Xác định liều lượng bức xạ gamma và nơtrôn gây bởi nguồn nơtrôn pu be và am be có tại đại học bách khoa hà nội

Có thể xác định liều lượng gây bởi bức xạ nơtrôn bằng nhiều phương pháp như: sử dụng buồng ion hóa, ống đếm tỷ lệ, dụng cụ đo liều gamma cá nhân, hiệu ứng làm chậm; hay các phương pháp h

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

==================

TRẦN THÙY DƯƠNG

XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN GÂY BỞI NGUỒN NƠTRÔN Pu-Be VÀ Am-Be

CÓ TẠI ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

LUẬN VĂN THẠC SỸ VẬT LÝ KỸ THUẬT

HÀ NỘI - 2009

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

==================

TRẦN THÙY DƯƠNG

XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN GÂY BỞI NGUỒN NƠTRÔN Pu-Be VÀ Am-Be

CÓ TẠI ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

CHUYÊN NGÀNH KỸ THUẬT HẠT NHÂN

LUẬN VĂN THẠC SỸ VẬT LÝ KỸ THUẬT

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

PGS.TS PHÙNG VĂN DUÂN

HÀ NỘI - 2009

MỤC LỤC

DANH MỤC CÁC HÌNH ẢNH 3

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU 5

MỞ ĐẦU 7

Chương 1 TỔNG QUAN VỀ CÁC PHƯƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN 8

1.1 Tình hình sử dụng bức xạ ion hóa ở Việt Nam hiện nay 8

1.2 Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ gamma 9

1.2.1 Phương pháp ion hóa   10 

1.2.2 Phương pháp bán dẫn   11 

1.2.3 Phương pháp nhũ tương ảnh   11 

1.2.4 Phương pháp phát quang   12 

1.2.5 Phương pháp hóa học   12 

1.2.6 Phương pháp nhiệt   12 

1.2.7 Suất liều gây bởi nguồn điểm bức xạ gamma   13 

1.3 Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn 15

1.3.1 Một số đặc điểm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn   15 

1.3.2 Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt   20 

1.4 Một số giới hạn cơ bản về an toàn bức xạ 29

1.4.1 Bức xạ ion hóa trong môi trường tự nhiên   29 

1.4.2 Một số tiêu chuẩn cơ bản về an toàn bức xạ   31 

1.4.3 Thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép   31 

1.5 Một số nhận xét 33

Chương 2 PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ

GAMMA VÀ NƠTRÔN 35

2.1 Mô tả bố trí thí nghiệm cần khảo sát 35

2.2 Phương pháp thực nghiệm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn 39

2.2.1 Đầu dò kích hoạt   39 

2.2.2 Hệ đo độ phóng xạ gamma của mẫu sau khi đã kích hoạt   41 

2.3 Phương pháp thực nghiệm xác định liều lượng bức xạ gamma 43

2.3.1 Các lượng tử gamma phát ra từ hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be khi được dùng trong các hệ thí nghiệm   43 

2.3.2 Chuẩn hiệu suất ghi nhận của đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe   45 

Chương 3 KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ THẢO LUẬN 52

3.1 Liều lượng bức xạ nơtrôn của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be trong điều kiện hoàn toàn không có bảo vệ 52

3.2 Liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma khi hai nguồn nơtrôn được đặt trong bình bảo vệ bằng Urani nghèo 56

3.2.1 Liều lượng bức xạ nơtrôn  56 

3.2.2 Liều lượng bức xạ gamma   57 

3.3 Liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma khi hai nguồn nơtrôn được đặt trong điều kiện bố trí thí nghiệm thường dùng 60

3.3.1 Liều lượng bức xạ nơtrôn  60 

3.3.2 Liều lượng bức xạ gamma   65 

3.4 Tính toán thiết kế an toàn 76

KẾT LUẬN 83

TÀI LIỆU TRÍCH DẪN VÀ THAM KHẢO 85

 

DANH MỤC CÁC HÌNH ẢNH

Hình 2-1a Môi trường làm chậm được làm thành từ 2 khối parafin xếp chồng lên nhau Hình 2-1b Khối parafin là phần trên của môi trường làm chậm nơtrôn

Hình 2-2: Hai đường ống dẫn chứa nguồn nơtrôn

Hình 2-3 Sơ đồ mặt bằng tầng hầm nhà A – nơi đặt hệ thí nghiệm sử dụng các nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be

Hình 2-4 Sơ đồ khối hệ đo phổ gamma

Hình 2-5 Sơ đồ các mức năng lượng của 12C trong các chuyển mức điện từ

Hình 2-6 Đường chuẩn hiệu suất ghi của đầu dò bán dẫn theo hàm (2-1)

Hình 2-7 Đường chuẩn hiệu suất ghi của đầu dò bán dẫn theo các hàm đã tính toán Bảng 3-1 Kết quả đo suất liều tương đương của thành phần nơtrôn gây bởi các nguồn Pu-Be và Am-Be khi nguồn hoàn toàn không có bảo vệ

Bảng 3-2 Mật độ thông lượng nơtrôn tổng cộng khi hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be được cất giữ trong bình bảo vệ (không che chắn thêm các lớp chất dẻo polyme), sử dụng đầu dò kích hoạt 115In

Bảng 3-3 Suất liều chiếu xạ nơtrôn khi các nguồn đặt trong bình bảo vệ

Bảng 3-4 Một số đặc trưng về bức xạ gamma sinh bởi phản ứng (n,γ) trên các bia 5Mn,27Al, 1

1H

Bảng 3-5 Suất liều tương đương của bức xạ gamma tại vị trí cách bình bảo vệ nguồn

120 cm khi nguồn được cất giữ trong bình bảo vệ

Bảng 3-6 Mật độ thông lượng nơtrôn tại một số vị trí ở bề mặt trên của khối parafin khi không che chắn, sử dụng đầu dò kích hoạt là 197Au

Bảng 3-7 Mật độ thông lượng nơtrôn tại một số vị trí trên mặt parafin khi không che chắn, sử dụng đầu dò kích hoạt là các lá In

Bảng 3-8 Mật độ thông lượng nơtrôn (chưa nhân hệ số điều chỉnh) tại một số vị trí rìa của khuôn chứa parafin có đặt buồng ion hóa khí ở trên và che chắn các lớp polyme

Bảng 3-9 Mật độ thông lượng nơtrông tại một số vị trí cao hơn mặt trên của khối parafin dùng đầu dò kích hoạt 115In

Bảng 3-10 Mật độ thông lượng nơtrôn tại các vị trí tâm theo độ cao (sử dụng đầu dò kích hoạt là các lá In)

Bảng 3-11 Suất liều tương đương tại vị trí cách mặt ngoài cùng của khối parafin 50cm (vị trí số 1 trên hình 3-10)

Bảng 3-12 Suất liều gamma tương đương tại vị trí lối vào của phòng chiếu xạ nhỏ (vị trí số 2 trên hình 3-10)

Bảng 3-13, Suất liều gamma tương đương tại vị trí của người tiến hành thí nghiệm (vị trí số 3 trên hình 3-10)

Bảng 3-14 Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (vị trí ngay trên tâm của buồng chiếu xạ)

Bảng 3-15 Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (vị trí số 1 trên hình 3-10) khi che chắn thêm lớp polyetylen dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm

Bảng 3-16 Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (khi che chắn thêm lớp polyetylen dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm) - vị trí số 2 trên hình 3-10

Bảng 3-17 Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (khi che chắn thêm lớp polyetylen dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm) - vị trí số 3 trên hình 3-10

Bảng 2-2 Một số đặc trưng của đầu dò kích hoạt Au và In

Bảng 2-3 Bảng một số đặc trưng của các mẫu kích hoạt Au và In

Bảng 2-4 Điều kiện về điện áp nuôi và hệ số khuếch đại đã được thiết lập cho hệ đo Bảng 2-5 Các thông số của bộ nguồn chuẩn có tại Đại học Bách khoa Hà Nội

Bảng 2-6 Các giá trị đo đạc và tính toán tương ứng với các nguồn chuẩn

Bảng 2-7 Các hệ số của hàm chuẩn hiệu suất cho đầu dò bán dẫn

Hình 3-1a Hình chiếu đứng sơ đồ bố trí vị trí thí nghiệm

Hình 3-1b Hình chiếu bằng của sơ đồ bố trí vị trí thí nghiệm tại tầng hầm

Hình 3-2 Phân bố suất liều theo khoảng cách của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be hoàn toàn không có bảo vệ

