Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt Neutron với nguồn Ra – Be

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN


NGUYỄN THỊ YẾN DUYÊN



NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT
NEUTRON VỚI NGUỒN Ra – Be


Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao
Mã số: 60 44 05


LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ



NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
TS. HUỲNH TRÚC PHƯƠNG





TP. Hồ Chí Minh – 2012

-i-

LỜI CẢM ƠN
Trong quá trình học tập và hoàn thành luận văn, tôi đã nhận được rất nhiều sự
quan tâm, động viên, giúp đỡ của quý thầy cô, gia đình và bạn bè.
Xin cho phép tôi được bày tỏ lòng biết ơn chân thành của mình đến:
TS. Huỳnh Trúc Phương, người thầy đã truyền cho em sự say mê nghiên
cứu khoa học, trực tiếp hướng dẫn, dìu dắt em thực hiện những thao tác thí nghiệm.
Em xin cám ơn thầy đã truyền đạt cho em những kiến thức và kinh nghiệm quý báu
cùng những lời động viên và chỉ bảo tận tình.
Quý Thầy cô trong hội đồng chấm luận văn đã dành thời gian đọc và góp
ý chân thành cho khóa luận của em được hoàn thiện hơn.
Quý thầy, cô trong Bộ môn Vật lý Hạt nhân trường Khoa Học Tự Nhiên
TP. Hồ Chí Minh đã truyền đạt cho em những kiến thức bổ ích, tạo mọi điều kiện
thuận lợi và nhiệt tình giúp đỡ trong suốt thời gian làm luận văn.
Các bạn cao học khóa K20 đã luôn gắn bó, chia sẻ với mình trong học tập.
Đặc biệt là hai thành viên trong nhóm nghiên cứu: Võ Thị Mỹ Hòa – Cao học Cần
Thơ Khóa K17, Mã Thúy Quang – Sinh viên năm IV đã luôn sát cánh, hỗ trợ tôi
trong những giai đoạn khó khăn nhất. Giúp chúng tôi nắm bắt và phát huy tối đa
tinh thần làm việc tập thể một cách logic.
Xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến ba mẹ và gia đình vì đã luôn ủng hộ, tạo
mọi điều kiện tốt nhất cho con hoàn thành luận văn.
Trong quá trình làm luận văn tốt nghiệp, dù đã cố gắng hết sức nhưng tôi
không thể tránh khỏi những thiếu sót vì thế rất mong được sự đóng góp ý kiến của
thầy cô và các bạn.
Tp. Hồ Chí Minh, tháng 09 năm 2012
Nguyễn Thị Yến Duyên



-ii-

MỤC LỤC
LỜI CẢM ƠN i
MỤC LỤC ii
DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT iv
DANH MỤC CÁC BẢNG vi
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ vii
PHẦN MỞ ĐẦU 1
CHƯƠNG 1 – TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON 4
1.1. Sự phân bố thông lượng neutron 4
1.1.1. Vùng neutron nhanh 4
1.1.2. Vùng neutron trên nhiệt 4
1.1.3. Vùng neutron nhiệt 6
1.2. Các loại nguồn neutron quan trọng 8
1.2.1. Lò phản ứng hạt nhân 8
1.2.2. Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron 9
1.2.3. Nguồn neutron đồng vị phóng xạ 10
1.2.3.1. Nguồn Alpha (α, n) 10
1.2.3.2. Nguồn Photoneutron (γ, n) 12
1.2.3.3. Nguồn phân hạch tự phát 13
1.3. Tương tác của neutron với hạt nhân 13
1.3.1. Tán xạ 13
1.3.1.1. Tán xạ đàn hồi (n, n) 13
1.3.1.2. Tán xạ không đàn hồi (n, n
’
) 15
1.3.2. Phản ứng hấp thụ 16
1.3.2.1. Phản ứng (n, γ) 16
1.3.2.2. Phản ứng phân hạch (n, f) 16
1.4. Làm chậm neutron 16

1.5. Khái niệm về tiết diện neutron 17
CHƯƠNG 2 – TỔNG QUAN PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 20
2.1. Cơ sở phân tích kích hoạt neutron 20
-iii-

2.2. Nguyên tắc trong phân tích kích hoạt neutron 21
2.3. Các bước cơ bản trong phân tích kích hoạt 22
2.4. Một số lưu ý khi phân tích kích hoạt 22
2.5. Đo bức xạ tia gamma để xác định tiết diện bắt neutron nhiệt 23
2.6. Phân tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu 25
CHƯƠNG 3 – KHẢO SÁT HỆ ĐO 26
3.1. Sơ lược nguồn Ra- Be 26
3.2. Vật liệu dùng trong thí nghiệm 27
3.3. Hệ đo 28
CHƯƠNG 4 – THỰC NGHIỆM PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 29
4.1. Chuẩn detector NaI 29
4.2. Xác định hiệu suất của detector 33
4.3.1. Tìm đỉnh năng lượng của nguồn chuẩn
22
Na 34
4.3.2. Xác định hiệu suất của detector 37
4.2. Phép đo chu kỳ bán rã của đồng vị
116m
In và
56
Mn 39
4.2.1. Đồng vị
116m
In 39
4.2.2. Đồng vị

56
Mn 42
4.4. Xác định thông lượng neutron nguồn Ra-Be 46
4.5. Phép đo tiết diện bắt neutron nhiệt của đồng vị
115
In,
55
Mn 48
4.5.1 Đồng vị
115
In 48
4.5.2 Đồng vị
55
Mn 50
4.6. Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 52
4.6.1. Xây dựng phương trình đường chuẩn 52
4.6.2. Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 53
4.7. Đánh giá kết quả 55
KẾT LUẬN 57
KIẾN NGHỊ 58
TÀI LIỆU THAM KHẢO 59
PHỤ LỤC 62

-iv-

DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
A : nguyên tử lượng, hoạt độ mẫu ở thời điểm đo
A
0
: hoạt độ mẫu ban đầu

A
sp
: hoạt độ riêng của mẫu
*
sp
A
: hoạt độ riêng mẫu chuẩn
C : hệ số hiệu chỉnh thời gian đo (= [ 1 – exp( -λt
m
)] / (λt
m
))
D : hệ số hiệu chỉnh thời gian phân rã (= exp( -λt
d
))
E : năng lượng neutron nhiệt
E
γ
: năng lượng tia gamma
E
n
: năng lương neutron
ɛ
p
: hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng
G
th
, G
e
: hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt

