định theo biểu

thức dưới đây:

(2.16)

trong đó: N là diện tích đỉnh năng lượng E, A là hoạt độ phóng xạ của nguồn, I là xác

suất phát tia gamma, còn tm là thời gian đo tính bằng giây.

Mục đích của việc xác định hiệu suất ghi là thiết lập công thức tính bán thực

nghiệm mô tả đường cong hiệu suất trên toàn bộ vùng năng lượng mà chúng ta quan

tâm, bằng cách làm khớp các kết quả thực nghiệm với một hàm toán học thích hợp. Với

đêtectơ bán dẫn Gecmani siêu tinh khiết HPGe trong dải năng lượng ghi nhận từ 50

keV tới 2500 keV người ta thường sử dụng hàm khớp có dạng sau:

(2.17)

trong đó:  là hiệu suất ghi của detector

E là năng lượng tia gamma

E0 1 keV, an là các hệ số làm khớp.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hiệu suất ghi của đêtectơ đối với các tia gamma có năng lượng khác nhau được xác định bằng việc sử dụng các nguồn chuẩn 241Am (59.54 keV), 152Eu (121.78 keV, 244.69 keV, 344.28 keV, 411.12 keV, 443.96

keV, 778. 90 keV, 867.38 keV, 964.08 keV, 1085.87 keV, 1112.07 keV, 1408.01 keV) và 133Ba (80.99 keV, 276.40 keV, 302.85 keV, 356.02 keV,

383.85 keV).

Hình 2.4 biểu diễn hiệu suất ghi đỉnh hấp thụ toàn phần của đêtectơ bán dẫn

HPGe (ORTEC) tại các vị trí đặt mẫu sát mặt đêtectơ (d=0 cm) được sử dụng trong

luận văn. Các số liệu hiệu suất ghi tại các điểm năng lượng cụ thể được nội suy từ

đường cong làm khớp sử dụng công thức (2.17). Các giá trị của hệ số làm khớp được liệt kê trong bảng 2.1. Chất lượng khớp được đánh giá bởi hệ số R2= 0.98.

Hình 2.4: Đường chuẩn hiệu suất ghi tương đối của hệ phổ kế gamma

HPGe(ORTEC) sử dụng trong nghiên cứu.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Bảng 2.1: Giá trị các hệ số làm khớp hiệu suất ghi của đetectơ HPGe

(ORTEC).

d a0 a1 a2 a3 a4 a5

0 cm -210.6541 128.6962 -27.6084 2.3418 -0.0368 -0.0031

2.4. Một số phép hiệu chỉnh cần thiết

Để nâng cao độ chính xác của các kết quả đo, đã thực hiện một số hiệu

chỉnh như xác định hệ số hệ số suy giảm tia γ, tự che chắn nơtron nhiệt, hệ

số cộng đỉnh của các tia gamma phân rã thác,…

a. Hệ số suy giảm tia γ, Fg, tính theo công thức sau [6]:

(2.18)

trong đó  là hệ số suy giảm tuyến tính (cm-1),t là bề dày của mẫu ( cm).

b. Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn nơtron nhiệt đối mẫu dạng lá mỏng được

tính theo công thức sau [6]:

(2.19)

, trong đó:

0 là tiết diện bắt vĩ mô của các nơtron nhiệt (En= 0.0253 eV),

t là độ dày của tấm chắn.

c. Hệ số tự che chắn nơtron trên nhiệt được tính thông qua công thức sau [6]:

(2.20)

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

, trong đó

là tiết diện vĩ mô tại đỉnh cộng hưởng (Eres),

 : Mật độ

NA : Số Avogadro

M : Khối lượng nguyên tử

Eres : Tiết diện vi mô tại Eres

t : độ dày của lá kim loại

 : Độ rộng cộng hưởng

= + n, vớivà n là độ rộng cộng hưởng đối với các phản ứng (n,) và

(n,n’).

d. Hiệu chỉnh cộng đỉnh

Hiệu ứng cộng đỉnh (summing effect) xuất hiện khi đêtectơ không

phân biệt được (về mặt thời gian) hai tia gamma độc lập hoặc hai tia

gamma nối tầng (cascade). Đỉnh tổng có năng lượng bằng tổng năng lượng

của hai tia gamma thành phần. Hiệu ứng cộng đỉnh làm giảm số xung ở các

đỉnh thành phần phụ thuộc vào cường độ các bức xạ và góc khối tạo bởi

mẫu – đêtectơ. Việc hiệu chỉnh hiệu ứng này tương đối khó khăn, phụ

thuộc vào từng nguồn gamma cụ thể vào hình học đo, vào sơ đồ phân rã…

Giả sử với một sơ đồ phân rã đơn giản chỉ có hai tia gamma nối tầng

γ1, γ2 với năng lượng E1và E2 phát ra trong thời gian phân giải của phổ kế.

