Luận án tiến sĩ nghiên cứu phát triển các ứng dụng chùm notron phin lọc ở lò phản ứng hạt nhân đà lạt

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM _ TRẦN TUẤN ANH NGHIÊN CỨU PHÁT TRIỂN CÁC ỨNG DỤNG CHÙM NƠTRON PHIN LỌC Ở LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT LUẬN ÁN TIẾN SỸ VẬT LÝ Đà Lạt – 2014 BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM _ TRẦN TUẤN ANH NGHIÊN CỨU PHÁT TRIỂN CÁC ỨNG DỤNG CHÙM NƠTRON PHIN LỌC Ở LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử Mã số: 62 44 01 06 LUẬN ÁN TIẾN SỸ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học: PGS TS Vương Hữu Tấn PGS TS Phạm Đình Khang Đà Lạt – 2014 LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan cơng trình nghiên cứu cá nhân, thực hướng dẫn khoa học PGS TS Vương Hữu Tấn PGS TS Phạm Đình Khang Các số liệu, kết nghiên cứu trình bày luận án trung thực chưa sử dụng cơng trình khác Luận án sử dụng số thông tin nhiều nguồn số liệu khác nhau, thơng tin trích dẫn rõ nguồn gốc Tôi xin chịu trách nhiệm nghiên cứu Trần Tuấn Anh i LỜI CẢM ƠN Hồn thành luận án này, xin bày tỏ lời cảm ơn chân thành đến: PGS TS Vương Hữu Tấn, PGS TS Phạm Đình Khang tận tình giúp đỡ động viên tơi suốt q trình thực luận án Ban Lãnh đạo Viện Nghiên cứu hạt nhân tạo điều kiện thuận lợi để tơi hồn thành luận án Ban Lãnh đạo Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam, Ban Lãnh đạo cán Trung tâm Đào tạo hạt nhân Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam giúp đỡ tơi hồn tất thủ tục cần thiết để bảo vệ luận án Trung tâm Vật lý Điện tử hạt nhân - Viện Nghiên cứu hạt nhân tạo điều kiện thuận lợi giúp đỡ trang thiết bị cần thiết trình làm thực nghiệm liên quan đến nội dung luận án Các bạn bè, đồng nghiệp, gia đình động viên tạo điều kiện thuận lợi cho tơi suốt q trình thực luận án Xin trân trọng cảm ơn! Trần Tuấn Anh ii BẢNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT ADC BNCT BROND CENDL CERN ENDF ENSDF EXFOR FEP GELINA HPGe IAEA ICTP JAEA JEFF JENDL J-PARC KENDL KS1 KS2 KS3 KS4 LINAC MCNP5, MCNPX MCA n_TOF PHA PGNAA PTFE TSCA Bộ chuyển đổi tín hiệu tương tự sang số Phương pháp xạ trị Boron Thư viện số liệu hạt nhân Nga Thư viện số liệu hạt nhân Trung Quốc Tổ chức Nghiên cứu Nguyên tử Châu Âu Thư viện số liệu hạt nhân Mỹ Thư viện số liệu cấu trúc hạt nhân Thư viện số liệu hạt nhân thực nghiệm Vật liệu để làm bọc đựng mẫu cho phương pháp PGNAA Máy gia tốc điện tử tuyến tính Geel, Bỉ Đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết Cơ quan lượng nguyên tử quốc tế Trung tâm vật lý lý thuyết giới Viện Năng lượng nguyên tử Nhật Bản Thư viện số liệu hạt nhân châu Âu Thư viện số liệu hạt nhân Nhật Máy gia tốc hạt prôton Nhật Thư viện số liệu hạt nhân Hàn Quốc Kênh ngang số Kênh ngang số Kênh ngang số Kênh ngang số Máy gia tốc điện tử tuyến tính Chương trình tính tốn mơ Monte Carlo Máy phân tích biên độ đa kênh Phương pháp thời gian bay Chế độ đo biên độ xung Phương pháp phân tích kích hoạt nơtron gamma tức thời Vật liệu để làm hộp chiếu mẫu cho phương pháp PGNAA Chế độ đếm tổng iii MỤC LỤC MỞ ĐẦU CHƯƠNG 1.1 TỔNG QUAN Nguồn nơtron 1.1.1 Nguồn nơtron đồng vị .8 1.1.2 Nguồn nơtron từ máy gia