Khóa luận tốt nghiệp K37

Các neutron lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu là các neutron nhanh hay còn gọi là neutron phân hạch, sau đó các neutron này bị mất dần năng lượng do va chạm với[r]

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ DỤNG

KÊNH NGANG CỦA LỊ PHẢN ỨNG

KHĨA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY – 1310554

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ

DỤNG KÊNH NGANG CỦA LỊ PHẢN ỨNG

KHĨA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ

GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN ThS Phạm Đăng Quyết

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN

……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… Lâm Đồng, ngày … tháng …… năm ……

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN PHẢN BIỆN

……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… ……… Lâm Đồng, ngày … tháng …… năm ……

i LỜI CẢM ƠN

Để hồn thành khóa luận này, trước tiên em bày tỏ lịng biết ơn cơng lao Thầy giáo hướng dẫn ThS Phạm Đăng Quyết, người khơi lên em niềm đam mê nghiên cứu, định hướng hướng dẫn em suốt thời gian thực khóa luận

Em xin gửi lời cảm ơn tới Ban Giám hiệu, quý Thầy Cô giáo khoa Kỹ thuật Hạt Nhân trường Đại học Đà Lạt truyền đạt cho em kiến thức kinh nghiệm năm tháng học tập trường

Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến Ban lãnh đạo, TS Phạm Ngọc Sơn NCV Trịnh Văn Cường Viện Nghiên cứu hạt nhân tạo điều kiện tận tình giúp đỡ em suốt thời gian thực thực nghiệm khóa luận

Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến toàn thể bạn bè lớp HNK37, người đồng hành học tập, nghiên cứu trao đổi kiến thức Xin cảm ơn ba, mẹ tin tưởng động viên tinh thần để em hoàn thành luận văn

Sau cùng, dù cố gắng chỉnh sửa luận cách hồn thiện chắn khơng tránh khỏi thiếu sót, em mong nhận đóng góp ý kiến quý báu từ quý thầy cô

Lâm Đồng, tháng 12, năm 2017 Sinh viên

ii

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT ADC: Bộ chuyển đổi tín hiệu tương tự sang số

BNCT: Boron Neutron Capture Therapy FMESHn: Superimposed Mesh Tally

HPGe: Detector germanium siêu tinh khiết - Đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết Kerma: Kinetic energy released per unit mass – Động tỏa đơn vị khối lượng

LPƯ: Lò phản ứng

MCA : Máy phân tích biên độ đa kênh MCNP: Monte Carlo N-Particle

iii

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng Cá c loa ̣i tally MCNP 19

Bảng Các thông số chùm neutron nhiệt lối kênh LPƯ hạt nhân Đà Lạt 20

Bảng Chi tiết chiếu xạ đo cho mẫu chuẩn 51V phương pháp phân tích kích hoạt 21

Bảng Các tính chất phân rã hạt nhân hợp phần 52V 24

iv

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình Biểu đồ minh họa trình phản ứng hạt nhân

Hình Sơ đồ phân rã phát tia gamma 28Al

Hình Phổ lượng neutron đặc trưng từ lò phản ứng hạt nhân

Hình Đường cong thể phụ thuộc Neutron kerma vào lượng của neutron nước mơ 10

Hình Mơ hình phản ứng neutron nhiệt nitơ 11

Hình Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe 12

Hình Vị trí kênh chiếu mẫu 15

Hình Mặt cắt ngang mơ tả kênh neutron số nằm ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 17

Hình Phantom nước sử dụng kênh ngang số 2 20

Hình 10 Nắp phantom nước sử dụng kênh số LPƯ hạt nhân Đà Lạt 21

Hình 11 Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối tia gamma detector HPGe cho mẫu chuẩn vị trí 5cm cách mặt detector 22

Hình 12 Bố trí thí nghiệm xác định thơng lượng neutron nhiệt kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt 23

Hình 13 Phổ gamma mẩu chuẩn Vanadium ghi nhận hệ phổ kế HPGe kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt 24

Hình 14 Vị trí phantom nước kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt 25

