Xác định các đặc trưng của thanh nhiên liệu hạt nhân dựa vào những bức xạ gamma năng lượng thấp và tia x

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN KHOA VẬT LÝ  - - NGUYỄN HOÀNG ANH XÁC ĐỊNH CÁC ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN DỰA VÀO NHỮNG BỨC XẠ GAMMA NĂNG LƢỢNG THẤP VÀ TIA X LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ HÀ NỘI - 2012 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN KHOA VẬT LÝ _ NGUYỄN HOÀNG ANH XÁC ĐỊNH CÁC ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN DỰA VÀO NHỮNG BỨC XẠ GAMMA NĂNG LƢỢNG THẤP VÀ TIA X Chuyên ngành : Vật lý nguyên tử, hạt nhân lƣợng cao Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC: TS Phạm Đức Khuê Hà nội - 2012 MỤC LỤC DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ TÊN VIẾT TẮT MỞ ĐẦU CHƢƠNG I MỘT SỐ ĐẶC TRƢNG CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN I.1 Đặc điểm chung .7 I.1.1 Nguyên tố Urani tự nhiên I.1.2 Dãy phóng xạ Urani tự nhiên I.2 Nhiên liệu Urani 12 I.2.1 Quá trình làm giàu Urani 13 I.2.2 Urani nghèo 14 I.2.3 Dãy phân rã Urani nhiên liệu hạt nhân 15 I.2.4 Cơ chế phân hạch lò phản ứng 16 I.3 Các phƣơng pháp dùng để xác định hàm lƣợng 235U nhiên liệu 18 I.3.1.Các phương pháp có phá hủy mẫu 18 I.3.2 Các phương pháp không phá hủy mẫu (NDA) 20 CHƢƠNG II PHƢƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH HÀM LƢỢNG 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 26 II.1.3 Đường chuẩn lượng 27 II.1.4 Xây dựng đường cong hiệu suất ghi 29 II.2 Xác định độ giàu urani phƣơng pháp phổ kế gamma 31 II.2.1 Cơ sở phương pháp phổ gamma 32 II.2.2 Tỉ số hoạt độ đồng vị kỹ thuật chuẩn 33 II.2.3 Mối liên hệ tỉ số khối lượng tỉ số hoạt độ 34 II.2.4 Các vạch phổ gamma dùng để xác định tỷ số hoạt độ đồng vị Urani35 II.3 Xác định sai số đóng góp kết xử lý 37 II.3.1 Sai số thống kê hay sai số ngẫu nhiên 37 II.3.2 Sai số hệ thống 38 II.3.3 Công thức truyền sai số 39 II.4 Một số hiệu chỉnh nâng cao độ xác kết đo 39 II.4.1 Hiệu ứng thời gian chết 39 II.4.2 Hiệu chỉnh chồng chập xung 40 II.4.3 Hiệu ứng cộng đỉnh 40 CHƢƠNG III THỰC NGHIỆM VÀ KẾT QUẢ .42 III.1 Mẫu vật liệu Uranium 42 III.2 Một số phần mềm ghi nhận phân tích số liệu thực nghiệm 43 III.2.1 Phần mềm ghi nhận xử lý phổ gamma 43 III.2.2 Phần mềm sử dụng để hỗ trợ phân tích số liệu 44 III.3 Phân tích số liệu kết 46 III.3.1 Xử lý kết đo mẫu chuẩn urani dạng bột 46 III.3.2 Xử lý kết đo mẫu vật liệu Uran1 Uran2 chưa biết độ giàu .52 III.4 Đánh giá sai số nhận xét kết thực nghiệm 58 III.4.1 Đánh giá sai số đóng góp 59 III.4.2 Nhận xét kết thực nghiệm 60 KẾT LUẬN 61 TÀI LIỆU THAM KHẢO 62 PHỤ LỤC 64 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 lƣợng EU – Enriched Uranium, Urani đƣợc làm giàu DU – Depleted Uranium, Urani nghèo Iγ - Gamma ray intensity, cƣờng độ xạ tia gamma, đƣợc gọi xác suất phát xạ BWR - Boiling Water Reactors, lò phản ứng hạt nhân sử dụng công nghệ nƣớc sôi PWR – Pressurized Water Reactors, lị phản ứng sử dụng cơng nghệ nƣớc áp lực ICPMS - Inductively coupled plasma mass spectrometry, khối phổ kế cảm ứng Plasma NDA – Non Destructive Analysis, phân tích khơng phá hủy mẫu ADC – Analog to Digital Converter, biến đổi tƣơng tự số MCA – Multichannel Analyzer, phân tích biên độ nhiều kênh FET - Field Effect Transistor, transito trƣờng AMC - Access Method Configuration, thƣ viện cấu hình phƣơng pháp tiếp cận