Luận văn Thạc sĩ Vật lý: Nghiên cứu phương pháp phân tích kích hoạt neutron-gamma tức thời và áp dụng phân tích boron trong mẫu chuẩn

1

MỤC LỤC

1 4 6

LỜI CAM ĐOAN LỜI CẢM ƠN DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT DANH MỤC CÁC BẢNG DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ LỜI MỞ ĐẦU CHƯƠNG I: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT VÀ PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM 1.1. GIỚI THIỆU 1.2. TỔNG QUAN PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT PGNAA

1.2.1 Cơ sở vật lý 1.2.2 Phương trình cơ bản của phương pháp phân tích kích hoạt 6 7 7 9

neutron - gamma tức thời (PGNAA)

1.2.3 Đặc điểm của PGNAA

1.2.3.1 Đặc điểm cơ bản về phương pháp PGNAA 1.2.3.2 Phổ Gamma tức thời 1.2.3.3 Nguyên tắc cơ bản của phân tích kích hoạt Gamma tức 11 12 13 13

thời

1.2.3.4 Tính gần đúng của mẫu mỏng 1.2.4 Các thành phần chính của một thiết bị PGNAA

1.2.4.1 Chùm tia neutron 1.2.4.2 Vật liệu che chắn và hấp thụ neutron sử dụng cho thiết 14 14 14 15

bị PGNAA

1.2.4.3 Các dụng cụ giá đỡ mẫu, đóng mở và che chắn chùm tia 16 17 1.2.4.4 Detector đo tia gamma 18 1.2.4.5 Hàm đáp ứng năng lượng của Detector HP Ge 18 1.2.4.6 Hiệu suất của detector đo Gamma 20 1.2.4.7 Hệ phổ kế giảm phông Compton 21 1.2.5 Phương pháp tương đối cho phân tích kích hoạt neutron - gamma

tức thời

1.2.6 Phương pháp k0-phân tích kích hoạt neutron-gamma tức thời 1.2.7 Chuẩn năng lượng 1.2.8 Xác định đường cong hiệu suất thực nghiệm

1.2.9

Chuẩn độ phân giải (FWHM) 1.2.10 Độ nhạy của phương pháp PGNAA 22 23 24 27 27

2

1.2.11 Xác định hàm lượng bằng phương pháp tương đối 1.2.12 Sai số hàm lượng

1.3. TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH BORON TRONG MẪU

28 29 30 30 30 1.3.1 Các đặc tính của Boron trong môi trường khác nhau 1.3.2 Tình hình nghiên cứu hàm lượng Boron trong nước và trên thế

giới .

1.4. HỆ PGNAA Ở MỘT SỐ NƯỚC

2.1.1 Chùm tia neutron nhiệt tại KS2 2.1.2 Hệ che chắn an toàn bức xạ và chuẩn trực

2.1.2.1 Che chắn chuẩn trực bên trong KS2 2.1.2.2 Hệ phổ kế gamma

2.2. BỐ TRÍ THÍ NGHIỆM

2.2.1 Chuẩn bị mẫu và chiếu mẫu 2.2.2 Bố trí thí nghiệm

2.3. ĐỘ NHẠY, GIỚI HẠN VÀ HÀM LƯỢNG PHÂN TÍCH CỦA BORON

2.3.1 Độ nhạy 2.3.2 Giới hạn phát hiện 2.3.3 Xác định hàm lượng

30 32 1.4.1 Trên thế giới 32 1.4.2 Trong nước 34 CHƯƠNG II: THỰC NGHIỆM 2.1. HỆ THIẾT BỊ PGNAA TẠI KS2 LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT 34 34 36 36 37 38 38 43 45 45 45 46 47 47 48 51 51 56 57 58

2.4. XÁC ĐỊNH PHÔNG GAMMA TỨC THỜI CỦA HỆ ĐO 2.5. KHỚP ĐỈNH BORON 478 KEV VÀ TÁCH ĐỈNH CHẬP 2.6. CHUẨN HIỆU SUẤT GHI CỦA HỆ PHỔ KẾ GAMMA CHƯƠNG III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 3.1. KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM 3.2. KẾT QUẢ PHÂN TÍCH ĐỈNH PHỔ GAMMA TỨC THỜI 478 KEV 3.3. HÀM CHUẨN TUYẾN TÍNH PHÂN TÍCH BORON 3.4. ÁP DỤNG PHÂN TÍCH BORON TRONG MỘT SỐ MẪU CHUẨN QUỐC TẾ 3.5. HIỆU SUẤT TUYỆT ĐỐI CỦA HỆ PGNAA 3.6. THẢO LUẬN KẾT QUẢ KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 1. KẾT LUẬN

1.1 Về mặt lý thuyết 59 62 64 64 77

3

1.2 Về thực nghiệm

77 65 65 66 68 2. KIẾN NGHỊ Bài báo khoa học TÀI LIỆU THAM KHẢO Phụ Lục: toàn văn bài báo khoa học

4

MỞ ĐẦU

Neutron tương tác với bia mẫu, tùy thuộc vào năng lượng hạt neutron tới và tính chất của hạt nhân bia mà các phản ứng khác nhau có khả năng xảy

ra. Đối với phản ứng bắt bức xạ (n, ), một hạt nhân hợp phần trung gian ở

trạng thái kích thích được tạo ra. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần bằng tổng của năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân hợp phần và động năng của hạt neutron tham gia phản ứng. Trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần tồn tại trong khoảng thời gian sống rất ngắn và gần như tức thời phân rã về trạng thái cơ bản hoặc trạng thái giả bền kèm theo phát ra các tia gamma tức thời đặc trưng. Với thời gian sống ngắn như vậy, các phép đo cần phải được tiến hành đồng thời với phép chiếu mẫu. Kĩ thuật đo thực nghiệm này được gọi là phương pháp kích hoạt neutron đo gamma tức thời (PGNAA).

Phương pháp phân tích định lượng PGNAA là một phương pháp hiện đại bằng kỹ thuật hạt nhân, do vậy đề tài này đặt vấn đề nghiên cứu phương pháp và đánh giá khả năng áp dụng thực tiễn trên cơ sở thiết bị đã có tại Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Việc thực hiện thành công đề tài này có ý nghĩa khoa học và thực tiễn trong việc nâng cao kiến thức cơ bản và thực nghiệm về

phản ứng hạt nhân (n, ) và ứng dụng vào thực tế yêu cầu phân tích định

lượng nguyên tố trong các đối tượng mẫu khác nhau. Đối tượng và phạm vi nghiên cứu trong đề tài là xác định hàm lượng nguyên tố Boron trong phạm vi phương pháp PGNAA và mẫu chuẩn dạng dung dịch hoặc rắn.

Sự phát triển của các phương pháp phân tích hạt nhân gắn liền với những thành tựu của vật lý và kỹ thuật hạt nhân hiện đại. Phương pháp PGNAA có những ưu điểm đối với nhóm các nguyên tố có Z nhỏ và nhóm các nguyên tố có tiết diện phản ứng cao, do đó có độ nhạy và độ chính xác cao, tốc độ phân tích nhanh đối với các nhóm nguyên tố này; mẫu phân tích không bị phá hủy và có thể tiến hành phân tích đồng thời nhiều nguyên tố. Do đó, thiết bị phân tích PGNAA luôn được quan tâm thiết lập tại các lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu.

5

Tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt có thông lượng neutron nhiệt là 1.6x106n/cm2/s, tỉ số Cadmi là 420. Do vậy, đề tài này đặt vấn đề nghiên cứu về phương pháp và ứng dụng trên cơ sở hệ thiết bị hệ phổ kế phân tích kích hoạt neutron-gamma tức thời (PGNAA) nhằm nâng cao kiến thức và đánh giá khả năng phân tích định lượng nguyên tố Boron trong mẫu thông qua thực nghiệm với một số mẫu chuẩn có hàm lượng boron.

6

CHƯƠNG I: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT VÀ PHƯƠNG PHÁP

THỰC NGHIỆM

1.1. GIỚI THIỆU

Trong khi khảo sát phản ứng bắt giữ neutron trong vật liệu hydro, sự phát xạ của một bức xạ gamma xuyên thấu cao đã được quan sát thấy vào năm 1934 (Lea 1934) [1]. Đây là bức xạ gamma tức thời đầu tiên từng được phát hiện. Hiện nay nó được gọi là tia gamma tức thời năng lượng 2223 keV từ phản ứng 1H(n, 𝛾)2H.

Trong vùng năng lượng thấp, khi một hạt nhân hấp thụ một neutron, năng lượng liên kết của nó thường được giải phóng dưới dạng bức xạ gamma tức thời. Nếu hạt nhân sản phẩm sau phản ứng là hạt nhân bền quá trình phản ứng sẽ kết thúc ở đây. Nếu là hạt nhân không bền, thì đa số hạt nhân này sẽ phân rã beta, kèm theo thoát ra các tia gamma trễ. Cả hai loại bức xạ gamma là đặc trưng của hạt nhân bia, do đó phù hợp để đo phân tích định lượng nguyên tố. Phân tích kích hoạt neutron dựa trên kỹ thuật đo phổ tia gamma trễ sau kích hoạt, trong khi phép phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời (PGAA) sử dụng kỹ thuật đo phổ các tia gamma tức thời.

Cả hai kỹ thuật phân tích kích hoạt đều yêu cầu nguồn neutron mạnh. Phép đo PGNAA sử dụng nguồn neutron từ lò phản ứng đầu tiên được thực hiện bởi Isenhour và Morrison vào năm 1966 (1966a, b) [1] bằng cách sử dụng một chùm neutron từ lò phản ứng và đo phổ các tia gamma tức thời bằng detector NaI(Tl). Vào cuối những năm 1960, một bước đột phá lớn là sự ra đời của các detector bán dẫn, có độ phân giải năng lượng cao. Hiệu suất ghi đo của kỹ thuật PNGAA đã có nhiều cải tiến, nhờ áp dụng các kỹ thuật giảm phông Compton dùng hệ detector Ge (Li)-NaI(Tl). Tại các lò phản ứng nghiên cứu khác cũng được giới thiệu phương pháp phân tích này: đầu tiên tại lò phản ứng Saclay ở 1969, và sau đó tại lò phản ứng thông lượng cao ở Grenoble. Việc áp dụng phương pháp PGNAA đã tăng lên nhờ chùm neutron nhiệt và thông lượng cao trong những năm 1990 tại Viện Tiêu chuẩn và Công nghệ Quốc gia (NIST), Hoa Kỳ (Lindstrom et al. 1993), tại Trung tâm Nghiên

7

cứu Ju ̈lich, Đức (Rossbach 1991) [1], tại Viện nghiên cứu năng lượng nguyên tử Nhật Bản (JAERI), Nhật Bản (Yonezawa et al. 1993) [1] và tại Trung tâm neutron Budapest, Hungary (Molna r et al. 1997) [1]. Một số hệ thống khác đã được đưa vào hoạt động kể từ đó.

1.2. TỔNG QUAN PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON - GAMMA TỨC THỜI

1.2.1. Cơ sở vật lý

Các nguyên tố trong tự nhiên thường tồn tại dưới dạng đồng vị bền có các thông số hạt nhân đặc trưng sau: khối lượng nguyên tử, độ phổ biến đồng vị, tiết diện bắt neutron v.v... Cơ sở của phương pháp phân tích kích hoạt gamma tức thời thông qua phản ứng bắt neutron của các hạt nhân bền trong bia mẫu tạo thành hạt nhân ở trạng thái hợp phần, hạt nhân hợp phần giải kích thích về trạng thái cơ bản kèm theo phát các tia gamma tức thời, hạt nhân này thường có tính phóng xạ và tiếp tục phân rã Beta và kèm theo bức xạ gamma trễ (Hình 1.1). Phổ năng lượng gamma tức thời phát ra từ phản ứng được ghi đo chính xác khi sử dụng hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe, năng lượng ứng với các tia gamma trong phổ ghi nhận được có thể định tính và định lượng thành phần các nguyên tố trong mẫu.

Để xem xét sự tương tác của neutron với vật chất, người ta chia các neutron theo năng lượng của chúng, thành các nhóm neutron nhiệt (năng lượng neutron En từ 0 đến 0.5 eV), neutron trên nhiệt (En từ 0.5 eV đến 10 keV), neutron nhanh (En từ 10 keV đến 10MeV) và nhóm neutron rất nhanh (En lớn hơn 10 MeV). Tương tác của neutron với hạt nhân bia phụ thuộc rất mạnh vào năng lượng của nó. Tùy thuộc vào năng lượng hạt tới và tính chất của hạt nhân bia mà các phản ứng có khả năng xảy ra là: phản ứng bắt bức xạ

(n,), tán xạ đàn hồi (n,n), tán xạ không đàn hồi (n,n’) và phản ứng phân hạch

(n,f). Đối với phản ứng bắt bức xạ, một hạt nhân hợp phần trung gian ở trạng thái kích thích được hình thành. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần bằng tổng của năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân đó và động năng của hạt neutron tham gia phản ứng. Trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần tồn tại trong khoảng thời gian sống rất ngắn 10-14 giây và phân rã về

8

trạng thái cơ bản hoặc trạng thái giả bền kèm theo phát ra các tia gamma tức thời đặc trưng. Trong nhiều trường hợp, hạt nhân sản phẩm (có số khối bằng A+1) thường không bền và có tính phóng xạ beta kèm theo phát ra một hoặc nhiều tia gamma trễ đặc trưng. Các tia bức xạ gamma có thể đo được bằng hệ phổ kế đa kênh dùng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe có độ phân giải năng lượng cao. Phổ các tia gamma tức thời, với thời gian sống ngắn như vậy, các phép đo cần phải được tiến hành đồng thời với phép chiếu mẫu. Kĩ thuật đo thực nghiệm này được gọi là phương pháp kích hoạt neutron đo gamma tức thời (PGNAA).