I
0
: số hạt tới trong một đơn vị thời gian
I
0
(α) : tích phân cộng hưởng cho phổ neutron 1/E
1+α

k : hằng số Boltzmann
n : mật độ neutron toàn phần
N
0
: số hạt nhân có trong mẫu
N
γ
: số tia gamma từ nguồn phát ra
N
A
: hằng số Avogadro (= 6,023.10
23
mol
-1
)
N
p
: số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần
N
p
/ t
m

: tốc độ đếm
P : tiết diện tương tác
θ : độ phổ cập đồng vị bia
R : tốc độ phản ứng
S : hệ số hiệu chỉnh thời gian chiếu (= 1 – exp(-λt
i
))
SCA : máy đếm đơn kênh
T : nhiệt độ môi trường
τ : thời gian sống trung bình
-v-

T
1/2
: chu kỳ bán hủy
TB : xác suất phát tia gamma
t
d
: thời gian rã
t
i
: thời gian chiếu
t
m
: thời gian đo
W : khối lượng nguyên tố được chiếu xạ
W* : khối lượng nguyên tố trong mẫu chuẩn
α : độ lệch phổ neutron trên nhiệt, -1≤ α ≤1
γ : cường độ tuyệt đối của tia gamma được đo
λ : hằng số phân rã

ξ : độ hụt năng lượng logarit trung bình sau n va chạm
σ : tiết diện phản ứng của neutron nhiệt
σ(E) : tiết diện hấp thụ neutron tại năng lượng E
σ
r
: tiết diện hấp thụ
σ
sc
: tiết diện tán xạ
φ
: thông lượng neutron
e
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt
e
'
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E










-vi-

DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng 1.1. Phân loại neutron và các mức năng lượng tương ứng 7
Bảng 1.2. Đặc trưng của một số nguồn photoneutron 12
Bảng 4.1. Năng lượng và xác suất phát của 2 nguồn chuẩn 29
Bảng 4.2. Số đếm theo kênh của nguồn chuẩn
137
Cs 30
Bảng 4.3. Số đếm theo kênh của nguồn chuẩn
60
Co 31
Bảng 4.4. Năng lượng gamma của nguồn chuẩn và kênh tương ứng 32
Bảng 4.5. Số đếm theo vị trí kênh của nguồn chuẩn
22
Na 34
Bảng 4.6. Số đếm theo vị trí kênh của nguồn chuẩn
22
Na 35
Bảng 4.7. Những thông tin về các nguồn phóng xạ 37
Bảng 4.8. Số đếm tổng trong vùng đỉnh năng lượng quan tâm 38
Bảng 4.9. Hiệu suất detector NaI theo năng lượng gamma tương ứng 38
Bảng 4.10. Số đếm thu được từ tia gamma 417 keV của đồng vị In
116
40
Bảng 4.11. Số đếm theo vị trí kênh của đồng vị
56
Mn 42
Bảng 4.12. Số đếm thu được từ tia gamma 846,77 keV của đồng vị
56
Mn 43
Bảng 4.13. Số đếm theo vị trí kênh của mẫu

198
Au 46
Bảng 4.14. Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu Au 47
Bảng 4.15. Thông lượng neutron tại lỗ số 1 của nguồn Ra-Be 48
Bảng 4.16. Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu In 48
Bảng 4.17. Tiết diện neutron nhiệt của
115
In trong 5 lần đo 50
Bảng 4.18. Thông số thực nghiệm của 8 mẫu Mn 50
Bảng 4.19. Tiết diện neutron nhiệt của 8 mẫu
55
Mn 51
Bảng 4.20. Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng làm mẫu chuẩn 52
Bảng 4.21. Thông số mẫu thực tế 54
Bảng 4.22. Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng để phân tích 54
Bảng 4.23. Độ sai lệch

khối lượng Mn có trong mẫu giữa kết quả đo và thực tế 55
Bảng 4.24. Bảng tóm tắt kết quả so sánh giữa thực nghiệm, lý thuyết và tài liệu
tham khảo 55


-vii-

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1. Phổ neutron trên nhiệt φ’
e
~ 1/E
1+α
5

Hình 1.2. Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân 14
Hình 1.3. Tán xạ đàn hồi giữa neutron với nhân bia 14
Hình 1.4. Tán xạ không đàn hồi giữa neutron và nhân bia 15
Hình 1.5. Tương tác neutron với bia 18
Hình 1.6. Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ 21
Hình 2.1. Nguồn Ra-Be ở bộ môn Vật lý hạt nhân 26
Hình 2.2. Mặt trên của nguồn Ra-Be và các lỗ chiếu 26
Hình 2.3. Nguồn phóng xạ chuẩn
60
Co,
137
Cs,
22
Na 27
Hình 2.4. Hệ đo 28
Hình 4.1. Phổ năng lượng theo kênh của nguồn chuẩn
137
Cs 30
Hình 4.2. Phổ năng lượng theo kênh của nguồn chuẩn
60
Co 31
Hình 4.3. Đường chuẩn năng lượng cho detector nhấp nháy NaI(Tl) 32
Hình 4.4. Đường cong phổ năng lượng đỉnh 511keV của nguồn chuẩn
22
Na 35
Hình 4.5. Đường cong phổ năng lượng đỉnh 1274keV của nguồn chuẩn
22
Na 36
Hình 4.6. Đường cong hiệu suất theo năng lượng của detector NaI 39
Hình 4.7. Đồ thị hàm ln(số đếm/s) của

116
In theo thời gian phân rã 41
Hình 4.8. Đường cong phổ năng lượng đỉnh 846,77 keV đồng vị
56
Mn 43
Hình 4.9. Đồ thị phân rã của
56
Mn theo hàm mũ của thời gian phân rã 45
Hình 4.10. Phổ năng lượng đỉnh 411,8keV của mẫu
198
Au 46
Hình 4.11. Phương trình đường chuẩn 53

-1-

PHẦN MỞ ĐẦU
Cùng với sự phát triển của kỹ thuật hạt nhân hiện đại thì kỹ thuật phân tích
kích hoạt neutron đã khẳng định được vai trò và tầm quan trọng trong lĩnh vực phân
tích nguyên tố trong nhiều loại mẫu vật khác nhau. Với sự phát triển của lò phản
ứng hạt nhân đã cho phép tạo ra những neutron có thông lượng lên đến 10
12
– 10
15

n.cm
-2
.s
-1
thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron được xem như là một kỹ thuật
phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy cao [8].