Hệ số hiệu chỉnh hiệu ứng cộng đỉnh được tính như sau [2]:

(2.21) - Đối với tia 1:

(2.22) - Đối với tia 2:

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

trong đó: , là xác xuất phát xạ của tia gamma 1, 2; còn t1, t2 là

hiệu suất ghi toàn phần của tia gamma 1, 2. Với những sơ đồ phân rã có

nhiều tia gamma nối tầng, để hiệu chỉnh hiệu ứng cộng đỉnh cần phải có

những tính toán rất phức tạp.

Hiệu ứng cộng đỉnh còn có thể hiệu chỉnh được bằng cách so sánh

đường cong hiệu suất ghi khi sử dụng các nguồn đơn năng tức là không có

hiệu ứng cộng đỉnh với các điểm hiệu suất ghi khi sử dụng các nguồn đa

năng có các tia gamma nối tầng, trong trư ờng hợp đối với các nguồn đa

năng sẽ có một số điểm lệch khỏi đường cong hiệu suất ghi được xây dựng

với các nguồn đơn năng, từ độ lệch này ta có thể đánh giá được hệ số hiệu

chỉnh trung bình của hiệu ứng cộng đỉnh.

Phương pháp đơn giản có thể giảm bớt hiệu ứng này là đo các mẫu

có hoạt độ lớn ở khoảng cách xa đêtectơ. Trong thực tế một đồng vị phóng

xạ thường phát nhiều tia gamma khác nhau nên để tránh hiệu ứng cộng

đỉnh, ta nên sử dụng những tia gamma không bị mất số đếm do hiệu ứng

cộng đỉnh gây ra.

2.5. Thí nghiệm nghiên cứu

Trong thí nghiệm sử dụng nguồn nơtron đồng vị Pu-Be tại Trung tâm

Vật lý hạt nhân, nguồn có đường kính 2.6 cm, chiều cao 3.0 cm, suất lượng nơtron cỡ 106 n/s (Hình 2.5).

Mẫu nghiên cứu bao gồm các lá kim loại mỏng In, Au, W và Cu có

độ tinh khiết cao, trong đó In và Au được sử dụng như là các lá dò dùng để

ghi nhận gián tiếp nơtron do các vật liệu này có tiết diện bắt nơtron nhiệt

lớn. Các mẫu được chế tạo dưới dạng lá mỏng nhằm mục đích hạn chế sự

tự chắn nơtron cũng như tự hấp thụ các tia gamma trong mẫu. Bảng 2.2 liệt

kê các thông số cơ bản của các mẫu nghiên cứu. Hình 2.6 là hình ảnh các

mẫu sử dụng trong nghiên cứu.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 2.5: Hình ảnh nguồn nơtron Pu-Be tại Trung tâm Vật lý hạt nhân,

Viện Vật lý.

Bảng 2.2: Đặc trưng của các mẫu được sử dụng

Tên mẫu Kích thước Bề dày Khối lượng Độ tinh khiết

(mm) (mm) (g) (%)

In 0.05 0.1410 99.95 2020

Au 0.03 0.2008 99.95 18 18

W 0.20 1.3244 99.95 18  18

Cu 0.10 0.3745 99.96  = 25 mm

Sơ đồ bố trí thí nghiệm xác định phân bố của nơtron từ nguồn Pu-Be

được biểu diễn trên hình 2.7.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 2.6: Hình ảnh các mẫu được sử dụng trong nghiên cứu.

Paraffin hoặc Thủy tinh hữu

cơ

Mẫu

Nguồn nơtron

Pu-Be

Hình 2.7: Sơ đồ bố trí thí nghiệm nghiên cứu phân bố thông lượng nơtron

nhiệt từ nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Trong thí nghiệm nghiên cứu sự nhiệt hóa nơtron của các chất làm

chậm paraffin(C 30H62) và thủy tinh hữu cơ(Polimetyl metacrylat, CH2 =

C(CH3)-COOCH3). Đây là chất giàu hydro và có tiết diện tán xạ đàn hồi

lớn với nơtron. Các khối chất làm chậm được chế tạo dưới dạng hình trụ

có đường kính 2.5 cm với các bề dày khác nhau được đặt giữa nguồn

nơtron Pu-Be và lá dò In. Hình 2.8 và 2.9 là hình ảnh các vật liệu parafin

và thủy tinh hữu cơ dùng làm chất nhiệt hóa nơtron.

Hình 2.8: Hình ảnh các khối Paraffin với bề dày khác nhau.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 2.9: Hình ảnh các khối thủy tinh hữu cơ với bề dày khác nhau.

Để xác định thông lượng nơtron trực tiếp phát ra từ nguồn, các mẫu

được kích hoạt trực tiếp trên nguồn, không có chất làm chậm.

