intTypePromotion=1
ADSENSE

Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn 252Cf và 241Am-Be bằng chương trình MCNP

Chia sẻ: Lavie Lavie | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:57

61
lượt xem
5
download
 
  Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn 252Cf và 241Am-Be bằng chương trình MCNP dưới đây giới thiệu tới các bạn về tổng quan lý thuyết; phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP; tính toán cấu hình cho Howitzer.

Chủ đề:
Lưu

Nội dung Text: Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn 252Cf và 241Am-Be bằng chương trình MCNP

  1. BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯƠNG TRƯỜNG SƠN NGHIÊN CỨU THIẾT KẾ HOWITZER NƯỚC CHO NGUỒN 252Cf VÀ 241Am-Be BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao Mã số : 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học TS. NGUYỄN VĂN HOA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – NĂM 2010
  2. LỜI CẢM ƠN Trong quá trình thực hiện và hoàn thành luận văn, ngoài những cố gắng của bản thân, tôi đã nhận được rất nhiều sự quan tâm, hướng dẫn và giúp đỡ nhiệt tình của quý thầy cô, cũng như sự động viên của gia đình và bè bạn. Xin cho phép tôi được bày tỏ lời cảm ơn chân thành của mình đến: Thầy TS. Nguyễn Văn Hoa, người Thầy hướng dẫn cho luận văn của tôi. Không chỉ hướng về mặt khoa học, thầy còn luôn động viên, giúp đỡ, chia sẻ những khó khăn cho tôi trong suốt quá trình thực hiện luận văn. Quý Thầy Cô trong Khoa Vật lý Trường Đại học Sư phạm Tp. Hồ Chí Minh đã luôn động viên và tạo điều kiện tốt để tôi có thể thực hiện việc nghiên cứu khoa học phục vụ cho luận văn này. Thầy TS. Nguyễn Văn Hùng, Giám đốc Trung tâm đào tạo – Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Đạt, đã tạo điều kiện thuận lợi rất nhiều để giúp đỡ cho tôi trong những đợt làm việc tại Trung tâm Đào tạo. Mặc dù công việc quản lý của Thầy rất bận nhưng Thầy vẫn dành thời gian để giúp đỡ và cho tôi những lời khuyên bổ ích là bước ngoặt lớn trong quá trình thực hiện luận văn này. Một lần nữa cho tôi được nói lời tri ân sâu sắc đến quý Thầy Cô, những người đã giúp tôi hoàn thành luận văn này. Tp.Hồ Chí Minh, ngày 23 tháng 08 năm 2010 Trương Trường Sơn
  3. DANH MỤC CHỮ VIẾT TẮT STT Chữ viết tắt Tiếng Việt Tiếng Anh 1 ACTL Thư viện kích hoạt từ ACTL Livemore 2 ENDF Thư viện các số liệu hạt Evaluated Nuclear nhân ENDF Data File 3 FOM Thông số đánh giá độ tin cậy Figure Of Merit của phương pháp Monte Carlo 4 ITP Chương trình đào tạo giảng Instructor Training viên Program 5 MCNP Monte-Carlo neutron- photon 6 NJOY Mã định dạng các thư viện số liệu hạt nhân trong MCNP 7 NTC/KAERI Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Hàn Quốc 8 NuTEC/JAEA Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Nhật Bản 9 Viện KHKTHN Hà Viện Khoa học kỹ thuật hạt Nội nhân Hà Nội 10 Viện KH-CN Viện Khoa học – Công nghệ 11 Viện NCHN Viện Nghiên cứu hạt nhân
  4. MỞ ĐẦU Trên thế giới, để phục vụ các nghiên cứu và đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng, các Trường đại học (Đại học công nghệ Tokyo, Nhật Bản; Đại học MIT, Mỹ; Đại học Thanh Hoa, Bắc Kinh, Trung Quốc, v.v.), Trung tâm đào tạo thuộc các Viện nghiên cứu (như NuTEC/JAEA, Nhật Bản; NTC/KAERI, Hàn Quốc, v.v.) đều có các phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị thực hành để để học viên có thể tiến hành đo đạc các đặc trưng vật lý neutron như: đo phổ và thông lượng neutron, độ dài làm chậm và khuếch tán neutron, kích hoạt mẫu trên nguồn neutron đồng vị, định liều neutron và thực hiện các tính toán mô phỏng. Ở NuTEC/JAEA, Nhật Bản có phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, họ đã tiến hành đo đạc thực nghiệm các đặc trưng làm chậm và khuyếch tán neutron trong môi trường graphite và môi trường nước sử dụng các nguồn neutron đồng vị như 252Cf và 241Am-Be. Các kết quả được công bố trong tài liệu [1], [2]. Vừa qua (năm 2006-2009), một số cán bộ của Viện NCHN Đà Lạt đã sang NuTEC/JAEA, Nhật Bản thực tập và nghiên cứu trong phòng thí nghiệm này theo Chương trình đào tạo giảng viên ITP (Instructor Training Program). Với mỗi phòng thí nghiệm, tùy theo thiết bị đo và nguồn neutron sử dụng mà có những tính toán, thiết kế không gian làm việc và phép đo đạc thực nghiệm khác nhau nhằm phục vụ tốt nhất công tác huấn luyện, đào tạo và