Phổ năng lượng các tia gamma tức thời từ phản ứng bắt neutron (n,)

có nhiều ứng dụng trong nghiên cứu vật lý hạt nhân cơ bản (xác định tiết diện phản ứng, đo cường độ phát tia gamma, cấu trúc hạt nhân, nguyên tử khối, v.v..), phương pháp phân tích kích hoạt PGNAA (phân tích thành phần các nguyên tố trong mẫu môi trường, sinh học, địa chất, v.v...), nghiên cứu sự ảnh hưởng của bức xạ lên vật chất, v.v..

Phản ứng hạt nhân hợp phần được biểu diễn qua hai giai đoạn như được

miêu tả như trong sơ đồ sau :

n + A  (A+1)*  (A+1) + - (1.1)

Trong đó: A: số khối của hạt nhân bia.

n: hạt neutron tới.

(A+1)*: hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích.

(A+1): hạt nhân sản phẩm.

𝛾: tia gamma tức thời.

Giai đoạn hình thành hạt nhân hợp phần: Hạt nhân bia hấp thụ hạt neutron tới tạo thành hạt nhân hợp phần với số khối là (A+1)* và tồn tại ở trạng thái kích thích. Mức năng lượng kích thích tương ứng với tổng năng lượng liên kết của hạt nhân bia và động năng của hạt neutron tới.

Giai đoạn tạo thành hạt nhân sản phẩm sau phản ứng là giai đoạn trong đó các trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần phân rã về trạng thái cơ

9

bản hoặc trạng thái giả bền tạo thành hạt nhân sản phẩm của phản ứng đồng thời giải phóng năng lượng kích thích dưới dạng các tia gamma tức thời. Phổ năng lượng các tia gamma tức thời phụ thuộc mạnh vào các đặc trưng cấu trúc hạt nhân, năng lượng, momen động lượng, tính chẵn lẻ của hạt nhân.

Phản ứng bắt neutron bức xạ gamma với hạt nhân bia có thể biểu diễn

bằng phương trình sau:

∗

→

A+1 + γ (1.2)

A → (

n 0

1 + XZ

A+1 ) XZ

Kí hiệu (*) trong phản ứng trên biểu diễn cho nhân hợp phần ở trạng

thái kích thích.

Hình 1.1: Quá trình phản ứng (n, γ) của neutron với hạt nhân

Trong phương pháp phân tích kích hoạt neutron – gamma tức thời, quá trình chiếu và đo phổ được thực hiện đồng thời, do vậy phổ thu được bao gồm cả gamma tức thời và gamma trễ của một số đồng vị có chu kỳ bán hủy ngắn (T1/2 từ giây đến vài phút). Từ đó ta cũng có thể sử dụng phổ thu được để xác định một số nguyên tố bằng phương pháp PGNAA.

1.2.2. Phương trình cơ bản của phương pháp phân tích kích hoạt neutron - gamma tức thời (PGNAA)

Tốc độ kích hoạt được cho bởi biểu thức sau:

] (1.3) = fnθ[∫ σE(n, γ)ϕ(E)dE] [

m.G.NA A

dN∗ dt

Trong đó: θ : Độ phổ biến đồng vị (%)

m : Hàm lượng nguyên tố quan tâm (ppm)

10

G : Khối lượng mẫu (g)

NA: Số Avogadro (NA = 6,023. 1023 nguyên tử/mol)

A : số khối của nguyên tố quan tâm (g).

fn : hệ số hiệu chỉnh sự tự hấp thụ neutron trong mẫu.

≈ 1 − ∑ d fn =

2r (1.4)

1−e− ∑ dr ∑ dr

Trong đó: ∑ r : Tiết diện vĩ mô toàn phần ∑ r = ∑ σi . Ni

Ni : Số hạt nhân của nguyên tố thứ i

d : độ dày khối của mẫu (g/cm2)

∫ σE(n, γ)ϕ(E)dE : Tích phân biểu diễn sự phụ thuộc của tiết diện bắt neutron và thông lượng neutron theo năng lượng En.

Khi đó tốc độ đếm đỉnh được xác định theo phương trình sau:

C = C0 + εγ Iγfa (1.5)

dN∗ dt

Trong đó: C : Tốc độ đếm đỉnh phổ gamma (số đếm/giây)

C0 : Tốc độ đếm phông (số đếm/giây)

εγ : Hiệu suất ghi của hệ phổ kế đối với đỉnh gamma quan tâm

(%)

fa : Hệ số hiệu chỉnh sự tự hấp thụ giữa nguồn và detector

Iγ : Cường độ phát gamma (%).

Từ (1.3) và (1.5) ta có:

(1.6) C − C0 = εγθfnfaIγ[σ0ϕth + Iϕepi] m. G. NA A

Hay

m = (1.7) A(C − C0) εγθfnfaIγ[σ0ϕth + Iϕepi]G. NA

Trong đó: ϕth : Thông lượng neutron nhiệt (n.cm-2s-1)

11

ϕepi : Thông lượng neutron trên nhiệt (n.cm-2s-1)

σ0 : Tiết diện bắt neutron (barn)

I : Tích phân cộng hưởng (barn)

Phương trình (1.7) là phương trình tính hàm lượng cơ bản của phương

pháp phân tích kích hoạt neutron – gamma tức thời.

1.2.3. Đặc điểm của PGNAA

Tiết diện phản ứng sinh gamma riêng phần có dạng:

σγ = θσPγ (1.8)

Trong đó 𝜃 và Pγ tương ứng là độ phổ biến đồng vị tự nhiên của hạt

nhân đã cho và cường độ phát xạ của tia gamma này.

Đại lượng này được sử dụng để xác định (ργ), đó là tốc độ đếm (s-1) của một đỉnh gamma ở một năng lượng nhất định trong phổ gamma tức thời đo thực nghiệm. Trong trường hợp đơn giản hóa với chùm tia neutron là neutron nhiệt và một mẫu mỏng đồng nhất, công thức của ργ có dạng:

ργ = ε(Eγ)nσγΦ (1.9)

Trong đó 𝜌𝛾 là diện tích của đỉnh chia cho thời gian đo, n là số lượng của hạt nhân bia trong mẫu, 𝜀(Eγ) là hiệu suất ghi đỉnh hấp thụ quang điện của

detector và Φ là thông lượng neutron.

Biểu thức (1.9) trở nên phức tạp hơn trong trường hợp thực tế phổ neutron không đơn sắc và độ dày của mẫu là hữu hạn làm suy giảm tia gamma hoặc tự che chắn neutron. Công thức bao gồm các hiệu ứng này là:

μ(r)

NAσγ(En) Φ′(En, r)ε(Eγ, r)dEndr (1.10)

∞ ργ = ∫ ∫ 0

M

Trong đó μ(r) là mật độ khối lượng như là một hàm của vị trí trong mẫu, M là khối lượng nguyên tử của nguyên tố, NA là số Avogadro, σγ (En) là tiết diện phản ứng sinh tia gamma riêng phần như là một hàm của năng lượng

neutron. Thông lượng neutron Φ′ và hiệu suất 𝜀′ cũng được biểu thị như là

12

một hàm của vị trí bên trong mẫu (r) và, tương ứng, năng lượng của chùm neutron (En) và năng lượng của gamma đã cho (Eγ).

Hơn nữa, nếu mẫu tương đối mỏng và nhỏ, có thể bỏ qua hiệu ứng tự hấp thụ; mặt khác, trong trường hợp mẫu với khối lượng lớn, có thể áp dụng hệ số hiệu chỉnh cho sự tự hấp thụ. Tương tự, một phương trình đơn giản có tính đến hiệu ứng tự che chắn phải được sử dụng.

Trong trường hợp xấp xỉ mẫu mỏng, biểu thức (1.10) có thể được đơn

giản hóa như sau:

ργ = ∫ σγ(En)Φ(En)dEndr = σγ0Φ0 (1.11)

∞ 0

Trong đó σγ0 là tiết diện phản ứng sinh tia gamma riêng phần cho các neutron đơn sắc có v = 2200ms-1 và Φ0 là thông lượng neutron tương đương nhiệt được định nghĩa là:

Φ0 = √π ΦT (1.12)

2 v0 vT

sử dụng Φ0, tốc độ phản ứng và tốc độ đếm trở thành tương ứng:

R0 = nσ0Φ0

m

ργ0 = NAσγ0Φ0ε(Eγ) (1.13)

M

Do đó, tốc độ đếm chỉ phụ thuộc vào khối lượng của mẫu và các tham

số như hình dạng hoặc vị trí không xuất hiện trong công thức của nó.

1.2.3.1. Đặc điểm cơ bản về phương pháp PGNAA

Các bức xạ chính liên quan đến phương pháp đo này là neutron và tia gamma, cả hai không tích điện, do đó đặc trưng bởi độ xuyên thấu cao. Kết quả là sự tương tác đồng đều đến toàn bộ độ dày mẫu và bức xạ gamma thu được mang thông tin về thành phần trung bình của mẫu. Tuy nhiên, phải chú ý một số trường hợp cụ thể: tức là khi mẫu trong nghiên cứu được đặc trưng bởi tiết diện hấp thụ neutron cao, hiệu ứng tự che chắn có thể xảy ra, và kết quả có thể bị sai lệch. Trong trường hợp các mẫu có Z cao, cường độ tia gamma bị suy giảm đi trong mẫu.

13

Phương pháp PGNAA không phá hủy và mẫu có thể được phân tích

nhiều lần vì chiếu xạ không thay đổi đáng kể tính chất của mẫu.

1.2.3.2. Phổ gamma tức thời

Phổ đỉnh tia gamma trong PGNAA có dải năng lượng nằm giữa vài keV và gần 12 MeV. Hơn nữa, số lượng đỉnh có liên quan đến cấu trúc sơ đồ mức năng lượng của hạt nhân hợp phần. Vùng năng lượng cao có số lượng đỉnh ít hơn, nên sử dụng để phân tích định tính đáng tin cậy hơn, tốt hơn là sử dụng vùng này trong phân tích định lượng.

1.2.3.3. Nguyên tắc cơ bản của phân tích kích hoạt Gamma tức thời

Phản ứng ưu thế nhất gây ra bởi neutron trong vật chất là bắt neutron

phát ra gamma, hay còn gọi là phản ứng (n, 𝛾). Bức xạ gamma tức thời được phát ra bởi hạt nhân bị kích thích giải phóng năng lượng liên kết của neutron (điển hình là 6-9 MeV) trong vòng 10-14 giây.

Các phản ứng quan trọng khác có thể xảy ra trong các mẫu, cụ thể là

các phản ứng (n, p), (n, 𝛼) và phân hạch, được ghi chú là (n, f). Các trường hợp quan trọng nhất là như sau:

* (n, p) phản ứng với 3He và 14N

* (n, 𝛼) phản ứng với 6Li và 10B

* (n, f) phản ứng với 235U

Trong trường hợp 10B, sự phát xạ của hạt alpha được theo sau bởi sự phát xạ của tia gamma từ hạt nhân 7Li còn lại với năng lượng 478 keV. Vì sự giật lùi của hạt nhân, đỉnh quang phổ được mở rộng đặc trưng trên một phạm vi năng lượng khoảng 15 keV. Đỉnh mạnh này làm cho việc xác định boron được rõ ràng.

Đối với các mẫu khối lượng lớn, sự tán xạ đàn hồi của neutron trước phản ứng bắt bức xạ cũng có thể đóng một vai trò ảnh hưởng quan trọng gây sai số trong phép đo phân tích. Sự phân bố năng lượng của neutron cũng có thể bị ảnh hưởng do tán xạ đàn hồi, đặc biệt là trong trường hợp vật liệu có nhiều hydro.

