báo cáo tính toán phân bố của đồng vị phóng xạ trong thùng thải

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
KHOA VẬT LÝ- VẬT LÝ KỸ THUẬT
BỘ MÔN VẬT LÝ HẠT NHÂN
BÁO CÁO KHOÁ LUẬN TỐT NGHIỆP
TÍNH TOÁN PHÂN BỐ CỦA ĐỒNG VỊ
PHÓNG XẠ TRONG THÙNG THẢI
SVTH: Trần Thị Thu Sương
CBHD: TS. Trần Thiện Thanh
CBPB: TS. Lê Bảo Trân
07/09/2014 1
07/09/2014 2
1. Lý do thực hiện đề tài
3. Bố trí thí nghiệm
4. Kết quả
NỘI DUNG BÁO CÁO
5. Kết luận và kiến nghị
2. Phương pháp thực hiện
1. Lý do thực hiện đề tài???
07/09/2014
3
07/09/2014
4
2. Phương pháp thực hiện
Hoạt động dựa trên nguyên lý ghi nhận
số đếm từ nguồn đến detector.
Xác định vị trí phân bố, hoạt độ của
nguồn phóng xạ trong thùng thải.
Được phát triển bởi phòng thí nghiệm quốc gia
Los Alamos – Mỹ vào đầu những năm 1970.
Kỹ thuật quét gamma phân đoạn

(Segmented Gamma Scanning- SGS)
07/09/2014 5
2. Phương pháp thực hiện
Đầu dò
Phân đoạn
Hình 2.1. Nguyên lý hoạt động của kỹ thuật SGS
Thiết kế hệ đo không quá phức tạp, giá thành
phù hợp và độ tin cậy cao nên được ứng dụng
rộng rãi trong phân tích không huỷ mẫu.
Tình hình nghiên cứu
2. Phương pháp thực hiện
07/09/2014 6
Cesana và cộng sự
[8] đã đưa ra phương
pháp xác định hoạt
độ nguồn có chứa
chất thải khô và chất
thải hữu cơ sử dụng
hai đầu dò Ge
(Germanium).
Năm 1992
Bai và Mauerhofer
[7] đã đưa ra phương
pháp cải tiến nhằm
nghiên cứu đặc
trưng hoạt độ phóng
xạ trong thùng thải
bằng kỹ thuật SGS.
Năm 2009
Thomas Krings và

Eric Mauerhofer [9]
đã thực hiện phương
pháp SGS để xác
định hoạt độ phóng
xạ trong thùng thải
bằng đầu dò HPGe.
Năm 2011
Trần Quốc Dũng và
cộng sự [10] đã đưa
ra phương pháp kết
hợp để làm giảm sai
số hệ thống về việc
xác định hoạt độ
nguồn trong thùng
thải bằng kỹ thuật
SGS.
Năm 2012
Vũ Tiến Bảo Đăng
đã [3] đã tiến hành
xác định vị trí của
đồng vị phóng xạ
phân bố một cách
ngẫu nhiên trong
thùng thải.
Năm 2013
Nguyễn Thị Thanh
Thủy [6] đã nghiên
cứu và phát triển hệ
kiểm tra thùng thải
phóng xạ.

Năm 2014
Mục tiêu của đề tài
07/09/2014 7
1
Xác định phân
bố của đồng vị
phóng xạ trong
thùng thải.
2
Hình ảnh phân
bố nguồn trong
thùng thải.
Khảo sát sự suy
giảm của gamma
qua các loại vật
liệu khác nhau.
3
Xác định hoạt độ
nguồn phóng xạ
trong thùng thải.
4
07/09/2014 8
3. Bố trí thí nghiệm
Hình 3.1. Cấu tạo hệ đo
Máy tính
Thùng thải


Chương trình Genie - 2K
Đầu dò NaI(Tl)

