Luận văn xác định các đặc trưng của nhiên liệu hạt nhân dựa trên phổ bức xạ gamma và tia x năng lượng thấp

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN - - NGUYỄN HOÀNG ANH XÁC ĐỊNH CÁC ĐẶC TRƯNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN DỰA VÀO NHỮNG BỨC XẠ GAMMA NĂNG LƯỢNG THẤP VÀ TIA X LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ HÀ NỘI ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN _ NGUYỄN HOÀNG ANH XÁC ĐỊNH CÁC ĐẶC TRƯNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN DỰA VÀO NHỮNG BỨC XẠ GAMMA NĂNG LƯỢNG THẤP VÀ TIA X Chuyên ngành : Vật lý nguyên tử, hạt nhân lượng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: TS Phạm Đức Khuê Hà nội LỜI CẢM ƠN Trước hết em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới TS Phạm Đức Khuê, Trung tâm Vật lý hạt nhân - Viện Vật lý người hướng dẫn khoa học giúp đỡ, bảo tận tình cho em trình học tập, nghiên cứu hoàn thành luận văn Em xin chân thành cảm ơn thầy cô Bộ môn Vật lý hạt nhân, Khoa Vật lý, Phòng Sau đại học - Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, cán Trung tâm Vậy lý hạt nhân - Viện Vật lý, tạo điều kiện thuận lợi cho em suốt trình học tập thực luận văn Bên cạnh đó, em xin chân thành cảm ơn ThS Lê Tuấn Anh, CN Đinh Văn Thìn giúp đỡ, đóng góp ý kiến chia sẻ kinh nghiệm quý báu suốt trình em thực luận văn Cuối cùng, em xin bày tỏ lòng biết ơn tới gia đình bạn bè thường xuyên động viên, khuyến khích dành điều kiện để em hoàn thành luận văn Học viên Nguyễn Hoàng Anh MỤC LỤC DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ TÊN VIẾT TẮT .5 MỞ ĐẦU CHƯƠNG I MỘT SỐ ĐẶC TRƯNG CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN .8 I.1 Đặc điểm chung .8 I.1.1 Nguyên tố Urani tự nhiên I.1.2 Dãy phóng xạ Urani tự nhiên 10 I.2 Nhiên liệu Urani 14 I.2.1 Quá trình làm giàu Urani 15 I.2.2 Urani nghèo 16 I.2.3 Dãy phân rã Urani nhiên liệu hạt nhân 17 I.2.4 Cơ chế phân hạch lò phản ứng 18 I.3 Các phương pháp dùng để xác định hàm lượng 235U nhiên liệu 19 I.3.1.Các phương pháp có phá hủy mẫu 19 I.3.2 Các phương pháp không phá hủy mẫu (NDA) .21 CHƯƠNG II PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH HÀM LƯỢNG URANI 23 II.1 Hệ phổ kế gamma bán dẫn 23 II.1.1 Một số thông số kỹ thuật đặc trưng hệ phổ kế gamma bán dẫn BEGe – Canberra 24 II.1.2 Phân tích phổ gamma 27 II.1.3 Đường chuẩn lượng 28 II.1.4 Xây dựng đường cong hiệu suất ghi 29 II.2 Xác định độ giàu urani phương pháp phổ kế gamma .32 II.2.1 Cơ sở phương pháp phổ gamma 34 II.2.2 Tỉ số hoạt độ đồng vị kỹ thuật chuẩn 34 II.2.3 Mối liên hệ tỉ số khối lượng tỉ số hoạt độ .35 II.2.4 Các vạch phổ dùng để xác định tỷ số hoạt độ đồng vị Urani 37 II.3 Xác định sai số đóng góp kết xử lý 39 II.3.1 Sai số thống kê hay sai số ngẫu nhiên 39 II.3.2 Sai số hệ thống 40 II.3.3 Công thức truyền sai số 40 II.4 Một số hiệu chỉnh nâng cao độ xác kết đo .41 II.4.1 Hiệu ứng thời gian chết 41 II.4.2 Hiệu chỉnh chồng chập xung .41 II.4.3 Hiệu ứng cộng đỉnh .42 CHƯƠNG III THỰC NGHIỆM VÀ KẾT QUẢ .43 III.1 Mẫu vật liệu Uranium .43 III.2 Một số phần mềm ghi nhận phân tích số liệu thực nghiệm .45 III.2.1 Phần mềm ghi nhận xử lý phổ gamma 45 III.2.2 Phần mềm sử dụng để hỗ trợ phân tích số liệu 46 III.3 Phân tích số liệu kết .50 III.4 Đánh giá sai số nhận xét kết thực nghiệm .64 KẾT LUẬN 67 TÀI LIỆU THAM KHẢO 68 PHỤ LỤC .70 DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ TÊN VIẾT TẮT HPGe - High purity Gemanium detector- Đầu dò bán dẫn gecmani siêu tinh khiết BEGe - Broad Energy Germanium detector - Đầu dò bán dẫn gecmani siêu