14

1.2.3.4. Tính gần đúng của mẫu mỏng

Khi mẫu đồng nhất và mỏng, sự tự hấp thụ tia gamma, neutron, cũng như các hiệu ứng khác có thể bị bỏ qua. Đối với một hạt nhân thông thường (tức là có tiết diện hấp thụ neutron theo quy luật 1/v), tích phân sau có thể được thay thế bằng tích số có hai đại lượng trung bình:

(1.14) ∫ σγ(En)Φ(En)dEn = σγ0Φ0

∞ 0

Trong đó 𝜎𝛾0 là tiết diện bắt bức xạ với neutron nhiệt, có tốc độ v0 = 2.200 m s-1, bằng với tiết diện trung bình được xác định trong một chùm neutron có phân bố nhiệt với nhiệt độ 293 K và Φ0 (đôi khi được viết là Φth) là thông lượng neutron tương đương nhiệt:

Φ0 = Φr (1.15)

v0 〈v〉

Tuy nhiên, trong PGNAA các biểu thức tốc độ phản ứng trở nên tương tự như sau:

m

0 =

R0 = nσ0Φ0, ργ NAσγ0Φ0ε(Eγ) (1.16)

M

1.2.4. Các thành phần chính của một thiết bị PGNAA

Một thiết bị PGNAA bao gồm một chùm tia neutron, chủ yếu được cấu tạo bởi các neutron lạnh hoặc nhiệt, được chuẩn trực. Mẫu được đặt luôn ở cùng một vị trí.

1.2.4.1. Chùm tia neutron

Các đặc điểm chính của chùm neutron PGNAA là thông lượng neutron lạnh hoặc nhiệt cao để có được xác suất cao phản ứng bắt neutron. Thông lượng neutron phải ổn định theo thời gian và đồng đều trong thễ tích mẫu. Có nhiều nguồn neutron khác nhau có thể được sử dụng cho cơ sở PGNAA, nhưng phần lớn được sử dụng nguồn neutron từ các lò phản ứng nghiên cứu. Các neutron bị làm chậm thường bằng nước hoặc nước nặng. Phổ năng lượng được đặc trưng bởi ba thành phần: Phân bố Maxwell ở vùng eV, vùng trên nhiệt (keV) và vùng năng lượng cao (MeV). Thông thường, một bộ lọc cho bức xạ gamma được sử dụng cùng với bộ lọc neutron nhiệt sử dụng một khối

15

tinh thể đơn hoặc poli, truyền neutron cụ thể trong khoảng năng lượng theo tính chất của nó. Một số bộ lọc đơn tinh thể quan trọng nhất, tức là sapphire, bismuth và silicon [2].

Cường độ của chùm tia là một tham số quan trọng để có được độ nhạy phân tích tốt, do đó khoảng cách từ vùng hoạt lò phản ứng đến mẫu là thông số quan trong trong thiết kế của một cơ sở PGNAA.

Phương pháp này cho phép trích xuất một chùm neutron lạnh với lợi thế là có tiết diện phản ứng bắt neutron cao cùng với cường độ cao hơn của chùm tia, một chùm lạnh hoàn toàn tự do từ thành phần neutron nhanh. Hơn nữa, sự giảm tự nhiên của cường độ chùm tia với bình phương khoảng cách không xảy ra khi sử dụng kênh dẫn phản xạ. Bằng ống dẫn neutron cũng có thể dẫn các neutron ra xa vùng hoạt lò phản ứng cũng làm giảm nền phông gamma.

1.2.4.2. Vật liệu che chắn và hấp thụ neutron sử dụng cho thiết bị PGNAA

Vấn đề của việc che chắn và hấp thụ bức xạ gamma và neutron là một

trong những vấn đề quan trọng nhất trong thiết kế hệ thống PGNAA.

Sự suy giảm neutron khi một neutron tương tác với một hạt nhân hydro, neutron mất trung bình 50% năng lượng trong một va chạm đàn hồi. Đối với các hạt nhân nặng hơn, thì năng lượng truyền trong một tán xạ đàn hồi là thấp hơn, vì vậy các vật liệu hydro là hiệu quả nhất trong việc làm chậm neutron.

Trong số các vật liệu phù hợp cho việc che chắn bức xạ neutron, được sử dụng nhiều nhất thường là bê tông, bởi vì vật liệu này có tỷ lệ hydro cao, có giá thành thấp và dễ tạo hình. Tại các cơ sở thiết bị PGNAA dùng nguồn neutron từ lò phản ứng hạt nhân có công suất lớn, các khối bê tông lớn và có cấu trúc hình học phù hợp thường được sử dụng để bảo đảm an toàn bức xạ đối với neutron và gamma.

Ngoài ra, các vật liệu khác được sử dụng nhiều nhất cho sự hấp thụ neutron là nhưng lọai vật liệu có chứa nhiều 6Li, 10B hoặc 113Cd vì có tiết diện bắt neutron đặc biệt cao so với các vật liệu thông thường khác. Trong số

16

này, chỉ có 6Li hấp thụ neutron mà không tạo ra tia gamma, 10B hấp thụ neutron thông qua phản ứng (n, γα). Đặc điểm của các chất hấp thụ neutron chính được trình bày trong Bảng 1.1 [2].

Bảng 1.1. Đặc tính của các hạt nhân được sử dụng làm chất hấp thụ

neutron, thường dùng trong các thiết bị PGNAA.

Dạng hóa học

Tiết diện Phản ứng Thời gian sống và dạng phân rã Hạt nhân

3He

Độ phổ biến của đồng vị %

6Li

0.00014 5330 (n,p)3H Gas 12 years, 𝛽-

7.5 941 (n,𝛼)3H 12 years, 𝛽-

10B

LiF,Li2CO3,met al, glass

19.9 3838 (n,𝛼𝛾)7Li Stable

113Cd 12.22

B4C,H3BO3, Na2B4O7

114Cd 28.73

20600 Metal (n,𝛾)114Cd Stable

155Gd 14.8

0.23 (n,𝛾)115Cd 53h, 𝛽-, 𝛾

157Gd 15.6

60900 Metal (n,𝛾)156Gd Stable

160Gd 21.7

255000 (n,𝛾)158Gd Stable

1.51 (n,𝛾)161Gd 3.7 min, 𝛽-, 𝛾

1.2.4.3. Các dụng cụ giá đỡ mẫu, đóng mở và che chắn chùm tia

Dụng cụ đóng- mở chùm tia: Chức năng của dụng cụ đóng- mở là bật và tắt chùm tia neutron khi làm thí nghiệm thay đổi bia mẫu trong khi lò phản ứng đang hoạt động. Dụng cụ này, thường được được làm bằng chất hấp thụ neutron nhiệt, thường là một vật liệu chứa boron hoặc lithium và được lắp đặt tại vị trí sau lối ra của ống chuẩn trực

17

Ống dẫn chùm tia neutron và giá đỡ mẫu: Để giảm thiểu nền phông neutron và gamma do tương tác của neutron với các thành phần nguyên tố trong không khí, ống dẫn neutron thường được áp dụng, trong đó không khí được hút chân không hoặc nạp đầy khí Heli. Ngoài ra detector còn có thể được bao bọc bởi một lớp mỏng vật liệu có chứa độ đồng vị 6Li cao, chất này có tính hấp thụ neutron cao mà không làm phát sinh tia gamma thứ cấp gây nhiễu vào phép đo phổ gamma đo đồng thời với chiếu mẫu. Mẫu được gắn vào vị trí đo thích hợp bằng một giá đỡ được làm bằng vật liệu có tiết diện hấp thụ và tán xạ neutron thấp.

Khối che chắn chùm tia neutron và gamma (beam stopper): Chùm tia neutron sau khi truyền qua vị trí chiếu mẫu sẽ được che chắn và hấp thụ hoàn toàn bởi một khối chắn chùm gọi là Beam-Stopper. Khối này được thiết kế để giảm suất liều bức xạ neutron và gamma, bên ngoài và xung quanh thiết bị PGNAA xuống mức tối thiểu để đảm bảo an toàn bức xạ. Cấu trúc này chủ yếu được cấu thành từ các khối vật liệu được sắp xếp hợp lý và hấp thụ những neutron chính đi qua mẫu mà không tương tác thành phần các tia gamma từ lò phản ứng và từ sự tương tác của các neutron với các vật liệu xung quanh.

1.2.4.4. Detector đo tia gamma

Một trong những phần quan trọng nhất của thiết bị PGNAA, là hệ phổ kế gamma. Do phổ PGNAA có nhiều đỉnh năng lượng khác nhau, nên cần có detector tia gamma có độ phân giải năng lượng cao. Phổ biến và có độ phân giải năng lượng cao nhất hiện nay là loại detector bán dẫn siêu tinh khiết loại tinh thể Germanium (HPGe).

Các quá trình tương tác của bức xạ photon với vật chất là: hiệu ứng

quang điện, tán xạ Compton và sự sinh cặp.

Cấu hình của detector Germanium Có hai loại cấu hình HPGe: loại hình học phẳng và loại hình học đồng trục. Trong cấu hình phẳng các tiếp điểm dẫn điện được đặt trên hai bề mặt phẳng của một đĩa tinh thể. Trong cấu hình đồng trục, một tinh thể Germanium hình trụ có một lớp tiếp tiếp xúc điện ở bề mặt ngoài của hình trụ, và một lớp tiếp xúc thứ hai được chế tạo ở bề mặt

18

bên trong của tinh thể. Trong số hai cấu hình, cấu hình đồng trục có hiệu suất ghi lớn hơn, đó là vùng tinh thể có thể đo tín hiệu từ năng lượng của tia gamma. Vì lý do này, nó được sử dụng trong phép đo PGNAA.

Ảnh hưởng của neutron lên detector HPGe Sự suy giảm hiệu suất ghi của detector Germanium, cả Ge(Li) và HPGe, chủ yếu liên quan đến thông lượng neutron nhanh.

Các sai hỏng thiệt hại do sự tương tác của các neutron nhanh với tinh

thể Germanium đã được biết đến và được mô tả chi tiết trong [3].

Các nghiên cứu đầu tiên được thực hiện trên detector Germanium phẳng dày cho thấy rằng thông lượng neutron nhanh khoảng 109 n / cm2 có thể làm giảm độ phân giải năng lượng có thể phát hiện được trong khi với mức thông lượng khoảng 1010 n / cm2, thì detector không thể hoạt động được.

1.2.4.5. Hàm đáp ứng năng lượng của detector HPGe

Ngay cả khi độ phân giải của detector HPGe cao, hiệu suất ghi đỉnh phổ hấp thụ quang điện về cơ bản là thấp hơn so với detector nhấp nháy NaI(Tl). Điều này có liên quan đến kích thước nhỏ của các tinh thể và số lượng nguyên tử thấp của Ge làm giảm sự hấp thụ toàn phần của năng lượng tia gamma. Nhược điểm này vẫn được bù đắp bởi độ phân giải năng lượng cao của detector HPGe.

Hàm đáp ứng năng lượng của detector là hình dạng của phổ năng lượng

thu được từ nguồn gamma đơn sắc.

1.2.4.6. Hiệu suất của detector đo gamma

Để thực hiện phép đo PGNAA, điều quan trọng là phải biết hiệu suất ghi của hệ phổ kế là một hàm của năng lượng. Hàm hiệu suất ghi đo đại diện cho số lượng xung được ghi tại đỉnh phổ năng lượng hấp thụ quang điện tòan phần chia cho số lượng tia gamma phát ra từ nguồn. Hiệu suất ghi phụ thuộc vào năng lượng tia gamma nhưng nó cũng phụ thuộc vào hình học detector HPGe, hình học mẫu và khoảng cách từ detector đến mẫu. Hiệu suất ghi có thể được đánh giá bằng thực nghiệm bằng cách sử dụng nguồn gamma với hoạt độ và tỷ lệ phân rã đã biết, áp dụng công thức sau:

19

(1.17) ϵ(Eγ) =

Rγ APγK Trong đó Rγ là tốc độ đếm, A: hoạt độ nguồn. Pγ là xác suất phát xạ gamma. K là hệ số hiệu chính như thời gian chết và trùng phùng tổng cộng ngẫu nhiên của các tia gamma khác nhau từ mẫu hoặc nguồn bức xạ. Trong quá trình đo trùng hợp của hai hoặc nhiều đỉnh tia gamma có thể diễn ra, ảnh hưởng đến độ chính xác của phép đo. Sự trùng hợp tương đối phụ thuộc vào các yếu tố khác nhau liên quan đến nguồn mà còn cả trạng thái hình học của Ge. Hai sự khác nhau của các loại trùng hợp có thể được phân biệt:

* Sự trùng phùng thực, đó là sự ghi đo đồng thời của hai tia gamma phát ra trong sự trùng hợp. Hiệu ứng này xảy ra khi nguồn gamma được sử dụng có nhiều tia gamma năng lượng khác nhau. Nếu ε là xác suất để phát hiện tia gamma của một năng lượng cho trước thì ε2 là xác suất để phát hiện hai trong số các tia gamma này tại cùng một lúc.

* Sự trùng phùng ngẫu nhiên, xảy ra khi một tia gamma được phát hiện trong trùng hợp với nền Compton của một tia gamma khác. Xác suất của nó liên quan đến hiệu suất ghi toàn phần, nghĩa là xác suất để phát hiện một sự kiện ở bất kỳ giá trị năng lượng nào và nó có thể được định lượng bằng thực nghiệm hoặc tính toán mô phỏng. Bởi vì số lượng lớn các đỉnh trong phổ gamma tức thời, nên đặt detector ở khoảng cách vừa đủ lớn để giảm hiệu ứng này.

