Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn 252cf

MỤC LỤC MỞ ĐẦU 1 CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 3 1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa 3 1.2. Các đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn liều neutron 6 1.3. Tương tác của neutron với vật chất 12 CHƯƠNG 2: NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON 29 2.1. Đại lượng chuẩn và hệ số chuyển đổi trong đo liều neutron 29 2.2. Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều 30 2.3. Yêu cầu chung đối với một cơ sở chuẩn liều neutron 32 2.4. Thiết bị chuẩn cần thiết 34 2.5. Nguyên lý chuẩn thiết bị đo liều neutron bằng nguồn phát xạ neutron 35 CHƯƠNG 3: CƠ SỞ VẬT CHẤT, CÔNG CỤ, THIẾT BỊ 43 3.1. Phòng chuẩn neutron 43 3.2. Nguồn phóng xạ 44 3.3. Công cụ 45 3.4. Thiết bị đo liều neutron 46 3.5. Tấm che chắn hình nón 46 3.6. Phương pháp nghiên cứu 46 CHƯƠNG 4: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM 48 4.1. Thiết kế tấm che chắn 48 4.2. Mô phỏng 50 4.3. Thực nghiệm 55 CHƯƠNG 5: KẾT QUẢ VÀ SO SÁNH 57 5.1. Kết quả mô phỏng 57 5.2. Kết quả thực nghiệm 64 5.3. So sánh mô phỏng và thực nghiệm 65 KẾT LUẬN 67 TÀI LIỆU THAM KHẢO 69 PHỤ LỤC 1 71 PHỤ LỤC 2 75 DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ 11 Bảng 1.2: Số lần tán xạ đàn hồi trung bình cần thiết để giảm năng lượng của neutron từ 2 MeV xuống 0.025 eV đối với một số nguyên tố. 15 Bảng 1.3: Tiết diện tương tác của neutron với một số vật liệu. Giá trị M (ở cột thứ 2) là khối lượng nguyên tử hoặc khối lượng mol. Giá trị “0” của tiết diện tương tác nghĩa là 0 so với các giá trị minh họa trên hình vẽ 20 Bảng 1.4: Số liệu hạt nhân của nat UO 2 23 Bảng 1.5: Công suất làm chậm và tỷ số làm chậm của một số chất làm chậm đối với năng lượng neutron từ 1 eV đến 100 keV 26 Bảng 1.6: Ví dụ về sự suy giảm số neutron sau tương tác 27 Bảng 2.1: Nguồn neutron chuẩn dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron 31 Bảng 2.2: Neutron đơn năng được sinh ra do máy gia tốc và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều 31 Bảng 2.3: Neutron đơn năng sinh ra từ lò phản ứng và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều 32 Bảng 2.4: Một số thiết bị chuẩn dùng trong chuẩn liều neutron 35 Bảng 2.5: Hệ số suy giảm tuyến tính S lấy trung bình qua toàn phổ của nguồn bức xạ neutron (độ lệch chuẩn ±15%)[3,4,9] 42 Bảng 3.1: Một số đặc tính cơ bản của máy đo liều neutron cầm tay Aloka - TPS 451C 46 Bảng 4.1: Các mặt phẳng xung quanh của tấm che chắn 50 Bảng 4.2: Các cấu hình mô phỏng để xác định chiều dày thích hợp của tấm che chắn 54 Bảng 4.3: Các cấu hình cơ bản của mô phỏng và thí nghiệm 54 Bảng 5.1: Thông số chuẩn của trường bức xạ neutron, các giá trị tương đương liều (DE) được sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf 64 Bảng 5.2: Kết quả đo đạc thực nghiệm 65 Bảng 5.3: Tóm tắt kết quả mô phỏng và thực nghiệm 65 Bảng PL2.1: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 1 - Bảng 4.2 và Bảng 4.3) 75 Bảng PL2.2: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 10cm polyethylene (cấu hình 2 - Bảng 4.2) 77 Bảng PL2.3: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 20cm polyethylene (cấu hình 3 - Bảng 4.2) 79 Bảng PL2.4: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 30cm polyethylene (cấu hình 4 - Bảng 4.2) 81 Bảng PL2.5: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 30cm PEB (cấu hình 2 - Bảng 4.3) 83 Bảng PL2.6: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 3 - Bảng 4.3) 85 Bảng PL2.7: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm với tấm che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 4 - Bảng 4.3) 87 Bảng PL2.8: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 5 - Bảng 4.3) 89 Bảng PL2.9: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ), neutron trực tiếp ( F n-dir ) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm với tấm che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 6 - Bảng 4.3) 91 Bảng PL2.10: Tỷ lệ đóng góp của các đối tượng chính