Phổ gamma của các mẫu sau khi chiếu được đo trên hệ phổ kế

gamma HPGe đồng trục phông thấp (ORTEC) (Hình P.1, Phụ lục).

Thời gian chiếu, phơi và đo phổ gamma của các mẫu đã kích hoạt

được tính toán dựa trên các thông số về thông lượng nơtron, tiết diện kích

hoạt, thời gian bán rã của các đồng vị sản phẩm, hiệu suất ghi của đetectơ,

khối lượng mẫu.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

CHƢƠNG 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

3.1. Kết quả đo phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm

Trong thí nghiệm nghiên cứu sự phụ thuộc của thông lượng nơtron

nhiệt vào bề dày các lớp paraffin và thủy tinh hữu cơ, mẫu In được kích

hoạt nhiều lần tương ứng với các bề dày chất làm chậm khác nhau trên

nguồn nơtron Pu-Be với thời gian chiếu xác định là 5 giờ. Một số đặc

trưng cơ bản của phản ứng hạt nhân 115In(n,)116mIn được sử dụng để gián

tiếp ghi nhận nơtron nhiệt được liệt kê trong bảng 3.1, [12, 13].

Bảng 3.1: Đặc trưng của phản ứng hạt nhân sử dụng để xác định phân bố

thông lượng nơtron nhiệt.

Phản ứng hạt nhân Cường độ tia  (%)

115In(n,)116mIn

Tích phân cộng hưởng I[b] Tiết diện phản ứng [b] Năng lượng tia  (keV) Chu kì bán rã T1/2

1618 2650100

54.29 phút

138.29 416.86 818.72 1097.33 1293.56 1507.67 2112.31 3.29 27.7 11.5 56.2 84.4 10.0 15.5

Sau khi kích hoạt, đo và phân tích phổ gamma của mẫu In nhằm

đoán nhận các hạt nhân sản phẩm và xác định diện tích các đỉnh gamma.

115In(n,)116mIn, cụ thể là từ diện tích các đỉnh phổ gamma. Thông lượng

Phân bố thông lượng nơtron nhiệt được xác định dựa trên việc đo hoạt độ phóng xạ của đồng vị116 mIn từ phản ứng bắt nơtron thành tạo

nơtron được xác định từ biểu thức 2.7.

Kết quả thực nghiệm xác định phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo

các bề dày chất làm chậm paraffin và thủy tinh hữu cơ được biểu diễn trên

hình 3.1 và hình 3.2.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 3.1: Phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm paraffin

Hình 3.2: Phân bố của nơtron nhiệt trong chất làm chậm Polyethylene

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Từ các kết quả thu được trên các hình 3.1 và 3.2 ta có thể nhận thấy

thông lượng nơtron nhiệt đạt cực đại tại các bề dày chất làm chậm khoảng 2

cm. Giá trị thông lượng nơtron tăng khoảng 1.4 lần đối với paraffin và 1.3 lần

với thủy tinh hữu cơ. Như vậy chất làm chậm paraffin có khả năng nhiệt hóa

nơtron tốt hơn.

3.2. Kết quả nghiên cứu phản ứng hạt nhân gây bởi nơtron

3.2.1. Phản ứng hạt nhân trên mẫu In

Mẫu In tự nhiên được kích hoạt trực tiếp trên nguồn nơtron đồng vị

nhằm khảo sát các phản ứng hạt nhân khả dĩ gây bởi nơtron. Sau khi ghi

nhận và phân tích phổ gamma, các phản ứng hạt nhân đã được đoán nhận

là:115In(n,)116mIn và 115In(n,n')115mIn. Hình 3.3 là phổ gamma của mẫu

Indium kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị Pu-Be và đo trên hệ phổ kế

gamma HPGe (ORTEC) với thời gian chiếu ti: 5giờ, thời gian phơi t d: 1

phút, và thời gian đo t m: 30 phút. Bảng 3.2 là đặc trưng của các phản ứng

hạt nhân ghi nhận được trên mẫu In [13].

Hình 3.3:Phổ gamma của mẫu In kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị Pu-

Be.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Bảng 3.2: Các phản ứng hạt nhân với nơtronđược ghi nhận trên mẫu In

Phản ứng hạt Năng lượng Chu kì bán Năng lượng Cường độ

nhân ngưỡng tia  (keV) tia  (%) rã T1/2

Eth(MeV)

115In(n,)116mIn

thermal 54.29 phút 138.29 3.29

416.86 27.7

818.72 11.5

1097.33 56.2

1293.56 84.4

1507.67 10.0

115In(n,n')115 mIn

2112.31 15.5

0.5 4.486 giờ 336.24 45.8

Ta có thể nhận thấy 02 phản ứng hạt nhân đã được ghi nhận, trong

đó phản ứng 115In(n,)116 mIn chủ yếu gây bởi nơtron nhiệt, còn phản ứng 115In(n,n') 115 mIn được gây bởi nơtron nhanh.