Hiệu suất nội tại và hình học: Người ta thường phân biệt giữa hiệu

suất nội tại và hình học như sau:

* Hiệu suất nội tại là tỷ lệ giữa số lượng dữ liệu được ghi lại và số lượng tia gamma đến detector, nó phụ thuộc vào sự tương tác giữa các photon gamma và vật liệu của detector.

* Hiệu suất hình học là tỷ lệ giữa số lượng tia gamma tới detector với

số lượng tia gamma phát ra từ nguồn. Nó có thể được tính bằng:

ϵgeom =

r2 4d2 (1.18)

20

Trong đó r là bán kính của bề mặt detector đối diện với mẫu và d là khoảng cách từ mẫu đến detector.

Tổng hiệu suất ghi được xác định tích của hai thành phần:

ϵ = ϵintrϵgeom (1.19)

Trong trường hợp detector có chuẩn trực, có sự phụ thuộc mạnh của hiệu suất ghi vào vị trí của mẫu.

Hình 1.2: Hình học đo mẫu và che chắn chuẩn trực detector

1.2.4.7. Hệ phổ kế giảm phông Compton

Trong thiết kế kỹ thuật thiết bị PGNAA, hệ đo giảm phông Compton thường được sử dụng bổ sung cho detector chính HPGe. Kỹ thuật này bao gồm một detector chính Germanium (HPGe) được bao quanh bởi một hoặc nhiều detector nhấp nháy, được sử dụng nhiều nhất là loại NaI(Tl) hoặc bismuth Germanate (Bi4Ge3O12). Ưu điểm của thiết lập này là ngoài việc giảm phông Compton còn có thể cho phép giảm cường độ của các đỉnh thoát đơn và thoát đôi.

Khi một tia gamma, chỉ truyền một phần năng lượng của nó trong detector chính (HPGe) và một photon Compton tương tác với các detector nhấp nháy lắp đặt bên ngoài xung quanh detector chính (HPGe). Có hai cách sắp xếp phổ kế có thể thay thế: đồng trục và vuông góc. Phổ gamma PGNAA đo theo chế độ bình thường và chế độ giảm phông compton được mô tả trong Hình 1.3.

21

Hình 1.3: Phổ gamma tức thời đo theo chế độ bình thường và giảm phông Compton của nitơ chứa trong hợp chất Urea

1.2.5. Phương pháp tương đối cho phân tích kích hoạt nơtron - gamma tức thời

Trong điều kiện các mẫu chuẩn và mẫu thử sử dụng trong thí nghiệm có cùng chất nền (matrix) tương đương. Hàm lượng nguyên tố được xác định theo phương pháp tương đối trong phân tích phân tích kích hoạt neutron – gamma tức thời được tính bằng công thức sau:

Cx = . CC (1.20)

CPSx mx CPSC mC

Trong đó 𝐶𝑃𝑆𝑥, 𝐶𝑃𝑆𝐶 là tốc độ đếm tại đỉnh phổ gamma trong mẫu cần phân tích và chuẩn, 𝑚𝑥, 𝑚𝐶 là khối lượng của mẫu cần phân tích và chuẩn, 𝐶𝑥, 𝐶𝐶 là hàm lượng nguyên tố quan tâm của mẫu cần phân tích và chuẩn.

Sai số của phương pháp tương đối được tính theo công thức sau:

2 2 (1.21)

δCx (%) = √δCPSx

2 + δCPSC

+ δCC

Trong đó 𝛿 kí hiệu tương ứng với sai số tương ứng (%) của các thành

phần đóng góp sai số trong công thức (1.20).

22

1.2.6. Phương pháp k0 - phân tích kích hoạt neutron - gamma tức thời

Lý thuyết của phương pháp k0 trong phân tích kích hoạt neutron – gamma tức thời được mô tả bởi Molnar và cộng sự [4]. Trong phương pháp này, bia mẫu được chiếu trong chùm tia neutron cùng với nguyên tố chuẩn Các tia gamma đặc trưng được ghi đo bằng hệ phổ kế gamma độ phân giải cao. Diện tích đỉnh phổ Np đối với tia gamma được biểu diễn như sau:

Np = Nσϕtγεp = σϕtγεp (1.22) NAθw M

Trong đó: N là số hạt nhân bia.

NA là số Avogadro.

θ là độ giàu đồng vị.

w là khối lượng của hạt nhân nguyên tố bia.

σ là tiết diện bắt neutron hiệu dụng

ϕ là thông lượng neutron

t là thời gian chiếu

γ là xác suất phát gamma trên mỗi phản ứng bắt neutron

εp là hiệu suất ghi tuyệt đối đỉnh hấp thụ năng lượng toàn phần.

Từ phương trình (1.21), độ nhạy nguyên tố Asp (cps.g-1) được xác định

như sau:

NAθσϕγ M

Np twεp

(1.23) = NAθσϕγ M Asp εp

Hệ số k0 tức thời của nguyên tố ‘x’ ứng với nguyên tố chuẩn ‘c’ được

tính toán theo công thức sau:

23

( )

x

(1.24) k0,c(x) =

( ) Asp εp Asp εp

c

Trong trường hợp này nguyên tố ‘x’ tương ứng với nguyên tố Boron và

nguyên tố chuẩn ‘c’ tương ứng với nguyên tố Clo.

Trong phương trình (1.23), việc xác định hiệu suất ghi đỉnh năng lượng toàn phần tuyệt đối/tương đối (𝜀𝑝) và 𝐴𝑠𝑝 là yêu cầu cần thiết để thu được hệ số k0 tức thời thực nghiệm. Hệ số k0 thực nghiệm được sử dụng để tính toán hàm lượng nguyên tố sử dụng theo công thức sau:

(1.25) ) = Cx ( g g Ap,x Asp,c 1 k0,c(x) εp,c εp,x

Trong đó 𝐴𝑝,𝑥, 𝐴𝑠𝑝,𝑐 là tốc độ đếm trên gam của mẫu và chuẩn.

Sai số tương đối hàm lượng được tính bởi công thức sau:

2

(1.26) δCx = √δAp,x

2 + δAsp,c

2 + δk0,c(x)

Trong đó 𝛿 kí hiệu tương ứng với sai số tương đối (%) của các thành phần đóng góp sai số trong công thức (1.26).

1.2.7. Chuẩn năng lượng

Để xây dựng đường chuẩn năng lượng ta thường dùng bộ các nguồn chuẩn với các giá trị năng lượng đã biết của các bức xạ gamma phát ra từ nguồn và có số điểm chuẩn phân bố đều trên toàn dải sử dụng hàm chuẩn phù hợp với đặc trưng của hệ thống khuếch đại của phổ kế. Mục đích của chuẩn năng lượng là tìm mối quan hệ giữa vị trí đỉnh (số kênh) trong phổ và năng lượng gamma tương ứng để biết chính xác giá trị năng lượng tại đỉnh hấp thụ toàn phần trên phổ gamma tức thời, từ đó xác định được các nguyên tố nào đang có trong mẫu phân tích. Việc chuẩn năng lượng phải chính xác thì mới nhận diện được năng lượng nào là thuộc về đồng vị nào.

24

1.2.8. Xác định đường cong hiệu suất ghi thực nghiệm

Hiệu suất ghi của một hệ thống phổ kế là một đại lượng phụ thuộc vào nhiều yếu tố như: hình học đo, góc khối đo, kích thước và hình học mẫu, thời gian chết của hệ đo, v.v... Những yếu tố này có thể thay đổi trên một hệ đo cố định, nhưng khi có sự thay đổi về hình học đo thì phải xác định lại hiệu suất ghi. Ngoài ra, hiệu suất ghi còn phụ thuộc vào năng lượng của bức xạ gamma, trong một điều kiện như nhau hai tia gamma có năng lượng khác nhau thì hiệu suất ghi cũng khác nhau. Vì vậy ta phải xây dựng hàm tương quan giữa năng lượng và hiệu suất (εγ = εγ(E)), để từ hàm này ta có thể biết được hiệu suất ghi của hệ đo tại những giá trị năng lượng tương ứng của bức xạ gamma quan tâm.

Cũng như trong chuẩn năng lượng ở chuẩn hiệu suất ta cần biết hiệu suất ghi trên toàn dải năng lượng từ 100 keV đến 10 MeV. Tại vùng năng lượng thấp từ 121.8 – 1408 keV, nguồn chuẩn 152Eu đã được sử dụng để xác định hiệu suất ghi tuyệt đối của hệ PGNAA tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Hiệu suất ghi tuyệt đối năng lượng được tính theo công thức [5, 6]:

(1.27) εγ =

NP A0e−λ(T1−T2)IγT

Trong đó:

NP: diện tích đỉnh (đã trừ phông) của bức xạ gamma tại năng lượng E nguồn chuẩn 152Eu (counts).

A0: hoạt độ nguồn lúc mới chế tạo (Bq)

λ: hằng số phân rã (s-1)

T1 − T2: thời gian trôi qua từ lúc chế tạo nguồn tới lúc đo (s)

Iγ: xác suất phát tia gamma tại năng lượng E (%)

T: thời gian đo (s)

Số liệu về năng lượng và cường độ các dịch chuyển gamma của nguồn chuẩn 152Eu dùng để xác định đường cong hiệu suất tuyệt đối được đưa ra ở Bảng 1.2.

25

Bảng 1.2. Các giá trị năng lượng và cường độ tia gamma của 152Eu

Năng lượng E (keV) Năng lượng E (keV) Xác suất phát 𝐼𝛾 (%) Xác suất phát 𝐼𝛾 (%)

121.8 28.21 778.9 13.00

244.7 7.42 867.4 4.16

344.3 26.41 964.0 14.48

367.8 0.84 1086.4 11.84

411.3 2.30 1112.0 13.55

444.0 3.08 1212.9 1.39

564.5 0.61 1298.7 1.74

688.6 0.85 1408.0 20.71

Trong miền năng lượng cao, để xây dựng hàm tương quan giữa hiệu suất ghi và năng lượng, các tia gamma năng lượng cao từ phản ứng hạt nhân 35Cl(n,𝛾)36Cl đã được sử dụng (Bảng 1.2). Hiệu suất ghi được xác định bằng phương pháp tương đối theo biểu thức sau [5, 6]:

(1.28) εγ,c =

NP IγT

Trong đó:

NP: diện tích đỉnh (đã trừ phông) của bức xạ gamma tại năng lượng quan tâm (counts)

Iγ: xác suất phát tia gamma tại năng lượng tương ứng (%)

T: thời gian đo (s)

26

Bảng 1.3. Các giá trị năng lượng và cường độ tia gamma từ phản ứng 35Cl(n,𝛾)36Cl, sử dụng trong phép chuẩn hiệu suất ghi tương đối.

Năng lượng E (keV) Năng lượng E (keV) Xác suất phát 𝐼𝛾 (%) Xác suất phát 𝐼𝛾 (%)

436.223±0.004 1.05±0.16 517.077±0.002 23.4±3.5

786.303±0.004 11.2±1.7 788.433±0.005 16.9±2.5

1164.870±0.006 27.7±4.2 1601.078±0.006 3.48±0.35

1951.146±0.007 20.2±2.0 1959.355±0.007 12.1±0.4

2676.324±0.023 1.80±0.06 2863.835±0.012 3.7±0.2

3821.462±0.079 1.13±0.04 4440.410±0.050 1.14±0.04

4979.757±0.054 3.62±0.05 5517.242±0.064 1.64±0.02

5715.236±0.061 5.35±0.05 6110.84±0.061 19.9±0.5

6619.615±0.066 7.90±0.15 6627.823±0.068 4.52±0.13

6977.838±0.070 2.33±0.03 7413.970±0.075 10.2±0.2

7790.334±0.078 8.43±0.08 8578.583±0.086 2.79±0.03

Hiệu suất ghi tương đối ở miền năng lượng cao được chuẩn hóa về giá trị tuyệt đối nhờ số liệu hiệu suất ghi tuyệt đối xác định từ nguồn chuẩn. Kết hợp những giá trị mới của hiệu suất ở miền năng lượng cao được xác định với những giá trị hiệu suất tuyệt đối ở vùng năng lượng thấp thu được hiệu suất trên toàn dải năng lượng từ 100keV đến 8MeV. Việc làm khớp đường cong hiệu suất và tính toán sai số hiệu suất được thực hiện bằng chương trình Excel.

2 (1.29)

Sai số hiệu suất ghi: σeff = √σε

2 + σA

2 + σNP

27

1.2.9. Chuẩn độ phân giải (FWHM)

Chuẩn độ phân giải cũng cần phải thực hiện một cách chính xác, nhằm mục đích sử dụng các thông tin này để phân tích các đỉnh chập. Hàm định chuẩn độ phân giải theo năng lượng được xác định như sau:

FWHM = b1 + b2E +b3E2 (1.30)

Với b1, b2, b3 là các hệ số

1.2.10. Độ nhạy của phương pháp PGNAA

Theo Duffey và các cộng sự [7] độ nhạy tương đối là số đo tương đối của số các bức xạ gamma phát ra từ nguyên tố tương ứng trong mẫu và được cho bởi công thức sau:

(1.31) Sn = σ0. Iγ A

Bảng 1.4. Khoảng độ nhạy và giới hạn xác định của các nguyên tố.

