M Ở ĐẦU 1
3.3.2.Thực nghiệm xác định thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh 54
Trong thí nghiệm này, hai mẫu gồm lá indium (In) tinh khiết và lá vàng (Au) 99,99%, khối lượng lần lượt là 0,0311g và 0,0140g được chiếu tại kênh nhanh trong thời gian khoảng 24 giờ đến 48 giờ (tùy theo mẫu). Sau khi chiếu xạ neutron, các mẫu lần lượt đặt ngay sát bề mặt detector HPGe đã biết được đường cong hiệu suất [12] (Log(εp) = -0,8337.Log(Eγ) + 0,8312), đo trong thời gian từ 10 phút đến 2 giờ (tùy theo mẫu), phổ tia gamma đo được từ mẫu cho thấy trên hình 3.5. Bảng 3.23 trình bày các dữ liệu của phản ứng hạt nhân xảy ra với neutron nhanh và diện tích các đỉnh năng lượng tia gamma thu được nhờ phần mềm GENIE 2000.
Bảng 3.23: Dữ liệu phản ứng hạt nhân và diện tích đỉnh năng lượng Mẫu Phản ứng Thời gian chiếu Thời gian đo Năng lượng Eγ (keV) Diện tích (sốđếm) Lá In 115In(n, γ)116mIn 68,83 giờ 7200 giây 1097,3 1293,5 5020 8740 Lá Au 197Au(n, γ)198Au 68,83 giờ 7200 giây 411,8 8700 Khi đó, thông lượng neutron chậm được tính theo công thức [9]:
φ = θ γ σ ε sp s A P A N . . . . / M (3.12) trong đó, = p m sp N / t A
W.S.D.Clà hoạt độ riêng của mẫu (phân rã/giây/gam), NA là hằng số Avogadro (NA= 6,02.1023 mol-1), θ là độ phổ cập đồng vị, γ là xác suất phát gamma tại một năng lượng cho, σ là tiết diện của phản ứng với neutron chậm 1150 m.s-1, εp là
hiệu suất tại đỉnh năng lượng tia gamma được đo và M là khối lượng nguyên tử của bia.
Thay các số liệu từ bảng 3.23 và các thông số hạt nhân từ tài liệu tham khảo [7, 16] vào công thức (3.12), thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh của nguồn Am-Be tính được như trình bày trên bảng 3.24.
Bảng 3.24: Thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh Phản ứng Năng lượng Eγ,
(keV)
Thông lượng neutron chậm φs, (n.cm–2.s–1) 115In(n, γ)116mIn 1097,3 1293,5 (5,17 ± 0,05).103 (5,18 ± 0,10).103 197Au(n, γ)198Au 411,8 (5,71 ± 0,13).103 Trung bình (5,35 ± 0,03).103 Số kênh
Hình 3.5 Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Au-In.
S ố đế m 116mIn 1097,3 keV 116mIn 1293,5 keV 198Au 411,8 keV
Như vậy phổ thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh trong vùng năng lượng từ 0 MeV đến 0,1 MeV được xác định vào ~ 5,3.103 n.cm-2.s-1. Vì đây là thực nghiệm đầu tiên xác định thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh của nguồn Am-Be nên việc so sánh với kết quả khác là không thể. Tuy nhiên, theo phương pháp đo và dữ liệu thực nghiệm thì kết quả này đáng tin cậy.
3.3.3. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt
Trong thực nghiệm này, các monitor dùng để đo thông lượng neutron nhiệt của nguồn Am-Be bao gồm: Au (lá, bề dày 0.06mm) có khối lượng được đo trong bảng và được chiếu tại vị trí kênh neutron nhanh. Kết thúc chiếu xạ, monitor Au được đặt trên bề mặt detector HPGe và đo. Diện tích đỉnh 411,8 keV của 198Au thu được nhờ phần mềm GENIE 2000. Khi đó, thông lượng neutron chậm được đã được tính theo công thức: γ φ = θ ε γ σ p m s A P 0 (N / t ).M w. .N . (E ). . .S.D.C (3.13)
Trong công thức (3.13), w là khối lượng Au (g), θ là độ phổ cập tự nhiên của Au, NA là hằng số Avogadro, εp là hiệu suất detector tại năng lượng Eγ, γ là cường độ tuyệt đối của tia gamma năng lượng Eγ, σ0 là tiết diện của phản ứng với neutron chậm, α là độ lệch phổ neutron trên nhiệt, f là tỉ số thông lượng neutron nhiệt/trên nhiệt; S, D, C là các hệ số hiệu chỉnh cho thời gian chiếu, rã và đo; M là khối lượng nguyên tử của đồng vị bia; NP là diện tích đỉnh năng lượng tia gamma thu được trong suốt thời gian đo tm; Gth và Ge tương ứng là hệ số hiệu chỉnh che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt. Kết quảđã tính được ở phần trên và được trình bày trong bảng 3.24.