Hình 3-3 Phổ năng lượng nơtrôn của một số nguồn nơtrôn (α,n)

Hình 3-4 Cấu tạo của bình Uran nghèo

Hình 3-5 Phổ năng lượng bức xạ gamma tại vị trí cách bình bảo vệ nguồn 120 cm (khi

nguồn nơtrôn được cất giữ trong bình bảo vệ) Phổ được ghi nhận bằng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết trong khoảng thời gian bằng 600s

Hình 3-6 Các vị trí đặt đầu dò kích hoạt

Hình 3-7 Vị trí các điểm kích hoạt ở trên cao

Hình 3-8 Phông môi trường đo bằng đầu dò bán dẫn trong 24 giờ

Hình 3-9 Phổ bức xạ gamma phát ra từ 2 nguồn khi đặt trong hệ thí nghiệm (đo bằng đầu dò bán dẫn trong 750s)

Hình 3-10 Các vị trí khảo sát suất liều gamma tương đương tại phòng chiếu xạ

Hình 3-11 Phổ năng lượng bức xạ gamma đo tại tầng 1 bằng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết trong khoảng thời gian 4000 giây

Hình 3-12 Các vị trí khảo sát suất liều gamma tương đương tại phòng chiếu xạ 

Hình 3-13 Phổ năng lượng bức xạ gamma đo tại tầng1 (khi có che chắn) bằng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết trong khoảng thời gian 4500 giây

DETERMINATION OF GAMMA AND NEUTRON DOSE

FROM Pu-Be AND Am-Be SOURCE

AT HANOI UNIVERSITY OF TECHNOLOGY

In Institute of Nuclear Engineering and Environmental Physics at Hanoi University of Technology there are several strong radiation sources such as neutron sources 239Pu-Be and 241Am-Be Determination of gamma and neutron dose distributions caused by these sources is of importance to protect people working around them This paper presents determination of gamma and neutron dose distribution in the irradiation room when neutron sources are in typical experimental conditions The paper provides recommendations of additional measures for radiation protection

Keywords: Dose, radiation protection, neutron

MỞ ĐẦU

Tại Viện Kỹ thuật Hạt nhân và Vật lý Môi trường thuộc Đại học Bách khoa Hà Nội có hai nguồn nơtron là 239Pu-Be và 241Am-Be có suất lượng 1.107 n/s Các nguồn nơtrôn này thường được đặt trong môi trường làm chậm để tạo nguồn nơtrôn nhiệt sử dụng trong việc phân tích kích hoạt, nghiên cứu các phản ứng hạt nhân, nghiên cứu chế tạo đầu dò khí v.v đã phục vụ đắc lực cho công tác đào tạo nhân lực hạt nhân ở nước

ta từ ngót ba chục năm qua Tuy nhiên, việc xác định liều lượng của các thành phần bức xạ gamma và nơtrôn phát ra trong các thí nghiệm trên ở xung quanh khu vực thí nghiệm và khu vực làm việc lân cận vẫn chưa được thực hiện một cách kỹ lưỡng và hệ thống

Luận văn này trình bày một số kết quả thực nghiệm về xác định liều lượng của hai thành phần bức xạ gamma và nơtrôn ở khu vực phòng chiếu xạ khi nguồn nơtrôn được đặt trong những điều kiện thí nghiệm thường được sử dụng Trên cơ sở đó, khuyến cáo các biện pháp bảo vệ bổ sung để đảm bảo an toàn cho người làm việc với nguồn và cho người làm việc ở khu vực lân cận

 

 

 

 

Chương 1 TỔNG QUAN VỀ CÁC PHƯƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN

1.1 Tình hình sử dụng bức xạ ion hóa ở Việt Nam hiện nay

Bức xạ ion hóa đã bắt đầu được áp dụng để chữa bệnh u-bướu ở Việt Nam từ những năm 1923-1924 Ngày nay, nó được sử dụng rộng rãi trong các lĩnh vực kinh tế, đời sống và môi trường của nước ta và đã đạt được nhiều thành tựu to lớn Trong rất nhiều trường hợp, kỹ thuật hạt nhân là không thể thay thế và đã trở thành những phương pháp có hiệu quả cao trong khám và chữa bệnh, bảo quản lương thực, thực phẩm, thăm dò và khai thác tài nguyên nhiên

Theo số liệu chính thức ở thời điểm tháng 9/2006, cả nước có gần 200 cơ sở bức

xạ sử dụng gần 1.200 nguồn phóng xạ (không tính các cơ sở sử dụng thiết bị bức xạ không có nguồn phóng xạ) và trên 2.200 máy phát tia X [1] Trong đó có 1 lò phản ứng công suất 500 kW, 4 cơ sở chiếu xạ công nghiệp và bán công nghiệp, 11 máy gia tốc,

14 nguồn cobalt, 24 cơ sở y họchạt nhân [1] Tại Việt Nam, hiện đang có các nguồn nơtrôn ở một số cơ sở nghiên cứu như: lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, máy gia tốc tại Viện Vật lý – Viện Khoa học và Công nghệ Việt Nam, máy phát nơtrôn và 46 nguồn nơtrôn đồng vị (Viện Vật lý, Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học Bách khoa Hà Nội, v.v ) Bên cạnh đó, nhiều máy gia tốc electron tới năng lượng trên

10 MeV cùng đồng thời là những nguồn phát nơtrôn đáng kể Các nguồn nơtrôn này được sử dụng trong các nghiên cứu như: Phân tích kích hoạt, Phản ứng và Cấu trúc hạt nhân, Vật liệu và số liệu hạt nhân; Vật lý lò phản ứng; Nghiên cứu vật lý hạt nhân dựa trên các máy gia tốc; và trong nhiều ứng dụng công nghiệp khác v.v [2]

Kết quả tổng kiểm tra tháng 9/2006 cũng cho thấy một vài số liệu về tình trạng quản lý an toàn bức xạ ở Việt Nam hiện nay như sau [1]:

a) 24% cơ sở bức xạ không đạt yêu cầu về điều kiện bảo quản, lưu giữ an toàn các nguồn phóng xạ;

b) 30% cơ sở bức xạ có nguồn phóng xạ chưa xin cấp giấy phép;

c) 90% cơ sở bức xạ không thực hiện khai báo khi di chuyển nguồn phóng xạ

từ địa phương này sang sử dụng ở địa phương khác

Phần lớn các cán bộ làm công tác quản lý an toàn bức xạ ở các địa phương chưa được đào tạo chính quy về lĩnh vực này, đa phần là kiêm nhiệm và có chuyên môn thuộc những lĩnh vực khác Hiện nay, hầu hết các sở Khoa học và Công nghệ không có

đủ thiết bị để tiến hành thẩm định và thanh tra các cơ sở bức xạ Nhiều cơ sở bức xạ chưa được trang bị đầy đủ các thiết bị đo đạc bức xạ cũng như các trang thiết bị bảo hộ lao động Các cơ sở làm dịch vụ an toàn bức xạ còn rất ít, chưa đáp ứng được nhu cầu thực tế Do đó, việc tăng cường đảm bảo điều kiện an toàn trong sử dụng và lưu trữ các nguồn bức xạ ngày càng có ý nghĩa quan trọng

Bên cạnh những lợi ích mà chúng đem lại, bức xạ ion hóa còn có thể gây ra những ảnh hưởng bất lợi cho con người và môi trường Các mối nguy hiểm và rủi ro bức xạ có đặc thù là chúng có thể gây ra các hiệu ứng sinh học tất định và ngẫu nhiên Mức độ xảy ra phụ thuộc vào liều lượng bức xạ, nhưng tính trầm trọng của bệnh lý (như ung thư, sinh con quái thai v.v ) lại không chỉ phụ thuộc vào giá trị liều lượng bức xạ mà còn phụ thuộc cả vào một loạt yếu tố khác nữa Chính điều này làm cho vấn

đề đảm bảo an toàn bức xạ trở nên phức tạp và nó đòi hỏi phải có sự quan tâm, quản lý chặt chẽ

