Xác định trữ lượng các bon ở các trạng thái rừng khộp tại tỉnh gia lai

Xác định các đặc trưng của thanh nhiên liệu
hạt nhân dựa vào những bức xạ gamma năng
lượng thấp và tia X

Nguyễn Hoàng Anh

Trường Đại học Khoa học Tự nhiên
Luận văn Thạc sĩ ngành: Vật lý Nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao
Mã số: 60 44 05
Người hướng dẫn: TS. Phạm Đức Khuê
Năm bảo vệ: 2012

Abstract: Trình bày một số đặc trưng của nhiên liệu hạt nhân: trình bày tổng quan về
urani và các phương pháp xác định thành phần, hàm lượng trong mẫu urani. Nghiên
cứu phương pháp xác định thành phần và hàm lượng urani: giới thiệu phương pháp
phổ gamma năng lượng thấp, đường cong hiệu suất ghi tương đối, tính tỷ số hoạt độ
các thành phần bằng phương pháp chuẩn trong và các giải pháp nâng cao độ tin cậy
của kết quả thực nghiệm. Tiến hành thực nghiệm và kết quả: trình bày quy trình đo
đạc, phân tích số liệu và kết quả thu được trong việc xác định thành phần và hàm
lượng của một số mẫu urani.

Keywords: Bức xạ Gamma; Tia X; Vật lý hạt nhân; Nhiên liệu hạt nhân

Content
MỞ ĐẦU

Ngày nay, trong công cuộc công nghiệp hóa hiện đại hóa đất nước, việc phát triển
công nghiệp năng lượng luôn được đặt lên hàng đầu, tiên quyết cho các ngành nghề, lĩnh vực
khác có thể phát triển theo. Một trong các mục tiêu phát triển công nghiệp năng lượng ở một
quốc gia như Việt Nam chính là phát triển năng lượng điện hạt nhân nhằm giải quyết các vấn
đề thiếu hụt năng lượng ở thời điểm hiện tại cũng như thay thế dần các nguồn năng lượng hóa

thạch khác đang ngày càng cạn kiệt dần trong tương lai.
Nhờ sự phát triển của các hệ phổ kế gamma với đetectơ bán dẫn gecmani siêu tinh
khiết với độ phân giải năng lượng cao, phương pháp phân tích urani dựa trên cơ sở đo bức xạ
gamma phát ra từ phân rã phóng xạ tự nhiên được sử dụng rất phổ biến, đáp ứng được các yêu
cầu trong nghiên cứu cũng như ứng dụng. Dựa vào đặc trưng của bức xạ gamma năng lượng
thấp do các đồng vị trong nhiên liệu urani phát ra, ta có thể bổ sung phương pháp phân tích

2
nhiên liệu urani bằng đo phổ tia X và gamma mềm sử dụng sử dụng các đetetơ bán dẫn như
HPGe giải rộng (BEGe), HPGe tinh thể mỏng (planar), Si(Li),
Luận văn với đề tài: “Xác định các đặc trưng của thanh nhiên liệu hạt nhân dựa vào
những bức xạ gamma năng lượng thấp và tia X”, trình bày mô
̣
t số kết quả nghiên cứu thực
nghiệm trong việc phân tích một số mẫu urani sử dụng phương pháp đo phổ gamma năng
lượng thấp với đêtectơ bán dẫn Ge siêu tinh khiết giải rộng. Việc sử dụng đường cong hiệu
suất ghi tương đối như một kỹ thuật chuẩn trong kết hợp với đo các tia gamm ở vùng năng
lượng thấp đã được áp dụng để xác định hàm lượng các thành phần trong mẫu vật liệu urani.
Về bố cục, ngoài các phần mở đầu, kết luận, tài liệu tham khảo và phụ lục, luận văn
được chia thành 3 chương sau:
Chương 1: Một số đặc trưng của nhiên liệu hạt nhân.
Chương 2: Phương pháp xác định thành phần và hàm lượng urani.
Chương 3: Thực nghiệm và kết quả.


CHƢƠNG 1. MỘT SỐ ĐẶC TRƢNG CỦA NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN
1.1. Đặc điểm chung
Để thay thế cho các nguồn nhiên liệu hóa thạch của tự nhiên, sự lựa chọn năng lượng
hạt nhân là một trong số lựa chọn của nhiều quốc gia hiện nay. Dựa trên cơ sở sử dụng năng
lượng được giải phóng sau phản ứng phân hạch của một số đồng vị nặng, qua quá trình

chuyển hóa sẽ thu được điện năng phục vụ cho nhu cầu của con người.
Hiện nay Urani được lựa chọn là nhiên liệu hạt nhân lý tưởng để phục vụ cho chúng
ta. Việc hiểu biết về các đặc trưng của nguyên tố này cũng như nhiên liệu tạo ra từ Urani là
một điều hết sức cần thiết trong quá trình sử dụng và khai thác chúng.
1.1.1 Nguyên tố Urani tự nhiên
Urani là nguyên tố hóa học kim loại màu xám bạc, ăn mòn, trong không khí tạo lớp vỏ
oxit màu đen thuộc nhóm Actini, có số nguyên tử là 92 trong bảng tuần hoàn, được kí hiệu là
U. Trong tự nhiên, urani được tìm thấy ở dạng
238
U (99.284 %),
235
U (0.711 %), và một lượng
rất nhỏ
234
U (0.0058 %). Urani phân rã rất chậm phát ra hạt anpha. Chu kỳ bán rã của
238
U là
khoảng 4.47 tỉ năm và của
235
U là 704 triệu năm, do đó nó được sử dụng để xác định tuổi của
Trái Đất.

3
1.1.2. Dãy phóng xạ Urani tự nhiên
Các đồng vị
238
U và
235
U sinh ra các dãy phóng xạ cân bằng, tạo nên hai họ phóng xạ
cơ bản là Uranium (

238
U với 18 đồng vị con) và Actinium (
235
U với 14 đồng vị con). Tất cả
các hạt nhân con trong các dãy này (ngoại trừ đồng vị cuối dãy) đều là các đồng vị phóng xạ.
Các họ phóng xạ tự nhiên có chung những đặc điểm như sau:
- Các đồng vị trong dãy liên hệ với nhau bằng phân rã alpha hoặc beta.
- Sau mỗi phân rã alpha hay beta, các đồng vị con đều phát ra các tia gamma để giải
phóng năng lượng dư sau mỗi phản ứng. Các tia gamma này đều mang năng lượng và bước
sóng đặc trưng cho đồng vị con đó.
- Mỗi họ có một đồng vị sống lâu (chu kỳ bản rã lớn) đứng đầu và một đồng vị bền
nằm ở vị trí cuối cùng.
Bảng 1.1. Các đồng vị phóng xạ trong dãy
235
U và đặc trưng phân rã của chúng
STT
Đồng vị phóng xạ
Loại phân rã
Chu kỳ bán rã
1
235
U
Αlpha
1.7 x 10
8
năm
2
231
Th
Βeta