nghiên cứu cho các đối tượng học viên khác nhau (sinh viên, học viên cao học, thực tập sinh, v.v.) cũng như đảm bảo các vấn đề về an toàn bức xạ. Các phòng thí nghiệm này bắt buộc phải có trong mỗi cơ sở đào tạo nhằm phát triển nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân nói riêng. Ở nước ta, có một số cơ sở nghiên cứu (như Viện KHKTHN Hà Nội, Viện Vật lý thuộc Viện KH- CN Việt Nam) đã có một số nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm về các đặc trưng neutron nhưng còn rời rạc, nhỏ lẻ, chưa có hẳn phòng thí nghiệm độc lập nào để phục vụ công tác huấn luyện và đào tạo, mà chỉ thực hiện một số thí nghiệm như đo thông lượng neutron, phân tích kích hoạt neutron cho các khóa luận tốt nghiệp hay thực tập của học viên. Viện NCHN Đà Lạt là cơ sở nghiên cứu duy nhất có Lò phản ứng nghiên cứu IVV-9 với công suất danh định 500 kW phục vụ rất tốt cho công tác huấn luyện, đào tạo, giảng dạy và nghiên cứu về lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nói chung, đặc biệt là lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng nói riêng. Tuy nhiên, để chuẩn hóa công tác huấn luyện và đào tạo trong lĩnh vực này như ở các cơ sở đào tạo nước ngoài, trước khi tiến hành các bài thực nghiệm trên lò phản ứng, trên các kênh ngang của lò phản ứng, cũng như trên các kênh khô (kênh No. 13-2, No. 7-1) thì học viên cần phải thực hiện các thí nghiệm cơ bản về đo thông lượng và phân bố thông lượng của
  5. neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác nhau như graphite, nước nhẹ, ... để có những hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng vị. Vì vậy việc xây dựng một cấu hình Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị ở Việt Nam nói chung và ở Trung tâm đào tạo – Viên NCHN Đà Lạt nói riêng là hết sức cần thiết. Trong luận văn này, chúng tôi sử dụng chương trình MCNP để tính toán mô phỏng nhằm nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn đồng vị 252Cf và 241Am-Be, là bước đầu tiên trong đề tài cấp Bộ của Viện nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt để xây dựng một cấu hình thực nghiệm Howitzer nước cho nguồn 252Cf và 241Am-Be, phục phụ cho việc nghiên cứu và giảng dạy về vật lý hạt nhân nói chung và vật lý neutron, vật lý lò phản ứng hạt nhân nói riêng tại Trung tâm Đào tạo thuộc Viên nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. Luận văn gồm 3 chương: – Chương 1: Tổng quan lý thuyết: giới thiệu về Howitzer, các nguồn neutron, tương tác của neutron với vật chất, chương trình MCNP. – Chương 2: Phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP: giới thiệu về phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP và những ứng dụng trong lĩnh vực hạt nhân – Chương 3: Tính toán cấu hình cho Howitzer: Tính toán, tối ưu cho cấu hình Howitzer đa chức năng: Xây dựng bộ số liệu đầu vào và tính chiều dài khếch tán, chiều dài làm chậm, theo các khoảng cách khác nhau; Migration area; hoạt độ phóng xạ của thùng nhôm Kết luận: + Đưa ra được cấu hình Howitzer tối ưu và những kết luận. + Hướng phát triển của đề tài
  6. Chương 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT 1.1. Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị là một hệ thống chứa nguồn neutron đồng vị cho phép nghiên cứu trong phòng thí nghiệm các đặc trưng của neutron như đo thông lượng và phân bố thông lượng của neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác nhau như graphite, nước nhẹ, ... để từ đó có thể hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng vị... Cấu tạo gồm các bộ phận: - Thùng nhôm chứa nước tinh khiết hoặc graphite; - Hệ thống đế giữ thùng nhôm chứa nước và nắp đậy; - Lớp bảo ôn bao ngoài thùng nhôm chứa nước; - Bộ lọc trao đổi ion và hệ thống bơm nước tuần hoàn; - Cơ cấu giữ, di chuyển và tháo lắp nguồn neutron 252Cf và nguồn Am-Be; - Cấu hình giữ, di chuyển và tháo lắp ống đếm neutron (3 He và 3BF) trong thùng nhôm chứa nước; - Các ống dẫn (kênh ngang) trong thùng nhôm chứa nước để đặt lá dò và mẫu dùng cho kích hoạt neutron; Hình 1.1: Một Howitzer neutron thực tế 1.2. Các nguồn neutron 1.2.1. Thu neutron trong các phản ứng hạt nhân Do thời gian sống ngắn nên chúng ta không gặp neutron trong tự nhiên mà phải tạo ra chúng. Có thể thu được neutron trong các phản ứng khác nhau với các hạt nhân mà neutron liên kết yếu nhất.
