Các ứng dụng của phổ học gamma

Phổ học gamma có rất nhiết ứng dụng khác nhau. Một trong số chúng là xác định thành phần các mẫu môi trường đã được nhắc tới trong chương trước (Chương 16). Trong chương này, tôi sẽ trình bày một số ứng dụng mà theo tôi là thú vị tới các bạn độc giả. Mỗi ứng dụng đều có nhiều điểm đặc trưng phức tạp, nhưng trong khuôn khổ cuốn sách này, tôi chỉ giới hạn ở mức thông tin cơ bản. Nguyên lý của các ứng dụng này đều đã được nhắc tới trong các chương trước. Ở đây, ta sẽ xem một cách chi tiết hơn các mà các ý tưởng lý thuyết, mang tính học thuật, ứng dụng trong thực tế. Các ví dụ đưa ra ở đây cho thấy rằng các ứng dụng của phổ học gamma giúp cuộc sống trở lên an toàn hơn; các phép đo với sự hỗ trợ của Conprehensive Test Ban Treaty (CTBT) giúp phòng chống sự phát triển của vũ khí hạt nhân, theo dõi thải phóng xạ giúp đảm bảo rằng các chất thải phóng xạ đã được lưu giữ an toàn và các phép đo an toàn đảm bảo rằng các vật liệu hạt nhân đang được kiểm soát.

CHƯƠNG 17 Các ứng dụng phổ học gamma Phổ học gamma có nhiết ứng dụng khác Một số chúng xác định thành phần mẫu môi trường nhắc tới chương trước (Chương 16) Trong chương này, tơi trình bày số ứng dụng mà theo thú vị tới bạn độc giả Mỗi ứng dụng có nhiều điểm đặc trưng phức tạp, khuôn khổ sách này, giới hạn mức thông tin Nguyên lý ứng dụng nhắc tới chương trước Ở đây, ta xem cách chi tiết mà ý tưởng lý thuyết, mang tính học thuật, ứng dụng thực tế Các ví dụ đưa cho thấy ứng dụng phổ học gamma giúp sống trở lên an toàn hơn; phép đo với hỗ trợ Conprehensive Test Ban Treaty (CTBT) giúp phòng chống phát triển vũ khí hạt nhân, theo dõi thải phóng xạ giúp đảm bảo chất thải phóng xạ lưu giữ an toàn phép đo an toàn đảm bảo vật liệu hạt nhân kiểm soát 17.1 PHỔ KẾ GAMMA VÀ CTBT 17.1.1 Cơ sở Cần phải nói rằng, phép đo hỗ trợ Comprehensive Test Ban Treaty (Hiệp ước CTBT) ứng dụng quan trọng phổ học gamma cấp độ giới Tháng năm 1996, General Assembly of the United Nations họp bầu định chấp thuận hiệp ước CTBT với 158 phiếu thuận Hiệp ước cấm thử vũ khí hạt nhân tất quy mơ, vị trí, thời điểm Hiệp ước kết nỗ lực kéo dài bốn mươi năm, sau 2000 vụ nổ thử vũ khí hạt nhân Hiệp ước ký kết nhiều ngày 71 quốc gia, bao gồm quốc gia có vũ khí hạt nhân: Trung Quốc, Pháp, Nga, Anh Mỹ Tuy nhiên, trước hiệp ước có hiệu lực, 44 quốc gia có khả phát triển vũ khí hạt nhân – quốc gia vào năm 1996 sở hữu lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu công suất – cần phải ký phê chuẩn hiệp ước Ở thời điểm tại, 41 quốc gia ký hiệp ước, ba quốc gia chưa ký Ấn độ, Pakistan Bắc Triều Tiên, tất quốc gia ký phê chuẩn hiệp ước – Israel, Iran, Trung Quốc, Mỹ quốc gia Trước hiệp ước bắt đầu có hiệu lực, UN tiến hành thiết lập Preparatory Commission for the Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty Organization (CTBTO); có trụ sở đầu não Vienna Nhiệm vụ Preparatory Commission (Ban trù bị) đảm bảo chế kiểm chứng quốc tế trước hiệp ước CTBT có hiệu lực Khi phê chuẩn hoàn thành, CTBTO báo cáo với UN quốc gia thành viên họ tin vụ nổ xảy 17.1.1 Cơ chế kiểm chứng quốc tế Hệ theo dõi xuyên quốc gia (IMS) mạng lưới cảm biến theo dõi, nhằm tìm kiếm, ghi nhận cung cấp chứng vụ nổ hạt nhân xảy Hệ thống bao gồm 321 trạm theo dõi, bố trí tồn giới, có nhiều vị trí nơi hẻo lánh Một vụ nổ thiết bị hạt nhân sinh lượng lớn lượng, lượng tương tác với mơi trường truyền rung động sóng âm thơng qua đất, đại dương khí Các sản phẩm phóng xạ tạo bị rò vào khí Nhiệm vụ trạm theo dõi ghi nhận hiệu ứng Các loại thiết bị kiểm tra sau triển khai:  Máy ghi địa chấn, thiết bị phân biệt vụ nổ hạt nhân tiến hành lòng đất với động đất diễn hàng ngày (trung bình 100 lần ngày) tồn giới Có khoảng 50 trạm ghi địa chấn 120 trạm phụ triển khai  Trạm ghi sóng âm nước, để đo sóng âm đại dương Tương tự trạm ghi địa chấn, phân tích liệu cho phép phân sóng từ kiện thiên nhiên núi lửa phun trào lòng đại dương, động đất, với kiện nổ hạt nhân tiến hành nước  Các trạm đo sóng hạ âm (60) ghi nhận âm có tần số thấp ghi nhận khí sử dụng cảm biến áp suất âm  Để đo sản phẩm phóng xạ sinh từ vụ nổ hạt nhân, 80 trạm kiểm sốt khơng khí triển khai hoạt động hàng ngày – số đó, 40 trạm đo ghi nhận khí trơ phát phóng xạ trực tiếp khí Phổ học gamma có ưu điểm nhận diện xác định số lượng sản phẩm sinh từ vụ thử vũ khí hạt nhân mà khơng bị nhầm lẫn với kiện rung động hay âm gây nhiễu 17.1.3 Các đồng vị sinh vụ nổ hạt nhân Các hạt nhân phóng xạ sinh từ vụ nổ hạt nhân có nhiều thay đổi tùy theo điều kiện cụ thể Bên cạnh sản