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

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN -o0o - LÊ NGỌC THIỆM NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON SỬ DỤNG NGUỒN 252Cf LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Hà Nội - 2014 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN -o0o - Lê Ngọc Thiệm NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON SỬ DỤNG NGUỒN 252Cf Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử Mã số: 60440106 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Người hướng dẫn khoa học: TS Nguyễn Tuấn Khải Hà Nội - 2014 LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành luận văn này, xin gửi lời biết ơn sâu sắc tới tập thể thầy, cô giáo trường Đại học Khoa học tự nhiên thuộc Đại học Quốc gia Hà Nội nói chung tập thể thầy, cô giáo Khoa Vật lý nói riêng tận tâm dạy, hướng dẫn đường tiếp cận với khoa học Tôi xin gửi lời biết ơn chân thành tới tập thể thầy, cô giáo môn Vật lý Nguyên tử Hạt nhân, người thầy gần gũi, động viên, chia sẻ kinh nghiệm khoa học giúp vượt qua khó khăn gặp phải trình học tập thực luận văn Tôi xin gửi lời biết ơn vô hạn tới TS Nguyễn Tuấn Khải, TS Trịnh Văn Giáp Viện Khoa học Kỹ thuật Hạt nhân hướng dẫn tận tình mặt khoa học tạo điều kiện tốt thời gian, sở vật chất trình thực luận văn Thật thiếu sót không nói lời cảm ơn tới thành viên gia đình: bố, mẹ, anh, chị, vợ sẻ chia, động viên hết lòng cảm thông, thấu hiểu sâu sắc họ dành cho trình học tập thực luận văn Tôi xin cảm ơn tất đồng nghiệp, bạn bè trợ giúp đưa trao đổi khoa học giúp cho luận văn hoàn thiện MỤC LỤC MỞ ĐẦU CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 1.1 Các thuật ngữ, khái niệm lĩnh vực chuẩn liều xạ ion hóa 1.2 Các đại lượng đặc trưng cho trường xạ neutron việc chuẩn liều neutron 1.3 Tương tác neutron với vật chất 12 CHƯƠNG 2: NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON 29 2.1 Đại lượng chuẩn hệ số chuyển đổi đo liều neutron 29 2.2 Nguồn xạ neutron chuẩn dùng chuẩn liều 30 2.3 Yêu cầu chung sở chuẩn liều neutron 32 2.4 Thiết bị chuẩn cần thiết 34 2.5 Nguyên lý chuẩn thiết bị đo liều neutron 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 che chắn 48 4.2 Mô 50 4.3 Thực nghiệm 55 CHƯƠNG 5: KẾT QUẢ VÀ SO SÁNH 57 5.1 Kết mô 57 5.2 Kết thực nghiệm 64 5.3 So sánh mô thực nghiệm 65 KẾT LUẬN 67 TÀI LIỆU THAM KHẢO 69 PHỤ LỤC 71 PHỤ LỤC 75 DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng an toàn xạ 11 Bảng 1.2: Số lần tán xạ đàn hồi trung bình cần thiết để giảm lượng neutron từ MeV xuống 0.025 eV số nguyên tố 15 Bảng 1.3: Tiết diện tương tác neutron với số vật liệu Giá trị M (ở cột thứ 2) khối lượng nguyên tử khối lượng mol Giá trị “0” tiết diện tương tác nghĩa so với giá trị minh họa hình vẽ 20 Bảng 1.4: Số liệu hạt nhân natUO2 23 Bảng 1.5: Công suất làm chậm tỷ số làm chậm số chất làm chậm lượng neutron từ eV đến 100 keV 26 Bảng 1.6: Ví dụ suy giảm số neutron sau tương tác 27 Bảng 2.1: Nguồn neutron chuẩn dùng chuẩn thiết bị đo liều neutron 31 Bảng 2.2: Neutron đơn sinh máy gia tốc số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều 31 Bảng 2.3: Neutron đơn sinh từ lò phản ứng số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều 32 Bảng 2.4: Một số thiết bị chuẩn dùng chuẩn liều neutron 35 Bảng 2.5: Hệ số suy giảm tuyến tính S lấy trung bình qua toàn phổ nguồn xạ neutron (độ lệch chuẩn ±15%)[3,4,9] 42 Bảng 3.1: Một số đặc tính máy đo liều neutron cầm tay Aloka - TPS 451C 46 Bảng 4.1: Các mặt phẳng xung quanh che chắn 50 Bảng 4.2: Các cấu hình mô để xác định chiều dày thích hợp che chắn 54 Bảng 4.3: Các cấu hình mô thí nghiệm 54 Bảng 5.1: Thông số chuẩn trường xạ neutron, giá trị tương