Xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ trong mẫu moss soil bằng hệ phổ kế gamma phông thấp cho bài toán so sánh quốc tế của iaea

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH Đề tài XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ TRONG MẪU MOSS – SOIL VÀ SPIKED-WATER BẰNG HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHƠNG THẤP CHO BÀI TỐN SO SÁNH QUỐC TẾ CỦA IAEA MÃ SỐ: CS.2011.19.53 Chủ nhiệm đề tài: ThS Hoàng Đức Tâm Thành phố Hồ Chí Minh – 2012 DANH SÁCH NHỮNG NGƯỜI THAM GIA THỰC HIỆN ĐỀ TÀI VÀ ĐƠN VỊ PHỐI HỢP CHÍNH ThS Hồng Đức Tâm, chủ nhiệm đề tài ThS Trần Thiện Thanh, Khoa Vật lý Vật lý kỹ thuật, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên – Đại học Quốc gia Tp.Hồ Chí Minh MỤC LỤC DANH SÁCH NHỮNG NGƯỜI THAM GIA THỰC HIỆN ĐỀ TÀI VÀ ĐƠN VỊ PHỐI HỢP CHÍNH MỤC LỤC TÓM TẮT KẾT QUẢ NGHIÊN CỨU SUMMARY CHƯƠNG 1: CƠ SỞ THỰC NGHIỆM 1.1 Các phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ mẫu môi trường [3] 1.1.1 Phương pháp tương đối 1.1.2 Phương pháp tuyệt đối 1.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tự hấp thụ [2] 10 1.3 Phương pháp thực nghiệm xác định hiệu suất ghi detector mẫu dạng hình trụ 12 1.4 Thực nghiệm 13 1.4.1 Chuẩn bị mẫu chuẩn 13 1.4.2 Chuẩn bị mẫu đo 14 1.4.3 Hệ phổ kế gamma 15 1.4.4 Xử lí phổ 17 CHƯƠNG 2: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 19 2.1 Hiệu suất ghi nhận detector mẫu khối dạng hình trụ 19 2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tự hấp thụ 20 2.2.1 Hiệu chỉnh cho mẫu Moss-soil 21 2.2.2 Hiệu chỉnh cho mẫu Spiked-water 21 2.3 Hoạt độ hoạt độ riêng mẫu Moss-soil 22 2.4 Hoạt độ hoạt độ riêng mẫu Spiked-water 1, 25 2.5 Nhận xét 30 KẾT LUẬN 31 TÀI LIỆU THAM KHẢO 32 PHỤ LỤC 33 TÓM TẮT KẾT QUẢ NGHIÊN CỨU ĐỀ TÀI KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ CẤP TRƯỜNG Tên đề tài: XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ TRONG MẪU MOSS – SOIL VÀ SPIKED-WATER BẰNG HỆ PHỔ KẾ GAMMA PHƠNG THẤP CHO BÀI TỐN SO SÁNH QUỐC TẾ CỦA IAEA Mã số: CS.2011.19.53 Chủ nhiệm đề tài: ThS Hoàng Đức Tâm Tel: 0909598871 E-mail: hoangductam@hcmup.edu.vn Cơ quan chủ trì đề tài : Khoa Vật lí, Trường Đại học Sư phạm TP.HCM Cơ quan cá nhân phối hợp thực : Phịng thí nghiệm vật lý hạt nhân – Trường Đại học Khoa học Tự nhiên – Đại học Quốc gia Việt Nam Thời gian thực hiện: 04/2011 – 04/2012 Mục tiêu:Phân tích hoạt độ đồng vị phóng xạ mẫu Spiked-water bao gồm 54 Mn, soil bao gồm 228 40 57 Co, K, 60 60 Co, Co, 65 65 Zn, Zn, 134 134 Cs, Cs, 137 137 Cs, Cs, 133 208 Ba Tl, 210 152 Pb, Eu mẫu Moss- 214 Pb, 214 Bi, 226 Ra, Ac, 234Th 241Am Nội dung - Xây dựng đường cong hiệu suất detector HPGe theo lượng mẫu có dạng hình trụ vùng từ lượng từ 46,54keV đến 1847,42keV - Tính tốn hệ số hiệu chỉnh suy giảm tuyến tính mẫu Mosssoil Spiked-water - Tính tốn hoạt độ riêng đồng vị phóng xạ mẫu Spiked-water bao gồm 54 Mn, 57 Co, 60 Co, 65 Zn, 134 Cs, 137 Cs, 133 Ba 152 Eu mẫu Moss-soil bao gồm 40K, 60Co, 65Zn, 226 - 134 Cs, 137 Cs, 208 Tl, 210Pb, 214 Pb, 214Bi, Ra, 228Ac, 234Th 241Am So sánh kết tính tốn đề tài kết cơng bố IAEA Kết đạt (khoa học, ứng dụng, đào tạo, kinh tế-xã hội) - Đã xác định hoạt độ đồng vị phóng xạ có mẫu Mosssoil Spiked-water - Đề tài hướng dẫn thành công luận văn tốt nghiệp đại học sinh viên - Kết tính tốn hiệu chỉnh tự hấp thụ (một phần đề tài) báo cáo hội nghị Vật lý hạt nhân, Vật lý lượng cao vật lý thiên văn toàn quốc Hà nội Kết đăng Proceedings of the topical conference on nuclear physics, high energy physics and astrophysics (Science and technics publishing house - 2010) (Phụ lục) - Ngoài ra, kết việc xây dựng đường cong hiệu suất vùng lượng từ 81.0keV – 1764.5keV đăng tạp chí khoa học tự nhiên Trường Đại học Sư phạm thành phố Hồ Chí Minh (Phụ lục) SUMMARY Project Title: Determination of specific activity of radionuclides in Moss-soil and Spiked-water using HPGe Spectrometry System for the Worldwide Open Proficiency Test of IAEA Code number: CS.2011.19.53 Coordinator: MSc Hoang Duc Tam Implementing Institution: Faculty of Physics, Ho Chi Minh City University of Pedagogy Cooperating Institution(s): Faculty of Physics and Engineering Physics, Ho Chi Minh City Univercity of Science, Vietnam National