phẩm phân hạch, kỳ vọng, hạt nhân phóng xạ tạo cấu kiện vũ khí bị kích hoạt, hay phần dư nguyên liệu hạt nhân bị kích hoạt Về nguyên lý, ghi nhận đồng vị này, giống bạn ghi nhận “khói thuốc súng”, từ có dấu vết để tiếp tục điều tra Một vấn đề ghi nhận hạt nhân phóng xạ số hạt nhân phóng xạ khơng sinh từ vụ nổ hạt nhân mà sinh từ số kiện hàng ngày khác tự nhiên Do đó, ta cần đảm bảo rằng, hạt nhân gây lầm lẫn không sử dụng làm kết đo, thay vào ta sử dụng hạt nhân không gây nhầm lẫn Lars-Erik de Geer CTBTO (De Geer (1999)) phân tích hạt nhân phóng xạ phát từ vụ nổ hạt nhân, từ xác định nguồn gốc phát hạt nhân sau:  Từ nhiên liệu dư – 3H, 6Li, 7Li, 232U, 233U, 234U, 235U, 238U, 239Pu, 240Pu, 241Pu 241 Am  Các sản phẩm không phân hạch–các nguyên tố nặng sinh phản ứng bắt nơtron nguyên liệu hạt nhân phân rã theo sau nguyên liệu  Các sản phẩm phân hạch – nhiều!  Các sản phẩm kích hoạt: o Của vật liệu nguyên liệu hạt nhân, hay nói cách khác vật liệu cấu trúc; o Của đất đá bao xung quanh vụ nổ hạt nhân lòng đất; o Của đất phía gần bề mặt vụ nổ hạt nhân; o Trong nước biển bao xung quanh nước biển gần bề mặt vụ nổ hạt nhân o Trong khơng khí bao xung quanh vụ nổ hạt nhân; o Của đầu đầu dò đo nơtron gắn thiết bị - yttrium, vàng iridium; o Các thiết bị ghi vết gắn kèm với thiết bị nhằm mục đích nghiên cứu Về nguyên tắc, việc ghi đo hạt nhân phát sau vụ nổ cho ta thông tin để xác định loại thiết bị nổ hạt nhân biết vụ nổ xảy mặt đất hay lòng đất CTBTO (1999) đưa danh sách 47 sản phẩm phân hạch thích hợp, 28 sản phẩm ghi nhận thí nghiệm quan trắc thực hiện, 45 hạt nhân sản phẩm không phân hạch, 17 hạt nhân ghi nhận thí nghiệm trước Ở khái niệm “thích hợp” hiểu hạt nhân tạo với số lượng đủ lớn vụ nổ, thời gian bán rã hạt nhân dài đủ để thiết bị ghi nhận thời điểm sau vụ nổ khoảng vài ngày Nhiệm vụ trạm quan trắc phóng xạ IMS theo dõi xuất hạt nhân kể trên, cung cấp báo cáo trung tâm số liệu (IDC) Vienna, từ xác định liệu có có vụ nổ hạt nhân hay không? Mục tiêu xác định tất vụ nổ có lượng lớn kt (kiloton, tương đương với lượng tạo kiện phân hạch; kt = 1/10 lượng phát bom nguyên tử ném xuống Hiroshima năm 1945) Hình 17.1 hoạt độ phóng xạ 23 số 47 sản phẩm phân hạch thích hợp phát vụ nổ kt sau 5, 10, 30 ngày Hoạt độ phóng xạ lớn Phần lớn vụ thử vũ khí hạt nhân thực lòng đất, có phần sản phẩm phóng xạ phát ngồi khí quyển, tương ứng với số lượng sản phẩm phóng xạ tới trạm đo ghi nhận nhỏ Các mô hình sử dụng để thiết kế trạm đo giả thiết có 10% số nguyên tử 133Xe tạo từ vụ nổ 235U kt, 50% ngun tử 140Ba khí Các hệ số pha loãng khoảng từ 1018 đến 1020, tức hoạt độ trạm đo nhỏ Hai kết luận rút từ Hình 17.1 Thứ nhất, số hạt nhân phóng xạ có thời gian bán rã ngắn, để ghi nhận xuất hạt nhân với số liệu có ý nghĩa thống kê, việc ghi đo phải tiến hành sớm sau thời điểm vụ nổ xảy Thứ hai, hoạt độ thấp 134Cs so với 136Cs 137Cs cần phải lưu ý Điều giải thích 134Cs phản ứng phân hạch phải cạnh tranh với 134Xe Suất 134Cs nhỏ 137Cs tới 8000 lần Điều tương tự với 136Cs (cạnh tranh với 136Xe) Tuy nhiên, 136Cs có thời gian bán rã ngắn (13.16 ngày), hoạt độ thời điểm đo chút so với 137Cs Những người thực việc đo phin lọc khơng khí từ tai nạn Chernobyl nhớ rõ rằng, 134Cs xuất phổ rõ ràng Chúng sinh từ phản ứng kích hoạt hạt nhân bền 133Cs 133Cs sản phẩm phân hạch có suất lớn, q trình phân hạch tiếp diễn, số lượng 133Cs tăng lên Thời gian phân hạch 134Cs 2.065 năm Do vậy, có lò phản ứng hạt nhân đủ thời gian để tích lũy lượng 134Cs đủ lớn, vụ nổ hạt nhân khơng Số lượng 134Cs phin lọc khơng khí cho phép IMS biết nguồn gốc phóng xạ đến từ tai nạn lò phản ứng khơng phải từ vụ nổ vũ khí hạt nhân Nơtron lò phản ứng chủ yếu nơtron nhiệt, nơtron vụ nổ hạt nhân chủ yếu nơtron nhanh, khác dẫn tới khác phân bố sản phẩm phân hạch Quan sát khác phân bố sản phẩm phân hạch cho phép xác định nguồn gốc phát phóng xạ Hình 17.1 Hoạt độ 24 sản phẩm phân hạch tạo từ vụ nổ hạt nhân kt, sau ngày (trắng), 10 ngày (đen), 30 ngày (sọc) Dữ liệu lấy từ Comley (2001) Yều cầu độ tin cậy hệ thống quan trắc cao Các hệ thống phải hoạt động tự động Chúng có khoảng thời gian ngắn để bảo dưỡng (không 15 ngày năm), đồng nghĩa với việc, hệ thống phải liên tục hoạt động cung cấp số liệu 95% thời gian Các phòng thí nghiệm chứng nhận phải cam kết thực việc kiểm tra hệ thống định kỳ 17.1.4 Đo hạt nhân phóng xạ Hệ thống IMS có 80 trạm đo để thu thập số liệu phóng xạ khơng khí (sử dụng phin lọc khí) 40 trạm đo số đo trực tiếp khí 16 phòng thí nghiệm giới chứng nhận để thực việc phân tích mẫu