CHƯƠNG 3 : KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM
3.2. Kết quả so sánh đối chứng
Các khảo sát so sánh kết quả với phương pháp sử dụng mẫu chuẩn và phương pháp mô phỏng GEANT4 kết hợp đo hệ số truyền qua được thực hiện trên cấu hình hộp đo hình trụ 76.00 mm × 30.00 mm (đường kính × chiều cao), có bề dày thành hộp đo 0.90 mm và đáy hộp đo dày 1.77 mm được làm bằng polystyrene.
Trong bảng 10 đưa ra kết quả so sánh hoạt độ phóng xạ riêng của các mẫu đất trong tự nhiên được tính tốn theo: (1) Phương pháp phổ gamma sử dụng phần mềm LabSOCS và (2) phương pháp phổ gamma sử dụng mẫu chuẩn do phòng An toàn bức xạ , Trường Đại học Khoa học tự nhiên cung cấp.
Bảng 10: Kết quả xác định hoạt độ các đồng vị phóng xạ trong tự nhiên
so với phương pháp sử dụng mẫu chuẩn tại phịng thí nghiệm trường Đại học Khoa học Tự nhiên.
Mẫu Nguyên tố Hoạt độ riêng (Bq/kg) Sai khác (%)
(1) (2) M131 K-40 107.8 107.3 0.5 U-238 18.92 19.11 1.0 Th-232 22.38 20.71 7.5 M139 K-40 108.4 105.3 2.9 U-238 18.95 20.41 7.7 Th-232 20.08 18.11 9.8 M141 K-40 224.9 210.0 6.6 U-238 20.79 20.40 1.9 Th-232 22.02 20.71 5.9 TNKUTH K-40 1032 985 4.6 U-238 329.3 331.1 0.5 Th-232 218.5 219.4 0.4
Bảng 11: Kết quả so với phương pháp mô phỏng Monte-Carlo GEANT4 kết hợp đo
hệ số truyền qua tại Viện Vật lý – Viện Hàn lâm Khoa học Việt Nam.
Mẫu Nguyên tố Hoạt độ riêng (Bq/kg) Sai khác (%)
LabSOCS GEANT4 M106 K-40 139.7 140.1 0.3 U-238 15.1 14.8 2.0 Th-232 12.0 11.9 0.8 M108 K-40 111.5 108.2 3.0 U-238 13.2 13.2 0 Th-232 13.1 12.2 7.4 M122 K-40 109.1 107.9 1.1 U-238 27.2 27.7 1.8 Th-232 30.4 29.7 2.4 M125 K-40 183.1 181.0 1.2 U-238 23.3 23.8 2.1 Th-232 27.1 25.6 5.9 M134 K-40 134.3 140.1 4.1 U-238 18.2 18.7 2.7 Th-232 20.1 18.8 6.9 TNKUTH K-40 1032 1025 0.7 U-238 328.3 329.8 0.5 Th-232 218.1 216.2 0.9
KẾT LUẬN
Sử dụng LabSOCS giúp ta hạn chế sai số về khối lượng mẫu và một phần là thành phần mẫu khi ta khơng có loại mẫu chuẩn gần tương tự mẫu đo (không cần nhiều dạng mẫu chuẩn) để nâng cao độ chính xác trong bối cảnh một mẫu chuẩn của IAEA trị giá cỡ 180 EUR (gần 5 triệu VND) và số mẫu chuẩn cần để đáp ứng độ đa dạng của mẫu nhận về là lớn chưa tính đến thời gian chờ đợi để nhận mẫu chuẩn từ nước ngồi. Ngồi ra, ta khơng cần phải lo lắng về thời gian bán rã hay cất giữ, xử lý mẫu chuẩn. Cuối cùng, ta không cần đo nhiều lần (một lần cho mẫu chuẩn và một lần cho mẫu đo, có thể là thêm cả đo hệ số suy giảm tuyến tính để hiệu chỉnh). Ta chỉ mất khoảng 2 phút để có thể đưa ra hiệu suất ghi (đã hiệu chỉnh hệ số tự hấp thụ) cho các vị trí năng lượng cần quan tâm nhờ LabSOCS với sai số trong vùng năng lượng trên 80 keV là chấp nhận được. Qua đó có thể đáp ứng được nhu cầu về thời gian đối với các mẫu dịch vụ.