Nguyên tố

Khoảng độ nhạy Sn (counts/s/g) Giới hạn xác định (mg/g)

3333 – 10000 Gd

1000 – 3333 10-5 10-4 B, Cd, Sm

333 -1000 Eu

100 – 333 Dy, Hg

33 – 100 10-3 Cl, Hf, Yb

10 – 33 Co, Rh, Ag, In, Nd, Er, Ir

3,3 – 10 Sc, Ti

1,0 – 3,3 V, Cr, Mn, Fe, Ni, Cu, Y, Au

0,3 – 1,0

H, Na, Si, S, K, Ga, As, La, Er, Tm, W 0,10 – 0,22 10-2 10-1

N, Mg, Al, P, Ca, Zn, Nb, Te, Cs, Ba, Pr,Tb, Ho, Lu, Ta, Re, Pt, Th, U 0,03 – 0,10 1

0,01 – 0,03 10 Be, Ge, Br, Sr, Mo, Pb, Sb, I, Ce, Os, Tl, Pd

28

< 0,01 C, Rb, Zr, Ru, He, Li, F, O, Sn, Bi

Từ Bảng 1.4 ta thấy đối với các nguyên tố nhẹ và có tiết diện bắt neutron đủ lớn hoặc rất lớn thì có thể phân tích tốt bằng PGNAA, nhưng lại rất khó hoặc không thể phân tích bằng phương pháp INAA.

1.2.11. Xác định hàm lượng bằng phương pháp tương đối

Mẫu phân tích và mẫu chuẩn đều được chiếu và đo trên cùng một điều

kiện thiết bị và hình học như nhau.

Từ phương trình (1.7) và với cách đặt

N = (C-C0)tc (1.32)

là giá trị của diện tích đỉnh quan tâm (với tc : thời gian chiếu = thời gian đo (giây)). Khi đó:

m = (1.33) N G. NA. tC. (Sn. εγ. θ. fn. fa. ϕth)

Công thức (1.33) xác định hàm lượng của nguyên tố quan tâm trong mẫu

Từ (1.33) ta có hàm lượng của nguyên tố quan tâm trong mẫu phân tích

(m) và mẫu chuẩn (mc) được cho bởi :

m = (1.34)

N G.NA.tC.(Sn.εγ.θ.fn.fa.ϕth)

(1.35) mC =

N GC.NA.tC.(Snc.εγc.θc.fn.fa.ϕth)

Lập tỷ số (1.34)/(1.35) ta có:

m = mC (1.36) SnC. N. GC. εγC. θC Sn. N. G. εγ. θ

Công thức (1.36) là tính hàm lượng bằng phương pháp tương đối trong trường hợp tổng quát. Với phép phân tích của mẫu và mẫu chuẩn cho cùng 1 nguyên tố, cùng 1 đồng vị và cùng đỉnh năng lượng (cùng độ nhạy) khi đó (1.36) trở thành:

29

m = mC (1.37) N. GC SC. G

1.2.12. Sai số hàm lượng

Sai số của kết quả phân tích là một tổ hợp sai số được đóng góp từ

nhiều nguồn khác nhau như:

• Sự khác nhau về hình học và dạng Matrix của mẫu và chuẩn.

• Sự không đồng đều của thông lượng neutron.

• Sự nhiễm bẩn lên mẫu và mẫu chuẩn.

• Sự hiện diện của các phản ứng phụ (n, p), (n, α), (n, n'), v.v…

Sai số của kết quả phân tích được tính theo công thức sau:

Δm = k√∑ σ(xi)2 (xi)2 (1.38)

Trong đó: ∆m : Sai số tương đối của kết quả phân tích.

Xi, σ(xi) : các thành phần trong công thức và sai số của chúng.

k : hệ số tin cậy ( k = 1, mức tin cậy 68,2%; k= 2, mức tin cậy

95,4%; k= 3, mức tin cậy 99,97%).

Trong nghiên cứu này chúng tôi tính hàm lượng bằng phương pháp tương đối (công thức (1.37)). Do vậy sai số đóng góp vào kết quả phân tích chủ yếu từ sai số của diện tích đỉnh và sai số hàm lượng chuẩn (do nhà sản xuất cung cấp). Trong đó sai số diện tích đỉnh là sai số thống kê và tuân theo quy luật Poisson:

ΔS = √S

Ta có: S = I – B (I: Diện tích thực; B: Diện tích phông).

Sai số của S: ΔS = √I + B

Sai số tương đối % sẽ được tính như sau:

30

= k ∗ 100% (1.39) σs(%) = ΔS S √I + B S

Từ công thức (1.39) ta thấy, sai số của phép đo lớn khi ta chọn đỉnh

phân tích của số đếm phông lớn.

1.3. TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH BORON TRONG MẪU

1.3.1. Các đặc tính của Boron trong môi trường khác nhau

Boron là một nguyên tố có trong tự nhiên. Trong tự nhiên, nó kết hợp với oxy và các nguyên tố tự nhiên khác hình thành một số hợp chất khác nhau được gọi là borat. Borat phân bố rộng rãi trong tự nhiên, hiện diện trong các đại dương, đá trầm tích, than đá, đá phiến và một số loại đất. Nồng độ trung bình của boron trong đá thay đổi từ 5 mg / kg trong bazan đến 100 mg / kg trong đá phiến. Trong đại dương, nồng độ boron xấp xỉ 4,5 mg / lít.

Các sản phẩm và khoáng chất borat quan trọng nhất trên thị trường là

borax pentahydrate, borax, natri perborate, axit boric, colemanite và ulexite.

Axit boric và nhiều borat hòa tan, ở mức độ thấp, trong nước và trong

chất lỏng sinh học.

1.3.2. Tình hình nghiên cứu hàm lượng Boron trong nước và trên thế giới

Trong đất, boron có hàm lượng từ 10 mg / kg đất lên đến 300 mg / kg đất. Hàm lượng boron trung bình là khoảng 30 mg / kg đất, hàm lượng boron phụ thuộc vào loại đất, lượng chất hữu cơ, có chứa boron và lượng mưa, có thể loại bỏ boron khỏi đất [8].

Trong nước mặt, nồng độ của boron phụ thuộc vào lượng boron có trong đất và đá của khu vực thoát nước. Đại dương cung cấp boron do sự lắng đọng axit boric bốc hơi trên khu vực thoát nước, và bằng cách xâm nhập vào nước biển có chứa boron ở các vùng thủy triều và cửa sông. Nước mặt cũng có boron từ xả thải, cả từ các quy trình công nghiệp và từ xử lý nước thải thành phố. Nồng độ của boron trong phạm vi nước mặt rộng rãi, từ 0,001 mg / lít đến 360 mg / lít. Tuy nhiên, boron trung bình nồng độ thường dưới 0,6 mg / lít [8].

31

Bảng 1.5. Boron trung bình trong nước mặt ở các khu vực khác nhau

Khu vực trên thế giới

Nồng độ boron đại diện trong nước mặt

Europe, Pakistan, Russia, and Turkey Nồng độ trung bình dưới 0,6 mg / lít

Dưới 0,3 mg / lít

Japan, South Africa, and South America

Bảng 1.6. Ước tính trung bình hàng ngày con người tiếp xúc boron từ các nguồn khác nhau

Lượng boron trung bình hàng ngày Nguồn tiếp xúc của con người với boron

Chế độ ăn 1,2 mg/ngày

Uống nước 0,2 - 0,6 mg/ngày

Sản phẩm tiêu dùng 0,1 mg/ngày

Đất 0,0005 mg/ngày

Không khí 0,00044 mg/ngày

Tất cả các nguồn kết hợp 1,5 - 1,9 mg/ngày

1.4. HỆ THIẾT BỊ PGNAA Ở MỘT SỐ NƯỚC

Sự ra đời và phát triển của các phương pháp phân tích hạt nhân gắn liền với những thành tựu của vật lý và kỹ thuật hạt nhân hiện đại. Phương pháp PGNAA có những ưu điểm rất cơ bản như độ nhạy và độ chính xác cao, tốc độ phân tích nhanh, mẫu phân tích không bị phá hủy và có thể tiến hành phân tích đồng thời nhiều nguyên tố. Có thể tự động hóa được toàn bộ quy trình phân tích. Do đó, hệ phân tích PGNAA luôn được quan tâm nâng cấp nhằm nâng cao độ nhạy và độ chính xác của hệ đo. Dưới đây là đặc điểm chính của một số hệ phân tích PGNAA trên thế giới và trong nước.

1.4.1. Trên thế giới

32

Một trong những đặc trưng quan trọng nhất của hệ thiết bị PGNAA là độ nhạy phân tích. Đó là kết quả tổng hợp của các đặc trưng khác như thông lượng neutron, tỷ số cadmium, phông gamma của hệ đo, hiệu suất ghi của hệ đo. Bảng 1.7 nêu ra các đặc điểm chính của một số hệ phân tích PGNAA ở một số nước. [9, 10, 11, 12]

Bảng 1.7. Các đặc điểm chính của một số hệ phân tích PGNAA.

Hệ phân tích Đặc điểm

SNU – KAERI (Hàn Quốc) - Nguồn neutron nhiệt: graphite.

- Thông lượng chùm neutron: 8.2x107n.cm-2 .s-1 - Kích thước chùm: 2x2 cm2 .

- Tỉ số cadmium R = 266 (đối với Au).

- Độ nhạy tại Ti (1382 keV): 2020 c/s/g

- Hệ phổ kế: hệ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe

JEARI (Nhật Bản)

- Nguồn neutron nhiệt dẫn dòng bằng phản xạ gương Ni. - Thông lượng chùm neutron: 2.4x107 n.cm-2 .s-1 - Kích thước chùm: 2x2 cm2 .

- Hệ phổ kế gamma sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe 23.8%, độ phân giải (FWHM) 1.75 keV tại đỉnh 1332 keV của 60Co.

NIST (Mỹ)

- Nguồn neutron nhiệt: Phin lọc (sapphire). - Thông lượng chùm neutron: 3.0x108 n.cm-2 .s-1

- Độ nhạy tại Ti (1382 keV): 890 c/s/g.

- Hệ phổ kế: Hệ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe và hệ triệt Compton.

- Nguồn neutron lạnh: Phin lọc (Be, Bi) và phản xạ gương.

33

- Thông lượng chùm neutron: 9.5x108 n.cm-2 .s-1

- Kích thước chùm: 2 cm hoặc nhỏ hơn.

- Độ nhạy tại Ti (1382 keV): 7700 c/s/g.

- Hệ phổ kế: Hệ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe và hệ triệt Compton

BARC (Ấn Độ)

- Nguồn neutron nhiệt: phản xạ gương. - Thông lượng chùm neutron: 1.4x107n.cm-2 .s-1 - Kích thước chùm: 2.5x10 cm2 . - Tỉ số cadmium R = 3.4x104 (đối với In).

- Hệ phổ kế: Hệ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe. - Kích thước chùm: 2.5x3.5 cm2 . - Tỉ số cadmium R = 3.4x104 (đối với In). Hệ phổ kế: Hệ bán dẫn siêu tinh khiết HPGe.

1.4.2. Trong nước

Các đặc trưng chính của hệ PGNAA tại Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

được chỉ ra ở Bảng 1.8.

Bảng 1.8. Các đặc điểm chính của hệ phân tích PGNAA Đà Lạt.

Hệ phân tích Đặc điểm

Kênh neutron số 2

- Nguồn neutron nhiệt: phin lọc 80cm Si + 6cm Bi.

- Thông lượng chùm neutron: 1.03x106 n.cm-2.s-1.

- Đường kính chùm: 3cm.

- Tỉ số cadmium R = 230 (đối với Au).

- Hệ phổ kế gamma sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe 70%, độ phân giải (FWHM) 2.0 keV tại đỉnh 1332 keV của 60Co.

34

CHƯƠNG II: THỰC NGHIỆM

Phân tích định lượng B bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron – gamma tức thời được thực hiện trên dòng neutron nhiệt KS2 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Các mẫu chuẩn và mẫu thử được sử dụng để xác định độ nhạy và giới hạn phát hiện của hệ PGNAA với đối tượng mẫu địa chất. Hàm lượng B của các mẫu thử đã được xác định bằng phương pháp phân tích so sánh với mẫu chuẩn.

2.1. HỆ THIẾT BỊ PGNAA TẠI KS2 LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT

Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt có 4 kênh neutron phục vụ cho các mục đích nghiên cứu với đường kính kênh là 15.2 cm, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Đến trước tháng 11/2011 KS2 đang được đóng. Cuối năm 2011 KS2 đã được đưa vào sử dụng và khai thác dòng neutron từ lò phản ứng. Đến nay toàn bộ hệ thống thiết bị PGNAA đã được lắp đặt hoàn chỉnh và đưa vào ứng dụng để phát triển phương pháp PGNAA sử dụng hệ phổ kế giảm phông Compton HPGe-BGO.