thu thập từ trạm quan trắc Trong trường hợp, mức cảnh báo phóng xạ vượt mức cho phép cao nhất, cấp độ 5, phân tích xem xét lại số liệu từ nhiều trạm đo khác để kiểm chứng Quan trắc hạt phóng xạ Như trình bày phần trên, xác suất sản phẩm phân hạch tới trạm đo thấp, trạm đo cần phải thiết kế để đo 140Ba có hoạt độ 10 Hệ thống đo có tên gọi RASA – Radionuclide Aerosol Sampler/Analyser Các đầu đo sử dụng có hiệu suất ghi tương đối đạt 40% để đạt yêu cầu đo hoạt độ thấp thời gian hợp lý Phương pháp chuẩn hóa trực tiếp cho dải lượng từ 88 đến 1836 keV sử dụng phin lọc có mấu sử dụng Monte-Carlo phương pháp tốn học khác khơng sử dụng Sắp xếp phép đo sau:  Lấy mẫu từ phin lọc khí, thu thập hiệu suất 80% với hạt 0.2 m, 24 với tốc độ 500m3h-1  Để rã 24h để hạt sống ngắn tự nhiên phân rã hết (các hạt nhân radon – xem Phụ lục D)  Ghi phổ gamma với thời gian đo 20  Phân tích phổ báo cáo kết 72 99.9% phổ không cho thấy xuất đồng vị phóng xạ trừ 212Pb (trong chuỗi 232Th) 7Be, đồng vị phóng xạ tạo thành tự nhiên Sự xuất nhân phóng xạ nằm tron danh mục đồng vị cần theo dõi dấu hiệu cảnh bảo cố hạt nhân vụ nổ hạt nhân Kết phân tích trường hợp cần phải kiểm chứng lại phòng thí nghiệm chứng nhận khác Trong năm 2003, có 1280 mẫu đo, có lần cần phải kiểm tra bổ sung (CTBTO (2003)) Quan trắc khí trơ Hệ thống phân tích khí trơ gọi ARSA, the Automated Radioxenon Sampler/Analyser Hệ thống sử dụng hai phương pháp ghi xạ khác nhau, trùng phùng phổ kế gamma độ phân giải cao Các đồng vị cần đo 131mXr, 133Xe, 133mXe 135Xe, với giới hạn đo 1mBqm-3 với 133Xe Sắp xếp phép đo sau:  Thu thập mẫu khoảng 10 m3 khơng khí tốc độ khoảng 0.4 m3/giờ 24  Sau loại bỏ nước CO2, xenon hấp thụ vào than hoạt tính, làm cô đặc lại  Radon bị loại bỏ sắc ký khí  Đo hệ phổ kế gamma hệ trùng phùng 24  Báo cáo kết 48 Có vài khó khăn phân tích phổ, nhiên hạt nhân phóng xạ chìa khóa, 133Xe, xác định cách dễ dàng Sự phát 133Xe chưa vi phạm hiệp ước, đồng vị sử dụng phổ biến y tế Để xác định vi hiệp ước chống vũ khí hạt nhân, ta cần đánh giá hoạt độ toàn đồng vị khác Xe Việc đo tồn đồng vị Xenon gặp khó khăn chỗ số tia gamma cần xác định có lượng thấp, xác suất phát 131mXe 133mXe thấp Tất đồng vị phát tia X; trạng thái giả bền phát tia X đặc trưng Xe tia X đặc trưng khác Cs Công bố Stocki cộng (2004) giới thiệu phương pháp cải thiện để phân tích đồng vị Xenon (SPALAX) sử dụng mạng thấm khí chất hút khí trơ đặc biệt, tác giả trình bày khó khăn phải tách đỉnh tia X bị chập phổ đo đầu dò lượng thấp Phép làm khớp đạt kết tốt phân mềm phân tích sử dụng hàm Voight thay cho hàm Gauss để mơ hình hóa đỉnh tia X phổ (Chương 1, Phần 1.7.4) 17.1.5 Tình trạng Tầm quan trọng nhiệm vụ giao cho sở quan trắc phóng xạ IMS dẫn tới việc thẩm định lại tồn q trình ghi đo, qua cải thiện chất lượng ghi đo hệ phổ kế gamma Hai vấn đề rút sau Trước hết, để làm đơn giản trình tìm kiếm đỉnh hạt nhân cần quan tâm phổ gamma phin lọc khí, bước ta phải loại bỏ tất đỉnh có phơng tự nhiên Hạt nhân có ảnh hưởng mạnh vấn đề 212Pb hạt nhân Quan sát phổ, ta nhận thấy đỉnh chập ba lượng khoảng 150 keV Đỉnh chập nhận định 212Pb 212Bi, so đồ phân rã hạt nhân cho thấy Cũng khơng có trùng phùng thực gây vấn đề Nguồn chập ba xác định tổng X-X (trùng phùng hai tia X) thay trùng phùng thơng thường Hai chuyển dời nối tầng phân rã 212 Pb tạo electron biến đổi nội đồng thời, chúng bị cộng tổng giống trùng phùng Hia X Bi có tổng 149.63 keV, hai tia X Bi có tổng 154.22 keV tổng tia X với tia X 151.92 keV Hoạt độ thấp đo đỉnh phổ gamma nhỏ, dễ bị xác định sai Xác định sai, dẫn tới kết sai gây hệ mang tính chất quốc tế Do đó, cần tránh xác định sai đỉnh phổ gamma De Geer (2005) CTBTO, nghiên cứu giới hạn định Currie với giới hạn phát đỉnh (giới hạn phát Chương 5) Theo IMS, 5% nguy phát đỉnh sai không đủ tốt De Geer kết luận độ rộng phép đo đỉnh tối ưu thay đổi theo mức phông liên tục phụ thuộc vào mức nguy yêu cầu Ví dụ, với mức phơng khoảng 300 số đếm/keV, độ rộng đỉnh tối ưu 1.25 FWHM đỉnh, chiếm 85,9% tổng diện tích – hẹp chút so với giá trị thường chọn Cách làm giúp giảm thời gian phân tích phổ nhân viên phân tích xuống từ tới 10 lần Quay trở lại với trạng thái mạng lưới quan trắc CTBT, hệ thống kiểm chứng thiết lập mẫu thu thập phân tích hàng ngày, IMS đưa kết phân tích báo cáo cho IDC Có vẻ giới coi hiệp ước có hiệu lực, hi vọng quốc gia chưa ký kết thông qua hiệp ước nhập thời gian sớm Mỹ ủng hộ việc tiếp tục lịch cấm tự nguyện ủng hộ IMS tiếp tục làm việc – họ có thể; việc khơng đóng góp cho hành động hỗ trợ cho