Áp dụng chương trình MCNP5 để tính toán hiệu suất của detector HPGe GEM 15p4

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRỊNH HỒI VINH ÁP DỤNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5 ĐỂ TÍNH TỐN HIỆU SUẤT CỦA DETECTOR HPGe GEM 15P4 Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân lượng cao Mã số: 60.44.05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học: TS VÕ XUÂN ÂN Thành phố Hồ Chí Minh – 2010 LỜI CẢM ƠN Trong trình thực hoàn thành luận văn này, tác giả nhận quan tâm giúp đỡ lớn từ Thầy cơ, đồng nghiệp gia đình Tơi xin bày tỏ lịng biết ơn chân thành đến: Thầy TS Võ Xuân Ân, người hướng dẫn khoa học, mang đến cho kiến thức phương pháp nghiên cứu khoa học, truyền đạt tinh thần học hỏi giúp vượt qua vướng mắc suốt trình thực luận văn Thầy TS Nguyễn Văn Hoa, Thầy PGS TS Lê Văn Hoàng, hai người Thầy gợi ý phương hướng nghiên cứu, đóng góp ý kiến động viên từ ngày đầu thực luận văn Thầy TS Thái Khắc Định, người dành nhiều cơng sức cho dự án Phịng thí nghiệm Vật lý Hạt nhân mà kết hệ phổ kế gamma phông thấp sử dụng nghiên cứu Quý Thầy cô Bộ môn Vật lý Hạt nhân Khoa Vật lý, Trường Đại học Sư phạm TP HCM đóng góp ý kiến thảo luận quý báu tạo điều kiện thuận lợi sở vật chất để tơi thực nghiên cứu phục vụ cho luận văn Cuối cùng, xin cảm ơn gia đình hỗ trợ tơi mặt BẢNG CÁC CHỮ VIẾT TẮT Chữ viết tắt ACTL CYLTRAN DE DETEFF EGS ENDF ENDL FWHM Ge(Li) GEANT GESPECOR HPGe MCNG MCNP P/C PENELOPE SE TP HCM Tiếng Việt Thư viện số liệu ACTL Chuong trình mơ Monte Carlo CYLTRAN Thốt đơi Chương trình mơ Monte Carlo DETEFF Chương trình mơ Monte Carlo EGS Thư viện số liệu ENDF Thư viện số liệu ENDL Độ rộng đỉnh lượng toàn phần chiều cao cực đại Detector germanium khuếch tán lithium Chương trình mơ Monte Carlo GEANT Tiếng Anh ACTivation Library CYLTRAN An electron/photon transport code Double Escape DETector EFFiciency Electron Gamma A Monte Carlo simulation code of the coupled transport of electrons and photon Evaluated Nuclear Data File Evaluated Nuclear Data Library Full Width at Half Maximum Germanium(Lithium) GEANT A toolkit for the simulation of the passage of particles through matter Chương trình mơ Germanium SPEctroscopy Monte Carlo GESPECOR CORrection Factors Detector germanium siêu tinh High Purity Gemanium khiết Chương trình Monte Carlo Monte Carlo Neutron Gamma ghép cặp neutron - gamma Chương trình mơ Monte Carlo N – Particle Monte Carlo MCNP Tỉ số đỉnh/Compton Peak/Compton Chương trình mơ PENetration and Energy LOss of Monte-Carlo PENELOPE Positron and Electrons Thoát đơn Single Escape Thành phố Hồ Chí Minh - MỞ ĐẦU Với đời detector germanium siêu tinh khiết (HPGe) silicon (Si) suốt thập kỉ 1960, lĩnh vực đo phổ gamma cách mạng hóa trở thành công nghệ phát triển Trong nhiều lĩnh vực khoa học hạt nhân ứng dụng, detector ghi xạ gamma sử dụng để xác định hàm lượng hạt nhân phóng xạ phát gamma mẫu môi trường Những detector ghi xạ gamma đóng vai trị quan trọng phịng thí nghiệm phân tích phóng xạ khắp giới nhờ vào kỹ thuật phân tích khơng phá mẫu khả phân giải cao Việc sử dụng detector bán dẫn siêu tinh khiết mang lại kết xác cho việc ghi nhận xạ gamma lượng khác Ở Việt Nam, nhiều sở Viện Khoa học Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Hạt nhân TP HCM, Bộ môn Vật lý hạt nhân – Trường Đại học KHTN TP HCM trang bị hệ phổ kế gamma loại nghiên cứu ứng dụng phân tích mẫu mơi trường hoạt độ thấp Muốn xác định cường độ chùm tia gamma, điều cần thiết phải biết xác hiệu suất đỉnh lượng tồn phần cấu hình đo tương ứng Phương pháp truyền thống để chuẩn hiệu suất cho detector gamma bán dẫn xác định trực tiếp đáp ứng detector xạ gamma lượng khác thông qua