tốc 1.1.3 Nguồn nơtron từ lò phản ứng 10 1.2 Một số kỹ thuật xác định lượng nơtron .11 1.2.1 Kỹ thuật thời gian bay 11 1.2.2 Kỹ thuật chọn lọc học 13 1.2.3 Kỹ thuật nhiễu xạ tinh thể .14 1.2.4 Kỹ thuật phin lọc nơtron .15 1.3 Tình hình nghiên cứu liên quan đến đề tài luận án giới 16 1.4 Tình hình nghiên cứu liên quan đến đề tài luận án Việt Nam 22 1.5 Kết luận chương 24 CHƯƠNG PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU VÀ THIẾT BỊ THỰC NGHIỆM 25 2.1 Phương pháp tạo chùm nơtron phin lọc .25 2.1.1 Cơ sở phương pháp phin lọc nơtron .25 2.1.2 Các tiêu chí lựa chọn thành phần, kích thước vật liệu phin lọc .26 2.1.3 Xác định thông số chùm nơtron phin lọc .27 2.2 Phương pháp nghiên cứu vấn đề vật lý 29 2.2.1 Phương pháp đo tiết diện nơtron toàn phần 29 iv 2.2.2 2.3 Phương pháp đo phổ phát xạ gamma từ phản ứng bắt nơtron nhiệt .32 Các thiết bị thực nghiệm 39 2.3.1 Kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 39 2.3.2 Hệ đo nơtron truyền qua .41 2.3.3 Hệ PGNAA 45 2.4 Đối tượng mẫu nghiên cứu 46 2.4.1 Đối tượng mẫu cho thực nghiệm đo tiết diện nơtron toàn phần 46 2.4.2 Đối tượng mẫu cho thực nghiệm đo phổ phát xạ gamma từ phản ứng bắt nơtron nhiệt .47 2.5 Kết luận chương 48 CHƯƠNG 3.1 THỰC NGHIỆM 50 Thực nghiệm tạo chùm nơtron phin lọc đơn .50 3.1.1 Tính tốn phổ lượng chùm nơtron phin lọc 50 3.1.2 Tính toán nâng cao chất lượng chùm nơtron 54 keV 148 keV 57 3.1.3 Thực nghiệm đo phổ nơtron phin lọc 57 3.2 Thực nghiệm đo tiết diện nơtron toàn phần 64 3.2.1 Chuẩn bị mẫu 64 3.2.2 Bố trí thí nghiệm 66 3.2.3 Xử lý số liệu 67 3.3 Thực nghiệm xác định cường độ tia gamma tức thời từ phản ứng bắt nơtron nhiệt .74 3.3.1 Chuẩn bị mẫu 74 3.3.2 Bố trí thí nghiệm 75 v 3.3.3 Xử lý số liệu 76 3.4 Đánh giá độ tin cậy thiết bị phương pháp 85 3.5 Kết luận chương 88 CHƯƠNG 4.1 KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN .90 Kết tạo chùm nơtron phin lọc 90 4.1.1 Kết tính tốn chùm nơtron phin lọc 90 4.1.2 Kết tính tốn nâng cao độ chùm nơtron 54 keV 148 keV 91 4.1.3 Kết thực nghiệm xác định đặc trưng chùm nơtron phin lọc 93 4.1.4 Kết tính tốn hiệu ứng tường cho ống đếm prôton giật lùi 95 4.2 Kết xác định tiết diện nơtron toàn phần 96 4.2.1 Kết đo tiết diện nơtron toàn phần hạt nhân 12C .96 4.2.2 Kết đo tiết diện nơtron toàn phần hạt nhân 93Nb 102 4.2.3 Kết đo tiết diện nơtron toàn phần hạt nhân 238U 106 4.2.4 Các nguồn sai số phép đo tiết diện nơtron toàn phần 109 4.3 Kết xác định cường độ tia gamma tức thời từ phản ứng bắt nơtron nhiệt .111 4.3.1 Cường độ tương đối tia gamma tức thời hạt nhân 36Cl 111 4.3.2 Cường độ tương đối tia gamma tức thời hạt nhân 49Ti 114 4.4 Kết luận chương 116 KẾT LUẬN 118 CÁC HƯỚNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 120 DANH MỤC CƠNG TRÌNH CƠNG BỐ LIÊN QUAN 121 TÀI LIỆU THAM KHẢO 123 vi Phụ lục 1: File Input mô phổ nơtron phin lọc .128 PL1 Mô tả file Input .128 PL2 Mô tả file Output 129 Phụ lục 2: File Input tính tốn hiệu ứng tường cho ống đếm LND-281 .131 Phụ lục 3: File Input tính tốn hiệu suất ghi đầu dò HPGe 133 vii DANH MỤC BẢNG Bảng 1.1 Các đặc trưng nguồn phân hạch 252Cf Bảng 3.1 Thành phần vật liệu phin lọc 50 Bảng 3.2 Tổ hợp vật liệu để tạo