Bức xạ nơtrôn và bức xạ gamma là hai loại bức xạ phổ biến nhất trong các ứng dụng hiện nay Vì vậy việc xác định liều lượng bức xạ nơtrôn và bức xạ gamma có ý nghĩa quan trọng trong việc bảo đảm điều kiện an toàn bức đồng thời góp phần tích cực cho công tác quản lý an toàn bức xạ

1.2 Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ gamma

Bức xạ lượng tử hiện nay được sử dụng rộng rãi trong các ứng dụng công nghiệp cũng như y tế Vì vậy cần hiểu rõ các phương pháp xác định liều lượng bức xạc gamma để có thể sử dụng một cách linh hoạt trong việc bảo đảm an toàn bức xạ Ngoài

ra, các nguồn nơtrôn cũng thường đồng thời là nguồn bức xạ gamma mạnh Bên cạnh

đó, tương tác của nơtrôn với vật chất cũng có thể làm sinh ra bức xạ thứ cấp là các hạt

có điện tích hoặc/và lượng tử có năng lượng khá cao Ngay trong môi trường bảo vệ đơn giản và thường dùng (có giá thành thấp) là nước hoặc parafin, thì nơtrôn sau khi bị làm chậm tới năng lượng chuyển động nhiệt có thể tham gia vào phản ứng 1H(n,γ)2H làm phát ra lượng tử gamma có năng lượng Eγ=2,23 MeV Nếu lớp bảo vệ là parafin có pha nguyên tố Bo thì sẽ xuất hiện các lượng tử gamma với năng lượng Eγ =0,48 MeV

là sản phẩm của phản ứng 10B(nnhiệt, α)Li7* Nơtrôn trong vùng năng lượng En=0÷9 MeV khi tham gia vào phản ứng 27Al(n,γ) có thể giải phóng các lượng tử có năng lượng Eγ,max đạt tới 7,7 MeV; còn trong phản ứng 56Fe(n,γ) thì Eγ,max≈10MeV [3] v.v

Do vậy, để làm việc an toàn với các nguồn nơtrôn cần chú ý cả việc xác định liều lượng bức xạ gamma

Để xác định liều lượng bức xạ lượng tử người ta sử dụng một loạt phương pháp như: phương pháp ion hóa, phương pháp bán dẫn, phương pháp nhũ tương ảnh, phương pháp phát quang, phương pháp nhiệt v.v Dưới đây là nội dung cốt lõi của các phương pháp này

1.2.1 Phương pháp ion hóa

Lượng tử tương tác với vật chất có thể dẫn tới hiệu ứng iôn hoá Khi đó trong phần nhạy với tương tác của bức xạ sẽ xuất hiện các phần tử có điện tích là êlêctrôn tự

do và các iôn Nếu phần nhạy với tương tác của bức xạ được đặt trong một điện trường, thì các phần tử có điện tích vừa sinh ra sẽ chuyển động định hướng về phía điện cực trái dấu, do đó tạo nên tín hiệu điện Bằng cách xử lý và đo đạc các tín hiệu điện này,

có thể xác định được liều lượng bức xạ theo tương quan: “Buồng iôn hoá có dòng điện

bão hoà tỷ lệ thuận với suất liều hấp thụ, còn lượng điện tích tổng cộng được tạo thành

tỷ lệ thuận với liều hấp thụ bức xạ”

“Lý thuyết Bragg-Gray” cho thấy tương quan giữa hiệu ứng iôn hoá của bức xạ trong một hốc khí với liều hấp thụ bức xạ trong các môi trường đặc bao quanh nó Năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong mỗi đơn vị thời gian trong một đơn vị thể tích của chất Z bao quanh hốc khí, được xác định bởi công thức Bragg-Gray [3] như sau:

Z

Δ = (1-1) trong đó: q - số cặp ion được tạo thành trong mỗi đơn vị thời gian trong một đơn vị thể tích khí; ω - năng lượng trung bình tạo cặp ion trong chất khí; Z

khí

S là giá trị trung bình của tỷ số giữa độ mất năng lượng do hiệu ứng ion hóa trong chất rắn Z và trong chất khí Như vậy, xác định được năng lượng bị hấp thụ của các loại bức xạ khác nhau nếu

đo hiệu ứng iôn hoá trong hốc khí Trên cơ sở lý thuyết Bragg-Gray, có thể chế tạo được những dụng cụ đơn giản nhưng rất hiệu quả để đo liều lượng bức xạ iôn hoá như: buồng iôn hoá nhỏ thành dày, buồng tụ điện, ông đếm khí

1.2.2 Phương pháp bán dẫn

Trong một chừng mực nào đó có thể coi đầu dò bán dẫn là một “buồng iôn hoá đặc” Đôzimét bán dẫn có độ nhạy cao ngay cả khi thể tích nhỏ, cho phép chế tạo đôzimét để xác định phân bố liều bức xạ trong hình nộm cơ thể Tín hiệu điện của đầu

dò bán dẫn có giá trị lớn hơn rất nhiều so với của buồng iôn hoá, nhưng có nền nhiễu khá cao Các đôzimét bán dẫn có số thứ tự nguyên tố hiệu dụng lớn hơn rất nhiều so với chất khí và các tổ chức cơ thể nên chúng có độ nhạy phụ thuộc mạnh vào năng lượng bức xạ Trong thực tế hiện nay, các đôzimét bán dẫn vẫn chưa được sử dụng rộng rãi bằng một số loại đôzimet khác

1.2.3 Phương pháp nhũ tương ảnh

Bức xạ iôn hoá tương tác với phim ảnh gây hiệu ứng iôn hoá, làm sinh ra các êlêctrôn tự do trong lớp nhũ tương ảnh (gồm AgBr; C,O,N,H; một số tạp chất) và trong các lớp vật liệu bao quanh nhũ tương Các ion Ag+ trong tinh thể AgBr chiếm electron

tự do và trở thành nguyên tử Ag, tạo thành những tâm ảnh ẩn trong lớp nhũ tương

Trong quá trình xử lý hiện hình, số nguyên tử Ag ở vùng có tâm ảnh ẩn được nhân lên tới 109÷1012 lần, làm cho vùng này trở nên có mật độ quang học (hay còn gọi là độ đen) lớn hơn so với những nơi bị chiếu xạ ít hơn Nhờ vậy, bằng cách đo mật độ quang học của phim có thể xác định được liều lượng bức xạ lượng tử

1.2.4 Phương pháp phát quang

Sau giai đoạn hấp thụ năng lượng của bức xạ, trong một số loại vật liệu có thể xảy ra những quá trình đặc biệt làm cho các nguyên tử hoặc phân tử của vật liệu bị kích thích và giải phóng phần năng lượng bức xạ vừa hấp thụ được bằng cách phát photon

Số photon được phát ra tỷ lệ thuận với năng lượng mà khối vật liệu đã hấp thụ được từ bức xạ ion hóa Do vậy, xác định được số photon này sẽ xác định được liều lượng bức

xạ

Có hai phương pháp đo liều lượng bức xạ là phương pháp nhấp nháy (sử dụng các chất nhấp nháy phát phôtôn tức thời ngay trong khi bức xạ còn đang tương tác) và phương pháp huỳnh quang (các vật liệu chỉ có thể phát phôtôn khi chúng được kích thích bổ sung theo một cách thích hợp nhất định ở những thời điểm muộn hơn)

1.2.5 Phương pháp hóa học

Bức xạ iôn hoá có thể gây nên những biến đổi hoá học bền vững trong vật chất Những biến đổi hoá học này có thể xảy ra không những trong dung dịch nước, mà cả trong nhiều hệ hoá học rắn hoặc lỏng khác Bằng cách xác định số lượng sản phẩm hóa học bền vững này có thể xác định được những biến đổi đó một cách trực tiếp theo sự thay đổi màu sắc của khối chất, hoặc gián tiếp bằng các phương pháp phân tích vật lý

và hoá học

1.2.6 Phương pháp nhiệt

Giả sử có một vật thể hoàn toàn cách nhiệt với môi trường xung quanh và được đặt trong một trường bức xạ iôn hoá Nếu bức xạ iôn hoá không gây nên những biến

đổi thuận nghịch trong vật thể đó thì độ thay đổi nhiệt độ ∆T của vật thể tỷ lệ với liều hấp thụ bức xạ Mức độ thay đổi chỉ cỡ phần triệu độ khi liều hấp thụ bức xạ là 1 Rad