phổ, liệu phân tích phổ theo loại mẫu cụ thể MỞ ĐẦU Ngày nay, công công nghiệp hóa đại hóa đất nƣớc, việc phát triển cơng nghiệp lƣợng đƣợc đặt lên hàng đầu, tiên cho ngành nghề, lĩnh vực khác phát triển theo Một mục tiêu phát triển công nghiệp lƣợng quốc gia nhƣ Việt Nam phát triển lƣợng điện hạt nhân nhằm giải vấn đề thiếu hụt lƣợng thời điểm nhƣ thay dần nguồn lƣợng hóa thạch khác ngày cạn kiệt dần tƣơng lai Trong lĩnh vực lƣợng 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 lƣợng, vấn đề quan trọng Việt Nam chƣa có cơng nghệ làm giàu nhiên liệu hạt nhân, việc phát triển điện hạt nhân dựa vào nhập nhiên liệu Do việc có đƣợc thơng tin xác nhiên liệu hạt nhân nhƣ 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 trƣng nhiên liệu có nhiều phƣơng pháp khác đƣợc ứng dụng, phƣơng pháp phân tích chia thành hai loại chính: phân tích phá hủy mẫu, thƣờng sử dụng khối phổ kế hấp thụ nguyên tử, khối phổ kế cảm ứng plasma (ICP-MS), phổ kế anpha, phƣơng pháp không phá hủy mẫu (NDA) chủ yếu sử dụng phổ kế gamma độ phân giải cao Mỗi phƣơng 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 phƣơng pháp phù hợp Ngày nay, nhờ phát triển hệ phổ kế gamma với đetectơ bán dẫn gecmani siêu tinh khiết với độ phân giải lƣợng cao, phƣơng pháp phân tích urani dựa sở đo xạ gamma phát từ phân rã phóng xạ tự nhiên đƣợc sử dụng phổ biến, đáp ứng đƣợc yêu cầu nghiên cứu nhƣ ứng dụng Dựa vào đặc trƣng xạ gamma lƣợng thấp đồng vị nhiên liệu urani phát ra, ta bổ sung phƣơng pháp phân tích nhiên liệu urani đo phổ tia X gamma mềm sử dụng sử dụng đetetơ bán dẫn nhƣ 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 mơṭsố kết nghiên cứu thực nghiệm việc phân tích số mẫu urani sử dụng phƣơng pháp đo phổ gamma lƣợng thấp với đêtectơ bán dẫn Ge siêu tinh khiết giải rộng Dựa đặc tính phân rã tự nhiên đồng vị chuỗi urani, hàm lƣợng mẫu urani đƣợc xác định thông qua việc đo tỷ số hoạt độ hạt nhân cháu hạt nhân bố mẹ Việc sử dụng đƣờng cong hiệu suất ghi tƣơng đối nhƣ kỹ thuật chuẩn kết hợp với đo tia gamm vùng lƣợng thấp đƣợc áp dụng để xác định hàm lƣợng thành phần mẫu vật liệu urani Về bố cục, phần mở đầu, kết luận, tài liệu tham khảo phụ lục, luận văn đƣợc chia thành chƣơng sau: Chương I: Một số đặc trưng nhiên liệu hạt nhân, trình bày tổng quan urani phƣơng pháp xác định thành phần, hàm lƣợng mẫu urani Chương II: Phương pháp xác định thành phần hàm lượng urani, giới thiệu phƣơng pháp phổ gamma lƣợng thấp, đƣờng cong hiệu suất ghi tƣơng đối, tính tỷ số hoạt độ thành phần phƣơng 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 đƣợc việc xác định thành phần hàm lƣợng số mẫu urani CHƢƠNG I MỘT SỐ ĐẶC TRƢNG CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN I.1 Đặc điểm chung Để thay cho nguồn nhiên liệu hóa thạch tự nhiên, lựa chọn lƣợng hạt nhân số lựa chọn nhiều quốc gia Dựa sở sử dụng lƣợng đƣợc giải phóng sau phản ứng phân hạch số đồng vị nặng, qua q trình chuyển hóa thu đƣợc điện phục vụ cho nhu cầu ngƣời Tuy nhiên, đồng vị nặng đƣợc sử dụng để làm nhiên liệu hạt nhân, ngun nhân chế phân hạch hàm lƣợng nguyên tố [1] Có nguyên tố nặng nhƣng lại khơng có chế phân hạch tự phát ngƣợc lại, có nguyên tố có khả phân hạch tự phát giải phóng lƣợng lƣợng lớn, nhƣng hàm lƣợng tự nhiên lại thấp, dẫn đễn chi phí xử lý cao địi hỏi cơng nghệ phức tạp Vì lý đó, Urani đƣợc lựa chọn nhiên liệu hạt nhân lý tƣởng để phục vụ cho Việc hiểu biết