tinh khiết dải rộng FWHM - Full Width at Half Maximum, độ rộng nửa chiều cao đỉnh, gọi độ phân giải lượng EU – Enriched Uranium, Urani làm giàu DU – Depleted Uranium, Urani nghèo Iγ - Gamma ray intensity, cường độ xạ tia gamma, gọi xác suất phát xạ BWR - Boiling Water Reactors, lò phản ứng hạt nhân sử dụng công nghệ nước sôi PWR – Pressurized Water Reactors, lò phản ứng sử dụng công nghệ nước áp lực ICPMS - Inductively coupled plasma mass spectrometry, khối phổ kế cảm ứng Plasma NDA – Non Destructive Analysis, phân tích không phá hủy mẫu ADC – Analog to Digital Converter, biến đổi tương tự số MCA – Multichannel Analyzer, phân tích biên độ nhiều kênh FET - Field Effect Transistor, transito trường AMC - Access Method Configuration, thư viện cấu hình phương pháp tiếp cận phổ, liệu phân tích phổ theo loại mẫu cụ thể MỞ ĐẦU Ngày nay, công công nghiệp hóa đại hóa đất nước, việc phát triển công nghiệp lượng đặt lên hàng đầu, tiên cho ngành nghề, lĩnh vực khác phát triển theo Một mục tiêu phát triển công nghiệp lượng quốc gia Việt Nam phát triển lượng điện hạt nhân nhằm giải vấn đề thiếu hụt lượng thời điểm thay dần nguồn lượng hóa thạch khác ngày cạn kiệt dần tương lai Trong lĩnh vực lượng hạt nhân, việc phát triển nhiên liệu hạt nhân, đặc biệt công nghệ làm giàu Urani, vật liệu tạo phản ứng phân chia dây chuyền sinh lượng, vấn đề quan trọng Việt Nam chưa có công nghệ làm giàu nhiên liệu hạt nhân, việc phát triển điện hạt nhân dựa vào nhập nhiên liệu Do việc có thông tin xác nhiên liệu hạt nhân độ giàu, thành phần đồng vị, cấu trúc vật lý, tạp chất hóa học, tuổi nhiên liệu rât cần thiết trình sử dụng nhiên liệu hạt nhân Để xác định đặc trưng nhiên liệu có nhiều phương pháp khác ứng dụng, phương pháp phân tích chia thành hai loại chính: phân tích phá hủy mẫu, thường sử dụng khối phổ kế hấp thụ nguyên tử, khối phổ kế cảm ứng plasma (ICP-MS), phổ kế anpha, phương pháp không phá hủy mẫu (NDA) chủ yếu sử dụng phổ kế gamma độ phân giải cao Mỗi phương pháp có lợi mặt hạn chế riêng, bổ sung lẫn Tùy thuộc vào mục đích điều kiện nghiên cứu đặc điểm loại mẫu mà ta lựa chọn phương pháp phù hợp Ngày nay, nhờ phát triển hệ phổ kế gamma với đetectơ bán dẫn gecmani siêu tinh khiết với độ phân giải lượng cao, phương pháp phân tích urani dựa sở đo xạ gamma phát từ phân rã phóng xạ tự nhiên sử dụng phổ biến, đáp ứng yêu cầu nghiên cứu ứng dụng Dựa vào đặc trưng xạ gamma lượng thấp đồng vị nhiên liệu urani phát ra, ta bổ sung phương pháp phân tích nhiên liệu urani đo phổ tia X gamma mềm sử dụng sử dụng đetetơ bán dẫn HPGe giải rộng (BEGe), HPGe tinh thể mỏng (planar), Si(Li), Luận văn với đề tài: “Xác định đặc trưng nhiên liệu hạt nhân dựa phổ xạ gamma tia X lượng thấp”, trình bày một số kết nghiên cứu thực nghiệm việc phân tích số mẫu urani sử dụng phương pháp đo phổ gamma lượng thấp với đêtectơ bán dẫn Ge siêu tinh khiết giải rộng Dựa đặc tính phân rã tự nhiên đồng vị chuỗi urani, hàm lượng mẫu urani xác định thông qua việc đo tỷ số hoạt độ hạt nhân cháu hạt nhân bố mẹ Việc sử dụng đường cong hiệu suất ghi tương đối kỹ thuật chuẩn kết hợp với đo tia gamm vùng lượng thấp áp dụng để xác định hàm lượng thành phần mẫu vật liệu urani Về bố cục, phần mở đầu, kết luận, tài liệu tham khảo phụ lục, luận văn chia thành chương sau: Chương I: Một số đặc trưng nhiên liệu hạt nhân, trình bày tổng quan urani phương pháp xác định thành phần, hàm lượng mẫu urani Chương II: Phương pháp xác định thành phần hàm lượng urani, giới thiệu phương pháp phổ gamma lượng thấp, đường cong hiệu suất ghi tương đối, tính tỷ số hoạt