Việc phải đo những thay đổi rất nhỏ như vậy về nhiệt độ cùng những khó khăn thực nghiệm khác đã hạn chế phạm vi sử dụng của phương pháp nhiệt (chỉ sử dụng trong điều kiện phòng thí nghiệm) Song, phương pháp nhiệt lại là phương pháp duy nhất cho phép đo trực tiếp (đo được năng lượng bức xạ đã bị hấp thụ trong khối chất)

1.2.7 Suất liều gây bởi nguồn điểm bức xạ gamma

Hiện nay ở nước ta có trên hai nghìn nguồn đồng vị phóng xạ gamma đang được

sử dụng ở các đơn vị sản xuất, y tế, nghiên cứu và đào tạo Vì vậy việc xác định liều lượng bức xạ lượng tử gây bởi các nguồn đồng vị này có ý nghĩa thực tế quan trọng

Trong thực tế, nguồn có thể được coi là nguồn điểm nếu khoảng cách r từ nguồn tới vị trí cần xác định suất liều (hoặc liều) là rất lớn so với kích thước lớn nhất của nguồn (dmax); tức là thoả mãn điều kiện: r/dmax >>1 Điều kiện này có thể được coi là thoả mãn nếu tỷ số r/dmax đạt giá trị ít nhất là cỡ từ 5÷10

Mặt khác, biết suất liều tại điểm X(r) gây bởi một nguồn điểm bức xạ đặt tại điểm S, thì có thể tính được suất liều và liều tại điểm X(r) gây bởi một nguồn bức xạ thực tế có kích thước xác định nào đó Do vậy, dưới đây tập trung trình bày về suất liều gây bởi một nguồn điểm bức xạ gamma

Xuất phát từ định nghĩa hằng số-gamma iôn hoá Kγ và từ sự phụ thuộc đặc trưng

là suất liều tại điểm X(r) gây bởi nguồn bức xạ S tỷ lệ nghịch với bình phương khoảng cách r giữa hai điểm X(r) và S, thì có biểu thức liên hệ sau đây giữa hằng số-gamma iôn hoá Kγ (thí dụ, với thứ nguyên là [R/(h.mCi)]) và suất liều chiếu xạ gamma Pchiếu xạ,

0(r) (thí dụ, với thứ nguyên là [R/h]) gây bởi một nguồn phóng xạ điểm đẳng hướng không có bộ lọc với độ phóng xạ bằng A (thí dụ, với thứ nguyên là [mCi]) tại vị trí cách nguồn một khoảng bằng r [cm] ≥ r0 =1cm [3]:

(1.2-1) Nếu độ mạnh của nguồn phóng xạ được biểu diễn bằng tương đương-gamma, ta

sẽ có tương quan sau đây giữa suất liều chiếu xạ Pchiếu xạ, 0(r) [R/h] và tương gamma M[mg-tđ-Ra] của một nguồn điểm phóng xạ gamma:

đương-(1.2-2) Các biểu thức trên chỉ cho giá trị đúng nếu ảnh hưởng của tán xạ là rất nhỏ tới mức có thể bỏ qua được

Trong điều kiện cân bằng điện tử, khi cơ thể bị chiếu xạ với liều bằng 1R, thì năng lượng bức xạ gamma bị hấp thụ trong 1 gam tổ chức cơ thể khi chỉ xảy ra hiệu ứng hấp thụ quang điện là ∆Eqđ= 90erg/(g.R); còn khi chỉ xảy ra hiệu ứng tán xạ Comptôn - là ∆ECompton= 99 erg/(g.R); khi chỉ xảy ra hiệu ứng tạo cặp - là ∆Etạo cặp = 88 erg/(g.R); trung bình của 3 giá trị này là ∆E ≈93erg/(g.R) Với sai số ~10% có thể coi năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong mỗi gam của tổ chức cơ thể là bằng ∆E = 93 erg; tức là liều hấp thụ trong tổ chức cơ thể D≅0,93Rad khi Dchiếu xạ=1R Trong thực tế, trạng thái cân bằng điện tử được đảm bảo ở ngay từ độ sâu vài milimét dưới da Vì vậy, trong tính toán bảo vệ an toàn, thường coi rằng khi Dchiếu xạ= 1R, thì liều hấp thụ trong

tổ chức cơ thể D ≈ 1Rad; nghĩa là:

P(r)[Rad/h] ≈ 1[Rad/R] Pchiếu xạ (r)[R/h] (1.2-4) D(r)[Rad] ≈ 1Rad

Trong đó: 1[Rad/R] - giá trị gần đúng của hệ số chuyển đổi từ liều chiếu xạ sang liều hấp thụ tương ứng với liều chiếu xạ là 1R; ∆t - khoảng thời gian chiếu xạ; còn suất liều chiếu xạ Pchiếu xạ(r)[R/h] thì được thế từ biểu thức (1.2-1) hoặc (1.2-2)

1.3 Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn

Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn là một vấn đề rất phức tạp Sự phức tạp này bắt nguồn từ tính đa dạng và phong phú trong tương tác của nơtrôn với vật chất, cũng như do sự phức tạp của các ảnh hưởng sinh học của chúng đối với cơ thể Dưới đây giới thiệu ngắn gọn về đặc điểm và các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn

1.3.1 Một số đặc điểm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn

Các quá trình tương tác của nơtrôn được quyết định bởi năng lượng của nơtrôn và thành phần hạt nhân của môi trường Sự biến đổi năng lượng của nơtrôn diễn ra trong mỗi sự kiện tương tác của nó với hạt nhân nguyên tử của môi trường Khi đi qua môi trường, nơtrôn của có thể tham gia vào các loại tương tác như: tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi, phản ứng (n,γ), phản ứng tạo các hạt có điện tích, phản ứng phân chia hạt nhân Xác suất xảy ra các quá trình này phụ thuộc vào động năng của nơtrôn và loại hạt nhân đồng vị tham gia tương tác Trên cơ sở tương tác của nơtrôn với khối chất và các ảnh hưởng sinh học bức xạ nơtrôn, có thể tạm phân loại nơtrôn thành 4 nhóm lớn theo năng lượng như trong bảng 1-1:

Bảng 1-1 Bảng phân loại nơtrôn theo năng lượng [3]

2 Nơtrôn năng lượng trung gian 0,5 eV ÷ 0,5 MeV

ở đây chủ yếu sẽ xét tới các nơtrôn có năng lượng En ≤ 10MeV

Xét cặn kẽ hơn nữa thì ảnh hưởng sinh học của nơtrôn phụ thuộc rất mạnh vào động năng của nơtrôn Để tính tới mức độ nguy hiểm của bức xạ trong điều kiện cơ thể

bị chiếu xạ thường xuyên, trong lĩnh vực an toàn bức xạ người ta đã phải thống nhất các giá trị có tính chất quy ước gọi là trọng số của các loại bức xạ ion hóa Bảng 1-2 cho thấy trọng số của bức xạ nơtrôn thuộc các nhóm năng lượng khác nhau và của các loại bức xạ khác

4 Prôtôn với động năng > 2MeV (không phải hạt nhân lùi) 5

5 Hạt alpha, mảnh vỡ hạt nhân, hạt nhân nặng 20

Đối với nơtrôn, proton và các loại hạt khác có điện tích bằng 1e và khối lượng A>1 đơn vị khối lượng nguyên tử (amu), nhưng không biết rõ năng lượng (và do đó không biết rõ giá trị của độ truyền năng lượng cục bộ), thì coi là chúng có trọng số

QTS=10

Có thể xác định liều lượng gây bởi bức xạ nơtrôn bằng nhiều phương pháp như:

sử dụng buồng ion hóa, ống đếm tỷ lệ, dụng cụ đo liều gamma cá nhân, hiệu ứng làm chậm; hay các phương pháp hóa học, đếm vết, Các phương pháp này đều dựa trên đặc trưng tương tác của bức xạ nơtron với khối chất môi trường Dưới đây sẽ giới thiệu một cách vắn tắt về các phương pháp này