việc sử dụng nguồn chuẩn đơn đa biết trước hoạt độ Hiệu suất có lượng sau ngoại suy cho toàn vùng lượng quan tâm để thu đường cong hiệu suất Đường cong hiệu suất sử dụng để tính tốn hoạt độ nhân phóng xạ mẫu đo phát tia gamma có lượng nằm khoảng mà đường cong hiệu suất bao quát Mặc dù cách làm thường gặp thực tế đơn giản, để thu kết xác cần phải xem xét nhiều vấn đề phức tạp quy trình thực Có thể kể đến thời gian chi phí tiến hành thực nghiệm; điều kiện phịng thí nghiệm nguồn chuẩn phóng xạ; vấn đề kích thước, matrix mẫu hình học đo; nhiễm bẩn phóng xạ; sai số gặp phải xây dựng đường cong hiệu suất việc làm khớp liệu thực nghiệm với đường cong lý thuyết cần thiết phải tiến hành nhiều hiệu chỉnh cho thông tin thu từ phổ gamma mẫu đo Ngoài ra, phương pháp gặp hạn chế lớn phải làm khớp phần liệu đo đạc gián đoạn Do hình dạng hàm hiệu suất phức tạp nguồn chuẩn thường có sai số nên cần phải tiến hành nhiều đo đạc trải dài vùng lượng quan tâm để đảm bảo sai số việc nội suy nhỏ Do đó, nhiều phương pháp tính tốn hỗ trợ phương pháp cho việc chuẩn hiệu suất detector quan tâm nghiên cứu nhiều thập niên trở lại đây, đặc biệt từ có phát triển mạnh mẽ cơng nghệ máy tính nhân tố liên quan Trong đó, cách tiếp cận cho thấy triển vọng dựa phương pháp Monte Carlo Kể từ tính tốn Zerby Moran [44] vào năm 1958 có hàng ngàn cơng trình sử dụng phương pháp Monte Carlo để chuẩn hiệu suất cho detector gamma [14], [15], [16], [17], [23], [38] Trong 10 – 15 năm trở lại đây, tính tốn Monte Carlo với chương trình MCNP cho thấy hiệu lực việc xác định hiệu suất detector Ưu điểm mơ cho kết xác đáp ứng hiệu suất detector mà khơng cần nhiều đo đạc thực nghiệm Không khẳng định hiệu lực phương pháp Monte Carlo việc tính tốn hiệu suất, nghiên cứu cịn cho thấy nhiều ưu điểm khác Một mơ hình hóa xác detector, Monte Carlo mơ phổ gamma nhân phóng xạ nhiều matrix cấu hình khác [5]; tính tốn hệ số hiệu chỉnh hiệu ứng trùng phùng, matrix mật độ cho loại mẫu [1], [22], [28], [41]; khảo sát yếu tố liên quan đến đáp ứng detector xạ gamma tới [3], [7]; thiết kế hệ phổ kế triệt compton [40] Ngồi cịn cơng cụ lý thuyết mạnh để đánh giá theo dõi thay đổi hệ phổ kế gamm theo thời gian [4], [6], [36] Chính nhờ ưu điểm mà phương pháp Monte Carlo ứng dụng rộng rãi, đặc biệt chương trình mơ dựng sẵn MCNP5 góp phần thúc đẩy việc sử dụng phương pháp mơ lĩnh vực nghiên cứu vật lý hạt nhân Từ phân tích tơi chọn đề tài: “Áp dụng chương trình MCNP5 để tính tốn hiệu suất detector GEM 15P4” Mục tiêu luận văn là: (1) xây dựng số liệu đầu vào kích thước hình học cấu trúc vật liệu buồng chì detector cấu trúc nguồn phóng xạ hướng tới mơ hình hóa chi tiết hệ phổ kế; (2) mô phổ gamma nguồn 60 Co, đánh giá phổ gamma, so sánh với giá trị thực nghiệm; (3) sở xác định độ tin cậy chương trình mơ phỏng, thiết lập đường cong hiệu suất theo lượng đồng thời khảo sát thay đổi hiệu suất theo khoảng cách nguồn detector; (4) tiến tới xây dựng công thức giải tích cho hiệu suất hàm lượng khoảng cách cấu hình đo đồng trục nguồn điểm Đối tượng nghiên cứu luận văn detector GEM 15P4 loại p sản xuất EG&G Ortec (Oak Ridge, Tennessee) đặt phịng thí nghiệm Vật lý hạt nhân, Trường Đại học Sư phạm TP HCM Nguồn phóng xạ dạng điểm model RSS-8EU hãng Spectrum Techniques LLC sản suất Phương pháp nghiên cứu luận văn kết hợp đo đạc thực nghiệm mơ Monte Carlo với chương trình MCNP phiên xây dựng Phịng thí nghiệm quốc gia Los Alamos, Hoa kỳ Chương trình sử dụng cho phép Cục An toàn Bức xạ Hạt nhân Hiệu lực mơ hình tính tốn kiểm tra thực nghiệm tương ứng Với nội dung đó, luận văn trình bày thành bốn phần sau: + Chương 1: TỔNG QUAN, giới thiệu cách khái quát vấn đề tương tác photon