TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT

KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ DỤNG

KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

LÂM ĐỒNG, NĂM 2017

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT

KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY – 1310554

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ

DỤNG KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ

GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN

ThS. Phạm Đăng Quyết

KHÓA 2013 - 2018

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

Lâm Đồng, ngày ….. tháng …… năm ……

Giáo viên hướng dẫn

[Ký tên và ghi rõ họ tên]

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN PHẢN BIỆN

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………

Lâm Đồng, ngày ….. tháng …… năm ……

Giáo viên phản biện

[Ký tên và ghi rõ họ tên]

i

LỜI CẢM ƠN

Để hoàn thành khóa luận này, trước tiên em được bày tỏ lòng biết ơn công

lao của Thầy giáo hướng dẫn ThS. Phạm Đăng Quyết, người đã khơi lên trong em

niềm đam mê nghiên cứu, định hướng và hướng dẫn em trong suốt thời gian thực

hiện khóa luận này.

Em xin gửi lời cảm ơn tới Ban Giám hiệu, quý Thầy Cô giáo khoa Kỹ thuật

Hạt Nhân trường Đại học Đà Lạt đã truyền đạt cho em những kiến thức và kinh

nghiệm trong những năm tháng học tập tại trường.

Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến Ban lãnh đạo, TS. Phạm Ngọc Sơn và

NCV. Trịnh Văn Cường của Viện Nghiên cứu hạt nhân đã tạo mọi điều kiện tận

tình giúp đỡ em trong suốt thời gian thực hiện thực nghiệm của khóa luận.

Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến toàn thể bạn bè trong lớp HNK37, những

người đã cùng đồng hành trong học tập, nghiên cứu và trao đổi kiến thức. Xin cảm

ơn ba, mẹ đã tin tưởng và luôn động viên tinh thần để em hoàn thành luận văn này.

Sau cùng, dù đã cố gắng chỉnh sửa bài luận một cách hoàn thiện nhưng chắc

chắn sẽ không tránh khỏi những thiếu sót, vì vậy em rất mong nhận được những

đóng góp ý kiến quý báu từ quý thầy cô.

Lâm Đồng, tháng 12, năm 2017

Sinh viên

Nguyễn Văn Thủy

ii

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT

ADC: Bộ chuyển đổi tín hiệu tương tự sang số

BNCT: Boron Neutron Capture Therapy

FMESHn: Superimposed Mesh Tally

HPGe: Detector germanium siêu tinh khiết - Đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết

Kerma: Kinetic energy released per unit mass – Động năng tỏa ra trên một

đơn vị khối lượng

LPƯ: Lò phản ứng

MCA : Máy phân tích biên độ đa kênh

MCNP: Monte Carlo N-Particle

NAA: Neutron Activation Analysis - Phân tích kích hoạt neutron

iii

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1 Cac loai tally trong MCNP ........................................................................ 19

Bảng 2 Các thông số của chùm neutron nhiệt tại lối ra của kênh 2 của LPƯ hạt

nhân Đà Lạt ............................................................................................................. 20

Bảng 3 Chi tiết về sự chiếu xạ và đo cho mẫu chuẩn 51V bằng phương pháp

phân tích kích hoạt .................................................................................................. 21

Bảng 4 Các tính chất phân rã của hạt nhân hợp phần 52V ................................ 24

Bảng 5 Kết quả đo thực nghiệm và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc

theo trục của phantom nước .................................................................................. 26

iv

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1 Biểu đồ minh họa quá trình của một phản ứng hạt nhân ........................ 3

Hình 2 Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al ............................................... 4

Hình 3 Phổ năng lượng neutron đặc trưng từ một lò phản ứng hạt nhân .......... 5

Hình 4 Đường cong thể hiện sự phụ thuộc của Neutron kerma vào năng lượng

của neutron đối với nước và mô ............................................................................. 10

Hình 5 Mô hình phản ứng giữa neutron nhiệt và nitơ ........................................ 11

Hình 6 Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe ................................................... 12

Hình 7 Vị trí các kênh chiếu mẫu .......................................................................... 15

Hình 8 Mặt cắt ngang mô tả kênh neutron số 2 nằm ngang của lò phản ứng hạt

nhân Đà Lạt ............................................................................................................. 17

Hình 9 Phantom nước sử dụng tại kênh ngang số 2 ............................................ 20

Hình 10 Nắp của phantom nước sử dụng tại kênh số 2 của LPƯ hạt nhân Đà

Lạt ............................................................................................................................. 21

Hình 11 Đường cong của hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector

HPGe cho các mẫu chuẩn tại vị trí 5cm cách mặt detector ................................ 22

Hình 12 Bố trí thí nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt tại kênh ngang

số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt ............................................................................... 23

Hình 13 Phổ gamma của mẩu chuẩn Vanadium ghi nhận bằng hệ phổ kế

HPGe tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt ......................................... 24

Hình 14 Vị trí của phantom nước tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà

Lạt ............................................................................................................................. 25

Hình 15 Đường trục của phantom nước dùng để tính thông lượng neutron

nhiệt .......................................................................................................................... 25

Hình 16 Sự phân bố thông lượng neutron nhiệt .................................................. 26

Hình 17 Sự phân bố suất liều của nitơ .................................................................. 27

v

MỤC LỤC

CHƯƠNG 1 - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT ............................ 2

1.1 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron ........................................... 2

1.1.1 Giới thiệu ...................................................................................... 2

1.1.2 Cơ sở vật lý của phân tích kích hoạt neutron................................ 3

1.1.3 Phân tích kích hoạt neutron dùng lò phản ứng ............................. 5

1.1.4 Tính thông lượng neutron nhiệt .................................................... 9

1.2 Phantom nước và tính suất liều nitơ .................................................... 10

1.3 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma .............................................................. 11

1.3.1 Giới thiệu .................................................................................... 11

1.3.2 Chuẩn năng lượng và độ rộng đỉnh ............................................ 12

1.3.3 Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối ..................................................... 13

1.4 Kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ........................... 14

1.5 Phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP .......................... 17

CHƯƠNG 2 - THỰC NGHIỆM ................................................................. 20

2.1 Chùm neutron phin lọc tại kênh 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt .......... 20

2.2 Chuẩn bị phantom và mẫu chuẩn ........................................................ 20

2.3 Chuẩn hiệu suất của detector ............................................................... 21

2.4 Bố trí thí nghiệm .................................................................................... 22

CHƯƠNG 3 - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ............................................. 26

3.1 Kết quả đo và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục

của phantom nước ................................................................................. 26

3.2 Kết quả tính toán suất liều nitơ dọc theo trục của phantom nước ... 27

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ ..................................................................... 28

DANH MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO .................................................... 29

1

MỞ ĐẦU

Thông lượng neutron trong Lò phản ứng (LPƯ) là một trong các thông số rất

quan trọng trong nghiên cứu hạt nhân. Các giá trị mật độ thông lượng thu được

được dùng để hiệu chuẩn của các kênh thực nghiệm, đánh giá công suất tuyệt đối,

phân bố công suất trong vùng hoạt, xác định các điểm công suất cực đại và tính toán

cháy nhiên liệu. Hiện nay việc ứng dụng kỹ thuật hạt nhân trong các lĩnh vực: công

nghiệp, nông nghiệp, sinh học và y học ngày càng phổ biến. Trong đó, nghiên cứu

tính toán thông lượng neutron nhiệt và suất liều nitơ là một phần quan trọng và

không thể thiếu trong quá trình xạ trị như kỹ thuật xạ trị bằng phản ứng bắt neutron

bởi nguyên tố boron (BNCT). Hàm lượng của nitơ trong các mô khoảng 2% và tiết

diện bắt neutron nhiệt của nguyên tố này là 1,7 bar. Vì vậy, trong quá trình xạ trị có

sử dụng neutron nhiệt thì suất liều mà nitơ đóng góp có ý nghĩa đáng kể. Nhưng

chúng ta không thể đo trực tiếp suất liều của nitơ mà chỉ có thể tính toán gián tiếp

suất liều này dựa vào thông lượng của chùm neutron nhiệt tại vị trí cần tính. Do đó,

việc xác định chính xác thông lượng neutron nhiệt trong quá trình xạ trị bằng

neutron phản ứng bắt của một nguyên tố nào đó (B; Gd) là đặc biệt quan trọng.