3.2.2. Phản ứng hạt nhân trên mẫu Au

Mẫu Au được kích hoạt trực tiếp trên nguồn nơtron đồng vị Pu-Be

trong thời gian 115 giờ. Sau khi ghi nhận và phân tích phổ gamma, các

197Au(n,)198Au và phản ứng hạt nhân đã được đoán nhận 197Au(n,2n)196Au. Hình 3.4 là phổ gamma của mẫu Au được đo trên hệ phổ

là:

kế gamma HPGe (ORTEC) với thời gian chiếu ti: 115 giờ, thời gian phơi

td: 2 phút, và thời gian đo t m: 60 phút. Bảng 3.3 là đặc trưng của các phản

ứng hạt nhân ghi nhận được trên mẫu Au [13].

Từ hình 3.4 và bảng 3.3 có thể nhận thấy có 02 phản ứng hạt nhân

được đoán nhận trên mẫu Au, trong đó phản ứng 197Au(n,)198Au chủ yếu gây bởi nơtron nhiệt, trong khi đó phản ứng 197Au(n,2n)196Auđược gây bởi

nơtron nhanh có năng lượng từ 8.11 MeV. Qua hai thí nghiệm trên có thể

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

nhận thấy khả năng sử dụng các đetectơ kích hoạt để xác định thông lượng

và năng lượng của nơtron từ nguồn đồng vị Pu-Be.

Hình 3.4: Phổ gamma của mẫu Au kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị

Pu-Be.

Bảng 3.3: Các phản ứng hạt nhân với nơtron đượcghi nhận trên mẫu Au.

Phản ứng hạt Năng lượng Chu kì bán rã Năng lượng Cường độ

nhân ngưỡng tia  (keV) tia  (%) T1/2

Eth(MeV)

197Au(n,)198Au

Nhiệt 2.6947 ngày 411.80 95.62

197Au(n,2n)196Au

675.88 0.805

8.11 6.1669 ngày 355.73 87

Trong thí nghiệm này, mẫu Au được đo nhiều lần với các thời gian nghỉ khác nhau nhằm xác định thời gian bán rã của đồng vị 198Au. Hình 3.5 là đồ thị xác định thời gian bán rã của đồng vị 198Au từ phản ứng bắt

nơtron 197Au(n,)198Au.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 3.5: Xác định thời gian bán rã của đồng vị 198Au

Kết quả đã xác định được T1/2 (198Au) = (2.641±0.13) ngày. Kết quả trên khá phù hợp với giá trị đã được công bố là 2.6947 ngày [9].

3.2.3. Phản ứng hạt nhân 186W(n,)187W

Trong thí nghiệm khảo sát phản ứng hạt nhân gây bởi nơtron trên bia

W, mẫu W được kích hoạt trong trường nơtron đã được nhiệt hóa tối ưu

trong thời gian 121.3 giờ. Hình 3.6 là phổ gamma của mẫu W sau khi kích

hoạt trên nguồn Pu-Be với thời gian phơi td: 2 phút, và thời gian đo t m: 60 phút. Kết quả cho thấy chỉ có duy nhất đồng vị 187W tạo thành từ phản ứng

186W(n,)187W có tiết diện tương đối nhỏ  =38.5±0.5 barn [12], mặt khác độ giàu đồng vị 186W chỉ chiếm 28.6%. Đặc trưng của các phản ứng bắt

hạt nhân 186W(n,)1 87W được ghi nhận. Do phản ứng bắt nơtron nhiệt

nơtron 186W(n,)187W được liệt kê trong bảng 3.4 [13].

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình 3.6: Phổ gamma của mẫu W kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị Pu-

Be.

Bảng 3.4: Đặc trưng phản ứng hạt nhân với nơtron được ghi nhận trên mẫu W.

Phản ứng hạt Chu kì bán Năng lượng tia Cường độ Độ giàu đồng

nhân  (keV) tia  (%) vị (%) rã T1/2

186W(n,)187W

24.00 giờ 72.0 13.55 28.6

134.25 10.36

479.53 26.6

551.55 6.14

618.37 7.57

685.81 33.2

772.87 5.02

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

3.2.4. Phản ứng hạt nhân trên mẫu Cu

Mẫu Cu được kích hoạt trên trường nơtron đã được nhiệt hóa tối ưu,

thời gian chiếu mẫu là 53 giờ, thời gian phơi mẫu là 1.5 phút. Mẫu được

đo trong thời gian 2 giờ. Hình 3.7 là phổ gamma của mẫu Cu sau khi kích

63Cu(n,)64Cu. Bảng 3.5 là các đặc trưng cơ bản của phản ứng hạt nhân

63Cu(n,)64Cu [13].

hoạt trên nguồn Pu-Be. Phản ứng hạt nhân được ghi nhận là:

Hình 3.7: Phổ gamma của mẫu Cu kích hoạt trên nguồn nơtron đồng vị

Pu-Be.