với vật chất, detector phương pháp mơ Monte Carlo với chương trình MCNP5, nghiên cứu nước liên quan đến đề tài + Chương 2: MƠ HÌNH HĨA HỆ PHỔ KẾ GAMMA DETECTOR HPGe, trình bày bước thực tốn mơ phỏng, xây dựng input, tính tốn lại bề dày lớp germanium bất hoạt, kiểm tra độ tin cậy chương trình mơ phỏng, mơ phổ gamma nguồn 60Co + Chương 3: MÔ PHỎNG ĐƯỜNG CONG HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN, thiết lập đường cong hiệu suất theo lượng khoảng cách, xây dựng công thức giải tích cho hiệu suất hàm lượng khoảng cách nguồn – detector + Chương 4: KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ, tổng kết đánh giá kết đạt được, đưa kiến nghị hướng nghiên cứu khác liên quan đến nội dung luận văn CHƯƠNG TỔNG QUAN 1.1 DETECTOR GHI BỨC XẠ GAMMA 1.1.1 Tương tác photon với vật chất Mặc dù tia gamma tương tác với vật chất theo nhiều chế khác nhau, ghi đo xạ ba q trình đóng vai trò quan trọng là: hấp thụ quang điện, tán xạ Compton tạo cặp [25] Thông qua ba trình photon truyền phần hồn tồn lượng cho electron bị tán xạ góc biến hoàn toàn cách đột ngột Điều hoàn toàn khác biệt với tương tác hạt mang điện, hạt mang điện bị làm chậm qua tương tác đồng thời liên tục với nhiều nguyên tử 1.1.1.1 Hấp thụ quang điện (Photoelectric absorption) Trong trình hấp thụ quang điện, photon chịu tương tác với nguyên tử hoàn toàn biến mất, electron quang điện bị bứt khỏi lớp vỏ liên kết Tương tác loại xảy với electron nguyên tử xảy với electron tự Đối với photon với lượng đủ cao electron quang điện thường có nguồn gốc từ lớp vỏ liên kết chặt chẽ nhất, tức lớp K nguyên tử Electron quang điện sinh mang lượng tính công thức Ee   h   E B (1.1) Trong đó: EB lượng liên kết electron quang điện Với tia gamma lượng lớn vài trăm keV, electron quang điện mang phần lớn lượng photon chịu tương tác Cùng với electron quang điện, tương tác tạo nguyên tử bị ion hóa với lỗ trống lớp vỏ liên kết mà electron bị Lỗ trống nhanh chóng lấp đầy thơng qua việc bắt electron tự môi trường vật chất và/hoặc xếp lại electron từ lớp vỏ khác Do đó, nhiều photon tia X tạo Mặc dù hầu hết trường hợp, tia X lại bị hấp thụ lớp vỏ liên kết yếu gần thơng qua hấp thụ quang điện, chúng có khả khỏi detector xạ ảnh hưởng đến đáp ứng detector Trong số trường hợp tia X đặc trưng tương tác với electron ngun tử electron Auger phát Để làm ví dụ cho tương tác phức tạp này, ta xét photon tới với lượng 30 keV chịu hấp thụ quang điện khí xenon Khoảng 86% tương tác xảy thông qua hấp thụ lớp K nguyên tử xenon Trong số này, 87,5% tạo tia X đặc trưng lớp K 12,5% khử kích thích việc phát electron Auger 14% photon tới lại tham gia tương tác quang điện lớp L M Kết tương tác tia X đặc trưng với lượng thấp nhiều electron Auger với quãng chạy ngắn, gần bậc một, bị hấp thụ lại gần nơi xảy tương tác Hấp thụ quang điện trình ưu tiên tương tác tia gamma (hoặc tia X) lượng thấp vật liệu hấp thụ có bậc số ngun tử Z cao Khơng biểu thức giải tích tính tốn xác suất hấp thụ quang điện cho nguyên tử theo lượng E Z, sử dụng công thức gần sau   const  Zn E3,5 (1.2) Trong đó: n thay đổi từ đến vùng lượng gamma quan tâm Sự phụ thuộc xác suất hấp thụ vào Z lý việc sử dụng vật liệu có Z cao (chẳng hạn chì) che chắn tia gamma Cũng với lý tương tự mà nhiều hệ phổ kế gamma sử dụng detector với thành phần vật liệu có Z cao Hình 1.1: Sự phụ thuộc lượng trình tương tác gamma khác NaI (Theo The Atomic Nuclear, R D Evans, 1955) Đồ thị biểu diễn phụ thuộc tiết diện hấp thụ quang điện cho NaI theo lượng (một vật liệu ghi tia gamma phổ biến) cho hình 1.1 Ở vùng lượng thấp, có mép hấp thụ xuất lượng tương ứng với lượng liên kết electron lớp khác Những mép với lượng cao ứng với