University Duration: from April-2011 to April-2012 Objectives: Determination of specific activity of radionuclides : 54Mn, 57Co, 60 Co, 65 65 Zn, 134 Zn, 134 Cs, Cs, 137 137 Cs, Cs, 208 133 Ba and 210 Tl, Pb, 214 152 40 60 Th and 241 Eu (Moss-soil sample) and Pb, 214 Bi, 226 Ra, 228 Ac, 234 K, Co, Am (Spiked-water samples) Main contents: - Forming the curve of efficiency of HPGe detector versus energies - Calculation of the linear absorbed factors - Analysis of experimental data - Determination of specific activity of radionuclides : 134 Co, 65 Zn, 134Cs, 137Cs, 208Tl, 210Pb, 214Pb, 214Bi, 226Ra, 228Ac, 234Th and Ba and 152 57 Zn, Cs, 133 Mn, 65 Cs, 137 54 Eu (Moss-soil sample) and 40 K, 60 Co, 60 Co, 241 Am (Spiked-water samples) Results obtained: Results of specific activity of radionuclides in Moss-soil and Spiked-water Samples CHƯƠNG 1: CƠ SỞ THỰC NGHIỆM 1.1 Các phương pháp xác định hoạt độ phóng xạ mẫu mơi trường [3] Trong xác định hoạt độ phóng xạ mẫu mơi trường, hai phương pháp thường sử dụng  Phương pháp tương đối: mẫu cần đo đo dạng hình học với mẫu chuẩn Tỉ số diện tích đỉnh tương ứng với nguyên tố quan tâm hai phổ dùng để tính hoạt độ phóng xạ  Phương pháp tuyệt đối: dùng đường cong hiệu suất để xác định trực tiếp hoạt độ phóng xạ Mục đích việc phân tích phổ gamma mẫu môi trường để xác định hoạt độ riêng nhân phóng xạ phát tia gamma sai số kết Phương pháp thường áp dụng cho mẫu môi trường Các phép đo phổ gamma gần xem phương pháp phân tích đa nhân chủ yếu dựa vào việc sử dụng detector bán dẫn có độ phân giải cao detector phẳng, đồng trục giếng Phương pháp xác định hoạt độ riêng phép đo phổ gamma gồm bước sau:    Chuẩn bị mẫu chuẩn mẫu đo Phân tíchphổ Tính tốn kết Q trình áp dụng cho mẫu khác mẫu sinh học, mẫu kim loại, mẫu lỏng, … 1.1.1 Phương pháp tương đối Một ưu điểm phương pháp tương đối khơng cần phải có số liệu hạt nhân thông số thực nghiệm phương pháp tuyệt đối Do đó, cơng việc trở nên đơn giản sai số phân tích chủ yếu phụ thuộc vào sai số hàm lượng mẫu chuẩn sai số thống kê Các nguồn sai số giảm khống chế Cần sử dụng mẫu chuẩn giống với mẫu phân tích hàm lượng, chất phân bố đồng nguyên tố mẫu để tăng độ xác    eI t m P K  N i 1 i     gs     Ac N  eI gts m P i 1K i  m  c Am (1.1) Do mẫu đo đem đo hệ phổ kế gamma nên εm = εc, K4m = K4c Số đếm tính đỉnh lượng đồng vị nên Iγm = Iγc Nếu đồng vị mà quan tâm có chu kì bán rã lớn thời gian đo mẫu nhỏ (thường khoảng vài ngày), xem K1m = K1c = K2m = K2c = Ngồi ra, mẫu chuẩn mẫu đo có chứa nhân phóng xạ nên K5m = K5c = Từ có cơng thức tính hoạt độ đồng vị phóng xạ theo phương pháp tương đối sau: Am  Ac N mtcmc N ctmmm (1.2) đó:  Am, Ac hoạt độ đồng vị phóng xạ mẫu đo mẫu chuẩn  Nm, Nc số đếm trừ phông mẫu đo mẫu chuẩn đỉnh lượng đồng vị cần phân tích  mm, mc khối lượng mẫu đo mẫu chuẩn  tm, tc thời gian đo mẫu đo mẫu chuẩn Phương pháp tương đối cho kết với độ xác cao việc làm mẫu chuẩn đòi hỏi nhiều thời gian cơng sức Và khó khăn, tốn phải chuẩn bị loạt mẫu chuẩn với hoạt độ xác định để đo kèm với mẫu cần xác định hoạt độ Do đó, phạm vi sai số cho phép phương pháp tuyệt đối - tính hoạt độ dựa vào đường cong hiệu suất - phương pháp tương đối hiệu quả, kinh tế dễ thực 1.1.2 Phương pháp tuyệt đối Đây phương pháp sử dụng đề tài.Trong phương pháp này, việc xác định hoạt độ chủ yếu dựa vào hiệu suất xạ phát từ mẫu chuẩn detector Hoạt độ riêng nhân phóng xạ phát gamma có mẫu tính theo công thức sau: A  N e.I g m P i 1C i (1.3) Π 5i=1Ci = C1C C3C C5 tích hệ số hiệu chỉnh  ε hiệu suất ghi đỉnh lượng quan tâm  Iγ xác suất phát tia gamma đỉnh lượng quan tâm  m (kg) khối lượng mẫu  N diện tích đỉnh thực hiệu chỉnh từ đỉnh lượng quan tâm cho công thức : N  Ns  ts tb Nb (1.4) đó:  NS diện tích đỉnh thực phổ mẫu đo  Nb diện tích đỉnh thực tương ứng phổ phông  ts (s) thời gian đo mẫu  tb (s) thời gian đo phông C1 hệ số hiệu chỉnh phân rã phóng xạ từ lúc mẫu tạo đến bắt đầu đo C1  e ln 2t  TR (1.5) vớiΔt thời gian từ lúc mẫu tạo đến lúc bắt đầu đo TR thời gian bán rã nhân phóng xạ Nếu Δt≪ TR C1=1 C2 hệ số hiệu chỉnh phân rã phóng xạ đo ln 2t      T C2  1  exp R   ln  t   TR với t thời gian đo mẫu Nếu t ≪ TR C2 = C3 hệ số hiệu chỉnh mát xung lấy tổng ngẫu nhiên (1.6) C  