Mặt khác,
Dựa vào tỉ số φ =
φ th
e
f đã được xác định trong bảng 3.24 ta tính được thông lượng neutron trên nhiệt và neutron trên nhiệt được trình bày trong bảng 3.25. Trong đó, các hệ số tự che chắn neutron nhiệt (Gth) và trên nhiệt (Ge) của monitor Au được bỏ qua.
Bảng 3.25: Thông lượng neutron nhiệt và neutron trên nhiệt của nguồn Am-Be
Monitor Thông lượng neutron chậm (n.cm-2.s-1) φs Tỉ số thông lượng neutron (f)
Thông lượng neutron(n.cm-2.s-1)
Nhiệt, φth Trên nhiệt, φe
Au (5,71 ± 0,13).103 3,199 ± 0,041 (4,35 ± 0,06).103 (1,36 ± 0,06).103
In (5,17 ± 0,05).103 3,109 ± 0,013 (3,91 ± 0,07).103 (1,26 ± 0,04).103
Vậy ta xác định được giá trị thông lượng neutron nhiệt và thông lượng neutron trên nhiệt của nguồn Am-Be tại kênh nhanh của bộ môn vật lý hạt nhân là: φth =(4,13±0,07).103(n.cm-2.s-1); φe=(1,31±0,05).103(n.cm-2.s-1). Tuy chưa có kết quảđể so sánh nhưng qua nhiều thực nghiệm ta thấy kết quả trên là phù hợp và có thể tin cậy được.
3.4. Kết luận chương 3
Trong chương 3 luận văn đã thực hiện những thí nghiệm trên nguồn Am-Be và hệ phổ kế gamma bằng kích hoạt các monitor Au, Al, In, Mo, Mn,…đã xác định được các thông số phổ neutron của nguồn Am-Be tại kênh neutron nhanh, đó là thông lượng
neutron nhanh (bảng 3.22), thông lượng neutron chậm (bảng 3.24), thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt (bảng 3.25), hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt và tỉ số thông lượng neutron nhiệt/trên nhiệt (bảng 3.6, 3.12, 3.16 và 3.20).
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ KẾT LUẬN (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
Bằng công việc nghiên cứu xác định các thông số phổ neutron tại kênh nhanh của hệ phân tích kích hoạt với nguồn đồng vị Am-Be tại bộ môn Vật lý hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Tp.HCM, luận văn đã xác định được:
- Thông lượng neutron nhanh được đo thông qua kích hoạt monitor Al: đối với phản ứng (n, p), năng lượng ngưỡng 4,3 MeV – 5,3 MeV, φf = (2,90 ± 0,5).106 n.cm-2.s-
1; đối với phản ứng (n, α), năng lượng ngưỡng 7,3 MeV – 8,8 MeV, φf = (5,25 ± 0,07).106 n.cm-2.s-1.
- Thông lượng neutron chậm được đo thông qua monitor Au, In, Al: φs = (5,32 ± 0,03).103 n.cm-2.s-1.
- Thông lượng neutron nhiệt φth=(4,13±0,07).103 n.cm-2.s-1, thông lượng neutron trên nhiệt φe=(1,31±0,05).103 n.cm-2.s-1.
- Các thông số phổ neutron nhiệt tại kênh nhanh được đo thông qua hai cặp monitor Au-Mo và Au-Mn (tỉ số cadmi): α = -0,283 ± 0,018 và f = 3,321 ± 0,012.
- Các thông số phổ neutron nhiệt tại kênh nhanh được đo thông qua hai cặp monitor
197Au – 96Zr – 94Zr và Au – In – Mo (ba lá dò chiếu trần): α = -0,289 ± 0,017 và f = 3,428 ± 0,012.
