Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt Neutron nhanh trên nguồn Neutron Am-Be

Chia sẻ: Lavie Lavie | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:62

Thêm vào BST

Báo xấu

69
lượt xem 6
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt Neutron nhanh trên nguồn Neutron Am-Be bao gồm những nội dung về tổng quan cơ sở phân tích kích hoạt Neutron; khảo sát các thông số đặc trưng của hệ phân tích kích hoạt; áp dụng phân tích hàm lượng nguyên tố trong một số loại mẫu.

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt Neutron nhanh trên nguồn Neutron Am-Be

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH ------------------------- Nguyễn Thị Quý NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON NHANH TRÊN NGUỒN NEUTRON Am-Be LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Thành phố Hồ Chí Minh – Năm 2014
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH ------------------------- Nguyễn Thị Quý NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON NHANH TRÊN NGUỒN NEUTRON Am-Be Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử Mã số: 60 44 01 06 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS. HUỲNH TRÚC PHƯƠNG Thành phố Hồ Chí Minh – Năm 2014
LỜI CẢM ƠN Hai năm học cao học, một thời gian không dài nhưng đầy thử thách đối với tôi khi cuộc sống quanh tôi còn bộn bề công việc phải lo lắng. Trong quá trình đó, tôi đã nhận được rất nhiều sự động viên, giúp đỡ của thầy cô, bạn bè và người thân. Đầu tiên, tôi xin gửi lời cảm ơn đến thầy hướng dẫn TS. Huỳnh Trúc Phương, thầy đã gợi ý, hướng dẫn cũng như dành nhiều thời gian để đọc và chỉnh sửa luận văn cho tôi. Tôi cũng xin được gửi lời cảm ơn đến các bạn học viên, sinh viên thực hiện cùng hướng đề tài tại phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân trường Đại học KHTN Tp. Hồ Chí Minh đã giúp đỡ tôi trong việc tìm tài liệu và làm mẫu. Bên cạnh đó, tôi chân thành cảm ơn các thầy, cô đã tận tình giảng dạy tôi trong các học phần vừa qua. Cảm ơn các bạn cùng khóa 22 đã động viên tôi rất nhiều đặc biệt là bạn Nguyễn Kiến Trạch. Cuối cùng, Tôi xin gửi lời cảm ơn đến những người thân trong gia đình đã động viên, tạo điều kiện để tôi có thể hoàn thành được khóa học này. Nguyễn Thị Quý
MỤC LỤC LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU ..................................................................................... 6 DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU ........................................................................ 9 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ............................................................................ 10 MỞ ĐẦU ............................................................................................................. 11 Chương 1 - TỔNG QUAN CƠ SỞ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON ............................................................................................................................ ..13 1.1. Neutron......................................................................................................... 13 1.1.1. Nguồn neutron ....................................................................................... 13 1.1.1.1. Nguồn neutron đồng vị (hay nguồn neutron loại (α , n ) ) ............. 13 1.1.1.2. Nguồn neutron từ máy gia tốc ..................................................... 14 1.1.1.3. Nguồn neutron từ lò phản ứng hạt nhân .................................... 15 1.1.2. Phổ neutron ........................................................................................... 16 1.1.2.1. Neutron nhiệt (thermal neutron)................................................... 17 1.1.2.2. Neutron trên nhiệt (epithermal neutron) ..................................... 18 1.1.2.3. Neutron nhanh (fast neutron). ....................................................... 19 1.2. Tương tác của neutron với vật chất .......................................................... 19 1.2.1. Tán xạ đàn hồi X (n,n) X ..................................................................... 20 1.2.2. Tán xạ không đàn hồi A (n,n’)A* ........................................................ 23 1.2.3. Bắt neutron ( n, γ ) ................................................................................. 24 1.2.4. Neutron gây ra phản ứng phân hạch hạt nhân .................................. 25