  7. Trong các phản ứng này, đầu tiên cần tạo ra hạt nhân trung gian có năng lượng kích thích bằng tổng năng lượng liên kết và động năng của hạt tới trong hệ toạ độ khối tâm (hạt tới có thể là hạt , proton, đơtron hoặc lượng tử ). Nếu năng lượng kích thích lớn hơn năng lượng liên kết của “neutron cuối cùng” trong hạt nhân trung gian thì xác suất phát neutron sẽ đủ lớn. Năng lượng còn lại của trạng thái kích thích sẽ nằm ở dạng động năng của neutron và hạt nhân con. Hạt nhân con sau khi neutron bay ra có thể vẫn ở trạng thái kích thích và sau đó năng lượng kích thích được giải phóng bằng cách phát ra bức xạ gamma. Khả năng thu được neutron ở phản ứng này hay phản ứng khác được xác định bằng năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân. Bảng 1.1: Năng lượng liên kết của neutron cuối cùng trong hạt nhân nhẹ Hạt Năng Hạt Năng Hạt Năng Hạt Năng nhân lượng nhân lượng liên nhân lượng liên nhân lượng liên liên kết, kết, MeV kết, MeV kết, MeV MeV H2 2,225 Be8 18,896 C12 18,720 O15 13,222 H3 6,258 Be9 1,665 C13 4,937 O16 15,669 He3 7,719 Be10 6,814 C14 8,176 O17 4,142 He4 20,577 B9 18,575 N13 20,326 O18 8,047 He5 - 0,956 B10 8,440 N14 10,553 F18 9,141 Li6 5,663 B11 11,456 N15 10,834 F19 10,442 Li7 7,253 C11 13,092 N16 2,500 F20 6,599 Li8 2,033 Năng lượng liên kết của loại hạt nhân cấu tạo từ các hạt  (He4, Be8, C12, O16) là rất lớn. Các hạt nhân này rất bền vững (loại trừ Be8 là không bền do phân rã thành 2 hạt ). Mặt khác, neutron bổ sung thêm vào những hạt nhân như vậy lại liên kết rất yếu. Đối với các nguyên tố đứng sau ôxy quy luật như vậy không thể hiện rõ bằng; đối với hạt nhân trung bình, năng lượng liên kết bằng cỡ 7 - 10 MeV, đối với hạt nhân nặng thì năng lượng liên kết khoảng 6 - 7 MeV. Theo quan điểm thu nhận neutron, hạt nhân nhẹ có ưu thế hơn do hàng rào thế coulomb đối với phản ứng với hạt tích điện của hạt nhân nhẹ thấp hơn so với hạt nhân nặng. 1.2.2. Các loại phản ứng khác nhau
  8. Phản ứng (, n) tuân theo sơ đồ sau: A ZX + 2He4  Z+2XA+3 + n + Q Giá trị Q có thể lớn hơn 0 (phản ứng toả năng lượng) cũng có thể nhỏ hơn 0 (phản ứng thu năng lượng). Năng lượng kích thích của hạt nhân sau khi bắt hạt  vào khoảng 10 MeV; vì vậy (xem bảng 1.1) phản ứng (, n) có thể là phản ứng toả nhiệt hoặc thu nhiệt. Phản ứng (d, n): A ZX + 1H2  Z+1XA+1 + n + Q Do năng lượng liên kết của đơtron nhỏ nên hạt nhân hợp phần được tạo nên khi bắt đơtron bị kích thích rất mạnh; vì vậy hầu hết các phản ứng (d, n) thường là phản ứng toả năng lượng. Phản ứng (p, n): A ZX + 1H1  Z+1XA + n + Q Trong trường hợp phản ứng (p, n), hạt nhân Z+1XA được tạo nên từ hạt nhân ZXA cũng giống như là hạt nhân kết quả của quá trình phân rã  của hạt nhân ZXA. Chúng ta biết rằng phân rã  là khả dĩ và năng lượng cực đại của hạt  bằng E. Đối với đại lượng Q trong trường hợp phản ứng (p, n) chúng ta có hệ thức: Q = E  - Qn (1.1) với Qn = 0,782 MeVlà giá trị của Q trong phân rã  của neutron. Triti là chất phóng xạ  và năng lượng cực đại của hạt  là 18 keV nên Q = 18 keV - 782 keV = - 764 keV. Tất cả các phản ứng (p, n) đều là phản ứng thu năng lượng. Phản ứng (, n) (quang phản ứng): A ZX +   ZXA- 1 + n + Q 1.2.3. Tính toán công suất nguồn neutron Có thể sử dụng các giá trị tiết diện để tính cường độ nguồn neutron. Nếu dòng J (cm-2.s-1) các proton, đơtron hoặc hạt  đi vào bia chứa N nguyên tử cùng loại trong 1 cm3 thì số neutron dQ sinh ra trong 1s ở lớp chiều dày dx với diện tích 1 cm2 là: dQ = J..N.dx (1.2) ở đây  (barn) là tiết diện phản ứng hạt nhân sinh ra neutron. Để xác định độ ra toàn phần cần tích phân phương trình (1.2). Khi đó cần hiểu là tiết diện phản ứng phụ thuộc rất mạnh vào loại hạt tới. Ngoài ra, hạt tới còn bị làm chậm rất nhanh khi tương tác với trường thế Coulomb của các electron