vào việc xác định thông lượng neutron tổng cộng ( F n-tot ) tại điểm khảo sát của các cấu hình mô phỏng trong Bảng 4.3 93 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Hình ảnh mô tả a) trường bức xạ thực, b) trường bức xạ mở rộng và định hướng, c) trường bức xạ định hướng. Hình tròn nét đứt trong hình b) và c) mô tả kích thước yêu cầu đối với trường bức xạ tương ứng đó 9 Hình 1.2: Cấu trúc trường bức xạ của hình cầu ICRU tại điểm P’ mà tại đó tương đương liều được xác định. Bức xạ có thể tương tác với hình cầu từ nhiều hướng khác nhau trong trường bức xạ mở rộng. H’(d, W ) định nghĩa cho hướng W trên véctơ bán kính tại độ sâu d. Trong trường bức xạ mở rộng và định hướng, véctơ bán kính trong việc xác định H * (d) luôn ngược hướng với hướng của trường bức xạ 10 Hình 1.3: Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron chuẩn và các đại lượng dùng trong chuẩn 11 Hình 1.4: Mối quan hệ giữa vận tốc và động năng của neutron 13 Hình 1.5: Tương tác của neutron với vật chất; các ký hiệu trong ngoặc đơn lần lượt diễn tả các hạt vào và hạt ra của phản ứng; n: neutron, p: proton, g : photon, a : alpha, d: deuterium, f: mảnh phân hạch 14 Hình 1.6: Sự phụ thuộc năng lượng của tiết diện tương tác của một số hạt nhân. Trục nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện tương tác tổng cộng (tính theo barn) 18 Hình 1.7: Tiết diện phân hạch của một số đồng vị phân hạch quan trọng ( 235 U, 239 Pu) và đồng vị làm giàu ( 238 U, 240 Pu). Trục nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện phát xạ (tính theo barn) 19 Hình 1.8: Cường độ chùm neutron song song không tương tác còn lại khi đi qua bề dày vật liệu làm bia. Trục nằm ngang là chiều dày bia, trục thẳng đứng là cường độ chùm tia 21 Hình 1.9: Quá trình nhân M như là một hàm của hệ số nhân k eff . Chỉ trường hợp dưới tới hạn (k eff < 1) được đề cập ở hình này 28 Hình 2.1: Tỷ số H p (10, a )/H p (10,0 o ) theo các hướng khác nhau a và năng lượng khác nhau của neutron (chiếu trên phantom cơ thể người) 29 Hình 3.1: Tiết diện bằng của phòng chuẩn neutron 43 Hình 3.2: Tiết diện đứng của phòng chuẩn neutron 44 Hình 3.3: Thiết kế của nguồn neutron 45 Hình 4.1: Cấu tạo tấm che chắn dùng trong mô phỏng 49 Hình 4.2: Cấu hình I cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc. Trục X đi từ trái sang phải. Trục Y đi từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ dưới lên trên 52 Hình 4.3: Cấu hình II cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc; ( )Tấm chắn suy giảm. Trục X đi từ trái sang phải. Trục Y đi từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ dưới lên trên 53 Hình 5.1: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf khi không có tấm suy giảm. Tổng: F n-tot ; Trực tiếp: F n-dir ; Tán xạ (Tổng-Trực tiếp): F n-sct 57 Hình 5.2: Tỷ lệ bị rò của tấm che chắn gồm 30 cm PE+0.5 cm Pb và 30 cm PEB theo năng lượng là tỷ số giữa F n-dir của cấu hình 4 (trong Bảng 4.2) hoặc cấu hình 2 (Bảng 4.3) chia cho F n-dir của cấu hình 1 (Bảng 4.2 hoặc Bảng 4.3). 58 Hình 5.3: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf. Tổng: F n-tot ; Tán xạ: F n-sct ; Trực tiếp: F n-dir = F n-tot - F n-sct 60 Hình 5.4: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 125 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf. Tổng: F n-tot ; Tán xạ: F n- sct ; Trực tiếp: F n-dir = F n-tot - F n-sct 60 Hình 5.5: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 150 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf. Tổng: F n-tot ; Tán xạ: F n- sct ; Trực tiếp: F n-dir = F n-tot - F n-sct 61 Hình 5.6: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.2. 61 Hình 5.7: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.3. 