Khảo sát phông nền và tối ưu hóa hiệu suất cho hệ phổ kế gamma HPGe trong phép đo mẫu môi trường

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN THỊ CẨM THU KHẢO SÁT PHƠNG NỀN VÀ TỐI ƯU HĨA HIỆU SUẤT CHO HỆ PHỔ KẾ GAMMA HPGe TRONG PHÉP ĐO MẪU MÔI TRƯỜNG CHUYÊN NGÀNH: VẬT LÝ HẠT NHÂN NGUYÊN TỬ VÀ NĂNG LƯỢNG CAO MÃ SỐ: 60-44-05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS MAI VĂN NHƠN LỜI CẢM ƠN Hai năm học cao học năm làm đề tài luận văn, thời gian thử thách sống quanh tơi cịn bộn bề cơng việc cần phải lo lắng May mắn gặp môi trường thuận lợi cho cơng việc nghiên cứu, nhóm NMTP môn Vật lý hạt nhân trường Đại học khoa học tự nhiên thành phố Hồ Chí Minh Nơi đây, ý tưởng nghiên cứu nảy sinh, trưởng thành từ môi trường Khi việc thực đề tài hồn tất, việc tơi nghĩ đến gửi lời cảm ơn đến tất thành viên nhóm Tơi cảm ơn thầy hướng dẫn PGS.TS Mai Văn Nhơn, người thầy sáng lập nhóm, gợi ý, hướng dẫn đề tài dành nhiều thời gian để đọc sửa chữa luận văn cho Tôi xin chân thành cảm ơn GVC TS Trương Thị Hồng Loan tận tình bảo định hướng cho tơi lúc tơi gặp khó khăn Cơ người đồng hành với việc làm mẫu đo đo phổ mẫu Một thành viên đặc biệt khác nhóm bạn Th.S Đặng Nguyên Phương, người nhiệt tình tâm huyết, giúp tơi trưởng thành nhiều công tác nghiên cứu Cảm ơn bạn nhóm NMTP giúp đỡ, chia sẻ với tơi q trình thực luận văn Bên cạnh đó, tơi xin gửi lời tri ân đến thầy giảng dạy chúng tơi suốt q trình học tập Chân thành cảm ơn đến thầy TS.Châu Văn Tạo, người động viên chân thành lúc đầu khóa học, giúp tơi vững tin bước tiếp đường mà chọn Tôi chân thành cảm ơn ThS Thái Mỹ Phê Trung tâm Kĩ thuật Hạt nhân Tp-HCM việc cho mượn số mẫu chuẩn mẫu phân tích Xin phép gửi lời biết ơn đến thầy cô hội đồng đọc, nhận xét đóng góp ý kiến quý báu cho luận văn Tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến ban lãnh đạo trường THPT Trí Đức, nơi tơi cơng tác, đặc biệt thầy Võ Duy Khôi tạo điều kiện thuận lợi thời gian để tơi hồn tất khóa học Tơi xin chân thành cảm ơn anh Đỗ Văn Hào, người miệt mài chế tạo hộp cho trình nghiên cứu tơi Cuối cùng, tơi xin gửi lời cảm ơn đến gia đình, bạn bè xung quanh tơi giúp đỡ, động viên tơi suốt khóa học Nguyễn Thị Cẩm Thu MỤC LỤC Danh mục kí hiệu chữ viết tắt Danh mục bảng Danh mục hình vẽ, đồ thị MỞ ĐẦU CHƯƠNG PHỔ GAMMA VÀ CÁC PHƯƠNG PHÁP XỬ LÍ PHỔ GAMMA 11 1.1 Phổ gamma 11 1.1.1 Ghi nhận phổ gamma 11 1.1.2 Các tương tác ảnh hưởng lên hình thành phổ gamma 12 1.1.2.1 Hấp thụ quang điện 12 1.1.2.2 Tán xạ Compton 16 1.1.2.3 Hiệu ứng tạo cặp 20 1.1.2.4 Bức xạ hãm 22 1.2 Hiệu suất detector ghi nhận phổ gamma 22 1.3 Các phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ đồng vị có mẫu 24 1.3.1 Phương pháp WA 24 1.3.1.1 Phương pháp tuyệt đối 25 1.3.1.2 Phương pháp tương đối 25 1.3.1.3 Phương pháp WA phân tích mẫu mơi trường 26 1.3.2 Phương pháp FSA 29 1.3.2.1 Sơ lược lịch sử 29 1.3.2.2 Phương pháp 30 CHƯƠNG PHƠNG NỀN PHĨNG XẠ MÔI TRƯỜNG 32 2.1 Nguồn gốc phóng xạ mơi trường 32 2.2 Các hạt nhân phóng xạ xạ vũ trụ 33 2.2.1 Tritium (3T) 33 2.2.2 Cacbon-14 (14C) 33 2.2.3 Beryllium-7 (7Be) 34 2.3 Các hạt nhân phóng xạ nguyên thủy 34 2.4 Các hạt nhân phóng xạ nhân tạo 39 2.5 Các đồng vị phóng xạ thường diện phơng phổ kế gamma 40 2.6 Khảo sát phông hệ phổ kế HPGE môn vật lý hạt nhân 42 CHƯƠNG XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ BẰNG PHƯƠNG PHÁP FSA SỬ DỤNG THUẬT TOÁN DI TRUYỀN 45 3.1 Thuật toán di truyền 45 3.1.1 Biểu diễn di truyền 47 3.1.2 Tạo quần thể ban đầu 48 3.1.3 Tính độ thích nghi cho cá thể 48 3.1.4 Quá trình chọn lọc