(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W

(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W(Luận văn thạc sĩ file word) Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia Gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,ɣ)187W

TÌNHHÌNHNGHIÊNCỨUỞNGOÀINƯỚC

Giá trị tiết diện neutron đã trở nên quan trọng đối với các nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm liên quan đến tương tác của neutron với vật chất Trong những năm gần đây, với công nghệ đo neutron hiện đại, việc xác định lại tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng trở nên cần thiết Việc xác định chính xác tiết diện neutron hiệu và tích phân cộng hưởng đối với vonfram (W) là đặc biệt quan trọng, bởi vì tungsten được coi là vật liệu cấu trúc tiềm năng cho lò phản ứng nhiệt hạch nhờ các đặc tính như điểm nóng chảy cao, dẫn nhiệt cao, hệ số giãn nở nhiệt thấp và kích hoạt neutron thấp Nó được sử dụng rộng rãi cho các ứng dụng như vật liệu mục tiêu của máy gia tốc điện tử để tạo ra các neutron và neutron được sản xuất Tương ứng, kiến thức về tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng cho vonfram đã trở thành một vai trò quan trọng trong tính toán dữ liệu nhiệt phân rã và đánh giá tác hại bức xạ của vật liệu.

Tính đến nay, tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng cho phản ứng 186W(n,γ)→187W đã được đo với nhiều lần thử nghiệm Mặt cắt bắt neutron nhiệt dao động từ 33 ô đến 42,8 ô, trong khi tích phân cộng hưởng thay đổi từ 318 ô đến 534 ô Thực tế này cho thấy rằng, hầu hết dữ liệu thực nghiệm và đánh giá đã được đo lường và khảo sát một cách sâu sắc, với sự khác biệt lớn giữa các kết quả thu được, đặc biệt là trong các giá trị tích phân cộng hưởng Do đó, cần phải đo thêm dữ liệu của phản ứng 186W(n,γ)→187W để so sánh tốt hơn Ngoài ra, với công nghệ đo lường hiện đại, việc thực hiện thí nghiệm cải tiến để làm rõ những sai khác còn tồn tại và giảm sai số ước lượng là rất cần thiết.

TÌNHHÌNHNGHIÊNCỨUTRONGNƯỚC

Nghiên cứu về tiết diện Tungsten trong nước đã được thực hiện bởi các nhóm tại Hà Nội và Đà Lạt, với Hà Nội sử dụng máy gia tốc và Đà Lạt sử dụng nguồn neutron từ lò phản ứng Mặc dù các nghiên cứu này đã chỉ ra sai số thống kê và sai số hệ thống khác nhau, nhưng vẫn chưa có phép đo cường độ tia gamma tức thời Các phép đo trên đường đi sử dụng mẫu kim loại, dẫn đến sự xuất hiện của những sai số không mong muốn.

CƠSỞLÝTHUYẾTPHẢNỨNGBẮTBỨC XẠNƠTRON

Cơchếphản ứngbắtbứcxạnơtron

Phản ứng bắt bức xạ nơtron được phân loại thành ba cơ chế chính: hạtnhân hợp phần, phản ứng hạt nhân trực tiếp và phản ứng hạt nhân tiền cân bằng Luận văn này tập trung nghiên cứu đối với thành phần nơtron nhiệt và trên nhiệt, đặc biệt là phản ứng hạt nhân (n,γ) theo cơ chế hạt nhân hợp phần Do đó, nội dung sẽ trình bày tổng quan về cơ chế phản ứng hạt nhân hợp phần.

Phản ứng hạt nhân hợp phần đƣợc biểu diễn qua hai giai đoạn nhƣđƣợcmô tảtrong biểu thứctổngquát sau:

Trongđó:Xlàhạtnhânbia, nlàhạttới, X * làhạtnhânhợpphần,Y là hạtnhânsảnphẩmsauphảnứng,blàhạt thứcấp.

Trong giai đoạn hình thành hạt nhân hợp phần, hạt nhân bia hấp thụ hạt neutron, tạo ra hạt nhân mới với số khối (A+1) và tồn tại ở trạng thái kích thích Mức năng lượng kích thích này tương ứng với tổng năng lượng liên kết của hạt nhân bia và động năng của hạt neutron.

Giai đoạn tiếp theo, hạt nhân hợp phần giải phóng năng lƣợng kíchthíchvềtrạngtháicơbản(groundstate)hoặctrạngtháigiảbền(metastablest ate)đồngthờiphátbức xạ cáctiagamma tức thời.

(Kýhiệu*trongcácquátrìnhtrênbiểudiễntrạngtháikíchthíchcủahạtnhânhợp phầnởgiaiđoạntrunggian);Hình1.1môtảcácbướctrongquá trìnhphảnứng(n, ).

Khihạtnơtrontớicónănglƣợngtăngcaohơnnơtronnhiệthaycòngọilànơtro ntrênnhiệthàmtiếtdiệnphảnứngcócấutrúccộnghưởng(haycòn được gọi là tiết diện cộng hưởng nơtron) với các đỉnh cộng hưởng xảy rakhinănglƣợngkíchthíchcủaphảnứngbằngmứcnănglƣợngcủahạtnhânhợpphần[1,2]

;giátrịtrungbìnhđạiđiệnchokhảnăngxảyraphảnứngđốicácnơtrontrongkhoảngnăngl ượngmàhàmtiếtdiệnphảnứngcócấutrúccộnghưởngđượcgọilàtíchphâncônghưởn gI0.Giảnđồnănglƣợngkíchthích và dịch chuyển gamma trong phản ứng bắt nơtron (n,γ)) đƣợc mô tảtrongHình1.2.

Hình 1.2 Giản đồ quá trình bắt nơtron của hạt nhân bia kèm phát xạgamma tức thời

Sựphânbốthônglƣợngnơtrontheonănglƣợng

Tiết diện phản ứng bắt nơtron phụ thuộc vào năng lượng nơtron, và sự phân bố thông lượng nơtron được chia thành ba miền: nơtron nhanh, nơtron trên nhiệt và nơtron nhiệt Để phân tích tương tác của nơtron với vật chất, nơtron được phân loại theo năng lượng: nơtron nhiệt có năng lượng từ 0 đến 0.5 eV, nơtron trên nhiệt từ 0.5 eV đến 100 keV, và nơtron nhanh từ 100 keV đến trên 10 MeV.

Nơtron nhanh là những nơtron có năng lượng lớn hơn 0,1 MeV, được tạo ra từ các máy gia tốc hoặc lò phản ứng phân hạch hạt nhân Trong lò phản ứng hạt nhân, nơtron nhanh hình thành từ phản ứng phân hạch của đồng vị 235U với năng lượng khoảng 20 MeV, có hàm phân bố phổ nơtron đạt cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bằng hàm phân bố Watt Sau quá trình làm chậm, nơtron nhanh sẽ chuyển thành nơtron trên nhiệt và nơtron nhiệt Tuy nhiên, do quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn, nên tồn tại đồng thời phân bố phổ nơtron nhanh cùng với phân bố phổ nơtron nhiệt và nơtron nhiệt.

Biểuthứcbán thựcnghiệmmô tảnơtron nhanh códạng:

E trường chất làm chậm, như nước và đồ họa, có phổ năng lượng phân bố theo quy luật 1/v, với khoảng năng lượng từ 0,5 eV đến 0,1 MeV Tiết diện tương tác của nơtron với vật chất trong vùng phổ nơtron trên nhiệt có cấu trúc cộng hưởng, dẫn đến việc các nơtron trên nhiệt được gọi là nơtron cộng hưởng Phân bố thông lượng nơtron trên nhiệt tỉ lệ nghịch với năng lượng nơtron theo công thức nhất định.

Nơtron trên nhiệt chủ yếu được sinh ra từ sự tán xạ đàn hồi của nơtron nhanh với các nguyên tử có số Z nhỏ trong vật chất như hyđrô và cacbon Quá trình làm chậm nơtron này tạo ra phổ năng lượng tỷ lệ với 1/E trong khoảng năng lượng từ 0,5 eV đến 0,1 MeV.