Mục tiêu của đề tài: Xác định thông lượng neutron nhiệt và suất liều nitơ dọc

theo đường trục của phantom nước sử dụng kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà

Lạt.

Đối tượng nghiên cứu của đề tài: Tính thông lượng neutron nhiệt và suất liều

nitơ trong mô hình phantom nước phục vụ nghiên cứu y học.

Bài luận văn chia thành ba chương gồm:

Chương I: Tổng quan trình bày về phương pháp phân tích kích hoạt neutron,

hiệu chuẩn phổ kế gamma, kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt,

phantom nước và chương trình MCNP.

Chương II: Trình bày về quá trình thực nghiệm: chuẩn bị phantom, mẫu

chuẩn Vanadium, chùm neutron phin lọc tại kênh số 2 của lò phản ứng, hệ phổ kế

gamma dùng detector bán dẫn HPGe, mô phỏng thông lượng neutron nhiệt trong

dọc theo đường trục của phantom nước bằng chương trình MCNP.

Chương III: Trình bày kết quả bao gồm: Sự phân bố thông lượng neutron

nhiệt dọc theo trục của phantom nước bằng thực nghiệm và mô phỏng với MCNP.

Tính toán suất liều nitơ dọc theo đường trục của phantom nước.

2

CHƯƠNG 1 - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT

1.1 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron

1.1.1 Giới thiệu

Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron (Neutron Activation Analysis – NAA)

trên lò phản ứng là một kỹ thuật phân tích hạt nhân hiện đại có độ nhạy và độ chính

xác cao, có khả năng đáp ứng yêu cầu của nhiều bài toán thực tế và được áp dụng

rộng rãi trong các lĩnh vực nghiên cứu như: khảo cổ, địa chất, nông-sinh-y học, môi

trường, v.v...

Phân tích kích hoạt là một phương pháp phân tích định lượng các nguyên tố

dựa vào sự kích hoạt các nguyên tố hiện diện trong mẫu phân tích bằng chùm hạt

nhân tới như neutron nhiệt, neutron nhanh, các hạt tích điện hoặc photon năng

lượng cao. Trong đó, kích hoạt với neutron nhiệt được dùng rộng rãi nhất do các hạt

nhân quan tâm thường có tiết diện lớn trong vùng neutron nhiệt. Hàm lượng của các

bức xạ phát ra (hoặc tức thời hoặc trễ) phụ thuộc vào số hạt nhân nguyên tử bị kích

hoạt. Số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt tỉ lệ với số nguyên tử trong mẫu, vì vậy

hàm lượngnguyên tố trong mẫu sẽ định lượng được. Từ 1938 đến 1940, người ta

phân tích kích hoạt bằng các hạt mang điện như: proton (p), alpha (𝛼), deuteron

(d)... Với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân cho phép tạo ra những neutron có

thông lượng lên đến 1012-1015 n.cm-2.s-1 thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron

được xem như là một kĩ thuật phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy rất cao so

với phương pháp phân tích khác.

Mỗi hạt nhân trong mẫu có một xác suất bắt neutron xác định, xác suất này

có thứ nguyên diện tích và được gọi là tiết diện bắt neutron (𝜎). Thông lượng

neutron được biểu diễn như là số neutron đi qua một đơn vị diện tích trong một đơn

vị thời gian (n.cm-2.s-1). Các hạt nhân có cùng số proton nhưng khác số neutron là

các đồng vị của nhau, nhưng vẫn thuộc về cùng một nguyên tố. Tỉ số hạt nhân giữa

các đồng vị của một nguyên tố nào đó là độ phổ biến đồng vị (𝜃). Khi neutron tương

tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần ở

trạng thái kích thích được tạo ra. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần

chính là năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân. Hầu hết các hạt nhân hợp

phần đều có khuynh hướng trở về trạng thái cân bằng hơn, bằng cách phát ra tia

gamma tức thời đặc trưng. Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại

tạo ra một hạt nhân phóng xa phân rã bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia gamma

3

trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma

tức thời ở trên. Tia gamma phát ra với một xác suất riêng được gọi là cường độ

gamma tuyệt đối (𝛾). Các tia gamma có thể được phát hiện bằng detector bán dẫn có

độ phân giải năng lượng cao. Trong phổ gamma, năng lượng của đỉnh giúp chúng ta

xác định sự có mặt của nguyên tố trong mẫu (xác định định tính) và diện tích của

đỉnh phổ cho phép chúng ta xác định được hàm lượng của nguyên tố ấy (xác định

định lượng).

Ngày nay, cùng với sự pháp triển của khoa học kĩ thuật, phương pháp phân

tích kích hoạt neutron ngày càng hoàn thiện hơn và có thể phân tích hàm lượng

nguyên tố chính xác đến mức ppb (10-9g/g).

1.1.2 Cơ sở vật lý của phân tích kích hoạt neutron

Cơ sở của phân tích kích hoạt neutron là phản ứng của các neutron với hạt

nhân nguyên tử. Quan trọng nhất trong NAA là phản ứng bắt neutron (n,) (Hình

1.4) trong đó hạt nhân X (hạt nhân bia) hấp thụ một neutron, sản phẩm tạo ra là

một hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z nhưng có khối lượng nguyên tử A

tăng lên một đơn vị và phát tia gamma đặc trưng, quá trình này được biểu diễn bởi

phương trình phản ứng:

XXnX A

Z

A

Z

A

Z

111

0 *)(

Trong đó:

+) A: là số khối của nguyên tố bia;

+) Z: là số điện tích của hạt nhân bia;

+) Ký hiệu (*) trong quá trình trên biểu diễn hạt nhân hợp phần ở giai đoạn

trung gian.

Hình 1 Biểu đồ minh họa quá trình của một phản ứng hạt nhân

4

Mỗi nguyên tố tồn tại trong tự nhiên được đặc trưng bởi các thông số như:

Khối lượng nguyên tử (M), độ phổ biến đồng vị (), tiết diện bắt neutron (), v.v…

Khi neutron có năng lượng thấp tương tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ

không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần trung gian ở trạng thái kích thích được tạo

ra. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần chính là năng lượng liên kết của

neutron với hạt nhân. Hầu hết các hạt nhân hợp phần đều có khuynh hướng trở về

trạng thái cân bằng hơn bằng cách phát ra tia gamma tức thời đặc trưng (trong

khoảng thời gian 10-8s). Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo

ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bằng cách phát một hoặc nhiều gamma trễ đặc

trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời

ở trên.