tự nhiên 48 3.1.5 Quá trình sinh sản 49 3.1.5.1 Quá trình sinh sản 49 3.1.5.2 Lai bố mẹ 50 3.1.5.3 Đột biến cá thể 51 3.1.6 Tạo quần thể 52 3.1.7 Điều kiện dừng 52 3.1.8 Ưu điểm hạn chế thuật toán di truyền 52 3.1.8.1 Ưu điểm 52 3.1.8.2 Hạn chế 53 3.2 Áp dụng thuật toán di truyền phương pháp FSA 53 3.2.1 Chi bình phương (χ2) phương pháp FSA 53 3.2.2 Áp dụng thuật tốn di truyền để tìm hoạt độ đồng vị phóng xạ tự nhiên 54 3.3 Xác định hoạt độ phóng xạ mẫu môi trường phương pháp FSA 55 3.3.1 Chuẩn bị mẫu đo 55 3.3.2 Hiệu chỉnh phổ 58 3.4 Kết tính tốn nhận xét 59 3.4.1 Kết tính tốn 59 3.4.2 Nhận xét 60 CHƯƠNG TỐI ƯU HÓA HÌNH HỌC ĐO CỦA MẪU THỂ TÍCH 62 4.1 Tính tốn giá trị hiệu suất 62 4.2 Tối ưu hóa hình học đo mẫu dạng trụ 64 4.2.1 Khảo sát tương quan bán kính tối ưu chiều cao mẫu tối ưu 65 4.2.2 Khảo sát tương quan bán kính tối ưu mật độ mẫu 69 4.2.3 Khảo sát cấu hình tối ưu theo bán kính mẫu 70 4.3 Tối ưu hóa hình học đo mẫu dạng Marinelli 72 4.3.1 Khảo sát cấu hình tối ưu theo bán kính R chiều cao h1 73 4.3.2 Khảo sát cấu hình tối ưu hộp Marinelli với thể tích mẫu 450ml 75 4.4 Lựa chọn cấu hình tối ưu đo đạc mẫu phóng xạ mơi trường 78 KẾT LUẬN 82 TÀI LIỆU THAM KHẢO 85 DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU VÀ CÁC CHỮ VIẾT TẮT Các kí hiệu A: hoạt độ riêng đồng vị phóng xạ thời điểm đo Am: hoạt độ riêng mẫu đo thời điểm đo (Bq/kg) As: hoạt độ riêng mẫu chuẩn thời điểm đo (Bq/kg) C: tổng số đếm đỉnh lượng mà ta quan tâm c: tốc độ ánh sáng chân không CB: phần đóng góp phơng vào phổ S CK: hoạt độ hạt nhân phóng xạ 40K Cm: tổng số đếm đỉnh lượng mẫu đo Cs: tổng số đếm đỉnh lượng mẫu chuẩn CTh: hoạt độ hạt nhân phóng xạ 232Th CU: hoạt độ hạt nhân phóng xạ 238U Eb: lượng liên kết electron Ee: động electron EK: lượng tia X lớp K Eγ: lượng tia gamma tới h: chiều cao mẫu hình trụ h1: chiều cao phần trụ rỗng hộp dạng Marinelli h2: chiều cao phần trụ đặc hộp dạng Marinelli I: cường độ phát tia gamma Im: cường độ phát tia gamma mẫu đo Is: cường độ phát tia gamma mẫu chuẩn M: khối lượng mẫu m0: khối lượng nghỉ electron Pγ: xác suất phát tia gamma khảo sát R: tốc độ đếm đỉnh lượng toàn phần (số đếm/giây) R: bán kính mẫu dạng Marinelli r: bán kính mẫu hình trụ S: số phân rã nguồn giây (Bq) S: phổ cần phân tích SB: phổ phông tự nhiên SK: phổ chuẩn đồng vị phóng xạ 40K STh: phổ chuẩn đồng vị phóng xạ 232Th SU: phổ chuẩn đồng vị phóng xạ 238U t: thời gian đo mẫu tm: thời gian đo mẫu đo (s) ts: thời gian đo mẫu chuẩn (s) Z: nguyên tử số ε: hiệu suất đỉnh lượng tồn phần tuyệt đối tia gamma θ: góc tán xạ tia gamma ρ: mật độ mẫu σa: tiết diện hấp thụ σc: tiết diện tán xạ Compton Φ : góc tán xạ electron Compton χ2: Chi bình phương Các chữ viết tắt Allele: alin ANSI: American National Standards Institute BMVLHN: Bộ môn Vật lý Hạt nhân CalEff: Calculating Efficiency FSA: Full Spectrum Analysis IEEE : Institute of Electrical and Electronics Engineers TTKTHN: Trung tâm Kĩ thuật Hạt nhân WA: Windows Analysis DANH MỤC CÁC BẢNG Bảng 1.1 Các tia gamma thường sử dụng phân tích mẫu mơi trường 27 Bảng 1.2 Những hiệu chỉnh nhiễu đỉnh phép đo 226Ra 235U 29 Bảng 2.1 Hoạt độ trung bình số hạt nhân phóng xạ phổ biến tạo xạ vũ trụ 34 Bảng 2.2 Hoạt độ phóng xạ số hạt nhân nguyên thủy 39 Bảng 2.3 Một số hạt nhân phóng xạ nhân tạo phổ biến tự nhiên 40 Bảng 2.4 Diện tích đỉnh đồng vị đóng góp đáng kể vào phông phổ kế gamma HPGe đo thời gian ngày (259200s) 44 Bảng 3.1 Đặc điểm mẫu chuẩn mẫu phân tích dạng trụ dùng thí nghiệm 56 Bảng 3.2 Đặc điểm mẫu chuẩn mẫu phân tích dạng Marinelli dùng