độ thành phần phương pháp chuẩn giải pháp nâng cao độ tin cậy kết thực nghiệm Chương III: Thực nghiệm kết quả, trình bày quy trình đo đạc, phân tích số liệu kết thu việc xác định thành phần hàm lượng số mẫu urani CHƯƠNG I MỘT SỐ ĐẶC TRƯNG CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN I.1 Đặc điểm chung Để thay cho nguồn nhiên liệu hóa thạch tự nhiên, lựa chọn lượng hạt nhân số lựa chọn nhiều quốc gia Dựa sở sử dụng lượng giải phóng sau phản ứng phân hạch số đồng vị nặng, qua trình chuyển hóa thu điện phục vụ cho nhu cầu người Tuy nhiên, đồng vị nặng sử dụng để làm nhiên liệu hạt nhân, nguyên nhân chế phân hạch hàm lượng nguyên tố [1] Có nguyên tố nặng lại chế phân hạch tự phát ngược lại, có nguyên tố có khả phân hạch tự phát giải phóng lượng lượng lớn, hàm lượng tự nhiên lại thấp, dẫn đễn chi phí xử lý cao đòi hỏi công nghệ phức tạp Vì lý đó, Urani lựa chọn nhiên liệu hạt nhân lý tưởng để phục vụ cho Việc hiểu biết đặc trưng nguyên tố nhiên liệu tạo từ Urani điều cần thiết trình sử dụng khai thác chúng I.1.1 Nguyên tố Urani tự nhiên Urani nguyên tố hóa học kim loại màu xám bạc, ăn mòn, không khí tạo lớp vỏ oxit màu đen thuộc nhóm Actini, có số nguyên tử 92 bảng tuần hoàn, kí hiệu U (Hình 1.1) Trong thời gian dài, urani nguyên tố cuối bảng tuần hoàn Các đồng vị phóng xạ urani có số nơtron từ 140 đến 146 phổ biến đồng vị urani-238 (238U) urani-235 (235U) Tất đồng vị urani không bền có tính phóng xạ yếu Urani có khối lượng nguyên tử nặng thứ nguyên tố tự nhiên, xếp sau Plutoni Mật độ urani lớn mật độ chì khoảng 70%, không đặc vàng hay wolfram Urani có mặt tự nhiên với nồng độ thấp khoảng vài ppm (10-4 %) đất, đá nước, sản xuất thương mại từ khoáng sản chứa urani uraninit [1] Trong tự nhiên§, urani tìm thấy dạng 238U (99.284 %), 235U (0.711 %), lượng nhỏ 234U (0.0058 %) Urani phân rã chậm phát hạt anpha§ Chu kỳ bán rã 238U khoảng 4.47 tỉ§ năm 235U 704 triệu năm, sử dụng để xác định tuổi Trái Đất Hình 1.1 Urani màu xám bạc, với lớp vỏ oxit bị ăn mòn không khí Hiện tại, ứng dụng urani dựa tính chất hạt nhân§ 235U đồng vị§ nhất, tồn tự nhiên, có khả phân hạch cách tự phát 238U phân hạch neutron nhanh, chuyển đổi thành Plutoni-239§ (239Pu), sản phẩm tự phân hạch lò phản ứng hạt nhân§ Đồng vị có khả tự phân hạch khác Urani-233§ (233U) tạo từ Thori§ tự nhiên vật liệu quan trong công nghệ hạt nhân Trong 238U có khả phân hạch tự phát§ thấp, bao gồm phân hạch neutron nhanh, 235U đồng vị 233U có tiết diện hiệu dụng tự phân hạch cao nhiều neutron chậm Khi nồng độ đủ lớn, đồng vị trì chuỗi phản ứng hạt nhân§ ổn định Quá trình tạo nhiệt lò phản ứng hạt nhân Trong lĩnh vực dân dụng, urani chủ yếu dùng làm nhiên liệu cho nhà máy điện hạt nhân§ Ngoài ra, urani dùng làm chất nhuộm màu có sắc đỏ-cam đến vàng chanh cho thủy tinh urani§ Nó dùng làm thuốc nhuộm màu sắc bóng phim ảnh§ Martin Heinrich Klaproth công nhận người phát urani khoáng vật Pitchblend§ năm 1789 Ông đặt tên nguyên tố theo tên hành tinh Uranus (sao Thiên Vương§) Trong đó, Eugène-Melchior Péligot§ người chiết tách thành công kim loại tính chất phóng xạ Antoine Becquerel§ phát năm 1896 Nghiên cứu Enrico Fermi§ tác giả khác bắt đầu thực năm 1934 đưa urani vào ứng dụng công nghiệp lượng hạt nhân I.1.2 Dãy phóng xạ Urani tự nhiên Trong tự nhiên, đồng vị 238U 235U sinh dãy phóng xạ cân bằng, tạo nên hai họ phóng xạ Uranium ( 238U với 18 đồng vị con) Actinium (235U với 14 đồng vị con) Tất hạt nhân dãy (ngoại trừ đồng vị cuối dãy) đồng vị phóng xạ Việc nghiên cứu hai họ phóng xạ tự nhiên này, dựa quang phổ kế gamma với độ phân