đặc trƣng nguyên tố nhƣ 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 mịn, khơng khí tạo lớp vỏ oxit màu đen thuộc nhóm Actini, có số nguyên tử 92 bảng tuần hồn, đƣợc 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 nhƣng phổ biến đồng vị urani-238 (238U) urani-235 (235U) Tất đồng vị urani khơng bền có tính phóng xạ yếu Urani có khối lƣợng nguyên tử nặng thứ nguyên tố tự nhiên, xếp sau Plutoni Mật độ urani lớn mật độ chì khoảng 70%, nhƣng khơng đặc vàng hay wolfram Urani có mặt tự nhiên với nồng độ thấp khoảng vài ppm (10-4 %) đất, đá nƣớc, đƣợc sản xuất thƣơng mại từ khoáng sản chứa urani nhƣ uraninit [1] Trong tự nhiên, urani đƣợc tìm thấy dạng 238 U (99.284 %), 235 U (0.711 %), lƣợng nhỏ 234U (0.0058 %) Urani phân rã chậm phát hạt anpha Chu kỳ bán rã 238U khoảng 4.47 tỉ năm năm, đƣợc sử dụng để xác định tuổi Trái Đất 235 U 704 triệu Hình 1.1 Urani màu xám bạc, với lớp vỏ oxit bị ăn mịn khơng khí Hiện tại, ứng dụng urani dựa tính chất hạt nhân 235 U đồng vị nhất, tồn tự nhiên, có khả phân hạch cách tự phát 238 U phân hạch neutron nhanh, đƣợc chuyển đổi thành Plutoni-239 (239Pu), sản phẩm tự phân hạch đƣợc lò phản ứng hạt nhân Đồng vị có khả tự phân hạch khác Urani-233 (233U) đƣợc tạo từ Thori tự nhiên vật liệu quan trong công nghệ hạt nhân Trong 238 U 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 đƣợc dùng làm nhiên liệu cho nhà máy điện hạt nhân Ngồi ra, urani cịn đƣợc dùng làm chất nhuộm màu có sắc đỏ-cam đến vàng chanh cho thủy tinh urani Nó đƣợc dùng làm thuốc nhuộm màu sắc bóng phim ảnh Martin Heinrich Klaproth đƣợc công nhận ngƣời phát urani khống vật Pitchblend năm 1789 Ơng đặt tên nguyên tố theo tên hành tinh Uranus (sao Thiên Vƣơng) Trong đó, Eugène-Melchior Péligot ngƣời chiết tách thành công kim loại tính chất phóng xạ đƣợc Antoine Becquerel phát năm 1896 Nghiên cứu Enrico Fermi tác giả khác bắt đầu thực năm 1934 đƣa urani vào ứng dụng cơng nghiệp lƣợng 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 nhƣ hình 1.2 [7] Các họ phóng xạ tự nhiên có chung đặc điểm nhƣ 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 lƣợng dƣ sau phản ứng Các tia gamma mang lƣợng bƣớc sóng đặc trƣng cho đồng vị - Mỗi họ có đồng vị sống lâu (chu kỳ rã lớn) đứng đầu họ (đứng đầu họ Uranium 238 U92 đứng đầu họ Actinium nằm vị trí cuối (Cuối dãy Uranium 206 235 U92) đồng vị bền Pb82 cuối dãy Actinium 207 Pb82) Mỗi họ có thành viên tồn dƣới dạng khí phóng xạ, đồng vị nguyên tố Radon (Rn) Dãy phóng xạ 235U 238U tự nhiên Các đồng vị phóng xạ dãy 238U dãy 235U đặc trƣng phân rã phóng xạ nhƣ chu kỳ bán rã, loại phân rã lƣợng xạ alpha, gamma, lƣợng cực đại xạ beta đƣợc đƣa bảng số liệu 1.1 1.2 tƣơng ứng [2] Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ 235U có số khối đƣợc mơ tả biểu thức: A = 4n + 3, với n có giá trị biến đổi từ 51 đến 58 Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ 238U có số khối đƣợc mô tả biểu thức: A = 4n + 2, với n số nguyên biến đổi từ 51 đến 59 III.4 Đánh giá sai số nhận xét kết thực nghiệm Tổng hợp kết xác định hàm lƣợng đồng vị urani mẫu từ bảng 3.4, 3.6 3.8 đƣợc thống kê bảng 3.9 hình 3.16 Bảng 3.9 Tổng hợp kết xác định hàm lượng urani mẫu Mẫu vật liệu Mẫu bột ( Mẫu vật liệ Mẫu vật liệ Ham luong urani (%) 10000 1000 100 99.627 % 99.81 % 99.681 % 10 0.37 % 0.1 0.01 0.00287% 0.0023 % 1E-3 1E-4 Maubot MauUran1 MauUran2 Loai mau urani Hình 3.16 Tổng hợp hàm