thí nghiệm 56 Bảng 3.3 Hoạt độ mẫu đá bazan tính hai phương pháp WA FSA 59 Bảng 3.4 Hoạt độ mẫu đá trắng tính hai phương pháp WA FSA 59 Bảng 3.5 Hoạt độ mẫu Zr-B tính hai phương pháp WA FSA 60 Bảng 3.6 Hoạt độ mẫu Zr-Rv tính hai phương pháp WA FSA 60 Bảng 4.1 Một số cấu hình tối ưu dạng Marinelli ứng với thể tích mẫu lượng tia gamma khác 75 Bảng 4.2 Cấu hình tối ưu mẫu dạng Marinelli tích 450ml với giá trị lượng gamma khác 76 Bảng 4.3 Kết đo đạc mẫu chuẩn IAEA-RGTh-1 với cấu hình Marinelli quy ước cấu hình tối ưu [1] 77 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ Hình 1.1 Sơ đồ hệ thiết bị ghi nhận phổ gamma 12 Hình 1.2 Cơ chế hấp thụ quang điện 13 Hình 1.3 Hệ số suy giảm tuyến tính theo lượng số vật liệu 14 Hình 1.4 Cơ chế phát tia X 15 Hình 1.5 Đỉnh thoát Iodine phổ nguồn 57Co 15 Hình 1.6 Tán xạ Compton 16 Hình 1.7 Đồ thị tọa độ cực tiết diện tán xạ Compton ứng với vài giá trị lượng tiêu biểu từ 1keV đến 10 MeV 17 Hình 1.8 Phổ nguồn 137Cs 19 Hình 1.9 (a) Tán xạ Compton lớp chì chắn xung quanh detector 19 (b) Năng lượng photon tán xạ theo góc tán xạ 19 Hình 1.10 Phổ tia gamma 1778,9 keV 28Al 21 Hình 1.11 Sự tạo đỉnh hủy 511 keV phổ gamma 21 Hình 1.12 Phổ xạ hãm electron có lượng cực đại 2,8 MeV 28Al 22 Hình 1.13 Dạng đường cong hiệu suất theo lượng detector đồng trục loại p thang logarit 23 Hình 2.1 Sơ đồ phân rã Kali (40K) 35 Hình 2.2 Chuỗi phân rã Uranium (238U) 36 Hình 2.3 Chuỗi phân rã Actinium (235U) 37 Hình 2.4 Chuỗi phân rã Thorium (232Th) 38 Hình 2.5 Sơ đồ hệ detector – buồng chì 43 Hình 3.1 Cắt chuỗi bit bố mẹ a b để tạo c d 46 Hình 3.2 Đột biến cách đảo bit ba mẹ a để tạo cá thể b 46 Hình 3.3 Sơ đồ thuật toán di truyền 47 Hình 3.4 Sự biểu diễn di truyền nghiệm 48 Hình 3.5 Phép lai hai điểm 51 Hình 3.6 Các kích thước hộp đựng mẫu hình học dạng trụ Marinelli 56 75 Bảng 4.1 Một số cấu hình tối ưu dạng Marinelli ứng với thể tích mẫu lượng tia gamma khác Thể tích (ml) Năng lượng (keV) R (cm) h1 (cm) 200 60 100 500 1500 4,.8 4,9 4,9 4,9 6,2 5,8 5,8 5,8 250 60 100 500 1500 5,0 5,0 5,0 5,0 6,3 6,2 6,2 6,2 300 60 100 500 1500 5,1 5,2 5,2 5,1 6,5 6,2 6,2 6,4 350 60 100 500 1500 5,2 5,3 5,3 5,3 6,6 6,4 6,4 6,4 400 60 100 500 1500 5,3 5,4 5,4 5,4 6,8 6,6 6,6 6,6 4.3.2 Khảo sát cấu hình tối ưu hộp Marinelli với thể tích mẫu 450ml Trong phần này, tác giả tiến hành khảo sát cấu hình tối ưu mẫu dạng Marinelli với thể tích 450ml Việc khảo sát cấu hình tối ưu thực luận án tiến sĩ tác giả Võ Xuân Ân [1] với hệ phổ kế gamma HPGe GC1518 Trung tâm Kĩ thuật Hạt nhân TPHCM Kết khảo sát [1] cho thấy cấu hình tối ưu hộp Marinelli R = 5,36cm h1 = 6,44cm (theo quy ước kí hiệu kích thước luận văn trình bày Hình 3.6), hộp có cấu hình quy ước theo tiêu chuẩn ANSI/IEEE Std.680 với R = 5,57cm h1 = 6,66cm có hiệu suất thấp từ 2–3% Tuy nhiên, cấu hình tối ưu thu từ [1] 76 cấu hình tối ưu ứng với detector HPGe GC1518 thể tích mẫu đo 450ml, khơng thể áp dụng cho detector khác với thể tích mẫu thay đổi Trong luận văn này, cấu hình tối ưu mẫu dạng Marinelli 450ml khảo sát lại với hệ phổ kế gamma HPGe GC2018 Bộ môn Vật lý Hạt nhân Bảng 4.2 trình bày kết tính tốn với mẫu tích 450ml với lượng 63; 364 1000 keV Kết cho thấy cấu hình tối ưu tính tốn gần với cấu hình hộp chuẩn quy ước hộp tối ưu [1] Do bước nhảy thơng số chương trình tính 0,1cm ta kết luận cấu hình tối ưu trường hợp cấu hình quy ước theo tiêu chuẩn ANSI/IEEE Std.680 Bảng 4.2 Cấu hình tối ưu mẫu dạng Marinelli tích 450ml với giá trị lượng gamma khác Năng lượng (keV) R (cm) h1 (cm) 63 5,4 6,9 364 5,5 6,8 1000 5,5 