1.3. Phương trình cơ bản trong phép phân tích kích hoạt neutron...............26 1.3.1. Giới thiệu...............................................................................................26 1.3.2. Nguyên lý cơ bản của phương pháp phân tích kích hoạt neutron..28 1.3.3. Phương trình cơ bản của phép phân tích kích hoạt .......................... 28 Chương 2 - KHẢO SÁT CÁC THÔNG SỐ ĐẶC TRƯNG CỦA HỆ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT ........................................................................................... 32 2.1. Giới thiệu hệ phân tích kích hoạt .............................................................. 32 2.1.1. Nguồn neutron đồng vị Am-Be ............................................................ 32 2.1.2. Hệ phổ kế gamma.................................................................................. 34 2.2. Khảo sát các đặc trưng của phổ neutron nguồn Am - Be ....................... 35 2.2.1. Phép đo thông lượng neutron nhanh .................................................. 35 2.2.1.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định thông lượng neutron nhanh .............................................................................................. 35 2.2.1.2. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhanh.................... 35 2.2.2. Phép đo thông lượng neutron nhiệt..................................................... 39 2.2.2.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định thông lượng neutron nhiệt ................................................................................................ 39 2.2.2.2. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt ...................... 40 2.2.3. Phép đo hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt 𝛂𝛂 và tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên nhiệt..................................................................................42 2.2.3.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt........................................................................................42
2.2.3.2. Thực nghiệm xác định hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt..........44 2.3. Kết luận ........................................................................................................ 47 Chương 3 - ÁP DỤNG PHÂN TÍCH HÀM LƯỢNG NGUYÊN TỐ TRONG MỘT SỐ LOẠI MẪU ........................................................................................ 48 3.1. Phân tích mẫu với hàm lượng biết trước .................................................. 48 3.1.1. Đặt vấn đề .............................................................................................. 48 3.1.2. Chuẩn bị mẫu ........................................................................................ 48 3.1.3. Chiếu và đo mẫu.................................................................................... 49 3.1.4. Kết quả ................................................................................................... 49 3.2. Phân tích hàm lượng Fe và Al trong một số mẫu địa chất...................... 50 3.2.1. Chuẩn bị mẫu phân tích ....................................................................... 50 3.2.2. Chiếu và đo mẫu.................................................................................... 52 3.2.3. Kết quả phân tích hàm lượng nguyên tố ............................................ 53 3.3. Kết luận.......................................................................................................55 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ ........................................................................... 56 KIẾN NGHỊ VÀ PHÁT TRIỂN ....................................................................... 57 DANH MỤC CÔNG TRÌNH ............................................................................ 58 TÀI LIỆU THAM KHẢO ................................................................................. 59
LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU A sp : Hoạt độ riêng của nguyên tố phân tích, (phân rã.s–1.g–1) C : Hệ số hiệu chỉnh thời gian đo [= (1 − eλt ) / λt m ] m D : Hệ số hiệu chỉnh thời gian rã [= e−λt ]d E : Năng lượng neutron (eV) E Cd : Năng lượng ngưỡng cadmi, (E Cd = 0,55 eV) Er : Năng lượng cộng hưởng hiệu dụng trung bình Eγ : Năng lượng tia gamma f : Tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt F Cd : Hệ số hiệu chỉnh cho độ truyền qua Cd của neutron nhiệt Ge : Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron trên nhiệt G th : Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt HPGe : Detector germanium siêu tinh khiết I0 : Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt trong trường hợp lý tưởng 1/E, (cm2) I 0 (α) : Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt không tuân theo quy luật 1/E, (cm2) M : Khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia, (g.mol–1) Np : Số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần N p /t m : Tốc độ xung đo được của đỉnh tia γ quan tâm đã hiệu chỉnh cho thời gian chết và các hiệu ứng ngẫu nhiên cũng như trùng phùng thật, (s–1)
n(v) : Mật độ neutron ở vận tốc neutron v Q0 : Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện ở vận tốc neutron 2200 m.s–1 Q 0 (α) : Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện đối với phổ neutron trên nhiệt −λt i S : Hệ số hiệu chỉnh thời gian chiếu [= 1 − e ] td : Thời gian rã (chờ) ti : Thời gian chiếu tm : Thời gian đo T 1/2 : Chu kì bán rã w : Khối lượng mẫu W : Khối lượng nguyên tố α : Hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt γ : Xác suất phát tia gamma cần đo εp : Hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng tia gamma θ : Độ phổ cập đồng vị λ : Hằng số phân rã σ0 : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron 2200 m.s–1, (cm2) σ(v) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron v, (cm2) σ(E) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E, (cm2) φe : Thông luợng neutron trên nhiệt, (n.cm–2.s–1)
φ(E) : Thông lượng neutron ở năng lượng E, (n.cm–2s–1) φf : Thông luợng neutron nhanh, (n.cm–2.s–1) φ th : Thông lượng neutron nhiệt, (n.cm–2.s–1) φ(v) : Thông lượng neutron ở vận tốc v, (n.cm–2s–1); φ(v) = n(v).v
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Những nguồn neutron đồng vị Bảng 1.2: Các nguyên tố tạo phản ứng với neutron nhanh Bảng 1.3: Loại tương tác chiếm ưu thế theo năng lượng Bảng 2.1: Khối lượng mẫu và các phản ứng hạt nhân quan tâm Bảng 2.2: Dữ liệu phản ứng hạt nhân và diện tích đỉnh năng lượng Bảng 2.3: Thông lượng neutron nhanh tại kênh nhanh Bảng 2.4: Dữ liệu phản ứng hạt nhân xảy ra và diện tích đỉnh năng lượng Bảng 2.5: Thông lượng neutron nhiệt tại kênh nhanh Bảng 2.6: Khối lượng các mẫu dùng cho thực nghiệm Bảng 2.7: Phản ứng hạt nhân và các đặc trưng quan tâm Bảng 2.8: Các số liệu thực nghiệm của các monitor Bảng 2.9: Hoạt độ riêng và tỉ số cadmi của các monitor Bảng 2.10: Thông số cộng hưởng của các monitor Bảng 2.11: Thông số phổ neutron tại kênh nhanh nguồn neutron Am-Be Bảng 3.1: Hàm lượng các nguyên tố trong mẫu chuẩn Bảng 3.2: Diện tích đỉnh năng lượng thu được của mẫu chuẩn Bảng 3.3: Thông số hạt nhân của các đồng vị quan tâm Bảng 3.4: Kết quả xác định hàm lượng Bảng 3.5: Khối lượng các mẫu phân tích Bảng 3.6: Diện tích đỉnh năng lượng thu được Bảng 3.7: Kết quả tính hàm lượng các nguyên tố trong mẫu địa chất
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Phổ neutron theo năng lượng Hình 1.2: Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân bia Hình 1.3: Tán xạ đàn hồi cộng hưởng giữa neutron với nhân bia Hình 1.4: Tán xạ không đàn hồi giữa neutron và nhân bia Hình 1.5: Sơ đồ minh họa quá trình bắt neutron của hạt nhân bia Hình 2.1: Cấu hình nguồn neutron Am-Be tại bộ môn Vật lý hạt nhân Hình 2.2: Hệ chuyển mẫu MTA - 1527 nhờ bơm áp lực Hình 2.3: Hệ phổ kế gamma với detector HPGe Hình 2.4: Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Al-01 Hình 2.5: Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Al - 0,1%Au (chiếu bọc) Hình 3.1: Quy trình xử lý mẫu