electron lớp K Ở phía sát mép này, lượng photon đủ để chịu hấp thụ quang điện electron lớp K bị khỏi nguyên tử Ở phía sát mép này, khơng có đủ lượng để trình xảy nên xác suất tương tác giảm nhanh đột ngột Tương tự, mép hấp thụ lượng thấp ứng với electron lớp L, M, … nguyên tử Kết hấp thụ quang điện giải phóng electron quang điện (mang hầu hết lượng gamma) với electron lượng thấp ứng với hấp thụ lượng liên kết electron quang điện Nếu khơng có thất khỏi detector tổng động electron tạo phải với lượng ban đầu photon Vì hấp thụ quang điện trình lý tưởng cho việc đo đạc lượng gamma Với chùm gamma đơn điều kiện lý tưởng, tổng động electron với lượng gamma tới phân bố vi phân động electron sau chuỗi kiện hấp thụ quang điện có dạng hàm delta đơn giản hình bên Một đỉnh đơn xuất lượng ứng với lượng gamma tới Hình 1.2: Đỉnh lượng tồn phần phổ độ cao xung vi phân 1.1.1.2 Tán xạ Compton (Compton scattering) Quá trình tán xạ Compton xảy photon tới electron môi trường hấp thụ Đối với lượng gamma nguồn đồng vị phóng xạ chế tương tác chiếm ưu Trong tán xạ Compton, photon tới bị đổi hướng góc  so với hướng ban đầu truyền phần lượng cho electron (giả sử ban đầu đứng yên), electron sau gọi electron giật lùi Bởi photon bị tán xạ góc nên lượng truyền cho electron thay đổi từ tới giá trị cực đại Có thể rút công thức liên hệ lượng truyền cho electron góc tán xạ việc sử dụng đồng thời định luật bảo toàn lượng xung lượng Sử dụng ký hiệu sơ đồ bên KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO Mặc dù so với bề dày lớp germanium bất hoạt thơng số khác detector có ảnh hưởng khơng đáng kể đến hiệu suất đỉnh lượng toàn phần, vài phần trăm [9] Do đây, q trình mơ hình hóa detector MCNP5, tất thơng số cịn lại có giá trị nhà sản xuất đưa Thực tế mô tả detector, thông số hiệu chỉnh lại phương pháp chụp ảnh tia X chụp ảnh phóng xạ Tuy nhiên phương pháp vượt q điều kiện có Phịng thí nghiệm, nên để có mơ hình detector gần với thực tế nhất, nghiên cứu cần sử dụng Monte Carlo khảo sát ảnh hưởng thơng số cịn lại đến hiệu suất, từ tối ưu mơ hình detector Đồng thời tiến hành đo đạc tính tốn chi tiết để định lượng trình gia tăng bề dày lớp germanium bất hoạt Những kết phần 2.3 cho thấy phổ gamma mô chưa thể tái tạo hoàn chỉnh phổ thực nghiệm vùng 250 keV Do cần khảo sát chi tiết ảnh hưởng vật liệu xung quanh detector lên hàm đáp ứng Đặc biệt cần kết hợp với phương pháp khác để tính tốn bề dày tối ưu buồng chì lớp bổ sung để tiết kiệm vật liệu nâng cao khả che chắn phông gamma từ môi trường Như đề cập phần mở đầu, cần đạt độ xác cao phân tích hàm lượng phóng xạ cần phải quan tâm đến hiệu ứng trùng phùng tự hấp thụ Có nhiều cách tiếp cận để giải vấn đề này, MCNP5 cơng cụ hiệu Do sở mơ hình hóa hệ phổ kế, với hỗ trợ MCNP, cần tiếp tục sâu nghiên cứu hiệu ứng trùng phùng tự hấp thụ cho nhiều cấu hình đo dạng mẫu khác nhằm phục vụ có hiệu cho đo đạc phân tích hệ phổ kế gamma Q trình mô phải xử lý nhiều file liệu input output, kinh nghiệm cho thấy việc xử lý thủ công nhiều thời gian công sức đồng thời dễ gặp sai sót Do cần thiết phải xây dựng chương trình kết nối với MCNP5 nhằm tự động hóa q trình đọc input trích xuất thông tin từ output Việc làm giúp người dùng MCNP5 tiết kiệm thời gian, tránh sai sót nâng cao hiệu sử dụng chương trình DANH MỤC CÁC CƠNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ [1] T.V Luyen, T.H Vinh, T.K Dinh (2007), “Distribution of natural radioactivity on size particles in soil profiles”, 7th National Conference On Nuclear Science and Technology, Da nang, 347-348 [2] T.H.Vinh, V.X An, H.D Tam, P.N.T Vinh (2010), “Modelling of the GEM 15P4 HPGe detector used in gamma spectrometry by the