đương liều (DE) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf 64 Bảng 5.2: Kết đo đạc thực nghiệm 65 Bảng 5.3: Tóm tắt kết mô thực nghiệm 65 Bảng PL2.1: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 75 cm che chắn (cấu hình - Bảng 4.2 Bảng 4.3) 75 Bảng PL2.2: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252 Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 75 cm với che chắn gồm 0.5cm chì + 10cm polyethylene (cấu hình - Bảng 4.2) 77 Bảng PL2.3: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 75 cm với che chắn gồm 0.5cm chì + 20cm polyethylene (cấu hình - Bảng 4.2) 79 Bảng PL2.4: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 75 cm với che chắn gồm 0.5cm chì + 30cm polyethylene (cấu hình - Bảng 4.2) 81 Bảng PL2.5: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 75 cm với che chắn gồm 30cm PEB (cấu hình - Bảng 4.3) 83 Bảng PL2.6: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 125 cm che chắn (cấu hình - Bảng 4.3) 85 Bảng PL2.7: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 125 cm với che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình - Bảng 4.3) 87 Bảng PL2.8: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 150 cm che chắn (cấu hình - Bảng 4.3) 89 Bảng PL2.9: Kết mô phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh neutron tới từ nguồn 252Cf sai số thống kê tương ứng vị trí cách nguồn 150 cm với che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình - Bảng 4.3) 91 Bảng PL2.10: Tỷ lệ đóng góp đối tượng vào việc xác định thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot) điểm khảo sát cấu hình mô Bảng 4.3 93 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Hình ảnh mô tả a) trường xạ thực, b) trường xạ mở rộng định hướng, c) trường xạ định hướng Hình tròn nét đứt hình b) c) mô tả kích thước yêu cầu trường xạ tương ứng Hình 1.2: Cấu trúc trường xạ hình cầu ICRU điểm P’ mà tương đương liều xác định Bức xạ tương tác với hình cầu từ nhiều hướng khác trường xạ mở rộng H’(d,W) định nghĩa cho hướng W véctơ bán kính độ sâu d Trong trường xạ mở rộng định hướng, véctơ bán kính việc xác định H*(d) ngược hướng với hướng trường xạ 10 Hình 1.3: Mối quan hệ đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho trường xạ neutron chuẩn đại lượng dùng chuẩn 11 Hình 1.4: Mối quan hệ vận tốc động neutron 13 Hình 1.5: Tương tác neutron với vật chất; ký hiệu ngoặc đơn diễn tả hạt vào hạt phản ứng; n: neutron, p: proton, g: photon, a: alpha, d: deuterium, f: mảnh phân hạch 14 Hình 1.6: Sự phụ thuộc lượng tiết diện tương tác số hạt nhân Trục nằm ngang lượng neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng tiết diện tương tác tổng cộng (tính theo barn) 18 Hình 1.7: Tiết diện phân hạch số đồng vị phân hạch quan trọng (235U, 239 Pu) đồng vị làm giàu (238U, 240Pu) Trục nằm ngang lượng neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng tiết diện phát xạ (tính theo barn) 19 Hình 1.8: Cường độ chùm neutron song song không tương tác lại qua bề dày vật liệu làm bia Trục nằm ngang chiều dày bia, trục thẳng đứng cường độ chùm tia 21 Hình 1.9: Quá trình nhân M hàm hệ số nhân keff Chỉ trường hợp tới hạn (keff < 1) đề cập hình 28 Hình 2.1: Tỷ số Hp(10,a)/Hp(10,0o) theo hướng khác a lượng khác neutron (chiếu phantom thể người) 29 Hình 3.1: Tiết diện phòng chuẩn neutron 43 Hình 3.2: Tiết diện đứng phòng chuẩn neutron 44 Hình 3.3: Thiết kế nguồn neutron 45 Hình 4.1: Cấu tạo che chắn dùng mô 49 Hình 4.2: Cấu hình I cho việc mô đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc Trục X từ trái sang phải Trục Y từ vào trang giấy Trục Z từ lên 52 Hình 4.3: Cấu hình II cho việc mô đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc; ( )Tấm