Hình 15 Đường trục phantom nước dùng để tính thơng lượng neutron nhiệt 25

Hình 16 Sự phân bố thơng lượng neutron nhiệt 26

v MỤC LỤC

CHƯƠNG - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT

1.1 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron

1.1.1 Giới thiệu

1.1.2 Cơ sở vật lý phân tích kích hoạt neutron

1.1.3 Phân tích kích hoạt neutron dùng lị phản ứng

1.1.4 Tính thơng lượng neutron nhiệt

1.2 Phantom nước tính suất liều nitơ 10

1.3 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma 11

1.3.1 Giới thiệu 11

1.3.2 Chuẩn lượng độ rộng đỉnh 12

1.3.3 Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối 13

1.4 Kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 14

1.5 Phương pháp Monte Carlo chương trình MCNP 17

CHƯƠNG - THỰC NGHIỆM 20

2.1 Chùm neutron phin lọc kênh LPƯ hạt nhân Đà Lạt 20

2.2 Chuẩn bị phantom mẫu chuẩn 20

2.3 Chuẩn hiệu suất detector 21

2.4 Bố trí thí nghiệm 22

CHƯƠNG - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 26

3.1 Kết đo mô thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục của phantom nước 26

3.2 Kết tính tốn suất liều nitơ dọc theo trục phantom nước 27

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 28

1 MỞ ĐẦU

Thơng lượng neutron Lị phản ứng (LPƯ) thông số quan trọng nghiên cứu hạt nhân Các giá trị mật độ thông lượng thu được dùng để hiệu chuẩn kênh thực nghiệm, đánh giá công suất tuyệt đối, phân bố công suất vùng hoạt, xác định điểm cơng suất cực đại tính tốn cháy nhiên liệu Hiện việc ứng dụng kỹ thuật hạt nhân lĩnh vực: công nghiệp, nông nghiệp, sinh học y học ngày phổ biến Trong đó, nghiên cứu tính tốn thơng lượng neutron nhiệt suất liều nitơ phần quan trọng thiếu trình xạ trị kỹ thuật xạ trị phản ứng bắt neutron nguyên tố boron (BNCT) Hàm lượng nitơ mô khoảng 2% tiết diện bắt neutron nhiệt nguyên tố 1,7 bar Vì vậy, q trình xạ trị có sử dụng neutron nhiệt suất liều mà nitơ đóng góp có ý nghĩa đáng kể Nhưng khơng thể đo trực tiếp suất liều nitơ mà tính tốn gián tiếp suất liều dựa vào thơng lượng chùm neutron nhiệt vị trí cần tính Do đó, việc xác định xác thơng lượng neutron nhiệt trình xạ trị neutron phản ứng bắt nguyên tố (B; Gd) đặc biệt quan trọng

Mục tiêu đề tài: Xác định thông lượng neutron nhiệt suất liều nitơ dọc theo đường trục phantom nước sử dụng kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Đối tượng nghiên cứu đề tài: Tính thơng lượng neutron nhiệt suất liều nitơ mơ hình phantom nước phục vụ nghiên cứu y học

Bài luận văn chia thành ba chương gồm:

Chương I: Tổng quan trình bày phương pháp phân tích kích hoạt neutron, hiệu chuẩn phổ kế gamma, kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, phantom nước chương trình MCNP

Chương II: Trình bày trình thực nghiệm: chuẩn bị phantom, mẫu chuẩn Vanadium, chùm neutron phin lọc kênh số lò phản ứng, hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe, mô thông lượng neutron nhiệt dọc theo đường trục phantom nước chương trình MCNP

2

CHƯƠNG - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT 1.1 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron

1.1.1 Giới thiệu

Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron (Neutron Activation Analysis – NAA) lò phản ứng kỹ thuật phân tích hạt nhân đại có độ nhạy độ xác cao, có khả đáp ứng u cầu nhiều toán thực tế áp dụng rộng rãi lĩnh vực nghiên cứu như: khảo cổ, địa chất, nông-sinh-y học, môi trường, v.v

Phân tích kích hoạt phương pháp phân tích định lượng nguyên tố dựa vào kích hoạt nguyên tố diện mẫu phân tích chùm hạt nhân tới neutron nhiệt, neutron nhanh, hạt tích điện photon lượng cao Trong đó, kích hoạt với neutron nhiệt dùng rộng rãi hạt nhân quan tâm thường có tiết diện lớn vùng neutron nhiệt Hàm lượng xạ phát (hoặc tức thời trễ) phụ thuộc vào số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt Số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt tỉ lệ với số nguyên tử mẫu, hàm lượngnguyên tố mẫu định lượng Từ 1938 đến 1940, người ta phân tích kích hoạt hạt mang điện như: proton (p), alpha (𝛼), deuteron (d) Với phát triển lò phản ứng hạt nhân cho phép tạo neutron có thơng lượng lên đến 1012-1015 n.cm-2.s-1 phân tích kích hoạt neutron xem kĩ thuật phân tích thơng dụng với độ tin cậy cao so với phương pháp phân tích khác

Mỗi hạt nhân mẫu có xác suất bắt neutron xác định, xác suất có thứ ngun diện tích gọi tiết diện bắt neutron (𝜎) Thông lượng neutron biểu diễn số neutron qua đơn vị diện tích đơn vị thời gian (n.cm-2.s-1) Các hạt nhân có số proton khác số neutron

các đồng vị nhau, thuộc nguyên tố Tỉ số hạt nhân

các đồng vị nguyên tố độ phổ biến đồng vị (𝜃) Khi neutron tương tác với hạt nhân bia qua q trình tán xạ khơng đàn hồi, hạt nhân hợp phần trạng thái kích thích tạo Năng lượng kích thích hạt nhân hợp phần lượng liên kết neutron với hạt nhân Hầu hết hạt nhân hợp phần có khuynh hướng trở trạng thái cân hơn, cách phát tia

gamma tức thời đặc trưng Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân lại

3

trễ đặc trưng, tốc độ chậm nhiều so với trình phát tia gamma tức thời Tia gamma phát với xác suất riêng gọi cường độ

gamma tuyệt đối (𝛾) Các tia gamma phát detector bán dẫn có

độ phân giải lượng cao Trong phổ gamma, lượng đỉnh giúp xác định có mặt nguyên tố mẫu (xác định định tính) diện tích đỉnh phổ cho phép xác định hàm lượng nguyên tố (xác định

định lượng)

Ngày nay, với pháp triển khoa học kĩ thuật, phương pháp phân tích kích hoạt neutron ngày hồn thiện phân tích hàm lượng ngun tố xác đến mức ppb (10-9g/g)

1.1.2 Cơ sở vật lý phân tích kích hoạt neutron

Cơ sở phân tích kích hoạt neutron phản ứng neutron với hạt nhân nguyên tử Quan trọng NAA phản ứng bắt neutron (n,) (Hình 1.4) hạt nhân X (hạt nhân bia) hấp thụ neutron, sản phẩm tạo hạt nhân phóng xạ với số nguyên tử Z có khối lượng nguyên tử A tăng lên đơn vị phát tia gamma đặc trưng, trình biểu diễn phương trình phản ứng:

  



  

X X

n

X AZ AZ

A Z

1

1

0 ( )*

Trong đó:

+) A: số khối nguyên tố bia; +) Z: số điện tích hạt nhân bia;

+) Ký hiệu (*) trình biểu diễn hạt nhân hợp phần giai đoạn trung gian

4

Mỗi nguyên tố tồn tự nhiên đặc trưng thông số như: Khối lượng nguyên tử (M), độ phổ biến đồng vị (), tiết diện bắt neutron (), v.v… Khi neutron có lượng thấp tương tác với hạt nhân bia qua trình tán xạ không đàn hồi, hạt nhân hợp phần trung gian trạng thái kích thích tạo Năng lượng kích thích hạt nhân hợp phần lượng liên kết neutron với hạt nhân Hầu hết hạt nhân hợp phần có khuynh hướng trở trạng thái cân cách phát tia gamma tức thời đặc trưng (trong khoảng thời gian 10-8s) Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân lại tạo hạt nhân phóng xạ phân rã cách phát nhiều gamma trễ đặc trưng, tốc độ chậm nhiều so với trình phát tia gamma tức thời

Mỗi hạt nhân phóng xạ gồm nhiều đồng vị phóng xạ, đồng vị phóng xạ lại đặc trưng bởi: hoạt độ phóng xạ (A), chu kỳ bán rã (T1/2), lượng tia gamma (E), cường độ phát gamma (P), v.v… Các tia gamma phát detector bán dẫn có độ phân giải lượng cao Trong phổ gamma nhận được, lượng đỉnh xác định có mặt nguyên tố mẫu (định tính) diện tích đỉnh cho phép xác định hàm lượng nguyên tố (định lượng)

Trong NAA, nhân phóng xạ thường phân rã nhân cháu (daughter) cách phát hạt bê-ta () trước trạng thái bền Các nhân cháu tạo thường trạng thái kích thích phát hay nhiều tia gamma trước trở trạng thái bền Đo tia gamma hệ phổ kế gamma, thu thông tin cần thiết để xác định hàm lượng nguyên tố mẫu chiếu xạ Sơ đồ phân rã nhân phóng xạ xếp từ đơn giản đến phức tạp Một sơ đồ đơn giản minh họa phân rã 28Al (T1/2=2,24 phút), tạo việc chiếu xạ đồng vị 27Al Nhân 28Al phân rã 

5 để mức kích thích 1779keV nhân 28Si

Trong trường hợp này, việc dịch chuyển từ trạng thái kích thích trạng thái bền nhân 28Si luôn phát tia gamma có lượng 1779 keV với hiệu suất phát 100% Những sơ đồ phân rã nhân phóng xạ khác phức tạp nhiều

Có nhiều kỹ thuật để rút thông tin định tính định lượng từ phổ gamma Từ phổ gamma thu được, nhiệm vụ trước tiên nhận diện hạt nhân tương ứng với đỉnh lượng khác (định tính) nhiệm vụ thứ hai xác định diện tích đỉnh lượng (định lượng) Việc nhận diện đỉnh thực với trợ giúp tài liệu liên quan sơ đồ phân rã, bảng liệt kê lượng gamma tỉ số rẽ nhánh Đối với hầu hết đỉnh, diện tích đỉnh (hay cịn gọi tín hiệu) xác định việc lấy số đếm tổng cộng vùng đỉnh trừ số đếm phơng

1.1.3 Phân tích kích hoạt neutron dùng lị phản ứng

Mặc dù có nhiều loại nguồn neutron (lò phản ứng, máy gia tốc, nguồn đồng vị,v.v…) sử dụng kỹ thuật NAA, lị phản ứng hạt nhân với dịng neutron có thông lượng cao từ phân hạch uranium cho độ nhạy cao với hầu hết nguyên tố Các loại lò phản ứng khác vị trí khác lị phản ứng thay đổi đáng kể phân bố lượng thông lượng neutron

6

Các neutron lò phản ứng tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu neutron nhanh hay cịn gọi neutron phân hạch, sau neutron bị dần lượng va chạm với vật liệu xung quanh cuối bị nhiệt hóa

Neutron sinh lị phản ứng có lượng từ đến 20 MeV, khoảng lượng tính chất tương tác neutron với vật chất khác miền lượng khác Vì vậy, phân bố thơng lượng neutron lị phản ứng chia thành vùng theo lượng neutron, bao gồm vùng neutron nhiệt, vùng neutron nhiệt vùng neutron nhanh hay phân hạch

 Neutron nhiệt có lượng En khoảng < En ≤ 0,5 eV:

Mật độ neutron nhiệt phụ thuộc vào lượng theo quy luật Maxwell– Boltzmann:

 3

2

( ) n EkT

n E e E

kT     (1) Trong đó:

+) n: mật độ neutron toàn phần:

0

( )

n n E dE





+) k: số Boltzmann: k = 8,61× 10-5 eV/K

+) T = 293,6 K v = 2200 m/sec Năng lượng neutron nhiệt ET = 0,0253 eV

 Neutron nhiệt có lượng En khoảng 0,5 eV < En ≤ 500

keV:

Ở vùng tiết diện tương tác neutron với vật chất có dạng cộng hưởng Trường hợp lý tưởng, phân bố thông lượng neutron nhiệt tỷ lệ nghịch với lượng neutron:

e( )

e

E E



  (2a)