Bảng 3.5:Đặc trưng phản ứng hạt nhân với nơtron được ghi nhận trên

mẫu Cu.

Phản ứng hạt Chu kì bán rã Năng lượng Cường độ Độ giàu đồng

nhân tia  (keV) tia  (%) vị (%) T1/2

63Cu(n,)64Cu

12.701 giờ 511.0 35.2 69.174

1345.77 0.475

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

3.3. Kết quả xác định thông lƣợng nơtron từ nguồn Pu-Be

115In(n,)116mIn. Đồng thời phản ứng 197Au(n,)198Au cũng được sử dụng để xác định

Thông lượng nơtron nhiệt phát ra từ nguồn đồng vị Pu-Be được xác định dựa trên việc đo phổ gamma của đồng vị 116mIn tạo thành phản ứng bắt nơtron

lại thông lượng nơtron nhiệt.

Để xác định thông lượng nơtron trên nhiệt (En>0.5 eV) mẫu được bọc lá Cd có

bề dày 0.5 mm. Sử dụng biểu thức 2.10 để xác định tốc độ của phản ứng trên nhiệt.

Sau đó áp dụng các công thức 2.11 và 2.12 để xác định thông lượng nơtron nhiệt.

Để đo thông lượng các nơtron nhanh từ nguồn Pu-Be ta có thể sử dụng phản ứng hạt nhân115In(n,n')115mIn và áp dụng công thức 2.14 để tính thông lượng trung

bình của nơtron nhanh.

Kết quả thực nghiệm xác định thông lượng nơtron trực tiếp từ phát ra nguồn

Pu-Be và sau khi nhiệt hóa được liệt kê trong bảng 3.6.

Bảng 3.6: Kết quả xác định thông lượng nơtron.

Phản ứng hạt Năng lượng Năng Thông lượng Thông lượng nơtron

nhân sử dụng lượng tia ngưỡng,Et h

nơtron sát nguồn (n/s/cm2) sau lớp paraffin 2.5 cm (n/s/cm 2) gamma

(keV)

115In(n,)116mIn

Nhiệt 416.86 (6.98±0.49) 102 (10.13±0.71) 102

197Au(n,)198Au

Nhiệt 411.80 (6.85±0.48) 102

115In(n,)116mIn

115In(n,n')115 mIn

0.5 eV 2112.31 (0.66±0.07) 101

0.5 MeV 336.24 (6.51±0.58) 104

115In(n,)116mIn và 197Au(n,)198Au cho thông lượng nơtron nhiệt tương

Từ bảng kết quả có thể nhận thấy việc sử dụng phản ứng bắt nơtron

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

đương nhau. Thông lượng nơtron trên nhiệt thấp hơn gần 2 bậc so với

nơtron nhiệt. Nơtron nhanh có thông lượng lớn nhất, kết quả này phù hợp

với dạng phổ nơtron của nguồn Pu-Be. Tuy nhiên để đánh giá chính xác

thông lượng nơtron nhanh cũng như dạng phổ của chúng cần dùng thêm

các phản ứng ngưỡng với các năng lượng ngưỡng khác nhau. Kết quả đo

thông lượng nơtron nhiệt qua các chất làm chậm cung cho thấy paraffin có

khả năng tăng thông lượng nơtron nhiệt nên khoảng 1.5 lần và khả năng

nhiệt hóa nơtron của paraffin tốt hơn thủy tinh hữu cơ.

Các nguồn sai số chính bao gồm: sai số thống kê, sai số hình học

chiếu mẫu, hiệu suất ghi đêtectơ, hệ số tự chắn nơtron nhiệt và nơ tron

cộng hưởng, hiệu ứng cộng đỉnh, tự hấp thụ gamma trong mẫu, sai số của

các số liệu hạt nhân sử dụng như tiết diện, cường độ tia gamma,…Đánh

giá sai số tổng cộng từ 7- 10%.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

KẾT LUẬN

Bản luận văn trình bày các kết quả nghiên cứu thực nghiệm về một

số đặc trưng của nguồn nơtron đồng vị Pu-Be tại Trung tâm Vật lý hạt

nhân và khảo sát khả năng ứng dụng trong nghiên cứu một số phản ứng hạt

nhân với nơtron. Các kết quả chính thu được bao gồm:

- Đã tìm hiểu một số khái niệm cơ bản về nguồn nơtron đồng vị và

tương tác của nơtron với vật chất.