Nơtron nhiệt phân bố theo định luật Maxwell trong khoảng năng lượng 0 < En ≤ 0,5 eV Sau khi va chạm với các nguyên tử trong chất làm chậm, nơtron sẽ mất dần năng lượng và đạt trạng thái cân bằng nhiệt với các phần tử trong môi trường Quá trình giảm năng lượng của nơtron đến vùng nhiệt gọi là nhiệt hóa Mật độ nơtron nhiệt phụ thuộc vào năng lượng theo quy luật phân bố Maxwell-Boltzmann: n(E) = 2πn.e^E.

E0= kT = 0,0253eV là năng lượng nơtron nhiệt tương ứng với vậntốcnơtronv0"00m/sởnhiệtđộphòngT0)3K.

Các nơtron nhiệt chuyển động trong trạng thái cân bằng nhiệt vớicác phân tử môi trường có phân bố phù hợp với phân bố Maxwell đặctrƣng bởinhiệtđộtrungbình:

Năng lượng nơtron nhiệt phụ thuộc vào nhiệt độ môi trường và tiếtdiệntương táccủanơtron tỉlệvớiE 1/2 hay1/v.

Cácloại nguồnnơtron quan trọng

Các nguồn nơtron có thể được tạo ra từ nhiều phương pháp khác nhau, mỗi loại có những đặc trưng riêng như thông lượng nơtron và phân bố năng lượng Do đó, việc lựa chọn nguồn nơtron phù hợp là cần thiết để đáp ứng các mục đích nghiên cứu và ứng dụng Dưới đây là một số loại nguồn nơtron phổ biến.

Máygiatốccũngđƣợccoilànguồnphátnơtrondonócóthểgiatốc chùm hạt tích điện đạt đến năng lƣợng cao, (vƣợt qua ngƣỡng phảnứng) khi đó nơtron có thể đƣợc giải phóng từ một trong các phản ứng(p,n),( d , n ) , (  ,n)Một s ố p h ƣ ơ n g t r ì n h p h ả n ứ n g đ i ể n h ì n h n h ƣ n h ƣ s a u [3]:

- Máy phátnơtrontheophảnứng 2 𝐻(d,n) 3 Heđƣợcdùngrộngrãivìđâylàmáymột trongnhữngloạiphátnơtronđơnnăng hiệu suấtcao.

Máy phát nơtron đơn năng 14MeV đang được quan tâm nhiều nhờ nguyên tắc hoạt động của nó Nguyên liệu Deuterium sẽ bị ion hóa và sau đó được gia tốc trong máy đến năng lượng từ 100 đến 150keV Cuối cùng, Deuterium sẽ đập vào bia chất rắn làm bằng đồng phủ Titan hoặc Zircon, có khả năng hấp thụ Tritium, từ đó tạo ra các phản ứng nơtron.

Máy gia tốc phát nơtron nhỏ có nhiều ưu điểm, bao gồm chi phí thấp hơn so với lò phản ứng, vì vậy chúng được ưa chuộng trong các phòng thí nghiệm và ngành công nghiệp Thiết bị này có khả năng phân tích các nguyên tố nhẹ như nitơ, ôxi và cacbon Đồng thời, máy gia tốc cung cấp thông lượng nơtron nhanh, dao động từ 10^9 đến 10^10 n.cm^-2.s^-1.

Nơtron đơn năng có năng lượng cao và dòng nơtron có thể điều chỉnh, thường được sử dụng trong máy phát nơtron để xác định các nguyên tố có tính điện hấp thụ cao trong vùng năng lượng phát nơtron nhanh Ví dụ, Mg với chu kỳ bán rã T1/2 là 37,6 giây tham gia phản ứng 26Mg(n, α)23Ne, và Al với chu kỳ bán rã T1/2 là 9,5 phút cũng tham gia phản ứng tương tự.

27Al(n,p) 27 Mg,FevớiT1/2:2,58 giờphảnứng 56 Fe(n,p) 56 Mn…

Máy gia tốc có nhược điểm là sử dụng hạn chế trong ngành công nghiệp do sự dao động của thông lượng neutron theo thời gian, phụ thuộc mạnh vào vị trí và giảm nhanh theo khoảng cách so với bia Bia Tritium có thời gian sống ngắn, điều này hạn chế hiệu ứng hóa lãng.

Hầuhếtcácnguồnnơtronđồngvịgồmhai loạilàđồngvịphânhạchtựpháthoặcnhữngvậtliệucókhảnăngphátxạalphakếthợpvớin guyêntốnhẹnhƣBerylliumđểtạo ranơtrontrêncơsởphảnứng (  ,n) Nguồnnơtronđồngvịphânhạch tựphát thườngsử dụngtrong thựctếlà: nguồn 252 Cf có

248 Cm chukỳ2,645năm,97%trảiquaquátrìnhtựphânraalpha:  + 9 6 + 6MeVvà3%phânhạchtựphát,phátratrungbình3,8nơtrontrênmỗiphânhạch với năng lượng nơtron trung bình 2,348 MeV theo các phương trìnhphảnứngsau[1]:

Nguồn nơtron có nhiều ưu điểm nổi bật, bao gồm khả năng tích tụ tương đối nhỏ và dễ dàng vận chuyển Phương thức che chắn bảo vệ bức xạ cũng rất thuận tiện, giúp giảm thiểu nguy hiểm cho sức khỏe Thêm vào đó, thông lượng nơtron ổn định và chi phí thấp khiến nguồn nơtron trở thành lựa chọn lý tưởng cho các thí nghiệm hạt nhân tại các trường đại học, cũng như trong các ứng dụng phân tích kích hoạt trong công nghiệp.

*Nhƣợc điểm:Thông lƣợng nơtron phát ra khá thấp từ 10 7 n.s -

1tới10 9 n.s -1 ,phổ nơtrontừ0đến7MeV.

Lò phản ứng hạt nhân tạo ra nơtron phân hạch đƣợc sử dụng chonhiềuứngdụngkhácnhau.Phươngtrìnhphảnứngphânhạchđượcbiểudiễnnh ƣsau:

*Ƣu điểm:phần lớn các lò phản ứng cho thông lƣợng nơtron từ10 11 tới 10 15 n.cm -2 s -1 Nguồn nơtron sinh ra từ lò phản ứng có năng lƣợngphânbốt ừ 0đến20MeV.

Các lò phản ứng hạt nhân có chi phí xây dựng và vận hành cao, yêu cầu tuân thủ các quy định an toàn bức xạ nghiêm ngặt cho mọi hoạt động diễn ra trong lò Dưới đây là một số kênh nơtron tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.

Hình1.3.Sơđồ mặtcắtngang củalò phảnứng hạt nhânĐàLạt

Nguồn nơtron tại cột nhiệt của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được thiết kế bằng vật liệu graphit với kích thước 1,22m x 1,22m và dài 1,68m, cấu trúc của cột nhiệt bao gồm nhiều thanh graphit nhỏ kích thước 10,2cm x 10,2cm và dài 127cm Cột nhiệt mở rộng qua thành lò phản ứng với góc khối 100 độ, bên ngoài được bảo vệ bằng cấu trúc che chắn bê tông có kích thước 2,44m x 2,74m và độ sâu 3,66m Tại trung tâm khối che chắn nơtron có kênh dẫn nơtron đường kính 20cm, nơi lắp đặt hệ thống chiếu mẫu bằng khí nén Ống dẫn khí nén làm từ nhôm được thiết kế lệch tâm để hạn chế phóng bức xạ trực tiếp Mẫu nghiên cứu được chứa trong hộp đựng mẫu bằng polyêtylen và được đưa vào vị trí chiếu bằng cơ chế khí nén Đặc trưng của nguồn nơtron tại đây là nguồn nơtron nhiệt được nhiệt hóa tốt nhất nhờ môi trường làm chậm và phản xạ bằng graphit lớn với tỷ số C cao, với phân bố bên trong kênh ngang số 2 gần giống với phân bố chuẩn gồm hai thành phần chính là nơtron nhiệt và nơtron trên nhiệt.

1.3.3.4 Chùm nơtron phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứnghạt nhânĐàLạt

Phương pháp tạo dòng neutron phin lọc đơn năng tại kênh ngang số 2 dựa trên sự truyền của chùm neutron từ lò phản ứng qua vật liệu phin lọc Vật liệu silicon với độ dày từ 60cm đến 100cm cho phép nhận chùm neutron nhiệt (0,025eV), 54keV và 148keV Để thu được chùm neutron nhiệt, cần bổ sung phin lọc phụ bằng bismuth hoặc titan và lưu huỳnh nhằm hạn chế các đỉnh neutron năng lượng cao Ngược lại, nếu quan tâm đến các đỉnh năng lượng cao như 54keV hoặc 148keV, cần sử dụng phin lọc phụ như boron (mật độ 0,2g/cm²) và cadmium để giảm thiểu thành phần neutron nhiệt.