hiệp ước bắt đầu có hiệu lực Chỉ hi vọng nhiệt tình nhà khoa học, bao gồm nhà phân tích phổ gamma, giám sát các vụ thử vũ khí bất hợp pháp, giới an tồn 17.2 PHỔ HỌC GAMMA TRONG THẢI CƠNG NGHIỆP HẠT NHÂN Trong phần này, thảo luận việc đo vật liệu hoạt độ thấp có nguồn gốc từ cơng nghiệp hạt nhân Các vật liệu chất thải hạt nhân sinh điều kiện làm việc bình thường sở hạt nhân, chất thải từ trình tháo dỡ sở hạt nhân Các loại vật liệu đa dạng: đất, bụi, lớp vỏ bề mặt bị nhiễm bẩn, bê tông, bụi bẩn từ sàn, hay cặn bể chứa, ống thoát nước … Trong nhiều trường hợp, thành phần hóa học mẫu khơng biết trước, nữa, mẫu không trạng thái đồng Việc đo xác khơng thể đạt bị giới hạn thời gian kinh phí Do đó, khách hàng nhà phân tích phải thỏa thuận chất lượng chấp nhận kết đo ứng với trường hợp cụ thể Một điều may mắn phép đo chất thải hạt nhân, độ bất định tương đối lớn Khi xem xét tới hạt nhân phóng xạ mà ta ghi nhận mẫu, ta nhận thấy số lượng đồng vị xuất tương đối nhiều Tùy theo nguồn vật liệu, ta kỳ vọng ghi nhận số vật liệu sau:  Các đồng vị bắt nơtron, tức 54Mn 60Co, thép xây dựng bê tông, vật liệu bị tác động nơtron lò phản ứng  Các sản phẩm phân hạch, tức 137Cs, 144Ce 95Zr, vật liệu chất thải tái tạo  Các hạt nhân NORM, hạt nhân cháu, đất vật liệu xây dựng  Các hạt nhân siêu nặng cháu nó, tức 241Am, 237Np 233Pa, uranium tái chế vật liệu bị nhiễm bẩn uranium tái chế  235U 238U vật liệu hạt nhân Các vật liệu từ sở hạt nhân chứa uranium dạng tự nhiên, giàu 235U, nghèo 235U Trong trình làm đồng mẫu, tức trình nghiền trộn mẫu, ta cần phải lưu ý hạt nhân phóng xạ khơng phát gamma mà phát alpha, gây nhiễm bẩn phóng xạ vào khơng khí Q trình đồng hóa làm mẫu hoàn toàn Nếu ta giả sử hoạt độ mẫu hoàn toàn nhiễm bẩn bề mặt, trình rửa mẫu loại bỏ thành phần nhiễm bẩn bề mặt Ngồi ra, hình thức xử lý hóa làm cân hạt nhân mẹ hạt nhân Đo đồng vị bắt nơtronvà đồng vị phân hạch khơng khó, ta ý chút tới chồng chập số đỉnh, ta khơng gặp vấn đề phức tạp Cần phải lưu ý phân hạch hạt nhân tạo nhiều chuỗi phân rã beta Một vài số chuỗi tạo thành, tùy theo tuổi mẫu, cần ý Ví dụ, 95Zr ghi nhận, chắn hạt nhân tồn tại, 95Nb 17.2.1 Đo uranium bị thay đổi hàm lượng đồng vị Hiển nhiên mẫu uranium có nguồn gốc từ cơng nghiệp hạt nhân trạng thái giàu nghèo 235U Về nguyên lý, phổ kế gamma dễ dàng đo tỷ số 235 U/238U Nếu mẫu uranium bị thay đổi hàm lượng đồng vị, chắn mẫu bị qua xử lý hóa Do đó, chắn chắn 226Ra bị tách khỏi mẫu Điều có nghĩa rằn đỉnh 186 keV phổ hồn tồn từ 235U Đo 234Th cung cấp thông tin để đánh giá hoạt độ 238U Hoạt độ 238U đo trực tiếp với mẫu có hoạt độ cao, nhiên độ xác phép đo tương đối thấp Khó khăn xuất đo mẫu có chứa uranium tự nhiên lẫn uranium giàu uranium nghèo – chẳng hạn đất bị nhiễm bẩn Các mẫu đồng thời chứa 226Ra, tồn đất tự nhiên, lẫn 235U Hai đồng vị phát gamma có lượng khoảng 186 keV, đỉnh 186 keV phổ chồng chập hai đỉnh Hai đỉnh khơng thể tách biệt phương pháp tốn học, trừ ta biết tỷ số đồng vị hiệu dụng (Chương 16, Phần 16.3.5) Trong trường hợp đó, ta phải dùng tới đỉnh có xác suất phát thấp 143.76 keV Tuy nhiên, trừ trường hợp đặc biệt, thông thường hoạt độ đất bị nhiễm xạ thường thấp phép đo cần phải kéo dài, độ bất định diện tích đỉnh lớn Với khó khăn này, ta kết luận rằng, mẫu có hoạt độ lớn, khơng ta nên chọn phương pháp khác để xác định tỷ số đồng vị 17.2.2 Đo hạt nhân siêu nặng Trong q trình chiếu xạ lò phản ứng, hạt nhân nặng đồng vị uranium tạo nhiên liệu hạt nhân chuỗi liên tiếp trình bắt nơtronvà phân rã beta Ví dụ, phần nhỏ nơtron nhiệt tương tác với 235U tạo thành 236U, không gây phản ứng phân hạch Đồng vị có thời gian bán rã năm tiếp tục bắt nơtronđể tạo thành 237U, sau tiếp tục phân rã beta thành 237Np: 235 U(n,)236U(n,)237U 237Np Quá trình tương tự với 238U là: 238 U(n,)239U 239Np 239Pu(n,)240Pu(n,)241Pu, … Tất đồng vị plutonium, với trường hợp biệt, phân rã alpha Trường hợp cá biệt 241Pu phân rã beta thành 241Am Plutonium sử dụng để tái tạo uranium, mẫu uranium tái tạo chứa hạt nhân siêu nặng Do xác suất phát gamma thấp, hệ phổ kế gamma khó đo mẫu có hoạt độ plutonium thấp Trong số hạt nhân nặng, có 241Am 237Np phát thông qua phổ kế gamma dựa gamma 59.54 keV 241Am 86.50 keV 237Np 237Np phát gamma 29.37 keV, nhiên lượng khơng thích hợp để đo phổ kế gamma, hiệu ứng tự hấp thụ mẫu với gamma lượng thấp mạnh Ngay gamma 86.50 keV bị ảnh hưởng nhiều chồng chập tia X gamma khác 237Np thường trạng thái cân phóng xạ với hạt nhân nó, 233Pa (thời gian bán rã 27 ngày) Nếu trạng thái cân thiết lập, việc xác định