KIẾN NGHỊ VÀ PHÁT TRIỂN
Do thời gian có hạn và các mẫu chuẩn chưa được nhiều nên khóa luận chưa khảo sát sâu, nếu có thời gian thì công việc sau đây sẽ được tiếp tục nghiên cứu để hoàn thiện hơn trong việc:
- Khảo sát thông lượng neutron nhanh và nhiệt tại kênh nhanh của nguồn Am-Be cho nhiều monitor hơn.
- Xác định được hệ số α và tỉ số f có tính đến việc hiệu chỉnh hệ số tự hấp thụ tia gamma, hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt bằng thực nghiệm. - Xác định hàm lượng các nguyên tố bằng phương pháp chuẩn hóa K0, có
mẫu kiểm chứng và so sánh.
Tôi hy vọng phương pháp phân tích kích hoạt neutron tại kênh neutron nhanh ở nguồn đồng vị Am –Be của bộ môn vật lý hạt nhân sẽ tiếp tục được nghiên cứu và phát triển nhiều hơn để thuận tiện cho việc phân tích kích hoạt các đồng vị. Nếu kênh neutron nhanh được nghiên cứu thì chúng ta sẽ có thể phân tích được nhiều monitor hơn và tiết kiệm được nhiều thời gian hơn.
TÀI LIỆU THAM KHẢO TIẾNG VIỆT
[1] Hồ Mạnh Dũng (2003), Nghiên cứu phát triển phương pháp k – zero trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng Hạt nhân cho xác định đa nguyên tố, Luận án Tiến sĩ, Trường Đại học Khoa Học Tự Nhiên Tp.HCM.
[2] Huỳnh Trúc Phương (2009), Giáo trình phân tích kích hoạt – lưu hành nội bộ, ĐH KHTN TP.HCM.
[3] Huỳnh Trúc Phương (2011), Phát triển phương pháp chuẩn hóa K0-INAA trong phân kích hoạt Neutron cho nguồn Neutron đồng vị Am-Be tại bộ môn Vật Lí Hạt Nhân, Báo cáo đề tài cấp ĐHQG, ĐH KHTN TP.HCM.
[4] H.T.Phuong, M.V.Nhon (2007), A fast Method of Determination of and f Factors in the k0-INAA Standardization, HN KH&CN Hạt nhân toàn quốc lần VI, Đà Nẵng.
[5] Trương Thị Hồng Loan (2008), Giáo trình các phương pháp thống kê đánh giá số
liệu thực nghiệm – lưu hành nội bộ, ĐH KHTN TP.HCM.
TIẾNG ANH
[6] C. H. Westcott, W. H. Walker and T. K. Alexander (1958), Effective Cross Section and Cadmium Ratios for Neutron Spectra of Thermal Reactors, 2nd Geneva Conference A/CONF. 15/P1202.
[7] D.Soete, R. Gijbels, J. Hoste (1972), Neutron Activation Analysis, John Wiley & Sons Inc, pp.97.
[8] E. M. Gryntakis and J. I. Kim (1974), J. Inorg. Nucl. Chem., Vol.36, pp.1447-1452. [9] F. D. Corte (1987), The k0-standardization method, PhD Thesis, GENT Univ. [10] F.D. Corte, A. Simonits (2003), “Recommended nuclear data for use in the k0
standardization of neutron activation analysis”, Atomic Data and Nuclear Data Tables 8, pp. 47-67.
[12] Huynh T. Phuong et. al, (2012), Development of k0-standardization method for neutron activation with Am-Be source, Appl. Radio. Isot (70), pp.234-239.
[13] http://www.physics.nist.gov/PhysRefData/Xcom/Text/intro.html. [14] http://www.en.wikipedia.org/wiki/Neutron_activation_analysis.
[15] Lloyd A. Currie (1968), Analytical Chemistry Division, National Bureau of Standards, Washington, pp.586 – 593.
[16] S.F. Mughabghab, Thermal neutron capture cross sections resonance integrals and g-factors, Brookhaven National Laboratory Upton, NY 11973-5000 U.S.A. [17] T. B. Ryves and E. B. Paul (1968), J. Nucl. En., Vol.22, pp.759-775. (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});