chắn suy giảm Trục X từ trái sang phải Trục Y từ vào trang giấy Trục Z từ lên 53 Hình 5.1: Phổ thông lượng neutron vị trí cách nguồn 75 cm theo thành phần sinh neutron tới từ nguồn 252Cf suy giảm Tổng: Fn-tot; Trực tiếp: Fn-dir; Tán xạ (Tổng-Trực tiếp): Fn-sct 57 Hình 5.2: Tỷ lệ bị rò che chắn gồm 30 cm PE+0.5 cm Pb 30 cm PEB theo lượng tỷ số Fn-dir cấu hình (trong Bảng 4.2) cấu hình (Bảng 4.3) chia cho Fn-dir cấu hình (Bảng 4.2 Bảng 4.3) 58 Hình 5.3: Phổ thông lượng neutron vị trí cách nguồn 75 cm theo thành phần sinh neutron tới từ nguồn 252 Cf Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fn-sct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct 60 Hình 5.4: Phổ thông lượng neutron vị trí cách nguồn 125 cm theo thành phần sinh neutron tới từ nguồn 252Cf Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fnsct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct 60 Hình 5.5: Phổ thông lượng neutron vị trí cách nguồn 150 cm theo thành phần sinh neutron tới từ nguồn 252Cf Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fnsct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct 61 Hình 5.6: Tỷ lệ (%) đóng góp thành phần cấu hình toán mô vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng vị trí khảo sát sinh neutron tới thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát Các tường đánh số Hình 4.2 61 Hình 5.7: Tỷ lệ (%) đóng góp thành phần cấu hình toán mô vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng vị trí khảo sát sinh neutron tới thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát Các tường đánh số Hình 4.3 62 BẢNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT Ký hiệu/ viết tắt aE+0b Att:iPb+jPE DEn-tot DEn-dir DEn-dir(Shd-Tech) En Etb-tot Etb-dir Etb-dir(Shd-Tech) IAEA ICRU ICRP ISO n/s Fn Fn-tot Fn-dir Fn-dir(Shd-Tech) Fn-sct PE PEB Pb sr SSDL-VN VKHKTHN VNLNTVN WHO Ý nghĩa a x 10+b (a,b hai số thực) Tấm suy giảm gồm lớp: i cm chì (Pb) j cm polyethylene (PE) Tương đương liều neutron tổng cộng neutron tới (pSv.n1 ) Tương đương liều neutron trực tiếp neutron tới (pSv.n-1) Tương đương liều neutron trực tiếp neutron tới tính theo phương pháp che chắn (pSv.n-1) Năng lượng neutron (MeV) Năng lượng neutron trung bình toàn phổ thông lượng neutron tổng cộng (MeV) Năng lượng neutron trung bình toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp (MeV) Năng lượng neutron trung bình toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp tính theo phương pháp che chắn (MeV) Cơ quan lượng nguyên tử quốc tế Cơ quan đo đạc đơn vị xạ quốc tế Cơ quan an toàn xạ quốc tế Cơ quan tiêu chuẩn quốc tế neutron giây Thông lượng neutron (cm-2.n-1) Thông lượng neutron tổng cộng neutron tới (cm-2.n-1) Thông lượng neutron trực tiếp neutron tới (cm-2.n-1) Thông lượng neutron trực tiếp neutron tới tính theo phương pháp che chắn (cm-2.n-1) Thông lượng neutron tán xạ (Fn-tot - Fn-dir) Lớp polyethylene che chắn Lớp polyethylene pha với boron có mật độ khối 1.0 g/cm3 Lớp chì che chắn Đơn vị góc khối (steradian) Phòng chuẩn cấp hai đo liều xạ ion hóa - Việt Nam Viện Khoa học kỹ thuật hạt nhân Viện lượng nguyên tử Việt Nam Tổ chức y tế giới MỞ ĐẦU Như biết việc ứng dụng lượng nguyên tử mục đích hòa bình, phục vụ dân sinh ngày quan tâm ngày thiếu nguồn lượng truyền thống như: dầu mỏ, than đá, thủy hay nguồn lượng thiên nhiên khác Mặt khác, nguồn lượng hạt nhân thể mạnh ưu điểm chúng so với nguồn lượng truyền thống khác như: phát thải lượng thấp, giảm gia tăng hiệu ứng nhà kính ( ), đáp ứng bền vững an ninh lượng quốc gia,… Ngoài điểm mạnh rõ ràng, lượng hạt nhân thể yếu điểm định như: tổn thất lớn có cố xảy ra; tác động đến sức khỏe, chí đến tính mạng người công tác ứng dụng