Mỗi hạt nhân phóng xạ có thể gồm một hoặc nhiều đồng vị phóng xạ, và mỗi

đồng vị phóng xạ lại được đặc trưng bởi: hoạt độ phóng xạ (A), chu kỳ bán rã (T1/2),

năng lượng tia gamma (E), cường độ phát gamma (P), v.v… Các tia gamma có

thể được phát hiện bằng detector bán dẫn có độ phân giải năng lượng cao. Trong

phổ gamma nhận được, năng lượng của đỉnh xác định sự có mặt của nguyên tố

trong mẫu (định tính) và diện tích của đỉnh cho phép xác định hàm lượng của

nguyên tố đó (định lượng).

Trong NAA, các nhân phóng xạ thường phân rã về các nhân con cháu

(daughter) bằng cách phát ra các hạt bê-ta () trước khi về trạng thái bền. Các nhân

con cháu được tạo ra thường là ở trạng thái kích thích và phát ra một hay nhiều tia

gamma trước khi trở về trạng thái bền. Đo các tia gamma này bằng các hệ phổ kế

gamma, chúng ta sẽ thu được những thông tin cần thiết để xác định hàm lượng của

những nguyên tố trong mẫu chiếu xạ. Sơ đồ phân rã của các nhân phóng xạ sắp xếp

từ đơn giản đến phức tạp. Một sơ đồ đơn giản được minh họa bằng phân rã của 28Al

(T1/2=2,24 phút), nó được tạo ra bởi việc chiếu xạ đồng vị 27Al. Nhân 28Al phân rã -

Hình 2 Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al

5

để về mức kích thích 1779keV của nhân con là 28Si.

Trong trường hợp này, việc dịch chuyển từ trạng thái kích thích về trạng thái

bền nhân 28Si luôn luôn phát ra một tia gamma có năng lượng 1779 keV với hiệu

suất phát là 100%. Những sơ đồ phân rã của các nhân phóng xạ khác là phức tạp

hơn nhiều.

Có nhiều kỹ thuật để rút ra các thông tin về định tính và định lượng từ phổ

gamma. Từ một phổ gamma thu được, nhiệm vụ trước tiên là nhận diện các hạt

nhân tương ứng với các đỉnh năng lượng khác nhau (định tính) và nhiệm vụ thứ hai

là xác định diện tích của các đỉnh năng lượng đó (định lượng). Việc nhận diện đỉnh

có thể được thực hiện với sự trợ giúp của các tài liệu liên quan như sơ đồ phân rã,

bảng liệt kê năng lượng gamma và tỉ số rẽ nhánh. Đối với hầu hết các đỉnh, diện

tích đỉnh (hay còn gọi là tín hiệu) có thể được xác định bằng việc lấy số đếm tổng

cộng dưới vùng đỉnh và trừ đi số đếm phông.

1.1.3 Phân tích kích hoạt neutron dùng lò phản ứng

Mặc dù có nhiều loại nguồn neutron (lò phản ứng, máy gia tốc, nguồn đồng

vị,v.v…) được sử dụng trong kỹ thuật NAA, nhưng các lò phản ứng hạt nhân với

dòng neutron có thông lượng cao từ sự phân hạch của uranium cho độ nhạy có thể

cao nhất với hầu hết các nguyên tố. Các loại lò phản ứng khác nhau và những vị trí

khác nhau trong một lò phản ứng có thể thay đổi đáng kể phân bố năng lượng và

thông lượng neutron.

Hình 3 Phổ năng lượng neutron đặc trưng từ một lò phản ứng hạt nhân

6

Các neutron lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu là

các neutron nhanh hay còn gọi là neutron phân hạch, sau đó các neutron này bị mất

dần năng lượng do va chạm với vật liệu xung quanh và cuối cùng bị nhiệt hóa.

Neutron sinh ra trong lò phản ứng có năng lượng từ 0 đến 20 MeV, trong

khoảng năng lượng này tính chất tương tác của neutron với vật chất là khác nhau

đối với các miền năng lượng khác nhau. Vì vậy, phân bố thông lượng neutron lò

phản ứng có thể chia thành 3 vùng theo năng lượng của neutron, bao gồm vùng

neutron nhiệt, vùng neutron trên nhiệt và vùng neutron nhanh hay phân hạch.

Neutron nhiệt có năng lượng En trong khoảng 0 < En ≤ 0,5 eV:

Mật độ neutron nhiệt phụ thuộc vào năng lượng theo quy luật Maxwell–

Boltzmann:

3

2

2( )

EkT

nn E e E

kT

(1)

Trong đó:

+) n: là mật độ neutron toàn phần: 0

( )n n E dE

+) k: là hằng số Boltzmann: k = 8,61× 10-5 eV/K.

+) ở T = 293,6 K thì v = 2200 m/sec. Năng lượng neutron nhiệt ET = 0,0253

eV.

Neutron trên nhiệt có năng lượng En trong khoảng 0,5 eV < En ≤ 500

keV:

Ở vùng này tiết diện tương tác của neutron với vật chất có dạng cộng hưởng.

Trường hợp lý tưởng, phân bố thông lượng neutron trên nhiệt tỷ lệ nghịch với năng

lượng neutron:

e ( ) eEE

(2a)

Trong đó:

+) ( )e E là thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E;

+) e là thông lượng neutron trên nhiệt qui ước.

Thực tế sự phụ thuộc này được biểu diễn gần đúng như sau:

7

1( ) (1 )e

e E eVE

(2b)

Trong đó: α là hệ số độc lập với năng lượng, biểu diễn độ lệch khỏi quy luật

1/E, có giá trị trong khoảng [-1; 1] tùy theo cấu hình, vị trí lò phản ứng và vật liệu

xung quanh).

Neutron nhanh có năng lượng En trong khoảng 500 keV < En ≤ 20 MeV:

Phân bố neutron nhanh có cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bởi phân bố

Watt:

( ) 0,484 sinh 2E

f fE e E (3)

Trong đó:

+) E là năng lượng neutron (tính bằng MeV);

+) ( )f E là thông lượng neutron nhanh ở năng lượng E;

+) f là thông lượng neutron nhanh.

Khi đặt hạt nhân trong trường neutron, số phản ứng xảy ra trong một giây R

gọi là tốc độ phản ứng được cho bởi:

0 0

R = σ(v) (v)dv = σ(E) (E)dE

(4)

Trong đó:

+) σ(v): Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc v [đơn vị cm2];

+) σ(E): Tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E;

+) φ’(v): Thông lượng neutron ở vận tốc v;

+) φ/(v) = n’(v)v , với n’(v) là mật độ neutron ở vận tốc v;

+) φ’(E): Thông lượng neutron ở năng lượng neutron E.

Khi kết hợp việc kích hoạt trên lò phản ứng với việc đo phổ gamma sau khi

chiếu bằng hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn, ta có mối quan hệ giữa tốc độ

phản ứng (R) và số đếm ghi được (Np) của đỉnh gamma quan tâm như sau:

p

cp

NCDS

tNR

.....