Chùm nơtron phin lọc từ lò phản ứng có nhiều ưu điểm nổi bật, bao gồm thông lượng dòng nơtron cao từ 10^5 đến 10^7 n/cm²/s, độ phân giải năng lượng tốt và nền phông gamma thấp Đường kính chùm nơtron khoảng 40mm cho phép thành phần bức xạ gamma từ lò phản ứng được hấp thụ đáng kể khi đi qua phin lọc dày Nhờ những lợi thế này, chùm nơtron phin lọc được ứng dụng rộng rãi trong nghiên cứu cấu trúc hạt nhân, phản ứng hạt nhân và đo đạc số liệu hạt nhân.

PHƯƠNGPHÁPXÁCĐỊNHTÍCHPHÂNCỘNGHƯỞNG

Trong phổ nơtron trên nhiệt lý tưởng theo quy luật 1/E, đại lượngtích phân cộng hưởng, ký hiệu bởi I0, được xác định bởi mối quan hệ sau[5]:

(𝐸):làtiếtdiện bắtnơtron tại năng lƣợng E; lànănglƣợngngƣỡngcắtcadmicógiátrịlà0.55eVvớivỏbọcCd cóbềd à y là 1mm.

Trong thực tế, khi giá trị tích phân cộng hưởng được xác định bằngthực nghiệm trên nguồn nơtronc ó t h à n h p h ầ n n ơ t r o n t r ê n n h i ệ t v ớ i đ ộ lệchαthìtíchphâncộnghưởngcũngbịảnhhưởngbởiyếutốđộlệchphổαnàyv àđƣợcbiểu diễn theobiểu thứcsau:

Kết quả cuối cùng của phép đo cần đƣợc xác định là đại lƣợng tíchphân cộng hưởng I0 Mối quan hệ giữa I0và0( )được định nghĩa theobiểuthức:

0l àtiếtdiệnphảnứng(𝑛, ) t ạ itốcđộnơtron2200m/ s;Erlà năng lượng cộng hưởng hiệu dụng (eV),

PHƯƠNGPHÁPXÁCĐỊNHTIẾTDIỆNBẮTBỨCXẠNƠTRONV ÀCƯỜNGĐỘGAMMA

Xácđịnhthônglƣợngnơtronnhiệt

Thông lượng nơtron nhiệt là một đại lượng vô hướng và được địnhnghĩa là số nơtron nhiệt chuyển qua một đơn vị diện tích trong một đơn vịthờigian.

 th v.n th (1.20) v:vậntốcđặctrƣngcủanơtronnhiệt(m/s); nth: mật độ nơtron nhiệt của nguồn nơtron trên một đơn vị thể tích(nơtron/cm 3 );

Thông lượng nơtron nhiệt trong lò phản ứng được xác định với độ chính xác cao bằng phương pháp kích hoạt nơtron Thông lượng này được tính dựa trên phản ứng bắt bức xạ nơtron của hạt nhân 197Au(n,γ)198Au, với chu kỳ bán hủy khoảng 2,695 ngày của hạt nhân sản phẩm không bền 198Au Để thực hiện, mẫu chuẩn và mẫu cần đo được chiếu đồng thời, sau đó phổ gamma phát ra từ các mẫu được đo bằng hệ phổ kế gamma sau một thời gian rã thích hợp Mẫu chuẩn trong trường hợp này là 197Au.

Sau khi kết thúc quá trình chiếu mẫu với nguồn nơtron bao gồm cóthành phần nơtron nhiệt và trên nhiệt, hoạt độ của mẫu tại thời điểm nàylà:

N:làsốhạtnhânbiatrong mẫu; σ0là tiết diện bắt nơtron nhiệt

Sử dụng hệ phổ kế đa kênh với detector bán dẫn HPGe để đo phổ gamma, ta có mối quan hệ giữa tốc độ phản ứng R và số đếm ghi được (Np) của đỉnh phổ gamma như sau.

NA:sốAvogadro(  6,023.10 23 mol -1 );Np:diện tích đỉnhphổgamma;

Trong trường hợp mẫu chiếu được đặt trong vỏ bọc Cadmium,thành phần thông lƣợng nơtron nhiệt𝑡𝜎rất nhỏ so với thành phần trênnhiệt.Dođóbiểuthức (1.23)trởthành:

Dựa vào công thức (1.23) và (1.24), thông lượng neutron nhiệt có thể được xác định trực tiếp khi mẫu chiếu được bọc bằng Cadmium Tỷ số giữa thành phần thông lượng neutron nhiệt và thông lượng neutron tổng thể được xác định theo công thức: f = φ_th.

Khigiátrịcủathamsố fđãđƣợcxácđịnhbằng côngthức(1.25)thì giátrịthônglƣợngnơtronnhiệtsẽđƣợcxácđịnhtheocôngthức:

Hiệuứngtựchechắnnơtrontrongmẫuvàtínhtoáncáchệ sốG th và G e

Trongcácthínghiệmnghiêncứucơbảnvànghiêncứuứngdụng,trên cơsởphảnứngbắtbứcxạnơtron(𝑛,),cácmẫunghiêncứuthường z đượcchiếutrongtrườngnơtronhoặctrêncáckênhnơtroncủalòphảnứnghiệu ứng tự che chắn nơtron trong mẫu, cần phải đƣợc tính toán và đƣavào hiệuchínhtrongcác phép đothực nghiệmphản ứng(𝑛,).

CácphươngpháptínhtoáncáchệsốGthvàGe

Chương trình máy tính MATSSF, do nhóm tác giả A.Trkov và cộng sự phát triển, được thiết kế để tính toán hệ số che chắn nơtron nhiệt Gthv và trên nhiệt Ge dựa trên lý thuyết làm chậm nơtron MATSSF có khả năng tính toán hiệu ứng suy giảm phân bố phổ nơtron theo các thành phần nguyên tố và đồng vị trong mẫu, cũng như hình dạng mẫu Chương trình xác định phổ nơtron bị nhiễu loạn và số liệu có tiết diện phản ứng với nơtron của các hạt nhân trong mẫu, từ đó tính toán chính xác các hệ số tự che chắn cho cộng hưởng đơn của từng đồng vị hoặc nguyên tố Ưu điểm của MATSSF là khả năng ứng dụng trong việc tính toán hệ số tự che chắn nơtron nhiệt Gthv và Ge với mẫu có nhiều thành phần hóa học khác nhau.

Nhóm tác giả Martinho, Salgado và Goncalves (2004) đã phát triển một mô hình tính toán hệ số G th, sử dụng phương pháp tính toán để xác định hệ số che chắn neutron nhiệt Mô hình này dựa trên việc phân tích dữ liệu thực nghiệm và số liệu mô phỏng, từ đó cung cấp một phương pháp chính xác và hiệu quả cho việc nghiên cứu trong lĩnh vực này.

Monte-Carlo Theo phương pháp này, hệ sốtựchechắnnơtronn h i ệ t đƣợcxácđịnhtừmôhìnhkhớpnhƣsau:

A1,A2,z0vàplàcácthamsốxácđịnhbằngcáchkhớpsốliệuthựcnghiệmhoặctí nhtoán Monte-Carlochínhxácđối với mẫuchuẩn; z là biến số phụ thuộc vào dạng hình học, kích thước mẫu và số liệuhạtnhâncủađốitƣợngnghiên cứu.

Bảng 1.1.Các tham số khớp thực nghiệm sử dụng trong mô hình tính toánhệsố Gth

+Mô hình tính toán hệ sốG e :Nhóm các tác giả Martinho, Salgadovà

Vào năm 2003, Goncalves đã phát triển một phương pháp tính toán hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt bằng cách sử dụng mô hình đường cong khớp dựa trên dữ liệu thực nghiệm và mô phỏng Monte Carlo Phương pháp này cho phép xác định hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt một cách chính xác.