e 2 R t (1.7) vớiτ độ phân giải thời gian hệ đo R tốc độ đếm trung bình Đối với tốc độ đếm chậm, hệ số hiệu chỉnh lấy C4 hệ số hiệu chỉnh trùng phùng cho nhân phân rã xuyên qua tầng phát photon liên tiếp Nếu nhân không phát gamma theo dạng tầng C4= Cũng mẫu chuẩn mẫu đo chứa nhân phóng xạ khơng cần có hiệu chỉnh (C4= 1) Hệ số hiệu chỉnh C4 lượng E nhân phóng xạ phát phóng xạ thành tầng định nghĩa tỉ số hiệu suất biểu kiến εp(E) hiệu suất đỉnh lượng toàn phần ε(E) đỉnh lượng có từ đường cong lượng đo với nhân phát photon đơn: C5  e p( E ) e( E ) (1.8) C4 phụ thuộc vào sơ đồ phân rã phóng xạ, hình học, thành phần mẫu thông số detector C5 hệ số hiệu chỉnh tự suy giảm mẫu đo so với mẫu chuẩn Nếu matrix mẫu chuẩn mẫu đo giống C5 = Trong phạm vi đề tài này, đối tượng cần xác định hoạt độ đồng vị phóng xạ có mẫu Moss-soil Spiked-water Để xác định hoạt độ cần phải xây dựng đường cong hiệu suất, nhiên mẫu chuẩn mà sử dụng mẫu RGU-1 [8] nhìn chung mẫu chuẩn có matrix mẫu khơng giống mẫu cần đo (Moss-soil Spiked-water) Chính khác dẫn đến yêu cầu cần phải hiệu chỉnh hiệu ứng tự hấp thụ Trong phần sau, đề cập đến hiệu chỉnh hiệu ứng tự hấp thụ Việc xác định sai số thực cách áp dụng cơng thức tính sai số sau:  N e m I g   A  A       N m I g  e (1.9) Đối với phương pháp này, phải xác định hiệu suất ghi detector (ε) hình học mẫu định Việc xác định hiệu suất ghi đỉnh lượng đề tài tiến hành cách sử dụng mẫu chuẩn PHỤ LỤC Các báo đăng trình thực đề tài DETERMINATION OF ACTIVITY OF RADIONUCLIDES IN MOSS – SOIL SAMPLE WITH SELF – ABSORPTION CORRECTION Tran Thien Thanh1, Hoang Duc Tam2, Chau Van Tao1, Le Thi Hong Loan1 Faculty of Physics & Engineering Physics – Ho Chi Minh City University of Science Faculty of Physics, Ho Chi Minh City University of Pedagogy Email: ttthanh@phys.hcmuns.edu.vn hoangductam@hcmup.edu.vn Abstract Hyper Pure Germanium (HPGe) spectrometer system is a very powerful tool for radioactivity measurements The systematic uncertainty in the full energy peak efficiency is due to the differences between the matrix (density and chemical composition) of the reference and the other bulk samples For getting precision from the gamma spectrum analysis, the absorbed correction in the sample should be considered Therefore, these correction factors are important for the gamma spectrum analysis The results were presented and discussed in this paper Keyword: radioactivity, full energy peak efficiency, self – absorption INTRODUCTION Gamma-ray spectrometer system using hyper pure germanium (HPGe) detectors has been demonstrated as an essential and principal spectroscopy technique for radioactive measurement at many laboratories in the world Its major advantages are non-destructive testing, multi-elements analysis, no chemical process for samples, analysis for various types of samples, etc A moss – soil sample so called “IAEA – 447” is sent to the participants of the program “The IAEA – 2009 – 03 world wide open proficiency test on the determination of natural and artificial radionuclides in moss – soil and spiked water” The inter-comparison exercise consisted in determination of the mass activity of radionuclides (40K, 60Co, 65Zn, 134Cs, 137Cs, 208Tl, 210Pb, 214Pb, 214 Bi, 226Ra, 228Ac, 234Th and 241Am) The systematic uncertainty in full energy peak efficiency is due to the differences between the matrix (density and chemical composition) of the reference and the other bulk samples So, in precision measurements, it’s necessary to consider the absorbed correction in sample In this paper, we determine the activity of radionuclides in moss-soil sample with self – absorption correction EXPERIMENTAL ARRANGEMENT The activity of radionuclides can be calculated by using the following equation: Ai = N P ( Ei ) ⋅ Π Ci ε P ( E i ) I ( E i ) t 33 (1) where Ai, NP(Ei), ε p (Ei), I(Ei), t and Π Ci are the source activity (Bq), the full-energy peak net area, the relevant efficiency, the photon emission intensity corresponding to energy Ei, the acquisition live time (s) and the product of different correction coefficients such as coincidence summing, self – absorptions , etc., respectively 2.1 Efficiency Calibration The acquisition of data