/ (5)

8

Trong đó:

+) A

wN N

M

: số hạt nhân;

+) NA: số Avogadro (NA 6,023 × 1023 mol-1);

+) θ: độ phổ biến đồng vị (%);

+) w : khối lượng nguyên tố được chiếu (g);

+) Np: diện tích đỉnh gamma;

+) tc: thời gian đo;

+) S: hệ số bão hòa ( 1 itS e

; 1/ 2

2ln

T với ti: thời gian chiếu; T1/2: chu kì

bán hủy);

+) D: hệ số rã ( dtD e

với td là thời gian rã);

+) C: hệ số đo (1 dt

c

eC

t

);

+) εp: hiệu suất ghi đỉnh (%);

+) γ: cường độ gamma tuyệt đối;

+) M: khối lượng nguyên tử (g.mol-1);

Thay N vào phương trình (5) ta có:

MN

SDCw

tN

RpA

cp

/

/

(6)

Trong điều kiện nhân phóng xạ được hình thành trực tiếp bởi phản ứng (n,),

và giả sử không có hiệu ứng đốt cháy.

Tốc độ phản ứng R, theo quy ước Hogdahl, được mô tả gồm hai thành phần

được kích hoạt bởi các neutron nhiệt và trên nhiệt tương ứng. Trong đó tích phân

thứ nhất biểu diễn cho phần dưới Cadmi và tích phân thứ hai biểu diễn cho phần

trên nhiệt:

9

Cd

Cd

E

dEEEE

dEEER )()(

0

)()( (7)

Trong đó:

+) (E): tiết diện phản ứng gây bởi neutron ở năng lượng E.

+) (E): thông lượng neutron ở năng lượng E.

+) ECd: năng lượng cắt Cd (ECd = 0,55 eV), cho các hạt nhân có dạng hàm tiết

diện lên đến ~ 1,5 eV được chiếu ở tâm của một hộp Cd (Cadmium) chuẩn có bề

dày 1 mm với tỷ số độ cao/đường kính = 2.

Việc thay thế tích phân

CdE

dEEE )()( bằng một biểu thức đơn giản có dạng

)(0 Ie , trong đó )(0 I là tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron

trên nhiệt không tuân theo quy luật 1/E. Một cách gần đúng, 1/1~)( EEe , nghĩa

là 1/)1()( EeVEe , ở đây 1eV biểu diễn cho năng lượng tham khảo. Hệ số

độc lập với năng lượng neutron – được xem như một thông số phổ neutron – biểu

diễn cho độ lệch phân bố neutron trên nhiệt khỏi quy luật 1/E. )(0 I được viết:

)1(

)()(

10 eV

E E

dEEI

Cd

(8)

Tốc độ phản ứng R có thể được viết lại như sau:

)(.... 00 IGGR eethth (9)

Trong đó:

+) th và e: thông lượng neutron nhiệt và neutron trên nhiệt.

+) 0 và I0: tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng.

+) Gth và Ge: hệ số hiệu chính tự che chắn của neutron nhiệt và neutron trên

nhiệt.

1.1.4 Tính thông lượng neutron nhiệt

Hoạt độ của mẫu tại thời điểm kết thúc chiếu xạ liên hệ với tốc độ phản ứng

như sau:

11 tA R e (10)

10

Mặt khác, hoạt độ trên còn có thể được xác định bằng hệ phổ kế theo phương

trình dưới đây:

32 1

c

tt

CfA

I e e

(11)

Trong đó,

C là số đếm của đỉnh gamma quan tâm;

t1, t2 và t3 là thời gian chiếu, thời gian rã và thời gian đo;

λ là hằng số phân rã của hạt nhân hợp phần;

εγ là hiệu suất ghi của detector;

Iγ là cường độ phát gamma của hạt nhân quan tâm;

fc là hệ số hiệu chỉnh cho những ảnh hưởng của tán xạ và tự che chắn neutron

của mẫu chiếu;

Từ các phương trình (9, 10 và 11), thông lượng neutron nhiệt của mẫu đã

kích hoạt có thể được xác định theo phương trình:

31 2

0 1 1

c

tt t

Cf

I N e e e

(12)

1.2 Phantom nước và tính suất liều nitơ

Trong xạ trị, phantom nước thường được sử dụng để nghiên cứu sự ảnh

hưởng của các loại bức xạ đối với cơ thể sống, vì phantom nước có sự tương đồng

tốt với các mô của cơ thể sống. Đồng thời phantom nước dễ dàng chuẩn bị và tiết

kiệm chi phí. Hình 4 chỉ ra sự phù hợp khá tốt giữa nước và các mô của cơ thể sống

Hình 4 Đường cong thể hiện sự phụ thuộc của Neutron kerma vào

năng lượng của neutron đối với nước và mô

11

đối với sự ảnh hưởng do bức xạ neutron gây ra.

Liều neutron nhiệt Dp sinh ra từ phản ứng 14N(n, p)14C, hầu hết các neutron

đến từ neutron nhiệt trong phản ứng hạt nhân. Năng lượng giải phóng được hấp thụ

tại chỗ gọi là liều hấp thụ hay còn được gọi là liều neutron nhiệt (hay liều proton).

Hình 5 Mô hình phản ứng giữa neutron nhiệt và nitơ

Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của 14N là (1,7barn) và năng lượng của phản

ứng là 0,63 MeV tồn tại dưới dạng động năng của hạt nhân 14C và p. Động năng của

hai hạt này gây ra cho môi trường (mô) chứa chúng một suất liều hấp thụ. Suất liều

neutron nhiệt được tính theo công thức.

�� = 1,6 × 10−10. 𝜎𝑁. 𝑄. 𝑁𝑁 . ∅𝑡ℎ (13)

Trong đó:

th

: Thông lượng neutron nhiệt (n/cm2/s);

: Số nguyên tử Nitơ có trong 1kg mô (1,491024nguyên tử/kg);

: Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Nitơ (1,8110-24cm2);

: Năng lượng giải phóng từ phản ứng (0,63 MeV).

1.3 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma

1.3.1 Giới thiệu

Hiệu chuẩn (calibration) hệ phổ kế gamma bao gồm việc chuẩn năng lượng

là tìm mối quan hệ giữa số kênh và năng lượng, chuẩn độ rộng đỉnh là xác định sự

thăng giáng của độ rộng đỉnh theo năng lượng, và cuối cùng quan trọng nhất là

chuẩn hiệu suất ghi của detector. Chuẩn hiệu suất ghi của detector là tìm mối quan

14 1 14 1

7 0 6 10.63 N n C H MeV

NN

Nσ

Q

12

hệ giữa số đếm mà hệ phổ kế ghi nhận được với tốc độ phát tia gamma từ nguồn

phóng xạ chuẩn (thường là nguồn điểm) theo cấu hình đo thực tế. Hình 6 trình bày

sơ đồ khối của một hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn.

Hình 6 Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe

1.3.2 Chuẩn năng lượng và độ rộng đỉnh

Mục đích của việc chuẩn năng lượng là tìm ra mối quan hệ giữa vị trí đỉnh có

trong phổ và năng lượng gamma tương ứng, công việc này thường được tiến hành

trước khi đo phổ gamma. Chuẩn năng lượng được tiến hành bằng cách đo phổ

gamma của một số nguồn phát gamma đã biết chính xác năng lượng sau đó thiết lập

mối quan hệ giữa năng lượng và vị trí đỉnh.