Trong phân tích kích hoạt nguồn neutron có vai trò quan trọng. Tùy theo yêu
cầu mà người ta dùng các nguồn khác nhau. Một trong số đó là những nguồn
neutron đồng vị, những nguồn này thường nhỏ, dễ vận chuyển, sự nguy hiểm đến
sức khỏe được hạn chế, ít tốn kém và được sử dụng trong các thí nghiệm hạt nhân
tại các trường đại học và dùng để phân tích kích hoạt trong công nghiệp. Ban đầu,
nguồn đồng vị được chế ra từ đồng vị phóng xạ tự nhiên, như nguồn
210
Po-Be và
226
Ra-Be. Những nguồn này bao gồm các nhân phóng xạ
γ
và
α
được trộn với
nguyên liệu làm bia là Be.
Từ năm 1976 đến 1990 tại bộ môn Vật Lý Hạt Nhân – Trường ĐH Khoa Học
Tự Nhiên đã sử dụng nguồn Ra-Be cho mục đích nghiên cứu về kích hoạt neutron
trên các tấm bạc (Ag) nhằm khảo sát chu kỳ bán hủy của nó thông qua phép đo hoạt
độ bằng ống đếm Geiger – Muller và detector nhấp nháy NaI (Tl). Nguồn Ra-Be có
chu kỳ bán rã dài nhưng lại có bức xạ gamma mạnh phát ra từ
226
Ra và cường độ
nhỏ cỡ 10
6
n/s cho nên chỉ giới hạn trong việc xác định vài nguyên tố có độ phổ cập
tự nhiên cao, tiết diện bắt neutron nhiệt lớn và chỉ thích hợp với các hạt nhân có chu
kỳ bán hủy ngắn.
Từ năm 1990 đến nay, do sự phát triển của Bộ môn nhằm khai thác sử dụng
nguồn Am-Be trên hệ phân tích kích hoạt tự động nên nguồn Ra-Be không được
quan tâm đến [1]. Trong báo cáo này, dựa vào phương pháp phân tích kích hoạt

neutron, cụ thể là kích hoạt lá vàng (Au) bằng nguồn Ra-Be để xác định lại thông
lượng của nguồn này. Lá vàng với kích thước và khối lượng xác định đưa vào chiếu
-2-

với các vị trí xác định. Sau khi ngưng chiếu, mang mẫu vàng vừa chiếu đến đo trên
hệ đếm đơn kênh Single-Channel Analyzer (SCA) và số đếm (N
p
) thu được tại đỉnh
năng lượng toàn phần của
198
Au trong một thời gian đo nhất định. Dựa vào số liệu
này cùng một số thông số đã biết ta sẽ tính được thông lượng của nguồn qua các
phương trình cơ bản của phân tích kích hoạt neutron và sau đó thông lượng này
được sử dụng để xác định tiết điện bắt neutron nhiệt của một số đồng vị như
115
49
In
,
55
25
Mn
. Trên cơ sở này cho phép ta phân tích hàm lượng Mn trong các mẫu khác
nhau.
Indium thuộc nhóm III trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học, trong đó
có hai đồng vị có sẵn trong trạng thái tự nhiên là
113
In và
115
In. Trong đó,
115

In

chiếm nhiều nhất đến 95,71%, còn đồng vị
113
In
chiếm 4,29% [13,23]. Hợp kim
của Indium được dùng làm thanh điều khiển trong các lò phản ứng hạt nhân vì có
tiết diện hấp thụ cao đối với neutron nhiệt. Hợp kim thường sử dụng là hợp kim
gồm Indium (chiếm 15%), Cadmium (5%) và bạc (chiếm 80%). Hợp kim này được
sử dụng thường xuyên vì dễ chế tạo, và có hiệu suất cao hơn so với các hợp kim
khác. Vì thế việc nghiên cứu sự tương tác neutron, đặc biệt là tiết diện bắt neutron
nhiệt của Indium là rất quan trọng [27].
Mangan thuộc nhóm VII trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học, trong
tự nhiên
55
Mn là đồng vị bền chiếm 100% [29,32].
55
Mn là một trong những đồng vị
có tiết diện bắt neutron nhiệt cao bên cạnh các đồng vị
1
H,
14
N,
35
Cl,
59
Co,
197
Au và
235

U [22]. Khi
55
Mn hấp thụ một neutron sẽ tạo ra đồng vị phóng xạ
56
Mn và phát tia
gamma,
56
Mn là đồng vị có chu kỳ bán hủy là 2,579h [29], tương đối ngắn. Với
những điều kiện đó việc ứng dụng nguồn đồng vị Ra-Be để xác định lại tiết diện bắt
neutron nhiệt của
55
Mn là thực sự cần thiết.
Với các lý do trên và dựa trên cơ sở trang thiết bị sẵn có của Trường Đại học
Khoa Học Tự Nhiên Thành Phố Hồ Chí Minh,, chúng tôi chọn đề tài: “Nghiên cứu
phép phân tích kích hoạt neutron với nguồn Ra - Be” để tìm hiểu phản ứng bắt
(n,
γ
) của 2 đồng vị
115
49
In
và
55
25
Mn
dựa vào phép chiếu xạ neutron nguồn Ra- Be.
-3-


Bố cục trong luận văn

Với những mục đích như trên, luận văn được bố cục gồm bốn chương:
Chương 1. Tổng quan lý thuyết neutron: trong chương này chúng tôi trình
bày sự phân bố thông lượng neutron, các loại nguồn neutron quan trọng, các tương
tác giữa neutron với hạt nhân, làm chậm neutron, khái niệm tiết diện neutron.
Chương 2. Tổng quan phân tích kích hoạt neutron: trong chương này
chúng tôi trình bày cơ sở, nguyên tắc, các bước cơ bản và một số lưu ý khi phân tích
kích hoạt neutron, đo bức xạ tia gamma để xác định tiết diện bắt neutron nhiệt, phân
tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu.
Chương 3. Khảo sát hệ đo: trong chương này chúng tôi trình bày sơ lược
nguồn Ra-Be, vật liệu dùng trong thí nghiệm và hệ đo.
Chương 4. Thực nghiệm phép phân tích kích hoạt neutron: trong chương
này chúng tôi thực hiện các phép đo để chuẩn năng lượng và hiệu suất detector NaI
(Tl), tính chu kỳ bán rã
116
In và
56
Mn, xác định thông lượng nguồn Ra- Be, tính tiết
diện bắt neutron nhiệt của
115
In và
55
Mn, xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân
tích.
Kết luận và kiến nghị cũng được trình bày trong luận văn này.