Trong đó:

+) e( )E thông lượng neutron nhiệt lượng E;

+) elà thông lượng neutron nhiệt qui ước

7

1

( ) e (1 )

e E eV

E

 





  (2b)

Trong đó: α hệ số độc lập với lượng, biểu diễn độ lệch khỏi quy luật 1/E, có giá trị khoảng [-1; 1] tùy theo cấu hình, vị trí lị phản ứng vật liệu xung quanh)

 Neutron nhanh có lượng En khoảng 500 keV < En ≤ 20 MeV:

Phân bố neutron nhanh có cực đại 0,7 MeV mô tả phân bố Watt:

( ) 0, 484 Esinh

f E fe E



   (3)

Trong đó:

+) E lượng neutron (tính MeV);

+) f( )E thông lượng neutron nhanh lượng E; +) f thông lượng neutron nhanh

Khi đặt hạt nhân trường neutron, số phản ứng xảy giây R gọi tốc độ phản ứng cho bởi:

0

R = σ(v) (v)dv = σ(E) (E)dE 

 

 

  (4)

Trong đó:

+) σ(v): Tiết diện phản ứng (n,γ) vận tốc v [đơn vị cm2]; +) σ(E): Tiết diện phản ứng (n,γ) lượng neutron E; +) φ’(v): Thông lượng neutron vận tốc v;

+) φ/(v) = n’(v)v , với n’(v) mật độ neutron vận tốc v; +) φ’(E): Thông lượng neutron lượng neutron E

Khi kết hợp việc kích hoạt lị phản ứng với việc đo phổ gamma sau chiếu hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn, ta có mối quan hệ tốc độ phản ứng (R) số đếm ghi (Np) đỉnh gamma quan tâm sau:

8 Trong đó:

+) N wNA M



 : số hạt nhân;

+) NA: số Avogadro (NA 6,023 × 1023 mol-1); +) θ: độ phổ biến đồng vị (%);

+) w: khối lượng nguyên tố chiếu (g);

+) Np: diện tích đỉnh gamma; +) tc: thời gian đo;

+) S: hệ số bão hòa (S  1 eti ;

1/

2

ln T

 với ti: thời gian chiếu; T1/2: chu kì bán hủy);

+) D: hệ số rã (Detd với td thời gian rã);

+) C: hệ số đo ( d

t c e C t      );

+) εp: hiệu suất ghi đỉnh (%); +) γ: cường độ gamma tuyệt đối; +) M: khối lượng nguyên tử (g.mol-1); Thay N vào phương trình (5) ta có:

M N SDCw t N R p A c p / /     (6)

Trong điều kiện nhân phóng xạ hình thành trực tiếp phản ứng (n,), giả sử khơng có hiệu ứng đốt cháy

9      Cd Cd E dE E E E dE E E

R ( ) ( )

0 ) ( ) (     (7) Trong đó:

+) (E): tiết diện phản ứng gây neutron lượng E +) (E): thông lượng neutron lượng E

+) ECd: lượng cắt Cd (ECd = 0,55 eV), cho hạt nhân có dạng hàm tiết diện lên đến ~ 1,5 eV chiếu tâm hộp Cd (Cadmium) chuẩn có bề dày mm với tỷ số độ cao/đường kính =

Việc thay tích phân 

Cd E

dE E E) ( ) ( 

 biểu thức đơn giản có dạng

) (

0 

eI , I0()là tích phân cộng hưởng phân bố thông lượng neutron

trên nhiệt không tuân theo quy luật 1/E Một cách gần đúng,  1

/ ~ ) (E E

e , nghĩa

là e(E)(1eV) /E1, 1eV biểu diễn cho lượng tham khảo Hệ số 

độc lập với lượng neutron – xem thông số phổ neutron – biểu diễn cho độ lệch phân bố neutron nhiệt khỏi quy luật 1/E I0() viết:

 



) ( ) (1 ) ( eV E E dE E I Cd  

  (8)

Tốc độ phản ứng R viết lại sau:

) (

. 0 G  I0  G

R th th  e e (9)

Trong đó:

+) th e: thơng lượng neutron nhiệt neutron nhiệt +) 0 I0: tiết diện neutron nhiệt tích phân cộng hưởng

+) Gth Ge: hệ số hiệu tự che chắn neutron nhiệt neutron nhiệt

1.1.4 Tính thơng lượng neutron nhiệt

Hoạt độ mẫu thời điểm kết thúc chiếu xạ liên hệ với tốc độ phản ứng sau:

1 t1

10

Mặt khác, hoạt độ cịn xác định hệ phổ kế theo phương trình đây:

 3

2 1 c t t Cf A

I e  e 

        (11) Trong đó,

C số đếm đỉnh gamma quan tâm;

t1, t2 t3 thời gian chiếu, thời gian rã thời gian đo; λ số phân rã hạt nhân hợp phần;

εγ hiệu suất ghi detector;

Iγ cường độ phát gamma hạt nhân quan tâm;

fc hệ số hiệu chỉnh cho ảnh hưởng tán xạ tự che chắn neutron mẫu chiếu;

Từ phương trình (9, 10 11), thơng lượng neutron nhiệt mẫu kích hoạt xác định theo phương trình:

 1 2 3

0 1

c

t

t t

Cf

I N e  e  e 

 

 

    



  (12)