MỞ ĐẦU Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng hạt nhân ra đời từ những năm 1940. Ngày nay hơn 90% lò phản ứng trên thế giới đều dùng kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron để xác định hàm lượng nguyên tố trong vật liệu vì kỹ thuật phân tích này có tính vượt trội so với các phương pháp khác như không hủy mẫu, phân tích nhanh, độ chính xác cao, đơn giản trong thực nghiệm…Kỹ thuật phân tích này dựa trên phản ứng hạt nhân bia với neutron từ lò phản ứng, máy gia tốc hay nguồn neutron đồng vị [14]. Vào năm 1994, bộ môn Vật lý hạt nhân - Trường Đại học Khoa học tự nhiên Tp. HCM đã xây dựng và hoàn thiện hệ thống phân tích kích hoạt neutron MTA - 1527 với nguồn neutron đồng vị Am - Be (5Ci) và hoạt độ của mẫu sau khi chiếu neutron được đo trên detector NaI (Tl) hoặc ống đếm Geiger – Muller [13]. Cùng với sự phát triển của bộ môn Vật lý hạt nhân, hệ phân tích kích hoạt này đã được phát triển kết hợp với việc đo hoạt độ phóng xạ của mẫu bằng detector Germanium siêu tinh khiết (HPGe) từ năm 2004[11]. Hệ thống phân tích kích hoạt neutron của bộ môn Vật lí hạt nhân có hai kênh là: kênh neutron nhiệt và kênh neutron nhanh. Trong đó, kênh neutron nhiệt đã được khai thác nhiều năm nay [2],[11],[13] và đã đạt được những kết quả nhất định, chẳng hạn như phân tích hàm lượng Al, Na và Mn trong xi măng [2]. Gần đây, phương pháp chuẩn hóa k 0 cho hệ phân tích kích hoạt này đã được phát triển [6],[12]. Tuy nhiên, tất cả các công trình nghiên cứu trước đây đều dựa trên kích hoạt bia với neutron nhiệt tại kênh chiếu neutron nhiệt, còn kênh neutron nhanh vẫn chưa được nghiên cứu sử dụng. Vì vậy, để đưa vào khai thác sử dụng
kênh nhanh dùng cho kích hoạt neutron thì việc nghiên cứu phát triển kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron trên kênh nhanh này là cần thiết và có ý nghĩa. Nếu nghiên cứu thành công các thông số phổ neutron tại kênh nhanh này thì việc phân tích hàm lượng các nguyên tố như Al, Fe, Ti, Zn,…trong các mẫu đất đá dễ dàng xác định được. Với những ý nghĩa khoa học và thực tiễn đã nêu, chúng tôi thực hiện đề tài: “Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt neutron nhanh trên nguồn neutron Am-Be”. Mục tiêu của đề tài là nghiên cứu phép phân tích kích hoạt neutron nhanh trên nguồn Am-Be dựa vào phản ứng hạt nhân (n, p), (n, α ) và ứng dụng phân tích hàm lượng nguyên tố Fe, Al trong mẫu địa chất. Để phát triển kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron nhanh tại kênh nhanh của nguồn Am-Be, luận văn tiến hành nghiên cứu:  Tổng quan cơ sở phân tích kích hoạt neutron.  Khảo sát các đặc trưng của hệ phân tích kích hoạt bao gồm đặc trưng của hệ phổ kế gamma với detector HPGe và đặc trưng của phổ neutron của nguồn Am-Be.  Áp dụng phân tích hàm lượng nguyên tố Fe, Al trong mẫu địa chất bằng kích hoạt neutron nhanh.
Chương 1 TỔNG QUAN CƠ SỞ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 1.1. Neutron Trước khi tìm ra neutron người ta chỉ biết sử dụng các hạt mang điện (như α, p, d) trong việc thực hiện các phản ứng hạt nhân. Các hạt này mang điện nên chịu lực cản Coulomb khi đi gần hạt nhân, do đó hạn chế khả năng xuyên sâu vào bên trong hạt nhân nên làm giảm tiết diện phản ứng. Với neutron, nhược điểm này đã được khắc phục một cách dễ dàng. Sự bắt neutron có thể xảy ra khi neutron có năng lượng hầu như bất kỳ, va chạm với hạt nhân tùy ý. Chính vì thế sau khi phát hiện ra neutron, hàng loạt phản ứng hạt nhân mới đã được thực hiện, làm xuất hiện vô số đồng vị phóng xạ mới và mở ra những hướng nghiên cứu thực nghiệm. 1.1.1. Nguồn neutron Nguồn neutron rất quan trọng trong phân tích kích hoạt neutron. Trong thực tế, có nhiều loại nguồn neutron, vì vậy tùy theo yêu cầu và phương pháp phân tích để lựa chọn loại nguồn phù hợp. Đặc trưng quan trọng nhất của một nguồn neutron là năng lượng neutron và thông lượng neutron do nó phát ra. 1.1.1.1. Nguồn neutron đồng vị (hay nguồn neutron loại (α , n ) ) Phần lớn nguồn neutron đồng vị thường sử dụng là những vật liệu phóng xạ phát Anpha như Radi, Poloni, Plutoni… (nguồn phát) trộn với Berili và neutron được sinh ra theo phản ứng (α,n). Trong đó, nguồn Be9 (α, n) C12 tiện lợi, có tiết diện hiệu dụng lớn, công suất lớn và ổn định theo thời gian (1,2.107÷1,7.107 neutron/s) nên được dùng tạo ra các nguồn neutron nhỏ dùng trong phòng thí