-4-

CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON

1.1. Sự phân bố thông lượng neutron [8,9,13,23]
Tiết diện bắt neutron của bia và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng
lượng neutron. Sự phân bố thông lượng neutron được chia làm ba vùng: vùng
neutron nhanh (neutron phân hạch), vùng neutron trên nhiệt (neutron trung gian) và
vùng neutron nhiệt.
1.1.1. Vùng neutron nhanh
Neutron nhanh là những neutron có năng lượng lớn hơn 0,5 MeV, tốc độ
khoảng 14.000 km/s. Chúng được đặt tên neutron nhanh để phân biệt với các
neutron nhiệt có năng lượng thấp hơn. Neutron nhanh được tạo ra từ các máy gia
tốc hoặc từ phản ứng phân hạch hạt nhân. Neutron nhanh được sinh ra từ phản ứng
phân hạch của
235
U có năng lượng cỡ 20 MeV, hàm phân bố phổ neutron có điểm
cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bởi hàm phân bố Watt, các neutron nhanh trong
lò phản ứng sau quá trình làm chậm trở thành neutron trên nhiệt và neutron nhiệt.
Tuy nhiên, vì quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên tồn tại một số neutron nhanh
đồng thời với hai loại kia.
Biểu thức bán thực nghiệm mô tả neutron nhanh thường có dạng:

ff
(E) 0,484 sinh 2Eφ= φ
(1.1)
Trong đó:

f
(E)φ
: thông lượng neutron nhanh ở năng lượng E (n cm
-2
s
-1
),

f
φ
: thông lượng neutron nhanh theo qui ước (n cm
-2
s
-1
),
E : năng lượng neutron nhanh (MeV).
1.1.2. Vùng neutron trên nhiệt
Neutron trên nhiệt là những neutron đang trong quá trình chậm dần và có
năng lượng từ 0,5 eV đến 0,5 MeV. Tiết diện tương tác của neutron trung gian với
vật chất trong vùng phổ neutron trên nhiệt có dạng cộng hưởng. Do đó, các neutron
trung gian còn được gọi là các neutron cộng hưởng.
-5-

Một cách lý tưởng phân bố thông lượng neutron trên nhiệt tỉ lệ nghịch với
năng lượng neutron:

e
e
' (E)
E
φ
φ=
(1.2)
Tuy nhiên, trên thực tế sự phụ thuộc này thường được biểu diễn gần đúng
theo dạng:
e
e
1
' (E) (1eV)
E
α
+α
φ
φ=
(1.3)
Trong đó:
e
' (E)
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E (n cm
-2
s
-1
),

e
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt quy ước (n cm
-2
s
-1
),
E : năng lượng neutron trên nhiệt (MeV),
α : hệ số không phụ thuộc vào năng lượng, biểu diễn độ lệch phổ khỏi
quy luật 1/E, có giá trị nằm trong khoảng [-1, 1] tùy theo nguồn neutron,
vị trí chiếu và vật liệu xung quanh.
Trên hình 1.1 cho thấy sự phân bố phổ neutron theo năng lượng trong vùng
neutron trên nhiệt.














Hình 1.1. Phổ neutron trên nhiệt φ’
e
~ 1/E

1+α
.

0,01
1
100
10000
1000000
1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01 1,00E+02 1,00E+03
Phổ neutron
nhiệt
Hệ số góc = – (1+ α)
α<0
α = 0
α >0
Phổ neutron
trên nhiệt
10
-2

10
-3
10
-1
10
0
10
1
10
2

10
3

Thông lượng tùy ý, φ’(E)


Năng lượng neutron, eV
-6-

1.1.3. Vùng neutron nhiệt
Neutron nhiệt là những neutron có năng lượng từ 0 đến 0,5 eV. Những
neutron tạo ra sau khi va chạm với các nguyên tử chất làm chậm sẽ mất dần năng
lượng và trở về trạng thái cân bằng nhiệt với môi trường gọi là neutron nhiệt. Các
neutron nhiệt chuyển động trong trạng thái cân bằng nhiệt với các phân tử môi
trường. Quá trình làm giảm năng lượng của neutron đến vùng nhiệt gọi là nhiệt hóa.
Mật độ neutron nhiệt phụ thuộc vào năng lượng neutron theo quy luật
Maxwell – Boltzmann:
E / kT
3/2
2n
n(E) e E
( kT)
−
π
=
π
(1.4)
Trong đó:
0
n n(E)dE

∞
=
∫
là mật độ neutron toàn phần,
k: hằng số Boltzmann (k = 8,61
5
10
−
×
eV/K),
T: nhiệt độ môi trường (ở nhiệt độ phòng thí nghiệm T
0
= 293,6
0
K
thì
v
0
= 2200m/s và năng lượng neutron nhiệt bằng E
0
= 0,025eV),
E: năng lượng neutron nhiệt (MeV).
Thông lượng neutron nhiệt trong một lò phản ứng hạt nhân thường
từ
16 2 1
10 m s
−−
đến
18 2 1
10 m s