62 BẢNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT Ký hiệu/ viết tắt Ý nghĩa aE+0b a x 10 +b (a,b là hai số thực) Att:iPb+jPE Tấm suy giảm gồm 2 lớp: i cm chì (Pb) và j cm polyethylene (PE) DE n-tot Tương đương liều neutron tổng cộng trên một neutron tới (pSv.n - 1 ) DE n-dir Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới (pSv.n -1 ) DE n-dir(Shd-Tech) Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo phương pháp tấm che chắn (pSv.n -1 ) E n Năng lượng neutron (MeV) E tb-tot Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron tổng cộng (MeV) E tb-dir Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp (MeV) E tb-dir(Shd-Tech) Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp tính theo phương pháp tấm che chắn (MeV) IAEA Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế ICRU Cơ quan đo đạc và đơn vị bức xạ quốc tế ICRP Cơ quan an toàn bức xạ quốc tế ISO Cơ quan tiêu chuẩn quốc tế n/s neutron trên giây F n Thông lượng neutron (cm -2 .n -1 ) F n-tot Thông lượng neutron tổng cộng trên một neutron tới (cm -2 .n -1 ) F n-dir Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới (cm -2 .n -1 ) F n-dir(Shd-Tech) Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo phương pháp tấm che chắn (cm -2 .n -1 ) F n-sct Thông lượng neutron tán xạ ( F n-tot - F n-dir ) PE Lớp polyethylene của tấm che chắn PEB Lớp polyethylene pha với boron có mật độ khối 1.0 g/cm 3 Pb Lớp chì của tấm che chắn sr Đơn vị của góc khối (steradian) SSDL-VN Phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa - của Việt Nam VKHKTHN Viện Khoa học và kỹ thuật hạt nhân VNLNTVN Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam WHO Tổ chức y tế thế giới 1 MỞ ĐẦU Như chúng ta biết việc ứng dụng của năng lượng nguyên tử vì mục đích hòa bình, phục vụ dân sinh ngày càng được quan tâm khi ngày càng thiếu đi những nguồn năng lượng truyền thống như: dầu mỏ, than đá, thủy năng hay những nguồn năng lượng thiên nhiên khác. Mặt khác, nguồn năng lượng hạt nhân cũng thể hiện thế mạnh ưu điểm của chúng so với các nguồn năng lượng truyền thống khác như: phát thải năng lượng thấp, giảm sự gia tăng hiệu ứng nhà kính (  ), đáp ứng sự bền vững an ninh năng lượng quốc gia,… Ngoài những điểm mạnh rõ ràng, năng lượng hạt nhân cũng thể hiện những yếu điểm nhất định như: tổn thất lớn khi có sự cố xảy ra; tác động đến sức khỏe, thậm chí đến tính mạng con người khi công tác ứng dụng không được thực hiện theo đúng cách, tôn trọng những quy định an toàn bức xạ, an toàn hạt nhân. Theo Điều 24, Luật Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam[1], các thiết bị đo liều bức xạ phải được hiệu chuẩn định kỳ. Theo khuyến cáo của Cơ Quan Năng Lượng Nguyên Tử Quốc Tế (IAEA) thì mỗi thiết bị đo liều cầm tay phải được chuẩn trước khi sử dụng lần đầu và định kỳ được hiệu chỉnh lại sau khi sử dụng mỗi 12 đến 14 tháng[6]. Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân (VKHKTHN) thuộc Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam (VNLNTVN) là một trong những cơ quan đi đầu trong việc đưa các ứng dụng của hạt nhân, bức xạ vào cuộc sống. Công tác nghiên cứu an toàn bức xạ, an toàn hạt nhân và đo liều bức xạ cũng được quan tâm phát triển một cách đúng mức. VKHKTHN, tính đến nay, cũng là cơ quan duy nhất tại Việt Nam có phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa (SSDL-VN) nằm trong hệ thống SSDL của WHO/IAEA. Tuy nhiên, hiện nay phòng chuẩn cũng chỉ có khả năng chuẩn liều bức xạ ion hóa photon (chuẩn liều cho các thiết bị đo liều bức xạ photon), chưa có khả năng chuẩn các thiết bị đo liều neutron (ví dụ như máy đo liều neutron cầm tay). Mục đích của việc chuẩn các thiết bị đo liều là để chắc chắn rằng chúng hoạt động bình thường với độ chính xác có thể tin cậy được. Do vậy việc đầu tư mở rộng cơ sở, phát triển năng lực, đẩy mạnh khả năng đo liều neutron nhằm đáp ứng tốt hơn nhu cầu chuẩn liều bức xạ ion hóa nói chung và chuẩn liều neutron nói 2 riêng đang được VKHKTHN xúc tiến thực hiện. Cũng với nguyên nhân đó mà luận văn thạc sĩ này được đưa ra với nội dung “Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn   ”, luận văn này có thể xem như là phần giới thiệu tới bạn đọc các công tác chuẩn bị, những cơ sở vật chất hiện có, phương pháp chuẩn máy đo liều bức xạ cầm tay. Mục tiêu của luận văn này là nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn   dùng cho mục đích chuẩn liều neutron cho các thiết bị đo liều neutron cầm tay. Luận văn này cũng là tiền đề cho việc hiện thực hóa quá trình xây dựng trường chuẩn liều neutron tại VKHKTHN. 