- Nghiên cứu phương pháp và kỹ thuật thực nghiệm xác định phân bố

thông lượng của nơtron nhiệt, trên nhiệt và nơtron nhanh.

- Thực hiện các thí nghiệm nghiên cứu sử dụng nguồn nơtron Pu-Be

và hệ phổ kế gamma bán dẫn siêu tinh khiết HPGe.

- Xác định được phân bố thông lượng nơtron nhiệt với các bề dày

khác nhau của paraffin và thủy tinh hữu cơ.

- Đánh giá được thông lượng nơtron nhiệt, nơtron trên nhiệt, nơtron

nhanh từ nguồn nơtron đồng vị Pu-Be.

- Bước đầu nghiên cứu một số phản ứng hạt nhân gây bởi nơtron từ

nguồn Pu-Be trên một số đồng vị 115In, 1 97Au, 187W, 63Cu.

Trong nghiên cứu thực nghiệm đã sử dụng phương pháp kích hoạt

phóng xạ và đo phổ gamma với đêtectơ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe.

115In(n,)116mIn, đây là phản ứng có tiết diện bắt nơtron nhiệt lớn. Sản phẩm kích hoạt là 1 16mIn có thời gian bán rã tương đối ngắn (54.29 phút)

Phản ứng hạt nhân được sử dụng để xác định phân bố nơtron nhiệt là

và phát nhiều tia gamma với cường độ lớn thuận tiện cho việc ghi nhận và

xử lý phổ gamma.

Từ các kết quả nghiên cứu bước đầu có thể nhận thấy khả năng khai

thác nguồn nơtron đồng vị Pu-Be và các hệ phổ kế gamma tại Trung tâm

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Vật lý hạt nhân - Viện Vật lý trong việc nghiên cứu sự tương tác của

nơtron với vật chất và một số đặc trưng của các phản ứng hạt nhân gây bởi

nơtron trên một số đồng vị có tiết diện bắt nơtron lớn. Về mặt ứng dụng có

thể sử dụng trong công tác đánh giá an toàn bức xạ và phân tích kích hoạt.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tiếng Việt

[1] Nguyễn Văn Đỗ (2004), Các phương pháp phân t ch hạt nhân, NXB

Đại học Quốc gia, Hà Nội.

[2] Phạm Đức Khuê (2006),Nghiên cứu phân bố của bức xạ hãm và

nơtron trên các máy gia tốc electron năng lượng 15MeV, 65 MeV và

2.5 GeV, Luận án Tiến sĩ, Hà Nội.

Tiếng Anh

[3] Anderson M.E. and Neff R.A. (1972), “Neutron energy spectra of

different size 239Pu-Be (,n) sources”, Nuclear Instruments and

Methods, 99, PP.231-235.

[4] Bizuneh Y. (2007), “Measurement of the thermal neutron flux of 241Am-Be source and thermal neutron capture cross section for 11K”,

Master Thesis, Addis Ababa University.

[5] Carrillo H.R.V., Acuna E. M., Ferreiro A.M.B., Nunez A.C., (2002), “Neutron and gamma-ray spectra of 239PuBe and 241AmBe”, Applied

Radiation and Isotopes,57, PP.167-170.

[6] Do N.V., Khue P.D., Thanh K.T., Kim G.N., Lee M.W, Oh Y.D.,

Lee H.S, Cho M.H, Ko I.S, Namkung W. (2011), “Measurement of

165Ho(n,)166gHo

thermal neutron cross-section and resonance integral for the

reaction using electron linac-based neutron

source”,Nucl. Instr. and Meth. B 269, PP.159.

[7] Do N.V., Khue P.D., Thanh K.T., Kim G.N., Lee M.W, Oh Y.D.,

Lee H.S, Cho M.H, Ko I.S, Namkung W. (2013), “Thermal neutron

170Er(n,)171Er

cross-section and resonance integral of the

reaction”,Nucl. Instr. and Meth. B 310, PP.10-17.

[8] Desorte D., Gijbels R., Hoste J. (1972), Neutron Activation Analysis,

John Wiley & Sons Ltd.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

[9] Ilbrg D. and Segal Y. (1968), “On the measurement of the thermal

neutron flux with foils”, Nuclear Instruments and Methods 61,tr.93 -

98.

[10] Knoll G. (1988), “Radiation Detection and Measurement”, John

Wiley & Sons.

[11] Kurma A. and Nagarajan P.S. (1977), ”Neutron spectra of 239Pu-Be

neutron source”, Nuclear Instruments and Methods 140, PP.175-179.

[12] Mughabghab S.F. (2003), “Thermal neutron capture cross section,

resonance integrals and g factor”, INDC (NDS)-440, Ditr. PG+ R,

IAEA.