−−
. Trong miền phân bố phổ thông lượng neutron thì
thông lượng neutron nhiệt chiếm tỉ lệ cao nhất.
Đối với lò phản ứng hạt nhân thì tốc độ phản ứng trong phương trình (1.5)
thường được thay thế bởi tổng hai thành phần trong vùng nhiệt và trên nhiệt của
phương trình (1.6):
00
R = (v) (v)dv (E) (E)dE
∞∞
φσ =φσ
∫∫
(1.5)

th 0 e 0
R I( )=φ σ +φ α
(1.6)
Trong đó: R : tốc độ phản ứng (
1
s
−
),

(v)φ
: thông lượng neutron ở vận tốc v (n cm
-2
s
-1
),

(v) n(v).vφ=

với n(v): mật độ neutron ở vận tốc neutron v,

(E)φ
: thông lượng neutron ở năng lượng E (n cm
-2
s
-1
),

(v)
σ
: tiết diện phản ứng (n, γ) tại vận tốc neutron v (cm
2
),
-7-


(E)σ
: tiết diện phản ứng (n,γ) tại năng lượng neutron E (cm
2
),

th
φ
: thông lượng neutron nhiệt (n cm
-2
s
-1
),

e
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt (n cm
-2
s
-1
),

0
σ
: tiết diện hấp thụ neutron nhiệt (cm
2
),

0
I( )α
: tích phân cộng hưởng đối với phổ trên nhiệt 1/E.
Năng lượng neutron nhiệt phụ thuộc vào nhiệt độ môi trường và tiết diện
tương tác của neutron tỉ lệ với E
-1/2
hay 1/v. Neutron nhiệt có tiết diện phản ứng lớn
hơn neutron nhanh nên các neutron nhiệt được các nguyên tử hấp thu nhiều hơn các
neutron nhanh khi va chạm. Sau phản ứng tạo ra đồng vị phóng xạ không bền có số
khối nặng hơn.
Hầu hết phản ứng phân hạch sử dụng chất làm chậm để làm giảm tốc độ
phản ứng hoặc làm chậm tốc độ nhiệt của neutron. Kết quả phát ra hạt nhân phân
hạch dễ bị nắm bắt hơn. Bảng 1.1 trình bày các loại neutron và vùng phân bố năng
lượng tương ứng của chúng.
Bảng 1.1. Phân loại neutron và các mức năng lượng tương ứng [13,23]
Các loại neutron Năng lượng neutron

Neutron nhanh
> 0,5 MeV
Neutron chậm < 1 eV
Neutron trên nhiệt từ 0,5 eV đến 0,5 MeV
Neutron nóng ~ 2 eV
Neutron nhiệt từ 0 đến 0,5 eV
Neutron lạnh
từ 5.10
-5
eV đến 0,025 eV
Neutron rất lạnh từ 2.10
-7
eV đến 5.10
-5
eV
Neutron siêu lạnh
< 2.10
-7
eV
Neutron vùng liên tục từ 0,01 MeV đến 25 MeV
Neutron vùng cộng hưởng từ 1 eV đến 0,01 MeV
Neutron vùng năng lượng thấp < 1 eV
-8-

1.2. Các loại nguồn neutron quan trọng [2,7,8,9,26]
Có 3 loại nguồn neutron quan trọng: lò phản ứng hạt nhân, máy gia tốc và
nguồn neutron đồng vị phóng xạ.
1.2.1. Lò phản ứng hạt nhân
Lò phản ứng hạt nhân tạo ra neutron phân hạch được xây dựng với mục đích
nghiên cứu hay thực nghiệm. Sự phân loại lò phản ứng dựa vào các tính chất: loại

nhiên liệu, chất làm chậm và chất tải nhiệt, năng lượng neutron, cấu trúc hình học,
mục đích của lò phản ứng. Phần quan trọng nhất của lò phản ứng là phần trung tâm,
hay còn gọi là vùng hoạt động. Vùng này chứa nhiên liệu hạt nhân, chất làm chậm,
thiết bị làm mát,
Nguyên liệu hạt nhân thường dùng là U
235
, U
233
, Pu
239
. Trung bình mỗi sự
vỡ hạt nhân có 2,5 neutron nhanh tự do. Những neutron này được hãm thành
neutron nhiệt và tiếp tục gây phản ứng phân chia với hạt nhân khác. Cứ thế quá
trình tiếp tục, càng về sau số lượng hạt neutron càng tăng. Ngoài neutron nhiệt,
neutron trên nhiệt và neutron nhanh cũng được dùng trong phân tích kích hoạt.
Chất làm chậm và tải nhiệt có nhiệm vụ làm giảm năng lượng của các hạt
neutron phân hạch hình thành trong phản ứng dây chuyền thành neutron nhiệt,
neutron trên nhiệt và các chất này phải có tiết diện bắt nhỏ để thu được hiệu suất
neutron tối ưu. Chất làm chậm có thể là nước nặng (D
2
O), graphit (than chì) hay
berium (Be) và nước thường (H
2
O). Nước thường (H
2
O) được chọn sử dụng nhiều
vì D
2
O, graphit, Be có giá thành khá cao.
Ưu điểm:

Các lò phản ứng có khả năng kích hoạt mạnh nhất, có độ nhạy phép phân
tích cao, có hiệu quả nhất do tiết diện hấp thụ cao trong vùng nhiệt đối với đa số
nguyên tố. Tùy theo cấu tạo mà chúng cung cấp các thông lượng neutron không đổi.
Phần lớn các lò phản ứng cho thông lượng neutron từ 10
11
tới 10
12
n.cm
-2
.s
-1
. Lò
phản ứng hạt nhân lớn hơn thì thông lượng đạt tới 10
15
n.cm
-2
.s
-1
. Phổ neutron là đa
năng từ 0 đến 12 MeV. Phân tích được các nguyên tố từ nhôm trở về sau trong bảng
hệ thống tuần hoàn.
-9-

Nhược điểm:
Các lò phản ứng hạt nhân xây dựng và vận hành tốn kém, cố định, và phải có
các luật lệ an toàn nghiêm ngặt đối với mọi công việc được thực hiện trong lò.
1.2.2. Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron
Máy gia tốc cũng được coi là nguồn phát neutron do nó có thể truyền năng
lượng tới chùm hạt tích điện để chùm hạt này có năng lượng vượt qua ngưỡng khi
đó neutron được giải phóng. Sản lượng neutron có thể điều chỉnh được tùy theo yêu

cầu cần phân tích. Các máy phát neutron được chế tạo theo phản ứng (p, n), (d, n),
(γ, n) như:
 Máy phát neutron
2
H(d, n)
3
He theo phản ứng
2
H +
2
H
→

3
He +
1
0
n
+ 3,3
MeV được dùng rộng rãi vì sản xuất neutron đơn năng, hiệu suất cao.
 Máy phát neutron
9
Be(d, n)
10
Bo cho hiệu suất cao nhưng phổ neutron
không đơn năng.
Máy phát neutron được quan tâm nhiều là máy phát neutron 14MeV đơn
năng do năng lượng chùm bắn neutron thấp, được hoạt động theo nguyên tắc:
Deuterium bị ion hóa rồi được gia tốc trong một máy gia tốc nhiều cấp đến động
năng 100