is completed by Maestro-32® software (ORTEC, 2008) which is also used for spectra display and processing The peak areas are generally computed based on Maestro32 processing software However, for regions with overlapping peaks, the COLEGRAM code (Lépy, 2004) is used to determine the individual components and compute their respective areas In this work, the IAEA-RGU-1 standard sample (uranium ore) was used to perform the standard curve of efficiency in energy range from 46.5 keV to 1847.5 keV of 210Pb 234Th, 226Ra, 214 Pb and 214Bi (in equilibrium with its parent 238U with mass activity 4940 ± 30Bq/kg) is usually used for the specific activity assessment of 238U To this, IAEA-RGU-1 sample was packed in a cylindrical container having the following characteristics: external diameter 75(1) mm, wall thickness 2mm, bottom thickness 2mm, and was filled to height 3.3 mm We form the standard curve of efficiency to energy by fitting experimental data with fitting function as followings: ln ε = a1 ln E + a ( ln E ) + a ( ln E ) + a ( ln E ) + a ( ln E ) Where, ε : Efficiency of detector to full energy peak E : Energy a1, a2, a3, a4, a5: Fitting parameters 2.2 Self – absorption correction A moss – soil sample was collected by Hungarian Agricultural Authority in north – west part of Hungary Each participant receives one bottle (150g) of the sample NS NS Moss – soil Void container x N0 sample N Fig – Experimental arrangement for measuring the linear and mass attenuation coefficients 34 The sample is packed at Laboratory of Department of Nuclear Physics with the same geometry of reference standard In practical applications, the sample and the standard material might be entirely different and a self absorption correction is required to account for the differences in attenuation coefficients between the sample and the standard A simplified efficiency correction can be obtained as the ratio of the linear self – absorption corrections for each material:  µ ( E )sol = Cabs   µ(E) mar  ( ( ) )  − exp ( −µ ( E )mar ⋅ x )  ⋅  − exp ( −µ ( E )sol ⋅ x ) (2) There are some methods to determine the attenuation coefficients In this work, we used the transmission method to calculate the attenuation coefficients For measuring the attenuation, experimental arrangement includes radioactive sources, samples, source holder and collimators To obtain quasi parallel photon beam, we used two lead collimators: one is put between the radioactive source and the container, and the other is put between the container and the detector The collimator thickness was large enough to absorb 98.2% of photons with the highest energy Many radionuclides (226Ra, 1764.5 keV 133Ba) are used to cover the energy range from 81.0 keV to  N (E)  µ ( E ) = ⋅ ln   x  N ( E )  (3) Where N0(E) and N(E) are the peak net count rates corresponding to energy E in the spectra obtained with the empty and filled containers, respectively The relative combined standard uncertainty is computed according to the law of propagation of uncertainty [GUM, 1993], gives u (µ) u ( x ) = + µ2 x2  u ( N (E) ) u ( N ( E ) )  ⋅ +   N 02 (E) N ( E )    N (E)  ln    N (E)  (4) RESULTS AND DISCUSSION 3.1 The efficiency By using HPGe Spectrometer System, we carried out the experiments in order to calculate the efficiencies of detector to energy peaks in range from 46.54 keV to 1847.42 keV for IAEARGU-1 The results were showed in Table Table – The efficiency of Ge detector to peaks in energy range from 46.54 keV to 1847.42 keV Energy (keV) Efficiency 35 Uncertainty 46.5400 2.19E-03 5.62E-05 63.3100 1.46E-02 3.40E-04 92.5800 3.54E-02 2.22E-03 186.1000 3.71E-02 3.10E-04 241.997 2.97E-02 2.08E-04 295.224 2.51E-02 1.61E-04 338.319 2.25E-02 7.31E-04 351.932 2.17E-02 1.39E-04 463.100 1.51E-02 4.90E-04 583.187 1.20E-02 3.53E-04 609.312 1.16E-02 8.54E-05 727.330 1.13E-02 3.75E-04 768.356 1.03E-02 8.28E-05 860.560 9.10E-03 3.28E-04 911.204 9.02E-03 2.87E-04 968.971 8.40E-03 2.83E-04 1120.29 6.85E-03 4.68E-05 1238.11 6.35E-03 5.13E-05 1377.67 6.48E-03 5.69E-05 1460.80 5.75E-03 1.75E-04 1764.49 5.06E-03 3.72E-05 1847.42 5.08E-03 5.99E-05 Based on the above experimental values, we formed the fitting function of full