chùm nơtron phin lọc 51 Bảng 3.3 Thông lượng độ nơtron 148 keV theo bề dày Si 54 Bảng 3.4 Thông lượng độ nơtron 148 keV theo bề dày Ti 55 Bảng 3.5 Kết tính tốn đặc trưng chùm nơtron phin lọc 56 Bảng 3.6 Đặc trưng mẫu C, Nb U 65 Bảng 3.7 So sánh tỉ số truyền qua theo bề dày mẫu chùm 54 keV 72 Bảng 3.8 Tiết diện nơtron toàn phần 93Nb theo bề dày mẫu 73 Bảng 3.9 Tốc độ đếm tia gamma tức thời phông 77 Bảng 3.10 So sánh hiệu suất ghi thực nghiệm tính tốn MCNP 79 Bảng 3.11 Các hệ số khớp đa thức 81 Bảng 3.12 Thực nghiệm đo truyền qua 12C chùm 54 keV 87 Bảng 3.13 So sánh tiết diện nơtron toàn phần 12C 54 keV 87 Bảng 4.1 Tổ hợp vật liệu chùm nơtron phin lọc 91 Bảng 4.2 So sánh đặc trưng chùm nơtron phin lọc 93 Bảng 4.3 Đặc trưng thực nghiệm chùm nơtron phin lọc 94 Bảng 4.4 Tiết diện nơtron toàn phần 12C dải lượng keV 97 Bảng 4.5 Tiết diện nơtron toàn phần 12C sử dụng phương pháp MMFB 100 Bảng 4.6 Tiết diện nơtron toàn phần 93Nb dải lượng keV 102 Bảng 4.7 Tiết diện nơtron toàn phần 238U dải lượng keV 106 Bảng 4.8 Các nguồn sai số 110 Bảng 4.9 Cường độ tương đối tia gamma tức thời 36Cl 112 Bảng 4.10 Cường độ tương đối tia gamma tức thời 49Ti 114 viii 14 Brown F B et al (2003), MNCP: A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, LA-UR-1987, Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, N.M., (Los Alamos, New Mexico: 2003) 15 Chart of the nuclides, (2004), Japanese Nuclear Data Committee and Nuclear Data Center, JAEA 16 Chau Luong Ngoc (1991), The prompt gamma neutron activation analysis at the Dalat reactor, Radioanal Nucl Chem., Letters, 3, 169-75 17 Chunmei Zhou (2003), Prompt -Ray Data Evaluation of Thermal-Neutron Capture for A=1-44, International Nuclear Data Committee (INDC) 443 18 Clark C D., Mitchell E W J., Palmer D W., and Wilson I H (1966), The design of a velocity selector for long wavelength neutrons, Journal of Scientific Instruments, 43, 19 Coceva C., Brusegan A., and van der Vorst C (1996), Gamma intensity standard from thermal neutron capture in 35Cl, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 378, 511-14 20 Danon Y (2007), High-accuracy filtered neutron beam and high-energy transmission measurements at the Gaerttner Laboratory, Conf.on Nucl.Data for Sci and Technology, 1, 401 21 ENDF (2011), Evaluated Nuclear Data File, National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, USA 22 Filippov V V (1968), Measurements of structure of total neutron cross sections, Nuclear Data for Computations Seminar, ASS-68/17 23 Fitzgerald J (2009), FitzPeaks Gamma Analysis and Calibration Software 24 Fröhner F.H (1991), Evaluation of the unresolved resonance range of 238U+n, Nucl Sci Eng., 111, 404 25 Fujita Yohsiaki (1984), Application of filtered neutrons to precise measurements of neutron cross sections (Kyoto University Research, 1984), p 107 26 Fujita Yoshiaki (1983), Measurement of neutron total cross section of scandium near keV, Journal of Nuclear Science and Technology, 20, 191-98 27 Gotoh H Yagi H (1971), Response function of semiconductor proton recoil counters with axial symmetry to parallel neutron beam, Nuclear Instruments and Methods, 97, 419-21 28 Greenwood