không thực theo cách, tôn trọng quy định an toàn xạ, an toàn hạt nhân Theo Điều 24, Luật Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam[1], thiết bị đo liều xạ phải hiệu chuẩn định kỳ Theo khuyến cáo Cơ Quan Năng Lượng Nguyên Tử Quốc Tế (IAEA) thiết bị đo liều cầm tay phải chuẩn trước sử dụng lần đầu định kỳ hiệu chỉnh lại sau sử dụng 12 đến 14 tháng[6] Viện Khoa học Kỹ thuật Hạt nhân (VKHKTHN) thuộc Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam (VNLNTVN) quan đầu việc đưa ứng dụng hạt nhân, xạ vào sống Công tác nghiên cứu an toàn xạ, an toàn hạt nhân đo liều xạ quan tâm phát triển cách mức VKHKTHN, tính đến nay, quan Việt Nam có phòng chuẩn cấp hai đo liều xạ ion hóa (SSDL-VN) nằm hệ thống SSDL WHO/IAEA Tuy nhiên, phòng chuẩn có khả chuẩn liều xạ ion hóa photon (chuẩn liều cho thiết bị đo liều xạ photon), chưa có khả chuẩn thiết bị đo liều neutron (ví dụ máy đo liều neutron cầm tay) Mục đích việc chuẩn thiết bị đo liều để chắn chúng hoạt động bình thường với độ xác tin cậy Do việc đầu tư mở rộng sở, phát triển lực, đẩy mạnh khả đo liều neutron nhằm đáp ứng tốt nhu cầu chuẩn liều xạ ion hóa nói chung chuẩn liều neutron nói TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt Quốc hội (2008), Luật Năng lượng Nguyên tử Tiếng Anh Eisenhauer, C.M and Hunt, J.B (1988), “Anisotropic Neutron Emission from a Source”, Radiation Protection and Dosimetry, 22, pp 253-258 Hunt, J B (1984), “The Calibration of Neutron Sensitive Spherical Devices”, Radiation Protection and Dosimetry, 8, pp 239-251 Hunt, J.B (1976), “The Calibration and Use of Long Counter for the Accurate Measurement of Neutron Flux Density”, NPL Report RS5, Middlesex IAEA Safety Standards Series (1999), Assessment of Occupational Exposure due to External Sources of Radiation, No RS-G-1.3, Vienna IAEA Safety Reports Series (2000), Calibration of Radiation Protection Monitoring Instruments, No 16, Vienna IAEA Technical Reports Series (2001), Compendium of Neutron Spectra and Detector Responses for Radiation Protection Purposes - Supplement to Technical Reports Series No.318, No 403, Vienna ICRP, ICRU (1997), Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External Radiation, Report of the Joint Task group, Pergamon Press, ICRP Pub 74, ICRU Report No 57, Oxford and New York ISO 8529-1:2001 (2001), Reference Neutron Radiations – Part 1: Characteristics and Methods of Production, 1st Edition, Switzerland 10 ISO 8529-2:2000 (2000), Reference Neutron Radiations – Part 2: Calibration Fundementals of Radiation Protection Devices related to the Basic Quantities Characterizing the Radiation Field, 1st Edition, Switzerland 11 ISO 8529-3:1998 (1998), Reference Neutron Radiations – Part 3: Calibration of Area and Personal Dosimeters and Determination of Their 69 Response as a Function of Neutron Energy and Angle of Incidence, 1st Edition, Switzerland 12 Kluge H., Weise K and Hunt J.B., “Calibration of Neutron Sensitive Spherical Devices with Bare and D O −moderated Cf Sources in Room of Different Sizes”, Radiation Protection and Dosimetry, 32, pp 233-244 13 McConn R J Jr., Gesh C.J., Pagh R T., Rucker R A., Williams III R G (2011), Compendium of Material Composition Data for Radiation Transport Modeling, Pacific NorthWest National Laboratory, Washington 14 United States-Nuclear Regulatory Commission (1991), Passive Nondestructive Assay of Nuclear Materials, Office of Nuclear Regulatory Research, Washington 15 Stacey W M (2007), Nuclear Reactor Physics, 2nd Edition, Wiley - VCH, Weinheim 16 X-5 Monte Carlo Team (2003), MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5-Vol.1: Overview and Theory, Los Alamos National Laboratory, California 70