CHƯƠNG 2 : NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON
2.2. Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều
Trên thực tế, các liều kế cá nhân hay các thiết bị đo liều, đo suất liều neutron đều có sự phụ thuộc lớn vào năng lượng trong việc đo tương đương liều. Do đó, trường bức xạ neutron chuẩn được nghiên cứu đưa ra với các đặc tính phổ tương đương với phổ neutron thường gặp trong công việc thực tế (ví dụ: nguồn với 15 cm chất làm chậm tạo ra trường chuẩn neutron với sự ra tăng phân bố năng lượng ở mức trung bình, dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron được sử dụng trong lò phản ứng hạt nhân).
Có nhiều trường bức xạ neutron khác nhau có thể tạo ra bức xạ chuẩn dùng trong chuẩn liều neutron như được chỉ ra như sau:
2.2.1. Trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ
Trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ thường thuận lợi nhất cho mục đích chuẩn liều neutron. Trường neutron loại này thường được sinh ra do quá trình tự phát xạ ( ) hay do phản ứng (a, ) như các nguồn − e, − ,
− .
Suất thông lượng neutron đối với các nguồn đồng vị phóng xạ được tính theo hiệu suất phát neutron trong góc khối W và cho bằng công thức:
W =
W (2.1)
với là số neutron trong một đơn vị thời gian truyền theo hướng xác định trong một góc khối W. Đơn vị của W là . . Một số đặc tính cơ bản của các nguồn neutron đồng vị phóng xạ khác nhau được đưa ra trong Bảng 2.1 (phía dưới).
2.2.2. Trường neutron từ máy gia tốc
Trường neutron có được, trong trường hợp này, bằng cách gia tốc các hạt tích điện đến đập vào một bia thích hợp. Việc tạo ra trường neutron từ các máy gia tốc là phức tạp hơn nhiều so với trường neutron từ nguồn đồng vị phóng xạ. Tuy nhiên, trường neutron từ máy gia tốc có một đặc tính ưu điểm là chúng có năng lượng đơn năng (khác với các nguồn đồng vị phóng xạ thì neutron thường đa năng và liên tục). Với đặc tính đơn năng này, chúng ta có thể dễ ràng khảo sát đặc trưng phụ thuộc
năng lượng của các thiết bị đo hoặc liều kế. Năng lượng và mật độ dòng neutron được xác định thông qua năng lượng và loại hạt tích điện, loại vật liệu và bề dày bia, vị trí đo so với bia và hướng của chùm hạt tích điện. Một số năng lượng của neutron được sinh ra bởi máy gia tốc với các phản ứng đi kèm cùng với một số hệ số chuyển đổi được đưa ra trong Bảng 2.2.
Bảng 2.1: Nguồn neutron chuẩn dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron
Nguồn Chu kỳ bán rã Năng lượng trung bình tồn thơng lượng Năng lượng trung bình tương đương liều Hệ số chuyển đổi thơng lượng trung
bình phổ sang tương đương liều (năm) (MeV) (MeV) (pSv. )
(làm chậm bởi ) 2.65 0.55 2.1 105
2.65 2.13 2.3 385
− (a, ) 432 2.72 2.8 408 − (a, ) 432 4.16 4.4 391
Bảng 2.2: Neutron đơn năng được sinh ra do máy gia tốc và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều
Neutron sinh ra từ máy gia tốc
Năng lượng (MeV) Phản ứng Hệ số chuyển đổi ∗(10)/ F ( . ) (10)/F ( . ) -phantom thân người-
0.144 T(p,n) He 127 134
Li(p, n) Be 127 134
5.0 D (d,n) He 405 420
32
2.2.3. Trường neutron từ lò phản ứng
Lò phản ứng thường tạo ra neutron với phổ phát xạ thay đổi. Tuy nhiên, một số lò phản ứng được thiết kế đặc biệt để sinh ra neutron nhiệt và trung bình dùng cho mục đích chuẩn. Neutron nhiệt với phân bố phổ có năng lượng trung bình khoảng 0.025eV có thể có được tại một số vị trí của lị phản ứng loại này. Một số vị trí khác của lị có các phin lọc thích hợp có thể tạo ra các neutron gần như đơn năng với năng lượng 2,24 hay 144 keV. Bảng 2.3 đưa ra một số đặc tính của neutron sinh ra từ lò phản ứng.
Bảng 2.3: Neutron đơn năng sinh ra từ lò phản ứng và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều
Neutron sinh ra từ lò phản ứng Năng lượng (MeV) Phin lọc Hệ số chuyển đổi ∗(10)/F ( . ) (10)/F ( . ) -phantom toàn thân-
2.5E-8 Graphite 10.6 11.4
(nhiệt)
0.002 Scandium 7.7 8.72
0.024 Sắt 19.3 20.2
0.144 Silicon 127 134