→
150 keV, sau đó đập vào bia chất rắn. Bia chất rắn làm bằng đồng phủ
titan hoặc zicon có hấp thụ tritium, xảy ra theo phản ứng :
2 3 14
1 1 02
H + H n + He→

Ưu điểm:
Các máy phát neutron nhỏ, ít tốn kém hơn so với lò phản ứng nên được sử
dụng phổ biến trong phòng thí nghiệm và trong công nghiệp. Phân tích được các
nguyên tố nhẹ: nitơ, oxi, cacbon. Các máy gia tốc cho thông lượng neutron nhanh
ngay gần sát bia từ 10
9
tới 10
10
n.cm
-2
.s
-1
. Neutron đơn năng có năng lượng cao và
dòng neutron có thể điều chỉnh được. Máy phát neutron thường dùng để xác định
các nguyên tố có tiết diện hấp thụ cao trong vùng năng lượng phát neutron nhanh,
như: Magiê với T
1/2
: 37,6 giây phản ứng Mg
26
(n, α)Ne
23
, nhôm với T
1/2

: 9,5 phút
phản ứng Al
27
(n, p)Mg
27
, sắt với T
1/2
: 2,58 giờ phản ứng Fe
56
(n, p)Mn
56

Nhược điểm:
-10-

Máy gia tốc sử dụng hạn chế trong công nghiệp do thông lượng neutron dao
động theo thời gian, phụ thuộc rất mạnh vào vị trí và giảm rất nhanh theo khoảng
cách so với bia. Bia Tritium chế tạo khá đắt tiền thời gian sống của bia hạn chế do
hiệu ứng hóa loãng, hiệu ứng phún xạ và áp suất phân ly tăng nhanh khi nhiệt độ
cao của vật liệu hấp thụ hydro và các đồng vị của nó.
1.2.3. Nguồn neutron đồng vị phóng xạ
Nguồn neutron phóng xạ là nguồn neutron được tạo ra từ hạt nhân phóng xạ
phát ra bức xạ α hay γ khi được trộn với vật liệu bia (
9
Be hay
2
D) theo phản ứng (α,
n) hoặc (γ, n). Ngoài ra, nguồn neutron cũng có thể là nguồn đồng vị có thành phần
phóng xạ phân rã tự nhiên.
Ưu điểm:

Nguồn neutron có thể tích tương đối nhỏ, dễ vận chuyển, sự nguy hiểm đến
sức khỏe được hạn chế, rẻ tiền nên thích hợp sử dụng trong các thí nghiệm về hạt
nhân ở trường đại học và trong các phân tích kích hoạt trong công nghiệp.
Nhược điểm:
Thông lượng neutron phát ra khá thấp từ 10
7
n.cm
-2
.s
-1
tới 10
9
n.cm
-2
.s
-1
, phổ
neutron là đa năng từ 0 đến 7 MeV nên chỉ giới hạn cho việc xác định các nguyên tố
có độ phổ cập tự nhiên, tiết diện phản ứng lớn. Ngoài ra, các nguồn này cũng không
thể “đóng mở ” khi không dùng.
1.2.3.1. Nguồn Alpha (α, n)
Nguồn phóng xạ (α, n) có ý nghĩa lịch sử trong việc khám phá ra neutron và
là nguồn hữu dụng nhất trong lĩnh vực thực nghiệm hạt nhân. Nguồn alpha với bia
Be có hiệu suất phát neutron cao nhất so với các nguyên tố khác khi được chiếu trực
tiếp với nguồn α. Hiệu suất phát neutron của bia Be gấp 4 lần bia Bo, hơn 6 lần bia
F khi ở cùng điều kiện. Vì thế, Be được sử dụng làm bia trong hầu hết các nguồn
phóng xạ (α, n). Các nguồn bia Be phổ biến như:
210
Po-Be;
226

Ra-Be;
239
Pu-Be;
241
Am-Be.
-11-

a.
210
Po-Be
Từ nguồn phóng xạ tự nhiên
210
Po- Be, người ta đã khám phá và tạo ra hạt
neutron theo phản ứng sau:

9
4
Be
+
4
2
He
→

12
6
C
+
1
0

n
+ 5,7 MeV
Be được trộn với hạt Po vì thế nó được chiếu trực tiếp với hạt α. Po sử dụng
ở đây có chu kỳ bán rã 138 ngày. Tốc độ phân rã của nguồn Po-Be tương đối nhanh,
phát ra hạt α tại năng lượng 5,3 MeV. Nguồn Po-Be phát ra bức xạ γ với cường độ
rất thấp, nhỏ hơn so với nguồn (γ, n).
Có nhiều cách để chế tạo nguồn Po-Be. Người ta trộn bột Be dạng mịn với
dung dịch Po. Sau đó sấy khô hoàn toàn, hỗn hợp tạo thành có dạng viên nhỏ, đựng
trong hộp kín. Ngoài ra, nguồn Po-Be có thể được tạo ra dưới những lớp mỏng xếp
lên nhau. Sau khi điện phân dung dịch, Po bám vào lá Platin và lá này được đưa vào
khe hẹp giữa hai nữa khối hình trụ của kim loại Be.
b.
226
Ra-Be
Trước khi có máy gia tốc thì nguồn
226
Ra-Be là cách phổ biến nhất để tạo ra
neutron. Người ta dùng một hỗn hợp gồm bột Be mịn trộn với RaBr
2
làm nguồn
phát neutron.
226
Ra có nhiều trong tự nhiên, chu kỳ bán hủy dài 1690 năm nên tốc
độ phát neutron sẽ không đổi theo thời gian. Nhưng nguồn
226
Ra-Be cũng có nhược
điểm là tia gamma phát ra có cường độ lớn và khả năng đâm xuyên mạnh. Tia
gamma sẽ gây nguy hiểm cho sức khỏe, sinh ra một số hiệu ứng chống lại detector
neutron. Thể tích nguồn sẽ giảm đáng kể khi hỗn hợp bột Be trộn với Ra-Br được
nén ở mật độ 1,75 mg/cm