2.1.1. Chùm tia neutron nhiệt tại KS2

Sơ đồ mặt cắt của vùng hoạt và vị trí các kênh neutron của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được đưa ra trong Hình 2.1. Từ hình vẽ này thấy rằng KS2 được tiếp giáp trực tiếp với vùng hoạt của lò phản ứng. Vì vậy thông lượng neutron trên kênh này đủ lớn và rất thích hợp để tạo ra các chùm neutron đơn năng trong dải năng lượng trung gian bằng cách sử dụng kỹ thuật phin lọc neutron.

35

1. Vùng hoạt

2. Vành phản xạ Graphite

3. Thùng lò

4,5,6. Kênh ngang hướng tâm

7. Kênh ngang tiếp tuyến

Hình 2.1. Sơ đồ mặt cắt ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. 8. Bể chứa nhiên liệu đã cháy

9. Cột nhiệt

10. Cửa cột nhiệt

11. Tường bê tông bảo vệ

Phân bố phổ năng lượng neutron trong lò phản ứng hạt nhân được chia

theo 3 vùng năng lượng như sau:

+ Neutron nhiệt: 0 ≤ En ≤ 0,5 eV.

+ Neutron trung gian: 0.1 eV ≤ En ≤ 100 keV .

+ Neutron nhanh: 100 keV ≤ En ≤ 20 MeV

Để tạo chùm neutron nhiệt, một tổ hợp 2 loại phin lọc neutron bao gồm phin lọc đơn tinh thể Si có chiều dài 80 cm và đơn tinh thể Bismuth có chiều dài 6 cm. Thành phần đơn tinh thể Si có chức năng chính là cho phép thành phần neutron nhiệt truyền qua với tỉ số truyền qua cao và năng lượng neutron nhiệt vẫn bảo toàn theo phân bố Maxell. Bên cạnh đó, phin lọc Si với tổng chiều dài tương đối lớn nên cũng có tác dụng hạn chế đáng kể phông bức xạ gamma từ vùng hoạt của lò phản ứng. Phin lọc Bismuth có chức năng giảm thiểu thành phần bức xạ gamma từ vùng hoạt lò phản ứng và phông gamma do tương tác của neutron với các vật liệu cấu trúc kênh và hệ dẫn dòng. Ngoài

36

ra phin lọc Bismuth còn có tác dụng hạn chế thành phần neutron nhanh. Thông lượng neutron nhiệt tại vị trí chiếu mẫu KS2 là 1.6x106 n.cm-2 s-1 và tỉ số Cadmium RCd (Au) = 420.

2.1.2. Hệ che chắn an toàn bức xạ và chuẩn trực

2.1.2.1. Che chắn chuẩn trực bên ngoài KS2

Dòng neutron và gamma sau khi truyền qua các khối chuẩn trực và kín nước bên trong kênh sẽ truyền qua hệ che chắn bảo đảm an toàn bức xạ bên ngoài kênh và dừng lại tại khối chắn dòng. Hệ có tổng chiều dài 2.4 m và được thiết kế lắp đặt trên một hệ giá đỡ bằng thép có các bánh xe di chuyển được dọc theo chiều của kênh.

Hình 2.2. Mặt cắt hệ thống che chắn bảo đảm an toàn bức xạ bên ngoài KS2.

Hình 2.3. Hệ thiết bị che chắn bức xạ và dẫn chùm tia nơtron tại KS2.

37

Hệ che chắn dẫn dòng gồm:

+ Một ống dẫn hình vuông có chiều dài 1.7 m, kích thước mặt cắt ngang ngoài là 30x30 cm2 kích thước mặt cắt ngang trong là 16x16 cm2, bao gồm lớp ngoài Pb dày 5cm, lớp trong dày 2 cm bằng vật liệu 5% borated polyethylene. Hệ này được lắp đặt từ các khối nhỏ vuông có khớp nối âm dương.

+ Hệ chắn dòng neutron và gamma là khối hình vuông có đáy kín đặt vuông góc với hướng của chùm tia. Mặt đáy dày 35 cm bao gồm một lớp Pb ngoài dày 20 cm và 15 cm hợp chất Borated + Hydrogenated Concrete (SWX - 227) chứa 1.56% Boron. Các mặt bên có lớp Pb ngoài dày 10 cm và lớp trong là 7 cm hợp chất SWX - 227. Kích thước mặt cắt ngang của khối chắn dòng là 40x40x20x20 cm4 Pb và 20x20x6x6 cm4 hỗn hợp SWX - 227.

2.1.2.2. Hệ phổ kế gamma

Hệ phổ kế gamma tại KS2 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt gồm detector HPGe GR7023 đồng trục loại n, cao thế 3106D, tiền khuếch đại loại phản hồi transitor 2101N, khuếch đại loại 2025 và khối Multi Port II (ADC + MCA 16k). Tất cả các thiết bị này đều do hãng Canberra cung cấp.

Trong thực nghiệm này hệ vận hành ở chế độ đo đơn (không triệt Compton).

Hình 2.4. Hệ phổ kế triệt Compton tại KS2.

38

2.2. BỐ TRÍ THÍ NGHIỆM

2.2.1. Chuẩn bị mẫu và chiếu mẫu:

Hình 2.5. Pipet dùng để lấy mẫu.

Hình 2.6. Mẫu chuẩn Boron

39

Hình 2.7. Mẫu chuẩn quốc tế được chuẩn bị thành viên nén

Hình 2.8. Mẫu thử nghiệm dạng thủy tinh

Hình 2.9. Mẫu chuẩn boron dung dịch

40

Dùng ống hút pipet hút mẫu dung dịch cần, sau đó mẫu được nén vào đĩa tròn đường kính 20mm và chiều dày mẫu từ 1mm. Sau đó mẫu đóng gói trong các túi polyethylene. Mẫu được chiếu/đo trên dòng neutron nhiệt tại kênh ngang số 2, Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Phổ gamma thu được bằng hệ phổ kế gamma HPGe với hiệu suất tương đối 68%.

Bảng 2.1. Thông tin các mẫu dung dịch Boron

STT TÊN MẪU KHỐI LƯỢNG (𝝁gB)

1 M1 0.5

2 M2 1

3 M3 2

4 M4 3

5 M5 5

6 M6 5

7 M7 7

8 M8 10

9 M9 15

10 M10 20

11 M11 30

12 M12 40

13 M13 50

14 M14 60

15 M15 70

16 M16 80

17 M17 100

18 M18 125

41

STT TÊN MẪU KHỐI LƯỢNG (𝝁gB)

19 M19 150

20 M20 175

21 M21 200

Bảng 2.2. Thông tin các mẫu thủy tinh

STT Tên mẫu Diện tích đỉnh

Khối lượng (g)

Sai số diện tích đỉnh (%)

K66-1 1.03688 963330 0.1018 1

K66-2 1.05661 503816 0.1408 2

K66-3 1.04963 301772 0.1821 3

2.22516 31488 0.5635 4 Ki67

1.23568 139235 0.2679 5 Ki68

1.05634 28517 0.5921 6 Ki69

0.44922 93387 0.3272 7 Ki70

0.69878 61927 0.4018 8 Ki71

0.92611 51152 0.4421 9 Ki72

0.7697 116616 0.2928 10 Ki73

0.97154 50776 0.4437 11 Ki74

1.13705 42755 0.4836 12 Ki75

0.91919 41175 0.4928 13 Ki76

42

14 Ki77 1.12786 20574 0.6971

15 Ki78 1.06993 12849 0.8821

16 Ki79 1.03547 21089 0.6885

17 Ki80 0.78712 77161 0.3599

18 Ki81 1.14843 232156 0.2075

19 Ki83 1.29882 64905 0.3925

20 Ki84 0.81298 67958 0.3835

21 Ki85 1.03027 37418 0.5169

22 Ki86 1.04433 198073 0.2246

23 Ki87 1.33149 38918 0.5069

24 Ki88 1.03031 88895 0.3354

25 Ki89 0.96413 69765 0.3785

26 Ki90 0.9063 49748 0.4483

27 Ki91 0.99767 286793 0.1867

28 Ki92 0.89599 75320 0.3643

29 Ki93 0.9061 137899 0.2693

30 Ki94 1.2446 71400 0.3742

31 Ki95 1.27208 119440 0.2893

32 Ki97 1.01313 63060 0.3982

33 Ki98 1.20611 60814 0.4055

43

34 Ki99 0.72072 63777 0.3959

35 Ki100 0.93648 416424 0.1549

36 Ki101 0.69062 42965 0.4824

37 Ki102 0.51012 42965 0.4824

38 Ki103 0.84708 40494 0.4969

39 Ki104 1.15295 238327 0.2048

40 Ki105 0.86616 621679 0.1268

2.2.2. Bố trí thí nghiệm

Hệ thiết bị PGNAA sử dụng trong nghiên cứu này có các thành phần chính bao gồm: chùm tia neutron từ lò phản ứng được chuẩn trực đến vị trí chiếu mẫu với đường kính 3 cm tại thông lượng neutron nhiệt là 1.6×106 n/cm2/s; hệ che chắn bảo vệ bức xạ và giảm phông cho detector; detector bán dẫn siêu tinh khiết (HPGe), detetor giảm phông compton (BGO); hệ phổ kế phân tích biên độ đa kênh.

Các mẫu chuẩn và mẫu phân tích được chuẩn bị ở dạng đĩa có đường kính 2,0 cm và độ dày từ 0,1 đến 0,5 cm. Mẫu được bọc kín bằng màng mỏng teflon hoặc polyethylen, được gắn vào vị trí đo thực nghiệm theo góc 45o đối với hướng tới của chùm tia neutron, như mô tả trong Hình 2.10 [13]. Phổ năng lượng các tia gamma tức thời bao gồm đỉnh năng lượng 478 keV từ phản ứng B-10(n,αγ)Li-7 được ghi đo bởi hệ phổ kế đa kênh và detector HPGe.

Phép đo PGNAA được thực hiện trên chùm neutron phin lọc nhiệt tại KS2 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Toàn cảnh bố trí thí nghiệm được chỉ ra ở Hình 2.10.

44

Hình 2.10. Bố trí thí nghiệm đo PGNAA tại KS2.

Mẫu cần đo được đặt một góc 450 so với chùm neutron, khoảng cách từ mẫu đến detector là 26.5 cm. Các tia gamma tức thời phát ra từ mẫu sẽ được ghi nhận bởi hệ phổ kế gamma thông qua phần mềm thu nhận phổ Genie-2000.

Hình 2.11 . Phần mềm thu nhận phổ Genie-2000.

45

2.3. ĐỘ NHẠY, GIỚI HẠN VÀ HÀM LƯỢNG PHÂN TÍCH CỦA BORON

2.3.1. Độ nhạy

Một hệ thiết bị PGNAA được đặc trưng bởi hai tham số độ nhạy và giới

hạn phát hiện cụ thể cho mỗi nguyên tố.

Độ nhạy phân tích cho một nguyên tố cụ thể được xác định bởi:

S = = σγ,0Φ0ε(E) (2.1)

ργ m

NA M

Công thức (2.1) phụ thuộc vào tiết diện phản ứng 𝜎𝛾,0, thông lượng neutron Φ0 và hiệu suất ghi tia gamma ở năng lượng đo được 𝜀(E). Từ quan điểm thực tế, độ nhạy là tốc độ đếm đỉnh phổ đo được, chia cho khối lượng (m) của nguyên tố cụ thể đó trong mẫu:

(2.2) S =

NG−NB tm

trong đó NG và NB tương ứng là số đếm đỉnh phổ và phông và t là thời gian đếm.

2.3.2. Giới hạn phát hiện

Giới hạn phát hiện (LD) thể hiện hàm lượng tối thiểu có thể phát hiện

được của nguyên tố đang nghiên cứu.

Trong trường hợp phổ gamma tức thời, phân phối xác suất của số lượng là Poisson, độ không đảm bảo σ là căn bậc hai của số đếm đỉnh phổ, σ có thể được biểu thị là hàm của thời gian đếm t (s) và độ nhạy S (cps / mg) theo:

(2.3) σ0 = = √Rb/t S

√NB St

Trong đó Rb là tốc độ đếm phông

Sau đó, giới hạn phát hiện LD (mg) cho PGNAA có thể được xác định bởi công thức (2.4) như sau:

(2.4) DL = 3.29 √Rb

St

46

2.3.3. Xác định hàm lượng

Phương pháp định lượng

Từ phổ năng lượng đo được, số đếm (C) của đỉnh phổ tia gamma 478 keV, có tương quan tỷ lệ với hàm lượng boron (m), thông lượng neutron, () và thời gian đo (t) theo biểu thức sau:

(2.5)

Trong đó M là số khối của nguyên tử boron, NA là số Avogadro, σ0 là tiết diện phản ứng bắt neutron nhiệt của hạt nhân 10B, ε(E) là hiệu suất ghi của detector tại năng lượng gamma E= 478 keV, θ (%) là độ phổ biến đồng vị của 10B.