giải cao, cho sơ đồ phân rã cân hình 1.2 [7] Các họ phóng xạ tự nhiên có chung đặc điểm sau [7]: - Các đồng vị dãy có liên hệ với phân rã alpha beta - Sau phân rã alpha hay beta, đồng vị phát tia gamma để giải phóng lượng dư sau phản ứng Các tia gamma mang lượng bước sóng đặc trưng cho đồng vị - Mỗi họ có đồng vị sống lâu (chu kỳ rã lớn) đứng đầu họ (đứng đầu họ Uranium 238U92 đứng đầu họ Actinium 235U92) đồng vị bền nằm vị trí cuối (Cuối dãy Uranium 206Pb82 cuối dãy Actinium 10 Hình 3.16 Tổng hợp hàm lượng Urani mẫu đo III.4.1 Đánh giá sai số đóng góp Kết đo đạc xử lý mắc phải sai số, nhiên sai số đánh giá có biện pháp hiệu chỉnh nhằm giảm thiểu sai số tăng độ tin cậy kết thực nghiệm Những sai số có ảnh hưởng đáng kể đến kết thu đa dạng, bao gồm sai số thống kê sai số hệ thống Việc hiệu chỉnh sai số thống kê sinh quy luật ngẫu nhiên, trình bày cụ thể mục II.3, cách cấu hình hệ đo hợp lý, tiến hành phép đo nhiều lần theo điều kiện thời gian khác nhau, đảm bảo thống kê số đếm, giảm thời gian chết, chuẩn 65 lượng xác cho hệ đo, v v… Trong trình xử lý số liệu, đỉnh gamma lựa chọn đỉnh có số liệu thống kê tốt, không bị can nhiễu đỉnh gamma khác, hiệu chỉnh hiệu ứng cộng đỉnh, sử dụng công cụ toán học bổ trợ việc khớp đỉnh tách đỉnh chập giúp giảm phần đáng kể sai số số đếm diện tích đỉnh Việc xác định sai số kết thực nghiệm phương pháp truyền sai số sử dụng biểu thức 2.11 2.12: ⇔  ∂∂F  22 F  ∆ ∆∆FF = = ∑  ∆aaii aaii  ii  ∂ ∂   nn Các sai số đánh giá cụ thể sau: - Thống kê số đếm đỉnh gamma trừ phông, sai số ÷ % - Quá trình nội suy ngoại suy qua hàm f(E), sai số ÷ % - Chu kỳ bán rã đồng vị, sai số nằm phạm vi từ 0.07 ÷ 0.24 % - Số khối đồng vị, sai số nằm phạm vi 0.01 ÷ 0.02 % - Cường độ xạ gamma có phạm vi sai số lớn, 1.1÷ 12% - Hiệu ứng cộng đỉnh hiệu chỉnh, sai số < % - Hiệu ứng chồng chập sau hiệu chỉnh tách đỉnh, sai số ÷ % - Các sai số khác, đánh giá vào cỡ nhỏ % Sai số toàn phần tính theo công thức truyền sai số xác định nằm phạm vi ÷ 15 % Sai số hiệu suất ghi đêtectơ hiệu ứng tự hấp thụ tia gamma mẫu loại bỏ sử dụng kỹ thuật chuẩn Hiệu ứng cộng đỉnh không đáng kể mẫu đo vị trí cách xa đetectơ III.4.2 Nhận xét kết thực nghiệm Việc áp dụng kỹ thuật chuẩn vào vùng lượng thấp phổ xạ gamma tia X hoàn toàn tính toán thành phần hàm lượng đồng vị có mẫu nhiên liệu, vật liệu hạt nhân Kết xử lý mẫu chuẩn cho thấy độ xác phương pháp cao, sai số đo đạc tính toán (từ % đến 15 %) nằm phạm vi chấp nhận vật lý hạt nhân thực nghiệm Bên cạnh đó, việc xác định hàm lượng (hay độ giàu) đồng vị Urani phạm vi rộng (từ 0.001 % 99.8 %) cho thấy độ rộng vùng khảo sát phương pháp lớn Cùng với việc khảo 66 sát, tính toán thành phần hàm lượng đồng vị hai mẫu Urani dạng khối, có hình dạng cho thấy lợi to lớn phương pháp áp dụng vào việc khảo sát đặc trưng nhiên liệu hạt nhân thực tế KẾT LUẬN Phương pháp xác định đặc trưng vật liệu hạt nhân sử dụng phổ kế gamma bán dẫn với ưu điểm không cần phá mẫu, quy trình thực nghiệm tương đối đơn giản, nhiên đòi hỏi kỹ phân tích xử lý số liệu phức tạp tinh tế Trong năm gần có công trình nghiên cứu phương pháp sử dụng để xác định tuổi, thành phần độ giàu đồng vị vật liệu hạt nhân Tuy nhiên chủ yếu sử dụng đetectơ HPGe loại đồng trục ghi nhận vùng phổ lượng cao, đỉnh gamma ghi nhận bị can nhiễu, hiệu suất ghi lớn Việc sử dụng các xạ gamma lượng thấp tia X gặp khó khăn việc ghi nhận phân tích phổ chồng chập đỉnh phổ, phông compton lớn, hiệu suất ghi thấp đêtectơ đồng trục, Luận văn tập trung tìm hiểu sử dụng phương pháp đo phổ gamma 67 lượng thấp tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn cách chọn đồng vị vật liệu làm chuẩn để xác định thành phần hàm lượng uran Các kết luận văn bao gồm: - Nghiên cứu tổng quan nhiên liệu hạt nhân nói riêng vật liệu Urani nói chung - Tìm hiểu phương pháp kỹ thuật thực nghiệm xác định hàm lượng urani Tập trung vào phương pháp đo phổ gamma lượng thấp sử dụng đetectơ bán dẫn siêu tinh khiến HPGe kết hợp với kỹ thuật chuẩn - Xây dựng công thức tính toán tỉ số hoạt độ, tỉ số khối lượng đồng vị, xác định hàm lượng đồng vị urani có mẫu vật liệu urani - Đã nhận diện đồng vị urani ( 234U, 235U, 238U) đồng vị cháu mẫu nghiên cứu dựa lượng tia gamma ghi nhận vùng lượng thấp - Đã xác định hàm lượng 03 mẫu urani, có 01 mẫu biết trước hàm lượng 02 mẫu chưa có thông tin Các kết nghiên cứu có độ tin cậy cao, cho thấy khả sử dụng tia gamma lượng thấp tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn để xác định đặc trưng vật liệu urani TÀI LIỆU THAM KHẢO Tài liệu tiếng Việt [1] PGS.TS Ngô Quang Huy, “Cơ sở Vật lý Hạt nhân”, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam, NXB Khoa học Kỹ thuật, 2006 [2] PGS.TS Bùi Văn Loát, “Địa vật lý hạt nhân”, Đại học Khoa Học Tự Nhiên, NXB Khoa học Kỹ thuật , Hà Nội – 2009, (15 – 17) [3] PGS.TS Ngô Quang Huy, “An toàn xạ ion hóa”, NXB Khoa học Kỹ thuật, Hà Nội – 2004 [4] PGS.TS Bùi Văn Loát, “Thống kê xử lý số liệu thực nghiệm hạt nhân”, Hà Nội 2010 68 [5] GS.TS Nguyễn Văn Đỗ, “Phương pháp phân tích hạt nhân”, NXB Đại học Quốc Gia Hà Nội – 2005 [6] Lê Hồng Khiêm, “Phân tích số liệu ghi nhận xạ”, NXB ĐH QG Hà Nội, 2008 Tài liệu tiếng Anh [7] DeLynn Clark, “U235: A Gamma Ray Analysis Code for Uranium Isotopic Determination”, Lawrence Livermore National Laboratory, California University, USA, 12/1996 [8] Chris Busby, “What is depleted Uranium”, Institute of Plant Nutrition and Soil Science (IPNSS), Braunschweig, Germany – 2008 [9] Hastings A Smith, Jr., “The Measurement of Uranium Enrichment”, Energy Citations Database, Update date 6/2/2008 [10] Tam Ng.C and et al., "Characterization of uranium-bearing malerial by passive non- destructive gamma spectrometry", Procce of the 7th Confere On Nucl And Part Phys 11-15 Nov 2009, Sham El- Sheikh, Egypt, 413423 [11] C.T.Nguyen, J.Zsigrai, “Gamma-spectrometric uranium-bearing malerial by passive non-destructive gamma spectrometry” Procce of the th Confere On Nucl And Part Phys 11-15 Nov 2009, Sham El-Sheikh, Egypt, 413423 [12] H Yucel, H.Dikmen, "Uranium enrichment measurements using the intensity ratios of self- fluresence X- ray-92* keV gamma ray in UXKα spectral region", Talanta 78 (2009) pp 410-417 [13] Y.Nir- El "Isotopic analysis of uranium in U 2O3 by passive gamma-ray spectrometry" Applied radiation and Isotopes 52 (2000) 753-757 [14] A Luca, "Experimental Determination of the Uranium Enrichment Ratio", Rom Jour Phys, Vol 53, Nos 12,P35 -39, Bucharest, 2008 [15] Table of Radioactive Isotopes - Ernest Orlando Lawrence Berkeley National 69 Laboratory, website: http://ie.lbl.gov/toi.html§ [16] NUDAT2, National Nuclear Data Center, http://www.nndc.bnl.gov/nudat2/chartNuc.jsp§ USA, website: [17] “Germanium Detectors User’s Manual” –CANBERRA , tài liệu hướng dẫn kỹ thuật kèm với thiết bị Canberra cung cấp, 12/10/2007 [18] K Debertin and R.G.Heimer, “Gamma and X-ray spectrometry with semiconductor detectors”, North-Holland Elsevier, New-York, 1988 PHỤ LỤC 70 71 72 Detector bán dẫn mỏng Canberra BE5030 tiền khuếch đại 2002C 73 74 Buồng chì che chắn nguồn cao áp nuôi detector Bộ khuếch đại tuyến tính NIM2026 phân tích biên