3
. Khi đó, nguồn
226
Ra-Be sẽ có hiệu suất neutron khoảng
1,7
×
10
7
2
Be
Be RaBr
M
M +M




neutrons/s/mg cho Ra
[ ]
10
, với M
Be
là khối lượng Beri,
2
RaBr
M
là khối lượng Radon bromua. Thông thường thì tỉ lệ 10g Be với 1g Ra.
Trong những năm gần đây những nguyên tố siêu uranium như
239
Pu,

241
Am
hay
242
Cm đang được sử dụng rộng rãi. Những nguồn này được tạo ra dưới dạng
kim loại bột pha với Be.
-12-

c.
239
Pu-Be
Hợp chất Pu- Be có mật độ 3,7 g/cm
3
. Người ta sử dụng đồng vị
239
Pu
có
chu kỳ bán rã 23
×
10
4
năm, đồng vị này phát ra hạt
α
có năng lượng 5,1 MeV.
Nguồn
239
Pu
phát ra tia gamma có cường độ yếu, năng lượng thấp và hiệu suất
neutron cũng thấp hơn nguồn Ra- Be. Một nguồn Pu- Be neutron hình trụ có đường
kính 2 cm, cao 3 cm sẽ cho hiệu suất 10

6
neutron/s.
d.
241
Am-Be
Nguồn Am- Be dùng đồng vị phóng xạ
241
Am có chu kỳ bán rã 470 năm.
Nguồn này phát ra dòng hạt α có năng lượng 5,4 MeV, năng lượng tia gamma phát
ra trong khoảng từ 40 đến 60 keV.
1.2.3.2. Nguồn Photoneutron (γ, n)
Tất cả các nguồn phóng xạ (γ, n) đều sử dụng
2
1
D
hoặc
9
4
Be
làm vật liệu bia.
Tiết diện phản ứng cho bởi hai hạt nhân này biến đổi khi năng lượng của bức xạ
gamma E
γ
gần ngưỡng năng lượng (gần 1 mili barn). Tuy tiết diện phản ứng của
nguồn photoneutron phát ra nhỏ nhưng nó có thể phát xạ nhiều lần tia gamma và
neutron. Về nguyên tắc, nguồn (γ, n) có thể phát ra các neutron có cùng một mức
năng lượng. Nếu một hạt nhân phóng xạ phát ra một tia gamma có năng lượng cao
hơn ngưỡng của nó thì các neutron phát ra có cùng một mức năng lượng. Nhưng do
tia gamma và dòng neutron phát ra có phương khác nhau nên có một vùng nhỏ
neutron không có cùng một mức năng lượng. Năng lượng ngưỡng của Be là 1,67

MeV và của
2
1
D
là 2,33 MeV. Các loại nguồn photoneutron và các đặc trưng của
chúng được cho thấy trên bảng 1.2.
Bảng 1.2. Đặc trưng của một số nguồn photoneutron [15]
Nguồn T
1/2
E
γ
(MeV) E
n
(MeV) Hiệu suất (neutron/s)
24
2
Na +D O

14,8 h 2,76 0,8 29
×
10
4
24
Na +Be

14,8 h 2,76 0,2 14
56
2
Mn +D O

2,6 h 2,7 0,2 0,3
-13-

56
Mn +Be

2,6 h 1,8; 2,1; 2,7 0,15; 0,3 2,9
72
2
Ga +D O

14 h 2,5 0,13 6,90
72
Ga +Be

14 h 1,8; 2,2; 2,5 0,2 5,9
116
In + Be

54 phút 1,8; 2,1 0,2 0,8
124
Sb +Be

60 ngày 1,67 0,02 19
140
2
La +D O

40 h 2,5 0,15 0,7
140

La + Be

40 h 2,5 0,6 0,20
1.2.3.3. Nguồn phân hạch tự phát
Ngoài hai loại nguồn trên nguồn neutron đồng vị còn có một số nguồn phân
hạch tự phát như nguồn
252
Cf tạo ra 3,7 neutron có năng lượng 1,5 MeV trên mỗi
phản ứng. Một miligam
252
Cf phát ra 2,28×10
9
neutron/s.
1.3. Tương tác của neutron với hạt nhân [15,16,18,27]
Tương tác giữa các neutron với hạt nhân nguyên tử được gây ra do các lực
hạt nhân tác động ở cự ly rất ngắn cỡ vài Fermi (
10
-15
m). Có hai loại tương tác:
tán xạ hoặc hấp thụ.
1.3.1. Tán xạ [10]
Phản ứng tán xạ xảy ra khi một neutron va chạm với hạt nhân bia và phát xạ
ra một neutron khác. Neutron lúc đầu và neutron lúc sau thường không giống nhau,
neutron phát xạ ra chỉ đơn thuần là bị bật ra khỏi hoặc bị tán xạ từ hạt nhân. Có hai
loại phản ứng tán xạ: tán xạ đàn hồi và tán xạ không đàn hồi.
1.3.1.1. Tán xạ đàn hồi (n, n)
Có hai trường hợp:
 Tán xạ đàn hồi thế: là tán xạ mà neutron chỉ thuần túy bị làm lệch hướng
bởi các lực hạt nhân. Tán xạ thế mà neutron không bao giờ va chạm thực sự với
nhân và nhân hợp phần không hình thành với neutron tới có năng lượng lên tới 1

MeV. Neutron bị tán xạ bởi lực ngắn hạt nhân khi chúng gần tới hạt nhân.
-14-








Hình 1.2. Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân.
 Tán xạ đàn hồi cộng hưởng: neutron bị hấp thụ bởi nhân bia và hình
thành nhân hợp phần ở trạng thái trung gian, nhân này sẽ trở về trạng thái cơ bản
bằng cách phát neutron. Xác suất hình thành trung gian phụ thuộc rất nhiều vào
năng lượng neutron tới.
Một phản ứng tán xạ đàn hồi xảy ra giữa một neutron tới và một hạt nhân
bia, không có sự truyền năng lượng để kích thích hạt nhân. Trong phản ứng có sự
truyền động năng từ neutron đến hạt nhân bia nhưng vẫn tuân theo định luật bảo
toàn động lượng và động năng. Hạt nhân bia sẽ nhận được phần năng lượng bằng
với động năng neutron tới bị mất trong phản ứng là
2
p
2M
.