Osrey
Ống chuẩn trực
Hệ quay thùng thải
Hệ nâng đầu dò
Hệ dịch ngang
Thùng rác thải:
Đường kính 57,3 cm.
Chiều cao 85 cm.
Thể tích 220 lít.
Bề dày vỏ thùng 0,90 ± 0,06 mm.
Ống nhựa:
Đường kính 3cm
Chiều cao 85cm
3. Bố trí thí nghiệm
• Chất độn
07/09/2014
9
Nguồn
Hoạt độ
ban đầu
(µCi)
Năng
lượng
(KeV)
Co-60 1,011
1173,2;
1332,5
Cs-137 1,034 661,7
Co-60 87
1173,2;

1332,5
Co-60 0,356
1,173;
1,332,5
Ra-226 5
609,312;
1120, 287;
1764,494
Am-241 5 9,54
• Nguồn chuẩn:
Hình 3.2. Nguồn chuẩn được sử dụng
Hình 3.3. Chất độn được sử dụng
Bảng 3.1. Thông số nguồn chuẩn
Nguyên tắc vận hành hệ đo
07/09/2014 10
Xác định nguồn, chất
độn cần khảo sát, thiết
lập thông số hệ đo.
Bước 1
Quét thùng theo
trục Z và xoay
thùng.
Bước 2
Bước 3
Xử lý số liệu
thu được từ phần
mềm Genie 2000.
4. Kết quả
07/09/2014 11
4.1. Xác định vị trí phân bố nguồn,

nhận diện đồng vị phóng xạ.
Thứ tự
phân
đoạn
Vị trí
phân
đoạn
(cm)
Diện
tích
đỉnh
N
1 0 – 5
2 5 –
13
3
13
–
21
9208 1,26
4
21
–
29
11221 1,18
5
29
–
37
11387 1,32

6
37
–
45
14352 1,2
7
45
–
53
26679 0,84
8
53
–
61
32991 0,19
9
61
–
69
24628 0,88
10
69
–
77
16231 1,17
11
77
–
85
12774 1,25

Nguồn X phân bố tại phân đoạn 8
a. Quét thùng theo trục Z:
Bảng 4.1. Phân bố số đếm theo phân đoạn
2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12
5000
10000
15000
20000
25000
30000
35000
Sè ®Õm
Sè thø tù ph©n ®o¹n
Hình 4.1. Đồ thị biểu diễn sự phân bố số đếm
theo phân đoạn
b. Quét xung quanh thùng:
07/09/2014 12
Thứ tự góc
Vị trí cung
chắn góc
(cm)
Diện tích
đỉnh N
1 0 – 15 29139 0,79
2 15 – 30 29089 0,79
3 30 – 45 14070 1,16
4 45 – 60 8838 1,49
5 60 – 75 5615 1,97
6 75 – 90 3971 2,43
7 90 –

105
5003 1,87
8
105
–
120
4683 1,96
9
120
–
135
4798 2,04
10
135
–
150
6577 1,65
11
150
–
165
9304 1,40
12
165
–
180
15693 1,13
4. Kết quả
Tập trung tại 2 góc đầu tiên
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13

0
5000
10000
15000
20000
25000
30000
Sè ®Õm
Thø tù gãc
Hình 4.2. Đồ thị biểu diễn phân bố số đếm theo góc
tại phân đoạn 8
Bảng 4.2. Phân bố số đếm theo góc tại phân đoạn 8
c. Nhận diện đồng vị phóng xạ:
07/09/2014 13
4. Kết quả
Dựa vào phổ thực nghiệm thu
được kết hợp với phương trình
đường chuẩn năng lượng
E(keV)= -17,14+ 1,043*Ch), theo
hình 4.3 có thể kết luận nguồn X
lúc này là Co-60 với 2 đỉnh năng
lượng đặc trưng 1173,2 keV và
1332,5 keV.
0 300 600 900 1200 1500 1800 2100
0
1000
2000
3000
4000
5000