225 giờ
3
231
Pa
Αlpha
3.25 x 10
4
năm
4
227
Ac
Βeta
2.16 năm
5
227
Th
Αlpha
18.2 ngày
6
223
Fr
Βeta
22 phút
7
223
Ra
Αlpha
11.44 ngày
8
219

Rn
Αlpha
4 giây
9
215
Po
Αlpha
1.78 x 10
-3
giây
10
211
Pb
Βeta
36.1 giây
11
211
Bi
Αlpha
2.16 phút
12
207
Pb

(Bền)

Bảng 1.2. Các đồng vị phóng xạ trong dãy
238
U và đặc trưng phân rã của chúng
STT

Đồng vị phóng xạ
Loại phân rã
Chu kỳ bán rã
1
238
U
Αlpha
4.507 x 10
9
năm
2
234
Th
Βeta
24.1 ngày

4
STT
Đồng vị phóng xạ
Loại phân rã
Chu kỳ bán rã
3
234
Pa
Βeta
1.18 phút
4
234
U
Αlpha

2.48 x 10
5
năm
5
230
Th
Αlpha
7.52 x, 10
4
năm
6
226
Ra
Αlpha
1600 năm
7
222
Rn
Αlpha
3.824 ngày
8
218
Po
Αlpha
3.05 phút
9
214
Pb
Βeta
26.8 phút

10
214
Bi
Βeta
19.7 phút
11
214
Po
Αlpha
1.85 x 10
-4
giây
12
210
Pb
Βeta
22.3 năm
13
210
Bi
Βeta
5.02 ngày
14
210
Po
Αlpha
138.4 ngày
15
206
Pb

(Bền)

Khi hiện tượng cân bằng phóng xạ xảy ra, hoạt độ phóng xạ của nguyên tố trong cùng
một dãy đều bằng nhau. Ta có phương trình cân bằng phóng xạ sau đây:
λ
1
N
1
= λ
2
N
2
= … = λ
i
N
i
= … = λ
k
N
k
(1.1)
Nếu biết hoạt độ phóng xạ của hạt nhân nào đó trong dãy sẽ suy ra hoạt độ phóng xạ
của hạt nhân khác trong dãy đó và do đó biết được hàm lượng của các nguyên tố trong dãy.
1.2. Nhiên liệu Urani
Trong các đồng vị tự nhiên này của Urani thì chỉ có
235
U mới có khả năng tự phân
hạch hoặc phân hạch gây bởi nơtron năng lượng thấp, nơtron nhiệt
[2]

.
Người ta đã phân loại các vật liệu Urani thành các dạng là: Urani tự nhiên, Urani
nghèo, Urani giàu và siêu giàu, trong đó cơ sở để phân loại chính là hàm lượng
235
U trong tự
nhiên (0.72 %). Khái niệm giàu hay nghèo là nói đến tỉ lệ
235
U trong một mẫu hỗn hợp Urani
ít hơn hay nhiều hơn so với Urani tự nhiên. Nếu hàm lượng
235
U trong mẫu trên mức 0.72 %
thì được coi là đã làm giàu. Tuy nhiên trong các vật liệu Urani đã làm giàu có thể chia làm 2
loại chính: độ giàu thấp (3-4%) dùng làm nhiêu liệu cho các lò phản ứng hạt nhân và độ giàu
cao ( 90%) dùng làm vũ khí hạt nhân.

5
1.2.1. Quá trình làm giàu Urani
Phương pháp ly tâm khí là phương pháp chủ yếu để tách đồng vị
235
U ra khỏi
238
U dựa
trên sự khác nhau về lực ly tâm của các phân tử khí nhẹ và nặng hơn. (xem chi tiết thêm trong
bản chính của luận văn).
1.2.2. Urani nghèo
Urani nghèo (Depleted Uranium, viết tắt là DU) để chỉ loại Urani có hàm lượng đồng
vị
235
U thấp. Trong kỹ thuật hạt nhân người ta dùng Urani thiên nhiên (chứa 0.71 % đồng bị
235

U) để làm giàu đồng vị này lên mức 3.2% hay 3.6% , được gọi chung là Urani đã làm giàu
(Enriched Uranium). Quá trình tạo ra Urani làm giàu đồng thời sinh ra một sản phẩm phụ,
cũng có thể xem là phế liệu, là DU chỉ còn chứa 0.2 – 0.3 %
235
U. Với công nghệ hiện nay từ
8.05 tấn Urani thiên nhiên chứa 0.71 %
235
U, người ta sản xuất được 1 tấn Urani làm giàu
(chứa 3.6 %
235
U) đồng thời tạo ra 7.05 tấn DU (chứa 0.3 %
235
U). Như vậy, khái niệm giàu
hay nghèo ở đây có nghĩa là nhiều hay ít
235
U hơn so với Urani thiên nhiên.
Ngoài ra, các DU còn có thể là sản phẩm sau phân hạch của lò phản ứng, hàm lượng
rất đáng kể do hầu hết các
235
U đều đã phân hạch, nên trong lượng “sỉ” đưa ra không còn
235
U
nữa. Một phần nhỏ các
238
U cũng phân hạch trong quá trình thu neutron nhanh, nhưng không
đáng kể, vì thế có thể coi sản phẩm của lò phản ứng cũng là hỗn hợp Urani nghèo.
1.3. Các phƣơng pháp dùng để xác định hàm lƣợng
235
U trong nhiên liệu
1.3.1.Các phƣơng pháp có phá hủy mẫu

Trong các phương pháp phân tích có phá hủy mẫu, phải kể đến 4 phương pháp phổ
biến nhất là đo bức xạ alpha, sử dụng khối phổ kế, phân tích sắc ký, và đo bức xạ gamma
trong ống khí ly tâm UF
6
.
Đo bức xạ alpha:
Đây là phương pháp cơ bản nhất trong các phương pháp phân tích mẫu Uran. Phương
pháp này đo trực tiếp bức xạ Alpha để tính hoạt độ các đồng vị.
Khối phổ kế:
Là phương pháp phức tạp nhưng có độ chính xác cao nhất, dựa trên nguyên lý phụ
thuộc của lực quán tính ly tâm vào khối lượng để xác định hàm lượng đồng vị Urani có trong
mẫu đo. Khối phổ kế thường được kết hợp với những phương pháp khác nhưng cơ bản và phổ
biến nhất là phương pháp Khối phổ kế cảm ứng plasma (ICPMS).
Phân tích sắc ký phân tử:
Sắc ký là một phương pháp truyền thống dùng để xác định thành phần có trong hợp
chất. Phương pháp này có độ chính xác cao nhưng thời gian phân tích lại rất lớn và đồng thời
mẫu bắt buộc phải phá hủy mới phân tích được.
Đo khí UF6:

6
Một phương pháp xác định độ giàu khác được thực hiện ngay trong giai đoạn làm giàu
khí từ UF
6
để xác định độ giàu nhiên liệu hạt nhân ngay trong khâu sản xuất. Đây không phải
phương pháp thông dụng, phổ biến.
1.3.2. Các phƣơng pháp không phá hủy mẫu (NDA)
Phương pháp phân tích urani không phá hủy mẫu chủ yếu sử dụng phổ kế gamma
HPGe, đây là phương pháp đo nhanh, trực tiếp trên nguyên mẫu, dựa trên các tính chất đặc
trưng của các đồng vị, qua xử lý và hiệu chỉnh để đưa ra kết quả đánh giá độ giàu của mẫu
nhiên liệu.

Đo đỉnh gamma 186 keV:
Đồng vị phóng xạ
235
U trực tiếp phát ra tia gamma có năng lượng 185.72 keV nên về
nguyên tắc có thể sử dụng để phân tích urani.
Phân tích kích hoạt:
Đây là phương pháp truyền thống nhưng có độ tin cậy khá cao, thời gian đo ngắn,
phân giải tốt, ứng dụng rất rộng rãi và đa dạng tuy nhiên là phương pháp đòi hỏi công nghệ rất
cao và khó thực hiện.
Phương pháp phổ kế gamma và kỹ thuật chuẩn trong:
Dựa vào đặc điểm bức xạ gamma có khả năng đâm xuyên lớn và dựa vào đặc điểm
dãy phóng xạ Uran để xác định các đặc trưng của nhiên liệu Uran nói riêng và của các dạng
vật liệu hạt nhân nói chung. Tới năm 2009 TS. Nguyễn Công Tâm, Viện Khoa học Đồng vị
phóng xạ Hungary, đề xuất thêm phương pháp ứng dụng tỉ số chuẩn trong để xác định thêm
tuổi của thanh nhiên liệu hạt nhân
[16]
. Lý thuyết này đã được Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Đại
học Khoa Học Tự nhiên Hà Nội triển khai, ứng dụng vào thực tế và cho ra kết quả đo đạc với
độ chính xác cao.
CHƢƠNG 2. PHƢƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH HÀM LƢỢNG URANI
2.1. Hệ phổ kế gamma bán dẫn
Luận văn sử dụng hệ phổ kế gamma bán dẫn gecmani siêu tinh khiết giải năng lượng
rộng (BEGe) của hãng Canberra, Mỹ, baogồm: đetectơ bán dẫn BEGe, buồng chì phông thấp,
các hệ điện tử như tiền khuếch đại, khuếch đại phổ, bộ biến đổi tương tự số (ADC), máy phân
tích biên độ nhiều kênh (MCA), nguồn nuôi cao áp…
Hình 2.1. Sơ đồ khối điện tử trong hệ thống đo bán dẫn.
Đầ u dò
Tiề n khuế ch
đại
Khuế ch

đại
ADC
MCA
Máy phát
xung
Cao thế
Chố ng chồ ng
chậ p
Máy
tính

7
2.1.1. Các thông số kỹ thuật đặc trƣng của hệ phổ kế gamma bán dẫn BEGe – Canberra
(xem trong bản chính của luận văn).
2.1.2. Phân tích phổ gamma
Mục đích chính của việc phân tích phổ gamma là xác định năng lượng và diện tích các
đỉnh phổ làm cơ sở cho việc nhận diện nguyên tố và xác định hoạt độ phóng xạ. Phổ gamma
ghi nhận bao gồm một số đỉnh hấp thụ toàn phần của vạch bức xạ gamma nằm trên một nền
Compton liên tục. Đỉnh này là kết quả tương tác của bức xạ gamma với vật liệu đêtectơ. Diện
tích đỉnh phổ gamma thường xác định bằng việc làm khớp các số liệu đo được với một hàm
giải tích thích hợp và tích phân hàm đó để tính diện tích.
2.1.3. Đƣờng chuẩn năng lƣợng
Đường chuẩn năng lượng là đồ thị mô tả sự phụ thuộc của vị trí cực đại đỉnh hấp thụ
toàn phần vào năng lượng của vạch bức xạ gamma tương ứng.
0 4000 8000 12000 16000
0
1000
2000
3000
4000

so lieu do
duong khop


Nang luong gamma E(keV)
So kênh

Hình 2.2. Đường chuẩn năng lượng của hệ phổ kế BEGe – Canberra.
2.1.4. Xây dựng đƣờng cong hiệu suất ghi
Để xác định hàm lượng của các nguyên tố phóng xạ trong mẫu phân tích, theo phương
pháp phổ gamma, cần biết hiệu suất ghi của đetectơ ứng với vạch hấp thụ toàn phần của bức
xạ gamma đặc trưng. Đường cong hiệu suất ghi là đường cong mô tả sự phụ thuộc của hiệu
suất ghi vào năng lượng bức xạ gamma. Có thể xác định hiệu suất ghi của detectơ bằng tính
toán lý thuyết hoặc đo đạc thực nghiệm. Việc tính toán hiệu suất ghi thường được sử dụng
phương pháp Monte - Carlo dựa trên việc mô hình hóa lịch sử của các photon.
Hình 2.3 là đường cong hiệu suất ghi tuyệt đối của hệ phổ kế gamma bán dẫn dải rộng
BEGe - Canberra với nguồn chuẩn đặt tại 2 vị trí cách đêtectơ là 8.35 cm và 19.35 cm.