Các tham số khớp của mô hình (1.29) đƣợc mô tả trên bảng 1.1 trongđó r: bánkính mẫu dây(cm); t:độdàycủa mẫu dạngđĩatròn (cm).

Bảng 1.2.Các tham số khớp thực nghiệm sử dụng trong mô hình tính toánhệsố Ge

Phương pháp Monte Carlo sử dụng mô phỏng để giải quyết bài toán trong điều kiện thí nghiệm thực tế Trong thực nghiệm, mẫu được đặt trong trường neutron phẳng với hình dạng đĩa, có bán kính từ 1cm đến 1,5cm và chiều dày từ 0,001cm đến 0,1cm.

Chương trình Monte-Carlo MCNP5 cùng với thư viện số liệu hạt nhân ENDF/B-VII.0 cho phép mô phỏng thí nghiệm đo phản ứng bắt bức xạ nơtron từ nguồn nơtron của lò phản ứng, đồng thời tính toán chính xác phân bố phổ năng lượng của nơtron bị nhiễu loạn trong mẫu Các hệ số Gth và Ge được xác định thông qua các công thức cụ thể.

Công thức (1.30) sử dụng cận tích phân trong vùng năng lượng neutron nhiệt từ 10 -5 eV đến 0,5 eV, trong khi công thức (1.31) áp dụng cận tích phân cho vùng năng lượng neutron trên nhiệt từ 0,5 eV đến 1 MeV Phương pháp này có ưu điểm là xác định chính xác hệ số hiệu chính với độ tin cậy cao, tuy nhiên, việc tính toán yêu cầu thời gian dài và cần một hệ thống máy tính có tốc độ cao.

Tươngtáccủagammavớivậtchất

Bức xạ gamma bao gồm các lượng tử photon được phát ra trong quá trình phân rã hạt nhân hoặc phản ứng hạt nhân Khi photon tương tác với vật chất, có ba quá trình chính diễn ra: hấp thụ quang điện, tán xạ Compton và tạo cặp.

Hiệu ứnghấpthụquangđiện

Quá trình hấp thụ quang điện là hiện tượng nổi bật đối với gamma có năng lượng tương đối thấp Khi một photon tương tác với electron của nguyên tử, năng lượng của photon được truyền hoàn toàn cho electron, khiến electron rời khỏi lớp vỏ nguyên tử, tạo ra một quang electron và một nguyên tử ion hóa Tiết diện xảy ra hiện tượng quang điện có dạng: σ photo ∼ Z⁵/E⁷/₂ Hiệu ứng này được gọi là hiệu ứng quang điện.

TánxạCompton

Tán xạ Compton xảy ra khi các lƣợng tử gamma có năng lượngtương đối caotương tácđàn hồi với electronchủ yếuởlớpquỹđạongoài

Trong quá trình tán xạ, lượng tử gamma bị lệch khỏi phương bay ban đầu và mất một phần năng lượng khi tương tác với các nguyên tử trong môi trường truyền Hiện tượng này dẫn đến việc giải phóng electron ra khỏi nguyên tử với động năng Ee, tạo ra nguyên tử đã bị ion hóa Hiệu ứng tán xạ này được mô tả bằng công thức tính toán tiết điện tán xạ Compton, với tỷ lệ σ Compton ∼ Z/E.

Hiệu ứngtạo cặp

Quá trình tạo cặp xảy ra khi tia gamma có năng lượng lớn hơn 1,02 MeV tương tác với hạt nhân nguyên tử, tạo thành một cặp electron - positron Positron mang điện tích dương và khi gặp electron, hiện tượng hủy cặp xảy ra, tạo ra hai lượng tử gamma với năng lượng 511 keV, phát ra theo hai hướng ngược nhau Hiệu ứng tạo cặp được mô tả bằng công thức: σ pair ∼ Z² / ln E Đối với một chùm hẹp tia gamma đơn năng có cường độ

Khi chùm gamma đi qua một lớp vật chất có mật độ ρ và bề dày d, cường độ suy giảm của chùm gamma sau khi ra khỏi lớp vật chất được xác định bằng công thức cụ thể.

Trongđ ó :làh ệ số h ấ p t h ụ , đặctr ƣn g c h o m ỗ i l o ạ i v ậ t l i ệ u v à nă nglƣợng gamma.

Hệphổkếgamma

Hệ phổ kế gamma đa kênh bao gồm các khối điện tử chức năng như đầu dò thu nhận tín hiệu từ nguồn phóng xạ, chuyển đổi thành xung điện Tín hiệu đầu ra từ đầu dò có biên độ rất nhỏ, vì vậy cần được khuếch đại sơ bộ bằng tiền khuếch đại (Pre Amp) Sau đó, tín hiệu này được đưa vào khối khuếch đại chính (Amplifier) để tăng cường biên độ và hình thành xung chuẩn Cuối cùng, tín hiệu được chuyển đổi từ dạng tương tự sang dạng số thông qua bộ ADC (Analog to Digital Converter) và xử lý qua khối phân tích biên độ đa kênh (MCA).

Tínhiệusaukhiđƣợcxửlývàđƣợchiểnthịquamáytính(PC)làthôngtinvềnguồnphó ngxạ cầnđo[3].

Đầu dò Ge hiện nay là thiết bị có độ phân giải cao nhất, cho phép đo năng lượng tia gamma với độ chính xác lên tới 0,1% Có hai loại đầu dò Ge: Ge(Li) và HPGe, cả hai đều có độ nhạy và độ phân giải tốt Tuy nhiên, đầu dò Ge(Li) gặp vấn đề do sự khuếch tán của nguyên tử lithium, làm tăng độ dày lớp chết và thu hẹp thể tích hoạt động Để hạn chế hiện tượng này, cần giữ lạnh đầu dò ở nhiệt độ nitơ lỏng Đầu dò HPGe đã phát triển để khắc phục nhược điểm này mà không cần làm lạnh bằng nitơ lỏng trong quá trình bảo quản.

Hiệu suấtghicủađầudò

 I     không chỉ vào tính chất của đầu dò mà còn phụ thuộc vào bố trí hình họccủanguồnbứcxạ(chủ yếu là khoảng cáchtừnguồnđến đầudò). s𝑆o e𝑚đ 𝑔ℎi𝑛ℎ𝑛 𝑆o𝑝ℎ𝑜𝑡𝑜𝑛𝑝ℎá𝑡𝑟𝑎𝑡ừ 𝑛𝑔𝑢o𝑛 HiệusuấtghiscủadetectortạinănglƣợngEquantâmđƣợcxácđịnhtheob iểuthức:s= 𝐶𝑝𝑠

Đỉnh bức xạ gamma tại năng lượng E của nguồn chuẩn được xác định bằng số đếm (T đỉnh đã trừ phông), trong đó T là thời gian đo tính bằng giây Hoạt độ ban đầu A0 được ghi nhận ngay khi nguồn chuẩn được chế tạo, tính bằng Becquerel (Bq) Hằng số phân rã λ của hạt nhân tương ứng với nguồn chuẩn được tính bằng công thức λ = ln2/T1/2, với T1/2 là chu kỳ bán rã tính bằng giây Thời gian từ khi chế tạo đến khi đo được ký hiệu là t = T1– T2 Cuối cùng, xác suất phát tia gamma tại năng lượng Equantâm được biểu thị bằng Iγ (%).

Phương pháp nghiên cứu được áp dụng là phương pháp kích hoạtnơtronđophổgammatrễvàphổgammatứcthờitừphảnứngbắt 186 W(n,γ)) 187

W Phương pháp đo thực nghiệm sử dụng hệ phổ kế PGNA ởchếđộđogiảmphôngCompton(Anti-Compton)[3].

Hệ PGNA được lắp đặt tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, nơi chùm hạt notron từ lò phản ứng được dẫn qua hệ thống phin lọc notron Sau khi qua phin lọc, chùm notron nhiệt thu được có cường độ cao gấp nhiều lần so với thành phần có năng lượng cao hơn.