R C Chrien R.E (1976), Filtered reactor beams for fast neutron capture -ray experiments, Nuclear Instruments and Methods, 138 125-43 29 Grigoriev Y V (1983), Measurement of the average SIGMA-TOT and SIGMA-SCT cross-sections and resonance blocking-factors for the niobium, molybdenum and cadmium at neutron energy 24.4 keV, Conf on Neutron Physics, 3, 139 124 30 Grigoriev Y V (1990), Determination of the resonance structure parameters of the U-238 cross-section on the basis of the measurements of total and partial transmissions in the energy range 0.465 - 200 keV, Fiz Energ Institut, Obninsk Reports, 2072 31 Grigoriev Y V (2002), Investigation of the 93Nb neutron cross section in the resonance energy range, International Nuclear Data Committee ( International Atomic Energy Agency: Vienna (Austria), 2002), pp 7-12 32 Gritzay O (2005), Precision neutron total cross sectional measurements for natural carbon at reactor neutron filtered beams, 12th Symposium on Reactor Dosimetry (Gatlinburg: 2005) 33 Gritzay O (2005), Total cross section and self-shielding effects of the Cr-52 isotope measured at Kyiv Research Reactor neutron filtered beams, Proc Int Conf on Nuclear Data for Science and Technology (Santa Fe, USA, 2004) 969 - 72 34 Gritzay O (2005), Well known and new neutron filters and employment of them for fundamental and applied investigations, Proceedings of the Fifth Nuclear and Particle Physics Conference (NUPPAC-2005) (Egypt: 2005) 35 Gritzay O (2007), The total neutron cross section for natural carbon in the energy range to 148 keV, Conference on Nuclear Data for Science and Technology, Nice, 1, 543 36 Gritzay O O Kolotyi V V., Kaltchenko O I (2001), Neutron filters at Kyiv Research Reactor, Preprint KINR-01-6 37 Hendricks J S (2004), MCNPX 2.5.0, Los Alamos National Lab 38 Hien P Z (1992), Total neutron cross-section of U-238 as measured with filtered neutrons of 55 keV and 144 keV, INDC(NDS)-0256 (Vienna: 1992) 39 IAEA (2001), Long term needs for nuclear data development, INDC(NDS)-428 40 IAEA TECDOC 1743 (2014 ), Compendium of Neutron Beam Facilities for High Precision Nuclear Data Measurements 41 Ivakhin S V (2011), Modeling of filters for formation of mono-energetic neutron beams in the research reactor IRT MEPhI, The 10th international conference GLOBAL 2011 Toward and over the Fukushima Daiichi accident Proceedings 42 Jain A., Chrien, R., Moore, J., Palevsky, H., (1965), Optical-model interpretation of average total neutron cross sections in the keV region, Phys Rev., 137, B83 B89 43 JENDL (2010), Japanese Evaluated Neutron Data Library 44 Joshi T H., Sangiorgio S., Mozin V., Norman E B., Sorensen P., Foxe M., Bench G., and Bernstein A (2014), Design and demonstration of a quasi-monoenergetic neutron source, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, 333, 6-11 125 45 Knauf K Vorbrugg W (1991), The response of a cylindrical proton recoil proportional counter to neutrons impinging perpendicularly to its axis, Nucl Instr And Meth in Physics Research A305, 419-22 46 M.