[13] NuDat 2.6 (2011), National Nuclear Data Center, Brookhaven

National Laboratory, http://www.nndc.bnl.gov/

[14] Pauwl H. (1970), “Energy spectra of radioactive neutron source” ,

INDC (NED)-3/G.

[15] Rieppo R. (1979), “A method to measure average neutron activation

cross section by neutron source”, Nuclear Instruments and Methods

159 PP.449-453.

[16] Rieppo R. (1984),“The thermalization of 241Am/Be neutrons in paraffin. The absolute intensities of 241Am/Be neutron as a function

of neutron energy”,Applied Radiation and Isotopes, 35, PP.41-43.

[17] Table of Nuclides, Nuclear Data Center,

KAERI,http://atom.kaeri.re.kr/

[18] Whittal D.M. and Bartle C.M. (1986), “A method for measuring the

neutron flux from an Am-Be source using a NaI(Tl)

scintillator”,Nuclear Instruments and ethods in Phys. Res. A 247,

PP. 390-394.

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

PHỤ LỤC

Hình P.1: Hệ phổ kế gamma phông thấp HPGe(ORTEC)

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

Hình P.2:Giao diện phần mềm xử lý phổ Gamma ision

Bảng P.1: Hiệu suất ghi của hệ phổ kế HPGe (ORTEC) tại vị trí sát bề

mặt đetectơ.

E E E E E  (%)  (%)  (%)  (%)  (%) (keV) (keV) (keV) (keV) (keV)

50 0.79 550 5.01 1050 2.66 1550 2.05 2100 1.67

60 1.88 560 4.91 1060 2.65 1560 2.04 2120 1.66

70 3.14 570 4.81 1070 2.63 1570 2.04 2140 1.65

80 5.46 580 4.71 1080 2.61 1580 2.03 2160 1.64

90 7.96 590 4.62 1090 2.59 1590 2.02 2180 1.62

100 10.34 600 4.53 1100 2.57 1600 2.01 2200 1.61

110 12.38 610 4.45 1110 2.56 1610 2.00 2220 1.60

120 13.99 620 4.37 1120 2.54 1620 2.00 2240 1.59

130 15.16 630 4.29 1130 2.52 1630 1.99 2260 1.58

140 15.94 640 4.21 1140 2.51 1640 1.98 2280 1.57

150 16.37 650 4.14 1150 2.49 1650 1.97 2300 1.55

160 16.53 660 4.07 1160 2.48 1660 1.96 2320 1.54

170 16.47 670 4.01 1170 2.46 1670 1.96 2340 1.53

180 16.26 680 3.95 1180 2.45 1680 1.95 2360 1.52

190 15.92 690 3.89 1190 2.43 1690 1.94 2380 1.51

200 15.51 700 3.83 1200 2.42 1700 1.94 2400 1.50

210 15.04 710 3.77 1210 2.41 1710 1.93 2420 1.48

220 14.54 720 3.72 1220 2.39 1720 1.92 2440 1.47

230 14.03 730 3.67 1230 2.38 1730 1.91 2460 1.46

240 13.51 740 3.62 1240 2.37 1740 1.91 2480 1.45

250 13.00 750 3.57 1250 2.35 1750 1.90 2500 1.44

260 12.50 760 3.52 1260 2.34 1760 1.89

270 12.02 770 3.48 1270 2.33 1770 1.89

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

E  (%)  (%)  (%)  (%)  (%) E (keV) E (keV) E (keV) E (keV) (keV)

780 3.44 1280 2.32 1780 1.88 280 11.55

790 3.39 1290 2.31 1790 1.87 290 11.10

800 3.35 1300 2.29 1800 1.86 300 10.67

810 3.31 1310 2.28 1810 1.86 310 10.27

820 3.28 1320 2.27 1820 1.85 9.88 320

830 3.24 1330 2.26 1830 1.84 9.52 330

840 3.21 1340 2.25 1840 1.84 9.17 340

850 3.17 1350 2.24 1850 1.83 8.85 350

860 3.14 1360 2.23 1860 1.82 8.54 360

870 3.11 1370 2.22 1870 1.82 370 8.251

880 3.08 1380 2.21 1880 1.81 380 7.97

890 3.05 1390 2.20 1890 1.80 390 7.715

900 3.02 1400 2.19 1900 1.80 7.47 400

910 2.99 1410 2.18 1910 1.79 7.23 410

920 2.96 1420 2.17 1920 1.78 7.01 420

930 2.93 1430 2.16 1930 1.78 6.81 430

940 2.91 1440 2.15 1940 1.77 6.61 440

950 2.88 1450 2.14 1950 1.77 6.42 450

960 2.86 1460 2.13 1960 1.76 6.25 460

970 2.83 1470 2.12 1970 1.75 6.08 470

980 2.81 1480 2.11 1980 1.75 5.92 480

990 2.79 1490 2.10 1990 1.74 5.77 490

5.63 1000 2.77 1500 2.09 2000 1.73 500

5.49 1010 2.74 1510 2.09 2020 1.72 510

5.37 1020 2.72 1520 2.08 2040 1.71 520

5.24 1030 2.70 1530 2.07 2060 1.70 530

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

E  (%)  (%)  (%)  (%)  (%) E (keV) E (keV) E (keV) E (keV) (keV)