8
100 1000
0.1
1
10


8.35 cm
19.35 cm
khop
Hieu suat ghi (%)

Nang luong tia gamma, E (keV)

Hình 2.3. Đồ thị đường cong hiệu suất ghi của hệ phổ kế gamma bán dẫn Canberra ở 2
khoảng cách cách nguồn là 8.35 cm và 19.35 cm.
Luận văn này còn sử dụng một phương pháp khác để xác định đường cong hiệu suất
ghi mà không nhất định phải sử dụng nguồn gamma chuẩn đơn năng thông thường, sẽ được
trình bày cụ thể ở mục 2.2.
2.2. Xác định độ giàu urani bằng phƣơng pháp phổ kế gamma
Áp dụng phương pháp phổ gamma trong vùng năng lượng thấp (dưới 300 keV) thì
việc mất mát các bức xạ được hạn chế dẫn tới số đếm của các kênh đo là rất lớn, hiệu suất ghi
của detector rất cao mà không đòi hỏi các điều kiện cầu kỳ, thời gian đo sẽ được giảm thiểu
và quan trọng là ta chỉ cần sử dụng một phổ đo duy nhất cho mỗi mẫu cũng vẫn khả thi. Tuy
nhiên với vùng này thì phông nền cũng sẽ rất lớn, hầu hết các bức xạ đều có nền Compton
trong vùng năng lượng thấp, phổ các tia X cũng tập chung chủ yếu ở đây, dẫn tới khả năng
can nhiễu cũng như sự chồng chập đỉnh là rất lớn, đòi hỏi quá trình xử lý phổ hay tách các
đỉnh phải rất tỉ mỉ, thận trọng, lựa chọn những vạch có hệ số phân nhánh cao để tính toán mới
cho ra kết quả đáng tin cậy được.
2.2.1. Cơ sở của phƣơng pháp phổ gamma
Với mỗi đồng vị phóng xạ xác định, số tia gamma phát ra từ mẫu tỉ lệ thuận với khối
lượng của đồng vị phóng xạ có trong mẫu.





A
2/1
A
N.m
.I

T
693,0N.m
II.AN
(2.2)
trong đó: A: là hoạt độ đồng vị quan tâm.
N
A
= 6,023.10
23
là số Avogadro.
: là số khối của đồng vị.

9
2.2.2. Tỉ số hoạt độ các đồng vị và kỹ thuật chuẩn trong
Việc tính tỉ lệ hoạt độ được thể hiện qua biểu thức sau:
11112
22221
2
1









In
In

A
A
(2.3)
trong đó A1, A2 là các hoạt độ của hai đồng vị 1 và 2 tương ứng; n1, n2 là số đếm tại các đỉnh
tương ứng với các tia gamma γ1 và γ2 với một năng lượng cụ thể E1 và E2 từ đồng vị 1 và 2
tương ứng; I

1
và I

2
là cường độ của tia γ1 và γ2, các giá trị Ω1, Ω2 là góc khối chiếu tới
detector của γ1 và γ2, hai giá trị này thực chất là hoàn toàn giống vì được đo trên cùng 1 mẫu
và cùng 1 phép đo, ε1, ε2 là hiệu suất ghi đo ứng với các mức năng lượng E1 và E2 của tia γ1,
γ2 từ hai đồng vị tương ứng; τ1 và τ2 là hệ số truyền dẫn gamma đến detector tương ứng với
γ1 và γ2.
Từ biểu thức 2.2, qua giản ước và biến đổi, ta có được:
)(
/
/
/
.

11
22
11
12
21
2
1

Ef
In
In
In
In
In
A
A






(2.4)
trong đó hàm
)E(I
)E(n
)E(f
i
2
i
2

là hàm của các giá trị E
2i
có được từ các tia γ
i
của đồng vị thứ 2.
Hàm này được gọi là hàm hiệu suất ghi, đường cong mô tả hàm f(E) được gọi là đường cong

hiệu suất ghi vì nó thể hiện hiệu suất ghi đo của thiết bị theo các mức năng lượng trong 1
vùng phổ. Phương pháp tính tỉ số hoạt độ dựa trên đường cong hiệu suất ghi này được gọi là
kỹ thuật chuẩn trong hay hiệu chỉnh nội.
2.2.3. Mối liên hệ giữa tỉ số khối lƣợng và tỉ số hoạt độ
Hoạt độ A của một đồng vị phóng xạ được biểu diễn qua biểu thức sau:

A
N.
m
.N.A



(2.5)
trong đó: N là số hạt nhân phóng xạ
m: khối lượng đồng vị có trong mẫu đo.
λ: Hằng số phân rã của đồng vị.
: Số khối của đồng vị.
N
A
: Số Avogadro.
Kết hợp hai biểu thức 2.4 và 2.5 ta sẽ có được biểu thức tính tỉ số khối lượng giữa hai
đồng vị như sau
[4]
:

10

)(
/

2
1
1
1
2
2
1
2
1
2
1
i
Ef
In
m
m
A
A







(2.6)
suy ra:
)(.

)(.

2
1
1
2
2/1
1
2/1
2
1
2
1
1
1
2
2
1
2
1
ii
EfI
n
T
T
EfI
n
m
m









(2.7)
trong đó: n
1
: là tốc độ đếm tại vạch năng lượng đặc trưng của đồng vị 1.
I
γ1
: cường độ tia gamma đặc trưng của đồng vị 1.
)(
2
i
Ef
: Hàm biểu diễn đường cong hiệu suất ghi, được xây dựng dựa trên các mức năng
lượng đặc trưng cho đồng vị 2.
Hàm lượng (hay còn gọi là độ giàu) các đồng vị Urani có thể tính thông qua tỉ số khối
lượng hay tỉ số hoạt độ bằng các biểu thức sau:

238
234
238
235
238
234
234

1
m
m
m
m
m
m
q


. 100% ;
238
235
238
234
238
235
235
1
m
m
m
m
m
m
q


. 100%
238

234
238
235
238
1
1
m
m
m
m
q


. 100% (2.8)
Hoặc có thể tính trực tiếp từ tỉ số hoạt độ theo biểu thức như sau:
235
4
234 238
235 235
1
1 3.479.10 . 6.43.
UU
UU
q
AA
AA



.100% (2.9)

Trên thực tế các công thức 2.8 hay 2.9 đều có thể sử dụng tương đương nhau, có thể
tùy chọn cách tính nào thuận tiện hơn thì áp dụng.
2.2.4. Các vạch phổ dùng để xác định tỷ số hoạt độ các đồng vị Urani
Trong vùng năng lượng thấp, việc tính toán hoạt độ của các đồng vị Urani có thể sử
dụng những đỉnh năng lượng thống kê trong bảng 2.1
[15]
.
Bảng 2.1: Các vạch phổ được sử dụng để tính toán tỉ lệ hoạt độ.
Đồng vị
mẹ
Năng lượng (keV)
Dạng
Cường độ tia γ
(%)

Đồng vị
phát
Chu kỳ
bán rã
238
U
49.55 ± 0.06

γ
0.064 ± 0.008

238
U
4.47x10
9

11
Đồng vị
mẹ
Năng lượng (keV)
Dạng
Cường độ tia γ
(%)