-M Bé V.P Chechev, R Dersch, O.A.M Helene, R.G Helmer, M Herman,, S Hlaváč A Marcinkowski, G.L Molnár, A.L Nichols, E Schönfeld, V.R Vanin, and Woods and M.J (2007), Update of X ray and gamma ray decay data standards for detector calibration and other applications, STI/PUB/1287, International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria,, Volumes and 47 M.V.Bokhovko (1988), Measurement and analysis of transmissions and selfindication of the neutron radiation capture for U-238 in the energy range - 110 keV, Vop At.Nauki i Tekhn.,Ser.Yadernye Konstanty, 11 48 Molnár G.L., Révay, Z., Belgya, T., (2004), Accurate absolute intensities for the 35 Cl(n,) reaction gamma-ray standard, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B Beam Interactions with Materials and Atoms, 213, 32–35 49 Moreha R Block R.C and Danon Y (2006), Generating a multi-line neutron beam using an electron Linac and a U-filter, Nuclear Instruments and Methods, 562, 40106 50 P Yvon F Carré (2009), Structural materials challenges for advanced reactor systems, Journal of Nuclear Materials, 385, 217-22 51 Pham Ngoc Son Vuong Huu Tan, Phu Chi Hoa, Tran Tuan Anh (2014), Development of 24 and 59 keV filtered neutron beams for neutron capture experiments at Dalat Research Reactor, World Journal of Nuclear Science and Technology, 4, 59-64 52 Poenitz W P (1981), Total neutron cross sections of heavy nuclei, Nuclear Science and Engineering, 78, 333 53 Poenitz W P (1983), Neutron total cross section measurements in the energy region from 47 keV to 20 MeV, (Argonne National Laboratory Reports, 1983) 54 Quality aspects of research reactor operations for instrumental neutron activation analysis, (2001), IAEA TECDOC 1218 55 Raman S., Yonezawa C., Matsue H., Iimura H., and Shinohara N (2000), Efficiency calibration of a Ge detector in the 0.1–11.0 MeV region, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, 454, 389-402 56 Révay Zs, Molnár G L., Belgya T., Kasztovszky Zs, and Firestone R B (2001), A new gamma-ray spectrum catalog and library for PGAA, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 248, 395-99 57 Richard M Lindstrom Richard B Firestone and R Paviotti-Corcuera (2003), Development of a database for prompt -ray neutron activation analysis INDC(NDS)-443 58 Rimawi K and Chrien, R E (1977), 24 keV neutron capture studies in Mo isotopes, Phys Rev C, 15, 1271 81 126 59 Saleh A (2014), keV filters of quasi-mono-energetic neutrons, International Journal of Engineering Science and Innovative Technology (IJESIT), 3, 630-38 60 Simpson O D Miller L G (1968), A technique to measure neutron cross sections in the low keV energy region, Nuclear Instruments and Methods, 61, 245-50 61 Snidow N L., and Warren H D (1967), Wall effect corrections in proportional counter spectrometers, Nuclear Instruments and Methods, 51, 109-16 62 Tran Tuan Anh Pham Ngoc Son, Vuong Huu Tan, Pham Dinh Khang, Phu Chi Hoa (2014), Characteristics of filtered neutron beam energy spectra at Dalat Reactor, World Journal of Nuclear Science and Technology, 4, 96-102 63 Uttley C A (1966), Neutron strength function measurements in the medium and heavy nuclei, Nuclear Data For Reactors Conference, 1, 165 64 Verbinski V V Raffaele Giovannini (1974), Proportional