540 5.13 1040 2.68 1540 2.06 2080 1.68

Bảng P.2: Hệ số tự hấp thụ tia gamma trong mẫu.

Mẫu Bề dày (mm) f(%) Eγ(keV)

0.05 416.86 0.991

0.05 1097.33 0.995 In

0.05 1293.56 0.996

0.03 411.80 0.998 Au

Bảng P.3: Hệ số chắn nơtron nhiệt và nơtron cộng hưởng

Mẫu Bề dày (mm) Gth Gepi

In 0.05 0.979 0.33

Au 0.03 0.990 0.34

Detector #1 ACQ 16-May-2013 at 14:28:09 RT = 1801.0 LT = 1800.0

Bảng P4: Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu In:

In,kich hoat truc tiep tren nguon Pu-Be 5h, Pos0, tm=30 min, T1

ROI# RANGE (keV) GROSS NET +/ - CENTROID FWHM FW(1/5)M

1 29.86 37.38 158 47 13 33.99 2.04 2.81

2 134.56 142.08 483 307 22 138.21 1.26 2.20

3 332.67 340.19 257 153 16 336.29 1.39 2.18

4 412.91 420.43 968 855 31 416.81 1.51 2.38

5 506.93 514.45 123 19 11 510.68 1.56 2.18

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

6 814.67 823.45 277 187 17 81 8.65 2.06 3.12

7 1092.91 1101.68 831 743 29 1097.21 1.92 3.00

8 1288.40 1298.43 1009 964 32 1293.50 2.07 3.35

9 1502.67 1512.69 111 88 11 1507.65 2.07 3.44

10 2105.85 2118.38 124 120 11 2111.99 2.32 4.06

Detector #1 ACQ 21 -May-2013 at 11:12:19 RT = 3601.3 LT = 3600.0

Bảng P5: Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu Au:

Au197,kich hoat truc tiep tren nguon notron Pu-Be, Pos0, tm=1h,T1.

ROI# RANGE (keV) GROSS NET +/- CENTROID FWHM FW(1/5)M

1 29.99 37.50 341 61 19 34.02 1.38 3.07

2 65.07 72.59 863 193 31 69.07 1.12 1.68

3 352.00 359.52 228 37 16 355.86 1.13 1.91

4 408.38 415.90 7185 7007 84 411.83 1.47 2.42

5 604.47 613.24 38 15 7 609.17 1.07 1.56

6 657.09 665.87 79 44 9 661.56 1.86 2.59

7 670.88 679.65 50 32 7 675.58 1.48 3.06

Detector #1 ACQ 23-May-2013 at 10:39:09 RT = 21605.8 LT = 21600.5

Bảng P6: Kết quả xử lý phổ gamma của mẫu W:

W kich hoat notron tren Pu-Be, ti = 121h 20 min; tm=6h.

ROI# RANGE( keV) GROSS NET CENTROID FWHM FW(1/5)M

1 18.87 24.40 913 188 35 21.90 1.55 2.21

2 56.80 62.33 2761 653 61 59.65 0.89 1.39

3 64.70 74.97 2921 1148 85 72.04 0.81 1.50

4 89.98 95.52 1024 136 38 92.66 1.29 1.91

5 131.47 137.00 3023 2038 59 134.35 0.98 1.60

6 183.22 188.75 906 61 36 185.83 0.76 1.12

7 235.77 241.30 839 56 35 238.61 0.83 1.33

8 476.37 482.69 3393 2974 61 479.47 1.29 2.10

9 508.37 514.69 633 267 30 511.08 2.47 3.12

10 548.27 554.59 869 580 33 551.48 1.31 2.08

11 605.95 612.27 272 37 21 609.05 0.86 1.39

12 615.04 621.36 923 764 32 618.17 1.35 2.16

Nguyễn Thị Nga

Luận văn Thạc sĩ

13 622.15 628.47 276 157 19 625.20 1.44 2.18

14 658.10 664.42 280 158 19 661.57 1.61 2.41

15 682.59 688.92 3349 3193 58 685.63 1.49 2.30

16 769.51 775.83 516 420 24 772.76 1.37 2.44

17 1456.92 1463.24 174 148 13 1460.43 2.03 3.46