  9. của vật chất bia (độ dài quãng chạy tổng cộng thường vào cỡ  m ). Quá trình làm chậm của hạt tích điện trong vật chất được đặc trưng bằng khả năng làm chậm là: dE/dx (eV.cm-1), khả năng này cũng phụ thuộc năng lượng hạt tới. Đối với độ dài quãng chạy R của hạt với năng lượng E0 khi truyền qua vật chất, chúng ta có hệ thức sau: E0  dE / dx dE R= (1.3) 0 Theo các hệ thức (1.2) và (1.3), công suất toàn phần của nguồn neutron trên 1 cm2 bề mặt của bia dầy khi chiếu hạt nặng tích điện với năng lượng E0 bằng: E0 E Q = J.N.  0 dE / dx dE (1.4) Nếu đưa vào đại lượng độ ra  = Q/J tức là số neutron tính trên một hạt sơ cấp thì ta có thể viết: E0 ( E )  = N.  0 dE / dx dE Như vậy để tính độ ra của nguồn neutron cần thiết phải biết không chỉ tiết diện phản ứng thu neutron mà cả khả năng làm chậm của vật chất bia (thông thường người ta sử dụng tiết diện nguyên E0 dE 1 E tử làm chậm  = dx N (eV.cm2) thay cho khả năng làm chậm và khi đó  =  0  dE ). Nếu tiết diện  phụ thuộc yếu vào năng lượng thì có thể đưa nó ra khỏi dấu tích phân và ta thu được: E0  dE R  = N. = NR = (1.5) dE / dx  0 ở đây  là độ dài quãng chạy tự do trung bình của hạt sơ cấp trước khi có va chạm hạt nhân. Khi lựa chọn các giá trị , có thể sử dụng hệ thức (1.5) để đánh giá độ ra và khi đó tiết diện phản ứng phụ thuộc nhiều vào năng lượng. Để thu được neutron đơn năng, người ta thường sử dụng bia mỏng tức là bia mà sự hao hụt năng lượng của hạt sơ cấp là rất nhỏ. Nếu E - là “độ dày” của bia thì: E0 (E) (E 0 )E  = N.  E 0  E dE / dx dE  N (dE / dx ) E 0 (1.6) 1.2.4. Các nguồn (, n)
  10. 1.2.4.1. Nguồn Ra – Be Có thể thu được nguồn neutron có công suất lớn và ổn định theo thời gian bằng phản ứng Be9(, n)C12 khi sử dụng đồng vị Ra tự nhiên là chất phóng xạ  có hoạt độ cao. Nguồn neutron này thường được coi là nguồn chuẩn. Nhược điểm của nguồn Ra - Be là phát xạ gamma mạnh và tạo thăng giáng 226 năng lượng của neutron. Trên hình 1.2 là chuỗi biến đổi phóng xạ của Ra. 1 gam 88Ra phát ra 3,7.1010 s-1 (1 Ci). Hình 1.2: Sơ đồ phân rã của Rađi Bảng 1.2: Các đặc trưng của nguồn Ra - Be Năng Độ ra  Năng lượng Năng Độ ra  Năng lượng lượng trên một phản ứng lượng trên một phản ứng MeV phân rã  Be9(, n)Be8 MeV phân rã  Be9(, n)Be8 của Ra keV của Ra keV 1,690 0,0224 21 2,090 0,022 377 1,761 0,143 84 2,200 0,059 475 1,820 0,024 137 2,420 0,025 670 1.2.4.2. Các nguồn neutron loại (, n) khác