hoạt độ 237 Np thực với độ tin cậy cao thông qua gamma 311.90 keV 233 Pa Gamma không bị chồng chập với gamma khác, hiệu ứng tự hấp thụ mẫu nhỏ, cung cấp MDA thấp Tuy nhiên, trình làm rã lọc mẫu thường làm mẫu bị cân phóng xạ, 233 Pa dễ hấp thụ vào bề mặt mà tiếp xúc 17.1.2 Quét thùng chất thải Chất thải hoạt độ thấp chuyển tới địa điểm cất giữ thải phóng xạ thùng – thông thường thùng thép 220 L Trước thùng đưa vào cất giữ, cần phải kiểm tra thành phần đồng vị có bên thùng, qua có giải pháp cất giữ phù hợp Như lưu ý, chất thải phóng xạ tồn nhiều dạng vật liệu khác – kim loại, vữa, bê tông, bùn, – trộn lẫn nhiều loại vật liệu thùng Hầu như, mẫu cần đo khơng đồng Nói cách khác, hoạt độ phóng xạ thường tập trung số vị trí thùng, vị trí khơng cố định mà thay đổi tùy theo thùng Phương pháp quét thùng theo đoạn phát triển để thực phép đo có độ tin cậy cao (Hình 17.2) Thùng, chứa 400 kg chất thải dạng nén, đưa qua băng truyền tới trạm đo, nơi bố trí số đầu dò, 4, gắn từ thấp đến cao Các đầu dò chuẩn trực chì cho đầu dò “thấy” phần thùng Để giải vấn đề đồng vật liệu phóng xạ tập trung vào số khu vực nhỏ, thùng quay trình đo Nếu mục tiêu cần xác định xem vật liệu thùng có phóng xạ hay khơng có phóng xạ, thành phần đồng vị biết trước không đổi, phép đo đơn giản cần sử dụng đầu dò nhấp nháy NaI(Tl) Thơng thường, ta cần xác định định lượng đồng vị có thùng, đầu dò bán dẫn HPGe sử dụng Trong trường hợp, khơng gian khơng có đủ để bố trí bình chứa nito lỏng, đầu dò làm lạnh điện (Chương 3, Phần 3.7.5) Thông thường, trạm đo, thùng đồng thời cân Phép đo cho thùng kéo dài khoảng phút, tốc độ xử lý vào khoảng 20 thùng/giờ Sau phép đo, kết đo đầu dò gộp lại để thu kết đánh giá cuối thùng đo Một cách khác để đo để thùng di chuyển theo trục tung trình đo, cách làm cần sử dụng đầu dò dùng đầu dò, thời gian cho phép đo kéo dài hơn, hệ thống học để nâng quay thùng phức tạp Thùng có kích thước lớn, mật độ vật liệu thùng cao, hiệu chỉnh tự hấp thụ gamma mẫu cần thiết Để thực hiệu chỉnh tự hấp thụ, nguồn truyền qua gắn điểm đối diện với đầu dò Nguồn sử dụng nguồn phát lượng gamma từ thấp đến cao, ví dụ nguồn 152Eu Nguồn phải có hoạt độ đủ lớn để sau đâm xuyên qua thùng, đầu dò đo cách dễ dàng Số liệu cường độ truyền qua tia gamma trường hợp có thùng khơng có thùng sử dụng để thiết lập hàm tự hấp thụ, từ hệ thống tiến hành hiệu chỉnh tự hấp thụ Cửa chập bố trí đóng đo mẫu, xuất nguồn chuẩn với hoạt độ lớn không ảnh hưởng tới kết đo Xung quanh trạm đo bố trí thiết bị đo liều để bảo đảm an toàn Ở tốc độ xử lý cao, hệ thống quét thùng có cấu tạo phức tạp Các thùng đánh mã vạch Hoạt độ đo so sánh với giá trị tham chiếu “qua/không qua”, sau tương ứng với kết đo, thùng in nhãn màu tương ứng Các thùng có hoạt độ phù hợp tự động chuyển qua phần nén thùng, để giảm kích thước thùng trước đưa vào khu vực lưu trữ Chất thải từ số địa điểm hạt chứa lượng đáng kể hạt nhân siêu nặng Trong 241Am đo dễ dàng phổ kế gamma, đồng vị plutonium đo Tuy nhiên, số đồng vị plutonium có số khối chẵn, phân hạch tự phát, phát nơtronở mức đo Các hệ thống quét thùng gamma sử dụng kết hợp với hệ thống ghi đo nơtron , qua ước lượng số plutonium có thùng Hình 17.2 Thiết kế hệ thống quét thùng (bằng phổ kế gamma): (a) Mặt cắt ngang; (b) mặt cắt đứng; 17.3 AN NINH HẠT NHÂN Trong phần này, tơi trình bày việc bảo việc bảo đảm an ninh hạt nhân số vật liệu hạt nhân đặc biệt (SNMs) Để đảm bảo vật liệu SNMs không bị sử dụng trái phép, không bị đánh cắp, cần có sở để kiểm tra số lượng SNMs địa điểm, từ nơi sản xuất tới kho chứa, địa điểm cất giữ thải Dưới liệt kê số hoạt động tiến hành để kiểm soát số lượng vật liệu SNMs:  Kiểm soát người phương tiện vào sở hạt nhân     Kiểm sốt q trình sản xuất tái tạo vật liệu hạt nhân Theo dõi hàng ngày nhà máy kho chứa Kiểm soát chất lượng sản phẩm Theo dõi hoạt động nhà máy để xác nhận khơng có vật liệu hạt nhân sản xuất ngồi kế hoạch  Kiểm sốt vật liệu thải trước đưa vào lưu giữ  Giám sát sở nghi ngờ có chứa SNMs  Giám sát biên giới quốc tế để kiểm sốt vận chuyển SNMs xun quốc gia Các cơng cụ thích hợp để thực tất hoạt động có sẵn Ở tơi trình bày nguyên lý chúng Một số thiết bị thiết kế để đo uranium, số chuyên đo uranium có plutonium, mẫu có diện hạt nhân cháu chúng sản phẩm phân hạch Một số thiết bị sử dụng người khơng có hiểu biết phổ kế gamma Trong trường hợp này, thiết bị phải cung cấp kết tin cậy mà không phụ thuộc yếu tố người dùng SNMs định nghĩa tất plutonium, uranium làm giàu 20% (gọi Nguyên liệu độ giàu cao HEU) 233U Các vật liệu