Các tia gamma tức thời từ mẫu được ghi nhận bằng hệ phổ kế gamma sử dụng detector HPGe và phần mềm GammaVision-32 hoặc Genie-2000 Mẫu được đặt tại vị trí chiếu trùng với tâm của chùm neutron, cách nhau 26cm Để xác định cường độ các tia gamma, chúng tôi sử dụng lá dò tinh khiết W 99.8% cùng hệ phổ kế gamma (PGNA) với đầu dò HPGe có hiệu suất ghi tương đối 72%, kết hợp với dòng neutron phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Qua đó, chúng tôi tiến hành đo thực nghiệm phổ phát xạ gamma tức thời để xác định cường độ tuyệt đối các tia gamma từ phản ứng bắt neutron nhiệt 186 W(n,γ) 187 W trong dải năng lượng gamma từ 0 đến 8 MeV Để đo tiết diện bắt bức xạ neutron, chúng tôi sử dụng nguồn neutron tại thiết bị Cột nhiệt của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, với phản ứng chuẩn 197 Au(n,γ) 198 Au Các mẫu cần đo được kích hoạt cùng lá dò vàng chuẩn, sau đó hoạt độ của mẫu và chuẩn Au được đo trên hệ phổ kế gamma phông thấp khác cũng dùng detector HPGe Kết quả tiết diện bắt xạ neutron của mẫu được tính tương đối với chuẩn Au, do đó việc định chuẩn hệ phổ kế gamma rất quan trọng trong việc xác định độ chính xác của kết quả.

CHUẨNHÓAHỆPHỔKẾG A M M A D Ù N G D E T E C T O R HPGE

HệphổkếgammadùngdetectorHPGe

Để xác định hoạt độ phóng xạ của mẫu phóng xạ sau khi chiếu kích hoạt nơtron, việc phân biệt năng lượng của chúng là rất quan trọng Khả năng này được gọi là độ phân giải năng lượng, và nó cần thiết để tính toán hoạt độ tuyệt đối một cách chính xác.

Hệ phổ kế gamma đƣợc dùng để đo tiết diện phản ứng hạt nhân trongluậnvănnàysửdụngdetectorbándẫnsiêutinhkhiết HPGe GEM50P4.

Chuẩn hoáhệphổkếgammadùng detector HPGe

- Chuẩn năng lượng là xác lập mối quan hệ tương đối giữa số kênh vàgiátrịnănglƣợngcủađỉnhhấpthụtoànphầntrênphổgamma.

- Chuẩn độ rộng đỉnh là xác định sự phụ thuộc của độ rộng đỉnh phổtheonănglƣợng.

Chuẩn hiệu suất ghi xác định mối quan hệ giữa số đếm mà hệ phổ kế ghi được và tốc độ phát gamma từ nguồn chuẩn hoặc mẫu phóng xạ, phụ thuộc vào hình dạng và chất liệu nền của mẫu đo thực tế Chuẩn này đóng vai trò quan trọng trong việc đo định lượng giá trị tuyệt đối của các đại lượng vật lý liên quan, như hoạt độ phóng xạ, thông lượng neutron và tiết diện phản ứng hạt nhân.

Quátrìnhchuẩnnănglượnglàviệcxáclậpmốiquanhệtươngđốigiữasốkênh và giá trị năng lƣợng của đỉnh hấp thụ toàn phần trên phổ gamma, từ đóxácđịnhvànhậndiệnđƣợcđồngvịphóngxạnàođanghiệndiệntrongmẫu.

Chuẩnnănglƣợngđƣợctiếnhànhbằngcáchđophổgammacủamộtsốnguồn phát gamma đã biết chính xác năng lƣợng sau đó thiết lập mối quan hệgiữanănglƣợngvàvịtrí đỉnhbằng mộthàmkhớp (bậc1hoặcbậc2).

Việc chuẩn năng lượng thường được tiến hành trực tiếp trên máy tínhcủahệphổ kếnhờphầnmềmthunhậnvàxửlýphổ.

Giá trị độ phân giải (FWHM) tăng theo năng lượng của photon và phụ thuộc vào tính chất nội tại của đầu dò Dữ liệu này được sử dụng bởi phần mềm để thiết lập các mối quan hệ toán học Việc chuẩn năng lượng được thực hiện trên máy tính hệ phổ kế nhờ phần mềm thu nhận và xử lý phổ gamma.

+ Đo phổ gamma của nguồn chuẩn từ đó có đƣợc phổ gamma có cácđỉnhnănglƣợngđãbiếtcủađồngvịphóngxạcótrongnguồnchuẩn.

Điều chỉnh hệ số khuếch đại của hệ phổ kế là cần thiết để đảm bảo rằng mỗi keV của tiagamma tương ứng với một kênh cụ thể trong hệ thống Việc này giúp tối ưu hóa độ chính xác của dữ liệu thu thập được, đảm bảo rằng mỗi giá trị năng lượng được phản ánh đúng trong hệ phổ kế.

+ Định chuẩn năng lượng bằng phương pháp làm khớp các hệ số a, b, ccủahàmbiểu diễn sựphụthuộcnăng lƣợngtheo kênh.

Trên giao diện máy tính của hệ phổ kế, có chức năng định chuẩn năng lượng, cho phép người dùng nhập năng lượng vào các kênh tương ứng Người dùng có thể chọn giữa hàm bậc nhất hoặc bậc hai để thiết lập mối quan hệ giữa số kênh và năng lượng thông qua một hàm toán học.

- Độrộngđỉnh(độphângiải)thườngđượcbiểudiễnbằngđộrộngở mộtnửachiềucaocủađỉnh(FWHM),làmộthàmphụthuộcvàonănglƣợng.

Trongđó:Alàdiệntíchđỉnh,CTlàđộcaođỉnh,C0làphông,FWHMlàbềr ộngtoànphầnởmộtnửa chiềucaocực đại.

Quy trình chuẩn độ rộng đỉnh và chuẩn năng lƣợng đƣợc tiến hànhđồngthời.Cáchệsốvàhàmchuẩnnàyđượclưutrongmáytính,cóthểlấylạicho cácphépđotiếptheo.

Có nhiều phương pháp để chuẩn hiệu suất, phương pháp thông thườnglà dùng một số nguồn chuẩn đã biết chính xác hoạt độ phát gamma chuẩn đểtínhtoánhiệusuấtghitạicácđỉnhhấp thụtoànphầntheonănglƣợng.

Trong thực nghiệm, thường sử dụng các nguồn chuẩn nhƣ:60 Co ,57 Co , 133 Ba ,65 Zn ,54 Mn ,109 Cd ,2 2 Na ,137 Cs ,… để xác định hiệu suất ghi tuyệt đối tạivùngnăng lƣợngtừ50-1408keV.

Hiệu suất tuyệt đối(s𝛾)là tỷ số giữa số xung ghi nhận đƣợc và số bứcxạđƣợcphátrabởinguồn

0 n1làsốbứcxạghinhậnđƣợcbởidetector;n2là số bứcxạphátra từnguồn.

Hiệu suất của detector không chỉ phụ thuộc vào tính chất của nó và khoảng cách từ detector đến nguồn, mà còn bị ảnh hưởng bởi năng lượng của bức xạ gamma Do đó, cần xây dựng hàm tương quan giữa năng lượng và hiệu suất (s𝛾 s𝛾(E)) Từ hàm này, chúng ta có thể xác định hiệu suất ghi của hệ đo tại các giá trị năng lượng tương ứng của bức xạ gamma quang tử.

Cũng nhƣ trong chuẩn năng lƣợng, để chuẩn hiệu suất ta cần biết hiệusuấtghitrêntoàndảinănglƣợngquantâm(từ100keVđến10MeV).

Tại vùng năng lượng thấp từ 121.8 keV đến 1408 keV, tác giả đã sử dụng các nguồn phóng xạ như 60Co, 57Co, 133Ba, 65Zn, 54Mn, 109Cd, 22Na và 137Cs để xác định hiệu suất ghi tuyệt đối của hệ phổ kế gamma (PGNAA) tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Hiệu suất ghi tuyệt đối tại năng lượng E được tính theo biểu thức thứcsau [8].

AP:Diệntíchđỉnh(đãtrừphông)củabứcxạgammatạinănglƣợngEcủanguồ nchuẩn(counts);

:Hằng sốphân rã(s -1 ); t:Thờigiantrôiquatừlúcchếtạo(ngàysảnxuất)tớilúcđo(s)(ngàyđo);

𝛾: Xác suất phát tia gamma tại năng lƣợng E

* Dựa trên phần mềm GammaVision, tác giả đã tiến hành xử lý phổnănglƣợngcủacácnguồnchuẩn133 Ba , 109 Cd ,60 Co ,54 Mn , 137 Cs ,22 Na ,57 Co vàx âydựng đường cong hiệu suất củadetector.