6,7 Nhằm kiểm tra lại tính xác kết tính tốn, tác giả tiến hành đo đạc thực nghiệm hai cấu hình với mẫu chuẩn IAEA-RGTh-1 Mẫu chuẩn đong tới thể tích 450ml beaker nhựa có chia vạch, sau cho vào hộp đựng mẫu để thực phép đo Hai hộp đựng mẫu chế tạo nhựa dẻo PVC (polyvinylchloride) có bề dày 1mm, kết dính với keo cyanoacrylate (Hình 4.12) Sai số việc chế tạo hộp đựng mẫu ước tính 1mm Cả hai cấu hình mẫu đo detector HPGe GC2018 với thời gian đo 20h Bảng 4.3 trình bày so sánh số đếm ghi nhận đỉnh diện tích đỉnh tính tương ứng với hai cấu hình đo Các đỉnh sử dụng để so sánh đỉnh chuỗi 232Th cho Bảng 2.4 77 Hình 4.12 Hai hộp đựng mẫu với cấu hình quy ước cấu hình tối ưu [1] Bảng 4.3 Kết đo đạc mẫu chuẩn IAEA-RGTh-1 với cấu hình Marinelli quy ước cấu hình tối ưu [1] Cấu hình quy ước Cấu hình tối ưu [1] Năng lượng (keV) Số đếm đỉnh Diện tích đỉnh Số đếm đỉnh Diện tích đỉnh 93,3 46.298 163.547 45.865 160.215 238,6 348.932 1.738.495 334.335 1.682.955 338,3 65.879 348.896 63.133 343.936 583,2 85.520 542.706 81.722 534.499 911,2 47.608 353.164 46.735 348.703 969,0 27.200 199.798 26.656 199.511 Kết trình bày Bảng 4.3 cho thấy cấu hình quy ước có số đếm lẫn diện tích đỉnh cao so với cấu hình tối ưu [1], điều chứng tỏ hiệu suất ghi cấu hình quy ước tốt Như kết thu từ thực nghiệm hoàn toàn phù hợp với kết khảo sát tác giả Từ chênh lệch diện tích 78 đỉnh ta tính chênh lệch hiệu suất hai cấu hình từ 1–3% tùy theo lượng đỉnh gamma Để lý giải cho khác biệt cấu hình tối ưu hai hệ detector GC1518 GC2018 dựa vào cấu hình detector cho nhà sản xuất (xem [1] [5]), đặc biệt quan trọng kích thước tinh thể germanium Đối với detector GC1518, tinh thể germanium có đường kính 5,4cm chiều dài 3,2cm; tinh thể germanium detector GC2018 có đường kính 5,2cm chiều dài 4,95cm Sự chênh lệch lớn hai chiều dài tinh thể germanium ngun nhân dẫn đến khác biệt cấu hình tối ưu kích thước lớp vỏ nhơm bên ngồi (cả hai detector có kích thước 3”×3”) Do đó, cấu hình tối ưu khơng có phụ thuộc vào thể tích mẫu lượng tia gamma cần phân tích mà cịn có phụ thuộc vào thân cấu trúc detector cho dù phụ thuộc lớn 4.4 LỰA CHỌN CẤU HÌNH TỐI ƯU TRONG Q TRÌNH ĐO ĐẠC MẪU PHĨNG XẠ MƠI TRƯỜNG Trong q trình đo đạc mẫu phóng xạ mơi trường, vấn đề đặt làm để lựa chọn cấu hình đo tối ưu ứng với lượng mẫu cho trước Đối với mẫu thể tích, có hai dạng cấu hình đo xem xét dạng hình trụ dạng Marinelli Thơng thường, lượng mẫu nhỏ người ta đo với dạng hộp đựng hình trụ, cịn lượng mẫu lớn dạng hình học Marinelli cho hiệu suất ghi tốt Trong phần tác giả khảo sát so sánh hiệu suất ghi nhận hai dạng cấu hình đo để từ rút cấu hình đo tối ưu để đo đạc thực tế Hình 4.12 trình bày giá trị hiệu suất tia gamma có lượng 100 keV ứng với cấu hình đo tối ưu hai dạng mẫu hình trụ Marinelli khoảng giá trị thể tích từ 10 – 400ml Do giá trị nhỏ thơng số chương trình CalEff 0,1cm nên giá trị hiệu suất tối ưu mẫu dạng Marinelli 79 tính từ 70ml trở Với thể tích nhỏ hơn, cấu hình tối ưu mẫu dạng Marinelli có thơng số kích thước có giá trị nhỏ 0,1cm dạng trụ 0.14 dạng Marinelli 0.12 Hiệu suất 0.1 0.08 0.06 0.04 0.02 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 V (ml) Hình 4.13 Hiệu suất tối ưu dạng trụ Marinelli theo thể tích mẫu đo với tia gamma lượng 100 keV Trong Hình 4.12, hai dạng hình học đo có hiệu suất giảm dần theo thể tích mẫu đo, hiệu suất dạng hình trụ giảm nhanh hiệu suất dạng Marinelli Hình 4.13 trình bày giá trị ‘hiệu suất × thể tích’ thể tích mẫu khác Như ta biết, số đếm ghi nhận hệ phổ kế ứng với tia gamma có lượng xác định tính tích