1.2 Phantom nước tính suất liều nitơ

Trong xạ trị, phantom nước thường sử dụng để nghiên cứu ảnh hưởng loại xạ thể sống, phantom nước có tương đồng tốt với mơ thể sống Đồng thời phantom nước dễ dàng chuẩn bị tiết kiệm chi phí Hình phù hợp tốt nước mô thể sống

11 ảnh hưởng xạ neutron gây

Liều neutron nhiệt Dp sinh từ phản ứng 14N(n, p)14C, hầu hết neutron đến từ neutron nhiệt phản ứng hạt nhân Năng lượng giải phóng hấp thụ chỗ gọi liều hấp thụ hay gọi liều neutron nhiệt (hay liều proton)

Hình Mơ hình phản ứng neutron nhiệt nitơ

Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt 14N (1,7barn) lượng phản ứng 0,63 MeV tồn dạng động hạt nhân 14C p Động hai hạt gây cho môi trường (mô) chứa chúng suất liều hấp thụ Suất liều neutron nhiệt tính theo cơng thức

𝐷̇ = 1,6 × 10−10 𝜎

𝑁 𝑄 𝑁𝑁 ∅𝑡ℎ (13)

Trong đó: th

 : Thơng lượng neutron nhiệt (n/cm2/s);

: Số nguyên tử Nitơ có 1kg mô (1,491024nguyên tử/kg); : Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt Nitơ (1,8110-24cm2); : Năng lượng giải phóng từ phản ứng (0,63 MeV)

1.3 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma

1.3.1 Giới thiệu

Hiệu chuẩn (calibration) hệ phổ kế gamma bao gồm việc chuẩn lượng tìm mối quan hệ số kênh lượng, chuẩn độ rộng đỉnh xác định thăng giáng độ rộng đỉnh theo lượng, cuối quan trọng chuẩn hiệu suất ghi detector Chuẩn hiệu suất ghi detector tìm mối quan

14 14

7N0n 6C1H0.63MeV

N

N

N

σ

12

hệ số đếm mà hệ phổ kế ghi nhận với tốc độ phát tia gamma từ nguồn phóng xạ chuẩn (thường nguồn điểm) theo cấu hình đo thực tế Hình trình bày sơ đồ khối hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn

Hình Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe

1.3.2 Chuẩn lượng độ rộng đỉnh

Mục đích việc chuẩn lượng tìm mối quan hệ vị trí đỉnh có phổ lượng gamma tương ứng, công việc thường tiến hành trước đo phổ gamma Chuẩn lượng tiến hành cách đo phổ gamma số nguồn phát gamma biết xác lượng sau thiết lập mối quan hệ lượng vị trí đỉnh

Việc chuẩn lượng tiến hành máy tính hệ phổ kế nhờ phần mềm thu nhận xử lý phổ sau:

+ Đo phổ gamma mẫu chuẩn từ có phổ gamma có đỉnh lượng nguyên tố cần đo

+ Định chuẩn lượng phương pháp làm khớp hệ số A, B, C hàm biểu diễn phụ thuộc vào lượng theo kênh

Hàm bậc biểu diễn phụ thuộc lượng theo kênh thường có dạng:

E (keV) = A + B x Ch (14)

Hoặc tốt nên dùng hàm bậc hai:

E(keV) = A + B x Ch+ C x Ch2 (15)

13

số đếm thống kê, đánh dâu đĩnh phổ nhập giá trị lượng tương ứng cho đỉnh, chương trình tự động tính hệ số ứng với phương trình bậc hay bậc hai theo tùy chọn lưu nhớ để áp dụng cho phổ đo sau

Độ phù hợp phương trình (14) (15) phụ thuộc vào độ tuyến tính tích phân hệ phổ kế, ví dụ khuếch đại phổ kế có độ tuyến tính tích phân 0,05% ADC 0,02% Điều ngụ ý dùng chuẩn lượng tuyến tính cho phổ từ đến 2000 keV sai số lượng cực đại keV Độ tuyến tính ADC đại có sai số lượng nhỏ 0,3 keV, cho

ứng dụng NAA

Độ rộng đỉnh thường biểu diễn độ rộng nửa chiều cao đỉnh (FWHM) hàm phụ thuộc lượng Độ rộng phụ thuộc vào nhiều thăng giáng thống kê trình thu góp truyền tín hiệu từ detector đến hệ thống MCA Xác định xác độ rộng đỉnh đặt tảng cho việc xác định diện tích đỉnh trình làm khớp đỉnh (fitting) Một số phần mềm xử lý phổ gamma đòi hỏi đưa vào chuẩn độ rộng đỉnh trước Mơt mối quan hệ tuyến tính độ rộng w lượng E biểu diễn:

w = aE1/2 + bE + C (16) Trong a, b c số thực nghiệm Hoặc theo Debertm and Helmer gợi ý mối quan hệ sau:

w = (a + bE)1/2 (17)

Nếu đỉnh có dạng phân bố Gauss, việc đánh giá độ rộng đỉnh viết:

FWHM = 0.939 X A/(CT - C0) (18) Trong A diện tích đỉnh, CT độ cao đỉnh C0 background Quy trình chuẩn độ rộng đỉnh tương tự chuẩn lượng nên thường hai quy trình thực đồng thời

1.3.3 Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối

14

Dựa vào bảng số liệu thu dùng phương pháp khớp bình phương tối thiểu để xây dựng đường chuẩn lượng Do detector HPGe có độ tuyến tính cao lượng tia gamma biên độ xung tròn thường để khớp bậc