energy efficiency versus energy as showed in Fig Full energy peak efficiency 10-1 10-2 10-3 Experiment Fitting function 40 100 Energy (keV) 1000 2000 Fig – The curve of efficiency with acquisition time 259200 seconds 3.2 Attenuation coefficients The linear attenuation coefficients that we calculated for moss-soil sample are showed in 36 table They were calculated in two ways: experiment and interpolation from fitting function The results showed that, the difference between the two methods is acceptable (lower than ten percent) Table – The linear attenuation coefficients for moss-soil Interpolation Uncertainty (*) E(keV) Experiment Uncertainty Difference (%) 81.00 2.11E-01 1.38E-03 2.11E-01 2.91E-03 0% 186.221 1.28E-01 5.51E-03 1.37E-01 2.75E-03 7% 241.997 1.26E-01 3.15E-03 1.23E-01 1.89E-03 2% 276.4 1.11E-01 2.03E-03 1.17E-01 1.48E-03 5% 295.224 1.19E-01 1.63E-03 1.14E-01 1.31E-03 5% 302.85 1.12E-01 1.24E-03 1.13E-01 1.25E-03 1% 351.932 1.09E-01 1.11E-03 1.06E-01 1.05E-03 2% 356.01 1.05E-01 6.76E-04 1.06E-01 1.04E-03 1% 383.85 1.00E-01 1.78E-03 1.03E-01 1.05E-03 2% 609.312 8.55E-02 9.98E-04 8.55E-02 1.54E-03 0% 768.356 7.22E-02 4.25E-03 7.74E-02 1.62E-03 7% 1120.287 6.60E-02 1.78E-03 6.46E-02 1.62E-03 2% 1238.111 6.10E-02 3.22E-03 6.13E-02 1.70E-03 1% 1377.669 5.59E-02 4.16E-03 5.78E-02 1.87E-03 3% 1764.494 4.79E-02 1.70E-03 4.97E-02 2.58E-03 4% Besides, IAEA-RGU-1 is the standard sample the chemical composition of which we know, so we used the XCOM database to take the linear attenuation coefficients 1.00 Self - absorption coefficients 0.98 0.96 0.94 0.92 0.90 0.88 0.86 0.84 40 500 1000 1500 2000 Energy(keV) Fig – The self-absorption coefficients versus energy in energy range from 46.54 keV to 1764.49 keV are taken in XCOM database for IAEA-RGU-1 standard sample From the database of the linear attenuation coefficients for moss-soil and IAEA-RGU-1 samples, we used Eq (2) to calculate Cabs parameters as showed in table (*) 37 Difference between the experimental results and the interpolation results from the curve of efficiency Table – Cabs parameter Nuclide Energy (keV) Cabs uncertainty 210Pb 46.54 0.86 0.01 241Am 59.5 0.93 0.01 234Th 63.31 0.94 0.01 226Ra 186.1 0.95 0.01 214Pb 295.22 0.95 0.01 228Ac 338.32 0.95 0.01 214Pb 351.93 0.96 0.01 208Tl 583.19 0.96 0.01 134Cs 604.65 0.96 0.01 214Bi 609.31 0.96 0.01 137Cs 661.66 0.97 0.01 134Cs 795.84 0.97 0.01 228Ac 911.2 0.97 0.01 65Zn 1115.5 0.97 0.01 60Co 1173.2 0.97 0.01 60Co 1332.5 0.98 0.01 40K 1460.8 0.98 0.01 214Bi 1764.49 0.98 0.01 For energies lower than 100keV, moss – soil absorbs less than RGU standard, thus inducing a strong self-absorption correction (e.g corrective factor of 0.86 at 46.5 keV (210Pb)) Above 100 keV, the relevant self-absorption correction is low, about - 5% The spectrum is measured with the acquisition time of 259200 seconds to determine the activity of radionuclides by gamma spectrometry 105 137 Cs (661.7keV) 104 Counts/channel 40 K (1460.8keV) 103 102 101 Moss-soil Background 500 1000 1500 2000 Energy (keV) Fig – Background and Moss-soil spectra with acquisition time 259200 seconds 38 According to Eq.(1) for each peak with energy E, the activity value is derived from the net peak area, Np(E), the relevant photon emission intensity, I(E), the efficiency, e(E) for the standard conditions and self – absorption corrections The results reported in the range (10 – 400) Bq/kg dry mass The combined standard uncertainty components considered were due to: counting statistics (sample gross and background subtraction), generally from 1% to 8% relative uncertainty, nuclear data (up to 1%) and the different corrections presented above The combined standard uncertainty was computed according to GUM 2008, as the square root of the quadratic sum of the components These measurements were performed in the frame of an international exercise, thus more detailed conclusions and validation of the experimental process will be derived when the intercomparison results become available REFERENCES [1] Berger M.J., Hubbell J.H., Seltzer S.M., Chang J., Coursey J.S., Sukumar R., Zucker D.S., 2005 XCOM: Photon Cross Section Database, National Institute of Standards and