hiệu suất nhân với số photon có lượng phát từ nguồn Trong trường hợp mẫu hàm lượng đồng vị phóng xạ phân bố mẫu số photon phát tỉ lệ với thể tích mẫu Do đại lượng ‘hiệu suất × thể tích’ biểu thị số đếm ghi nhận hệ phổ kế gamma thay đổi thể tích mẫu mà khơng thay đổi hàm lượng phóng xạ Từ Hình 4.13, ta thấy hiệu suất giảm theo thể tích số photon ghi nhận tăng tăng thể tích mẫu tiến tới giá trị bão hòa khảo sát [1][4] 80 dạng trụ 20 dạng Marinelli 18 Hiệu suất x thể tích 16 14 12 10 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 V (ml) Hình 4.14 Giá trị ‘hiệu suất × thể tích’ cấu hình tối ưu dạng trụ Marinelli theo thể tích mẫu đo với tia gamma lượng 100 keV Nếu ngoại suy đường cong hiệu suất dạng Marinelli hai Hình 4.12 Hình 4.13, ta thấy hai đường cong hiệu suất cắt vị trí tương ứng với thể tích mẫu đo 40ml Trong đó, hiệu suất dạng hình trụ lớn dạng Marinelli vùng thể tích 40ml nhỏ vùng thể tích 40ml Điều cho thấy mẫu đo tích từ 40ml trở xuống ta nên dùng hình học dạng trụ để đo, cịn với thể tích 40ml dạng hình học Marinelli cho khả ghi nhận tốt Mặc dù vậy, thực tế, việc chế tạo hộp đựng mẫu dạng Marinelli tương đối khó khăn so với dạng hình trụ Do đó, để tạo thuận lợi việc sử dụng cấu hình Marinelli việc đo đạc phóng xạ, Viện Kĩ nghệ Điện & Điện tử (Institute of Electrical and Electronic Engineers – IEEE) tiêu chuẩn hóa cấu hình hộp đựng mẫu dạng Marinelli với hai loại thể tích 450 1000ml Cấu hình Marinelli quy ước phần 4.3.2 cấu hình tiêu chuẩn hộp dựng mẫu thể tích 450ml Trong thực tế, hộp đựng mẫu dạng Marinelli quy ước thương mại hóa sử dụng rộng rãi phịng thí nghiệm phục vụ cho việc đo đạc phóng xạ Do vậy, bên cạnh việc khảo sát cấu hình tối ưu với nhau, tác giả tiến hành so sánh hộp tối ưu hình trụ với hộp Marinelli quy ước 81 để từ chọn lựa cấu hình đo đạc tốt phù hợp với thực tế Hình 4.14 so sánh khả ghi nhận hộp tối ưu hình trụ với hộp Marinelli quy ước, từ ta thấy thể tích mẫu từ khoảng 140 – 150ml trở lên, hộp Marinelli quy ước cho hiệu suất ghi nhận tốt dạng trụ 20 dạng Marinelli quy ước 18 Hiệu suất x thể tích 16 14 12 10 50 100 150 200 250 300 350 400 450 V (ml) Hình 4.15 Giá trị ‘hiệu suất × thể tích’ cấu hình tối ưu dạng trụ Marinelli quy ước theo thể tích mẫu đo với tia gamma lượng 100 keV 82 KẾT LUẬN Luận văn thực với mục đích nâng cao khả xác định hoạt độ phóng xạ mẫu mơi trường cách nhanh chóng xác Những vấn đề đặt xây dựng phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ có độ tin cậy cao nhanh chóng nhất, đồng thời cung cấp cho người làm công tác đo đạc cấu hình đo cho hiệu suất ghi nhận tốt nhằm phục vụ cho việc đo đạc mẫu với số lượng lớn Trong khuôn khổ luận văn, tác giả tập trung vào việc phát triển phương pháp xử lý phổ khác với phương pháp xử lý truyền thống, đồng thời khảo sát phông phóng xạ thơng số hình học mẫu đo nhằm đạt khả ghi nhận tia gamma phát cách tốt Trong phần đầu luận văn, tác giả thực việc khảo sát đánh giá phơng phóng xạ tính tốn diện tích đỉnh đồng vị phóng xạ có mơi trường xung quanh hệ phổ kế gamma khảo sát Kết khảo sát cho thấy phơng phóng xạ chủ yếu chứa đỉnh gamma chuỗi phóng xạ tư nhiên (238U, 232Th, 40K) có tốc độ đếm đỉnh khoảng 0,01 số đếm / giây Do tiến hành đo đạc mẫu mơi trường có chứa đồng vị 238U, 232Th 40K mà có tốc độ đếm đỉnh số đếm / giây khơng cần thiết phải trừ phổ phơng phóng xạ sai lệch gây không vượt 1% Trong phần kế tiếp, tác giả thực việc cải tiến phương pháp xác định hoạt độ (FSA) sở khảo sát thực cơng trình [2] trước Các cải tiến bao gồm việc sử dụng thuật toán di truyền, thuật