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. LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

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 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 LỜI CẢM ƠN Trong trình thực hồn thành luận văn, ngồi cố gắng thân, nhận nhiều quan tâm, hướng dẫn giúp đỡ nhiệt tình q thầy cơ, động viên gia đình bè bạn Xin cho phép tơi bày tỏ lời cảm ơn chân thành đến: Thầy TS Nguyễn Văn Hoa, người Thầy hướng dẫn cho luận văn Không hướng mặt khoa học, thầy cịn ln động viên, giúp đỡ, chia sẻ khó khăn cho tơi suốt q trình thực luận văn Quý Thầy Cô Khoa Vật lý Trường Đại học Sư phạm Tp Hồ Chí Minh động viên tạo điều kiện tốt để tơi thực việc nghiên cứu khoa học phục vụ cho luận văn Thầy TS Nguyễn Văn Hùng, Giám đốc Trung tâm đào tạo – Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Đạt, tạo điều kiện thuận lợi nhiều để giúp đỡ cho đợt làm việc Trung tâm Đào tạo Mặc dù công việc quản lý Thầy bận Thầy dành thời gian để giúp đỡ cho lời khuyên bổ ích bước ngoặt lớn trình thực luận văn Một lần cho tơi nói lời tri ân sâu sắc đến q Thầy Cơ, người giúp tơi hồn thành luận văn Tp.Hồ Chí Minh, ngày 23 tháng 08 năm 2010 Trương Trường Sơn DANH MỤC CHỮ VIẾT TẮT STT Chữ viết tắt ACTL Tiếng Việt Thư viện kích hoạt từ Tiếng Anh ACTL Livemore ENDF FOM Thư viện số liệu hạt Evaluated Nuclear nhân ENDF Data File Thông số đánh giá độ tin cậy Figure Of Merit phương pháp Monte Carlo ITP MCNP NJOY Chương trình đào tạo giảng viên Mã định dạng thư viện số liệu hạt nhân MCNP NTC/KAERI NuTEC/JAEA Viện KHKTHN Hà Nội Viện KH-CN Viện NCHN 10 11 Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Hàn Quốc Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Nhật Bản Viện Khoa học kỹ thuật hạt nhân Hà Nội Viện Khoa học – Công nghệ Viện Nghiên cứu hạt nhân Instructor Training Program Monte-Carlo neutronphoton MỞ ĐẦU Trên giới, để phục vụ nghiên cứu đào tạo nguồn nhân lực lĩnh vực vật lý neutron vật lý lò phản ứng, 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 Viện nghiên cứu (như NuTEC/JAEA, Nhật Bản; NTC/KAERI, Hàn Quốc, v.v.) có phịng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị thực hành để để học viên tiến hành đo đạc đặc trưng vật lý neutron như: đo phổ thông lượng neutron, độ dài làm chậm khuếch tán neutron, kích hoạt mẫu nguồn neutron đồng vị, định liều neutron thực tính tốn mơ Ở NuTEC/JAEA, Nhật Bản có phịng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, họ tiến hành đo đạc thực nghiệm đặc trưng làm chậm khuyếch tán neutron môi trường graphite môi trường nước sử dụng nguồn neutron đồng vị 252Cf 241Am-Be Các kết công bố tài liệu [1], [2] Vừa qua (năm 2006-2009), số cán Viện NCHN Đà Lạt sang NuTEC/JAEA, Nhật Bản thực tập nghiên cứu phịng thí nghiệm theo Chương trình đào tạo giảng viên ITP (Instructor Training Program) Với phịng thí nghiệm, tùy theo thiết bị đo nguồn neutron sử dụng mà có tính tốn, thiết kế không gian làm việc phép