  11. Po210 (RaF) cũng là một nguồn phát  quen thuộc có chu kỳ bán rã 138,5 ngày và phát ra hạt  có năng lượng 5,305 MeV. RaF có thể được tách từ các sản phẩm của radi hoặc là bằng cách chiếu neutron vào bia Bi209:  Bi209(n, )Bi210   Po210 (chu kỳ bán rã - là 5 ngày) Po210 có ưu điểm lớn so với một loạt các nguồn khác vì không phát  và . Nhược điểm chủ yếu của nguồn này là chu kỳ bán rã quá ngắn. Với nguồn Po - Be có thể thu được gần 2,5.106 neutron/s trên 1 Ci Po210. Trên hình 1.3 là phổ năng lượng của nguồn Po - Be. Năng lượng trung bình của neutron vào khoảng 4 MeV; năng lượng cực đại của neutron nhỏ hơn một chút so với neutron từ nguồn Ra - Be do năng lượng hạt  của Po210 nhỏ hơn Hình 1.3: Phổ năng lượng neutron nguồn Po- Hình 1.4: Phổ năng lượng nguồn Pu-Be Be. Ngoài ra còn có nguồn neutron từ Pu239. Đồng vị Pu239 có chu kỳ bán rã 24360 năm, năng lượng của các hạt  là 5,15; 5,13 và 5,10 MeV. Người ta sử dụng hợp kim Pu-Be để làm nguồn neutron. Nguồn neutron như vậy có thể phát ra 8,5.104 neutron/s đối với 1 gam Pu. Trên hình 1.4 là phổ neutron của nguồn Pu-Be. Nguồn Pu-Be có một loạt ưu điểm như: 1)Vì plutoni với berili kết hợp ở dạng hợp kim nên dễ dàng chế tạo để có được các thông số cần thiết. 2) Loại nguồn này chỉ phát gamma mềm. 3) Có chu kỳ bán rã lớn. Tuy nhiên nhược điểm của loại nguồn này là độ ra neutron nhỏ và trong trường neutron, công suất nguồn bị thay đổi vì Pu239 phân chia. Bảng 1.3 chứa các thông tin về một loạt phản ứng (, n) để làm cơ sở chế tạo nguồn neutron. Bảng 1.3: Phản ứng (, n) trên hạt nhân nhẹ Bia Q, MeV Độ ra neutron trên 106 hạt Bia Q, MeV Độ ra neutron trên 106 hạt
  12.  từ nguồn Po210 (bia dầy)  từ nguồn Po210 (bia dầy) Li6 - 3,977 0 O18 - 0,700 29 Li7 - 2,790 2,6 F19 - 1,949 12 Be9 5,704 80 Na23 - 2,971 1,5 B10 1,061 13 Mg24 - 7,192 0 B11 0,158 26 Mg25 2,655 6,1 C13 2,215 10 Mg26 0,036 - O17 0,589 - Al27 - 2,652 0,74 1.2.5. Các nguồn (, n) Khác với các nguồn neutron loại (, n) phát ra neutron với phổ liên tục, các nguồn neutron loại quang phản ứng sử dụng các lượng tử  phát ra các neutron hầu hết là neutron đơn năng. Do năng lượng tia gamma của các đồng vị phóng xạ ít khi vượt quá 3 MeV, phản ứng (, n) chỉ có thể xảy ra với berili (Q = - 1,665 MeV) và đơtri (Q = - 2,225 MeV); các đồng vị phóng xạ tự nhiên và nhân tạo được sử dụng làm nguồn phát gamma. Nhược điểm của nguồn neutron loại này là độ ra neutron nhỏ và thời gian làm việc ngắn. Khi làm việc với nguồn (, n) cần chú ý đến bảo vệ an toàn phóng xạ khỏi tia gamma cứng. 1.2.5.1. Nguồn Sb - Be Trên hình 1.5 là sơ đồ phân rã của đồng vị Sb124 được tạo nên khi chiếu neutron vào đồng vị Sb123. Có khoảng 48% trường hợp phân rã  dẫn tới trạng thái kích thích của Te124, đồng vị này phát gamma với năng lượng 1,692 MeV. Hỗn hợp tự nhiên của đồng vị ăngtimoan chứa 42,75% Sb123 và 57,25% Sb121. Tiết diện kích hoạt đồng vị Sb123 bằng 2,5 barn khi v0 = 2200 m/s, còn chu kỳ bán rã của đồng vị Sb124 là 60,9 ngày. Trên hình 1.5 là mặt cắt của nguồn neutron Sb - Be. Hình 1.5: Mặt cắt nguồn Sb-Be Có thể rút hình trụ chứa ăngtimoan bên trong ra khỏi 1- Nắp nguồn; 2 - Nguồn; 3 - Berili
  13. lớp vỏ berili. Như vậy có thể “tắt” hoặc “mở” nguồn theo ý muốn. Với loại nguồn này có thể nhận dược 107 neutron/s trên 1 Ci phóng xạ gamma của ăngtimoan với năng lượng 1,692 MeV. Nguồn neutron loại này được sử dụng rộng rãi. Nhược điểm chủ yếu của loại nguồn này là thời gian bán rã quá ngắn (60,9 ngày). tuy nhiên luôn có thể nạp lại nguồn bằng cách đưa vào lò phản ứng để chiếu neutron. 