toán mạnh việc tìm kiếm tối ưu, việc làm khớp phổ; với hiệu chỉnh lệch kênh phổ đo góp phần cải thiện đáng kể độ xác việc xác định hoạt độ phương pháp FSA Các kết đạt cho thấy phù hợp tốt hai phương pháp FSA WA với sai lệch không 12% Điều cho thấy hồn tồn có khả vận dụng phương pháp FSA thay cho phương pháp WA truyền thống Đặc biệt trường hợp khảo sát mẫu với số lượng lớn địi hỏi phải có tự động hóa cao, cần can thiệp người dùng, 83 mặt phương pháp FSA xử lý toàn phổ hoàn toàn vượt trội so với phương pháp WA đòi hỏi phải thực nhiều cơng đoạn xác định vi trí đỉnh, diện tích đỉnh,… Bên cạnh đó, phương pháp FSA có số ưu điểm WA chẳng hạn loại bỏ phần lớn sai số trùng phùng thực, trừ phông Compton, chồng chập đỉnh,… Tuy vậy, số điểm cần khắc phục phương pháp FSA, chẳng hạn có khác thành phần hóa học mật độ mẫu chuẩn mẫu phân tích, khác biệt không đáng kể nguyên nhân đóng góp vào sai số Ngồi ra, có mật độ khác nên vùng lưng Compton phổ chuẩn phổ phân tích khác nhau, đặc biệt vùng lượng thấp 100 keV, diện tích đỉnh vùng lượng bị ảnh hưởng đáng kể Tuy luận văn loại bỏ phần phổ ứng với khoảng lượng trình làm khớp việc hiệu chỉnh mật độ tồn phổ đáng quan tâm Bên cạnh đó, tác giả dự định phát triển việc sử dụng phổ chuẩn mô phương pháp Monte Carlo thay cho phổ chuẩn thực nghiệm vốn hạn chế nhằm áp dụng phương pháp FSA phân tích mẫu mơi trường có chứa đồng vị phóng xạ khác 238U, 232Th 40K Về vấn đề tối ưu hóa hình học mẫu đo, tác giả thực việc khảo sát cấu hình tối ưu theo thể tích mẫu đo có hình học dạng trụ Marinelli Đối với mẫu đo dạng trụ, tác giả khảo sát thay đổi hiệu suất đỉnh theo thông số R h, từ tìm cấu hình tối ưu cho thể tích định Bên cạnh đó, tác giả ảnh hưởng mật độ lên cấu hình đo tối ưu khơng đáng kể vùng lượng thấp tỉ số bán kính tối ưu chiều cao tối ưu có giá trị khoảng từ 1-2, cịn vùng lượng cao từ 2-3 tỉ số có xu hướng giảm theo thể tích Kết nghiên cứu cho thấy bán kính tối ưu tăng theo thể tích mẫu, thể tích lớn 100ml bán kính tối ưu tăng gần tuyến tính theo thể tích khơng có khác biệt nhiều bán kính tối ưu vùng lượng thấp vùng lượng cao 84 Đối với mẫu đo dạng Marinelli, tác giả khảo sát cấu hình tối ưu cho mẫu đo từ 200ml đến 400ml với tất thơng số đặc trưng cho cấu hình thay đổi Tương tự với cấu hình dạng trụ, tác giả khảo sát thay đổi hiệu suất đỉnh theo cấu hình, từ tìm cấu hình tối ưu cho thể tích định Khi so sánh với kết cấu hình tối ưu cho mẫu dạng Marinelli thu từ [1], luận văn cho phép rút kết luận hình học mẫu tối ưu phụ thuộc cấu hình detector, phụ thuộc không lớn Tác giả kiểm tra thực nghiệm kết luận với hai cấu hình tối ưu khác hai detector khác Không khảo sát cấu hình tối ưu cách riêng rẽ cho dạng hình học khác nhau, luận văn cịn tiến hành so sánh cấu hình tối ưu dạng trụ dạng Marinelli Từ việc khảo sát, tác giả rút số nhận xét hữu ích cho nhà thực nghiệm: thể tích mẫu nhỏ 40ml nên đo mẫu dạng trụ tối ưu, với thể tích lớn 40ml việc đo mẫu dạng Marinelli tối ưu cho khả ghi nhận tốt Ngoài ra, việc sử dụng hộp Marinelli quy ước 450ml IAEA cho hiệu suất ghi nhận tốt so với việc sử dụng hộp dạng trụ thể tích mẫu đo lớn 150ml Trong tương lai, tác giả dự kiến mở rộng giới hạn thể tích khảo sát lên đến 1000ml thay khoảng 400–500ml Ngồi ra, thành phần hóa học mẫu mơi trường đa dạng, đất, đá, nước, rau,… mở rộng thành phần hóa học cho cơng trình điều cần thiết 85 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] Võ Xuân Ân (2008), Nghiên cứu hiệu suất ghi nhận detector bán dẫn siêu tinh khiết (HPGe) phổ kế gamma phương pháp Monte Carlo