Đồng vị
phát
Chu kỳ
bán rã
năm

63.29 ± 0.02
γ
3.70 ± 0.40

234Th

24.1 ngày

83.30 ± 0.05

γ
0.060 ± 0.006

234Th

24.1 ngày

92.38 ± 0.01

γ
2.13 ± 0.20

234Th

24.1 ngày

92.80 ± 0.02

γ
2.10 ± 0.21

234Th

24.1 ngày

258.227 ± 0.003

γ
0.0764 ± 0.0024

234
Pa-m
6.7 giờ
235

U
58.5700 ± 0.0024

γ
0.462 ± 0.025

231
Th
25.52 giờ

84.214 ± 0.001

γ
6.6 ± 0.4

231
Th
25.52 giờ

93.356 ± 0.012

X
5.22 ± 0.14

231
Th chiếm
Kα
25.52 giờ

143.76 ± 0.02

γ
10.96 ± 0.140

235
U
7.04x10
8

năm

163.33 ± 0.02

γ
5.08 ± 0.06

235
U
7.04x10
8

năm

185.715 ± 0.005

γ
57.2 ± 0.80

235
U

7.04x10
8

năm

205.311 ± 0.010

γ
5.01 ± 0.07

235
U
7.04x10
8

năm

275.129 ± 0.035
γ
0.052 ± 0.005
235
U
7.04x10
8

năm
234
U
53.20 ± 0.02

γ
0.123 ± 0.002

234
U
2.46x10
5
năm

120.90 ± 0.02

γ
0.035 ± 0.005

234
U
2.46x10
5
năm
Lý do lựa chọn các đỉnh trên để khảo sát phổ gamma:
Các đỉnh này đều nằm trong vùng năng lượng thấp đang khảo sát, vùng này nằm trong phạm
vi ghi nhận với hiệu suất ghi rất cao của hầu hết các loại detector, đặc biệt là detector bán dẫn
bản mỏng thì độ chính xác thống kê trong vùng năng lượng thấp này là rất lớn.

12
2.3. Xác định sai số đóng góp trong kết quả xử lý
2.3.1. Sai số thống kê hay sai số ngẫu nhiên
Đây là những sai số được đóng góp bởi những thăng giáng phát sinh trong quá trình
ghi nhận bức xạ. Các thăng giáng này thực tế rất đa dạng và hầu hết đều mang tính hoàn toàn
là những phân bố ngẫu nhiên. Các thăng giáng này có thể tính bằng biểu thức tổng hợp như

sau:
2 2 2 2 2
I P E C
    
   
(2.10)
trong đó: η : Tổng thăng giáng thống kê của phổ kế.
η
I
: Thăng giáng độ rộng mức năng lượng.

2.355 /
P
FE


: Thăng giáng tạo cặp trong đetectơ.
η
E
: Thăng giáng do nhiễu điện tử.
η
C
: Thăng giáng do ghi nhận điện tích trong đetectơ.
2.3.2. Sai số hệ thống
Sai số hệ thống nói chung là những sai số gắn với cấu trúc, thiết kế của thiết bị, cách bố
trí thí nghiệm, hệ điện tử đồng thời cũng là sai số đến từ năng lực của người làm thực nghiệm
trong quá trình tiến hành quan sát, đo đạc và tính toán.
2.3.3. Công thức truyền sai số

Để tính toán sai số tổng hợp của một đại lượng là hàm số của các đại lượng thành phần,

ta có thể áp dụng công thức truyền sai số. Cụ thể như sau:

2
2
i
n
i
i
a
a
F
F 












(2.12)
trong đó: ΓF
2
: sai số toàn phương trung bình của đại lượng F.
ΓF: độ lệch chuẩn của đại lượng F.
Γa

i
: là sai số của đại lượng a
i
.

i
a
F


là đạo hàm riêng của hàm F theo giá trị a
i
.
Giá trị của đại lượng F sẽ là:
FFF 
(2.13)
2.4. Một số hiệu chỉnh nâng cao độ chính xác kết quả đo
Các biện pháp hiệu chỉnh kết quả được trình bày chi tiết trong bản chính của luận văn, ở đây
chỉ nêu ra các phương pháp chung bao gồm:

13
2.4.1. Hiệu ứng thời gian chết
2.4.2. Hiệu chỉnh chồng chập xung
2.4.3. Hiệu ứng cộng đỉnh

CHƢƠNG 3. THỰC NGHIỆM VÀ KẾT QUẢ
3.1. Mẫu vật liệu Uranium
Phần thực nghiệm của luận văn này được thực hiện trên ba mẫu đo, hai mẫu trong số đó là các
khối vật liệu Urani, do Viện Kỹ thuật Hạt nhân Việt Nam cung cấp, chưa biết được độ giàu,
mẫu còn lại là mẫu bột chuẩn do IAEA cung cấp, đã biết trược độ giàu. Thực nghiệm được

tiến hành tại phòng thí nghiệm Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Khoa Vật lý, Trường Khoa học Tự
nhiên - Đại học Quốc gia Hà Nội.
3.2. Một số phần mềm ghi nhận và phân tích số liệu thực nghiệm
3.2.1. Phần mềm ghi nhận và xử lý phổ gamma
Hệ thống thiết bị đo đặt tại phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân được bố trí để ghi đo
đồng bộ với phần mềm Genie2000M, được cài đặt theo gói Gamma Analysis Software bản
quyền. Hình 3.3 hình ảnh giao diện và phổ gamma của mẫu urani được ghi nhận và xử lý với
phần mềm Genie2000M.
3.2.2. Phần mềm đƣợc sử dụng để hỗ trợ phân tích số liệu
Trong luận văn này đã xử dụng một số phần mềm hỗ trợ cho quá trình phân tích, trích
dẫn số liệu, chọn lọc, khớp hàm và tách đỉnh phổ để có được các thông tin chính xác hơn.
Điển hình như các phần mềm sau:
GammaVision 6.03.
FitzPeaks Gamma Analysis 3.66.
OriginPro 8.5
Ngoài các phần mềm chuyên dụng trên trong luận văn còn sử dụng các công cụ tính
toán khác như Mathematica, các phần mềm tra cứu số liệu hạt nhân trên các website có uy tín
như: Thư viện LBNL Isotopes Project của phòng thí nghiệm Beckerley, Mỹ và Đại học Lund,
Thụy Điển; Trung tâm số liệu hạt nhân quốc gia, NUDAT2, Brookhaven, Mỹ
[11] [15]
,
3.3. Phân tích số liệu và kết quả
3.3.1. Xử lý kết quả đo mẫu chuẩn urani dạng bột
Tỉ số khối lượng giữa các đồng vị có thể tính được trực tiếp bằng cách áp dụng biểu
thức 2.7:

14
Hàm lượng các đồng vị được áp dụng các biểu thức 2.8 để tính toán.

Hình 3.7. Phổ gamma mẫu chuẩn ở dạng bột.