MCNP5 code”, 7th Scientific Conference, University of Natural Sciences VNUHCMC (Submitted) [3] H.D Tam, P.N.T Vinh, T.H Vinh, L.T.M Thuan (2010), “Building the curve efficiency of HPGe detector system using dish source for nuclear laboratory of Ho Chi Minh City University of Pedagogy”, Journal of Natural Science of University of Pedagogy of HCM City, 85-90 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] Đặng Nguyên Phương, Nguyễn Võ Hoài Thơ, Trương Thị Hồng Loan (2008), “Xây dựng chương trình hiệu chỉnh trùng phùng cho hệ phổ kế gamma”, Hội nghị khoa học lần thứ 6, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Đại Học Quốc Gia TP Hồ Chí Minh, trang 53 [2] Lê Văn Ngọc, Trần Văn Hùng (2005), Bài giảng lớp tập huấn MCNP, Trung Tâm Đào Tạo, viện Nghiên cứu Hạt Nhân Đà Lạt [3] Mai Văn Nhơn, Trương Thị Hồng Loan, Trần Ái Khanh, Trần Thiện Thanh, Đặng Nguyên Phương (2008), “Nghiên cứu ảnh hưởng tán xạ nhiều lần từ vật liệu xung quanh đầu dò lên phổ lượng gamma đầu dò chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Cơng nghệ, Đại học Quốc Gia TP Hồ Chí Minh, tập 11, số 10, trang 66-76 [4] Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2007), “Khảo sát ảnh hưởng thông số vật lý đến hiệu suất đếm detector bán dẫn siêu tinh khiết chương trình MCNP4C2”, Tạp chí phát triển Khoa học Cơng nghệ, Đại học Quốc Gia TP Hồ Chí Minh, tập 10, số 5, trang 21-26 [5] Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xn Ân (2006), “Mơ phổ gamma phức tạp đo hệ phổ kế gamma dùng detector chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP Hồ Chí Minh, tập 9, số 9, trang 63-70 [6] Ngơ Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2005), “Nghiên cứu tăng bề dày lớp germanium bất hoạt detector bán dẫn siêu tinh khiết chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Cơng nghệ, Đại học Quốc Gia TP Hồ Chí Minh, tập 8, số 12, trang 35-43 [7] Trương Thị Hồng Loan, Đặng Nguyên Phương, Mai Văn Nhơn (2008), “Khảo sát ảnh hưởng việc trừ phơng có khơng có che chắn mẫu hệ phổ kế gamma ”, Hội nghị Khoa học lần thứ 6, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc Gia TP HCM, trang 54 [8] Võ Văn Hồng (2004), Mơ vât lý, Nhà Xuất Bản Đại học Quốc gia TP HCM [9] Võ Xuân Ân (2008), Nghiên cứu hiệu suất ghi nhận detector bán dẫn siêu tinh khiết (HPGe) phổ kế gamma phương pháp Monte Carlo thuật toán di truyền, Luận án tiến sĩ vật lý, Trường ĐHKHTN TP HCM Tiếng Anh [10] Bertolo A., Manduchi C and Manuchi G (1992), “The computer code MAR for calculating the activity of radioactive samples in Marinelli beakers”, Nucl Instr and Meth A314, 584-589 [11] Boson J., Agren G., Johansson L (2008), “A detailed investigaion of detector response for improved Monte Carlo efficiency calculations”, Nucl Instr and Meth, A 587, 304 – 3114 [12] Briesmeister J.F., Ed (2001), MCNP4C2- Monte Carlo N-particle Transport Code System, Los Alamos National Laboratory, LA-13709-M [13] Debertin K., Helmer R G (1988), “Gamma and X – Ray Spectrometry with Semiconductor Dectectors”, Science Publishing Copany, Inc., Amsterdam [14] Debertin K., Grosswendt B (1982), Nucl Instr and Meth 203 [15] Dowdal M., “Practicable Monte Carlo calibration of detector for environmental measurements”, Norwegian Radiation Protection Authority [16] Dryak P., Kovar P (2006), “Experimental and MC determination of detector efficiency in the 40 – 2754 keV energy range for measuring point source geometry with the source – to – detector distance of 25 cm”, Appl Rad and Isot., 1346 – 1349 [17] Ewa I.O.B, Bodizs D., Czifrus Sz And Molnar Zs (2001), “Monte Carlo Determination of Full Energy Peak Efficiency for a Detector”, Appl Rad and