Việc chuẩn năng lượng được tiến hành trên máy tính hệ của phổ kế nhờ phần

mềm thu nhận và xử lý phổ như sau:

+ Đo phổ gamma của mẫu chuẩn từ đó có được phổ gamma có các đỉnh năng

lượng của nguyên tố cần đo.

+ Định chuẩn năng lượng bằng phương pháp làm khớp các hệ số A, B, C của

hàm biểu diễn phụ thuộc vào năng lượng theo kênh.

Hàm bậc nhất biểu diễn sự phụ thuộc năng lượng theo kênh thường có dạng:

E (keV) = A + B x Ch (14)

Hoặc tốt hơn nên dùng một hàm bậc hai:

E(keV) = A + B x Ch+ C x Ch2 (15)

Trong đó A, B và C là các hệ số của hàm chuẩn năng lượng theo phương

trình đường thẳng (14) hay đường bậc hai (15), Ch là vị trí kênh. Ngày nay hầu hết

các phần mềm máy tính gắn với các hệ phổ kế gamma đều có thể thực hiện việc

chuẩn năng lượng một cách tự động, nghĩa là tính các hệ số.A, B và C. Khi chuẩn

năng lượng, người sử dụng chĩ việc đặt nguồn chuẩn gamma lên hệ đo, sau khi đủ

13

số đếm thống kê, đánh dâu đĩnh trên phổ và nhập các giá trị năng lượng tương ứng

cho từng đỉnh, chương trình sẽ tự động tính các hệ số ứng với phương trình bậc nhất

hay bậc hai theo tùy chọn rồi lưu trong bộ nhớ để áp dụng cho các phổ đo sau đó.

Độ phù hợp của các phương trình (14) và (15) phụ thuộc vào độ tuyến tính

tích phân của hệ phổ kế, ví dụ khuếch đại phổ kế có độ tuyến tính tích phân là

0,05% và ADC là 0,02%. Điều này ngụ ý rằng nếu chúng ta dùng chuẩn năng lượng

tuyến tính cho phổ từ 0 đến 2000 keV thì sai số năng lượng cực đại sẽ là 1 keV. Độ

tuyến tính của các ADC hiện đại có sai số năng lượng nhỏ hơn 0,3 keV, cho bất kỳ

ứng dụng nào của NAA. .

Độ rộng đỉnh thường được biểu diễn bằng độ rộng ở nửa chiều cao của đỉnh

(FWHM) là một hàm phụ thuộc năng lượng. Độ rộng này phụ thuộc vào nhiều

thăng giáng thống kê của quá trình thu góp và truyền tín hiệu từ detector đến hệ

thống MCA. Xác định chính xác độ rộng đỉnh đặt nền tảng cho việc xác định diện

tích đỉnh và quá trình làm khớp đỉnh (fitting). Một số phần mềm xử lý phổ gamma

đòi hỏi đưa vào chuẩn độ rộng đỉnh trước Môt mối quan hệ tuyến tính giữa độ rộng

w và năng lượng E được biểu diễn:

w = aE1/2 + bE + C (16)

Trong đó a, b và c là các hằng số thực nghiệm. Hoặc theo Debertm and

Helmer gợi ý mối quan hệ như sau:

w = (a + bE)1/2 (17)

Nếu các đỉnh có dạng phân bố Gauss, việc đánh giá độ rộng đỉnh có thể được

viết:

FWHM = 0.939 X A/(CT - C0) (18)

Trong đó A là diện tích đỉnh, CT là độ cao đỉnh và C0 là background. Quy

trình chuẩn độ rộng đỉnh tương tự như chuẩn năng lượng nên thường hai quy trình

này được thực hiện đồng thời.

1.3.3 Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối

Chuẩn hiệu suất là trong thực tế điều cần xác định là đặc trưng của tia

gamma cũng như đặc trưng các nguồn quan tâm. Các đặc trưng này có thể là năng

lượng tia gamma hay hoạt độ của của nguồn, trong khi đó cái mà thu được chỉ là số

đếm ghi nhận được từ đầu dò. Có thể suy ngược từ các số đếm này thì hoạt độ

nguồn cần phải biết hiệu suất của đầu dò.

14

Dựa vào bảng số liệu thu được ở trên dùng phương pháp khớp bình phương

tối thiểu để xây dựng đường chuẩn năng lượng. Do detector HPGe có độ tuyến tính

cao giữa năng lượng tia gamma và biên độ xung tròn thường để khớp bậc nhất.

Hiệu suất ghi tuyệt đối tại đỉnh năng lượng E được tính theo biểu thức sau:

𝜀𝑝 =𝐶𝑃𝑆

𝐴.𝛾.𝐷.𝐶 (19)

Ở đây, .

CPS là số đếm trên giây của đỉnh 𝛾 quan tâm,

A là hoạt độ của nguồn điểm ởthời điểm sản xuât (Bq),

𝛾 là cường độ 𝛾 tuyệt đối,

D là hệ số rã, = 𝑒−𝜆𝑡d, với td là thời gian rã;

C là hệ số đo, = [1 - 𝑒−𝜆𝑡d]/𝜆tc hiệu chính cho sự phân rã trong khi đo;

tc là thời gian đo.

Sai số tính hiệu suất được xác định như sau:

𝑑𝜀 = √(𝑑𝐴)2 + (𝑑𝑁)2 (20)

Ở đây dA - sai số hoạt độ nguồn, dN - sai sô diện tích đỉnh.

Khi xác định hiệu suất ghi cần chú ý là các số liệu hạt nhân của nguồn nên

đượcbảo đầm có nguồn gốc tín cậy và cập nhật, và một số yếu tố có thể đóng góp

đến sai số hiệu suất là sự khác nhau về độ cao nguồn, mật độ, v.v..v

1.4 Kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được xây dựng vào những năm 1960 trải qua

nhiều lần nâng cấp hiện nay lò đang hoạt động với công suất danh định là 500 kWt

bằng nhiên liệu loại VVR-M2 với độ làm giàu thấp 19,75% U-235. Chất làm chậm

và chất tải nhiệt bằng nước thường (H2O) với cơ chế làm nguội vùng hoạt bằng đối

lưu tự nhiên. Chất phản xạ quanh vùng hoạt là beryllium và graphite. Hiện nay, lò

phản ứng có 9 kênh chiếu mẫu: Bẫy neutron tại trung tâm hoặc vùng hoạt, Mâm

quay, Cột nhiệt, kênh 1-4, kênh 7-1, kênh 13-2, kênh ngang hướng tâm, kênh ngang

tiết tuyến và kênh ngang xuyên tâm. Trong đó, Mâm quay, kênh 7-1, kênh 13-2, Cột

nhiệt được sử dụng cho mục đích kích hoạt neutron và được giới thiệu ở phần dưới

đây.

15

+ Mâm quay: Nằm ở vành phản xạ, có 40 hốc chiếu, là vị trí chiếu ướt dùng

cho các phép chiếu dài (>1 giờ). Vì là kênh ướt nên mẫu được chiếu phải được bao

gói thích hợp vào container chuyên dụng cho việc chiếu mẫu tại Mâm quay.