thuật toán di truyền, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN – TPHCM [2] Lê Thị Hổ (2008), Xác định hoạt độ mẫu phóng xạ mơi trường phương pháp FSA, Khóa luận tốt nghiệp Đại học, Trường ĐHKHTN – TPHCM [3] Phạm Quốc Hùng (2007), Vật lý hạt nhân ứng dụng, NXB Đại học Quốc gia Hà Nội [4] Trần Ái Khanh (2007), Chuẩn hiệu suất đầu dị HPGe với hình học mẫu lớn phương pháp Monte Carlo, Luận văn tốt nghiệp Thạc sĩ, Trường ĐHKHTN – TPHCM [5] Trương Thị Hồng Loan (2010), Áp dụng phương pháp mô Monte Carlo để nâng cao chất lượng hệ phổ kế gamma sử dụng đầu dò bán dẫn HPGE, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN – TPHCM Tiếng Anh [6] Mahmoud I Abbas (2006), “Analytical calculations of the solid angles subtended by a well-type detector at point and extended circular sources”, Applied Radiation and Isotopes, 64, pp.1048–1056 [7] Asm Sabbir Ahmed, Kevin Capello, Albert Chiang, Erick Cardenas-Mendez, Gary H Kramer (2009), “Optimization of geometric parameters for Marinelli beaker to maximize the detection efficiency of an HPGe detector”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 610, pp.718–723 86 [8] Z.B Alfassi, F Groppi (2007), “An empirical formula for the efficiency detection of Ge detectors for cylindrical radioactive sources”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 574, pp.280–284 [9] M Barrera, I Ramos–Lerate, R.A Ligero, M Casas–Ruiz (1999), “Optimization of sample height in cylindrical geometry for gamma spectrometry measurements”, Nuclear Istruments and Methods in Physics Research A, 421, pp.163–175 [10] Canberra Inc., GenieTM 2000 Customization Tools Manual, Canberra Industry Inc., United States of America [11] Chien Chung, Cheng-Jong Lee, Shiow-Fen Shiee (1991), “Optimum Geometry of Radioactive Aqueous Sample Container for Measurement with a Germanium Detector”, Applied Radiation and Isotopes, 42, pp.541–545 [12] David A Coley (1999), An Introduction to Genetic Algorithms for Scientists and Engineers, World Scientific Publishing [13] D.J Crossley, A.B Reid (1982), “Inversion of gamma-ray data for element abundances”, GEOPHYSICS, 47, pp.117–126 [14] K Debertin, R.G Helmer (1988), Gamma and X–ray spectrometry with semiconductor detectors, North Holland, Amsterdam [15] R.J de Meijer (1998), “Heavy minerals: from ‘Edelstein’ to Einstein”, Journal of Geochemical Exploration, 62, pp.81–103 [16] Gordon R Gilmore (2008), Practical Gamma-ray Spectrometry, 2nd Edition, Nuclear Training Services Ltd Warrington, UK [17] P.H.G.M Hendriks, J Limburg, R.J.de Meijer (2001), “Full-spectrum analysis of natural γ-ray spectra”, Journal of Environmental Radioactivity, 53, pp.365– 380 [18] P.H.G.M Hendriks, M Maucec, R.J de Meijer (2002), “MCNP modelling of scintillation-detector γ-ray spectra from natural radionuclides”, Applied Radiation and Isotopes, 57, pp.449–457 87 [19] G Heusser (1996), “Cosmic ray interaction study with low-level Gespectrometry”, Nuclear Istruments and Methods in Physics Research A, 369, pp.539–543 [20] P.D Hien, H.T Hiep, N.H Quang, N.Q Huy, N.T Binh, P.S Hai, N.Q Long, V.T Bac (2002), “Derivation of of 137 Cs deposition density from measurements 137 Cs inventories in undisturbed soils”, Journal of Environmental Radioactivity, 62, pp.295–303 [21] N.Q Huy, T.V Luyen (2006), “Study on external exposure doses from terrestrial radioactivity in Southern Vietnam”, Radiation Protection Dosimetry, 118, pp.331–336 [22] IAEA/RL/148 Report (1987), Preparation of Gamma–ray Spectrometry Reference Materials