1.2.5.2. Các nguồn neutron (, n) khác Trong bảng 1.4 là các số liệu cho các nguồn (, n) khác. Các giá trị độ ra Y được tính với hình học chuẩn, khi đó 1 gam nước nặng hoặc berili được đặt cách nguồn gamma 1 Ci một khoảng là 1 cm. Tính toán độ ra thực của nguồn bằng hệ thức sau: Q = 4tY (1.7) Trong đó  là mật độ, t là bề dày hiệu dụng của lớp vỏ. Trong số các nguồn gamma tự nhiên có cả MsTh1 (Ra228 với chu kỳ bán rã 6,7 năm với các vạch gamma 1,8; 2,2 và 2,6 MeV) và cả các hạt nhân con của Radi. Do độ ổn định và dễ chế tạo mà nguồn Ra(, n)Be là loại nguồn tốt có chu kỳ bán rã lớn. Bảng 1.4: Các nguồn neutron (, n) Nguồn  T1/2 Năng Độ ra  Bia En, keV Giá trị Y.104 lượng , trên một (2.3.6) đo MeV phân rã Na24 15,0 h 2,757 1,00 Be 969 830 24 - 29 2,757 1,00 D2O 265 220 12 - 14 Al28 2,27 m 1,782 1,00 Be 103 - - Cl38 37,29 m 2,15 0,47 Be 430 - - Mn56 2,576 h 1,77 0,30 Be 93 150 - 2,06 0,20 Be 350 300 2,9 2,88 0,01 Be 1076 - - 2,88 0,01 D2O 350 220 0,31 Ga27 14,1 h 1,87 0,08 Be 181 - 5,9 2,21 0,33 Be 484 - 3,7 2,51 0,26 Be 750 - - 2,51 0,26 D2O 140 130 4,6; 6,9 As76 26,7 h 1,77 0,2 Be 93 - -
  14. 2,06 0,1 Be 350 - - Y88 104 d 1,853 0,995 Be 166 160 10 2,76 0,05 Be 972 - 13 2,76 0,05 D2O 265 - 0,3 In116 54 m 2,090 0,25 Be 377 300 0,82 La140 40,2 h 2,51 0.04 Be 747 620 0,23;0,34 2,51 0,04 D2O 140 130 0,68;0,97 Pr144 17,3 m 2,185 0,02 Be 462 - 0,08 1.2.6. Các nguồn neutron từ chất phân chia Một vài hạt nhân nặng có thể phân chia tự phát. Vì luôn phát ra neutron khi phân chia, các hạt nhân năng này có thể được sử dụng làm nguồn neutron. Trong bảng 1.5 là một vài số liệu của những 252 nguyên tố vượt uran này. Tất cả các hạt nhân trừ Cf đều phát . Vì vậy có thể xảy ra đồng thời phản ứng (, n) trên các hạt nhân tạp chất và do vậy phổ neutron của những nguồn này bao gồm các đóng góp của các phản ứng tương ứng. Phổ neutron của những nguồn vừa nêu trên tương tự như phổ neutron phân chia của U235. Trên thực tế các nguồn 252Cf và 240Pu được sử dụng rộng rãi. Công suất của các nguồn này tăng lên khi neutron lại chiếu lại các hạt nhân trong nguồn. Tồn tại khả năng tạo nguồn (, n) mà phổ neutron của nó tương tự phổ phân chia. Phản ứng (, n) trên F19 cho phổ neutron có năng lượng trung bình 2 MeV gần với giá trị năng lượng trung bình của neutron phân chia. Bảng 1.5: Nguồn neutron phân hạch tự phát Hạt Chu kỳ bán rã Số hạt  trên Số neutron Độ ra neutron riêng nhân (năm) một phân chia trên một phân neutron/(mg.s) chia Pu236 2,85 1,3.109 1,9 26 Pu238 89,4 5,5.108 2,0 2,2 Pu240 6600 1,9.107 2,1 1,1 Pu242 3,79.105 1,9.105 2,3 1,7 Cm242 162,5 ngày 1,6.107 2,3 1,7.104 Cm244 18,4 7,6.105 2,6 9.103 Cf252 2,6 - 3,5 2,7.109
  15. Hình 1.6: Phổ năng lượng neutron của nguồn tương tự phổ neutron phân chia. Đường đứt nét - phổ tính lý thuyết; đường liền nét – Phổ đo được 1.2.7. Thu neutron nhờ các máy gia tốc Các máy gia tốc làm nguồn neutron có những ưu điểm rất lớn. Cường độ dòng neutron đạt được lớn hơn vài bậc so với các nguồn đồng vị. Bằng máy gia tốc, có thể thu được chùm neutron đơn năng tốt và có năng lượng bất kỳ. Cũng có thể tạo chùm neutron dạng xung thích hợp cho phép đo theo nguyên lý thời gian bay. Có nhiều loại máy gia tốc để làm nguồn neutron dựa trên các nguyên lý sau: a. Có thể thu được các neutron đơn năng dựa trên phản ứng (p, n) hoặc (d, n) với chùm đơtron hoặc proton bằng máy gia tốc Van - de - Graph. Đôi khi người ta còn sử dụng xicrotron để thay đổi năng lượng hạt gia tốc và thu được neutron đơn năng. b. Phản ứng (d, n) rất thích hợp để thu neutron năng lượng thấp (dưới 1 MeV). Bia được sử dụng là đơtri, liti, triti và berili. Kết hợp với máy gia tốc đơn giản năng lượng thấp có dòng lớn, có thể thu được chùm neutron mạnh liên tục hoặc xung. c. Có thể thu được chùm neutron rất mạnh bằng máy gia tốc electron thẳng dựa trên phản ứng (, n). Những nguồn neutron loại này dùng cho các phổ kế làm việc theo nguyên tắc thời gian bay. Cũng có khi các chùm neutron thu được từ phản ứng (p, n) và (d, n) trên xiclotron hoặc xincroxiclotron cũng được phục vụ các mục đích này. 1.3. Lý thuyết vận chuyển neutron