Bảng 3.1. Các bức xạ sử dụng để tính toán cho mẫu bột, vùng < 100 keV.
Đồng vị phát
bức xạ
Năng lượng
(keV)
Cường độ bức xạ
gamma, Iγ (%)
Tốc độ đếm /
giây
Đồng vị mẹ
238
U
49.55
0.064 ± 0.008
0.023 ± 0.008
238
U
234
Th
63.29
3.700 ± 0.400
3.905 ± 0.012
238
U
234
Th
83.30
0.060 ± 0.006
0.149 ± 0.003
238

U
234
Th
92.37
2.130 ± 0.200
6.735 ± 0.108
238
U
234
Th
92.79
2.100 ± 0.210
5.757 ± 0.128
238
U
231
Th
84.21
6.710 ± 0.400
0.299 ± 0.003
235
U
231
Th chiếm
Kα1
93.36
5.220 ± 0.140
0.789 ± 0.077
235
U

234
U
53.20
0.123 ± 0.002
0.044 ± 0.009
234
U

Đường cong hiệu suất ghi tại vùng năng lượng thấp được khớp với hàm bậc 2 bằng
phần mềm Origin 8.5, kết quả được biểu diễn trên hình 3.9.

15
45 50 55 60 65 70 75 80 85 90 95 100
0
50
100
150
200
250
300
350
So lieu thuc nghiem
Ham khop


Equation y = A*x^2 + B*x +C
R^2 = 0.9825
A = 0.03168 ± 0.0448
B = 0.27056 ± 0.148302
C = -55.12969 ± 12.28994

So dem
(/s/I )
Nang luong tia gamma, E (keV)

Hình 3.9. Đường cong hiệu suất ghi tại vùng năng lương thấp đôi với phổ gamma của mẫu
bột. Độ khớp đạt 98.25%
Hàm khớp hiệu suất ghi: f(E) = -0.03168×E
2
+ 0.27056×E - 55.12969
Đỉnh được chọn để tính tỉ số khối lượng của
234
U đối với
238
U là đỉnh 53.2 keV vì đỉnh
này có cường độ bức xạ gamma tương đối cao và ít bị chồng chập với các đỉnh khác. Áp
dụng biểu thức 2.7, kết quả được đưa ra tại bảng 3.2.
Hàm lượng của các đồng vị có trong mẫu có thể lần lượt tính ra bằng cách áp dụng các
biểu thức 2.8, kết quả được đưa ra trong bảng 3.2 và hình 3.10.
Bảng 3.2. Kết quả xác định hàm lượng urani trong mẫu chuẩn dạng bột.
Đồng vị
Tỉ số m
i
/m
238

Hàm lượng (%)
234
U
3.93 10
-5

0.0039 ± 0.00028
235
U

3.6110
-3

0.3596 ± 0.020
238
U

1.0
99.636 ± 6.04

Trong trường hợp khác, nếu sử dụng đồng vị
235
U làm chuẩn trong để tính toán, ta cũng có
được kết quả tương tự. Hình 3.11 là phổ gamma của mẫu bột urani với các đỉnh gamma trong
vùng 100keV – 300keV.

16

Hình 3.10. Các đỉnh gamma trong vùng 100 keV – 300 keV của phổ mẫu bột.
Bảng 3.3. Các đỉnh gamma sử dụng trong phổ mẫu bột, vùng 100 ÷ 300 keV.
Năng lượng
(keV)
Cường độ tia γ

(%)

Tốc độ đếm / giây
Hiệu suất ghi tương
đối
120.9
0.0342 ± 0.0050
0.006 ± 0.002
18.014 ± 1.875
143.76
10.96 ± 0.140
0.206 ± 0.003
1.879 ± 0.034
163.33
5.08 ± 0.06
0.133 ± 0.003
2.620 ± 0.054
185.715
57.2 ± 0.80
2.024 ± 0.005
3.540 ± 0.050
205.311
5.01 ± 0.07
0.203 ± 0.003
4.042 ± 0.080
258.227
0.0764 ± 0.0024
0.172 ± 0.003
225.04 ± 7.26
275.129
0.052 ± 0.005
0.003 ± 0.0001

5.046 ± 0.530

Đường cong hiệu suất ghi, kết quả được biểu diễn trên hình 3.11.
100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300
0
1
2
3
4
5
6
7


So lieu thuc nghiem
Ham khop
Equation: y = A*x^2 + B*x + C
R^2 = 0.99868
A -0.00013 ± 0.00004
B 0.08204 ± 0.01436
C -7.14166 ± 1.23181
So dem
(/s/I )
Nang luong tia gamma, E(keV)


17
Hình 3.11. Đường cong hiệu suất ghi của mẫu bột khi chọn
235
U làm chuẩn trong, độ khớp

đạt 99.25 %.
Hàm khớp hiệu suất ghi: f(E) = -0.00013×E
2
+ 0.08204×E – 7.14166
Kết quả đo được đưa ra trong bảng 3.4. Từ tỉ số khối lượng, hàm lượng các đồng vị
cũng được áp dụng các biểu thức 2.8 để tính, kết quả được liệt kê tại bảng 3.4.
Bảng 3.4. Kết quả xử lý lần 2 cho mẫu chuẩn dạng bột.
Đồng vị
Tỉ số m
i
/m
238

Hàm lượng (%)
234
U
7.95 10
-3

0.00287 ± 0.00032
235
U

1.0
0.370 ± 0.022
238
U

2.76  10
2

99.627 ± 5.977
Từ kết quả thống kê trong bảng 3.2 và bảng 3.4, ta thấy rằng việc lựa chọn đồng vị
chuẩn trong dù khác nhau nhưng kết quả tính toán vẫn đạt xấp xỉ như nhau, sai khác không
đáng kể. Những sai khác này sinh ra chủ yếu từ kết quả tính toán nội suy và ngoại suy.
3.3.2. Xử lý kết quả đo mẫu vật liệu Uran1 và Uran2 chƣa biết độ giàu
Xử lý với FitzPeaks 3.66, ta có được đánh giá ban đầu về thành phần đồng vị có trong
mẫu Uran 1 gồm có:
238
U,
235
U,
234
Th,
234
Pa,
226
Ra,
206
Pb là những đồng vị có hoạt độ bức xạ
gamma đáng kể, trong đó chủ yếu vẫn là
238
U và con cháu của nó, ngoài ra trong mẫu còn có
một số đồng vị hàm lượng rất nhỏ và các tạp chất, được thống kê thêm trong phần phụ lục.
Tương tự như vậy, thành phần chính trong mẫu Uran 2 được xác định gồm có các đồng vị:
238
U,
235
U,
234

Th,
228Th
,
234
Pa,
226
Ra,
215
Po,
208
Tl và
206
Pb.