Khi đo thực nghiệm đối với mẫu thực nghiệm với ký hiệu ‘x’ và mẫu chuẩn đã biết hàm lượng boron với ký hiệu ‘c’ với cùng điều kiện thực nghiệm như nhau và lập tỉ số tương ứng theo biểu thức (2.5), hàm lượng boron trong mẫu ‘x’ sẽ được xác định từ biểu thức rút gọn như sau:

(2.6)

Phương pháp tương đối theo công thức (2.6) có ưu điểm là đơn giản, dễ dàng thực hiện và hạn chế được các nguồn sai số hệ thống do thiết bị đo như hiệu suất ghi, thông lượng neutron, tiết diện phản ứng, và sự tự hấp thụ neutron trong mẫu. Tuy nhiên hạn chế của phương pháp này là cần có mẫu chuẩn với hàm lượng mc tương đương với mx trong khi đó mx là đại lượng chưa biết cần xác định. Để giải quyết sự hạn chế này, chúng tôi thực hiện các phép đo với nhiều cấp hàm lượng khác nhau, từ đó xác định hàm chuẩn tương quan tuyến tính giữa tốc độ đếm đỉnh 478 keV (ký hiệu là CPS) và hàm lượng mc trong một dải rộng từ 2,0 µg đến 200 µg. Hàm chuẩn tuyến tính có dạng:

CPS = A.mx + B (2.7)

Trong đó: A và B là các hệ số khớp bình phương tối thiểu, mx là hàm lượng boron (μg). Từ phương trình (2.7), đại lượng mx sẽ xác định được theo biểu thức sau:

mx = CPS/A - B = Cx/(tx.A) – B

47

2.4. XÁC ĐỊNH PHÔNG GAMMA TỨC THỜI CỦA HỆ ĐO

Để đạt được độ nhạy cao, giới hạn phát hiện thấp thì yêu cầu đối với hệ phân tích PGNAA là phải có phông gamma thấp. Phổ phông của hệ phân tích PGNAA chính là phổ gamma tức thời được đo trong trường hợp không có mẫu, giá đựng mẫu và túi đựng mẫu được đặt ở vị trí như khi đo đối với mẫu. Việc nghiên cứu chi tiết thành phần của phổ phông là cần thiết để biết được các cản trở chủ yếu nào có thể đóng góp vào việc xác định nguyên tố đã cho.

Bảng 2.3. Tốc độ đếm các tia gamma tức thời của phổ phông.

Tên mẫu Tốc độ đếm (cps)

Phong túi đựng mẫu 5.7799

Phong giá đựng 5.4030

2.5. KHỚP ĐỈNH BORON 478 keV VÀ TÁCH ĐỈNH CHẬP

Công thức biểu diễn sự phân bố mở rộng Doppler của đỉnh Boron 478 keV:

Với E0 là năng lượng tia gamma với sự dịch chuyển Doppler, c là vận tốc ánh sáng, 𝜃 là góc tán xạ gật lùi cũa hạt alpha trong phản ứng 10B(n,αg)7Li.

π

F(E) = N ∫ exp − sin θdθ (2.8) (E − E0 + K cos θ)2 2σ2

0

Đặt t = (E − E0 + K cos θ)

dt = -Ksin θdθ

Ta có tích phân

E−E0+K

−t2 2σ2dt

. e 1 K ∫ E−E0−K

Đặt t2 = u .

⇒ t = ±√u

⇒ dt = ±d√u

48

Suy ra:

E−E0+K

(E−E0+K)2

−t2 2σ2dt =

. e ± . e

−u 2σ2d√u

−(E−E0+K)2

1 K 1 K ∫ E−E0−K ∫ (E−E0−K)2

1

−(E−E0+K)2 2σ2

2σ2 √(E − E0 + K)4

= ± + 3σ2e + [−2σ2(E − E0 + K)e

K

−(E−E0−K)2

−(E−E0−K)2 2σ2

2σ2 √(E − E0 − K)4

− 3σ2e ] (2.9) 2σ2(E − E0 − K)e

Công thức (2.8) và (2.9) là rất phức tạp và khó khăn cho việc tính toán phân tích đỉnh phổ thực nghiệm. Cách tính đơn giản hơn được đề xuất sử dụng tại hệ PGNAA lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt như sau:

Y(x) = A1/(1 + exp((x-E2)/dx)) { x <= x0}

Y(x) = A1 + A1/(1 + exp((x-E1)/dx)) {x > x0}

trong đó:

Y(x): độ cao phổ gamma tại kênh x

A1: tham số khớp đỉnh

x: năng lượng tại kênh

E1, E2: tham số khớp đỉnh

dx: tham số khớp đỉnh (điểm uốn) và x0: kênh trung tâm

2.6. CHUẨN HIỆU SUẤT GHI CỦA HỆ PHỔ KẾ GAMMA

Ở vùng năng lượng thấp dưới 3 MeV, các nguồn chuẩn 57Co, 109Cd, 133Ba, 137Cs, 54Mn, 65Zn, 22Na, 60Co được sử dụng để xác định hiệu suất của hệ PGNAA tại Lò phản ứng Đà Lạt. Các nguồn nêu trên phát ra gamma trễ có năng lượng trong khoảng 88keV đến 1332keV.

Hiệu suất ghi p được tính bằng công thức sau:

(2.10)

trong đó:

: hiệu suất điểm tại đỉnh quan tâm tại vị trí khảo sát. - p

49

: diện tích đỉnh  quan tâm (số đếm). : hoạt độ của nguồn chuẩn tại thời điểm đo (Bq), - Np - A

: hằng số phân rã (s-1), - λ

: chu ký bán hủy (s) : thời gian rã (s) : xác xuất phát của tia  quan tâm. : thời gian đo (s) : hệ số hiệu chỉnh rã khi đo, . - T1/2 - td - Iγ - tc - C

Sai số hiệu suất p được xác định bằng phương pháp truyền sai số như

(2.11)

trong đó:

- Np : sai số diện tích đỉnh (sai số thống kê),

- A : sai số hoạt độ nguồn (được cung cấp từ nhà sản xuất),

- 𝜎𝐼𝛾 : sai số cường độ phát.

Sai số của chu kỳ bán hủy nhỏ và có thể bỏ qua.

Đến đây ta thu được một bộ các số liệu thực nghiệm [Ei | pi], sử dụng

khớp bình phương tối thiểu ta lập được đường chuẩn hiệu suất có dạng:

logp = a0 + a1 logE + … + a4 (logE)4 (2.12)

Trên thực tế tùy theo đặc trưng của từng loại detector mà chúng ta sẽ chọn một hay nhiều đoạn để làm khớp với bậc đa thức khác nhau theo từng vùng năng lượng và thu được những dáng điệu của đường cong chuẩn khác nhau đặc trưng cho từng loại detector.

Ở vùng năng lượng cao trên vài MeV, phản ứng 35Cl(n, 𝛾)36Cl được sử dụng vì 36Cl phát ra gamma tức thời có năng lượng trong khoảng 517 keV đến 8999 keV.

Hiệu suất ghi trong trường hợp này được xác định theo công thức:

50

(2.13)

Sai số hiệu suất được xác định:

(2.14)

51

CHƯƠNG III: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

3.1 KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM

Do hiệu ứng Doppler xảy ra do tương tác giật lùi của hạt nhận tạo thành Li-7 và hât thứ cấp α, đỉnh phổ năng lượng 478 keV có độ phân giải mở rộng nhiều lần so với các đỉnh phổ tia gamma thông thường khác và có khả năng chồng chập với các đỉnh tia gamma lân cận. Điển hình là sự chồng chập thường xảy ra đối với đỉnh phổ 472 keV từ phản ứng Na-23(n,γ)Na-24 trong trường hợp có tồn tại hàm lượng Na trong mẫu. Các chương trình máy tính phân tích phồ gamma phổ biến như GammaVision hoặc Genei-2000 không có chức năng để phân tích chính xác đỉnh phổ 478 keV do hiệu ứng doppler này. Cho nên chúng tôi đã sử dụng kỹ thuật khớp hàm để phân tích xác định chính xác diện tích đỉnh phổ 478 keV và phân tách thành phần ảnh hưởng trong trường hợp có chồng chập với đỉnh phổ 472 keV, như mô tả trong Hình 3.1- 3.14

Hình 3.1. Hình dạng đỉnh phổ 478 keV và phông đo mẫu thử nghiệm KI87

52

Hình 3.2. Hình dạng đỉnh phổ sau khi đã trừ phông mẫu KI-87

Hình 3.3. Đường khớp đỉnh 478 keV Boron

Hình 3.4. Phổ gamma tức thời từ phản ứng bắt neutron (n,𝛾), đo với mẫu chuẩn SRM-2709a

53

Hình 3.5. Phân tích đỉnh phổ 10B-478 keV bằng kỹ thuật khớp hàm phân tách đỉnh chập 23Na-472 keV

Hình 3.6. Hình dạng đỉnh phổ 478 keV và phông đo mẫu thử nghiệm KI-91

Hình 3.7. Hình dạng đỉnh phổ sau khi đã trừ phông mẫu KI-91

54

Hình 3.8. Đường khớp đỉnh 478 keV Boron

Hình 3.9. Hình dạng đỉnh phổ và phông đo mẫu Bo-200ug

Hình 3.10. Hình dạng đỉnh phổ sau khi đã trừ phông mẫu Bo-200ug

55

Hình 3.11. Đường khớp đỉnh 478 keV Boron

Hình 3.12. Hình dạng đỉnh phổ và phông đo mẫu SRM-2709a

Hình 3.13. Hình dạng đỉnh phổ sau khi đã trừ phông mẫu SRM-2709a

56

Hình 3.14. Đường khớp đỉnh 478 keV Boron

3.2. KẾT QUẢ PHÂN TÍCH ĐỈNH PHỔ GAMMA TỨC THỜI 478 keV

Trong thực nghiệm này, kỹ thuật khớp hàm được áp dụng để phân tích đỉnh phổ 478 keV. Kết quả phân tích của 18 mẫu chuẩn với hàm lượng nguyên tố boron phân bố từ 2.0 đến 200 µg được mô tả trong Bảng 3.1. Sai số thống kê của số đếm diện tích đỉnh phổ 478 keV trong thực nghiệm này là < 0.5%. Độ lệch chuẩn trung bình giữa đỉnh phổ thực nghiệm và đường khớp là 2.279%. Độ nhạy phân tích boron được xác định theo biểu thức S = CPS/mc và độ nhạy trung bình của thiết bị đo PGNAA đối với boron tương ứng năng lượng gamma 478 keV là 0.117 cps/µg.

Bảng 3.1. Kết quả phân tích đỉnh phổ 478 keV với các hàm lượng boron

khác nhau

Tên mẫu Độ nhạy cps/µg

Sai số thống kê (%) Tốc độ đếm đã trừ phông (CPS)

M1 M2 M3 M4 M5 M6 M7 Hàm lượng boron (µg) 2 3 5 7 10 15 20 Diện tích đỉnh phổ 478 keV 231911 361077 212727 350995 237604 103237 42715 0.21 0.16 0.22 0.17 0.21 0.31 0.48 0.324 0.695 0.487 0.774 1.369 1.505 2.713 0.114 0.125 0.097 0.111 0.137 0.100 0.136

57

M8 M9 M10 M11 M12 M13 M14 M15 M16 M17 M18 30 40 50 60 70 80 100 125 150 175 200 39851 206678 69673 198848 235659 201660 127405 57387 325068 56067 159682 0.50 0.22 0.38 0.22 0.21 0.22 0.28 0.42 0.18 0.42 0.25 3.607 4.550 5.667 6.881 7.818 9.192 12.081 15.518 17.367 21.057 22.945 0.120 0.114 0.113 0.115 0.112 0.115 0.121 0.124 0.116 0.120 0.115

Bảng 3.2: Giới hạn phát hiện của các mẫu

STT Tên mẫu

Diện tích đỉnh Số đếm phông Giới hạn đo (ug/g)

Thời gian đo (s)

1 Natri-Bo 22473.32 3037 13253.8955 1.068

2 NIST1570.1 223941.487 14158 93424.3733 0.608

3 NIST2709Aa.1 47261.0302 1040 9248.4899 2.606

4 SRM-2709a 154271.6 4137 55456.1951 1.604

5 NIST.1570a.2g 91780.31 5441 66096.9742 1.332

3.3. HÀM CHUẨN TUYẾN TÍNH PHÂN TÍCH BORON

Từ kết quả thực nghiệm trình bày trong Bảng 3.1, hàm chuẩn tuyến tính về sự tương quan giữa tốc độ đếm đỉnh phổ gamma 478 keV và hàm lượng boron trong mẫu đã được xác định như mô tả trong Hình 3.6. Kêt quả này có ý nghĩa cho việc áp dụng vào quy trình phân tích xác định hàm lượng boron trong mẫu thử nghiệm bằng phương pháp vật lý hạt nhân PGNAA trong dải hàm lượng từ 2.0 µg đến 200 µg. Kết quả hàm khớp bình phương tối thiểu với các hệ số A = 0.1177 và B = 0.0144 như mô tả trong công thức (3.1) với độ lệch chuẩn là 2.279 %.