đo đạc thực nghiệm khác nhằm phục vụ tốt công tác huấn luyện, đào tạo nghiên cứu cho đối tượng học viên khác (sinh viên, học viên cao học, thực tập sinh, v.v.) đảm bảo vấn đề an tồn xạ Các phịng thí nghiệm bắt buộc phải có sở đào tạo nhằm phát triển nguồn nhân lực lĩnh vực hạt nhân nói chung điện hạt nhân nói riêng Ở nước ta, có số sở nghiên cứu (như Viện KHKTHN Hà Nội, Viện Vật lý thuộc Viện KHCN Việt Nam) có số nghiên cứu lý thuyết thực nghiệm đặc trưng neutron cịn rời rạc, nhỏ lẻ, chưa có hẳn phịng thí nghiệm độc lập để phục vụ cơng tác huấn luyện đào tạo, mà thực số thí nghiệm đo thơng lượng neutron, phân tích kích hoạt neutron cho khóa luận tốt nghiệp hay thực tập học viên Viện NCHN Đà Lạt sở nghiên cứu có Lị phản ứng nghiên cứu IVV-9 với công suất danh định 500 kW phục vụ tốt cho công tác huấn luyện, đào tạo, giảng dạy nghiên cứu lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nói chung, đặc biệt lĩnh vực vật lý neutron vật lý lò phản ứng nói riêng Tuy nhiên, để chuẩn hóa cơng tác huấn luyện đào tạo lĩnh vực sở đào tạo nước ngoài, trước tiến hành thực nghiệm lò phản ứng, kênh ngang lò phản ứng, kênh khơ (kênh No 13-2, No 7-1) học viên cần phải thực thí nghiệm đo thông lượng phân bố thông lượng neutron, phân tích mẫu kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm khuếch tán neutron môi trường vật lý khác graphite, nước nhẹ, để có hiểu biết tốt đặc trưng neutron môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron định liều neutron dùng nguồn đồng vị Vì việc xây dựng cấu hình Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị Việt Nam nói chung Trung tâm đào tạo – Viên NCHN Đà Lạt nói riêng cần thiết Trong luận văn này, sử dụng chương trình MCNP để tính tốn mơ nhằm nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn đồng vị 252Cf 241Am-Be, bước đề tài cấp Bộ Viện nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt để xây dựng cấu hình thực nghiệm Howitzer nước cho nguồn 252Cf 241Am-Be, phục phụ cho việc nghiên cứu giảng dạy vật lý hạt nhân nói chung vật lý neutron, vật lý lò phản ứng hạt nhân nói riêng Trung tâm Đào tạo thuộc Viên nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt Luận văn gồm chương: – Chương 1: Tổng quan lý thuyết: giới thiệu Howitzer, nguồn neutron, tương tác neutron với vật chất, chương trình MCNP – Chương 2: Phương pháp mơ Monte-Carlo chương trình MCNP: giới thiệu phương pháp mơ Monte-Carlo chương trình MCNP ứng dụng lĩnh vực hạt nhân – Chương 3: Tính tốn cấu hình cho Howitzer: Tính tốn, tối ưu cho cấu hình Howitzer đa chức năng: Xây dựng số liệu đầu vào tính chiều dài khếch tán, chiều dài làm chậm, theo khoảng cách khác nhau; Migration area; hoạt độ phóng xạ thùng nhơm Kết luận: + Đưa cấu hình Howitzer tối ưu kết luận + Hướng phát triển đề tài Chương 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT 1.1 Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị hệ thống chứa nguồn neutron đồng vị cho phép nghiên