1.3.1.1 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng buồng iôn hoá

Buồng iôn hoá để xác định liều lượng bức xạ nơtrôn hoạt động dựa trên hiện ứng ion hoá các phân tử môi trường gây bởi bức xạ nơtrôn Các hạt nhân lùi sinh ra bởi quá trình tán xạ của nơtron nhanh tron tổ chức cơ thể có thể đóng góp tới 95% liều hấp thụ nơtron nhanh Các nhân lùi này có khả năng ion hoá rất mạnh Bằng cách ghi nhận dòng điện hoặc lượng điện tích tạo bởi các hiệu ứng ion hóa này, có thể xác định được liều lượng hấp thụ nơtrôn nhanh Đó cũng chính là nội dung cốt lõi của phương pháp xác định hàm lượng bức xạ nơtrôn nhanh bằng buồng ion hóa

1.3.1.2 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng ống đếm tỷ lệ

Về nguyên lý, ống đếm tỷ lệ ghi nhận bức xạ ion hóa cũng dựa trện cơ sở ion hoá các nguyên tử và phân tử của môi trường khi tương tác với bức xạ thứ cấp Tuy nhiên, với điều kiện làm việc thích hợp, ống đếm tỷ lệ với hệ số khuyếch đại ổn định sẽ cho xung ra có biên độ tỷ lệ tuyến tính với phần năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong vùng nhạy của ống đếm

Trong thực tế để đo liều bức xạ nơtron nhanh, người ta coi trọng việc sử dụng những loại buồng iôn hóa và ống đếm tỷ lệ mà có thành phần nguyên tử của vật liệu và chất khí chứa bên trong tương đương tổ chức mềm trong cơ thể

1.3.1.3 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp hoá học

Phương pháp hoá học thường được sử dụng để xác định liều bức xạ nơtron trong dải liều cao

Để xác định liều nơtron, người ta sử dụng các dung dịch có hiệu suất phản ứng hoá học cao khi chiếu bức xạ nơtron vào dung dịch Các phần tử có khả năng ion hoá được sinh ra bởi phản ứng hấp thụ nơtron nhiệt sẽ dẫn tới các phản ứng hoá học trong dung dịch Nồng độ của sản phẩm phản ứng tỷ lệ với thông lượng nơtron Do đó, bằng cách đo nồng độ của sản phẩm hóa học bền vững vừa được tạo thành trong dung dịch, thì xác định được liều luợng bức xạ nơtron

1.3.1.4 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp đếm vết

Khi bức xạ nơtrôn tới tương tác với một số vật liệu đặc biệt, thì có thể gây ra phản ứng sinh các hạt nặng có điện tích Các hạt nặng có điện tích này, có độ truyền năng lượng cục bộ đủ lớn và chuyển động trong môi trường đặc biệt là các chất rắn cách điện, thì có thể tạo nên những vùng khuyết tật dọc theo quỹ đạo của nó Tại những vùng khuyết tật cấu trúc bền vững của vật liệu bị phá vỡ nên dễ xảy ra phản ứng hóa học hơn so với ở những nơi không có khuyết tật Do đó, nếu vật rắn cách điện được xử

lý bằng một dung môi thích hợp, thì vùng khuyết tật sẽ dễ bị ăn mòn hơn so với xung quanh và mở rộng rất nhiều so với kích thước ban đầu Nhờ vậy tạo nên các vết dọc theo quỹ đạo của hạt nặng có điện tích Do đó, dùng kính hiển vi quang học bình thường có thể quan sát và đếm được các vết nay Đếm được số vết trên một đơn vị diện tích của mẫu thì có thể xác định được liều lượng bức xạ nơtron

1.3.1.5 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhũ tương ảnh

Về cơ bản, xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhũ tương ảnh dựa trên hiệu ứng làm tăng mật độ quang học (còn gọi là độ đen) của phim do tác dụng của chùm bức xạ nơtron Nhưng, với cùng một liều lượng, độ đen của phim do tác dụng của bức xạ nơtron thấp hơn rất nhiều so với tác dụng của bức xạ gamma

Vì vậy, đối với việc đo liều bức xạ nơtron nhanh, người ta dung các loại nhũ tương ảnh hạt nhân nhạy với tương tác của các proton lùi sinh ra do tán xạ đàn hồi của nơtron trên hạt nhân 11H có nhiều trong thành phần của nhũ tương ảnh và môi trường xung quanh Các proton lùi này tạo vết dọc theo quỹ đạo chuyển động của chúng Sau khi phim được xử lý hoá học để thể hiện hình và định hình, thì có thể dùng kính hiển vi quang học để quan sát và đếm được những vết này

Đối với việc đo liều bức xạ nơtron nhiệt, có thể thêm vào thành phần của nhũ tương các nguyên tố có tiết diện phản ứng (n,α) rất lớn như Li hoặc B [3,4] để tăng độ nhạy của nhũ tương Tuy nhiên, một cách đơn giản, có thể xác định liều nơtron nhiệt

bằng cách sử dụng phim thường dùng để đo liều bức xạ gamma kết hợp với màn hình tăng cường có pha thêm B, hoặc màn cộng hưởng Cadmi

1.3.1.6 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhấp nháy

Các nhân lùi sinh ra trong tương tác của bức xạ nơtron với môi trường sẽ tương tác với chất nhấp nháy, làm chất nhấp nháy phát sáng Các đốm sang được ghi nhận và biến đổi thành tín hiệu điện Ghi nhận và xử lý các tín hiệu này có thể xác định được liều lượng bức xạ nơtron tới tương tác với môi trường

1.3.1.7 Xác định liều lượng bức xạ nơtron sử dụng hiệu ứng làm chậm

Khi chiếu một chùm nơtron thẳng góc tới bề mặt của khối paraffin, sao cho liều trên bề mặt của khối là 0,01Gy, người ta thấy ở độ sâu khoảng 15cm kể từ bề mặt parafin, mật độ nơtron nhiệt có giá trị không đổi và ít phụ thuộc vào năng lượng của nơtron tới Do đó, sử dụng đầu dò nơtron nhiệt để ghi nhận mật độ nơtron sau khi đã được làm chậm về năng lượng chuyển động nhiệt, có thể xác định được liều bức xạ nơtron tại bề mặt của khối làm chậm

1.3.1.8 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp kích hoạt

Nội dung cốt lõi của việc xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt như sau: Khi nơtrôn tới tương tác với khối chất, có có thể gây nên phản ứng làm biến đổi các hạt nhân của một đồng vị bền thành hạt nhân của một đồng vị phóng

xạ Đo độ phóng xạ cảm ứng này sẽ xác định được liều bức xạ nơtrôn tại đó

1.3.1.9 Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng dụng cụ đo liều gamma cá nhân

Sử dụng hai dụng cụ đo liều cá nhân thuộc hai loại khác nhau Mỗi một chỉ số đo được của một dụng cụ đều có đóng góp của phần liều gây bởi bức xạ gamma và của phần liều gây bởi bức xạ nơtron gây nên Do đó, xác định được tỷ lệ giữa các đóng góp này có thể tính được liều do bức xạ nơtrôn gây nên

Trong các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn kể trên, phương pháp kích hoạt có vai trò đặc biệt quan trọng trong việc đánh giá liều lượng bức xạ trong các

sự cố hoặc tai nạn hạt nhân - khi cơ thể bị chiếu bức xạ nơtrôn với thông lượng rất lớn trong một khoảng thời gian ngắn Ngoài ra, phương pháp này còn có nhiều ưu điểm khác Do ý nghĩa đặc biệt quan trọng của nó, dưới dây trình bày kỹ hơn về phương pháp kích hoạt trong xác định liều lượng bức xạ nơtrôn

1.3.2 Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt

1.3.2.1 Cơ sở vật lý của phương pháp xác định liều nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt [3,4,5]

Giả sử, Φ(r,t,E) là mật độ thông lượng nơtrôn với động năng En ≥ E[MeV] tại điểm r

Giả sử, một đầu dò kích hoạt dạng lá có diện tích S[cm2], đủ mỏng, chứa n hạt nhân đồng vị bền Đầu dò được kích hoạt tại vị trí cần xác định liều nơtrôn trong khoảng thời gian t0 rồi được đưa ra khỏi trường bức xạ nơtrôn để đo đạc Ta có độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò tại thời điểm t1 kể từ khi ngừng kích hoạt được xác định theo biểu thức sau đây:

Mặt khác, giả sử, mỗi nơtrôn với năng lượng bằng E khi lọt vào cơ thể thì gây nên một suất liều tương đương có giá trị bằng k(E) Khi đó, tại vị trí r trong cơ thể, liều

tương đương gây bởi mật độ thông lượng nơtrôn Φ(r,t,E) trong khoảng thời gian chiếu

Trong trường hợp tổng quát, khi trường nơtrôn thay đổi theo thời gian, thì biểu thức (1.3-5) được viết lại như sau:

( )

0

0 0

,

t

E

H t =∫ ∫dt k E ϕ t E dE (1.3-4) Như vậy, xác định được mật độ thông lượng nơtrôn thông qua độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò kích hoạt, có thể xác định được liều tương đương gây bởi nơtrôn theo công thức (1.3-3 và 1.3-4) Tuy nhiên, các biểu thức (1.3-3 và 1.3-4) cho thấy muốn tính liều tương đương thì phải biết phân bố nơtrôn theo năng lượng và tiết diện kích hoạt của đầu dò

Tiết diện kích hoạt của đầu dò có giá trị khác nhau, phụ thuộc vào năng lượng của nơtrôn Trong thực tế đo liều nơtrôn, thường phải làm việc với ba nhóm nơtrôn là: nơtrôn nhanh, nơtrôn năng lượng trung gian và nơtrôn nhiệt (xem bảng 1-1 ở mục 1.3.1) Mỗi nhóm nơtrôn này đều có đặc trưng riêng về phổ năng lượng, cũng như về phản ứng kích hoạt và tiết diện của phản ứng kích hoạt đó Trên cùng một loại hạt nhân (của đầu dò), các nhóm nơtrôn này có thể gây nên những phản ứng kích hoạt khác nhau, và do đó, có thể tạo thành những hạt nhân phóng xạ khác nhau (với các hằng số phân rã khác nhau là λnhiệt ≠ λ trunggian ≠ λ nhanh )

Do đó, để xác định liều lượng bức xạ gây bởi nơtrôn có phổ phức tạp bằng phương pháp kích hoạt, cần phải phối hợp sử dụng đồng thời ba loại đầu dò kích hoạt là:

a) Đầu dò ngưỡng để đo nơtrôn nhanh với những năng lượng khác nhau;

b) Đầu dò cộng hưởng có bọc cadmi để đo nơtrôn nhiệt;

c) Đầu dò cộng hưởng không bọc cadmi để đo nơtrôn trên nhiệt và nơtrôn có năng lượng trung gian

Suất liều tương đương gây bởi nơtrôn toàn phổ được đánh giá bằng tổng của ba thành phần theo độ phóng xạ cảm ứng của các đầu dò kích hoạt như sau:

H = Hnhiệt + Htrung gian + Hnhanh (1.3-5) Trong đó, Hnhiệt - liều tương đương gây bởi thành phần nơtrôn nhiệt; Htrung gian - liều tương đương gây bởi thành phần nơtrôn năng lượng trung; Hnhanh - liều tương đương gây bởi thành phần nơtrôn nhanh

Dưới đây chúng ta xét tương quan giữa liều nơtrôn và độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò kích hoạt đối với từng nhóm lớn nơtrôn vừa nêu trên

1.3.2.2 Xác định liều nơtrôn nhiệt (E n <0,5eV) [3]

Trong trường nơtrôn phức tạp, có thể tách nơtrôn nhiệt bằng lớp chắn làm từ cadmi (Nguyên tố Cd có tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt rất lớn, là 2.104barn) Lớp chắn bằng Cd dày từ 0,5mm - 1 mm hấp thụ hầu hết các nơtrôn có năng lượng dưới 0,5 eV

Sử dụng cùng một đầu dò nhưng kích hoạt trong trường hợp đầu dò được bọc Cd và không bọc Cd trong những điều kiện hoàn toàn giống nhau Khi đó, độ phóng xạ cảm ứng Anhiệt gây bởi nơtrôn nhiệt là:

Anhiệt = A0 – ACd (1.3-6) với A0 là độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò không được bọc trong lớp Cd; còn ACd

- độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò được bọc trong lớp Cd

Đối với nơtrôn nhiệt, có thể coi tiết diện kích hoạt có giá trị không đổi và bằng tiết diện kích hoạt σ0 của nơtrôn năng lượng 0,025 eV Do đó, từ biểu thức (1.3-2) và (1.3-6) thì được các biểu thức sau đây cho Anhiệt và Φnhiệt:

A nhiệt (t 0 , t 1 )=A 0 – A Cd = nSσ 0 Φ nhiệt(1−e−λnhiêt t0)e−λnhiêt t1 (1.3-7a)

dò này được viết lại như sau:

- năng lượng cao nhất của phổ nơtrôn

Do vậy có biểu thức xác định mật độ thông lượng nơtrôn trong trường hợp tổng quát như sau:

Liều hấp thụ nơtrôn nhiệt chủ yếu được tạo bởi các phản ứng H1(n,γ)H2 và

N14(n,p)C14 với tiết diện có thể coi là không đổi Vì vậy, liều tương đương gây bởi nơtrôn nhiệt (khi cơ thể bị chiếu xạ trong khoảng thời gian t0) có dạng như sau:

Hnhiệt(t0) = t0 knhiệt.Φnhiệt (1.3-9) Thế giá trị Φnhiệt từ biểu thức (1.3-8b) vào biểu thức (1.3-9), ta thu được biểu thức

để xác định liều tương đương gây bởi nơtrôn nhiệt bằng phương pháp kích hoạt như sau:

1.3.2.3 Xác định liều nơtrôn năng lượng trung gian (0,5eV<E n <0,5MeV) [3]

Nơtrôn năng lượng trung gian được tạo thành do quá trình làm chậm nơtrôn nhanh thường có phổ năng lượng φ(E) tương ứng với sự thay đổi năng lượng của nơtrôn theo quy luật hàm 1/E:

( )E a E

Do tiết diện kích hoạt trong vùng nơtrôn năng lượng trung gian có thể có những đỉnh cộng hưởng, nên đầu dò kích hoạt dùng để đo thông lượng nơtrôn trung gian còn được gọi là đầu dò cộng hưởng Tích phân cộng hưởng đặc trưng cho độ kích hoạt tổng cộng của các nơtrôn có năng lượng cao hơn ngưỡng cadmi ECd

Trên cơ sở các biểu thức (1.3-2), (1.3-11 và 1.3-12), thì có biểu thức sau đây cho độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò kích hoạt bởi nơtrôn năng lượng trung gian tại thời điểm t1 kể từ khi ngừng kích hoạt:

trung gian

A t t = nSaI − e−λ e−λ (1.3-9)

với t0 - khoảng thời gian kích hoạt

Mặt khác, đối với nơtrôn trung gian có phổ năng lượng tuân theo quy luật 1/E, thì

có thể viết biểu thức xác định liều (1.3-3) dưới dạng sau đây:

Có thể chế tạo các đầu dò cộng hưởng từ cùng một vật liệu như đầu dò kích hoạt

để ghi nhận nơtrôn nhiệt Đầu dò cộng hưởng thường được làm từ những vật liệu mà

tích phân cộng hưởng có giá trị lớn và vị trí các đỉnh cộng hưởng nằm trong vùng năng lượng thấp

Nếu đỉnh cộng hưởng lớn rơi vào vùng năng lượng thấp, thì nó quyết định giá trị của tích phân cộng hưởng, còn đóng góp của phần tiết diện tỷ lệ nghịch với tốc độ nơtrôn (~1/v) thì có thể coi là rất nhỏ Trong trường hợp này, nếu không biết chính xác các giá trị năng lượng giới hạn ECd và E2 của phổ nơtrôn năng lượng trung gian, thì cũng không ảnh hưởng đáng kể đến giá trị của tích phân cộng hưởng

Nếu đỉnh cộng hưởng nằm trong vùng năng lượng khá cao, thì giá trị tích phân cộng hưởng chủ yếu được quyết định bởi phần tiết diện tỷ lệ nghịch với tốc độ nơtrôn (~1/v) Do đó, trong trường hợp này, thì đòi hỏi phải biết chính xác giới hạn dưới của phổ nơtrôn