  16. Chúng ta giả thiết rằng trong môi trường tán xạ (môi trường có tiết diện tán xạ lớn hơn rất nhiều so với tiết diện hấp thụ) có những nguồn neutron phát ra các neutron đơn năng hoặc là những neutron có phân bố năng lượng theo hàm S(E). Do tán xạ đàn hồi và không đàn hồi, neutron trao đổi động năng của mình với các hạt nhân nguyên tử của chất tán xạ. Nếu động năng của neutron lớn hơn động năng dao động nhiệt của nguyên tử tán xạ thì khi va chạm, các neutron sẽ bị mất năng lượng cho đến khi cân bằng nhiệt với các nguyên tử của môi trường. Khi đó, phân bố neutron theo năng lượng sẽ là phân bố nhiệt và những neutron tuân theo phân bố như vậy được gọi là neutron nhiệt. Nói chung không tồn tại môi trường tán xạ mà không hấp thụ neutron đặc biệt là neutron chậm. Trong vật lý neutron ứng dụng, những chất có tiết diện tán xạ vĩ mô s lớn, làm chậm neutron tốt - có nguyên tử số nhỏ, và hấp thụ neutron ít (a
  17. 4   n(r, )ddV =  n(r)dV =   n(r, , E)dVddE   (1.9) 4 0 0 ở đây n(r) là mật độ neutron tại tọa độ r. Chúng ta đưa vào khái niệm luồng neutron vi phân được xác định bằng hệ thức sau: F(r, , E)ddE = n(r, , E)vddE (1.10) với v là vận tốc của neutron ( 2E/m ). Luồng vi phân chính là số neutron tại r có năng lượng từ E đến E + dE với hướng chuyển động  trong góc đặc vi phân d cắt 1 cm2 đặt vuông góc với hướng  trong 1 giây. Khi tích phân luồng vi phân F(r, , E) theo năng lượng, ta thu được vector luồng F(r, ) là số neutron trong một giây trong một đơn vị góc đặc cắt bề mặt diện tích 1 cm2 đặt vuông góc với hướng  trong góc đặc d.  F(r, )=   F(r, , E)dE 0 Đại lượng:  F(r, )d = n(r) v (r) =  (1.11) 4 với v là vận tốc trung bình của chùm neutron Hình 1.7: Xác định vector luồng và được gọi là luồng neutron. Thực tế, luồng neutron luồng neutron (r) là đại lượng thường được sử dụng để mô tả trường neutron. Ý nghĩa của (r): Xét hình tròn có diện tích S = R2 = 1 cm2, tâm của hình tròn này cố định ở điểm có toạ độ r. Hàm số F(r, )d sẽ là số neutron trong 1 giây trong yếu tố góc đặc d cắt hình tròn này theo hướng  vuông góc với hình tròn. Quá trình tích phân để thu được luồng neutron tương đương quay hình tròn theo mọi hướng, như vậy hình tròn sẽ tạo thành hình cầu có diện tích mặt cầu 4R2 = 4  cm2. ( r ) sẽ là số neutron đi vào hình cầu từ các phía khác nhau trong 1 giây. Trong trường neutron đẳng hướng - tất cả các phương chuyển động của neutron đều có xác suất như nhau - số neutron cắt diện tích 1 cm2 trong 1 giây là /2. Thực vậy, trong trường đẳng hướng thì mỗi yếu tố diện tích bề mặt hình cầu đều có một số neutron như nhau đi qua. Vì diện tích bề mặt 4 cm2 trong 1 giây có 2 neutron đi qua (mỗi một neutron trong một lần cặt hình cầu có một lần đi vào và một lần đi ra) nên số neutron cắt 1 cm2 bề mặt trong 1 giây sẽ là /2. Điều này cũng xảy ra với trường neutron bất đẳng hướng yếu.