Việc dự đốn thành phần mẫu để tính tốn của LabSOCS gây ra sai số đáng kể ở mức năng lượng thấp (đối với mẫu dày cỡ 3 cm), hiệu suất ghi của detector thay đổi theo thời gian dẫn đến sai số giữa hiệu suất ghi thực và hiệu suất ghi tính qua các thơng số của nhà sản xuất (trong LabSOCS).
Phần mềm mang tính thương mại cộng thêm việc cần các thơng số chính xác của detector nên chỉ sử dụng được đối với một số loại detector của hãng.
Luận văn đã tìm hiểu sơ lược về phần mềm LABSOCS và chương trình mơ phỏng GEANT4, khảo sát được sự ảnh hưởng của các yếu tố gây ra sai số cho phương pháp phổ gamma dựa trên phần mềm LABSOCS. Đưa ra được so sánh của các tính tốn hoạt độ các ngun tố phóng xạ sử dụng 3 phương pháp: phương pháp phổ gamma sử dụng mẫu chuẩn, phương pháp phổ gamma sử dụng LABSOCS và phương pháp phổ gamma sử dụng mô phỏng GEANT4 kết hợp đo hệ số truyền qua.
Phương pháp phổ gamma kết hợp sử dụng phần mềm LABSOCS để xác định hoạt độ các nguyên tố phóng xạ cho nhiều loại mẫu chuẩn khác nhau cho kết quả tốt; các kết quả so sánh với phương pháp phổ gamma dùng mô phỏng GEANT4 kết hợp đo hệ số truyền qua cũng cho thấy kết quả có độ tương đồng cao. Các kết quả đã được sử dụng để đóng góp cho bài báo quốc tế: “A development for determining the activity
of radionuclides in the environmental sample by HPGe γ-spectroscopy using only one absolute efficiency value and an intrinsic efficiency curve” (phụ lục 4).
Trong khuôn khổ luận văn, các khảo sát đưa ra là đối với mẫu dày cỡ 3 cm, cần có thêm các khảo sát về sai số ở phần năng lượng thấp đối với các cấu hình mẫu có bề dày mỏng hơn. Cần thêm các khảo sát đối với các cấu hình khác (trong luận văn sử dụng cấu hình hộp hình trụ và hình giếng) để chứng minh khả năng sử dụng của phần mềm LABSOCS.
Việc sử dụng các phần mềm hỗ trợ cho phương pháp phổ gamma cho thấy rất nhiều lợi ích khác nhau. Trong tương lai cần có thêm các nghiên cứu, ứng dụng về các phần mềm mô phỏng cho phương pháp phổ gamma; góp phần nâng cao chất lượng phân tích, tiết kiệm thời gian, chi phí cho phương pháp phổ gamma.
TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt
1) Ngô Quang Huy (2006), Cơ sở vật lý hạt nhân, NXB Khoa học và Kỹ thuật,
Thành phố Hồ Chí Minh.
2) Bùi Văn Loát (2016), Vật lý hạt nhân, NXB Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội. 3) Nguyễn Thị Trâm (2013), “Xác định bề dày bão hòa của vật liệu nhơm bằng
chương trình Geant4”, luận văn cử nhân, Trường Đại Học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia Thành phố Hồ Chí Minh, TP. Hồ Chí Minh.
4) Nguyễn Triệu Tú (2006), Ghi nhận và đo lường bức xạ, NXB Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội.