lượng Urani mẫu đo 58 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 hƣởng đáng kể đến kết thu đƣợc 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 lƣợng xác cho hệ đo, v v… Trong q trình xử lý số liệu, đỉnh gamma đƣợc lựa chọn đỉnh có số liệu thống kê tốt, khơng bị can nhiễu đỉnh gamma khác, hiệu chỉnh hiệu ứng cộng đỉnh, sử dụng cơng cụ tốn 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 phƣơng pháp truyền sai số sử dụng biểu thức 2.11 2.12: n F2  Các sai số đƣợc đánh giá cụ thể nhƣ sau: - Thống kê số đếm đỉnh gamma trừ phơng, 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 % - Cƣờng 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 tồn phần đƣợc tính theo công thức truyền sai số đƣợc xác định nằm phạm vi ÷ 15 % Sai số hiệu suất ghi đêtectơ hiệu ứng tự hấp thụ tia gamma mẫu đƣợc loại bỏ sử dụng kỹ thuật chuẩn Hiệu ứng cộng đỉnh khơng đáng kể mẫu đƣợc đo vị trí cách xa đetectơ 59 i III.4.2 Nhận xét kết thực nghiệm Việc áp dụng kỹ thuật chuẩn vào vùng lƣợng thấp phổ xạ gamma tia X hồn tồn tính toán đƣợc thành phần hàm lƣợng đồng vị có mẫu nhiên liệu, vật liệu hạt nhân Kết xử lý mẫu chuẩn cho thấy độ xác phƣơng pháp cao, sai số đo đạc tính tốn (từ % đến 15 %) nằm phạm vi chấp nhận đƣợc vật lý hạt nhân thực nghiệm Bên cạnh đó, việc xác định đƣợc hàm lƣợng (hay độ giàu) đồng vị Urani phạm vi rộng (từ 0.001 % 99.8 %) cho thấy độ rộng vùng khảo sát phƣơng pháp lớn Cùng với việc khảo sát, tính tốn đƣợc thành phần hàm lƣợng đồng vị hai mẫu Urani dạng khối, có hình dạng cho thấy lợi to lớn phƣơng pháp áp dụng vào việc khảo sát đặc trƣng nhiên liệu hạt nhân thực tế 60 KẾT LUẬN Phƣơng pháp xác định đặc trƣng vật liệu hạt nhân sử dụng phổ kế gamma bán dẫn với ƣu điểm khơng cần phá mẫu, quy trình thực nghiệm tƣơng đối đơn giản, nhiên đòi hỏi kỹ phân tích xử lý số liệu phức tạp tinh tế Trong năm gần có cơng trình nghiên cứu phƣơng 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 lƣợng cao, đỉnh gamma ghi nhận đƣợc bị can nhiễu, hiệu suất ghi lớn Việc sử dụng các xạ gamma lƣợng thấp tia X cịn gặp khó khăn việc ghi nhận phân tích phổ nhƣ chồng chập đỉnh phổ, phông compton lớn, hiệu suất ghi thấp đêtectơ đồng trục, Luận văn tập trung tìm hiểu sử dụng phƣơng pháp đo phổ gamma lƣợng thấp tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn cách chọn đồng vị vật liệu làm chuẩn để xác định thành phần hàm lƣợng uran Các kết luận văn bao gồm: Nghiên cứu tổng quan nhiên liệu hạt nhân nói riêng vật liệu Urani nói chung Tìm hiểu phƣơng pháp kỹ thuật thực nghiệm xác định hàm lƣợng urani Tập trung vào phƣơng pháp đo phổ gamma lƣợng thấp sử dụng đetectơ bán dẫn siêu tinh khiến HPGe kết hợp với kỹ thuật chuẩn Xây dựng cơng thức tính tốn tỉ số hoạt độ, tỉ số khối lƣợng đồng vị, xác định hàm lƣợng đồng vị urani có mẫu vật liệu urani Đã nhận diện đƣợc đồng vị urani (234U, 235U, 238U) đồng vị cháu mẫu nghiên cứu dựa lƣợng tia gamma ghi nhận đƣợc vùng lƣợng thấp Đã xác định đƣợc hàm lƣợng 03 mẫu urani, có 01 mẫu biết trƣớc hàm lƣợng 02 mẫu chƣa có thơng tin Các kết nghiên cứu có độ tin cậy cao, cho thấy khả sử dụng tia gamma lƣợng thấp tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn để xác định đặc trƣng vật liệu urani 61 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tài liệu tiếng Việt [1] PGS.TS Ngô Quang Huy, “Cơ sở Vật lý Hạt nhân”, Viện Năng lƣợng 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 