Đầu dò cộng hưởng thường được làm từ vật liệu mà tích phân cộng hưởng có giá trị lớn và các vị trí các đỉnh cộng hưởng nằm trong vùng năng lượng thấp Vật liệu tốt nhất để làm đầu dò cộng hưởng là lá vàng (Au), lá Inđi (In) (Xem bảng PL1-2 trong phụ lục 1 để biết thêm đặc trưng của một số đầu dò kích hoạt thường dùng với nhóm nơtrôn trung gian)

1.3.2.4 Xác định liều nơtrôn nhanh [3]

Đối với nơtrôn nhanh, việc xác định chính xác tiết diện kích hoạt là rất khó khăn, nên người ta thường dùng các đầu dò có ngưỡng Các đầu dò ngưỡng này phải được đặc trưng bởi tiết diện kích hoạt có giá trị lớn và có thể coi là ít thay đổi khi nơtrôn có năng lượng cao hơn ngưỡng

Giả sử đầu dò kích hoạt i với diện tích Si, có ngưỡng năng lượng là Ei, tiết diện kích hoạt là σi ~ const Để đơn giản, giả sử, các đầu dò ngưỡng được đánh số, sao cho ngưỡng Ei < Ei+1 Khi đó, đối với mỗi đầu dò i, tích phân trong biểu thức (1.3-2) có thể được viết như sau:

với Φ[Ei,∞] - mật độ thông lượng nơtrôn có năng lượng trong khoảng [Ei,∞]

Độ phóng xạ cảm ứng Ai,nhanh của đầu dò ngưỡng số i được kích hoạt bởi các nơtrôn nhanh với năng lượng trong khoảng [Ei,∞] được xác định theo biểu thức sau đây:

Bằng cách sử dụng đồng thời từng cặp đầu dò (i và i+1), với các giá trị độ phóng

xạ cảm ứng Ai,nhanh và Ai+1,nhanh đã được xác định theo biểu thức (1.3-16), có thể đánh giá mật độ thông lượng nơtrôn trong vùng năng lượng từ ngưỡng Ei (của đầu dò i) tới ngưỡng Ei+1 (của đầu dò i+1) như sau:

( ) ( )2

0,5MeV

a k E f E dE

∞

= ∫ (1.3-18) Trong hai biểu thức (1.3-17 và 1.3-18), thì f(E) - hàm phân bố của phổ nơtrôn nhanh, thỏa mãn điều kiện chuẩn hóa sau đây:

( )0,5

a) Không nhạy với bức xạ gamma;

b) Cho phép tách riêng các quá trình kích hoạt và đo đạc;

c) Chịu được nhiều điều kiên khắc nghiệt (như nhiệt độ cao, ồn lớn, rung mạnh, khí độc và các hóa chất độc hại khác v.v );

d) Cấu tạo đơn giản;

e) Kích thước rất nhỏ;

f) Rẻ tiền

Phương pháp kích hoạt rất tiện lợi cho việc đánh giá liều trong các sự cố hoặc tai nạn hạt nhân - khi cơ thể bị chiếu bức xạ nơtrôn với thông lượng rất lớn trong một khoảng thời gian ngắn

Độ chính xác của phương pháp kích hoạt càng cao, nếu độ phóng xạ cảm ứng đo được càng lớn Ngược lại, nếu độ phóng xạ cảm ứng đo được càng nhỏ, thì độ chính xác của phương pháp kích hoạt càng kém

Phương pháp kích hoạt thường được sử dụng để đo các liều cao, mật độ thông lượng lớn

Bên cạnh những ưu điểm cơ bản kể trên, thì phương pháp kích hoạt để đo liều lượng bức xạ nơtrôn còn mắc phải hạn chế là: nó đòi hỏi phải biết trước phổ năng lượng của nơtrôn và hệ số k(E) để tính các hệ số a1 và a2 (xem các biểu thức (1.3-6,1.3-

17, 1.3-18)

Riêng đối với hệ số a1, liên quan đến tác dụng sinh học của bức xạ nơtrôn năng lượng trung gian, nên cần chú ý tới ảnh hưởng sinh học của các hạt nhân lùi là sản phẩm của quá trình va chạm hạt nhân đàn hồi

Xác định hệ số k(E) của nơtrôn là một vấn đề phức tạp và rất khó khăn Bởi vậy thay vì xác định liều hoặc suất liều gây bởi nơtrôn trong dải năng lượng rộng, người ta thường xác định mật độ thông lượng nơtrôn

1.4 Một số giới hạn cơ bản về an toàn bức xạ

1.4.1 Bức xạ ion hóa trong môi trường tự nhiên

Các nguồn bức xạ iôn hoá trong môi trường tự nhiên (môi trường chưa bị ảnh hưởng do hoạt động hạt nhân của con người) có thể có nguồn gốc khác nhau như: tia

vũ trụ, hạt nhân phóng xạ có nguồn gốc từ vũ trụ, hạt nhân phóng xạ có nguồn gốc ở trái đất Các nguồn bức xạ này làm cho cơ thể bị chiếu xạ từ bên ngoài vào hoặc từ bên trong ra (khi chúng lọt vào được cơ thể qua đường hô hấp hoặc tiêu hoá)

Trong số các đồng vị phóng xạ có nguồn gốc ở trái đất, đáng kể nhất là đồng vị

40K, các đồng vị thuộc dãy 238U và dãy 232Th Đồng vị 40K và các đồng vị phóng xạ có nguồn gốc vũ trụ gây nên những liều bức xạ trung bình tương đối ổn định và đồng đều cho mọi người trên trái đất Liều bức xạ gây bởi các thành phần khác có thể thay đổi rất mạnh tùy thuộc vào vị trí và độ cao địa lý của khu vực, vào điều kiện sống và làm việc của con người, đặc biệt là vào vật liệu xây dựng, vào thiết kế và độ thoáng khí của nhà

ở Nồng độ của khí Rađôn và Torôn cùng các sản phẩm phân rã của chúng (thuộc các dãy 238U và 232Th) trong không khí có ý nghĩa quyết định đối với liều bức xạ bên trong khi chúng lọt vào cơ thể qua đường hô hấp

Bảng 1-3 cho thấy liều bức xạ hàng năm gây bởi các thành phần bức xạ iôn hoá của môi trường đối với cơ thể con người ở những vùng bình thường Liều tương đương hiệu dụng gây bởi nền bức xạ iôn hoá đối với mỗi cư dân trên trái đất được đánh giá là 2,4 mSv; trong đó 1/3 là liều chiếu từ bên ngoài cơ thể và 2/3 là liều chiếu từ bên trong

mà chủ yếu do hít thở không khí có Rađôn cùng các đồng vị con sống ngắn của nó

Bảng 1-3 Liều bức xạ hàng năm gây bởi bức xạ iôn hoá trong môi trường tự nhiên

(ở những vùng bình thường) [3]

1.4.2 Một số tiêu chuẩn cơ bản về an toàn bức xạ [3, 8]

Gới hạn về liều đối với nhân viên chuyên nghiệp:

• Liều hiệu dụng hàng năm tính trung bình trong năm năm liên tiếp là 20 mSv;

• Liều hiệu dụng trong một năm riêng lẻ bất kỳ là 50 mSv;

• Liều tương đương đối với thủy tinh thể của mắt là 150 mSv trong một năm;

• Liều tương đương đối với tứ chi (bàn chân, bàn tay) hoặc da là 500 mSv

• Suất liều hiệu dụng tính trung bình cho mỗi giờ làm việc trong năm năm liên

tiếp có giá trị không vượt quá:

1.4.3 Thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép [3, 8]

Trong thực tế, việc xác định liều và suất liều bức xạ thường khó khăn hơn nhiều

so với việc xác định thông lượng và mật độ thông lượng bức xạ Vì vậy, để tiện cho việc ứng dụng trong thực tế, bảng 1-4 giới thiệu các giá trị thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép tương ứng với giá trị liều và suất liều tối đa cho phép đối với nhân viên bức xạ chuyên nghiệp Trong bảng này sử dụng các đại lượng sau đây:

• Φ [hạt/(cm2.s)] hoặc [hạt/cm2] - mật độ thông lượng tối đa cho phép;

• I [MeV/(cm2.s)] - cường độ bức xạ gamma;

• P [μSv/h] - suất liều tương đương;

• F1mSv - mật độ thông lượng tích phân của bức xạ hạt (thứ nguyên là hạt/cm2) hoặc cường độ tích phân của bức xạ gamma (thứ nguyên là MeV/cm2) được tính tương ứng với liều tương đương bằng 1mSv trên bề mặt của tổ chức cơ thể