58

(3.1)

Hình 3.15. Hàm chuẩn tương quan tuyến tính giữa hàm lượng boron và tốc độ đếm đỉnh gamma 478 keV

3.4. ÁP DỤNG PHÂN TÍCH BORON TRONG MỘT SỐ MẪU CHUẨN QUỐC TẾ

Kết quả áp dụng công thức (3.1) vào thực tế phân tích định lượng boron trong một số mẫu chuẩn được trình bày trong Bảng 3.3. Các mẫu chuẩn có chứa hàm lượng boron được chọn là NIST-SRM-1570a (mẫu chuẩn đất), NIST-SRM-2709a (mẫu chuẩn thực vật) và Boron standard solution (Sigma- Aldrich). Các kết quả đo thực nghiệm cho thấy có độ phù hợp tốt so với số liệu chứng nhận với sự sai khác trong giới hạn sai số thực nghiệm về độ lệch chuẩn và sai số thống kê.

Bảng 3.3. Kết quả phân tích hàm lượng boron so sánh với số liệu chứng nhận

Tên mẫu

loại mẫu Boron (ppm)

Khối lượng mẫu (g) CPS (478 keV) Sai số (%) Số liệu chuẩn (ppm)

2.0016 8.283 35.15 2.78 37.7 ± 1.2

4.0906 37.773 78.45 2.57 74 NIST SRM 1570a NIST SRM 2709a Địa chất Thực vật

59

Nước 2.0 ml 2.512 10.66 3.45 10 ± 0.2%

Boron standard solution (Sigma- Aldrich)

3.5. HIỆU SUẤT TUYỆT ĐỐI CỦA HỆ PGNAA

Đường cong hiệu suất ở vùng năng lượng cao > 3 MeV sau đó sẽ được chuẩn hóa về đường cong hiệu suất ở vùng năng lượng thấp < 3 MeV để nhận được đường cong hiệu suất cho toàn dải năng lượng từ khoảng 60 keV đến 8 MeV. Các kết quả đo hiệu suất bằng nguồn chuẩn và từ phản ứng 35Cl(n, )36Cl được cho trong Bảng 3.4.

Bảng 3.4. Hiệu suất tuyệt đối của hệ PGNAA.

395mm (Đo đơn) 265mm (Triệt Compton)

Nguồn Sai số Năng lượng (keV) Tỉ số 265mm/395 mm Hiệu suất Hiệu suất Sai số

Cd-109 88.03 0.0008144 3.2% 0.00213749 5.8% 2.62

Co-57 122.06 0.0008553 2.7% 0.00228001 3.0% 2.67

Co-57 136.47 0.0008289 1.9% 0.00214199 4.0% 2.58

Ba-133 276.40 0.0005636 2.1% 0.00166162 3.0% 2.95

Ba-133 302.85 0.0005342 1.7% 0.0015782 3.0% 2.95

Ba-133 356.01 0.0004874 1.5% 0.00144913 3.0% 2.97

Ba-133 383.85 0.0004676 1.6% 0.00139261 3.0% 2.98

Cs-137 661.66 0.0003500 1.7% 0.00099585 3.0% 2.84

Mn-54 834.85 0.0003074 2.0% 0.00085281 10.0% 2.77

Zn-65 1115.54 0.0002583 2.2% 0.00067578 3.5% 2.62

Co-60 1173.23 0.0002504 1.8% 0.00062851 3.0% 2.51

60

Na-22 1274.54 0.0002378 1.8% 0.00057799 5.0% 2.43

Co-60 1332.49 0.0002314 2.3% 0.00057953 3.0% 2.50

517.1 0.0004126 2.3% 0.00108242 2.1% 2.62

786.3 0.0002957 2.1% 0.00076113 2.1% 2.57

788.4 0.0002957 2.3% 0.00076113 2.3% 2.57

1131.2 0.0002498 2.9% 0.00058408 2.3% 2.34

1164.9 0.0002515 1.9% 0.00063963 1.9% 2.54

1601.1 0.0001938 2.4% 0.00055833 2.2% 2.88

1951.1 0.0001727 2.1% 0.000411 2.0% 2.38

1959.3 0.0001727 2.9% 0.0004056 2.1% 2.35

2676.3 0.0001216 3.7% 0.0003022 2.6% 2.48

2863.8 0.0001277 3.4% 0.00032552 3.3% 2.55

35Cl(n,)3 6Cl

2975.3 0.0001237 4.7% 0.00036377 4.1% 2.94

3061.8 0.0001150 2.4% 0.00028193 2.3% 2.45

4440.4 8.5048E- 6.4% 0.00023992 5.5% 2.82

4979.7 7.202E-05 2.8% 0.00015433 2.5% 2.14

5517.2 7.013E-05 5.0% 0.00017585 3.2% 2.51

5715.2 6.04E-05 4.1% 0.00014176 3.7% 2.34

5902.7 6.294E-05 8.1% 0.00015334 4.0% 2.44

6619.6 5.056E-05 2.8% 0.00012706 2.4% 2.51

6627.8 5.056E-05 4.4% 0.00012116 3.1% 2.40

6977.8 5.130E-05 5.4% 0.00011268 3.0% 2.20

7413.9 4.746E-05 2.7% 0.00011277 2.5% 2.38

7790.3 4.250E-05 2.6% 9.8543E-05 2.4% 2.32

61

So sánh đường cong hiệu suất trong dải năng lượng từ 80 keV đến 10

MeV được chỉ ra trên Hình 3.16.

Hình 3.16. So sánh đường cong hiệu suất tuyệt đối của detector.

62

3.6. THẢO LUẬN KẾT QUẢ

Các thực nghiệm và xử lý số liệu đã được thực hiện với hệ phổ kế PGNAA tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt nhằm tiến đến ứng dụng hệ phổ kế này trong phân tích định lượng nguyên tố boron trong nhiều đối tượng mẫu khác nhau. Trong nghiên cứu này, phương pháp thực nghiệm xử lý đỉnh phổ có hiệu ứng Doppler 478 keV từ phản ứng B-10(n,αγ)Li-7 và kỹ thuật phân tích định lượng bằng hàm chuẩn tương quan tuyến tính giữa hàm lượng boron và tốc độ đếm đỉnh gamma 478 keV đã được thiết lập.

Độ nhạy trung bình phân tích boron sử dụng đỉnh phổ gamma 478 keV là S = 0.1177 cps/µg. Các kết quả này đã được áp dụng thử nghiệm và đánh giá khả năng phân tích định lượng boron bằng các mẫu chuẩn NIST-SRM- 1570a (thuộc đối mẫu địa chất), NIST-SRM-2709a (thuộc đối tượng mẫu thực vật) và Boron standard solution -Sigma Aldrich (thuộc đối tượng mẫu nước). Kết quả phân tích hàm lượng boron trong các mẫu chuẩn này với sai số thực nghiệm < 5% và có sự phù hợp tốt khi so sánh với số liệu chứng nhận ghi trong Standard Certificate.

Giới hạn xác định (LOD) đã được đánh giá thông qua công thức (5) đối với 3 đối tượng mẫu nêu trên. Đại lượng này có phụ thuộc vào thời gian đo, khối lượng mẫu và thành phần nguyên tố đa lượng trong mẫu, tuy nhiên với thời gian đo trung bình là t = 8 giờ và khối lượng mẫu 2 ÷ 4 gram thì LOD trung bình đối với 3 loại mẫu nêu trên là 1.5 ppm.

Trong nghiên cứu tiếp theo chúng tôi sẽ tiếp tục đánh giá khả năng áp dụng và giới hạn xác định đối với cac đối tượng mẫu môi trường, sinh học và nước biển.

Nhận xét chung:

Kết quả xác định hàm lượng B trong mẫu địa chất trên dòng neutron nhiệt tại KS2 Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã khẳng định được tính thực tế của phương pháp PGNAA trong việc phân tích B. Trong thời gian tới cần có những cải tiến hệ PGNAA như thiết lập cấu hình triệt Compton nhằm giảm phông gamma, nâng cao hiệu suất ghi detector, hiệu chính sự tự che chắn và

63

hấp thụ neutron với mẫu có khối lượng lớn, như vậy sẽ nâng cao được độ nhạy và giảm giới hạn phát hiện B của hệ PGNAA.

64

KẾT LUẬN

1. KẾT LUẬN

Phương pháp phân tích kích hoạt neutron-gamma tức thời (PGNAA) là một công cụ hỗ trợ tốt cho phương pháp phân tích kích hoạt neutron. Trong quá trình làm luận văn, tôi đã thu được một số kết quả sau:

1.1. Về mặt lý thuyết

- Đã tổng quan được nguyên lý, phương pháp và thiết bị phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời, bao gồm: phương pháp tạo chùm tia neutron, hệ phổ kế PGNAA, phương pháp tính hàm lượng, các yếu tố ảnh hưởng đến kết quả phân tích ...

- Đã nghiên cứu các đặc trưng của hệ thiết bị PGNAA như đặc điểm trường neutron: Thông lượng nhiệt, hiệu suất ghi bức xạ của hệ đo, kích thước chùm neutron, vị trí đặt mẫu.

1.2. Về thực nghiệm

- Nắm được quy trình thực nghiệm. Đã phân tích được phổ Boron theo

công thức khớp hàm.

- Đã xác định thực nghiệm các đặc trưng của hệ phân tích PGNAA

như: độ nhạy, giới hạn phát hiện đối với nguyên tố boron trong mẫu.

- Đã đo thực nghiệm và xác định đường chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối từ

80 keV đến 8 MeV

- Sử dụng các phần mềm xử lý và thu phổ, chương trình Genie 2000, Excel để tiến hành xử lý các số liệu thu được. Xây dựng được đường chuẩn hàm lượng, xác định được hàm lượng Boron cho thấy độ tuyến tính tốt trong dãy hàm lượng boron từ 2.0 μg đến 200 μg.

- Xác định được hàm chuẩn tương quan tuyến tính giữa hàm lượng

boron và tốc độ đếm đỉnh gamma 478 keV.

Từ các kế quả đạt được trên đây, cho phép chúng tôi có thể kết luận được rằng luận văn đã hoàn thành đầy đủ các nội dung và mục tiêu ban đầu đặt ra.

65

2. KIẾN NGHỊ

Tiếp tục nghiên cứu phương pháp phân tích ứng dụng hệ PGNAA tại Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt để phân tích các nguyên tố H, Hg, Cd, Si trong các đối tượng mẫu môi trường, địa chất, sinh học.

Bài báo khoa học:

Phạm Ngọc Sơn, Nguyễn Thị Thu Hà, Phan Bảo Quốc Hiếu, Phù Chí Hòa, Nguyễn Đắc Châu, “Xác định hàm chuẩn tuyến tính phân tích boron trong mẫu bằng hệ phổ kế PGNAA”, Tạp chí Khoa học Trường ĐHSP TPHCM, Tập: xx Số: xx, ISSN: 1859-3100. (Đã nộp phản biện 5/2020)

66

TÀI LIỆU THAM KHẢO

[1] Resvay2011_Reference Work Entry_Neutron_Induced Promt Gamma Active

[2] Sabrina Stella - Design of a Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNAA) system for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) using Monte Carlo code.

[3] Database of prompt gamma rays from slow neutron capture for elemental analysis, Final report of a coordianted research project, International atomic energy ( IAEA), Vienna, 2006.

[4] Nguyễn Văn Đỗ (2004), Các phương pháp phân tích hạt nhân, NXB ĐHQG Hà Nội.

[5] G.L.Molnar, Zs. Revay, T. Belgya, “Wide energy range efficiency calibration method for Ge detectors”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 489 (2002).

[6] M.A.Lone, R.A.Leavitt, D.A.Harrison, Prompt gamma rays from thermal- neutron capture, Atomic Data and Nuclear Data tables.

[7] H.K.Kraner “Fast Neutron Damage in Germanium Detectors”, (1980) IEEE Transactions on Nuclear Science, Vol NS-27, 218-234.

[8] GreenFacts-Scientific Facts on Boron.

[9] Trần Tuấn Anh (2016), “Giáo trình xác định hiệu suất ghi của các hệ đo bức xạ”, Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.

[10] Phạm Ngọc Sơn (2012), Báo cáo tổng kết đề tài nghiên cứu khoa học cấp bộ - năm 2009 -2011 – Phát triển dòng neutron phin lọc trên kênh ngang số 2 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Mã số: ĐT.08/09/NLNT, Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.

67

[11] C. YONEZAWA(1997), Development of a neutron capture prompt gammaray analysis system and basic studies of element analysis using this system, JEARImemo 09-030.

[12] M. K. KUBO, Y. SAKAI, J. Nucl. Radiochem. Sci., 1 (2000) 83.

[13] N. C. Hai, N. N. Dien, V. H. Tan, T. T. Anh, P. N. Son and H. H. Thang (2019), “Determination of elemental concentrations in biological and geological samples using PGNAA facility at the Dalat research reactor”, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Volume 319 (2019), Issue 3, 1165. DOI: 10.1007/s10967-018-06409-1.

68

PHỤ LỤC 1 Bài báo khoa học