Hình 3.12. Phổ gamma của mẫu Uran1

18

Hình 3.13. Phổ gamma của mẫu Uran2 tại vùng năng lượng 100 keV ÷ 300 keV.
Trong mẫu Uran1, nguyên tố được chọn làm chuẩn nội là
235
U, các đỉnh được chọn để xây
dựng đường cong hiệu suất ghi và các thông số như bảng 3.5:
Bảng 3.5. Các đỉnh phổ sử dụng trong mẫu Uran 1, đo trong 23 giờ.
Năng lượng
(keV)
Cường độ tia γ

(%)
Tốc độ đếm / giây

Hiệu suất ghi
tương đối
143.76
10.96 ± 0.140
0.500 ± 0.012
4.560 ± 0.126
163.33
5.08 ± 0.06
0.309 ± 0.013
6.075 ± 0.252
185.715
57.2 ± 0.80
4.314 ± 0.018
7.543 ± 0.109
205.311
5.01 ± 0.07
0.425 ± 0.014
8.490 ± 0.301
258.227
0.076 ± 0.0024
0.646 ± 0.011
845.61 ± 27.37
275.129
0.052 ± 0.005
0.0056 ± 0.0006
10.691 ± 1.036
Đường cong hiệu suất ghi ứng với thí nghiệm đo mẫu Uran1
100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300
0
2

4
6
8
10
12
14


Equation y = A*x^2 + B*x + C
R^2 = 0.99971

A -0.00028 ± 0.00002
B 0.16234 ± 0.00786
C -13.02198 ± 0.68353
So lieu thuc nghiem
Ham khop
So dem
(/s/I )
Nang luong tia gamma, E (keV)

Hình 3.14. Đường cong hiệu suất ghi ứng với vùng năng lượng thấp của phổ gamma mẫu
Uran 1, độ khớp phổ đạt 99.99 %.
Hàm khớp hiệu suất ghi: f(E) = -0.00028×E
2
+ 0.162×E - 13.022

19
Áp dụng biểu thức 2.7 kết quả tính được đưa ra trong bảng 3.6. (Sai số trong toàn bộ
quá trình xử lý mẫu Uran1 là 13.4%).
Bảng 3.6. Kết quả xác định hàm lượng urani trong mẫu Uran 1.

Đồng vị
Tỉ số m
i
/m
238

Hàm lượng (%)
234
U
0.0
0.0
235
U

1.0
0.188 ± 0.024
238
U

5.7 10
2

99.81 ± 12.93
Tương tự như vậy, trong mẫu Uran2, nguyên tố được chọn làm chuẩn nội cũng là
235
U, các
đỉnh được chọn để xây dựng đường cong hiệu suất ghi và các thông số như bảng 3.7.
Bảng 3.7. Các đỉnh phổ sử dụng trong mẫu Uran2, đo trong 43 giờ 30 phút.
Năng lượng
(keV)

Cường độ tia γ

(%)
Tốc độ đếm / giây
Hiệu suất ghi tương
đối
120.9
0.034 ± 0.005
0.0296 ± 0.004
86.516 ± 10.459
143.76
10.96 ± 0.140
0.826 ± 0.009
7.537 ± 0.127
163.33
5.08 ± 0.06
0.489 ± 0.011
9.626 ± 0.235
185.715
57.2 ± 0.80
7.009 ± 0.013
12.253 ± 0.173
205.311
5.01 ± 0.07
0.706 ± 0.010
14.088 ± 0.267
258.227
0.076 ± 0.0024
0.674 ± 0.010
882.548 ± 27.510

275.129
0.052 ± 0.005
0.009 ± 0.0008
17.927 ± 1.731
Đường cong hiệu suất ghi :
100 120 140 160 180 200 220 240 260 280 300
2
4
6
8
10
12
14
16
18
20
22


Equation y = A*x^2 + B*x + C
R^2 = 0.99902

A -0.00032 ± 0.00007
B 0.21536 ± 0.02786
C -16.2120 ± 2.43891
So lieu thuc nghiem
Ham khop
So dem
(/s/I )
Nang luong tia gamma, E (keV)

Hình 3.15. Đường cong hiệu suất ghi ứng với vùng năng lượng thấp của phổ gamma mẫu
Uran 2, độ khớp đạt 99.89 %.
Hàm khớp hiệu suất ghi: f(E) = -0.00032×E
2
+ 0.2154×E -16.212

20
Tỉ số khối lượng của
238
U/
235
U và
234
U/
235
U trong mẫu Uran 2 được tính bằng cách áp
dụng công thức 2.7 và đồng thời hàm lượng các đồng vị được áp dụng các biểu thức 2.8, kết
quả được trình bày trong bảng 3.8 (Sai số trong toàn bộ quá trình xử lý mẫu Uran 2 là 7.9 %).
Bảng 3.8. Kết quả xác định hàm lượng urani trong mẫu Uran 2.
Đồng vị
Tỉ số m
i
/m
238

Hàm lượng (%)
234
U
1.61 10

-3

0.0023 ± 0.00016
235
U

1.0
0.317 ± 0.025
238
U

3.04  10
2

99.68 ± 7.87




3.4. Đánh giá sai số và nhận xét về kết quả thực nghiệm
Tổng hợp kết quả xác định hàm lượng đồng vị urani trong các mẫu từ các bảng 3.4,
3.6 và 3.8 được thống kê trong bảng 3.9 và hình 3.16.
Bảng 3.9. Tổng hợp kết quả xác định hàm lượng urani trong các mẫu.
Mẫu vật liệu hạt nhân
Thành phần đồng vị Uranium
Hàm lượng (%)
Mẫu bột (chuẩn)
234
U
0.00287 ± 0.00032

235
U
0.370 ± 0.022
238
U
99.627 ± 5.977
Mẫu vật liệu Uran 1
234
U
(không ghi nhận được)
235
U
0.188 ± 0.024
238
U
99.81 ± 12.93
Mẫu vật liệu Uran 2
234
U
0.0023 ± 0.00016
235
U
0.317 ± 0.025
238
U
99.681 ± 7.872
3.4.1. Đánh giá về các sai số đóng góp
Những sai số có ảnh hưởng đáng kể đến kết quả thu được là khá đa dạng, bao gồm cả
những sai số thống kê và sai số hệ thống. Việc hiệu chỉnh các sai số thống kê sinh ra bởi các
quy luật ngẫu nhiên, đã trình bày cụ thể ở mục II.3, bằng cách cấu hình hệ đo hợp lý, tiến

21
hành phép đo nhiều lần theo các điều kiện và thời gian khác nhau, đảm bảo thống kê số đếm,
giảm thời gian chết, chuẩn năng lượng chính xác cho hệ đo, v v… Việc xác định sai số của
kết quả thực nghiệm bằng phương pháp truyền sai số sử dụng các biểu thức 2.11 và 2.12:














n
i
i
i
a
a
F
F
2
2
2
















n
i
i
i
a
a
F
F
2
2

Các sai số được đánh giá cụ thể như sau:
Thống kê số đếm các đỉnh gamma đã trừ phông, sai số 1 ÷ 7 %.
Quá trình nội suy và ngoại suy qua hàm f(E), sai số 1 ÷ 3 %.