Ba đại lượng Φ, I và P được tính tương ứng với liều tối đa cho phép là 1mSv trong 1 tuần làm việc 36 giờ (tính rằng mỗi năm làm việc 50 tuần)

Bảng 1-4 Thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép trên bề

mặt của tổ chức cơ thể [3]

Loại bức xạ Năng lượng

của hạt hoặc của lượng tử

P[μSv/h]; I[MeV/(cm2.s)]; Φ[hạt/(cm2.s)] Thông lượng tích

phân F1mSv tương ứng với liều 1mSv trên bề mặt của tổ chức cơ thể

Thời gian làm việc t=36 giờ/tuần

Thời gian làm việc t giờ/tuần

0,5 MeV 33 n/(cm2.s) 1200/t[h], n/(cm2.s) 4,3.106 n/cm2Nơtrôn

nhanh

1÷5 MeV 20 n/(cm2.s) 720/t[h], n/(cm2.s) 2,6.106 n/cm2

10 MeV 19 n/(cm2.s) 680/t[h], n/(cm2.s) 2,4.106 n/cm215÷20 MeV 11 n/(cm2.s) 400/t[h], n/(cm2.s) 1,5.106 n/cm2Nơtrôn rất

nhanh

50 MeV 7,8 n/(cm2.s) 280/t[h], n/(cm2.s) 1,0.106 n/cm2

100 MeV 7,0 n/(cm2.s) 250/t[h], n/(cm2.s) 9,0.105 n/cm2

1.5 Một số nhận xét

Như đã trình bày trong các mục 1.2 và 1.3 ở trên, có thể thấy các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma rất phong phú và đa dạng Mỗi phương pháp đều có những ưu điểm và nhược điểm dẫn đến phạm vi sử dụng khác nhau Với

sự phát triển của kinh tế và nhu cầu thực tế, một số cơ sở nghiên cứu ở Việt Nam hiện nay đã và đang được trang bị các thiết bị xác định liều lượng bức xạ tương đối hiện đại như:

a) Xác định liều lượng bức xạ gamma: bằng các máy đo liều loại Inspector 1000; Inspector + (nhận dạng đồng vị, đo hoạt độ, phổ năng lượng, có kết nối máy tính v.v ); một số loại máy đo dùng đầu dò nhấp nháy cho giá trị suất liều hoặc liều tổng cộng của các năng lượng Nhưng các máy đo này thường chỉ đo ở năng

lượng thấp, dưới 1,5 MeV [6,7]

b) Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn: sử dụng quả cầu làm chậm (Cramal - Canberra) hoặc hệ làm chậm các ống đếm làm bằng Hêli hay Bo (TPS-451C – ALOKA; Canberra) và cho giá trị suất liều hoặc liều lượng tổng cộng của các

năng lượng từ năng lượng của nơtrôn nhiệt tới 15 MeV [6,7]

Hầu hết các thiết bị này đều có đáp ứng chậm Do tín hiệu phụ thuộc vào xác suất để phần tử bức xạ lọt được vào đầu dò nên giá trị đo thay đổi liên tục, không ổn định làm người đo khó xác định được một giá trị chính xác Các kết quả thường là giá trị trung bình của các lần đọc

Mặt khác, đa số các thiết bị đo liều nơtrôn này đều cho liều với đơn vị đo là Sv,

mà trong rất nhiều trường hợp thực tế lại cần biết thành phần cụ thể của liều (hoặc suất liều) hấp thụ bức xạ Điều này có ý nghĩa quan trọng đối với bức xạ nơtrôn vì bức xạ

nơtrôn có các trọng số (hệ số phẩm chất) khác nhau ứng với những dải năng lượng khác nhau của phổ năng lượng nơtrôn (như đã nêu trong bảng 3-2 ở mục 1.3.1)

Để khắc phục những hạn chế trên, trong việc xác định liều lượng bức xạ gây bởi trường bức xạ hỗn hợp nơtrôn và gamma, trong luận văn này bên cạnh việc sử dụng các máy đo liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma sẽ áp dụng:

a) Phương pháp kích hoạt để xác định suất liều nơtrôn

b) Phương pháp đo phổ gamma để xác định suất liều do đóng góp của các nhóm lượng tử với năng lượng khác nhau

Chương 2 PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN

2.1 Mô tả bố trí thí nghiệm cần khảo sát

Hai nguồn nơtrôn Pu-Be và Am-Be hiện có tại trường Đại học Bách khoa Hà Nội đều có dạng hình trụ và suất lượng là 1.107 n/s Dưới đây là một số thông số liên quan tới hai nguồn này

Bảng 2-1 Một số đặctrưng của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be

có tại Đại học Bách khoa Hà Nội

Nguồn nơtrôn E MeVα( ) Suất lượng T1/2 Đường kính Chiều cao

Khi không sử dụng, hai nguồn nơtrôn nêu trên được cất giữ trong hai bình Uran nghèo hình trụ, phía ngoài bình được che chắn bổ sung bằng các lớp chất dẻo polyme Khi được sử dụng, các nguồn nơtrôn có thể được đặt trong những điều kiện bố trí thí nghiệm khác nhau Trong luận văn này, các nguồn nơtrôn được đặt trong những điều kiện bố trí thí nghiệm điển hình nhất, thường được dùng trong việc phân tích kích hoạt, nghiên cứu các phản ứng hạt nhân, nghiên cứu chế tạo đầu dò khí v.v tại Viện Kỹ thuật Hạt nhân và Vật lý Môi trường

Trong bố trí thí nghiệm này, hai nguồn nơtrôn được đặt trong môi trường làm chậm bằng parafin (xem hình 2-1) Môi trường làm chậm được làm thành từ 2 khối parafin xếp chồng lên nhau (xem hình 2-1a) Phần dưới là một khối trụ đặc bằng parafin đường kính 80 cm, cao 90 cm; nằm cách mặt sàn nhà 15 cm Phần trên của môi trường làm chậm là một khối parafin dày 14 cm với hình dạng và kích thước như được thể hiện trên hình 2-1b Nguồn nơtrôn được đặt ở trong giữa khối parafin này Nguồn nơtrôn được dẫn tới vị trí cần thiết trong khối parafin nhờ hai đường ống dẫn chạy song song với nhau và có các đường trục cách nhau một khoảng bằng 7 cm Hai đường ống

dẫn nguồn nơtrôn vừa nêu được đặt song song với các mặt phẳng giới hạn trên và dưới của khối parafin; đồng thời nằm ở độ sâu ≈ 3 cm kể từ mặt giới hạn trên của khối parafin này

Hình 2-1a Môi trường làm chậm được làm thành từ 2 khối parafin xếp chồng lên nhau

Hình 2-2: Hai đường ống dẫn chứa nguồn nơtrôn;

a: ống dẫn nguồn Pu-Be, b: ống dẫn nguồn Am-Be

Toàn bộ hệ làm chậm được đặt trong phòng chiếu xạ ở tầng hầm (bố trí như hình vẽ 2-3) Nguồn nơtrôn sau khi được gắp ra khỏi bình chứa bảo vệ, được đặt vào ống đựng nguồn, sau đó được hệ thống ròng rọc và dây kéo đưa vào vị trí tâm của khối parafin trên hình 2-1 Nơtrôn từ nguồn phát ra được làm chậm trong parafin thành nơtrôn nhiệt phục vụ cho các mục đích thí nghiệm khác nhau

Hệ thí nghiệm cần khảo sát được bố trí tại phòng chiếu xạ (như hình 2-3) Xung quanh gồm các phòng chứa nguồn, phòng trung gian và một phòng chiếu xạ nhỏ phục

vụ kiểm tra không phá mẫu bằng phương pháp chụp ảnh bức xạ Các phòng này được ngăn cách với nhau bằng các bức tường dày 40 cm, được trát bằng vữa barit Mặt trên cùng của môi trường làm chậm cách trần 180cm Trần của phòng chiếu xạ gồm: 1 lớp thạch cao mỏng, tiếp đó là lớp gạch dày khoảng 40 cm và trên cùng là lớp vữa dày 6

cm Phía trên phòng chiếu xạ (tầng 1) là phòng làm việc và đo đạc bức xạ

a)

b)