cứu phịng thí nghiệm đặc trưng neutron đo thông lượng phân bố thơng lượng neutron, phân tích mẫu kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm khuếch tán neutron môi trường vật lý khác graphite, nước nhẹ, để từ hiểu biết tốt đặc trưng neutron môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron định liều neutron dùng nguồn đồng vị Cấu tạo gồm phận: - Thùng nhôm chứa nước tinh khiết graphite; - Hệ thống đế giữ thùng nhôm chứa nước nắp đậy; - Lớp bảo ôn bao thùng nhôm chứa nước; - Bộ lọc trao đổi ion hệ thống bơm nước tuần hoàn; - Cơ cấu giữ, di chuyển tháo lắp nguồn neutron 252Cf nguồn Am-Be; - Cấu hình giữ, di chuyển tháo lắp ống đếm neutron (3 He 3BF) thùng nhôm chứa nước; - Các ống dẫn (kênh ngang) thùng nhôm chứa nước để đặt dị mẫu dùng cho kích hoạt neutron; Hình 1.1: Một Howitzer neutron thực tế 1.2 Các nguồn neutron 1.2.1 Thu neutron phản ứng hạt nhân Do thời gian sống ngắn nên không gặp neutron tự nhiên mà phải tạo chúng Có thể thu neutron phản ứng khác với hạt nhân mà neutron liên kết yếu Trong phản ứng này, cần tạo hạt nhân trung gian có lượng kích thích tổng lượng liên kết động hạt tới hệ toạ độ khối tâm (hạt tới hạt , proton, đơtron lượng tử ) Nếu lượng kích thích lớn lượng liên kết “neutron cuối cùng” hạt nhân trung gian xác suất phát neutron đủ lớn Năng lượng lại trạng thái kích thích nằm dạng động neutron hạt nhân Hạt nhân sau neutron bay trạng thái kích thích sau lượng kích thích giải phóng cách phát xạ gamma Khả thu neutron phản ứng hay phản ứng khác xác định lượng liên kết neutron với hạt nhân Bảng 1.1: Năng lượng liên kết neutron cuối 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 loại hạt nhân cấu tạo từ hạt  (He4, Be8, C12, O16) lớn Các hạt nhân bền vững (loại trừ Be8 không bền phân rã thành hạt ) Mặt khác, neutron bổ sung thêm vào hạt nhân lại liên kết yếu Đối với nguyên tố đứng sau ôxy quy luật rõ bằng; hạt nhân trung bình, lượng liên kết cỡ - 10 MeV, hạt nhân nặng lượng liên kết khoảng - MeV Theo quan điểm thu nhận neutron, hạt nhân nhẹ có ưu hàng rào coulomb phản ứng với hạt tích điện hạt nhân nhẹ thấp so với hạt nhân nặng 1.2.2 Các loại phản ứng khác Phản ứng (, n) tuân theo sơ đồ sau: A ZX + 2He4  Z+2XA+3 + n + Q Giá trị Q lớn (phản ứng toả lượng) nhỏ (phản ứng thu lượng) Năng lượng kích thích hạt nhân sau bắt hạt  vào khoảng 10 MeV; (xem bảng 1.1) phản ứng (, n) phản ứng toả nhiệt thu nhiệt Phản ứng (d, n): A ZX + 1H2  Z+1XA+1 + n + Q Do lượng liên kết đơtron nhỏ nên hạt nhân hợp phần tạo nên bắt đơtron bị kích thích mạnh; hầu hết phản ứng (d, n) thường phản ứng toả lượng Phản ứng (p, n): A ZX + 1H1  Z+1XA + n + Q Trong trường hợp phản ứng (p, n), hạt nhân Z+1XA tạo nên từ hạt nhân ZXA giống hạt nhân kết trình phân rã  hạt nhân ZXA Chúng ta biết phân rã  lượng cực đại hạt  E Đối với đại lượng Q trường hợp phản ứng (p, n) có hệ thức: Q = E  - Qn (1.1) với Qn = 0,782 MeVlà giá trị Q phân rã  neutron Triti chất phóng xạ  lượng cực