sử dụng để chế tạo vũ khí hạt nhân Đặc điểm chung chúng chúng có tiết diện phân hạch cao Không may đặc trưng phát gamma vật liệu không phù hợp để đo hệ phổ kế gamma Tất đồng vị mà ta quan tâm phát alpha với cường độ lớn, xác suất phát gamma chúng nhỏ nhỏ Ví dụ, 239Pu phát apha 5.157 MeV với cường độ 70.79%, tia gamma cường độ mạnh lại có 51.62 keV, xác suất phát 0.0269% Với 240Pu, alpha có lượng 5.168 MeV phát với cường độ 72.74%, gamma có cường độ 0.0450% lượng nhỏ 45.24 keV Các gamma có lượng thấp, nằm vùng có bị chồng chập với nhiều đỉnh nhỏ khác, có đỉnh tia X Hơn nữa, lượng gamma nhỏ dẫn tới xác suất bị hấp thụ mẫu tăng lên đáng kể, khiến cho phép đo gặp nhiều khó khăn Trong phép đo thuộc lĩnh vực an ninh hạt nhân, lượng mẫu thường lớn, xác suất phát gamma nhỏ vấn đề nghiêm trọng Thời gian đo thường kéo dài vài phút Trong số trường hợp cụ thể, giới hạn phát chấp nhận nằm dải cỡ gam Trong SNMs có xác suất phát gamma nhỏ, vật liệu lại có tốc độ phân hạch tự phát cao, phát nơtron Hình 17.3 biểu diễn tốc độ phát nơtron từ phân hạch tự phát số hạt nhân cần quan tâm Dễ thấy đồng vị có số khối chẵn plutonium phát nơtron mạnh Trong ứng dụng an ninh hạt nhân, hệ thống đầu dò nơtron thường sử dụng kết hợp với phổ kế gamma Tốc độ phát phân hạch 235U khơng đủ lớn để đo phép đo nơtron thụ động, hệ thống chủ động, nơtron từ nguồn đồng vị từ thiết bị phát nơtron sử dụng để tạo phân hạch, hồn tồn đo Hình 17.3 Xác suất phát nơtron phân hạch đồng vị uranium plutonium 17.3.1 Đo độ giàu Đo độ giàu đồng vị uranium mẫu có uranium tương đối dễ 235U phát nhiều gamma, có ba gamma có cường độ phát thích hợp 187.72, 143.76 163.33 keV, theo thứ tự cường độ phát giảm dần 238U phát gamma lượng 49.55 keV với cường độ phát thấp, khó đo, hạt nhân 234Th 234 Pa, phát gamma với cường độ phát lớn nhiều (cần nhớ lại rằng, thời gian bán rã dài 234U ngăn khả phát triển hạt nhân phía sau nó) Ở 63.28 keV, đỉnh chập 92.37+92.79 keV, 234Th không dễ đo, trừ hệ phổ kế có độ phân giải cao; khơng có đồng plutonium, 234mPa phát hai gamma 766.37 keV 1001.03 keV, có cường độ phát thấp đo Thiết bị đo kiểm soát độ giàu, cấu thành từ đầu dò độ phân giải thấp cao, lấy hai ROI (region of interest) phổ Một vùng rơi vào đỉnh 185.72 keV, nơi số đếm yếu đóng góp 235U, đo phân phông Compton gamma 1001.03 keV 234mPa (hạt nhân đại diện cho 235 U) Với cấu vậy, ta dễ hiểu hệ thống cần sử dụng đầu dò độ phân giải cao đầu dò độ phân giải thấp Gần đây, hệ thống làm lạnh điện trở nên phổ biến hơn, thiết bị đo độ giàu cầm tay phát triển nhiều Giới hạn thiết bị đo độ giàu chúng thích hợp để đo mẫu mà uranium trạng thái cân phóng xạ với hạt nhân chúng mẫu phải có “độ dày vơ hạn” Như vậy, mẫu nặng tới mức mà tia gamma từ phần mẫu nằm xa đầu dò bị hấp thụ hồn tồn mẫu Mẫu lớn khơng tác động lên phổ mà giúp tránh khơng xác hệ số hiệu chỉnh tự hấp thụ mẫu 17.3.2 Phổ plutonium Các mẫu có chứa uranium plutonium (hoặc chí chứa plutonium) có phổ gamma phức tạp Các hệ phổ kế có độ phân giải thấp không phù hợp trường hợp Như trình bày trên, cường độ phát gamma đồng vị plutonium nhỏ Đỉnh có cường độ mạnh lại có lượng thấp phát kèm theo tia X lớp L tia X lớp K uranium neptunium, kèm theo đỉnh thoát Ge đỉnh tổng tia X Các mẫu hàm lượng cao xuất tia X Pu tự phát huỳnh quang gây gamma alpha phát Do vậy, để phân tích phổ tách đỉnh chập phổ cách hiệu quả, đầu dò sử dụng cần phải có độ phân giải cao vùng lượng thấp cỡ 122.1 keV Hình 17.4 phổ vật liệu tham chiếu plutonium, có chứa tất đồng vị, hạt nhân 241Pu Tài liệu NUREG (Reilly cộng (1991)) trình bày tất phương án đo thụ động vật liệu tham chiếu - nơtron gamma Điều cần quan tâm đặc trưng phân rã đồng vị plutonium vùng phổ cần phân tích để đo plutonium (Sampson (1991)) Vùng quanh cỡ 100 keV đặc biệt “bận” chứa tất thơng tin để tính tốn độ phổ cập đồng vị Vùng chứa tất 15 đỉnh với kích thước khác nhau, cần tách chương trình phân tích phổ tinh vi Trong vùng này, dạng đỉnh tia X bắt đầu khác đáng kể so với dạng đỉnh gamma Dạng đỉnh theo phân bối Voight tia X cần phải xét tới (Chương 1, Phần 1.7.4) Phổ phân tích chương trình, code tính tốn, thiết kế riêng cho plutonium Một phần mềm MGA – Multi Group Analysis code – viết Gunnink (1960) phát triển Lawrence Livermore National Laboratory Code cấp cho tất nhà sản xuất thiết bị lớn, người mở rộng code theo nhiều cách khác Code lấy liệu hạt nhân đồng vị, sau tiến hành thủ tục làm khớp với phổ thực nghiệm, rút độ phổ cập đồng vị mẫu Các hệ thống sử dụng MGA không cần chuẩn hiệu suất kết rút dạng tương đối