counter characteristics and applications to reactor neutron spectrometry, Nuclear Instruments and Methods, 114, 205-31 65 Vertebnyi V P Murzin A V., Pshenychnyi V A (1987), Filtered medium and thermal neutron beams and their use, Properties of neutron sources, IAEA TECDOC-410 (Vienne: IAEA, 1987), p 257 66 Vertebnyy V P (14-18 Sep 1987), Total cross-section and average resonance parameters for U-238, International Conference on Neutron Physics (Kiev: 14-18 Sep 1987), p 175 67 Vuong Huu Tan et al (2004), Neutron capture cross section measurements of 109Ag, 186 W and 158Gd on filtered neutron beams of 55 and 144 keV, IAEA report INDC(VN)-011, IAEA, Vienna, Austria 68 Vuong Huu Tan Tran Tuan Anh, Nguyen Canh Hai, Pham Ngoc Son, Tokio Fukahori, Measurement of neutron capture cross sections of 139La, 152Sm and 191,193Ir at 55 and 144keV 69 Werle H (1972), Neutron spectrometry with proton - recoil proportional counters in the energy region up to 10 MeV, Nuclear Instruments and Methods, 99, 295-300 70 Y Danon R C Block, M J Rapp, F J Saglime, G Leinweber, D P Barry, N J Drindak, J G Hoole (2009), Beryllium and graphite high-accuracy total crosssection measurements in the energy range from 24 to 900 keV, Nuclear Science and Engineering, 161, 321-30 71 Yonezawa C (1997), Development of a neutron capture prompt gamma-ray analysis system and basic studies of element analysis using this system, JAERI-memo 09-030, Japan Atomic Energy Research Institute 127 PHỤ LỤC Phụ lục 1: File Input mô phổ nơtron phin lọc PL1 Mô tả file Input File Input bao gồm 03 phần: PL1.1 Phần 1: CELL CARDS Là phần khai báo cell tính tốn bao gồm số thứ tự cell, số thứ tự vật liệu, mật độ vật liệu kích thước vật liệu Calculation of neutron spectrum at the neutron channel No.4  phần tiêu đề c cell filter of B-10 0.2g/cm2 d=0.08cm  phần thích  phần khai báo Mặt trụ sau Bán kính hình trụ -2.34 101 -102 -103 Mặt trụ trước Mật độ khối (g/cm3) 100 Số thứ tự vật liệu  phần thích Số thứ tự cell c CELL CARDS - Giải thích: cell 100 phin lọc B-10 có mật độ khối 2.34 g/cm3, dạng hình trụ bán kính 4.133cm, dày 0.08cm 101 103 102 4.133cm 0.08cm PL1.2 Phần 2: CELL SURFACES c SURFACE CARDS 101 pz  Mặt 101 mặt trụ trước vị trí 0cm 102 cz 4.133  Mặt 102 bán kính hình trụ 4.133cm 103 pz 0.08  Mặt 103 mặt trụ sau vị trí 0.08cm 128 PL1.3 Phần 3: CELL DATA c DATA CARDS mode n  Mode nơtron imp:n 5r 5r 5r 5r 16 32 64  Độ quan trọng cell sdef erg=d1 par=1 rad=d2 pos=0 -0.005 axs=0 vec=0 dir=1 Khai báo cell nguồn: lượng, bán kính, vị trí, hướng cell nguồn Si1 H 1.00E-11 3.52E-10 1.47E-09 3.34E-09 5.98E-09 9.38E-09 1.35E-08 ………………… Sp1 D 0.00E+00 1.17E-09 5.18E-08 3.26E-07 7.72E-07 1.53E-06 2.49E-06 …………………  Phân bố lượng cell nguồn si2 4.133 sp2 -21  Bán kính cell nguồn phân bố nguồn phát wwp:n 5 0 wwe:n 1.0000E+02 wwn1:n 5.0000E-01 5.0000E-01 1.7829E-01 1.1688E-01 7.1334E-02 4.3903E-02 2.7804E-02 1.8178E-02 1.2348E-02 8.7243E-03 6.3953E-03 4.8850E-03 3.8516E-03 3.1341E-03 2.6169E-03 2.2351E-03 1.9423E-03 1.7082E-03 1.5173E-03 1.3624E-03 1.2313E-03 1.1163E-03 1.0176E-03 5.6201E-04 3.0904E-04 1.9794E-04 2.4226E+02 -1.0000E+00  Trọng số cell f4:n 500  Thơng lượng