3 CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa Thiết bị chuẩn + là các thiết bị chuẩn cấp hai, được chuẩn với các thiết bị chuẩn cấp một thông qua các phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận trên thế giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai cũng là phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia thì thiết bị của họ có thể được chuẩn thông qua phòng chuẩn cấp I trên thế giới (ví dụ phòng thí nghiệm chuẩn cấp I BIPM – the Bureau International des Poids et Mesures ở Paris). + khi thiết bị chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai. Nguồn chuẩn + là các nguồn chuẩn cấp hai, được chuẩn với chuẩn cấp một thông qua các phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận trên thế giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu nguồn chuẩn cấp hai cũng là nguồn chuẩn quốc gia thì chúng có thể được chuẩn thông qua BIPM. + khi nguồn chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai. Chuẩn cấp một + là chuẩn cao nhất cho các đại lượng đo lường trong các lĩnh vực riêng. Chuẩn cấp một được lưu giữ tại phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia mà tại đó thực hiện các nghiên cứu về mục đích của đo lường, tham gia các so sánh quốc tế (được tổ chức bởi các phòng chuẩn như BIPM) với các phòng thí nghiệm chuẩn cấp một khác. Chuẩn cấp hai + là chuẩn mà giá trị của nó được xác định bằng cách so sánh trực tiếp với chuẩn cấp một và được đi kèm với một chứng chỉ chuẩn xác định quá trình chuyển 4 chuẩn đó. Chuẩn cấp hai được lưu giữ tại hệ thống phòng thí nghiệm SSDL của IAEA. Các phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai được chứng nhận bởi quyết định chính thức của quốc gia và được coi như là cơ sở cho việc xác định giá trị cho tất cả các chuẩn khác về các đại lượng liên quan trong quốc gia đó. Chuẩn cấp ba + là chuẩn mà giá trị của chúng được xác định bởi việc so sánh với chuẩn cấp hai Chuẩn quốc gia + là chuẩn được công nhận bởi quyết định chính thức của quốc gia, được coi như là cơ sở cho việc xác định giá trị của tất cả các chuẩn khác về các đại lượng liên quan trong quốc gia đó. Nói chung có thể coi chuẩn quốc gia trong một đất nước cũng chính là chuẩn cấp một trong đất nước đó. Trường bức xạ chuẩn + là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó đã được xác định bằng hệ thiết bị chuẩn tương ứng. Trường bức xạ tự do + là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó được xác định với các đặc tính trong một không gian tự do (nghĩa là trong không gian không có tán xạ, không có phông phóng xạ hay các hiệu ứng ảnh hưởng khác). Thiết bị đo + là thiết bị nhằm thực hiện phép đo độc lập hoặc trong mối liên hệ với các thiết bị khác, ví dụ: thiết bị đo suất liều cầm tay, máy đo liều cầm tay, nhiệt kế, áp kế, … Hệ số chuẩn + hệ số chuẩn CF là tỷ số giữa giá trị thực của đại lượng cần đo H trên giá trị hiển thị M của thiết bị đo. =   (1.1) + Ví dụ: Hệ số chuẩn của một thiết bị đo tương đương liều môi trường được diễn tả như sau: =  ∗ (10)  (1.1) [...]... NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON 2.1 Đại lượng chuẩn và hệ số chuyển đổi trong đo liều neutron Tùy vào mục đích chuẩn và các thiết bị cần chuẩn khác nhau mà các đại lượng chuẩn trong trường bức xạ neutron có thể là các đại lượng sau: Đại lượng “thông lượng, F” được sử dụng để chuẩn trường bức xạ neutron chuẩn và thiết bị chuẩn đo thông lượng neutron ∗ Đại lượng “tương đương liều môi trường, (10)”... cm chất làm chậm với tạo ra trường chuẩn neutron với sự ra tăng phân bố năng lượng ở mức trung bình, dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron được sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân) Có nhiều trường bức xạ neutron khác nhau có thể tạo ra bức xạ chuẩn dùng trong chuẩn liều neutron như được chỉ ra như sau: 2.2.1 Trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ Trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ thường... Liều da đo liều môi trường ∗ ∗ đo liều cá nhân (10) (10) (0.07, W) (0.07) Liều cho thủy tinh thể của mắt ∗ (3, W) (3) Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng hoạt động và trường bức xạ neutron Trường bức xạ neutron chuẩn Đại lượng vật lý mô tả trường bức xạ neutron chuẩn Thông lượng neutron, F ( , W) Liều hấp thụ, Đại lượng dùng trong chuẩn, bắt nguồn từ đại lượng vật lý Tương đương liều môi trường, ... của neutron (chiếu trên phantom cơ thể người) 29 2.2 Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều Trên thực tế, các liều kế cá nhân hay các thiết bị đo liều, đo suất liều neutron đều có sự phụ thuộc lớn vào năng lượng trong việc đo tương đương liều Do đó, trường bức xạ neutron chuẩn được nghiên cứu đưa ra với các đặc tính phổ tương đương với phổ neutron thường gặp trong công việc thực tế (ví dụ: nguồn. .. tính cơ bản của các nguồn neutron đồng vị phóng xạ khác nhau được đưa ra trong Bảng 2.1 (phía dưới) 2.2.2 Trường neutron từ máy gia tốc Trường neutron có được, trong trường hợp này, bằng cách gia tốc các hạt tích điện đến đập vào một bia thích hợp Việc tạo ra trường neutron từ các máy gia tốc là phức tạp hơn nhiều so với trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ Tuy nhiên, trường neutron từ máy gia tốc... “tương đương liều môi trường, (10)” được dùng để chuẩn trong không khí cho các thiết bị đo suất liều neutron môi trường hoặc các liều kế neutron môi trường Đại lượng “tương đương liều cá nhân, ( )” được dùng để chuẩn trên các phantom thích hợp cho liều kế cá nhân hoặc máy đo suất liều cá nhân Hệ số chuyển đổi từ thông lượng neutron sang tương đương liều ∗( ) hoặc ( ) theo hướng cơ bản (0 ) hay theo... trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn liều neutron Thông lượng neutron, F + thông lượng neutron F là tỷ số giữa số neutron đến cầu 6 trên diện tích tiết diện mặt F = (1.8) + đơn vị đo của thông lượng neutron là , đơn vị thường dùng là Suất thông lượng neutron, j + suất thông lượng neutron (hay còn gọi là mật độ dòng neutron - j) là tỷ số giữa lượng biến thiên thông lượng neutron F trên... sinh ra số neutron nhiều hơn trạng thái ban đầu Nhiều loại đầu đo neutron được sản xuất sử dụng nguyên lý hấp thụ neutron ( , , thường được sử dụng trong đầu đo vì tiết diện hấp thụ neutron chậm để tạo ra các hạt mang điện của chúng lớn) Khi chúng ta chỉ cần làm chậm neutron thì phải chọn các vật liệu mà tiết diện hấp thụ neutron thấp Ví dụ: có tiết diện tán xạ lớn hơn có tiết diện hấp thụ neutron lớn... cáo sử dụng cho da và mắt Tương đương liều môi trường trong trường hợp này được ký hiệu lần lượt là Tương đương liều định hướng, ∗( 0.07) và ∗( 3) ( , W) + tương đương liều định hướng, ( , W), tại một điểm trong trường bức xạ là tương đương liều được tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng tại độ sâu trên bán kính của quả cầu ICRU theo hướng W xác định (minh họa trong Hình 1.2a) Đơn vị đo của tương đương liều. .. + đơn vị của suất tương đương liều là Tương đương liều môi trường, ∗ , đơn vị thường dùng là ( ) ∗ + tương đương liều môi trường, ( ), tại một điểm trong trường bức xạ là tương đương liều tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng và định hướng trong quả cầu ICRU tại độ sâu trên bán kính ngược hướng của trường bức xạ (minh họa trong Hình 1.2b) Đơn vị của tương đương liều môi trường là a) , đơn vị thường . có, phương pháp chuẩn máy đo liều bức xạ cầm tay. Mục tiêu của luận văn này là nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn   dùng cho mục đích chuẩn liều neutron cho các. được đưa ra với nội dung Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn   ”, luận văn này có thể xem như là phần giới thiệu tới bạn đọc các công tác chuẩn bị, những cơ sở vật. ĐO LIỀU NEUTRON 29 2.1. Đại lượng chuẩn và hệ số chuyển đổi trong đo liều neutron 29 2.2. Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều 30 2.3. Yêu cầu chung đối với một cơ sở chuẩn liều