Hình 1.3. Tán xạ đàn hồi giữa neutron với nhân bia.
Các định luật bảo toàn trong phản ứng tán xạ đàn hồi:
A

X
A
X
A
X
n
Neutron tán xạ
0
v


v


v


Nhân giật lùi
Nhân bia
m
n

Neutron
M
-15-

- Định luật bảo toàn động lượng:
m
n
v

0
+ MV
0
= m
n
v + MV (1.7)
- Định luật bảo toàn động năng:

2
1
m
n
v
2
0
+
2
1
MV
2
0
=
2
1
m
n
v
2
+
2

1
MV
2
(1.8)
Trong đó: p: động lượng của hạt nhân bia,
m
n
: khối lượng neutron,
M : khối lượng hạt nhân bia,
v
0
, v : tốc độ neutron lúc tới và neutron tán xạ,
V
0
,V : tốc độ hạt nhân bia và nhân giật lùi.
1.3.1.2. Tán xạ không đàn hồi (n, n
’
)
Trong va chạm không đàn hồi, neutron tới bị hạt nhân bia hấp thụ hình thành
hạt nhân hợp phần. Nhân hợp phần này sẽ phát ra một neutron có năng lượng thấp
hơn năng lượng neutron tới. Hạt nhân bia sau va chạm ở trạng thái kích thích sẽ
phát ra bức xạ gamma, giải phóng năng lượng để trở về trạng thái cơ bản. Vậy trong
phản ứng tán xạ không đàn hồi, một phần động năng chuyển thành năng lượng kích
thích của hạt nhân sau va chạm. Năng lượng này sau đó được phát ra dưới dạng bức
xạ tia gamma.

Hình 1.4. Tán xạ không đàn hồi giữa neutron và nhân bia.
A
X
A+1
X
A
X
Nhân bia
n
Nhân hợp phần
Neutron tán xạ
Nhân ở trạng thái
kích thích
γ
-16-

1.3.2. Phản ứng hấp thụ
1.3.2.1. Phản ứng (n, γ)
Phản ứng (n, γ) là phản ứng của hạt nhân bia có khả năng hấp thụ neutron tạo
thành nhân hợp phần. Nhân hợp phần tiếp tục phân rã phát ra bức xạ tia gamma để
trở về trạng thái cơ bản. Nhân hợp phần có thành phần nguyên tố giống như hạt
nhân ban đầu nhưng số khối tăng thêm 1 đơn vị, ví dụ như phản ứng

1
0
n

+
238
92
U

→

239
92
U
*

Uranium phân rã phát ra bức xạ tia gamma để trở về trạng thái cơ bản

239
92
U
*

→

239
92
U
+ γ
Phản ứng bắt neutron nhiệt của
115
In tạo thành
116
In. Sau đó,

116
In phân rã
phát ra bức xạ gamma và beta để trở về trạng thái cơ bản:

1
0
n
+
115
49
In

→

116
49
In
*


116
49
In
*

→

116
50
Sn

+
0
-1
β
+ γ
1.3.2.2. Phản ứng phân hạch (n, f)
Phản ứng phân hạch (n, f) cũng là một dạng của phản ứng hấp thụ trong đó
hạt nhân nặng hấp thụ neutron rồi phân ly thành hai hạt nhân có số khối trung bình.
Phản ứng phân hạch chỉ xãy ra đối với hạt nhân nặng, ví dụ như
235
U,
239
Pu.
Ngoài ra còn có các phản ứng (n, p), (n, d), (n, α) như:

1
0
n
+
16
8
O

→

16
7
N
+
1

1
p


16
8
O
bắt một neutron phát ra một proton tạo thành
16
7
N
. Nitơ sinh ra phóng
xạ với chu kỳ bán rã 7,1 giây, phát ra bức xạ gamma để trở về trạng thái cơ bản.
1.4. Làm chậm neutron [30]
Bất cứ nguồn neutron nào khi phát neutron đều có năng lượng cao và dẫn
đến tiết diện bắt neutron thấp. Vì vậy việc cần làm là phải giảm năng lượng neutron,
quá trình này gọi là quá trình làm chậm neutron.
-17-

Neutron được làm chậm trong cả hai loại va chạm đàn hồi và không đàn hồi
với hạt nhân nguyên tử của môi trường. Tán xạ không đàn hồi chủ yếu xảy ra với
nhân nặng, tán xạ đàn hồi xảy ra với nhân nhẹ.
Neutron không bị mất năng lượng do ion hóa, quãng chạy của nó trong vật
chất rất dài. Khi neutron di chuyển trong vật chất nó tương tác với hạt nhân chất
làm chậm, neutron truyền một phần năng lượng của mình cho các hạt nhân bia dưới
dạng động năng nếu va chạm là đàn hồi hoặc năng lượng kích thích nếu va chạm là
không đàn hồi và mất dần năng lượng nên động năng của neutron giảm đi, nghĩa là
được làm chậm.
Hầu hết neutron sinh ra trong phân hạch có năng lượng khoảng 1 đến 2MeV.
Sau quá trình làm chậm, nếu neutron chậm xuống từ năng lượng phân hạch đến 1eV

được gọi là quá trình chậm dần và làm chậm neutron xuống dưới 1eV gọi là quá
trình nhiệt hóa.
1.5. Khái niệm về tiết diện neutron [18]
Xác suất xảy ra tương tác giữa một neutron với một hạt nhân bia được gọi là
tiết diện neutron. Nếu một lượng lớn neutron có cùng năng lượng xuyên qua lớp
mỏng vật liệu thì có một số neutron xuyên qua mà không tương tác với hạt nhân,
một số neutron tương tác với hạt nhân nên bị đổi hướng và năng lượng, số còn lại bị
hạt nhân bia hấp thụ vào trong mẫu. Khi đó, ta có xác suất của từng trường hợp này
khác nhau. Giả sử mỗi hạt nhân trong bia được gắn với tiết diện S, gọi là tiết diện
hiệu dụng theo hướng vuông góc với phương tới của neutron. Bia được xem là rất
mỏng để cho toàn bộ hạt nhân trong bia không bị che chắn bởi các hạt nhân khác,
và nếu neutron đi vào phần tiết diện S thì chắc chắn xảy ra tương tác với hạt nhân.
Ngược lại, nếu neutron không đi qua phần tiết diện S thì không xảy ra tương tác.