Các kết sau suy tuyệt đối, khối lượng tổng mẫu chắn biết Nhiều phiên chỉnh sửa MGA sử dụng cho mục đích đặc biệt – MGAU để phân tích đồng vị mẫu chứa uranium, hay MGAHI để phân tích phổ lượng cao từ đầu dò đồng trục thay cho đầu dò lượng thấp Một phiên đặc biệt (MGA++, ORTEC) xử lý phổ lượng thấp phổ lượng cao Hình 17.4 Phổ gamma (a) 239Pu, so với (b) mẫu già vật liệu tham chiếu Pu (A460, đồng vị Pu hỗn hợp) 17.3.3 Các mẫu tươi mẫu già Sơ đồ phân rã rút gọn đồng vị Pu đưa Bảng 17.1 Cần ý rằng, đồng vị có thời gian bán rã tương đối ngắn so với đồng vị anh em chúng Điều quan trọng với chương trình máy tính có sử dụng lượng tương đối đồng vị khác phân tích phổ gamma hỗn hợp U Pu 238U có thời gian bán rã 87.74 năm phân rã thành 234U 234U đồng vị kèm với 238U 241Pu có thời gian bán rã 14.33 năm, nhanh chóng sau bị tách, phân rã thành 241Am thơng qua phân rã beta Do xác suất phát gamma thấp, sau 30 ngày phân rã, đỉnh 59.54 keV 241Am lớn gấp 25 lần đỉnh gamma 241Pu Thêm vào đó, xác suất kênh phân rã alpha 241Pu thấp (0.0025%) tạo 247U Cả 241Am 247U phân rã 247Np (phân rã alpha phân rã beta), phát số tia gamma Đặc biệt, hai phát gamma 59.54 keV Trong thực tế, thời gian bán rã ngắn số lượng đồng vị sinh nhanh, 247U phức tạp 241Am, báo hòa sau 70 ngày Mặt khác, thông tin 237U sinh cung cấp số phép đo gamma đơn giản, sử dụng để xác định 241Pu trạng thái cân thiết lập Hình 17.4 so sánh phổ nguồn 241 Pu tươi (a) nguồn tham chiếu trộn , đồng vị Pu già (b) Sự vượt trội đỉnh 59.54 keV phổ Hình 17.4(b) rõ ràng Đối với phân tích phổ gamma, ta nhận thấy hoạt độ cao phức tạp đỉnh phổ vùng 40 keV khó khăn gặp phải Để giải vấn đề tốc độ đếm cao, ta đặt phin lọc kim loại nặng vào mẫu đầu dò để hấp thụ gamma lượng thấp; 0.8 mm kẽm hấp thụ 80% tất gamma có lượng 80 keV 98% gamma 59.54 keV Hiển nhiên, phần mềm viết cho trường hợp trạng thái cân phóng xạ thiết lập sản phẩm mẫu không xử lý cho trường hợp mẫu khơng cân phóng xạ Bảng 17.1 Sơ đồ phân rã đồng vị plutonium 17.3.4 Hấp thụ tia gamma Ta xét trường hợp MGA sử dụng gamma lượng thấp Rõ ràng số gamma bị hấp thụ trước tới đầu dò đáng kể Trước hết, gamma bị hấp thụ mẫu, mẫu uranium plutonium thành phần mẫu có mật độ lớn Tiếp nữa, mẫu đặt cơng-te-nơ che chắn Thơng thường, MGA có khả rút hệ số hấp thụ cách xét tỷ số diện tích đỉnh 239 Pu Các hệ số cho phép hiệu chỉnh hấp thụ gamma trước tới mẫu Tuy nhiên, lớp che chắn q dày, khơng có gamma 100 keV đo Trong trường hợp này, MGA cần chuyển sang chế độ đo lượng cao 17.3.5 Các thiết bị kiểm soát cầm tay Các thiết bị di động, xách tay thuận tiện theo dõi kiểm tra trường Các hệ thống sử dụng đầu dò nhấp nháy NaI(Tl) giải pháp, nhiên hệ thống hướng tới việc phát không sử dụng để nhận diện Để nhận diện, đầu dò độ phân giải cao cần sử dụng Các đầu dò HPGe cầm tay, kèm theo máy tính xách tay kèm giải pháp Giới hạn thiết bị chúng cần làm lạnh nhiệt độ nitơ lỏng để làm việc Gần đây, phát triển hệ thống làm lạnh điện giúp thiết bị thực trở thành hệ phổ kế độ phân giải cao di động Một điểm yếu thiết bị chúng khơng có lớp che chắn bên ngồi đo mơi trường có nhiều nguồn phóng xạ Một số thiết kế bố trí hệ che chắn nhiều lớp bên buồng đặt đầu dò Ở địa điểm có nhiều nguồn phóng xạ, thể tích chất hấp thụ cần phải giảm xuống, tổng khối lượng khơng đổi Một hệ thống bố trí tốt giúp loại bỏ đỉnh tán xạ ngược khỏi phổ qua giúp phổ gamma vùng lượng thấp rõ ràng Một giải pháp khác thay đầu dò HPGe đầu dò bán dẫn CdZnTe (CZT) Đây loại đầu dò làm việc nhiệt độ phòng, có độ phân giải lượng tốt nhiều so với đầu dò nhấp nháy, đầu dò HPGe (Hình 17.5) Các gói phần mềm có (MGA PC/FRAM) cấu hình để sử dụng với đầu dò CZT Việc sử dụng loại đầu dò an ninh hạt nhân minh chứng công bố Arlt cộng (2000) Sự cải thiện chất lượng tinh thể CdZnTe thiết kế loại đầu dò giúp cải tiện độ phân giải, nâng cao tỷ số đỉnh phông giảm phần kéo dài đỉnh, qua giúp cho đầu dò loại trở nên hiệu sử dụng Các đầu dò CdZnTe cần có kích thước nhỏ giới hạn khả thu thập điện tích Tuy nhiên, với số ứng dụng, kích thước nhỏ lại lợi Đặc biệt với thiết bị di động Hình 17.5 Một phần phổ gamma mẫu Pu hỗn hợp, đo đầu dò CZT (đường liền nét) đầu dò NaI(Tl) (đứt nét) 17.4 PINS – PHỔ KẾ NƠTRON ĐỒNG VỊ DI ĐỘNG Ví dụ cuối mà tơi đưa “phổ kế gamma giúp giới an toàn hơn” hệ phổ kế đo gamma tức thời PINS (Portable Isotopic Neutron Spectrometry) phát triển để thực phép phân tích trường Đối tượng phân tích loại vũ khí, khơng phát phóng xạ Phép phân tích cho ta biết thành phần vũ khí, tìm kiếm vũ khí hóa học, vũ khí gây