nghiệm hoặc để thăm dò và phân tích địa chất. Phổ năng lượng neutron tạo bởi nguồn trên là phổ liên tục có giá trị 1÷13 MeV; trung bình năng lượng của neutron sinh ra là 4÷5 MeV[14]. Một số nguồn neutron đồng vị thường sử dụng được cho trong bảng 1.1. Bảng 1.1: Những nguồn neutron đồng vị [14] Nguồn phát Chu kỳ bán rã Cường độ neutron Năng lượng neutron (s-1Ci-1) trung bình (MeV) 22 năm 227 Ac 1,5×107 4,0 241 Am 432 năm 1,5x107 5,7 239 Pu 2,4×104 năm 1,4×107 4,5 210 Po 138 ngày 2,5×107 4,3 226 Ra 1620 năm 1,3×107 3,6 1.1.1.2. Nguồn neutron từ máy gia tốc Neutron cũng có thể được tạo từ các phản ứng bắn phá các hạt nhân bia khác nhau bằng các hạt mang điện như p hay d được tăng tốc bằng các máy gia tốc mạnh: A ZX + 1H 2 → Z+1 XA+1 + o n1 + Q A ZX + 1H 1 → Z+1 XA + o n1 + Q Các phản ứng như vậy đặc biệt có lợi khi dùng làm nguồn neutron, vì neutron trong trường hợp này là đơn năng với năng lượng và cường độ rất lớn. Một phản ứng điển hình là dùng hạt đơtron tăng tốc bắn vào bia Triti: 3 1H + 1H 2 → 2 He4 + o n1 + Q
Phản ứng trên sinh ra neutron đơn năng với năng lượng 14 MeV, cường độ neutron sinh ra khoảng 1011 - 1012 n.s-1 tương đương với thông thượng neutron nhanh khoảng 109 - 1010 n.cm-2.s-1. Đây là phản ứng được dùng trong máy phát neutron hiện đại. Máy phát neutron thường dùng để xác định một số nguyên tố có tiết diện hấp thụ lớn đối với neutron nhanh, các nguyên tố được phân tích kích hoạt theo neutron loại này cho trong bảng 1.2. Bảng 1.2: Các nguyên tố tạo phản ứng với neutron nhanh [14] Nguyên tố Phản ứng T 1/2 Aluminium (Al) Al27(n, p)Mg27 9,5 phút Magnesium (Mg) Mg26(n, α )Ne23 37,6 giây Silicon (Si) Si28(n, p) Al28 2,3 phút Iron (Fe) Fe56(n, p) Mn56 2,58 giờ Zirconium (Zr) Zr90(n,2n) Zr89m 4,2 phút Nickel (Ni) Ni60(n,p)Co60m 10,5 phút 1.1.1.3. Nguồn neutron từ lò phản ứng hạt nhân Các lò phản ứng có khả năng kích hoạt mạnh nhất, tùy theo cách cấu tạo, chúng có thể cung cấp các neutron với thông lượng không đổi. Các lò phản ứng lớn cho ra neutron với thông lượng khoảng 1015 n.cm-2.s-1 còn đối với các lò phản ứng thông thường thì con số này vào khoảng 1012 n.cm-2.s-1 [14]. Vật liệu hạt nhân chủ yếu là 233U , 235U và 239 Pu . Trung bình mỗi sự vỡ hạt nhân có 2,5 neutron nhanh phát ra, các neutron này được làm chậm trở thành các
neutron nhiệt và tiếp tục gây ra các phản ứng phân chia khác. Ngoài neutron nhiệt, neutron trên nhiệt thì neutron nhanh cũng được dùng trong phân tích kích hoạt. Lò phản ứng hạt nhân thực nghiệm hoạt động trong vùng năng lượng nhiệt lớn (100 kW-10MW) với thông lượng neutron nhiệt khoảng 1012 - 1014 n.cm-2.s-1 . Đây là nguồn neutron hiệu quả nhất cho phân tích kích hoạt do tiết diện hấp thụ neutron cao trong vùng nhiệt đối với đa số các nguyên tố. Ngoài ba loại nguồn phát neutron thông dụng như vừa trình bày ở trên, còn một số nguồn neutron ít phổ biến hơn. + Các nguồn neutron từ phản ứng (γ, n): ZX + γ → Z XA-1 + o n1 + Q A Chiếu lượng tử γ (từ các nhân phóng xạ tự nhiên hoặc nhân tạo) vào nhân bia Berili hoặc Dơteri thu được neutron đơn năng theo phương trình: Be9(γ, n) Be8 hay D2(γ, n)H1. Với loại nguồn này có thể nhận được 107 neutron/s trên 1 curi phóng xạ gamma (có năng lượng 1,692 MeV) với bia là Sb. + Một số nguồn phân hạch tự phát như nguồn 252 Cf (chu kì 2,6 năm). Qua quá trình phân hạch, nguồn 252Cf tạo ra 3,76 neutron có năng lượng 1,5 MeV trên mỗi phản ứng. Một miligam 252Cf phát ra 2,28×109 neutron/s. 1.1.2. Phổ neutron Tiết diện bắt và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng lượng neutron. Phổ neutron lò phản ứng theo năng lượng được chia làm ba miền chính như trong hình 1.1 dưới đây [3].