+ Kênh 7-1 và Kênh 13-2: Là hai kênh khô được nối với hệ chuyển mẫu tự

động khí nén thích hợp cho việc chiếu mẫu trong thời gian từ vài giây đến vài chục

phút.+ Cột nhiệt: là vị trí có độ nhiệt hóa neutron rất lớn, hệ số f trên 200, được kết

nối với hệ chuyển mẫu khí nén dùng cho các phép chiếu dài (>1 giờ).

Hình 7 Vị trí các kênh chiếu mẫu

Cơ sở của chùm neutron phin lọc là dựa trên sự suy giảm cường độ chùm

neutron, tại các năng lượng neutron không mong muốn nhưng vẫn bảo toàn được

cường độ tại đỉnh năng lương quan tâm, khi đi qua vật liệu làm phin lọc có bề dày d

đủ lớn. Khi đó chùm neutron từ lò phản ứng có năng lượng phân bố từ neutron nhiệt

đến neutron nhanh, truyền qua vật liệu có độ dày thích hợp sẽ tương tác với vật liệu

này giống như lọc neutron.

Dòng neutron phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng có đặc trưng cơ

bản: có dạng hình trụ, tổng chiều dài là 153 cm, đường kính trong là 9,4 cm. Ống

đựng phin lọc là một ống bằng nhôm dài 141,8 cm, đường kính ngoài 9 cm, đường

kính trong 8,4 cm. Tại vị trí tiếp giáp giữa mặt đáy trong của hệ dẫn dòng và ống

16

đựng phin lọc được lắp hai vành khuyên Boron-Carbide dày 2 mm x 2, đường kính

ngoài 9,35 cm, đường kính trong 6,5 cm và một vành trụ bằng chì dày 5 cm, đường

kính ngoài 9,35 cm đường kính trong 6,5 cm.

Các vành boron-carbide và chì này có chức năng giảm thiểu được suất liều

bức xạ neutron và gamma qua các khe hở giữa ống đựng phin lọc và hệ dẫn dòng,

từ đó giảm thiểu được phông bức xạ và khối lượng vật liệu che chắn bên ngoài kênh

2, ngoài ra chúng còn có tác dụng hạn chế sự kích hoạt neutron đối với ống đựng

phin lọc và các vỏ bọc phin lọc neutron. Các nguyên tắc của dòng neutron phin lọc

là sử dụng vật liệu đơn tinh thể có mặt cắt ngang để hấp thụ neutron nhiệt thấp. Do

đó, khi thông lượng neutron từ lò phản ứng hạt nhân xuất hiện trong khu vực này,

chỉ neutron nhiệt có khả năng đi qua các vật liệu tinh thể.

Do vậy ưu điểm của kênh ngang số 2: Suất liều neutron và gamma bên ngoài

kênh (<10μSv/h), thông lượng neutron ở lối ra ≥ 106 n/cm2/s và chùm neutron phin

lọc trên cơ sở các kênh neutron nằm ngang từ lò phản ứng có ưu điểm là cho phép

người sử dụng nhận được dòng neutron đơn năng và có cường độ tương đối cao so

với nhiều kỹ thuật khác. Ngoài ra, các dòng neutron phin lọc từ lò phản ứng còn có

phông gamma thấp và được chuẩn trực rất tốt (đường kính của chùm cỡ 4-40 mm).

Có độ phân giải năng lượng cao, nền phông gamma thấp và được chuẩn trực rất tốt

(đường kính của dòng cỡ 4 - 40 mm), diện tích mặt cắt ngang của thông lượng

neutron là 3 cm, giảm che chắn bức xạ phức tạp bên ngoài kênh 3 cm và cơ chế dễ

dàng tháo rời.

17

Hình 8 Mặt cắt ngang mô tả kênh neutron số 2 nằm ngang của lò phản

ứng hạt nhân Đà Lạt

1: Hệ dẫn dòng neutron các phin lọc neutron, 3: Vỏ nhôm trong hệ dẫn

dòng, 4: Khối cản chắn bức xạ bằng thép, 5: Ống chuẩn trực neutron gamma, 6:

Các khối che chắn bức xạ gamma và neutron, 7: Hệ bảo đảm kín nước, 8: Khối cản

xạ kênh ngang số 2, 9: Cửa sắt kênh ngang số 2, 10: Thành bê tông lò phản ứng.

1.5 Phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP

Phương pháp Monte Carlo đã được bắt đầu ứng dụng từ những năm 1940 tại

Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos, và chương trình MCNP là một trong

những sản phẩm ra đời từ việc ứng dụng này. Các phiên bản của MCNP la:

- MCNP3 (1983) là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế. Các phiên

bản tiếp theo MCNP3A và 3B lần lượt được ra đời tại phòng thí nghiệm quốc gia

Los Almos trong suốt thập niên 1980.

- MCNP4 (1990) cho phép việc mô phỏng được thực hiện trên các cấu trúc

máy tính song song. MCNP4 cũng đã bổ sung vận chuyển electron. MCNP4A

(1993) với các điểm nổi bật là phân tích thống kê được nâng cao, nhiều tải đặt bộ xử

18

lý được phân phối để chạy song song trên cụm các trạm (workstation). MCNP4B

(1997) với việc tăng cường các quá trình vật lý của photon và đưa vào các toán tử vi

phân nhiễu loạn,...MCNP4C (2000) với các tính năng của electron được cập nhật,

xử lý cộng hưởng không phân giải,...MCNP4C2 (2001) có bổ sung thêm các đặc

trưng mới như hiệu ứng quang hạt nhân và các cải tiến cửa số trọng số.

- MCNP5 (2003) cùng với việc cập nhật các quá trình tương tác mới chẳng

hạn như các hiện tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nở Doppler,...Ngoài

ra còn có thêm phiên bản MCNPX với các mức năng lượng và chủng loại hạt được

mở rộng

Chương trình MCNP (Monte Carlo N - Particle) là chương trình ứng dụng

phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lí hạt nhân đối với

neutron, photon, electron (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức

xạ với vật chất, thông lượng neutron,...). MCNP được phát triển bởi nhóm Monte

Carlo tại trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los Alamos National

Laboratory – Mỹ).

Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng vận chuyển neutron,

photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều sư dung trong

các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ và vật lý y học với các miền

năng lượng của neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon

hoặc electron từ 1 keV đến 1000 MeV.

Để tiến hành mô phỏng bằng chương trình MCNP, trước tiên người dùng cần

phải tạo ra một input file có chứa các thông tin cần thiết của bài toán như: mô tả

hình học, vật liệu, các kết quả cần ghi nhận, các quá trình vật lý... Câu truc input file

cua chương trinh MCNP đươc thể hiên như sau:

Tiêu đê và tên Input file

<Dong trông>

………………………………………………………………

Cell cards

<Dong trông>

………………………………………………………………

Surface cards

19

<Dong trông>

………………………………………………………………

Data cards

(Mode cards, Material Cards, Source cards, Tally cards,…)

Dòng đầu tiên trong input file chính là dòng tiêu đề (có thể bỏ trống dòng

này), tiếp theo la 3 khôi băt buôc cua chương trinh: khôi cac the ô mang (cell), khôi

các the bê mặt (surface) và khối cac the dư liêu (data), các khôi the này được cách

nhau chinh xác băng 1 dòng trắng (chương trình sẽ báo lỗi nếu nhiều hơn 1 dòng

trắng).