đại hạt  18 keV nên Q = 18 keV - 782 keV = - 764 keV Tất phản ứng (p, n) phản ứng thu lượng Phản ứng (, n) (quang phản ứng): A ZX +   ZXA- + n + Q 1.2.3 Tính tốn cơng suất nguồn neutron Có thể sử dụng giá trị tiết diện để tính cường độ nguồn neutron Nếu dòng J (cm-2.s-1) proton, đơtron hạt  vào bia chứa N nguyên tử loại cm3 số neutron dQ sinh 1s lớp chiều dày dx với diện tích cm2 là: dQ = J..N.dx (1.2)  (barn) tiết diện phản ứng hạt nhân sinh neutron Để xác định độ tồn phần cần tích phân phương trình (1.2) Khi cần hiểu tiết diện phản ứng phụ thuộc mạnh vào loại hạt tới Ngoài ra, hạt tới bị làm chậm nhanh tương tác với trường Coulomb electron vật chất bia (độ dài quãng chạy tổng cộng thường vào cỡ  m ) Quá trình làm chậm hạt tích điện vật chất đặc trưng khả làm chậm là: dE/dx (eV.cm-1), khả phụ thuộc lượng hạt tới Đối với độ dài quãng chạy R hạt với lượng E0 truyền qua vật chất, có hệ thức sau: E0 R=  dE / dx dE (1.3) Theo hệ thức (1.2) (1.3), cơng suất tồn phần nguồn neutron cm2 bề mặt bia dầy chiếu hạt nặng tích điện với lượng E0 bằng: E0 Q = J.N  E dE dE / dx (1.4) Nếu đưa vào đại lượng độ  = Q/J tức số neutron tính hạt sơ cấp ta viết: E0  = N  ( E ) dE dE / dx Như để tính độ nguồn neutron cần thiết phải biết không tiết diện phản ứng thu neutron mà khả làm chậm vật chất bia (thông thường người ta sử dụng tiết diện nguyên dE tử làm chậm  = dx N (eV.cm2) thay cho khả làm chậm  = E0  E dE ) Nếu tiết diện   phụ thuộc yếu vào lượng đưa khỏi dấu tích phân ta thu được: E0  = N  dE R = NR =  dE / dx (1.5)  độ dài quãng chạy tự trung bình hạt sơ cấp trước có va chạm hạt nhân Khi lựa chọn giá trị , sử dụng hệ thức (1.5) để đánh giá độ tiết diện phản ứng phụ thuộc nhiều vào lượng Để thu neutron đơn năng, người ta thường sử dụng bia mỏng tức bia mà hao hụt lượng hạt sơ cấp nhỏ Nếu E - “độ dày” bia thì: E0  = N  E  E 1.2.4 Các nguồn (, n) (E )E (E) dE  N dE / dx (dE / dx ) E (1.6) 1.2.4.1 Nguồn Ra – Be Có thể thu nguồn neutron có cơng suất lớn ổn định theo thời gian phản ứng Be9(, n)C12 sử dụng đồng vị Ra tự nhiên chất phóng xạ  có hoạt độ cao Nguồn neutron thường coi nguồn chuẩn Nhược điểm nguồn Ra - Be phát xạ gamma mạnh tạo thăng giáng lượng neutron Trên hình 1.2 chuỗi biến đổi phóng xạ Ra gam 3,7.1010 s-1 (1 Ci) Hình 1.2: Sơ đồ phân rã Rađi Bảng 1.2: Các đặc trưng nguồn Ra - Be Năng Độ  Năng lượng Năng Độ  Năng lượng lượng phản ứng lượng phản ứng MeV phân rã  Be9(, n)Be8 MeV phân rã  Be9(, n)Be8 Ra keV 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 226 88Ra phát Po210 (RaF) nguồn phát  quen thuộc có chu kỳ bán rã 138,5 ngày phát hạt  có lượng 5,305 MeV RaF tách từ sản phẩm radi cách chiếu neutron vào bia Bi209:   Bi209(n, )Bi210  Po210 (chu kỳ bán rã - ngày) Po210 có ưu điểm lớn so với loạt nguồn khác khơng phát   Nhược điểm chủ yếu nguồn chu kỳ bán rã ngắn Với nguồn Po - Be thu gần 2,5.106 neutron/s Ci Po210 Trên hình 1.3 phổ lượng nguồn Po - Be Năng lượng trung bình neutron vào