Kết quả xử lý phổ năng lƣợng sau khi đo mẫu ở các vị trí: sát mặtdetector,cáchdetector 5 cm,cách detector10cmtrongbảng2.1

Bảng2.1.Kếtquảxửlýphổnănglƣợngsaukhiđomẫuởcácvịtrí:sátmặtdetector,cáchd etector 5cm,cáchdetector10cm

Sátmặt Cách5cm Cách10cm

LogE Log Eff LogE Log Eff LogE LogEff

Từ bảng số liệu 2.1, vẽ các đường biểu diễn các đường cong hiệu suấtcủadetectornhƣsau:

Sauk h i k h ớ p c á c g i á t r ị h i ệ u s u ấ t g h i t ạ i c á c m ứ c n ă n g l ƣ ợ n g k h á c nhau và các khoảng cách khác nhau ta thu đƣợc các hàm hiệu suất theo nănglƣợng nhƣsau:

Hiệu suất ghi của detector tăng lên đến 276 keV, sau đó giảm dần theo năng lượng do các tia gamma năng lượng thấp phải trải qua nhiều tương tác với môi trường và vật liệu bên ngoài như không khí, lớp vỏ nhôm bảo vệ và lớp Ge bất hoạt Các tia gamma năng lượng thấp bị hấp thụ đáng kể bởi các lớp vật liệu này Ở vùng năng lượng cao, các photon năng lượng lớn có khả năng xuyên sâu hơn, có thể đi qua vùng nhạy của detector, nhưng xác suất hấp thụ quang điện lại giảm theo năng lượng Do đó, khi năng lượng tăng, xác suất tia gamma thoát ra khỏi vùng nhạy của detector cao hơn, dẫn đến hiệu suất ghi giảm.

Khi khoảng cách giữa nguồn và detector thay đổi, hiệu suất ghi sẽ thay đổi do góc khối của hình học đo bị ảnh hưởng Cụ thể, hiệu suất ghi của tất cả các cảm biến đều giảm khi khoảng cách giữa nguồn và detector tăng lên Khi nguồn đặt càng xa detector, góc khối thu nhận bức xạ của detector càng giảm, dẫn đến việc các tia gamma trong quá trình đến vùng nhạy của detector cũng bị giảm.

 I     trải qua nhiều tương tác hơn với môi trường xung quanh Đó chính là nhữngnguyên nhânlàmchohiệu suấtghi củadetectorgiảm.

Vớiđườngconghiệusuấtđãđượcxâydựng,cóthểtínhtoánđượchoạtđộ của một nguồn phóng xạ chƣa biết hoặc của một hạt nhân phóng xạ quantâmtrongmẫu.

Xácđịnhsaisốcủagiátrịhiệusuấtghit ạ i c á c v ị t r í đ ặ t nguồnkhá

Dựa vào công thức (2.8) để tính sai số hiệu suất ghi khi0=vàcác giá trị𝛾,𝛾,𝑡đ ƣợcợ c x e m n hƣợc r ấ t n h ỏ c ó t h ể b ỏ q u a K h i ó k ế t q u ả s a i đ sốhiệusuấtghinhƣsau:

Tỉsốhiệusuấtgiữa cácvị trí khoảngcách 5cm/ satmat

10cm/5cmBa-133 276,46 0.162 0.063 6.161 0.387Ba-133 302.8 0.164 0.065 6.085 0.394Ba-133 355,86 0.166 0.066 6.011 0.394Ba-133 383,65 0.173 0.067 5.782 0.389Cd-109 88,37 0.122 0.047 8.170 0.385Co-60 1173,00 0.166 0.069 6.020 0.417Co-60 1332,37 0.170 0.072 5.873 0.423Mn-54 834,49 0.166 0.068 6.027 0.412Cs-137 661,43 0.160 0.067 6.242 0.416

Na-22 1274,32 0.163 0.067 6.125 0.411Co-57 122,44 0.160 0.061 6.251 0.383Co-57 136,81 0.157 0.063 6.359 0.402Na-22 1274,32 0.163 0.067 6.125 0.411Co-57 122,44 0.160 0.067 6.242 0.416Co-57 136,81 0.166 0.068 6.027 0.412

CHUẨNBỊMẪUVÀMẪUCHUẨN

Các mẫu thí nghiệm được chuẩn bị từ lá kim loại tungsten với độ tinh khiết 99.8% Mỗi mẫu có độ dày 0.1mm và kích thước 2mm x 2mm Để xác định hệ số lệch phổ 𝛼, các mẫu chuẩn đã được sử dụng.

Mẫu thử nghiệm bao gồm 0.1wt% Au/Al (dạng dây 1.0 mm), 0.1wt% Co/Al (dạng dây 0.5 mm), 99.8wt% Zn (dạng lá dày 0.125 mm) và 99.8wt% W (dạng lá dày 0.025 mm) Tất cả các mẫu và mẫu chuẩn đều được chiếu xạ và đo trong những điều kiện giống nhau Các mẫu và mẫu chuẩn sử dụng trong thí nghiệm được trình bày trong bảng.

Bảng2.5.Bảngsốliệuhạt nhâncủamẫuvàmẫu chuẩndùng trongluậnvăn

Au 197 Au 0.1wt %Au/Al (1.0mmdạng dây)

THỰCNGHIỆMCHIẾUMẪUVÀĐOHOẠTĐỘRIÊNG

Chiếu mẫu và mẫu chuẩncóvỏbọcCadmi

Vỏ bọc Cadmi sử dụng có dạng hình trụ, đường kính 30mm và chiềucao 7.5mm, độ dày là 1mm Mẫu Au-N a2aN2 W-đặttrong vỏ bọc Cd,thờigian chiếumẫulà 10giờ.

Chiếu mẫu vàmẫu chuẩnkhông cóvỏbọcCadmi

Tênmẫu PhảnứngHạtnhân chiếu khôngbọcC admi (chiếutrần) chiếu bọcCadm i

Bảng 2.8 Bảng số liệu hạt nhân dùng để xác định số liệu tiết diện bắt bức xạnơtronnhiệt vàtíchphân cộnghưởng của 186 W(n,γ)) 187 W

Đo phổgammacủacác mẫu sau khichiếu

Phổ gamma của mẫu và các mẫu chuẩn được đo bằng hệ phổ kế gamma kỹ thuật số DSPECT Jr TM sau khi kích hoạt nơtron Hệ thống này sử dụng đầu dò HPGe loại GEM50P4 với hiệu suất ghi tương đối là 58% và độ phân giải là 2.5 keV tại 1,33 MeV.

MeVcủa 60 Covàđườngconghiệusuấtghituyệtđốiđãđượcthựchiệnvớicùng mộtkhoảng cáchlà mẫu đặt5cmcách detector.

Sơ đồkhốicủa hệphổkếgamma kỹthuậtsố DSPECT

Hình 2.3 Phổ gamma của mẫu 186W sau khi chiếu trên nguồnnơtron tạikênhCộtnhiệtcủalòPhảnứngHạtnhânĐàLạt,γ)vịtríđomẫuđặt5cmcáchdetector.

Hình2.4.Phổgammacủamẫu 186 WsaukhichiếubọcCadmitrênnguồnnơtrontại kênhCộtnhiệtcủalòPhảnứngHạtnhânĐàLạt,γ)vịtríđomẫuđặt5cmcáchdetector.

Xácđịnh hoạt độcácmẫu

Hoạt độ của mẫu và mẫu chuẩn sau khi kích hoạt nơtron được xác định dựa trên số liệu phân tích diện tích đỉnh phổ gamma quantâm của các mẫu đã chiếu tại nguồn nơtron trên kênh 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Sử dụng hàm khớp hiệu suất từ Bảng 2.2 và số liệu hạt nhân trong Bảng 2.5, hoạt độ phóng xạ của các mẫu chuẩn Au và mẫu W đã được tính toán theo công thức (1.23) và được trình bày trong Bảng 2.4.