Isot., 55 103 – 108 [18] Friedman R.J., Reichard M.C., Blue T.E., Brown A.S (2001), Health Phys, 80 [19] Glenn F K (1988), Radiation Detection and Measurements, 2nd ed., John Wiley and Sons [20] Gilmore G., Hemingway J.D (1995), Practical Gamma – ray Spectrometry, Wiley, Chichester [21] Gelsema Sjoerd J (2001), “Advanced -ray spectrometry dealing with coincidence and attenuation effects”, Delft University Press, The Netherlands [22] Hasse G., Tail D and Wiechen A (1993), “Monte Carlo simulation of several gamma – emitting source and detector arrangements for determining corrections of self attenuation and coincidence summation in gamma spectrometry”, Nucl Instr and Meth., A329 483-492 [23] Helmer R.G., Nica N., Hardy J.C., Iacob V.E (2004), “Precise efficiency calibration of an detector up to 3.5 MeV with measurments and Monte – Carlo calculations”, Appl Rad and Isot., 60, 173 – 177 [24] IAEA (1991), X – ray and gamma – ray standards for detector calibration IAEA-TECHDOC619 [25] Knoll G.F (1999), “Radiation Detection and Measurement, Third Edition”, John Wiley & Sons, Inc., New York [26] Korum M., Vidmar T (2000), “Monte Carlo Calculations of the Total to – Peak Ratio in Gamma – ray Spectrometry”, Appl Rad and Isot., 52 785 – 789 [27] Korun M., Vidmar T (1997), Nucl Instr and Meth A 390, 203 [28] Laborie J.M., Le Petit G., Abt D and Girard M (2000), “Monter Carlo Calculations of the Efficiency Calibration Curve and Coincidence – summing Correction in Low – level Gamma – ray Spectrometry using Well – type Detector”, Appl Rad and Isot., 53 57 – 62 [29] Le Van Ngoc (2005), “Study on determination of the detector’s registering characteristics by MCNP4C2”, Internal Report, CD/05/04-13, VAEC [30] Le Van Ngoc, Nguyen Thi Thanh Huyen and Nguyen Hao Quang (2007), “Study on Monte Carlo calculation of peak efficiencies of the superpure detector (GMX) in environmental gamma spectrometry with using MCNP4C2”, VNU Journal of Science, Hanoi, Vol 23, No.2, 99-104 [31] Liyu W (1995), IAE/SPAN V5.1 Multipurpose Gamma – ray Spectrum Analysis Software, China Institute of Atomic Energy, Beijing [32] Medhat M E., Ali M A., Awaad Z (2001), “A new expression for the full energy peak efficiency of a high pure germanium detector”, Communication of the Joint Institute for Nuclear Research, Dubna [33] Marsegurra M., Zio E and Cadini F (2005), “Genetic Algorithm Optimization of a Model – Free Fuzzy Control System”, Annals of Nuclear Energy, 32 712 – 728 [34] Nix D E and Scott N E (1976), “Detection efficiency calibration for radiological monitoring of nuclear plants” Radioelement Analysis Progress and Problem Proc Of the 23rd Conf on Analytical Chemistry in Energy and Technology, Gatlinburg, Tennessee [35] Ortec, detector manufacturing [36] Rodenas J., Pascual A., Zarza I., Serradell V., Ortiz J., Ballesteros L (2003), “Analysis of the influence of germanium dead layer on detector calibration simulation for environmental radiactive samples using the Monte Carlo method Nucl Instr and Meth, A 496, 390 – 399 [37] Sanderson C G (1976), “Comparison of Ge(Li) well and N – type coaxial detectors for low energy gamma ray analysis of environment samples”, Radioelement analysis Progress and Problems Proc Of the 23rd Conf on Analytical Chemistry in Energy and Technology, Gatlinburg, Tennessee [38] Salgado C M., Claudio C Conti and Paulo H.B Becker (2006), “Determination of Detector Response using MCNP5 for 20 – 150 keV X - rays”, Appl Rad and Isot., 64 700 – 705 [39] Talavera M García, Neder H., Daza M.J., Quintana B (2000), “Towards a proper modeling of detector and source characteristics in Monte Carlo simulations”, Appl