6000
7000
8000
9000
10000
Tia x
1332.5 keV
1173,2 keV
Sè ®Õm
N¨ng l- î ng (keV)
Vậy nguồn X cần xác định là Co-60,
được thả ngẫu nhiên tại 2 góc đầu tiên
của phân đoạn 8 trong thùng thải.
Hình 4.3. Đồ thị biểu diễn phổ năng lượng của
nguồn phóng xạ
4.2. Hình ảnh phân bố nguồn trong phân đoạn
07/09/2014
14
4. Kết quả
Góc
Vị trí
(cm)
0
0
30
0
60
0
90
0

120
0
150
0
180
0
0 1019310 1148460 830094 351832 149145 65547 37938
3 1082116 1250942 864661 334664 134938 62967 38925
6 1167906 1371945 855019 323914 121882 67369 38396
9 1274063 1471480 832162 300292 113335 66641 37112
12 1415598 1528049 776375 274594 105896 62011 36096
15 1630007 1571013 716277 249538 98582 57521 36876
18 1849897 1523596 632074 232679 95393 54644 37728
21 2023822 1375208 548468 214171 91765 52097 43490
24 2200904 1235652 464739 183947 82182 49558 47083
27 2231034 1107583 393528 151416 71222 50211 45103
30 2133606 899568 331930 124509 61939 49063 42187
33 1969998 778240 289375 109566 55091 45367 38469
36 1679514 672273 247717 97234 50973 41684 39476
39 1444336 594432 223300 90541 46079 40616 42564
42 1254966 520713 204996 84437 42405 40515 40737
45 1114537 467768 191491 80853 41344 42714 38381
48 1000553 423494 178369 74707 38881 43182 40426
51 914672 382553 162980 67530 38454 37553 42732
54 835771 346579 145553 60938 36811 36370 45037
57 760771 318454 130057 57630 35233 35563 43414
Bảng 4.3. Số đếm trên phân đoạn chứa nguồn khi quét ngang thùng
Nguồn
Hình 4.4. Hình ảnh phân bố nguồn
a.Hình ảnh phân bố nguồn trong phân đoạn

b.Mô hình thực của thùng thải
4. Kết quả
07/09/2014 15
4.3. Sự suy giảm của gamma qua vật liệu
Hình 4.1. Đồ thị biểu diễn sự suy giảm của gamma qua vật liệu
0 300 600 900 1200 1500 1800 2100
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
Xèp
Kh«ng khÝ
C¸t
Sè ®Õm
N¨ng l- î ng (keV)
Sự suy giảm của gamma
qua cát  không khí
Xốp
07/09/2014 16
4.4. Kết quả tính toán hoạt độ nguồn
Nguồn Chất độn Hoạt độ thực
(µCi)
Hoạt độ
tính toán
(µCi)

Độ sai biệt
(%)
Cs-137
(1)
Không khí 1,010± 0,030 1,005± 0,039 0,55
Co-60
(2)
Không khí 0,934± 0,028 1,100±0,015 17,79
Co-60
(3)
Không khí 0,351± 0,008 0,387± 0,005 7,46
Co-60
(4)
Cát 15,761 19,618± 1,058 24,47
4. Kết quả
Bảng 4.4. Kết quả tính toán hoạt độ nguồn
5. Kết luận và kiến nghị
07/09/2014 17
Kết luận
 Xác định được vị trí phân bố và nhận diện các đồng vị
phóng xạ Co-60, Am- 241 và Ra-226.
 Đưa ra hình ảnh phân bố nguồn 2 chiều của Co-60
với chất độn trong thùng là cát.
 Xác định được sự suy giảm của gamma qua 3 loại vật liệu
cát, không khí và xốp.
 Xác định hoạt độ nguồn thông qua số đếm thực
nghiệm và hiệu suất mô phỏng cho 4 nguồn Cs-137
(1)
,
Co-60(2