  18. Trong đa số trường hợp, F có thể được biểu diễn chỉ phụ thuộc vào  (trường hợp đối xứng trục) và ta có thể phân tích F theo đa thức Lơgiăngdrơ:   (2l  1) F (r)P (cos) 1 F(r, ) = l l (1.12) 4 l0 1 Với P0 = 1; P1 = cos; P2 = 2 (3cos2 – 1) ... d = sindd.   F(r, )Pl(cos)sind Fl(r) = 2  (1.13) 0 Cụ thể:  4  F(r, )P0(cos)sind =  F0(r) = 2   F(r, )d = (r) (1.14) 0 0 Ý nghĩa vật lý của số hạng thứ 2 của đa thức: Để có thể đưa ra ý nghĩa vật lý ta đưa vào khái niệm mới là mật độ dòng J theo phương trục phân bố. Giá trị của vector này là hiệu số số neutron cắt bề mặt 1 cm2 trong 1 giây trong các phương ngược lại vuông góc với trục. Như vậy: 4  J(r) =  F(r, )cosd =2    F(r, )cossind (1.15) 0 0 So sánh với (1.14) ta sẽ thấy J(r) = F1(r). Nếu lấy hai số hạng đầu của công thức (1.14) ta sẽ có: 1 3 F(r, )= (r) + J(r)cos (1.16) 4 4 1.3.2. Phương trình vận chuyển tổng quát Có thể mô tả dạng phụ thuộc thời gian và không gian của trường neutron bằng cách khảo sát sự thay đổi của số neutron. Sự thay đổi số neutron n(r, , E)dVddE trong một yếu tố thể tích dV ở toạ độ r, có hướng chuyển động , có năng lượng nằm trong khoảng E  E + dE do các nguyên nhân sau: 1, Đi ra khỏi thể tích dV: div[.F(r, , E)]dVddE = .grad F(r, , E)dVddE 2, Thêm neutron do có nguồn với mật độ S (r, , E):
  19. S (r, , E) dVddE 3, Do tán xạ và hấp thụ mà số neutron giảm đi: t F(r, , E)dVddE với t = a + s 4. Do tán xạ ở hướng khác và năng lượng khác:    ('  , E'  E) F(r, , E)d’dE’dVddE 4 0 s  s ('  , E'  E) là tiết diện tán xạ mà neutron có năng lượng E’ và phương chuyển động  sau tán xạ thành neutron có phương chuyển động  trong góc đặc d có năng lượng từ E đến E+dE. Vì ở đây ta chỉ xét môi trường đẳng hướng mà trong đó tiết diện tán xạ toàn phần không phụ thuộc vào hướng chuyển động của neutron thì:    ('  , E'  E) ddE =  (E’) 4 0 s s (1.17) Nếu tán xạ đẳng hướng trong hệ toạ độ phòng thí nghiệm thì: 1  s ('  , E'  E) dE = s(E’E)dE (1.18) 4 ở đây s(E’E)dE tiết diện vi phân của quá trình tán xạ của neutron với năng lượng E’ thành neutron có năng lượng trong khoảng E đến E+dE. Tổng tất cả các đóng góp trên phải bằng vận tốc thay đổi của mật độ vi phân tức là:  n (r, , E ) 1  F(r, , E) = t  t  = - .gradF(r, , E) - tF(r, , E)+   ('  , E'  E) F(r, ’, E’)d’dE’+ S(r, , E) 4 0 s (1.19) Phương trình vi tích phân với 7 biến số độc lập này (ba biến cho không gian, hai biến cho hướng chuyển động , hai biến còn lại cho năng lượng và thời gian) được gọi là phương trình vận chuyển tổng quát – hay còn gọi là phương trình Bolzman. Từ phương trình này với các điều kiện biên tương ứng, sẽ xác định được vector luồng với phân bố nguồn neutron cho trước. Dưới đây là một số điều kiện biên quan trọng:
  20. 1. Tại bề mặt phân tách G giữa hai môi trường tán xạ A và B, đối với tất cả rG,  và E, sự liên tục là bắt buộc: FA(rG, , E) = FB(rG, , E) (1.20) 2. Tại bề mặt phân cách giữa môi trường tán xạ và chân không hoặc môi trường hấp thụ tuyệt đối, vì không có một neutron nào có thể quay trở lại sau khi đi qua mặt giới hạn nên: F(rG, , E) = 0 (1.21) đối với tất cả các  hướng vào môi trường từ phía chân không. Phương trình (1.19) trong một số trường hợp nhất định có thể đơn giản hơn. Ví dụ như khi không phụ thuộc năng lượng và thời gian, lúc này phương trình vận chuyển tổng quát sẽ trở thành: . gradF   t F    ('  ) F.d'  S(r, ) 4 s (1.22) Đây là phương trình mô tả khuyếch tán neutron đơn năng trong môi trường dừng mà va chạm không làm thay đổi năng lượng. Một trong những trường hợp riêng quan trọng là khi không có sự phụ thuộc không gian và thời gian. Tích phân theo tất cả các góc khả dĩ ta thu được:  (a + t)(E) =  s(E'E) (E')dE') + S(E) (1.23) 0 Trong đó (E) - luồng neutron với năng lượng E trong khoảng năng lượng đơn vị. Phương trình (1.23) mô tả quá trình làm chậm neutron trong môi trường vô hạn với nguồn phân bố đều. 1.3.3. Dạng tích phân của phương trình vận chuyển Khi giải các bài toán ứng dụng, phương trình vận chuyển viết dưới dạng tích phân rất thuận tiện. Chúng ta xem xét một hình tròn diện tích 1 cm2 và tìm số neutron cắt hình tròn này trong 1 giây ở trong yếu tố góc đặc d bao quanh  vuông góc với hình tròn. Đóng góp của yếu tố thể tích R2dRd vào số neutron nói trên bằng đại lượng    2  F(r  R, ' )  s ('  )d'  S(r  R, ) R dRd Trong đó xác suất để neutron đi đến được mặt phẳng. Có thể thu được giá trị xác suất này bằng cách lấy tích của giá trị góc đặc với xác suất e   t R (để neutron không chịu một va chạm nào trên đoạn đường R). Chia cho yếu tố góc đặc d ta thu được:
ADSENSE

CÓ THỂ BẠN MUỐN DOWNLOAD

 

Đồng bộ tài khoản
2=>2