Technology, Gaithersburg, MD, version 3.1, Available: (online) [2] Ferreux L., Moutard G., Branger T., 2009 Measurement of natural radionuclides in phosphgypsum using an anti-cosmic gamma-ray spectrometer, Appl Radiat Isotopes 67, 957–960 [3] Gilmore G., 2008 Practical gamma-ray spectrometry 2nd edition, John Wiley & Son, Ltd [4] GUM, 2008 Evaluation of measurement data – introduction to the “Guide to the expression of uncertainty in measurement” and related document, BIPM, Available: (online) [5] IAEA, 2009, The IAEA – 2009 – 03 world wide open proficiency test on the determination of natural and artificial radionuclides in moss – soil and spiked water, Available: [6] Lépy M.C., 2004 Presentation of the COLEGRAM software, Note technique LNHB 04/26 [7] Luca a, Margineanu R, Sahagia M, Watjen A.C, Activity measurements of technically enhanced naturally occurring radionuclides (TENORM) in phosphogypsum Appl Radiat Isotopes 67, 961–963 [8].http://nucleus.iaea.org/rpst/ReferenceProducts/ReferenceMaterials/Radionuclides/IAEA-RGU1.htm 39 DETEMINATION OF ATTENUATION COEFFICIENTS FOR SOME MATERIALS USING GAMMA – RAYS IN RANGE FROM 81.0 keV TO 1764.5 keV Tran Thien Thanh1, Hoang Duc Tam2, Chau Van Tao1, Le Thi Yen Oanh3 Faculty of Physics & Engineering Physics, Ho Chi Minh City University of Science Faculty of Physics, Ho Chi Minh City University of Pedagogy Can Tho University Email: hoangductam@hcmup.edu.vn , ttthanh@phys.hcmuns.edu.vn Abstract In this work, we determine the linear attenuation coefficients of different samples by using HPGe detector The gamma rays that we use to determine the linear attenuation coefficients have energies from 81.0 keV to 1764.5 keV They were emitted from point sources, including 226 Ra, and their progenies, 214 Pb, 133 Ba, 214 Bi The results show that the linear attenuation coefficients show a linear relationship to densities of the samples studied This investigation was undertaken with the aim of establishing a database for further studies Keywords: attenuation, HPGe detector Introduction Gamma ray spectrometry using hyper pure germanium (HPGe) detectors [1] has been demonstrated as an essential and principal spectroscopy technique for radioactive measurement at many laboratories in the world Its major advantages are non-destructive testing, multi-elements analysis, no chemical process for samples, analysis for various types of samples, etc Jodlowski [2] compared many different methods for self-absorption correction in gamma-ray spectrometry of environmental samples and concluded as follows – The experimental method is time consuming and inconvenient It requires that the curves are fitted to a small number of measurement data, which increases a relatively high uncertainty – Monte Carlo method is not so widely adopted in the laboratory conditions, as they require considerable skill and experience in computer simulations.[4] – The exact analytical description of self-absorption is a complex task Another widely applied analytical formula providing a simplified description of self-absorption in cylindrical 40 samples is involving the integration of photons of the specified energy coming from subsequent sample layers and reaching the detector [3] Experimental arrangement 2.1 Principle This study suggests a simple measurement of relative photon transmission through unknown samples where the variations of photon transmissions are assumed to be linearly correlated to the samples’ density Specific correction coefficients would be produced for each analyzed sample to be considered when their activities are calculated According to Beer – Lambert’s law, a parallel photon beam with energy E and intensity I0(E), arriving upon normal incidence on a material of thickness x, is attenuated according to : I ( E ) = I0 ( E ) e −µ( E ).x (1) For any E energy, I0(E) is the intensity of the parallel beam of incident photons while I(E) is the intensity of transmitted photons, µ(E) is linear attenuation coefficients (m-1) In gamma spectrum, we received counts per channel, so formula (1) becomes: N ( E ) = N ( E ) e −µ( E ).x (2) Where N(E) and N0(E) are the net peak counts corresponding to energy E in the