)
, Co-60
(3)
, Co-60
(4)
.
5. Kết luận và kiến nghị
07/09/2014 18
Kiến Nghị
1. Cần cải tiến hệ đo tự động để giảm thiểu sai số gây ra
do người dùng.
2. Sử dụng nguồn chuẩn có hoạt độ lớn
để giảm bớt thời gian đo đạc.
3. Tiếp tục khảo sát sự suy giảm của
gamma qua nhiều loại vật liệu.
4. Kết hợp đồng thời nhiều phương pháp, nghiên cứu việc kết
hợp với phương pháp dựng ảnh 2 chiều theo phương pháp
chiếu ngược mà khoá luận đã áp dụng và thực hiện.
07/09/2014 19
Research Areas: Nuclear Engineering
EFFICIENCY CALIBRATION OF POINT SOURCES
INSIDE NUCLEAR WASTE DRUM BY MONTE CARLO SIMULATION
Tran Thien Thanh
1
, Lam Thu Van
1
, Tran Thi Thu Suong
1
, Huynh Thi Yen Hong
2

, Vo Hoang Nguyen
1
, Huynh Dinh Chuong
2
,
Le Thi Ngoc Trang
2
, Tran Kim Tuyet
2
, Le Bao
Tran
1
, Hoang Thi Kieu Trang
1
, Hoang Duc Tam
1,3
, Chau Van Tao
1
1
VNUHCM-University of Science, Faculty of Physics and Engineering Physics, Ho Chi Minh City, Vietnam
2
VNUHCM-University of Science, Nuclear Technique Laboratory, Ho Chi Minh City, Vietnam
3
Ho Chi Minh City University of Pedagogy, Faculty of Physics, Ho Chi Minh City, Vietnam
Email:
Segmented gamma scanning, radioactive waste
drum, PENELOPE2008, MCNP5, efficiency calibration curve, full energy peak efficiency.
Abstract
In this work, the segmented gamma scanning technique was used to locate of unknown source in radioactive waste
drum. As the basis for determining relative position of source, PENELOPE2008 and MCNP5 software packages were used

to simulate detector response function and full energy peak efficiency of point source efficiency calibration curve versus
the energy for 12 positions in radioactive waste drum. The results showed a general agreement between the two codes,
Moreover, the activity calculated of source is good agreement with calibration activity using HPGe detector.
Keywords
07/09/2014 20


AUN/SEED-Net Regional Conference on Mechanical and Manufacturing
Engineering

2014 (RCMME-2014) with the theme “Engineering Innovation toward a Bright
Future”

and U-I Forum on Technical Human Resource
Training

Time: 9th - 10th October 2014 Venue: Ta Quang Buu Library
Building

Hanoi University of Science and Technology (HUST), No. 1 Dai Co Viet, Hanoi,
Vietnam



Abstract Selection Notification


Dear Sir/Madam,

After reviewing the entire abstract for possible presentation/poster at the RCMME2014, we are pleased to inform

you that the following potential paper is accepted for an oral presentation/poster at the Conference in Hanoi,
October 9&10, 2014
Paper Number: TE403

Paper Title: EFFICIENCY CALIBRATION OF POINT SOURCES INSIDE NUCLEAR WASTE DRUM BY MONTE CARLO
SIMULATION

Correspondence email:

You are officially invited to submit your full paper for the Conference.

In producing your paper/poster, please pay attention to the followings:

1. Full paper format: Please strictly follow the FULL PAPER FORMAT that is attached with this notification

(You could download the full paper format on the Conference Website: rcmme2014hust.com)

2. Take into account the reviewer comment stated in the comment box bellow (if any)

3. Full paper submission:

 Submit the full paper in 2 types (Microsoft word and PDF) by the deadline (15 August 2014) for
ensuring its inclusion in the Proceedings to the following email addresses:

,

 The name of your full paper must be: Your paper number – Your paper title

4. Check your Correspondence email and the Conference Website (rcmme2014hust.com) regularly for any
updated information related to the Conference

Thank you for your participation, we are looking forward to seeing you in Hanoi.