Chu kỳ bán rã các đồng vị, sai số nằm trong phạm vi từ 0.07 ÷ 0.24 %.
Số khối các đồng vị, sai số nằm trong phạm vi 0.01 ÷ 0.02 %.
Cường độ bức xạ gamma có phạm vi sai số rất lớn, 1.1÷ 12%.
Hiệu ứng cộng đỉnh đã hiệu chỉnh, sai số < 1 %.
Hiệu ứng chồng chập đã sau hiệu chỉnh và tách đỉnh, sai số 1 ÷ 3 %.
Các sai số khác, đánh giá ở vào cỡ nhỏ hơn 2 %.
Sai số toàn phần được tính theo công thức truyền sai số và được xác định nằm trong phạm vi
3 ÷ 15 %.
Sai số của hiệu suất ghi đêtectơ và hiệu ứng tự hấp thụ tia gamma trong mẫu đã được loại bỏ
do sử dụng kỹ thuật chuẩn trong. Hiệu ứng cộng đỉnh là không đáng kể vì các mẫu được đo
tại các vị trí cách xa đetectơ.












22




KẾT LUẬN
Luận văn đã tập trung tìm hiểu và sử dụng phương pháp đo phổ gamma năng lượng

thấp và tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn trong bằng cách chọn ra một đồng vị ở trong vật liệu
làm chuẩn để xác định thành phần và hàm lượng uran.
Các kết quả chính của luận văn bao gồm:
- Nghiên cứu tổng quan về nhiên liệu hạt nhân nói riêng và vật liệu Urani. nói chung.
- Tìm hiểu các phương pháp và kỹ thuật thực nghiệm xác định hàm lượng urani. Tập
trung vào phương pháp đo phổ gamma năng lượng thấp sử dụng đetectơ bán dẫn siêu tinh
khiến HPGe kết hợp với kỹ thuật chuẩn trong.
- Xây dựng công thức tính toán tỉ số hoạt độ, tỉ số khối lượng của các đồng vị, và xác
định hàm lượng các đồng vị urani có trong các mẫu vật liệu urani.
- Đã nhận diện được các đồng vị urani (
234
U,
235
U,
238
U) và các đồng vị con cháu trong
các mẫu nghiên cứu dựa trên năng lượng của các tia gamma ghi nhận được trong vùng năng
lượng thấp.
- Đã xác định được hàm lượng của 03 mẫu urani, trong đó có 01 mẫu đã biết trước
hàm lượng và 02 mẫu chưa có thông tin.
Các kết quả nghiên cứu có độ tin cậy cao, và cho thấy khả năng có thể sử dụng các tia
gamma năng lượng thấp và tia X kết hợp với kỹ thuật chuẩn trong để xác định các đặc trưng
của vật liệu urani.

References
Tài liệu tiếng Việt.
1. PGS.TS. Ngô Quang Huy, “Cơ sở Vật lý Hạt nhân”, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt
Nam, NXB Khoa học và Kỹ thuật, 2006.
2. PGS.TS Bùi Văn Loát, “Địa vật lý hạt nhân”, Đại học Khoa Học Tự Nhiên, NXB Khoa
học và Kỹ thuật , Hà Nội – 2009, (15 – 17).

3. PGS.TS Ngô Quang Huy, “An toàn bức xạ ion hóa”, NXB Khoa học và Kỹ thuật, Hà
Nội – 2004.

23
4. PGS.TS. Bùi Văn Loát, “Thống kê và xử lý số liệu thực nghiệm hạt nhân”, Hà Nội
2010.
5. GS.TS. Nguyễn Văn Đỗ, “Phương pháp phân tích hạt nhân”, NXB Đại học Quốc Gia
Hà Nội – 2005.
6. Lê Hồng Khiêm, “Phân tích số liệu trong ghi nhận bức xạ”, NXB ĐH QG Hà Nội,
2008.

Tài liệu tiếng Anh.
7. DeLynn Clark, “U235: A Gamma Ray Analysis Code for Uranium Isotopic
Determination”, Lawrence Livermore National Laboratory, California University,
USA, 12/1996.
8. Chris Busby, “What is depleted Uranium”, Institute of Plant Nutrition and Soil
Science (IPNSS), Braunschweig, Germany – 2008.
9. Hastings A. Smith, Jr., “The Measurement of Uranium Enrichment”, Energy Citations
Database, Update date 6/2/2008.
10. Tam. Ng.C and et al., "Characterization of uranium-bearing malerial by passive non-
destructive gamma spectrometry", Procce. of the 7
th
Confere. On Nucl. And Part. Phys.
11-15 Nov. 2009, Sham El- Sheikh, Egypt, 413-423.

11. C.T.Nguyen, J.Zsigrai, “Gamma-spectrometric uranium-bearing malerial by passive
non-destructive gamma spectrometry”. Procce. of the 7
th
Confere. On Nucl. And Part.
Phys. 11-15 Nov. 2009, Sham El-Sheikh, Egypt, 413-423.

12. H. Yucel, H.Dikmen, "Uranium enrichment measurements using the intensity ratios of
self- fluresence X- ray-92
*
keV gamma ray in UXK
α
spectral region", Talanta 78
(2009) pp 410-417.
13. Y.Nir- El. "Isotopic analysis of uranium in U
2
O
3
by passive gamma-ray spectrometry".
Applied radiation and Isotopes 52 (2000) 753-757.
14. A Luca, "Experimental Determination of the Uranium Enrichment Ratio", Rom. Jour.
Phys, Vol 53, Nos. 1- 2,P35 -39, Bucharest, 2008.
15. Table of Radioactive Isotopes - Ernest Orlando Lawrence Berkeley National Laboratory,
website:
16. NUDAT2, National Nuclear Data Center, USA, website:


24
17. “Germanium Detectors User’s Manual” –CANBERRA , tài liệu hướng dẫn kỹ thuật đi
kèm với thiết bị do Canberra cung cấp, 12/10/2007.
18. K. Debertin and R.G.Heimer, “Gamma and X-ray spectrometry with semiconductor
detectors”, North-Holland Elsevier, New-York, 1988.