Radiat Isot., 52, 777-783 [40] Tsutsumi M., Oishi T., Kinouchi N., Sakamoto R and Yoshida M (2002), “Design of an Anti – Compton Spectrometer for Low – level Radioactive Wastes using Monte Carlo Techniques”, Journal of Nucl Sci and Techno., Vol 39, No p 957 – 963 [41] Truong Thi Hong Loan, Tran Thien Thanh, Dang Nguyen Phuong, Tran Ai Khanh, Mai Van Nhon and Le Van Ngoc (2007), “Gamma spectrum simulation and coincidence summing factor calculation for point sources with using MCNP code”, Communication in Physics [42] Vnatomwicz V (1986), Handbook of Nuclear Data for Neutron Activation Analysis, Vol [43] X – Monte Carlo Team (2003), MCNP – A General Purpose Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 5, Volume I: Overview and Theory, Los Alamos National Laboratory, LA-UR-03-1987 [44] Zerby and Moran (1958), National Laboratory Report ORNL-2454 PHỤ LỤC Phụ lục 1: Hệ phổ kế gamma Phịng thí nghiệm Vật lý Hạt nhân Phụ lục 2: Thông tin detector nhà sản xuất cung cấp Phụ lục 3: Thơng tin nguồn chuẩn phóng xạ model RSS – 8EU Nguồn 133 Ba 109 Cd Co 57 60 Co 22 Na 65 Zn 226 Ra Năng lượng Cường độ phát Hoạt độ Nơi sản Ngày sản (keV) (%) (μCi) xuất xuất 10,51 năm 80,99 43,10 USA 1/2008 276,39 7,164 302,85 18,33 356,02 62,05 383,85 8,94 462,6 ngày USA 1/2008 88,03 3,61 271,8 ngày 122,06 85,60 USA 12/2007 136,47 10,68 5,271 năm 1173,24 99,9736 USA 1/2008 1332,55 99,9856 2,602 năm 511,00 179,79 USA 12/2007 1274,53 99,944 244,3 ngày USA 12/2007 1115,55 50,6 1602 năm Germany 1968 T1/2 Phụ lục 4: Đặc trưng nguồn phóng xạ sử dụng thực nghiệm Nguồn 241 Am 75 Se Năng lượng (keV) Cường độ phát (%) 432,2 năm 59,54 35,78 119,78 ngày 96,73 3,41 113 Sn 115,1 ngày 255,06 1,82 85 Sr 64,84 ngày 514,01 98,5 Mn 54 312,7 ngày 834,84 10 113 115,1 ngày 391,69 64 137 Cs 30,17 năm 56 Co 78,76 ngày Nb 20300 năm 661,66 1771,35 1810,70 1963,80 702,65 84,99 15,49 0,71 0,71 99,79 111 In 2,8 ngày 171,28 90,78 139 Ce 137,6 ngày 165,85 79,87 228 Th 1,913 năm 1620,74 1,49 243 Am 7380 năm 74,66 188,25 591,76 1494,05 1596,49 67,4 0,22 4,99 0,71 1,81 Sn Phụ tính T1/2 94 154 Eu 8,8 năm lục 5: Đặc trưng nguồn phóng xạ sử dụng tốn 152 Eu 88 Y 13,6 năm 106,6 ngày 244,69 344,28 411,12 443,97 778,90 867,38 964,07 1085,84 1212,95 1299,14 1408,02 1836,06 898,04 7,55 26,58 2,237 3,125 12,96 4,241 14,62 10,13 1,415 1,632 20,85 99,36 94 Phụ lục 6: Một input điển hình chương trình MCNP5 123456789101112131415161819202122232425262728293031- Problem - Coaxial Detector Efficiencies And Pulse height distribution c Cell Cards c Dectector -1 -8.94 -2 -24 20 imp:p,e=1 $ Loi Cu dan tin hieu -2.31 (-3 -25 24):(2 -3 -24 23) imp:p,e=1 $ Lop Boron -5.35 (-6 -26 25):(3 -6 -25 23) imp:p=1 imp:e=0 $ Tinh the -5.05 (-7 -27 26):(6 -7 -26 23) imp:p,e=1 $ Lop Li khuech tan -2.6989 ((7 -8 -27 22):(4 -8 -22 21):(4 -5 -21 19) & :(1 -5 -19 18))#(-36 -22 21) imp:p,e=1 $ Holder Al -0.00129 ((-9 -30 29):(8 -9 -29 21):(5 -9 -21 18) & :(-9 -18 15))#(-36 -21 20) imp:p,e=1 $ Khong Detector -2.6989 (-10 -31 30):(9 -10 -30 15) imp:p,e=1 $ Vo Al 11 -1.11 -8 -29 28 imp:p,e=1 $ Lop Kapton 10 -1.435 -8 -28 27 imp:p,e=1 $ Lop Mylar 10 -0.92 (35 -37 -23 22):(35 -36 -22 20) imp:p,e=1 $ Vo cach dien in/out 11 14 -7.14 -35 -23 20 imp:p,e=1 $ Loi day dan in/out 12 -0.00129 (2 -7 -23 22) & #1#(-37 -23 22) imp:p,e=1 $ Khoang chan khong 13 12 -2.2 (-4 -22 19)#1 imp:p,e=1 $ Coc Teflon 14 -8.94 -1 -19 18 imp:p,e=1 $ Que dan lanh bang Cu c - Lead Shield -15 -0.00129 ((-12 -32 31):(10 -12 -31 17) & :(10 -11 -17 15))#(-40 -44 41) imp:p,e=1 $ Khong buong chi 16 -11.34 (-14 -34 33) imp:p,e=1 $ Nap buong chi 17 -11.34 (13 -14 -32 16):(11 -14 -16 15) imp:p,e=1 $ Than buong