Tiếng Anh
5) D. Santostasi, M. Malgieri, P. Montagna, P. Vitulo (2017), “An experiment on radioactive equilibrium and its modelling using the ‘radioactive dice’ approach”,
Phys. Educ. 52 (2017).
6) GEANT4 (2019), “Guide For Physics Lists”.
7) I.D.Hau, W.R.Russ, F.Bronson (2009), “MCNP HPGe detector benchmark with previously validated Cyltran model”, Applied Radiation and Isotopes 67 (2009), PP. 711-715.
8) International Atomic Energy Agency (IAEA) (2010), Analytical Methodology for
the Determination of Radium Isotopes in Environmental Samples, IAEA
Analytical Quality in Nuclear Aplications No. IAEA/AQ/19, Vienna.
9) J.H.Hubbell, S.M.Seltzer (1995), “Table of X-Ray Mass Attenuation Coefficients and Mass Energy-Absorption Coefficients 1keV to 20 MeV for Elements Z = 1 to 92 and 48 Additional Substances of Dosimetric Interest”, NIST, USA.
11) Julio C.Aguiar (2007), “An analytical calculation of the peak efficiency for cylindrical sources perpendicular to the detector axis in gamma-ray spectrometry”, Applied Radiation and Isotopes 66 (2008), PP. 1123-1127.
12) James M.Kaste, Benjamin C.Bostick, Arjun M.Heimsath, “Determining 234Th and 238U in Rocks, Soils and Sediments via the Doublet Gamma at 92.5 keV”.
13) K.Abbas, F.Simonelli, F.D’Alberti, M.Forte, M.F.Stroosnijder (2000), “Reliability of two calculation codes for efficiency calibrations of HPGe detectors”, Applied Radiation and Isotopes 56 (2002), PP. 703-709.
14) K.Satoh, N.Ohashi, H.Higuchi, M.Noguchi (1984), “Determination of attenuation coefficient for self-absorption correction in routine gamma-ray spectrometry of environmental bulk sample”, Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 84 (2), PP. 431-440.
15) M.Kuznetsov, T.Nikishkin, S.Chursin, “Inaccuracy Determination in Mathematical Model of LabSOCS Efficiency Calibration Program”, IOP Conf. Series: Materials Science and Engineering 142 (2016).
16) Marie Christine Lépy, Self-attenuation.
17) Mirion Technologies (2012), “Technical Advantages of ISOCS™/LabSOCS™”. 18) N.Q.Huy, T.V.Luyen (2004), “A method to determine 238U activity in
environmental soil samples by using 63.3-keV-photopeak-gamma HPGe spectrometer”, Applied Radiation and Isotopes 61(2004), PP. 1419-1424.
19) Nafaa Reguigui (2006), Gamma Ray Spectrometry Practical Information.
20) Pawel Jodlowski (2006), “Self-absorbtion correction in gamma-ray spectrometry of environmental samples – an overview of methods and correction values obtained for the selected geometries”, Nukleonika 2006, PP. 21-25.
21) Pawel Jodlowski, Stefan J.Kalita, “Gamma-Ray Spectrometry Laboratory for high-precision measurements of radionuclide concentrations in environmental samples”, Nukleonika 2010, Vol. 55(2), PP. 143-148.
22) Srinivasan Vedantham (2017), “Tissue Substitute Materials for Diagnostic X-ray Imaging”, Handbook of X-ray imaging: Physics and Technology, PP. 1110-1112. 23) V.P.Singh, N.M.Badiger (2013), “Study of mass attenuation coefficients,
effective atomic numbers and electron densities of carbon steel and stainless steels”, Radioprotection 2013, Vol. 48 (3), PP. 431-433.
24) Y.Y.Ebaid, S.A.El-Mongy, K.A.Allam (2004), “235U-ɣ emission contribution to the 186 keV energy transition of 226Ra in environmental samples activity calculations”, International Congress Series 1276 (2005), PP. 409-411.
PHỤ LỤC