khoảng MeV; lượng cực đại neutron nhỏ chút so với neutron từ nguồn Ra - Be lượng hạt  Po210 nhỏ Hình 1.3: Phổ lượng neutron nguồn Po- Hình 1.4: Phổ lượng nguồn Pu-Be Be Ngồi cịn có nguồn neutron từ Pu239 Đồng vị Pu239 có chu kỳ bán rã 24360 năm, lượng hạt  5,15; 5,13 5,10 MeV Người ta sử dụng hợp kim Pu-Be để làm nguồn neutron Nguồn neutron phát 8,5.104 neutron/s gam Pu Trên hình 1.4 phổ neutron nguồn Pu-Be Nguồn Pu-Be có loạt ưu điểm như: 1)Vì plutoni với berili kết hợp dạng hợp kim nên dễ dàng chế tạo để có thơng số cần thiết 2) Loại nguồn phát gamma mềm 3) Có chu kỳ bán rã lớn Tuy nhiên nhược điểm loại nguồn độ neutron nhỏ trường neutron, công suất nguồn bị thay đổi Pu239 phân chia Bảng 1.3 chứa thơng tin loạt phản ứng (, n) để làm sở chế tạo nguồn neutron Bảng 1.3: Phản ứng (, n) hạt nhân nhẹ Bia Q, MeV Độ neutron 106 hạt Bia Q, MeV Độ neutron 106 hạt  từ nguồn Po210 (bia dầy)  từ nguồn Po210 (bia dầy) Li6 - 3,977 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 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 nguồn neutron loại (, n) phát neutron với phổ liên tục, nguồn neutron loại quang phản ứng sử dụng lượng tử  phát neutron hầu hết neutron đơn Do lượng tia gamma đồng vị phóng xạ vượt MeV, phản ứng (, n) xảy với berili (Q = - 1,665 MeV) đơtri (Q = - 2,225 MeV); đồng vị phóng xạ tự nhiên nhân tạo sử dụng làm nguồn phát gamma Nhược điểm nguồn neutron loại độ neutron nhỏ thời gian làm việc ngắn Khi làm việc với nguồn (, n) cần ý đến bảo vệ an tồn phóng xạ khỏi tia gamma cứng 1.2.5.1 Nguồn Sb - Be Trên hình 1.5 sơ đồ phân rã đồng vị Sb124 tạo nên chiếu neutron vào đồng vị Sb123 Có khoảng 48% trường hợp phân rã  dẫn tới trạng thái kích thích Te124, đồng vị phát gamma với lượng 1,692 MeV Hỗn hợp tự nhiên đồng vị ăngtimoan chứa 42,75% Sb123 57,25% Sb121 Tiết diện kích hoạt đồng vị Sb123 2,5 barn v0 = 2200 m/s, chu kỳ bán rã đồng vị Sb124 60,9 ngày Hình 1.5: Mặt cắt nguồn Sb-Be 1- Nắp nguồn; - Nguồn; - Berili Trên hình 1.5 mặt cắt nguồn neutron Sb - Be Có thể rút hình trụ chứa ăngtimoan bên khỏi lớp vỏ berili Như “tắt” “mở” nguồn theo ý muốn Với loại nguồn nhận dược 107 neutron/s Ci phóng xạ gamma ăngtimoan với lượng 1,692 MeV Nguồn neutron loại sử dụng rộng rãi Nhược điểm chủ yếu loại nguồn thời gian bán rã ngắn (60,9 ngày) nhiên ln nạp lại nguồn cách đưa vào lò phản ứng để chiếu neutron 1.2.5.2 Các nguồn neutron (, n) khác Trong bảng 1.4 số liệu cho nguồn (, n) khác Các giá trị độ Y tính với hình học chuẩn, gam nước nặng berili đặt cách nguồn gamma Ci khoảng cm Tính tốn độ thực nguồn hệ thức sau: Q = 4tY (1.7) Trong  mật độ, t bề dày hiệu dụng lớp vỏ Trong số nguồn gamma tự nhiên có MsTh1 (Ra228 với chu kỳ bán rã 6,7 năm với vạch gamma 1,8; 2,2 2,6 MeV) hạt nhân Radi Do độ ổn định dễ chế tạo mà nguồn Ra(, n)Be loại nguồn tốt có chu kỳ bán rã lớn Bảng 1.4: Các nguồn neutron (, n) Nguồn  Na24 T1/2 15,0 h Năng Độ  lượng , MeV phân rã 2,757 1,00 2,757 Y.104 En, keV Giá