cell tính tốn phổ nơtron sau phin lọc fm4 1e+9  Hệ số nhân e0 1e-9 999I 1e-5 999I 1e-3 999I 0.2 999I  Phân bố lượng c materials  Khai báo vật liệu m1 5010.60c 0.85 $ B-10  Vật liệu Boron-10 độ giàu 85% 5011.60c 0.15 $ B-11 m2 14000.90c $ Si crystal RT  Vật liệu Silic đơn tinh thể m3 16000.60c $S  Vật liệu lưu huỳnh tự nhiên m4 7014.60c 1.93222e-005 8016.60c 5.13627e-006 $ air  Khơng khí nps 1e9  Số hạt gieo PL2 Mô tả file Output 1tally nps = 308569310  Tổng số hạt gieo tally type track length estimate of particle flux 129 tally for neutrons this tally is all multiplied by 1.00000E+09  Hệ số nhân volumes cell: 500  Cell tính tốn 4.65361E+02  Thể tích cell tính tốn cell 500 energy ………… 5.2740E-02 1.38030E+02 0.0063 5.2939E-02 1.82129E+02 0.0062 5.3138E-02 2.40481E+02 0.0061 5.3337E-02 3.14641E+02 0.0060 5.3536E-02 4.18930E+02 0.0059 5.3735E-02 5.80150E+02 0.0058 Năng lượng, thông lượng sai số 5.3934E-02 7.31713E+02 0.0057 5.4133E-02 6.97972E+02 0.0058 5.4332E-02 4.95757E+02 0.0060 5.4531E-02 1.63046E+02 0.0068 5.4730E-02 1.72990E+01 0.0095 …………… Hình PL1.1 mơ tả phổ nơtron 54keV sau tổ hợp phin lọc 0.2g/cm2 10B + 98cm Si + 35g/cm2 S tính tốn chương trình MCNP5 800 54keV neutron 700 Intensity [a.u] 600 500 400 300 200 100 0.00 0.05 0.10 0.15 En [MeV] Hình PL1.1 Phổ nơtron 54keV 130 0.20 Phụ lục 2: File Input tính tốn hiệu ứng tường cho ống đếm LND-281 Calculation of neutron spectrum at the neutron channel No.4 c cell LND 281 detector c Dead zone 90%H+5%CH4+5%N2 1 -6.7425e-5 101 -102 -103 #3 #6 c "Steel" wall 80 w/o Fe, 19 w/o Cr and w/o Si 2 -7.93 201 -202 -203 #1 #3 #6 c Anode 3 -19.3 101 -204 -103 c Active window 90%H+5%CH4+5%N2 -6.7425e-5 601 -102 -602 #3 c cells 4 2.445847e-005 501 -502 -503 #1 #2 #3 #6 c cell universal -501 :502 :503 c faces 101 102 103 201 202 203 204 501 502 503 601 602 pz 0.08 cz 1.825 pz 20.72 pz cz 1.905 pz 20.8 cz 0.0011 pz -10 cz 20 pz 30 pz 1.5 pz 19.3 mode n h c materials m1 1001 0.912565 $ H 90 w/o; CH4 w/o; N2 w/o 12000 0.0374347 7014 0.05 m2 24000 -0.18 28000 -0.1 6012.50c -0.0007 14000 -0.01 & 15000 -0.00045 16000 -0.0003 25000 -.02 26000.55c -0.68855 131 m3 m4 74000 $W 7014 1.93222e-005 $ air 8016 5.13627e-006 imp:n 4r $ 1, imp:h 4r $ 1, phys:n 50 20 -1 20 phys:h 50 20 20 J J cut:h J 0.001 0 sdef pos=0 0 rad=d1 ext=d2 erg=d3 vec=0 dir=1 si1 1.95 sp1 -21 si2 20.8 sp2 -21 c Neutron spectrum of 148 keV sp3 -4 0.026 0.148 f8:h f18:n f6:h ft8:h phl e8 1e-5 1024i 0.2727 c dbcn 28j nps 1e+10 Hình PL2.1 mô tả hiệu ứng tường phổ nơtron 148keV tính tốn chương trình MCNPX 8x103 Cã hiệu ứng t-ờng Số đếm 6x103 4x103 Không hiệu ứng t-êng 2x103 0 50 100 150 Ep (keV) 200 Hình PL2.1 Hiệu ứng tường lượng nơtron 148keV 132 Phụ lục 3: Tính tốn mơ hiệu suất ghi đầu dò HPGe Phương pháp Monte-Carlo công cụ mạnh để mô hàm đáp ứng đầu dị HPGe với hình học matrix mẫu khác Q trình mơ MCNP ghi nhận lịch sử hạt từ lúc phát từ nguồn hấp thụ hồn tồn thể tích tinh thể đầu dị Khi tồn tương tác sơ cấp thứ cấp ghi nhận hiệu suất đỉnh tồn phần xác định thơng qua tally F8 chế độ ghi phôton Trong mô này, hiệu suất ghi lượng từ 50 keV 10 MeV tính tốn với lịch sử hạt 1x109 hạt nhằm giảm sai số tính tốn