Hanoi, 15 June 2014

RCMME2014 Organization

Reviewer’s comment
07/09/2014
21
Tài liệu tham khảo
Tiếng Việt:
1.Trn Phong Dng, Châu Văn Tạo, Nguyễn Hải Dương (2005), Phương php ghi bc xạ ion ha,
NXB ĐH Quốc Gia Tp.HCM.
2.V Tiến Bảo Đăng (2013), Xác định vị trí của đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương
pháp quét gamma phân đoạn, Khoá luận tốt nghiệp, Trường ĐH Khoa Học Tự nhiên Tp.HCM.
3.Lê Văn Đức (2012), Đnh giá sai số của kỹ thuật quét gamma phân đoạn bằng phương pháp
ngẫu nhiên, Luận văn cao học, Trường ĐH Sư phạm Tp.HCM.
4.Trương Nhật Huy (2013), Nghiên cu và xây dựng hệ đo thùng thải chất phóng xạ, Luận văn
cao học, Trường ĐH Sư phạm Tp.HCM.
5.Trn Thiện Thanh (2013), Ứng dụng hạt nhân trong công nghiệp (lưu hành nội bộ), bài giảng tại
Bộ môn Vật lý hạt nhân, Trường Đại Học Khoa Học Tự nhiên Tp.HCM.
6.Nguyễn Thị Thanh Thuỷ (2014), Phát triển hệ kiểm tra chất thải phóng xạ, Luận văn cao học,
Trường ĐH Cn Thơ.
Tiếng Anh:
7.Y.F.Bai, E. Mauerhofer, D.Z. Wang, R. Odoj (2009), “An improved method for the non-
destructive characterization of radioactive waste by gamma scanning”, Applied Radiation and
Isotopes 67, 1897- 1903.
8.Alessandra Cesana, Mario Terrani, Giancarlo Sandrelli (1992), “Gamma activity determination
in waste drums from nuclear plants”, Applied Radiation and Isotopes 44, 517- 520.

07/09/2014 22
Tiếng Anh:
9. Thomas Krings, Eric Mauerhofer (2011), “Reconstruction of the activity of point sources for
the acurate characterization of nuclear waste drums by segmented gamma scanning”, Applied
Radiation and Isotopes 69, 880-889.
10. Tran Quoc Dung (1996), “Non-destructive techniques for assay of radioactive waste”, Doctor
of Philosophy Dissertation, Technical University of Budapest.
11. Tran Quoc Dung, Phan Trong Phuc, Trương Truong Son, Le Anh Đuc (2012), “Evaluation of
combination of different methods for determination of activity of radioactive waste in sealed
drum”, Journal of Pedagogy University Ho Chi Minh city, 36, 96-102.
12. Tran Quoc Dung, Truong Truong Son (2012), “Limitation of the segmented gamma scanning
technique and an additonal method for assay of radwaste drums”, Journal of Pedagogy
University Ho Chi Minh city, 33, 70-77.
13. Wolfgang Birkfellner (2010), “Applied medical image processing: a basic course”, CRC
Press, Boca Raton.
Website:
• />• />• />Tài liệu tham khảo
07/09/2014
23
07/09/2014 24
Mô hình thùng thải với chất độn là cát
07/09/2014 25
Nguồn
Chu kì
bán rã
(năm)
Ngày
sản xuất
Năng lượng
(keV)

A
0
(μCi) A(μCi)
137
Cs 30,17 15-5-2013 661,7 1,034 ± 0,031 1,010 ± 0,030
60
Co 5,27 15-5-2013
1173,2;
1332,5
1,011 ± 0.030 0,934 ± 0,028
60
Co 5,27 19-3-2014
1173,2;
1332,5
0,356 ± 0.008 0,351 ± 0,008
60
Co 5,27 ?-?-2001
1173,2;
1332,5
87
15,761
226
Ra 1601,03 -
609,312;
1120,287;
1764,494
5 -
241
Am 432,90 - 59,54 5 -
Hoạt độ của các nguồn phóng xạ tại thời điểm khảo sát