nổ lớn, để giúp đưa trình hủy vũ khí thích hợp Hệ phổ kế tích hợp sẵn nguồn phát nơtron Khi nguồn mở ra, đối tượng đo bị chiếu nơtron phản ứng (n,) (n,n’) xảy Gamma tức thời phát từ giải kích thích hạt nhân Dải lượng gamma lớn nhiều so với gamma phát từ nguồn đồng vị, trung bình cỡ MeV Ngồi carbon, hydrogen oxygen, vũ khí hóa học chứa nito, flo, phốt-pho, lưu huỳnh, clo arsenic, tất thành phần phát gamma đặc trưng bị chiếu Bảng 17.2 liệt kê thành phần vũ khí hóa học vũ khí gây nổ lớn Nguyên lý đơn giản: chiếu xạ vào đối tượng cần đo, đo phổ khoảng thời gian, phân tích phổ để nhận diện thành phần Nguồn phát nơtron nguồn đồng vị 252 Cf phát xung nơtron Đầu dò dùng đầu dò HPGe NaI(Tl) Bảng 17.2 Thành phần ngun tố vũ khí hóa học vật liệu nổ Hãng sản Các nguyên tố ma trận Các ngun tố chìa khóa xuất H C N O F P S Cl As Clark II * * * _ _ _ _ * * Lewisite * * _ _ _ _ _ * * Phosgen e _ * _ * _ _ _ * _ Tabun * * * * _ * _ _ _ Sarin * * _ * * * _ _ _ VX * * * * _ * * _ _ TNT * * * * _ _ _ _ _ TÀI LIỆU THAM KHẢO CHƯƠNG • Thơng tin CTBTO tìm thấy website http://www.ctbto.org Đặc biệt tài liệu sau: De Geer, L.-E (1999) CTBT Relevant Nuclides, CTBTO Technical Report PTS/IDC1999/02, Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty Organization, Vienna, Austria CTBTO (2003) Report of the Executive Secretary to the 21stSession of the Preparatory Commission for the Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty Organization, CTBT/PC21/1/Annex III, Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty Organization, Vienna, Austria • Cái nhìn tiêu chuẩn Currie: De Geer, L.-E (2005) A Decent Currie at the PTS, CTBT/PTS/TP/2005-1, Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty Organization, Vienna, Austria • Thơng tin IMA (nguồn liệu sử dụng Hình 17.1 : Comley, C (2001) Radionuclide monitoring at AWE, Discovery, 3, 10–13 Comley, C., Price, O (2003) Verification Yearbook, VERTIC, London (Ed Findlay, T.) pp 141–150 • Phương pháp đo đồng vị Xe: Stocki, T.T., Bean, M., Ungar, K.R., Toivonen, H., Zhang, W., Whyte, J and Meyerhof, D (2004) Low level noble-gas measurements in the field and laboratory in support of the Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty, Appl Radiat.Isotopes, 61, 231–235 • Đo vật liệu hạt nhân: Reilly, D., Ensslin, N and Smith, H (eds) (1991) Passive Nondestructive Assay of Nuclear Materials, NUREG/CR-5550 and LA-UR-90-732, NUREG, Washington, DC Sampson, T.E (1991) Plutonium isotopic composition by gamma-ray spectroscopy, in Passive Nondestructive Assayof Nuclear Materials, NUREG/CR-5550 and LA-UR-90732, D Reilly, N Ensslin and H Smith (Eds), NUREG,Washington, DC, pp 221–272 • Các thiết bị đo an ninh hạt nhân: Canberra (1996) IMCA: A Dedicated Instrument for Uranium Enrichment Measurements in Safeguards Inspections, Canberra Application note (available at http://www.canberra.com/literature/1048.asp) This note is followed by a number of useful references to programs for achieving isotopic analysis Canberra (1997) U-Pu InSpector: A Dedicated Instrument for Assessing the Isotopic Composition of Uranium and Plutonium, Canberra Application note (available athttp://www.canberra.com/literature/1049.asp) • Phần mềm phân tích đồng vị: Gunnink, R (1990) MGA: A Gamma-ray Spectrum Analysis Code for Determining Plutonium Istopic Abundances, LLNL Report: UCRL-LR-103220, USDOE, Washington, DC Koskelo, M.J.,Wilkins, C.G and Fleissner, J.G (2001) Comparison of the performance of different plutonium isotopic codes using a range of detector types, presented at the 23rd ESARDA Annual Symposium on Safeguards and Nuclear Material Management, Brugge, Belgium, May 7–11 (available at http://www.canberra.com/literature/1180.asp) • Các đầu dò CZT: Arlt, R., Ivanov, V and Parnham, K (2000) Advantages and Use of CdZnTe Detectors in Safeguards Measurements (available at http://www.evproducts.com/cz_white_papers.html) ... lượng cao Hình 17. 4 Phổ gamma (a) 239Pu, so với (b) mẫu già vật liệu tham chiếu Pu (A460, đồng vị Pu hỗn hợp) 17. 3.3 Các mẫu tươi mẫu già Sơ đồ phân rã rút gọn đồng vị Pu đưa Bảng 17. 1 Cần ý rằng,... từ thiết bị phát nơtron sử dụng để tạo phân hạch, hồn tồn đo Hình 17. 3 Xác suất phát nơtron phân hạch đồng vị uranium plutonium 17. 3.1 Đo độ giàu Đo độ giàu đồng vị uranium mẫu có uranium tương... nơtron , qua ước lượng số plutonium có thùng Hình 17. 2 Thiết kế hệ thống quét thùng (bằng phổ kế gamma): (a) Mặt cắt ngang; (b) mặt cắt đứng; 17. 3 AN NINH HẠT NHÂN Trong phần này, tơi trình bày