độ đa kênh Hệ thống đo thực tế phục vụ phần thực nghiệm luận văn Kết phân tích tổng thể phổ gamma đo từ mẫu urani: 75 Peak Analysis Report 07/24/12 6:23:35 PM Page ******************************************************************* ***** P E A K A N A L Y S I S R E P O R T ***** ******************************************************************* Detector Name: MP2_MCA1 - Background Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed on: 10/24/12 6:23:35 PM M m M m M m M m M m M m Peak ROI ROI No start end Peak centroid Energy (keV) 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 367.87 439.07 452.61 515.56 548.20 1116.56 1259.20 1437.66 1456.89 1629.19 1781.54 1811.73 1982.72 2043.38 2125.84 2800.37 3091.05 3529.96 3688.50 4404.41 4652.92 4758.33 4815.13 4882.43 5212.76 5520.47 5658.57 5845.36 5871.25 62.61 74.33 76.57 86.93 92.31 185.93 209.42 238.82 241.99 270.37 295.46 300.43 328.60 338.59 352.17 463.28 511.16 583.46 609.57 727.49 768.43 785.79 795.14 806.23 860.64 911.33 934.07 964.84 969.10 350413413507507110712491423142316171770177019702030211027863066351536644387463747474747487151985502563958295829- 378 465 465 572 572 1140 1276 1471 1471 1644 1826 1826 1998 2061 2140 2819 3114 3548 3708 4421 4668 4830 4830 4894 5236 5537 5673 5890 5890 Net Peak Net Area Area Uncert 1.09E+003 1.77E+003 2.20E+003 1.27E+003 3.26E+003 2.09E+003 6.28E+002 5.76E+003 1.27E+003 5.21E+002 2.62E+003 4.56E+002 5.45E+002 1.30E+003 5.19E+003 5.15E+002 4.80E+003 3.18E+003 5.89E+003 9.01E+002 5.28E+002 2.61E+002 4.87E+002 2.02E+002 5.99E+002 2.72E+003 3.69E+002 4.89E+002 1.56E+003 360.31 125.30 133.84 142.07 168.29 393.03 295.89 121.37 84.70 224.66 90.08 63.81 186.25 202.82 198.22 154.28 212.78 139.43 170.61 108.83 100.59 34.76 39.88 70.74 102.00 103.77 86.59 36.24 51.05 Continuum Counts 2.78E+004 2.08E+004 2.25E+004 2.68E+004 3.23E+004 2.90E+004 1.93E+004 1.11E+004 1.03E+004 1.11E+004 6.51E+003 6.21E+003 7.37E+003 7.94E+003 7.00E+003 4.43E+003 5.68E+003 3.09E+003 3.50E+003 2.03E+003 1.92E+003 1.31E+003 1.36E+003 1.20E+003 1.66E+003 1.46E+003 1.33E+003 1.29E+003 1.22E+003 M = First peak in a multiplet region m = Other peak in a multiplet region F = Fitted singlet Peak Analysis Report 07/24/12 6:21:18 PM Page ******************************************************************* ***** P E A K A N A L Y S I S R E P O R T ***** ******************************************************************* Detector Name: MP2_MCA1 – Uran Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed on: 10/24/12 6:21:18 PM Peak ROI ROI No start end Peak centroid Energy (keV) 76 Net Peak Net Area Area Uncert Continuum Counts M m M m m M m m M m m M m M m M m M m M m m m M m M m M m M m m M m m m 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 73732913273994805085085086026026027778489651104116211621162135515461764211322212715271528222822307432793407340739484023402341654165416541654416441645564616471547154812481249474947494751455236523652365236- 168 168 313 379 480 508 602 602 602 700 700 700 796 880 1012 1136 1281 1281 1281 1394 1579 1800 2155 2244 2791 2791 2892 2892 3124 3305 3495 3495 3998 4072 4072 4313 4313 4313 4313 4538 4538 4586 4671 4795 4795 4928 4928 5064 5064 5064 5187 5422 5422 5422 5422 111.30 139.03 305.01 367.94 440.12 496.82 548.22 560.88 584.05 643.91 661.51 682.00 785.50 860.93 980.34 1116.51 1172.71 1216.29 1235.76 1366.59 1557.70 1773.61 2126.40 2233.17 2728.60 2775.15 2836.02 2878.49 3092.54 3293.57 3422.47 3446.70 3963.57 4035.48 4057.01 4186.58 4234.12 4252.53 4276.06 4442.75 4500.09 