RGU-1, RGUTh-1, RGK-1, Viena [23] S Klemola (1996), “Optimization of sample geometries in low-level gamma spectroscopy”, Nuclear Istruments and Methods in Physics Research A, 369, pp.578–581 [24] Glenn F Knoll (2000), Radiation Detection and Measurement, 3rd Edition, John Wiley & Sons Inc [25] K.P Maphoto (2004), Determination of Natural Radioactivity Concentrations in Soil: A Comparative Study of Windows and Full Spectrum Analysis, Master thesis, University of the Western Cape [26] B.R.S Minty, P McFadden, B.L.N Kennett (1998), “Multichannel processing for airborne gamma-ray spectrometry”, GEOPHYSICS, 63, pp.1971–1985 [27] Takashi Nakamura, Takashi Suzuki (1983), “Monte Carlo calculation of peak efficiencies of Ge(Li) and pure Ge detectors to voluminal sources and comparison with environmental radioactivity measurement”, Nuclear Istruments and Methods, 205, pp.211–218 [28] National Nuclear Data Center, http://www.nndc.bnl.gov/ [29] R.T Newman, R Lindsay, K.P Maphoto, N.A Mlwilo, A.K Mohanty, D.G Roux, R.J de Meijer, I.N Hlatshwayo (2008), “Determination of soil, sand 88 and ore primordial radionuclide concentrations by fullspectrum analyses of high-purity germanium detector spectra”, Applied Radiation and Isotopes, 66, pp.855–859 [30] M Noguchi, K Takeda, H Higuchi (1981), “Semi–empirical γ–ray peak efficiency determination including self–absorption correction based on numerical integration”, International Journal of Applied Radiation and Isotopes, 32, pp.17–22 [31] N.H Quang, N.Q Long, D.B Lieu, T.T Mai, N.T Ha, D.D Nhan, P.D Hien (2004), “239+240Pu, 90 Sr and 137 Cs inventories in surface soils of Vietnam”, Journal of Environmental Radioactivity, 75, pp.329–337 [32] S.N Sivanandam, S.N Deepa (2008), Introduction to Genetic Algorithms, Springer-Verlag Berlin Heidelberg, New York [33] T Suzuki, Y Inokoshi, H Chisaka (1984), “Optimum geometry of a large Marinelli-type vessel and its application to environmental aqueous samples”, International Journal of Applied Radiation and Isotopes, 35, pp.1029–1033 [34] Takashi Suzuki, Yukio Inokoshi, Haruo Chisaka, Takashi Nakamura (1988), “Optimum Geometry of Large Marinelli-Type Vessels for In-situ Environmental Sample Measurements with Ge(Li) Detectors”, Applied Radiation and Isotopes, 39, pp.253–256 [35] The Radiation Information Network (2009), Radioactivity in Nature, Idoha State University, Hoa Kì [36] J.K Tuli (2005), Nuclear Wallet Cards 7th Edition, National Nuclear Data Center, Hoa Kì [37] United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) (1969), 24th Session, Suppl No 13 (A/7613), United Nations New York [38] R Wordel, D Mouchel, T Altzitzoglou, G Heusserb, B Quintana Arnes, P Meynendonckx (1996), “Study of neutron and muon background in low-level 89 germanium gamma-ray spectrometry”, Nuclear Istruments and Methods in Physics Research A, 369, pp.557–562 [39] X-5 Monte Carlo Team (2005), MCNP5 – Monte Carlo N-Particle Transport Code System, LA-UR-03-1987 ... tối ưu chiều cao mẫu tối ưu 65 4.2.2 Khảo sát tương quan bán kính tối ưu mật độ mẫu 69 4.2.3 Khảo sát cấu hình tối ưu theo bán kính mẫu 70 4.3 Tối ưu hóa hình học đo mẫu dạng Marinelli... CHƯƠNG TỐI ƯU HĨA HÌNH HỌC ĐO CỦA MẪU THỂ TÍCH 62 4.1 Tính tốn giá trị hiệu suất 62 4.2 Tối ưu hóa hình học đo mẫu dạng trụ 64 4.2.1 Khảo sát tương quan bán kính tối ưu chiều... tia gamma tới 11 CHƯƠNG PHỔ GAMMA VÀ CÁC PHƯƠNG PHÁP XỬ LÝ PHỔ GAMMA Trong tất phương pháp phân tích, đo đạc phóng xạ mơi trường, phương pháp đo hoạt độ cách sử dụng hệ phổ kế gamma (đặc biệt phổ