spectra obtained with the empty and filled containers, respectively For each radioisotope, two of series of spectra are taken: one with a void container and the other with the container filled by the sample (See Fig 1) NS NS Void container x N0 Sample N Fig Experimental arrangement for measuring the linear attenuation coefficients 41 The linear attenuation coefficient correspond to each energy is derived from the ratio of the net peak areas of both spectra as follows  N (E)  µ ( E ) = ⋅ ln   x  N ( E )  (3) where N0(E) and N(E) are the net peak counts corresponding to energy E in the spectra obtained with the empty and filled containers, respectively The radioisotopes gamma-ray emitter sources that we used in these experiments are point sources, namely 133Ba, 226Ra and their progenies, 214Pb, 214Bi Each sample was placed on the top of the detector, and then the several point sources were put above the sample Enough distance was left between the detector and the point sources to maintain acceptable dead time The relative combined standard uncertainty is computed according to the law of propagation of uncertainty as follows u (µ) u ( x ) = + µ2 x2  u ( N (E) ) u ( N ( E ) )  ⋅ +   N 02 (E)  N E   ( ) N (E)   ln    N (E)  (4) 2.2 Sample preparation In this work, the samples of IAEA434 (photphogysum), IAEA330 (spinach powder), IAEA447 (moss-soil) and IAEA444 (spiked soil) were investigated These samples are sent to the laboratory of Department of Nuclear Physics by international comparison of the IAEA (International Atomic Energy Agency) Samples were packed in the box of cylindrical geometry with diameter 7.5 cm, height 4.7 cm and thick 0.2 cm Thickness of the sample was 3.3 cm Mass and density of the samples are presented in Table Table 1: Mass and density of samples Sample Mass (g) Density (g/cm3) IAEA434 97.19 0.74 IAEA330 113.47 0.87 IAEA447 148.88 1.14 IAEA444 166.66 1.28 2.3 Gamma spectrometry The gamma-ray spectra were measured with a spectrometer, based on a p-type coaxial HPGe 42 semiconductor detector The performance and geometry of the detector are shown in Table Table 2: Characteristics of the semiconductor HPGe detector Relative efficiency 20% 60 Energy resolution (FWHM) at 1332 keV ( Co) 1.8 keV 60 Peak-to-Compton ratio ( Co) Geometrical parameters of the detector 50:1 Window thickness 1.5 mm Crystal-window distance mm Crystal dead layer thickness 0.86mm Crystal thickness 49.5 mm Crystal diameter 52 mm Crystal hole depth 35 mm Crystal hole diameter mm Side cap thickness 1.5 mm Side cap diameter (external) 76.2 mm Results and discussion In this experiment, acquisitions with HPGe detector are driven using Genie-2K software that is also used for spectra display and processing The peak areas are generally computed according to Genie-2K processing software Fig shows comparison gamma spectra of the IAEA-447 and void container for radionuclides of 133Ba and 226Ra Measurements of the attenuation coefficients for four samples obtained from 16 most intense emissions were shown in Table Table 3: Measured linear attenuation coefficients for samples E (keV) 81.0 186.2 241.9 276.4 295.2 302.9 351.9 356.0 383.8 609.3 768.4 1120.3 1238.1 Linear attenuation coefficients (cm-1) IAEA434 IAEA330 IAEA447 -1 -1 1.4×10 ± 1.0% 1.3×10 ± 1.3% 2.1×10-1 ± 0.7% 8.7×10-2 ± 6.0% 9.8×10-2 ± 5.4% 1.3×10-1 ± 4.3% -2 -1 7.8×10 ± 3.8% 1.0×10 ± 3.1% 1.3×10-1 ± 2.5% 7.7×10-2 ± 4.0% 9.7×10-2 ± 3.9% 1.1×10-1 ± 1.8% -2 -2 7.0×10 ± 2.2% 8.9×10 ± 1.7% 1.2×10-1 ± 1.4% 7.6×10-2 ± 2.4% 9.4×10-2 ± 2.4% 1.1×10-1 ± 1.1% -2 -2 6.5×10 ± 1.6% 8.2×10 ± 1.3% 1.1×10-1 ± 1.0% 7.6×10-2 ± 1.4% 9.3×10-2 ± 1.4% 1.1×10-1 ± 0.6% -2 -2 6.5×10 ± 4.3% 8.0×10 ± 4.3% 1.0×10-1 ± 1.8% 5.1×10-2 ± 1.9% 6.5×10-2 ± 1.5% 8.5×10-2 ± 1.2% -2 -2 4.9×10 ± 8.5% 5.2×10 ± 8.0% 7.2×10-2 ± 5.9% 3.8×10-2 ± 4.6% 4.8×10-2 ± 3.6% 6.6×10-2 ± 2.7% -2 -2 4.0×10 ± 7.9% 4.8×10 ± 6.6% 6.1×10-2 ± 5.3% 43 IAEA444 2.2×10-1 ± 0.7% 1.5×10-1 ± 3.8% 1.3×10-1 ± 2.4% 1.3×10-1 ± 2.4% 1.2×10-1 ± 1.4% 1.3×10-1 ± 1.5% 1.1×10-1 ± 1.0% 1.2×10-1 ± 0.9% 1.1×10-1 ± 2.6% 8.8×10-2 ± 1.1% 8.3×10-2 ± 5.2% 6.7×10-2 ± 2.7% 5.8×10-2 ± 5.5% 3.5×10-2 ± 11.7% 3.3×10-2 ± 13.6% 2.9×10-2 ± 5.6% 1377.7 1729.6 1764.5 4.6×10-2 ± 9.0% 4.0×10-2 ± 11.2% 3.6×10-2 ± 4.7% 5.6×10-2 ± 7.4% 6.0×10-2 ± 7.7% 4.8×10-2 ± 3.5% 6.5×10-2 ± 6.5% 5.7×10-2 ± 7.9% 4.8×10-2 ± 3.5% When the energy transition of interest is not available as point source, it is recommended to produce a fitted correction curve using energies as near as possible to that needed Using this curve, a correction factor could be easily obtained for most of the required energy transitions The results are presented at Fig 50000 356.0keV 81keV 10000 1120.3keV 302.9keV 276.4keV 1764.5keV 10000 Counts/channel Counts/channel 351.9keV 609.3keV 50000 383.8keV 1000 1000 100 – Void container 30 – IAEA – 447 100 – Void container 100 10 200 300 20 400 – IAEA – 447 30 500 Energy (keV) 1000 1500 2000 Energy (keV) Fig Gamma spectra of 133Ba and 226Ra, back line and red line are filled sample, container void respectively 0.20 0.14 Linear attenuation coefficients (cm-1) Linear attenuation coefficients (cm-1) 0.18 0.16 0.14 0.12 0.10 0.08 0.06 0.04 0.02 40 500 1000 1500 0.12 0.10 0.08 0.06 0.04 0.02 2000 40 Energy (keV) 500 1000 Energy (keV) IAEA 434 IAEA 330 44 1500 2000 0.30 Linear attenuation coefficients (cm-1) Linear attenuation coefficients (cm-1) 0.30 0.25 0.20 0.15 0.10 0.05 0.02 0.25 0.20 0.15 0.10 0.05 0.02 40 500 1000 1500 2000 40 500 1000 1500 2000 Energy (keV) Energy (keV) IAEA 447 IAEA 444 Fig 3: Linear attenuation coefficients of IAEA samples Conclusion The suggested procedure introduced in this work is an innovative, reliable and straightforward method to overcome the uncertainties produced due to the difference in samples matrices and densities It also minimizes the measurement uncertainties This method could be adopted within the laboratories encountering wide varieties of samples for analysis if unknown material clearly Finally, the applicability of this method is almost unlimited as long as the sample is homogenous Acknowledgments The authors would like to thank Dr Truong Thi Hong Loan for preparing samples in this work References [1] Debertin K., Helmer R.G (1988), “Gamma and X-ray Spectrometry with Semiconductor Detectors”, Elsevier Science, Amsterdam [2] Jodlowski P (2006), “Self-absorption correction in gamma-ray spectrometry of environmental samples - An overview of methods and correction values obtained for the selected geometries”, Nukleonika, 51(2), pp.21–25 45 [3] E.G San Miguel, J.P Perez-Moreno, J.P Bolivar, R García Tenorio (2004) “A semi empirical approach for determination of low-energy gamma emmiters in sediment samples with coaxial Ge-detectors”, Applied Radiation and Isotopes, 61, pp.361–366 [4] M Jurado Vargas, A Fernánder Timón, N Cornejo Díaz, D Pérez Sánchez (2002), “Monte Carlo simulation of the self-absorption corrections for natural samples in gamma-ray spectrometry”, Applied Radiation and Isotopes, 57, pp.893–898, 46 XÁC ĐỊNH HỆ SỐ SUY GIẢM TUYẾN TÍNH CHO MỘT SỐ VẬT LIỆU TRONG VÙNG NĂNG LƯỢNG 81,0keV – 1764,5keV Trần Thiện Thanh1, Hoàng Đức Tâm2, Châu Văn Tạo1, Lê Thị Yến Oanh3 Khoa Vật lý Vật lý kỹ thuật – Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Tp.HCM Khoa vật lý, Đại học Sư phạm Tp.HCM Đại học Cần Thơ Email: hoangductam@hcmup.edu.vn, ttthanh@phys.hcmuns.edu.vn Tóm tắt Trong cơng trình này, hệ số suy giảm tuyến tính số mẫu đo đầu dò HPGe với vùng lượng quan tâm từ 81,0keV đến 1764,5keV phát từ nguồn điểm 133Ba, 226Ra cháu 214Pb and 214Bi Kết cho thấy phụ thuộc tuyến tính lượng vào mật độ mẫu Hiện công việc nghiên cứu thực với mục đích cập nhật sở liệu cho nghiên cứu Từ khóa: suy giảm, đầu dị HPGe CHỦ NHIỆM ĐỀ TÀI ĐƠN VỊ CHỦ TRÌ ĐỀ TÀI ThS Hoàng Đức Tâm 47 ... tính hoạt độ phóng xạ hoạt độ phóng xạ riêng đồng vị phóng xạ có mẫu Moss- soil Kết trình bày bảng 2.7 Bảng 2-7 Giá trị hoạt độ phóng xạ A (Bq) hoạt độ riêng A/m (Bq/kg) đồng vị mẫu Moss- soil. .. bày kết hoạt độ riêng đồng vị phóng xạ có mẫu Moss- soil Bảng 2-14 .So sánh họat độ riêng (Bq/kg) đồng vị phóng xạ có mẫu Spiked-water chúng tơi kết đo IAEA Đồng vị Kết phân tích đề tài Kết IAEA. .. Cs Các đồ thị bên trình bày sánh kết hoạt độ riêng đồng vị phóng xạ mẫu Spiked-water 1, 2, IAEA 28 Bq/kg Hình 2.3 .So sánh kết xác định hoạt độ đồng vị mẫu Spikedwater Hình 2.4 So sánh kết xác định