4573.30 4643.19 4736.22 4763.98 4826.47 4882.24 4963.62 4999.21 5038.09 5160.26 5251.56 5308.40 5335.72 5352.45 20.35 4.86E+004 1782.21 24.91 7.64E+004 1863.51 52.25 3.50E+002 1601.47 62.62 3.00E+005 3518.11 74.51 -3.44E+004 5628.48 83.85 4.25E+004 2288.44 92.31 9.43E+005 1314.42 94.40 8.55E+005 1189.48 98.22 1.47E+006 1463.19 108.08 7.31E+004 943.41 110.97 9.45E+005 1436.02 114.35 3.97E+005 1128.02 131.40 5.68E+003 1704.14 143.82 4.88E+004 2676.20 163.49 3.18E+004 3725.11 185.92 4.78E+005 2662.85 195.18 5.15E+003 655.99 202.36 1.71E+004 805.50 205.56 7.38E+004 1015.33 227.11 1.02E+004 2797.41 258.59 4.71E+004 2264.08 294.16 7.70E+003 2276.64 352.27 2.52E+003 2343.83 369.85 1.93E+003 1346.90 451.46 2.55E+003 386.67 459.13 1.61E+003 397.01 469.15 2.83E+003 435.27 476.15 2.57E+003 426.79 511.41 5.05E+004 2131.96 544.52 4.84E+003 1149.40 565.75 4.44E+003 431.07 569.74 3.71E+004 536.56 654.88 4.79E+003 1690.62 666.72 2.06E+003 303.62 670.27 1.63E+003 286.91 691.61 1.75E+004 404.40 699.44 1.49E+004 420.24 702.48 1.27E+004 378.00 706.35 1.42E+004 373.64 733.81 2.16E+004 368.20 743.25 1.88E+005 571.97 755.31 2.93E+003 994.96 766.82 6.22E+005 1877.66 782.15 1.72E+004 350.91 786.72 1.10E+005 510.72 797.01 6.97E+003 310.21 806.20 1.48E+004 314.61 819.60 6.99E+003 306.93 825.47 1.31E+004 320.51 831.87 1.65E+004 333.21 851.99 1.60E+004 1005.73 867.03 1.47E+003 246.72 876.40 1.20E+004 342.80 880.89 6.00E+004 465.26 883.65 5.66E+004 415.90 77 8.81E+005 9.06E+005 6.61E+005 1.58E+006 2.82E+006 1.12E+006 8.14E+005 8.27E+005 8.47E+005 1.41E+006 1.43E+006 1.35E+006 8.27E+005 1.39E+006 1.98E+006 1.28E+006 7.50E+005 7.30E+005 7.21E+005 1.30E+006 9.66E+005 9.20E+005 8.61E+005 4.52E+005 2.26E+005 2.20E+005 2.66E+005 2.49E+005 6.09E+005 3.01E+005 3.23E+005 3.06E+005 3.87E+005 1.27E+005 1.18E+005 2.02E+005 2.01E+005 2.00E+005 2.06E+005 1.94E+005 1.92E+005 2.02E+005 3.63E+005 1.84E+005 1.75E+005 1.47E+005 1.29E+005 1.40E+005 1.39E+005 1.33E+005 1.56E+005 9.78E+004 9.52E+004 9.16E+004 8.89E+004 m 56 57 58 M 59 m 60 M 61 m 62 m 63 64 M 65 m 66 M 67 m 68 5236542855095569556956625662566258335925592560076007- 5422 5464 5540 5641 5641 5761 5761 5761 5865 5981 5981 6110 6110 5377.26 5446.17 5521.94 5586.30 5612.32 5675.25 5708.81 5733.38 5851.63 5942.58 5964.47 6030.70 6067.45 887.74 899.09 911.57 922.17 926.46 936.82 942.35 946.40 965.87 980.85 984.46 995.37 1001.42 1.87E+004 315.81 1.29E+004 752.13 1.26E+003 635.16 2.84E+004 317.20 6.58E+004 392.37 2.07E+003 211.81 5.94E+003 216.98 7.33E+004 367.00 9.08E+002 594.44 1.01E+004 242.17 6.43E+003 219.51 1.19E+004 224.61 1.74E+006 1342.61 8.56E+004 9.82E+004 8.03E+004 9.89E+004 1.10E+005 6.57E+004 7.16E+004 7.29E+004 6.87E+004 6.61E+004 6.74E+004 6.09E+004 5.60E+004 M = First peak in a multiplet region m = Other peak in a multiplet region F = Fitted singlet Peak Analysis Report 07/24/12 6:24:50 PM Page ******************************************************************* ***** P E A K A N A L Y S I S R E P O R T ***** ******************************************************************* Detector Name: MP2_MCA1 – Uran2 Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed on: 10/24/12 6:24:50 PM M m M m m M m m M m m M m Peak ROI ROI No start end Peak centroid Energy (keV) 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 111.30 139.03 305.01 367.94 440.12 496.82 548.22 560.88 584.05 643.91 661.51 682.00 785.50 860.93 980.34 1116.51 1172.71 1216.29 1235.76 1366.59 1557.70 1773.61 2126.40 2233.17 2728.60 2775.15 20.35 4.86E+004 1782.21 24.91 7.64E+004 1863.51 52.25 