Hình 1.1: Phổ neutron lò phản ứng. Trong hình 1.1 ta thấy, thông lượng neutron nhiệt là lớn nhất, thông lượng neutron trên nhiệt và neutron nhanh bé hơn và phụ thuộc vào đặc điểm của phản ứng đặc biệt là phụ thuộc vào sự lựa chọn chất làm chậm. 1.1.2.1. Neutron nhiệt (thermal neutron) Như đã biết, các neutron sinh ra từ các loại nguồn neutron đều là các neutron nhanh, sau đó các neutron này mất dần năng lượng do tương tác với môi trường chất làm chậm và cuối cùng bị nhiệt hóa. Vậy, neutron nhiệt là những neutron ở trạng thái cân bằng nhiệt với môi trường chất làm chậm, chúng có năng lượng trong khoảng từ 0 - 0,5 eV. Phổ neutron nhiệt tuân theo phân bố Maxwell - Boltzmann [3]. E dn 2π − = (1.1) 1 e kTn E 2 dE ( πkTn ) 2 3 n
Trong đó, n là số neutron tổng cộng trong hệ, dn là số neutron có năng lượng trong khoảng E đến E+dE, k là hệ số Boltzmann và T n là nhiệt độ của neutron. Phân bố thông lượng neutron tại nhiệt độ T n như sau: E − φ'm ( E ) = φm E e ( kTn ) (1.2) ( n) 2 kT Trong đó, φm là thông lượng neutron toàn phần. 1.1.2.2. Neutron trên nhiệt (epithermal neutron) Đây là các neutron đang trong quá trình làm chậm, chúng có năng lượng trong khoảng từ 0,5 eV - 0,5 MeV. Vùng này được gọi là vùng trung gian hay vùng cộng hưởng. Một cách lí tưởng, sự phân bố neutron trên nhiệt tỉ lệ nghịch với năng lượng neutron, hay nói cách khác phổ neutron trên nhiệt được mô tả bởi quy luật 1/E[3]. φ φ'e = e (1.3) E Trong đó, φe là thông lượng neutron nhiệt, φ'e là thông lượng neutron nhiệt thực sự cho mỗi khoảng logarit năng lượng. Do cấu trúc môi trường vật chất trong lò phản ứng, neutron sẽ bị hấp thụ làm cho phổ neutron trên nhiệt bị lệch khỏi quy luật 1/E. Trên thực tế , ta có thể biểu diễn theo công thức gần đúng: φe (1eV ) α φ'e = 1+α (1.4) E
Trong đó: α là hằng số đặc trưng cho sự lệch phổ so với phổ lí tưởng, hay còn gọi là độ lệch phổ neutron trên nhiệt, không phụ thuộc vào năng lượng, có giá trị trong khoảng [-1,1]. 1.1.2.3. Neutron nhanh (fast neutron). Neutron nhanh hay neutron phân hạch là những neutron có năng lượng lớn hơn 0,5 MeV. Một số công thức bán thực nghiệm biểu diễn phổ neutron nhanh thường dùng [3]: Phổ phân hạch của Watt φ'f 0, 484φf e − E sinh 2E = (1.5) Phổ phân hạch của Cranberg −E φ'f ( E ) = 0, 453φf e 0,965 sinh 2, 29E (1.6) Phổ phân hạch của Grundl và Usner φ'f ( E ) = 0, 77φf e −0,776E sinh 2, 29E (1.7) Trong các công thức trên, E là năng lượng neutron (MeV), φf (E) là thông lượng toàn phần của neutron, φ'f ( E ) là thông lượng neutron cho mỗi khoảng đơn vị năng lượng. 1.2. Tương tác của neutron với vật chất Khi đi xuyên qua vật chất, neutron sẽ tương tác với vật chất theo nhiều cơ chế khác nhau, có thể là tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi hay phản ứng hạt nhân. Sự tương tác của neutron với vật chất xảy ra chủ yếu là do neutron tương tác với hạt nhân nguyên tử và phụ thuộc rất mạnh vào năng lượng của nó. Ở một năng lượng xác định, một loại tương tác nào đó sẽ chiếm ưu thế. Bảng 1.3 cho thấy sự phân loại neutron theo năng lượng và các tương tác chiếm ưu thế tương ứng [9],[17].