trị (2.3.6) đo Be 969 830 24 - 29 1,00 D2O 265 220 12 - 14 Bia 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 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 1,77 0,2 Be 93 - - Ga27 As76 14,1 h 26,7 h Y88 104 d 2,06 0,1 Be 350 - - 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 2,185 0,02 Be 462 - 0,08 Pr144 17,3 m 1.2.6 Các nguồn neutron từ chất phân chia Một vài hạt nhân nặng phân chia tự phát Vì ln phát neutron phân chia, hạt nhân sử dụng làm nguồn neutron Trong bảng 1.5 vài số liệu nguyên tố vượt uran Tất hạt nhân trừ 252 Cf phát  Vì xảy đồng thời phản ứng (, n) hạt nhân tạp chất phổ neutron nguồn bao gồm đóng góp phản ứng tương ứng Phổ neutron nguồn vừa nêu tương tự phổ neutron phân chia U235 Trên thực tế nguồn 252Cf 240Pu sử dụng rộng rãi Công suất nguồn tăng lên neutron lại chiếu lại hạt nhân nguồn Tồn khả tạo nguồn (, n) mà phổ neutron tương tự phổ phân chia Phản ứng (, n) F19 cho phổ neutron có lượng trung bình MeV gần với giá trị lượng trung bình neutron phân chia Bảng 1.5: Nguồn neutron phân hạch tự phát Hạt Chu kỳ bán rã Số hạt  Số neutron Độ neutron riêng nhân (năm) phân chia 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 Hình 1.6: Phổ lượng neutron nguồn tương tự phổ neutron phân chia Đường đứt nét - phổ tính lý thuyết; đường liền nét – Phổ đo 1.2.7 Thu neutron nhờ máy gia tốc Các máy gia tốc làm nguồn neutron có ưu điểm lớn Cường độ dòng neutron đạt lớn vài bậc so với nguồn đồng vị Bằng máy gia tốc, thu chùm neutron đơn tốt có lượng Cũng 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 nguyên lý sau: a Có thể thu neutron đơn dựa phản ứng (p, n) (d, n) với chùm đơtron proton máy gia tốc Van - de - Graph Đơi người ta cịn sử dụng xicrotron để thay đổi lượng hạt gia tốc thu neutron đơn b Phản ứng (d, n) thích hợp để thu neutron lượng thấp (dưới MeV) Bia sử dụng đơtri, liti, triti berili Kết hợp với máy gia tốc đơn giản lượng thấp có dịng lớn, thu chùm neutron mạnh liên tục xung c Có thể thu chùm neutron mạnh máy gia tốc electron thẳng dựa phản ứng (, n) Những nguồn neutron loại dùng cho phổ kế làm việc theo nguyên tắc thời gian bay Cũng có chùm neutron thu từ phản ứng (p, n) (d, n) xiclotron xincroxiclotron phục vụ mục đích 1.3 Lý thuyết vận chuyển neutron Chúng ta giả thiết môi trường tán xạ (mơi trường có tiết diện tán xạ lớn nhiều so với tiết diện hấp thụ) có nguồn neutron phát neutron đơn neutron có phân bố lượng theo hàm S(E) Do tán xạ đàn hồi không đàn hồi, neutron trao đổi động với hạt nhân nguyên tử chất tán xạ Nếu động neutron lớn động dao động nhiệt nguyên tử tán xạ va chạm, neutron bị lượng cân nhiệt với ngun tử mơi trường Khi đó, phân bố neutron theo lượng phân bố nhiệt neutron tuân theo phân bố gọi neutron nhiệt Nói chung khơng tồn mơi trường tán xạ mà không hấp thụ neutron đặc biệt neutron chậm Trong vật lý neutron ứng dụng, chất có tiết diện tán xạ vĩ mơ s lớn, làm chậm neutron tốt - có nguyên tử số nhỏ, hấp thụ neutron (a