3.50E+002 1601.47 62.62 3.00E+005 3518.11 74.51 -3.44E+004 5628.48 83.85 4.25E+004 2288.44 92.31 9.43E+005 1314.42 94.40 8.55E+005 1189.48 98.22 1.47E+006 1463.19 108.08 7.31E+004 943.41 110.97 9.45E+005 1436.02 114.35 3.97E+005 1128.02 131.40 5.68E+003 1704.14 143.82 4.88E+004 2676.20 163.49 3.18E+004 3725.11 185.92 4.78E+005 2662.85 195.18 5.15E+003 655.99 202.36 1.71E+004 805.50 205.56 7.38E+004 1015.33 227.11 1.02E+004 2797.41 258.59 4.71E+004 2264.08 294.16 7.70E+003 2276.64 352.27 2.52E+003 2343.83 369.85 1.93E+003 1346.90 451.46 2.55E+003 386.67 459.13 1.61E+003 397.01 737329132739948050850850860260260277784896511041162116211621355154617642113222127152715- 168 168 313 379 480 508 602 602 602 700 700 700 796 880 1012 1136 1281 1281 1281 1394 1579 1800 2155 2244 2791 2791 78 Net Peak Net Area Area Uncert Continuum Counts 8.81E+005 9.06E+005 6.61E+005 1.58E+006 2.82E+006 1.12E+006 8.14E+005 8.27E+005 8.47E+005 1.41E+006 1.43E+006 1.35E+006 8.27E+005 1.39E+006 1.98E+006 1.28E+006 7.50E+005 7.30E+005 7.21E+005 1.30E+006 9.66E+005 9.20E+005 8.61E+005 4.52E+005 2.26E+005 2.20E+005 M 27 m 28 29 30 M 31 m 32 33 M 34 m 35 M 36 m 37 m 38 m 39 M 40 m 41 42 43 M 44 m 45 M 46 m 47 M 48 m 49 m 50 51 M 52 m 53 m 54 m 55 m 56 57 58 M 59 m 60 M 61 m 62 m 63 64 M 65 m 66 M 67 m 68 282228223074327934073407394840234023416541654165416544164416455646164715471548124812494749474947514552365236523652365236542855095569556956625662566258335925592560076007- 2892 2892 3124 3305 3495 3495 3998 4072 4072 4313 4313 4313 4313 4538 4538 4586 4671 4795 4795 4928 4928 5064 5064 5064 5187 5422 5422 5422 5422 5422 5464 5540 5641 5641 5761 5761 5761 5865 5981 5981 6110 6110 2836.02 2878.49 3092.54 3293.57 3422.47 3446.70 3963.57 4035.48 4057.01 4186.58 4234.12 4252.53 4276.06 4442.75 4500.09 4573.30 4643.19 4736.22 4763.98 4826.47 4882.24 4963.62 4999.21 5038.09 5160.26 5251.56 5308.40 5335.72 5352.45 5377.26 5446.17 5521.94 5586.30 5612.32 5675.25 5708.81 5733.38 5851.63 5942.58 5964.47 6030.70 6067.45 469.15 476.15 511.41 544.52 565.75 569.74 654.88 666.72 670.27 691.61 699.44 702.48 706.35 733.81 743.25 755.31 766.82 782.15 786.72 797.01 806.20 819.60 825.47 831.87 851.99 867.03 876.40 880.89 883.65 887.74 899.09 911.57 922.17 926.46 936.82 942.35 946.40 965.87 980.85 984.46 995.37 1001.42 M = First peak in a multiplet region m = Other peak in a multiplet region F = Fitted singlet 79 2.83E+003 2.57E+003 5.05E+004 4.84E+003 4.44E+003 3.71E+004 4.79E+003 2.06E+003 1.63E+003 1.75E+004 1.49E+004 1.27E+004 1.42E+004 2.16E+004 1.88E+005 2.93E+003 6.22E+005 1.72E+004 1.10E+005 6.97E+003 1.48E+004 6.99E+003 1.31E+004 1.65E+004 1.60E+004 1.47E+003 1.20E+004 6.00E+004 5.66E+004 1.87E+004 1.29E+004 1.26E+003 2.84E+004 6.58E+004 2.07E+003 5.94E+003 7.33E+004 9.08E+002 1.01E+004 6.43E+003 1.19E+004 1.74E+006 435.27 426.79 2131.96 1149.40 431.07 536.56 1690.62 303.62 286.91 404.40 420.24 378.00 373.64 368.20 571.97 994.96 1877.66 350.91 510.72 310.21 314.61 306.93 320.51 333.21 1005.73 246.72 342.80 465.26 415.90 315.81 752.13 635.16 317.20 392.37 211.81 216.98 367.00 594.44 242.17 219.51 224.61 1342.61 2.66E+005 2.49E+005 6.09E+005 3.01E+005 3.23E+005 3.06E+005 3.87E+005 1.27E+005 1.18E+005 2.02E+005 2.01E+005 2.00E+005 2.06E+005 1.94E+005 1.92E+005 2.02E+005 3.63E+005 1.84E+005 1.75E+005 1.47E+005 1.29E+005 1.40E+005 1.39E+005 1.33E+005 1.56E+005 9.78E+004 9.52E+004 9.16E+004 8.89E+004 8.56E+004 9.82E+004 8.03E+004 9.89E+004 1.10E+005 6.57E+004 7.16E+004 7.29E+004 6.87E+004 6.61E+004 6.74E+004 6.09E+004 5.60E+004