Từphươngtrìnhh à m khớptạivịtríđặtmẫu5cmkhoảngcáchtừmẫuđến detector, ta suy ra đƣợc các giá trị hiệu suất ghi tại các đỉnh năng lƣợngcủamẫu chuẩn Au vàWnhƣsau:

Bảng 2.10.Kết quả đo hoạt độ các mẫu và mẫu chuẩn sau khi kích hoạtnơtron

Cường độ 𝛾 Hiệusuất ghi𝐸 ƒƒ

Tất cả các phép đo phổ tia gamma được thực hiện ở khoảng cách 5cm từ detector đến mẫu, nhằm loại trừ thời gian chết và các hiệu ứng trùng phùng tổng ngẫu nhiên.

Tính toán cáchệsốtựchechắn nơtronnhiệt vàtrên nhiệt

Chương trình máy tính MATSSF, được phát triển bởi nhóm tác giả F Farina, A Trkov và C Chilian, nhằm tính toán hệ số tự che chắn nơtron nhiệt Gth và trên nhiệt Ge dựa trên lý thuyết làm chậm nơtron MATSSF có khả năng ứng dụng trong việc tính toán các hệ số tự che chắn nơtron nhiệt và trên nhiệt cho mẫu chứa nhiều thành phần hóa học khác nhau.

- File số liệu MATSSF.DAT chứa các thông tin về nguyên tử khối, độphổ biếncủahầuhết tấtcảcácđồng vịtồntạitrong tựnhiên.

- File số liệu MATSSF-XSR.TXT chứa thông tin về tiết diện phản ứngvớinơtrontheocấutrúc640nhómnănglƣợng,địnhdạngtheochuẩnENDF/B.

- FileMATSSF_INP.TXTchứacácthôngtinvềsốliệuinput,filenàydo ngườisửdụngtựthiếtlậptheothựctếhìnhhọcmẫutrongthựcnghiệm.

LST.T XTlƣ ug iữ cácnộ id un gt hô ng tinv ềkếtquả tínhtoántheocấutrúc dạngbảng.

* Các thành phần nguyên tố tồn tại trong mẫu Thông tin nhập vào theotừng nguyên tố bao gồm: ký hiệu hóa học và phần trăm trọng lượng tươngứng củanguyêntốtrongmẫu.

* Tương ứng với mỗi thành phần nguyên tố, nhập vào thông tin và cácđồng vịvàđộphổbiếnhoặcđộlàmgiàucủa đồngvị.

* Chiềudài (dây)hayđộdày(đĩatròn)[mm].

Các dạng hình học nguồn nơtron chuẩn thường dùng phổ biến đượcchươngtrìnhtínhtoánvàlưutrữthôngtinthôngquacácbiếnsốđượckýhiệulàISRC ,CHTvàCHD.CácgiátrịcủabiếnISRCđƣợcđịnhnghĩanhƣsau:

 ISRC= 1 t ƣ ơ n g ứ n g m ẫ u h ì n h h ọ c d ạn g d â y trònđ ặ t n ằ m ngang trong nguồn.

 ISRC=2tươngứngmẫuhìnhhọcdạngdâytrònhoặcđĩatrònđặtdọcth eotrục của nguồn.

Thông tin đầu vào có thể được chuẩn bị trước trong file MATSSF_INP.TXT theo cấu trúc và thứ tự giống như khi nhập bằng bàn phím Chương trình sẽ tự động tìm kiếm sự tồn tại của tập tin này; nếu có, tất cả thông tin đầu vào sẽ được chương trình đọc từ tập tin Kết quả tính toán và thông tin đầu vào sẽ được ghi lại trong file MATSSF_LST.TXT cùng với nội dung của một file output.

Hình 2.13.Kết quả tính toánhệ số tự che chắn nơtron nhiệt Gthvà trên nhiệtGechohạtnhânW 186 và Au 197

Bảng 2.11.Bảng kết quả tính toán hệ số tự che chắnnơtron nhiệtGthvà trênnhiệtGe

Thànhphầ ntrongmẫ u(%) Độ dàyLám ỏng(mm)

XÁCĐỊNHTIẾTDIỆNBẮTBỨCXẠNƠTRONNHIỆTVÀTÍCHP HÂNCỘNGHƯỞNGCỦA 186 W(n,γ)) 187 W

Xácđịnhtiếtdiệnbắtbứcxạnơtronnhiệtcủaphảnứnghạtnhân 186 W(n,γ)) 187 W

Tiết diện bắtbức xạnơtronnhiệtcủa phảnứng 186 W(n,γ)) 187 Wđƣợcxácđịnh theo nhƣsau:

Rvà Retốc độphảnứng(cóbọc Cd);

 0 : là tiết diện bắt bức xạ nơtronnhiệt;Ap:diệntíchđỉnhphổ; t1:thời gian chiếu;t2:thờigian chờ;t3:thờigianđo;

- Tính tiếtdiệnbắt bức xạcủahạt 186 W(n,γ)) 187 Wtheo côngthức(2.9)

Bảng 2.12.Bảng số liệu hạt nhân dùng để xác định tiết diện bắt bức xạ nơtronnhiệt của 186 W(n,γ)) 187 W

Hoạt độ tạithờiđiểmk ếtthúc chiếu (Bq)

Xácđịnhtíchphâncộnghưởng

Cácgiátrịtíchphâncộnghưởng0(𝛼)choc á c p h ả n ứ n g 186 W(n,γ)) 187 W vàđược xác định dựa trên tích phân cộng hưởng của mẫuchuẩnAu từphảnứng 186 W(n,γ)) 187 Wtheobiểuthứcn h ƣ sau:

FCd:hệsố hiệu chỉnh dosựtruyền quaCdcủacácnơtrontrên nhiệt;

𝜎0: là tiết diện bắt bức xạ nơtron nhiệt;gW: hệ số Westtcott của đồng vị

W;gAu: hệ số Westtcott của đồng vị 197 Au;Ge: hệsốtựche chắnnơtronnhiệt;

Gth:hệsố tựche chắnnơtron trênnhiệt; α: Hệsốđộlệch phổkhỏiphân bố1/E,thamkhảotừtài liệu[ 1 2 ]

CƯỜNGĐ Ộ C Á C T I A G A M MA T Ú C T H Ờ I C Ủ A h ạ t n h â n

Đểxácđịnhcườngđộtiagammatứcthờicủamẫu 186 Wđượcchiếu tạikênhngangsố2củalò phảnứnghạtnhânĐàlạt.Tatiếnhànhnhƣsau:

+ Sử dụng hàm hiệu suất ghi của detector HPGE, hệ đo PGNA tại kênhngang số2 củalòphản ứnghạtnhânĐà Lạt: y = 1,878373x 5 - 25,703940x 4 + 139,803781x 3 - 378,013169x 2 +507,708520x -272,218720

Trongđó:y=log(Eff(E));Eff:hiệusuấtghitạinănglƣợngE(keV);x=l og(E); Elànănglƣợnggamma(keV)

Cường độ tuyệt đối Iγ) của các tia gamma tức thời (prompt-gamma) từ phảnứnghạtnhân186W(n,γ))187Wđƣợcxácđinhbằngthựcnghiệmtheocáccôngthứcn hƣsau:

 AP/ tm/ ff / I  AP/ tm/ ff / I

Thực nghiệm đo phổ gamma tại kênh ngang số 2 được thực hiện với mẫu chuẩn Vanadium (V-51) và mẫu nghiên cứu Tungsten (W-186) Mẫu vanadium được sử dụng làm chuẩn để tính toán cường độ phát gamma của Tungsten, với cường độ phát tại 1434 keV được xác định là 100%.

Hình2.12.Phổprompt-gammacủaVanadium- 52thuđƣợckhiđotrựctiếptạikênhngangsố2 củalòphảnứnghạt nhânĐàLạt

Hình2.13.Phổprompt-gammacủahạtnhânW-187thuđƣợckhiđotrựctiếptạikênh ngangsố2của lòphảnứnghạtnhân ĐàLạt

Thực nghiệm xác định diện tích đỉnh phổ tại các đỉnh năng lƣợng đƣợcmô tả trong bảng 3.3 nhƣ sau, kết quả tính toán phân tích phổ sử dụng phầnmềmFITZPEAKSGammaAnalysis.

Luận văn đã đạt được những kết quả quan trọng trong việc nghiên cứu ứng dụng các phương pháp đo thực nghiệm và tính toán để xác định số liệu tiết diện neutron nhiệt, tích phân cộng hưởng và cường độ tia gamma từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W Các kết quả thực nghiệm được so sánh với số liệu quốc tế, và thông tin chi tiết được trình bày cụ thể trong chương này.