Ngơ Quang Huy, “An tồn 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 [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 62 [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 UXK α spectral region", Talanta 78 (2009) pp 410-417 [13] Y.Nir- El "Isotopic analysis of uranium in U2O3 by passive gamma-ray spectrometry" Applied radiation and Isotopes 52 (2000) 753757 [14] A Luca, "Experimental Determination of the Uranium Enrichment Ratio", Rom Jour Phys, Vol 53, Nos 12,P35 -39, Bucharest, 2008 Table of Radioactive Isotopes - Ernest Orlando Lawrence Berkeley National Laboratory, website: http://ie.lbl.gov/toi.html [15] NUDAT2, National Nuclear Data Center, USA, website: http://www.nndc.bnl.gov/nudat2/chartNuc.jsp [16] [17] “Germanium Detectors User’s Manual” –CANBERRA , tài liệu hƣớng 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 63 PHỤ LỤC Detector bán dẫn mỏng Canberra BE5030 tiền khuếch đại 2002C Buồng chì che chắn nguồn cao áp ni detector 64 Bộ khuếch đại tuyến tính NIM2026 phân tích biên độ đa kênh Hệ thống đo thực tế phục vụ phần thực nghiệm luận văn 65 Kết phân tích tổng thể phổ gamma đo đƣợc từ mẫu urani: Peak Analysis Report 07/24/12 6:23:35 PM Page ******************************************************************* ***** PEAK ANALYSIS REPORT ***** ******************************************************************* Detector Name: MP2_MCA1 - Background Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed Peak 10 M m M m M m M 11 m 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 M 22 m 23 24 25 26 27 M 28 m 29 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 ******************************************************************* ***** PEAK ANALYSIS REPORT ***** ******************************************************************* Detector Name: MP2_MCA1 – Uran Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed on: 10/24/12 6:21:18 PM 66 Peak M m M m m M 10 m 11 m 12 13 14 15 16 M 17 m 18 m 19 M m M m 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 M 31 m 32 M m M m m m M m 34 35 36 37 38 39 40 41 M m M m M m m 44 45 46 47 48 49 50 33 42 43 51 M 52 m 53 67 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 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 ******************************************************************* ***** PEAK ANALYSIS REPORT ***** ******************************************************************* Detector Sample Title: BD-420 Peak Analysis Performed Peak No M m M m m M 10 m 11 m 12 13 14 15 16 M 17 m 18 m 19 20 21 22 23 24 68 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 = First peak in a multiplet region m = Other peak in a multiplet region F = Fitted singlet 69 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 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 ... NHIÊN KHOA VẬT LÝ _ NGUYỄN HOÀNG ANH X? ?C ĐỊNH CÁC ĐẶC TRƢNG CỦA THANH NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN DỰA VÀO NHỮNG BỨC X? ?? GAMMA NĂNG LƢỢNG THẤP VÀ TIA X Chuyên ngành : Vật lý nguyên tử, hạt. .. tài: ? ?X? ?c định đặc trưng nhiên liệu hạt nhân dựa phổ x? ?? gamma tia X lượng thấp? ??, trình bày môṭsố kết nghiên cứu thực nghiệm việc phân tích số mẫu urani sử dụng phƣơng pháp đo phổ gamma lƣợng thấp. .. tin x? ?c nhiên liệu hạt nhân nhƣ 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 x? ?c định đặc trƣng nhiên liệu