Hiệu suất ghi tuyệt đối đỉnh lượng E tính theo biểu thức sau: 𝜀𝑝 = 𝐶𝑃𝑆

𝐴.𝛾.𝐷.𝐶 (19)

Ở đây,

CPS số đếm giây đỉnh 𝛾 quan tâm,

A hoạt độ nguồn điểm ởthời điểm sản xuât (Bq), 𝛾 cường độ 𝛾 tuyệt đối,

D hệ số rã, = 𝑒−𝜆𝑡d, với td thời gian rã;

C hệ số đo, = [1 - 𝑒−𝜆𝑡d]/𝜆tc hiệu cho phân rã đo; tc thời gian đo

Sai số tính hiệu suất xác định sau:

𝑑𝜀 = √(𝑑𝐴)2+ (𝑑𝑁)2 (20)

Ở dA - sai số hoạt độ nguồn, dN - sai sơ diện tích đỉnh

Khi xác định hiệu suất ghi cần ý số liệu hạt nhân nguồn nên đượcbảo đầm có nguồn gốc tín cậy cập nhật, số yếu tố đóng góp đến sai số hiệu suất khác độ cao nguồn, mật độ, v.v v

1.4 Kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

15

+ Mâm quay: Nằm vành phản xạ, có 40 hốc chiếu, vị trí chiếu ướt dùng cho phép chiếu dài (>1 giờ) Vì kênh ướt nên mẫu chiếu phải bao gói thích hợp vào container chun dụng cho việc chiếu mẫu Mâm quay

+ Kênh 7-1 Kênh 13-2: Là hai kênh khô nối với hệ chuyển mẫu tự động khí nén thích hợp cho việc chiếu mẫu thời gian từ vài giây đến vài chục phút.+ Cột nhiệt: vị trí có độ nhiệt hóa neutron lớn, hệ số f 200, kết nối với hệ chuyển mẫu khí nén dùng cho phép chiếu dài (>1 giờ)

Hình Vị trí kênh chiếu mẫu

Cơ sở chùm neutron phin lọc dựa suy giảm cường độ chùm neutron, lượng neutron không mong muốn bảo toàn cường độ đỉnh lương quan tâm, qua vật liệu làm phin lọc có bề dày d đủ lớn Khi chùm neutron từ lị phản ứng có lượng phân bố từ neutron nhiệt đến neutron nhanh, truyền qua vật liệu có độ dày thích hợp tương tác với vật liệu giống lọc neutron

16

đựng phin lọc lắp hai vành khun Boron-Carbide dày mm x 2, đường kính ngồi 9,35 cm, đường kính 6,5 cm vành trụ chì dày cm, đường kính ngồi 9,35 cm đường kính 6,5 cm

Các vành boron-carbide chì có chức giảm thiểu suất liều xạ neutron gamma qua khe hở ống đựng phin lọc hệ dẫn dòng, từ giảm thiểu phơng xạ khối lượng vật liệu che chắn bên kênh 2, chúng cịn có tác dụng hạn chế kích hoạt neutron ống đựng phin lọc vỏ bọc phin lọc neutron Các nguyên tắc dòng neutron phin lọc sử dụng vật liệu đơn tinh thể có mặt cắt ngang để hấp thụ neutron nhiệt thấp Do đó, thơng lượng neutron từ lị phản ứng hạt nhân xuất khu vực này, neutron nhiệt có khả qua vật liệu tinh thể

17

Hình Mặt cắt ngang mô tả kênh neutron số nằm ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

1: Hệ dẫn dòng neutron phin lọc neutron, 3: Vỏ nhơm hệ dẫn dịng, 4: Khối cản chắn xạ thép, 5: Ống chuẩn trực neutron gamma, 6: Các khối che chắn xạ gamma neutron, 7: Hệ bảo đảm kín nước, 8: Khối cản xạ kênh ngang số 2, 9: Cửa sắt kênh ngang số 2, 10: Thành bê tông lò phản ứng.

1.5 Phương pháp Monte Carlo chương trình MCNP

Phương pháp Monte Carlo bắt đầu ứng dụng từ năm 1940 Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos, chương trình MCNP sản phẩm đời từ việc ứng dụng Các phiên MCNP là:

- MCNP3 (1983) phiên phân phối quốc tế Các phiên MCNP3A 3B đời phịng thí nghiệm quốc gia Los Almos suốt thập niên 1980

18

lý phân phối để chạy song song cụm trạm (workstation) MCNP4B (1997) với việc tăng cường trình vật lý photon đưa vào tốn tử vi phân nhiễu loạn, MCNP4C (2000) với tính electron cập nhật, xử lý cộng hưởng khơng phân giải, MCNP4C2 (2001) có bổ sung thêm đặc trưng hiệu ứng quang hạt nhân cải tiến cửa số trọng số

- MCNP5 (2003) với việc cập nhật trình tương tác chẳng hạn tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nở Doppler, Ngoài cịn có thêm phiên MCNPX với mức lượng chủng loại hạt mở rộng

Chương trình MCNP (Monte Carlo N - Particle) chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô q trình vật lí hạt nhân neutron, photon, electron (các trình phân rã hạt nhân, tương tác tia xạ với vật chất, thông lượng neutron, ) MCNP phát triển nhóm Monte Carlo trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los Alamos National Laboratory – Mỹ)

Đây cơng cụ tính tốn mạnh, mơ vận chuyển neutron, photon electron, giải toán vận chuyển xạ chiều sử du ̣ng lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ xạ vật lý y học với miền lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV miền lượng photon electron từ keV đến 1000 MeV