Kết quả tính toán tiết diện bắt bức xạ nơtron nhiệt của 186 W sử dụngmẫuchuẩn 197 Au,dựatrên côngthức(2.9)đ ƣ ợ c xácđịnhlà

Phảnứng hạtnhân Tiếtdiện bắtbức xạcủa

Sai số của phép đo tiết diện bắt bức xạ đƣợc xác định bằng công thức(2.18)đƣợcmô tảtrongbảng 3.2nhƣsau:

Bảng3.2.Kếtquảđánhgiá sai sốtiết diệnbắtbứcxạcủahạt nhân 186 W

Mẫu– mẫuchuẩn Sai số diện tíchđỉnh(%)

Sai số tiết diệnbắt bứcxạ (%)( b a r n )

Trong chương 2, các phương pháp và các bước tính toán đã được thựchiệnđ ể x á c đ ị n h đ ƣ ợ c t i ế t d i ệ n b ắ t b ứ c x ạ n ơ t r o n n h i ệ t v à t í c h p h â n c ộ n g hưởng của phản ứng 186 W(n,γ)) 187 W Trên cơ sở các kết quả tích phân cộnghưởng(I0)t ừ phảnứnghạtnhân 186 W(n,γ)) 187 Wđượcđovàsosánhvớigiátrị

𝜎0= 98,65 ± 0,09barnvà𝐼0= 1550 ± 28barncủaphảnứng 197 Au(n,γ)) 198 Au. Kết quả tính toán tích phân cộng hưởng (I0) của phản ứng 186 W(n,γ)) 187 Wtrongnghiêncứunàyđƣợcđƣaratrongbảng3.4.

Các nguyên nhân chính dẫn đến sai số trong phép đo bao gồm sai số thống kê và sai số của hiệu suất ghi tuyệt đối của detector Bên cạnh đó, các phương pháp xử lý số liệu và tính toán hiệu chỉnh các hiệu ứng ảnh hưởng đến kết quả thực nghiệm, như hiệu chỉnh và hiệu ứng tự hấp thụ neutron trong mẫu, đã được áp dụng để đạt được mục tiêu của đề tài luận văn.

Kết quả thực nghiệm của luận văn đã đƣợc so sánh với số liệu của mộtsốtácgiảkhácởnướcngoàitheobảng 3.4nhưsau:

Bảng 3.4.So sánh kết quả thực nghiệm xác định tiết diện bắt bức xạ nơtronnhiệt,của 186 W(n,γ)) 187 Wtrongluận vănvớicáctác giảkhác [5]

Nguyen Văn Độ, Phạm Đức Khuê,KimTiếnThành cùngnhómnghiên cứu

Bảng3.5.Sosánhkếtquảthựcnghiệmtíchphâncộnghưởngcủa 186 W(n,γ)) 187 Wtron gluậnvănvớicáctác giảkhác [5]

2007 Nguyen Văn Độ, Phạm Đức Khuê,

Từ kết quả thực nghiệm luận văn đã xác định được cường độ phát tiagamma tức thời (prompt gamma) tuyệt đối tại các đỉnh năng lƣợng đƣợc môtảtrongbảng3.7.

Kết quả luậnvăn này CườngđộIγ)(

Thiết bị chùm tia nơtron tại kênh ngang số 2 và Cột nhiệt của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, cùng với hệ phổ kế gamma sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết HPG, đã tạo ra một phòng thí nghiệm vật lý hạt nhân đáng tin cậy Đây là cơ sở lý tưởng để tiến hành nghiên cứu xác định số liệu tiết diện nơtron nhiệt, tích phân cộng hưởng và cường độ các tia gamma từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ) 187W.

Luận văn đã hoàn thành các mục tiêu đề ra, đạt được kết quả với các bảng số liệu có độ chính xác cao, phù hợp với dữ liệu của các tác giả khác Các số liệu liên quan đến tiết diện neutron nhiệt, tích phân cộng hưởng và cường độ tia gamma từ phản ứng bắt bức xạ của hạt nhân 186W(n,γ)187W với neutron nhiệt có năng lượng trung bình En=0.253 eV.

Kết quả thực nghiệm và tính toán trong Chương 2 đã xác định các tham số thực nghiệm và hệ số hiệu chính cần thiết cho việc tính toán kết quả cuối cùng Dữ liệu thực nghiệm về tiết diện bắt bức xạ neutron nhiệt (𝜎0) của phản ứng 186 W(n,γ) 187 W cho thấy sai số nhỏ hơn 7%, điều này cho thấy kết quả là chấp nhận được, với nguồn sai số chủ yếu từ sai số của nguồn chuẩn hiệu suất ghi So sánh với các tác giả nước ngoài, số liệu thực nghiệm cho thấy sự phù hợp tốt với các giá trị trước đây Nội dung chính của luận văn đã được thực hiện và hoàn thành.

N g h i ê n c ứ u t ì m h i ể u t ổ n g q u a n l ý t h u y ế t v à p h ả n ứ n g b ắ t b ứ c x ạ nơtron (n,  )và phươngphápthực nghiệmxác địnhtiếtdiệnbắtbứcxạ nơtron nhiệt,tíchphâncộnghưởngvàcườngđộphátcủatiagammatứcthời.

- ChuẩnhóahiệusuấtghituyệtđốicủahệphổkếgammaHPGevà tínhtoánxácđịnh các hệsốhiệuchính tựhấpthụnơtronnhiệtvàtrênnhiệt.

- Đãtiếnhànhthựcnghiệmxácđịnhsốliệutiếtdiệnbắtbứcxạnơtronnhiệt,tí chphâncộnghưởngvàcườngđộpháttiagammatứcthời(prompt- gamma) của 186 W(n,γ)) 187 W sử dụng nguồn nơtron tại kênh 2 và Cột nhiệt củalòphảnứnghạtnhânĐà Lạt.

Dựa trên các kết quả của luận văn, có thể khẳng định rằng nguồn neutron tại kênh 2 và cột nhiệt của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt có khả năng sử dụng để đo số liệu tín hiệu phản ứng bắt neutron nhiệt với độ chính xác cao.

1 M Karadag, H Yucel, 2004 “Measurement of thermal neutron cross- section and resonance integral for 186W( n,γ)) 187W reaction by theactivationmethod usingasinglemonitor”,Annals ofNuclearE nergy311285–1297.

2 A M HURST, et al., 2010 “Gamma spectrum from neutron capture ontungstenisotopes”,InternationalConferenceonNuclearDataforScience andTechnology.

3 Glenn E Knoll, Radiation Detectibn and Measurement, 3rd ed, JohnWiley&Sons,Inc.,ISBN0-471-07338-5

4 P N Son, T T Anh, C D Vu, & V H Tan, 2011, “Measurement ofThermal Nơtron Cross-section and Resonance Integrals of the 6 9 Ga(n,γ)) 70 Ga and 71 Ga(n, γ)) 72 Ga Reactions at Dalat Research Reactor”, J.Korean Phys.Soc.,59(1),00-00.

5 N.V.Do,P.D.Khue,K.T.Thanh,L.T.Son,G.Kim,Y.S.Lee, and

W Namkung, 2008 “Thermal nơtron cross-section and resonanceintegral of the 186W(n,γ))187W reaction”, Nucl Instr and Meth. InPhys.Rea.Nucl.Instrum.Methods Phys.Res.B,266(6),863-871.

6 A.Trkov,G.Zerovnik,L.Snoj,M.Ravnik,2009,“OntheSelf-

7 E Martinho, J Salgado, I F Goncalves, 2004, “Universal curve of thethermalnơtronself- shieldingfactorinfoils,wires,spheresandcylinders”,J.Radioanal.Nucl.Ch em.,261.3:637-643.

8 K.Sudarshan,R.N.Acharya,A.G.C.Nair,Y.M.Scindia, andS.

B Manohar, 2001, “Determination of prompt K0factors in PGNAA”,InternationalNuclearDataCommittee,Vienna(Austria),104,39- 50.

9 T El Nimr, F De Corte, L Moens, A Simonits J.Hoste,

1981,“Epicadmium Nơtron Activation Analysis (Enaa) Based On The K0-ComparatorMethod”,J.Radioanal.Chem 67421.