Xác định phân bố nguồn, nhận diện đồng vị phóng xạ, đưa ra hình ảnh phân bố nguồn hai chiều, khảo sát sự suy giảm của số đếm qua từng loại vật liệu, tính toán hoạt độ của đồng vị phóng xạ là những gì mà chúng tôi đã khảo sát và trình bày trong chương 3, ở đây sai số và những mặt hạn chế là điều không thể tránh khỏi, tuy nhiên mỗi vấn đề đều được giải quyết một cách nhất quán và có tính ứng dụng cao.
43
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Kết luận:
Cùng với việc xây dựng và chế tạo hệ đo thùng thải phóng xạ, khoá luận đã giải quyết được các mục tiêu đặt ra ban đầu.
- Bằng cách tiến hành quét gamma phân đoạn đối với trường hợp 1 nguồn và nhiều nguồn, chúng tôi xác định được đồng vị phóng xạ phân bố trong thùng thải lúc này là 2 nguồn Am-241 và Ra-226 nằm tại góc số 6 của phân đoạn 6 với trường hợp nhiều nguồn và Co-60 đang nằm trong phạm vi của hai góc đầu tiên tại phân đoạn 8 đối với trường hợp 1 nguồn.
- Để có cái nhìn trực quan hơn về hình ảnh phân bố nguồn trong thùng thải, chúng tôi áp dụng thuật toán dựng ảnh hai chiều theo phương pháp chiếu ngược đồng thời kết hợp quét gamma phân đoạn, tiến hành ghi nhận số đếm khi thùng được quét ngang với những góc chiếu khác nhau tại phân đoạn có chứa nguồn. Đối chiếu kết quả thu được mô hình thực tế, xác định được nguồn đang nằm tại ống 6 trong thùng.
- Với chất độn lần lượt là không khí, xốp và cát, chúng tôi tiến hành ghi nhận số đếm của 2 nguồn Cs- 137 và Co-60 ở cùng một điều kiện đo (vị trí, hoạt độ nguồn và vị trí đầu dò là giống nhau). Kết quả thu được cho thấy sự suy giảm của số đếm khi đi qua cát lớn hơn rất nhiều so với khi đi qua không khí và xốp. Sự suy giảm của số đếm trong trường hợp chất độn là xốp và không khí là tương đương nhau, tuy nhiên số đếm ghi nhận được khi đi qua xốp lại lớn hơn không khí, điều này cho thấy sự suy giảm của số đếm không chỉ phụ thuộc vào mật độ mà còn phụ thuộc vào tính chất của vật liệu.
- Sử dụng 4 nguồn chuẩn Cs-137(1), Co-60(2), Co-60(3), Co-60(4) có hoạt độ lần lượt là 1,010 µCi; 0,934 µCi; 0,351 µCi; 15,761 µCi, tiến hành ghi nhận số đếm cho từng trường hợp cụ thể đồng thời kết hợp với hiệu suất mô phỏng để tính toán được hoạt độ nguồn. Kết quả thu được có sự sai khác tương đối, cụ thể: hoạt độ tính toán của Co-60(2) là 1,100 µCi có độ sai biệt so với hoạt độ thực là 17,79% , với Co- 60(3) thì độ sai biệt là 7,46% khi hoạt độ tính ra là 0,378 µCi, hoạt độ tính toán của
44
Co-60(4) là 19,618 µCi cho độ sai biệt với hoạt độ thực là 24,74%, riêng Cs-137(1) với hoạt độ tính được là 1,005 µCi thì độ sai biệt chỉ có 0,55%.
Kiến nghị:
Từ các kết quả thu được. Chúng tôi nhận thấy rằng có một số vấn đề cần được cải thiện:
Chưa thể xác định được vị trí chính xác của nguồn phóng xạ trong một thời gian ngắn nếu chỉ sử dụng riêng phương pháp quét gamma phân đoạn.
Kết quả tính toán hoạt độ nguồn còn nhiều sai khác và chưa ổn định. Vì vậy, chúng tôi có một số kiến nghị và mong muốn như sau:
1. Cần cải tiến hệ đo tự động để giảm thiểu sai số gây ra do người dùng. 2. Sử dụng nguồn chuẩn có hoạt độ lớn để giảm bớt thời gian đo đạc. 3. Kết hợp đồng thời phương pháp quét gamma phân đoạn với nhiều
phương pháp khác trong việc xác định phân bố nguồn trong thùng, tiếp tục nguyên cứu việc kết hợp với phương pháp dựng ảnh 2 chiều theo phương pháp chiếu ngược mà khoá luận đã áp dụng và thực hiện.
45
TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt:
1. Trần Phong Dũng, Châu Văn Tạo, Nguyễn Hải Dương (2005), Phương h gh n h NXB ĐH Quốc Gia Tp.HCM.
2. Vũ Tiến Bảo Đăng (2013), X định vị trí ủ đồng vị h ng tr ng thùng thả ằng hương h quét g mm hân đ n Khoá luận tốt nghiệp, Trường ĐH Khoa Học Tự nhiên Tp.HCM.
3. Lê Văn Đức (2012), Đ nh g á sai số của kỹ thuật quét g mm hân đ n bằng hương h ngẫu nhiên, Luận văn cao học, Trường ĐH Sư phạm Tp.HCM.
4. Trương Nhật Huy (2013), Nghiên c u và xây dựng hệ đ thùng thải chất phóng x , Luận văn cao học, Trường ĐH Sư phạm Tp.HCM.
5. Trần Thiện Thanh (2013), Ứng dụng h t nhân tr ng ông ngh ệ (lưu hành nội bộ), bài giảng tại Bộ môn Vật lý hạt nhân, Trường Đại Học Khoa Học Tự nhiên Tp.HCM.
6. Nguyễn Thị Thanh Thuỷ (2014), Ph t tr ển hệ k ểm tr hất thả h ng , Luận văn cao học, Trường ĐH Cần Thơ.
Tiếng Anh:
7. Y.F.Bai, E. Mauerhofer, D.Z. Wang, R. Odoj (2009), “An improved method for the non-destructive characterization of radioactive waste by gamma scanning”, Applied Radiation and Isotopes 67, 1897- 1903.
8. Alessandra Cesana, Mario Terrani, Giancarlo Sandrelli (1992), “Gamma activity determination in waste drums from nuclear plants”, Applied Radiation and Isotopes 44, 517- 520.
9. Thomas Krings, Eric Mauerhofer (2011), “Reconstruction of the activity of point sources for the acurate characterization of nuclear waste drums by segmented gamma scanning”, Applied Radiation and Isotopes 69, 880-889.
46
10. Tran Quoc Dung (1996), “Non-destructive techniques for assay of radioactive waste”, Doctor of Philosophy Dissertation, Technical University of Budapest.
11. Tran Quoc Dung, Phan Trong Phuc, Trương Truong Son, Le Anh Đuc (2012), “Evaluation of combination of different methods for determination of activity of radioactive waste in sealed drum” Journal of Pedagogy University Ho Chi Minh city, 36, 96-102.
12. Tran Quoc Dung, Truong Truong Son (2012), “Limitation of the segmented gamma scanning technique and an additonal method for assay of radwaste drums” Journal of Pedagogy University Ho Chi Minh city, 33, 70-77. 13. Wolfgang Birkfellner (2010), “Applied medical image processing: a basic
course”, CRC Press, Boca Raton.
Website:
14. http://laraweb.free.fr/ 15. http://pdf.articles4.com/
47
PHỤ LỤC