chi 18 -7.86 -14 -33 32 imp:p,e=1 $ Lop sat 19 -8.94 (12 -13 -32 16):(11 -12 -17 16) imp:p,e=1 $ Lop Cu c - Standard Source 20 14 -7.14 -38 -43 42 imp:p,e=1 $ Active Element (Zn) 21 13 -1.15 (-39 -44 42)#20 imp:p,e=1 $ Holder Epoxy 22 15 -1.19 (-40 -44 41)#(-39 -44 42) imp:p,e=1 $ Dia Plexiglas 3233343536373839404142434445464748495051525354555657585960616263646566676869707172737475767778798081- 23 14:-15:34 imp:p,e=0 $ Universe c Surface Cards c - From inner to outer cz 0.13 $ Que dan lanh bang Cu cz 0.54997 $ Mat ngoai loi Cu dan tin hieu cz 0.55 $ Mat ngoai lop Boron cz 0.88 $ Mat ngoai lop Teflon cz 1.546 $ Mat ngoai holder Al cz 2.56 $ Ban kinh tinh the Ge cz 2.63 $ Mat ngoai lop Li khuech tan cz 2.706 $ Mat ngoai holder Al cz 3.37 $ Mat vo Al 10 cz 3.5 $ Mat ngoai vo Al 11 cz 5.75 $ Mat than buong Pb 12 cz 22.15 $ Mat lop Cu 13 cz 22.3 $ Mat ngoai lop Cu 14 cz 30.1 $ Mat ngoai than buong Pb c - From bottom to top -15 pz $ Mat day than buong Pb 16 pz 6.05 $ Mat duoi lop Cu 17 pz 6.2 $ Mat tren lop Cu 18 pz 18.514 $ Mat day Mount Cup 19 pz 20.114 $ Mat duoi Coc Teflon 20 pz 20.644 $ Mat duoi loi Cu dan tin hieu 21 pz 21.164 $ Mat duoi Mount Cup 22 pz 21.484 $ Mat duoi lop chan khong 23 pz 22.484 $ Mat duoi tinh the Ge 24 pz 25.83397 $ Mat tren loi Cu dan tin hieu 25 pz 25.834 $ Mat tren lop Boron 26 pz 26.984 $ Mat duoi lop Li khuech tan 27 pz 27.054 $ Mat tren lop Li khuech tan 28 pz 27.06 $ Mat tren lop Mylar 29 pz 27.07 $ Mat tren lop Kapton 30 pz 27.37 $ Mat duoi End Cap 31 pz 27.5 $ Mat tren End Cap 32 pz 46 $ Mat duoi lop Fe 33 pz 46.93 $ Mat tren lop Fe 34 pz 51.93 $ Mat tren nap Pb c High Voltage Contact 35 c/z -2.14 0.1 $ Loi day dan in/out 36 c/z -2.14 0.2 $ Lop cach dien day dan in/out 37 c/z -2.14 0.48 $ Lop cach dien day dan in/out c Standard Source 38 cz 0.1524 $ Ban kinh vien phong xa 39 cz 0.3175 $ Ban kinh Holder epoxy 40 cz 1.27 $ Ban kinh Dia Plexiglas 41 pz 32.5 $ Mat duoi Dia Plexiglas 42 pz 32.5381 $ Mat duoi Vien phong xa 43 pz 32.5508 $ Mat tren Vien phong xa 0.20 0.18 828384858687888990919293949596979899100101102103104105106107108109110111112113- 44 pz 32.8 $ Mat tren Dia Plexigla c Data Cards mode p m1 32000 -1.0 cond=-1 $ Ge m2 13000 -1.0 cond=-1 $ Al m3 7000 -0.755 8000 -0.232 18000 -0.013 $ Atmosphere m4 1000 -0.14372 6000 -0.85628 $ Polyethylene m5 29000 -1.0 cond=-1 $ Cu m6 82000 -1.0 cond=-1 $ Pb m7 26000 -1.0 cond=-1 $ Fe m8 5000 -1.0 cond=-1 $B m9 32000 -0.9999 3000 -0.0001 cond=-1 $ Ge Li m10 1000 -0.053 6000 -0.526 8000 -0.421 $ Mylar C10H12O6 m11 1000 -0.028 6000 -0.720 7000 -0.077 8000 -0.175 $ Kapton C22H10N204 m12 6000 -0.24 9000 -0.76 $ Teflon (C2F4)n m13 1000 -0.06 6000 -0.721 8000 -0.219 $ Epoxy m14 30000 -1.0 cond=-1 $ Zn m15 1000 -0.054 6000 -0.405 8000 -0.541 $ Plexiglas (C5H8O5)n c ==> Standard Source sdef cel=20 pos=0 0 axs=0 ext=d1 rad=d2 erg=d3 par=2 wgt=10 si1 32.5381 32.5508 s1 -21 si2 0.0 0.1524 sp2 -21 si3 l 0.511 1.1155 sp3 d 0.0283 0.5075 $ Zn65 ft8 geb 0.00093 0.00077 0.45092 f8:p e8 0001 0002 8190i 1.99839 nps 900000 ctme ... phần thúc đẩy việc sử dụng phương pháp mô lĩnh vực nghiên cứu vật lý hạt nhân Từ phân tích tơi chọn đề tài: ? ?Áp dụng chương trình MCNP5 để tính tốn hiệu suất detector GEM 15P4? ?? Mục tiêu luận văn... Trong 10 – 15 năm trở lại đây, tính tốn Monte Carlo với chương trình MCNP cho thấy hiệu lực việc xác định hiệu suất detector Ưu điểm mơ cho kết xác ? ?áp ứng hiệu suất detector mà không cần nhiều... quan tâm hiệu suất detector có giá trị xác định Do đó, hiệu suất thông số quan trọng dùng để nghiên cứu đặc trưng detector, nguồn phóng xạ hình học đo Trong thực nghiệm, hiệu suất detector tính theo