Trong MCNP có nhiều loại tally (đánh giá) khác nhau. Người sử dụng có thể

dùng các tally khác nhau tùy theo mục đích, yêu cầu được đưa ra. Tally có thể biến

đổi bởi người sử dụng theo nhiều cách khác nhau. Tất cả các tally được chuẩn hóa

để tính trên một hạt phát ra, ngoại trừ một vài trường hợp đối với nguồn tới hạn.

Trong chương trình MCNP có 7 loại tally được mô tả như trong Bảng 1.

Bảng 1 Cac loai tally trong MCNP

Ki hiêu Tally Loai hat

F1 Cương đô dong hat qua bê măt. N, P, E

F2 Thông lương trung binh qua môt bề măt. N, P, E

F4 Thông lương trung binh qua môt cell. N, P, E

F5 Thông lương tai môt đâu dò điêm hay vòng. N, P

F6 Năng lương trung bình để lai trong cell. N, P

F7 Năng lương phân hach trung binh đê lai trong cell. N

F8 Sư phân bô đô cao xung trong cell. P, E

20

CHƯƠNG 2 - THỰC NGHIỆM

2.1 Chùm neutron phin lọc tại kênh 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Chùm neutron phin lọc tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt được

sử dụng cho thí nghiệm này. Thông lượng neutron nhiệt tại lối ra của kênh chủ yếu

là khoảng 1,6×106 n.cm-2.s-1, và giá trị của tỉ số Cadmi Rcd(Au) là 420. Do đó, có

thể bỏ qua sự đóng góp của tốc độ phản ứng gây ra bởi các neutron trên nhiệt.

Bảng 2 Các thông số của chùm neutron nhiệt tại lối ra của kênh 2 của

LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Thông lượng

neutron nhiệt

th

Tỉ số Cadmi

RCd(Au)

Vật liệu của phim

lọc

Đường kính chùm

neutron

1.6×106 n.cm-2.s-1 420 6cm Bi + 80cm Si 3 cm

2.2 Chuẩn bị phantom và mẫu chuẩn

Một phantom nước có dạng hình hộp chữ nhật với kích thước 25 cm 18 cm

16 cm đã được chuẩn bị cho các phép đo của sự phân bố thông lượng neutron

nhiệt dọc theo trục của phantom bằng phương pháp kích hoạt (Hình 9)

Nắp của phantom được thiết kế với những lỗ nhỏ, mỗi lỗ cách nhau 1cm

(tính từ tâm của lỗ) để đặt và thay đổi vị trí các lá dò (Hình 10).

Hình 9 Phantom nước sử dụng tại kênh ngang số 2

21

0 1

7

6

5

4

3

2

1

0

-1

-2

-3

-4

-5

-6

-7

2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 cm

Incident neutron

beam

Hình 10 Nắp của phantom nước sử dụng tại kênh số 2 của LPƯ hạt nhân

Đà Lạt

Để xác định thông lượng neutron nhiệt của dòng neutron phin lọc của kênh

ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng phương pháp kích hoạt. Các lá dò

chuẩn làm bằng Vanadium đã được chuẩn bị. Lá dò Vanadium có đường kính 1,2

cm; độ dày 0,015 mm và độ tinh khiết 99,9 %. Sau khi kích hoạt các lá dò này bằng

chùm neutron phin lọc trên kênh ngang số 2 của LPƯ, sau đó tia gamma trễ phát ra

sau kích hoạt sẽ được ghi nhận trên hệ phổ kế gamma sử dụng detector HPGe. Các

thông số của mẫu chuẩn Vanadium (51V) dùng để xác định thông lượng neutron

nhiệt được trình bày trong Bảng 3.

Bảng 3 Chi tiết về sự chiếu xạ và đo cho mẫu chuẩn 51V bằng phương

pháp phân tích kích hoạt

Hạt nhân đã

sử dụng,

khối lượng

(g)

Thời gian chiếu

(s)

Thời gian rã

(s)

Thời gian đo

(s)

51V, 0.0925 60-960 176-1800 201-1250

2.3 Chuẩn hiệu suất của detector

Trước khi sử dụng hệ phổ kế gamma để đo mẫu đã chiếu xạ, chúng ta thực

hiện việc hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma bao gồm việc chuẩn năng lượng, chuẩn độ

rộng đỉnh và cuối cùng là chuẩn hiệu suất ghi. Để xác định sự phụ thuộc của hiệu

suất vào năng lượng chúng ta có thể dùng các nguồn chuẩn có năng lượng đã biết

trước chẳng hạn như 51Cr (320 keV), 54Mn (834 keV), 57Co (122 keV), 60Co (1173

22

và 1332 keV) 85Sr (540 keV), 88Y (898 và 1836 keV), 109Cd (88 keV), 137Cs (661

keV), 139Ce (165 keV).

Trong khóa luận này, chúng tôi thực hiện trên hệ phổ kế gamma sử dụng

detector bán dẫn siêu tinh khiết loại HPGe (Canberra), có độ phân giải ~2,1 keV tại

đỉnh năng lượng 1332 keV của 60Co, sử dụng bộ nguồn điểm 241Am, 133Ba, 137Cs,

60Co và 152Eu; các nguồn này được đo tại vị trí tham khảo cách đầu dò là: 5cm.

Đường cong hiệu suất ghi các tia gamma của detector HPGe đã sử dụng

trong thí nghiệm này được thể hiện trong Hình 11.

Hình 11 Đường cong của hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector

HPGe cho các mẫu chuẩn tại vị trí 5cm cách mặt detector

Sự phụ thuộc năng lượng của hiệu suất đỉnh được thể hiện trong Hình 11.

Hiệu suất giảm ở vùng năng lượng thấp là do sự hấp thụ tia gamma năng lượng thấp

trên lớp chết mặt ngoài đầu dò tăng lên. Tại vùng năng lượng cao, hiệu suất giảm là

do hạn chế về thể tích của đầu dò.

2.4 Bố trí thí nghiệm

Hình 12 mô tả việc bố trí thí nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt

trong khóa luận này.

23

Hình 12 Bố trí thí nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt tại

kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt

24

Tính chất phân rã của hạt nhân hợp phần Vanadium (52V) đã sử dụng trong

thí nghiệm này được thể hiện trong Bảng 4.

Bảng 4 Các tính chất phân rã của hạt nhân hợp phần 52V

Hạt nhân hợp

phần

Chu kỳ bán rã

(phút)

Năng lượng của

tia γ

(keV)

Cường độ phát γ

(%)

52V 3.75 1434.08 100

Phổ gamma của mẫu Vanadium ghi nhận được bởi hệ phổ kế gamma dùng

detector HPGe được thể hiện trong Hình 13.

Hình 13 Phổ gamma của mẩu chuẩn Vanadium ghi nhận bằng hệ phổ kế HPGe

tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Bên cạnh việc đo thông lượng neutron nhiệt bằng thực nghiệm, chúng tôi còn

sử dụng chương trình MCNP để mô phỏng sự phân bố thông lượng neutron nhiệt

trong phantom nước. Phần mã nguồn của kênh 2 đã được xây dựng bởi TS. Phạm

Ngọc Sơn tại Viện nghiên cứu hạt nhân. Chúng tôi đã sử dụng phần mã nguồn trên,

viết thêm phần mô phỏng và tính toán liều trong phantom nước. Hình ảnh của kênh

2 và phantom nước được thể hiện trong Hình 14 và Hình 15.