Để tiến hành mơ chương trình MCNP, trước tiên người dùng cần phải tạo input file có chứa thơng tin cần thiết tốn như: mơ tả hình học, vật liệu, kết cần ghi nhận, trình vật lý Cấu trúc input file củ a chương trình MCNP được thể hiê ̣n sau:

Tiêu đề tên Input file <Dòng trống>

………

Cell cards

<Dòng trống>

………

19 <Dòng trống>

………

Data cards

(Mode cards, Material Cards, Source cards, Tally cards,…)

Dòng input file dịng tiêu đề (có thể bỏ trống dịng này), là khới bắt b ̣c của chương trình: khối các thẻ ô ma ̣ng (cell), khối thẻ bề mặt (surface) khối các thẻ dữ liê ̣u (data), khối thẻ cách chính xác bằng dòng trắng (chương trình báo lỗi nhiều dịng trắng)

Trong MCNP có nhiều loại tally (đánh giá) khác Người sử dụng dùng tally khác tùy theo mục đích, yêu cầu đưa Tally biến đổi người sử dụng theo nhiều cách khác Tất tally chuẩn hóa để tính hạt phát ra, ngoại trừ vài trường hợp nguồn tới hạn Trong chương trình MCNP có loại tally mô tả Bảng

Bảng Cá c loa ̣i tally MCNP

Kí hiê ̣u Tally Loại ̣t

20

CHƯƠNG - THỰC NGHIỆM

2.1 Chùm neutron phin lọc kênh LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Chùm neutron phin lọc kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt sử dụng cho thí nghiệm Thơng lượng neutron nhiệt lối kênh chủ yếu khoảng 1,6×106 n.cm-2.s-1, giá trị tỉ số Cadmi Rcd(Au) 420 Do đó, có thể bỏ qua đóng góp tốc độ phản ứng gây neutron nhiệt

Bảng Các thông số chùm neutron nhiệt lối kênh LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Thông lượng neutron nhiệt

th

Tỉ số Cadmi RCd(Au)

Vật liệu phim lọc

Đường kính chùm neutron 1.6×106 n.cm-2.s-1 420 6cm Bi + 80cm Si cm

2.2 Chuẩn bị phantom mẫu chuẩn

Một phantom nước có dạng hình hộp chữ nhật với kích thước 25 cm  18 cm

 16 cm chuẩn bị cho phép đo phân bố thông lượng neutron

nhiệt dọc theo trục phantom phương pháp kích hoạt (Hình 9)

Nắp phantom thiết kế với lỗ nhỏ, lỗ cách 1cm (tính từ tâm lỗ) để đặt thay đổi vị trí dị (Hình 10)

21 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7

2 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 cm

Incident neutron beam

Hình 10 Nắp phantom nước sử dụng kênh số LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Để xác định thơng lượng neutron nhiệt dịng neutron phin lọc kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt phương pháp kích hoạt Các dò chuẩn làm Vanadium chuẩn bị Lá dị Vanadium có đường kính 1,2 cm; độ dày 0,015 mm độ tinh khiết 99,9 % Sau kích hoạt dò chùm neutron phin lọc kênh ngang số LPƯ, sau tia gamma trễ phát sau kích hoạt ghi nhận hệ phổ kế gamma sử dụng detector HPGe Các thông số mẫu chuẩn Vanadium (51V) dùng để xác định thơng lượng neutron nhiệt trình bày Bảng

Bảng Chi tiết chiếu xạ đo cho mẫu chuẩn 51V phương pháp phân tích kích hoạt

Hạt nhân sử dụng, khối lượng

(g)

Thời gian chiếu (s)

Thời gian rã (s)

Thời gian đo (s) 51V, 0.0925 60-960 176-1800 201-1250

2.3 Chuẩn hiệu suất detector

22

và 1332 keV) 85Sr (540 keV), 88Y (898 1836 keV), 109Cd (88 keV), 137Cs (661 keV), 139Ce (165 keV)

Trong khóa luận này, thực hệ phổ kế gamma sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết loại HPGe (Canberra), có độ phân giải ~2,1 keV đỉnh lượng 1332 keV 60Co, sử dụng nguồn điểm 241Am, 133Ba, 137Cs, 60Co 152Eu; nguồn đo vị trí tham khảo cách đầu dị là: 5cm

Đường cong hiệu suất ghi tia gamma detector HPGe sử dụng thí nghiệm thể Hình 11

Hình 11 Đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối tia gamma detector HPGe cho mẫu chuẩn vị trí 5cm cách mặt detector

Sự phụ thuộc lượng hiệu suất đỉnh thể Hình 11 Hiệu suất giảm vùng lượng thấp hấp thụ tia gamma lượng thấp lớp chết mặt ngồi đầu dị tăng lên Tại vùng lượng cao, hiệu suất giảm hạn chế thể tích đầu dị

2.4 Bố trí thí nghiệm

23

24

Tính chất phân rã hạt nhân hợp phần Vanadium (52V) sử dụng thí nghiệm thể Bảng

Bảng Các tính chất phân rã hạt nhân hợp phần 52V

Hạt nhân hợp phần

Chu kỳ bán rã (phút)

Năng lượng tia γ (keV)

Cường độ phát γ (%)

52V 3.75 1434.08 100

Phổ gamma mẫu Vanadium ghi nhận hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe thể Hình 13

Hình 13 Phổ gamma mẩu chuẩn Vanadium ghi nhận hệ phổ kế HPGe tại kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt

25

Hình 14 Vị trí phantom nước kênh ngang số LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Hình 15 Đường trục phantom nước dùng để tính thơng lượng neutron nhiệt

26

CHƯƠNG - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

3.1 Kết đo mô thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục phantom nước

Đường trục phantom nước dùng để tính thơng lượng neutron nhiệt

Chúng tơi thiết kế, cell có kích thước 1cm1cm×1cm xác định thông lượng cell tally F4

Bảng Kết đo thực nghiệm mô thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục phantom nước

TT Tọa độ Lá dò KL bia

(g) Số hạt nhân bia (N) Diện tích đỉnh (Np) Thông lượng () Thực nghiệm Thông lượng () MCNP

X Y Z

1 0 TU 0.0925 1.09E+21 4.16E+04 1.26E+06 1.38E+06

2 0 TU 0.0925 1.09E+21 5.62E+04 8.65E+05 6.73E+05

3 0 TU 0.0925 1.09E+21 3.31E+04 4.99E+05 3.42E+05

4 0 TU 0.0925 1.09E+21 1.96E+04 2.91E+05 1.95E+05

5 0 TU 0.0925 1.09E+21 1.14E+04 1.69E+05 1.17E+05

6 0 TU 0.0925 1.09E+21 6.65E+03 1.02E+05 7.34E+04

7 0 TU 0.0925 1.09E+21 4.23E+03 6.39E+04 4.93E+04

8 0 TU 0.0925 1.09E+21 2.69E+03 4.02E+04 3.20E+04

0

0.0 2.0x105 4.0x105 6.0x105 8.0x105 1.0x106 1.2x106 1.4x106 Th ôn g l ợng ne utr on nh iệt (n cm s -1 )

Độ sâu phantom (cm)

Thực nghiệm MCNP

27

Kết đo mô thông lượng neutron nhiệt dọc theo đường trục phantom nước cho thấy rằng: Thông lượng neutron nhiệt hàm theo độ sâu, thông lượng suy giảm nhanh chóng khoảng cm Có phù hợp tốt hình dạng đường cong thực nghiệm đường cong mô thông lượng neutron nhiệt Điều chứng tỏ, kết thực nghiệm kết mơ hồn tồn tin cậy

3.2 Kết tính tốn suất liều nitơ dọc theo trục phantom nước

Trong nước sử dụng hàng ngày, hàm lượng nitơ chiếm khoảng 0,25ppm (=0,25.10-6g/g) Sử dụng phương trình (13) xác định suất liều nitơ dọc theo trục phantom nước Hình 17

0

0.0

5.0x10-13

1.0x10-12

1.5x10-12

2.0x10-12

2.5x10-12

Su

ất

li

ều

nito

(G

y/s)

Độ sâu theo trục phantom (cm)

28

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Khóa luận thực nội dung sau:

- Tìm hiểu phương pháp phân tích kích hoạt neutron lị phản ứng dị chuẩn để xác định thơng lượng neutron nhiệt

- Tìm hiểu cách tính suất liều nitơ dựa theo thông lượng neutron nhiệt

- Sử dụng chương trình MCNP để mơ tính thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục phantom với nguồn neutron từ kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

- Đo tính tốn thơng lượng neutron nhiệt dọc theo trục phantom dò Vanadium

- Xử lý số liệu neutron nhiệt đo thực nghiệm mô MCNP

Từ kết thu rút số kết luận:

- Phương pháp phân tích kích hoạt neutron lựa chọn phù hợp tốn nghiên cứu thơng lượng neutron nhiệt phantom nước

- Những kết thu cho thấy có phù hợp tốt kết đo thực nghiệm kết mô MCNP Sự khác biệt này, gây chủ yếu kích thước cell mơ khơng có kích thước vật liệu thực nghiệm mơ

- Dựa kết đo thơng lượng neutron nhiệt, dễ dàng tính suất liều nitơ

Hướng nghiên cứu phát triển đề tài:

29

DANH MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO A. Tài liệu tiếng việt

[1] Hồ Mạnh Dũng, “Nghiên cứu phát triển phương pháp K–Zero

phân tích kích hoạt neutron lị phản ứng hạt nhân cho việc xác định đa

nguyên tố”, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN Tp.HCM, (2003)

[2] Phạm Ngọc Sơn, “Phát triển dòng neutron phin lọc kênh ngang số

của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt khả ứng dụng thực

nghiệm đo số liệu hat nhân”, (2012)

[3] Mai Xuân Trung, “Giáo trình đo liều xạ”, Trường Đại học Đà Lạt

B. Tài liệu tiếng anh

[4] Kim, Myong Seop, Sang Jun Park, and Byung Jin Jun “Measurements of in-phantom neutron flux distribution at the HANARO BNCT facility” Nuclear Engineering and Technology 36.3 (2004): 203-209

[5] Marashi, M K “Analysis of absorbed dose distribution in head phantom in boron neutron capture therapy” Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment 440.2 (2000): 446-452

[6] Bavarnegin, Elham, et al “Measurement of in-phantom neutron flux and gamma dose in Tehran research reactor boron neutron capture therapy beam line” Journal of cancer research and therapeutics 12.2 (2016): 826 [7] Al-Turiqi, Assem A “Neutron activation boron therapy for cancer

treatments” Diss University of Surrey, 2009

[8] Sauerwein, Wolfgang AG, et al., eds “Neutron capture therapy: principles and applications” Springer Science & Business Media, 2012

[9] DeWerd, Larry A “The Phantoms of Medical and Health Physics” Springer, 2014