25

Hình 14 Vị trí của phantom nước tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt

Hình 15 Đường trục của phantom nước dùng để tính thông lượng neutron nhiệt

Chúng tôi thiết kế, mỗi cell có kích thước 1cm1cm×1cm và xác định thông

lượng trong mỗi cell này bằng tally F4.

26

CHƯƠNG 3 - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN

3.1 Kết quả đo và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục của

phantom nước

Đường trục của phantom nước dùng để tính thông lượng neutron nhiệt

Chúng tôi thiết kế, mỗi cell có kích thước 1cm1cm×1cm và xác định thông

lượng trong mỗi cell này bằng tally F4.

Bảng 5 Kết quả đo thực nghiệm và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt

dọc theo trục của phantom nước

TT Tọa độ

Lá dò KL bia

(g)

Số hạt nhân bia

(N)

Diện tích đỉnh (Np)

Thông lượng

() Thực nghiệm

Thông lượng

() MCNP X Y Z

1 0 0 1 TU 0.0925 1.09E+21 4.16E+04 1.26E+06 1.38E+06

2 0 0 2 TU 0.0925 1.09E+21 5.62E+04 8.65E+05 6.73E+05

3 0 0 3 TU 0.0925 1.09E+21 3.31E+04 4.99E+05 3.42E+05

4 0 0 4 TU 0.0925 1.09E+21 1.96E+04 2.91E+05 1.95E+05

5 0 0 5 TU 0.0925 1.09E+21 1.14E+04 1.69E+05 1.17E+05

6 0 0 6 TU 0.0925 1.09E+21 6.65E+03 1.02E+05 7.34E+04

7 0 0 7 TU 0.0925 1.09E+21 4.23E+03 6.39E+04 4.93E+04

8 0 0 8 TU 0.0925 1.09E+21 2.69E+03 4.02E+04 3.20E+04

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9

0.0

2.0x105

4.0x105

6.0x105

8.0x105

1.0x106

1.2x106

1.4x106

Thông lư

ợng n

eutr

on n

hiệt (n

.cm

2.s

-1)

Độ sâu trong phantom (cm)

Thực nghiệm

MCNP

Hình 16 Sự phân bố thông lượng neutron nhiệt

27

Kết quả đo và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc theo đường trục của

phantom nước cho thấy rằng: Thông lượng neutron nhiệt là một hàm theo độ sâu,

thông lượng này suy giảm nhanh chóng trong khoảng 4 cm đầu tiên. Có sự phù hợp

khá tốt giữa hình dạng giữa đường cong thực nghiệm và đường cong mô phỏng của

thông lượng neutron nhiệt. Điều đó chứng tỏ, kết quả thực nghiệm và kết quả mô

phỏng là hoàn toàn tin cậy.

3.2 Kết quả tính toán suất liều nitơ dọc theo trục của phantom nước

Trong nước chúng ta sử dụng hàng ngày, hàm lượng nitơ chiếm khoảng

0,25ppm (=0,25.10-6g/g). Sử dụng phương trình (13) chúng ta xác định được suất

liều nitơ dọc theo trục của phantom nước như trong Hình 17.

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9

0.0

5.0x10-13

1.0x10-12

1.5x10-12

2.0x10-12

2.5x10-12

Suất liều n

ito (

Gy/

s)

Độ sâu theo trục phantom (cm)

Hình 17 Sự phân bố suất liều của nitơ

28

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ

Khóa luận đã thực hiện được những nội dung sau:

- Tìm hiểu phương pháp phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng và lá dò

chuẩn để xác định thông lượng neutron nhiệt .

- Tìm hiểu cách tính suất liều nitơ dựa theo thông lượng neutron nhiệt.

- Sử dụng chương trình MCNP để mô phỏng và tính thông lượng neutron nhiệt

dọc theo trục của phantom với nguồn neutron từ kênh ngang số 2 của lò phản

ứng hạt nhân Đà Lạt.

- Đo và tính toán thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục của phantom bằng lá

dò Vanadium.

- Xử lý số liệu neutron nhiệt đã đo thực nghiệm và mô phỏng bằng MCNP.

Từ những kết quả thu được có thể rút ra một số kết luận:

- Phương pháp phân tích kích hoạt neutron là một lựa chọn phù hợp trong bài

toán nghiên cứu thông lượng neutron nhiệt trong phantom nước.

- Những kết quả thu được cho thấy có sự phù hợp khá tốt giữa kết quả đo thực

nghiệm và kết quả mô phỏng bằng MCNP. Sự khác biệt này, gây ra chủ yếu

bởi kích thước của cell mô phỏng không có cùng kích thước và vật liệu giữa

thực nghiệm và mô phỏng.

- Dựa trên kết quả đo được của thông lượng neutron nhiệt, chúng ta dễ dàng

tính được suất liều của nitơ.

Hướng nghiên cứu và phát triển của đề tài:

- Tiến hành các nghiên cứu sâu hơn về tương tác và suất liều gây ra bởi chùm

neutron nhiệt đối với các nguyên tố khác có trong mô hình phantom nước.

Từ đó có thể đưa ra một bức tranh đầy đủ và chi tiết hơn cho suất liều 3

chiều trong phantom nước, phục vụ cho những nghiên cứu về xạ trị trong y

học hạt nhân.

29

DANH MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO

A. Tài liệu tiếng việt

[1]. Hồ Mạnh Dũng, “Nghiên cứu và phát triển phương pháp K–Zero trong

phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng hạt nhân cho việc xác định đa

nguyên tố”, Luận án Tiến sĩ Vật lý, Trường ĐHKHTN Tp.HCM, (2003).

[2]. Phạm Ngọc Sơn, “Phát triển dòng neutron phin lọc trên kênh ngang số 2

của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và khả năng ứng dụng trong thực

nghiệm đo số liệu hat nhân”, (2012).

[3]. Mai Xuân Trung, “Giáo trình đo liều bức xạ”, Trường Đại học Đà Lạt.

B. Tài liệu tiếng anh

[4]. Kim, Myong Seop, Sang Jun Park, and Byung Jin Jun. “Measurements of

in-phantom neutron flux distribution at the HANARO BNCT facility”.

Nuclear Engineering and Technology 36.3 (2004): 203-209.

[5]. Marashi, M. K. “Analysis of absorbed dose distribution in head phantom

in boron neutron capture therapy”. Nuclear Instruments and Methods in

Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and

Associated Equipment 440.2 (2000): 446-452.

[6]. Bavarnegin, Elham, et al. “Measurement of in-phantom neutron flux and

gamma dose in Tehran research reactor boron neutron capture therapy

beam line”. Journal of cancer research and therapeutics 12.2 (2016): 826.

[7]. Al-Turiqi, Assem A. “Neutron activation boron therapy for cancer

treatments”. Diss. University of Surrey, 2009.

[8]. Sauerwein, Wolfgang AG, et al., eds. “Neutron capture therapy: principles

and applications”. Springer Science & Business Media, 2012.

[9]. DeWerd, Larry A. “The Phantoms of Medical and Health Physics”.

Springer, 2014.

[10]. Albert H. Soloway, et al. “Advances in Neutron Capture Therapy”. The

Ohio State University, Columbus, 1992.