Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn 252cf

MỤC LỤC
MỞ ĐẦU 1

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 3

1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa 3

1.2. Các đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn liều neutron 6

1.3. Tương tác của neutron với vật chất 12

CHƯƠNG 2: NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON 29

2.1. Đại lượng chuẩn và hệ số chuyển đổi trong đo liều neutron 29

2.2. Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều 30

2.3. Yêu cầu chung đối với một cơ sở chuẩn liều neutron 32

2.4. Thiết bị chuẩn cần thiết 34

2.5. Nguyên lý chuẩn thiết bị đo liều neutron bằng nguồn phát xạ neutron 35

CHƯƠNG 3: CƠ SỞ VẬT CHẤT, CÔNG CỤ, THIẾT BỊ 43

3.1. Phòng chuẩn neutron 43

3.2. Nguồn phóng xạ 44

3.3. Công cụ 45

3.4. Thiết bị đo liều neutron 46

3.5. Tấm che chắn hình nón 46

3.6. Phương pháp nghiên cứu 46

CHƯƠNG 4: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM 48

4.1. Thiết kế tấm che chắn 48

4.2. Mô phỏng 50

4.3. Thực nghiệm 55

CHƯƠNG 5: KẾT QUẢ VÀ SO SÁNH 57

5.1. Kết quả mô phỏng 57

5.2. Kết quả thực nghiệm 64

5.3. So sánh mô phỏng và thực nghiệm 65

KẾT LUẬN 67

TÀI LIỆU THAM KHẢO 69

PHỤ LỤC 1 71

PHỤ LỤC 2 75

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ 11
Bảng 1.2: Số lần tán xạ đàn hồi trung bình cần thiết để giảm năng lượng của
neutron từ 2 MeV xuống 0.025 eV đối với một số nguyên tố. 15
Bảng 1.3: Tiết diện tương tác của neutron với một số vật liệu. Giá trị M (ở cột thứ
2) là khối lượng nguyên tử hoặc khối lượng mol. Giá trị “0” của tiết diện
tương tác nghĩa là 0 so với các giá trị minh họa trên hình vẽ 20
Bảng 1.4: Số liệu hạt nhân của
nat
UO
2
23
Bảng 1.5: Công suất làm chậm và tỷ số làm chậm của một số chất làm chậm đối với
năng lượng neutron từ 1 eV đến 100 keV 26
Bảng 1.6: Ví dụ về sự suy giảm số neutron sau tương tác 27
Bảng 2.1: Nguồn neutron chuẩn dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron 31
Bảng 2.2: Neutron đơn năng được sinh ra do máy gia tốc và một số hệ số chuyển
đổi thông lượng sang tương đương liều 31
Bảng 2.3: Neutron đơn năng sinh ra từ lò phản ứng và một số hệ số chuyển đổi
thông lượng sang tương đương liều 32
Bảng 2.4: Một số thiết bị chuẩn dùng trong chuẩn liều neutron 35
Bảng 2.5: Hệ số suy giảm tuyến tính S lấy trung bình qua toàn phổ của nguồn bức
xạ neutron (độ lệch chuẩn ±15%)[3,4,9] 42
Bảng 3.1: Một số đặc tính cơ bản của máy đo liều neutron cầm tay Aloka - TPS
451C 46
Bảng 4.1: Các mặt phẳng xung quanh của tấm che chắn 50
Bảng 4.2: Các cấu hình mô phỏng để xác định chiều dày thích hợp của tấm che
chắn 54
Bảng 4.3: Các cấu hình cơ bản của mô phỏng và thí nghiệm 54

Bảng 5.1: Thông số chuẩn của trường bức xạ neutron, các giá trị tương đương liều
(DE) được sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf 64
Bảng 5.2: Kết quả đo đạc thực nghiệm 65
Bảng 5.3: Tóm tắt kết quả mô phỏng và thực nghiệm 65
Bảng PL2.1: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm khi không có tấm che
chắn (cấu hình 1 - Bảng 4.2 và Bảng 4.3) 75
Bảng PL2.2: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm
0.5cm chì + 10cm polyethylene (cấu hình 2 - Bảng 4.2) 77

Bảng PL2.3: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm
0.5cm chì + 20cm polyethylene (cấu hình 3 - Bảng 4.2) 79
Bảng PL2.4: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm
0.5cm chì + 30cm polyethylene (cấu hình 4 - Bảng 4.2) 81
Bảng PL2.5: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F

n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm
30cm PEB (cấu hình 2 - Bảng 4.3) 83
Bảng PL2.6: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm khi không có tấm che
chắn (cấu hình 3 - Bảng 4.3) 85
Bảng PL2.7: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm với tấm che chắn hình
nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 4 - Bảng 4.3) 87

Bảng PL2.8: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm khi không có tấm che
chắn (cấu hình 5 - Bảng 4.3) 89
Bảng PL2.9: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
), neutron
trực tiếp (
F
n-dir
) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf và sai số
thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm với tấm che chắn hình
nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 6 - Bảng 4.3) 91
Bảng PL2.10: Tỷ lệ đóng góp của các đối tượng chính vào việc xác định thông
lượng neutron tổng cộng (
F
n-tot
) tại điểm khảo sát của các cấu hình mô
phỏng trong Bảng 4.3 93

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1: Hình ảnh mô tả a) trường bức xạ thực, b) trường bức xạ mở rộng và định
hướng, c) trường bức xạ định hướng. Hình tròn nét đứt trong hình b) và
c) mô tả kích thước yêu cầu đối với trường bức xạ tương ứng đó 9
Hình 1.2: Cấu trúc trường bức xạ của hình cầu ICRU tại điểm P’ mà tại đó tương
đương liều được xác định. Bức xạ có thể tương tác với hình cầu từ nhiều
hướng khác nhau trong trường bức xạ mở rộng. H’(d,
W
) định nghĩa cho
hướng
W
trên véctơ bán kính tại độ sâu d. Trong trường bức xạ mở rộng
và định hướng, véctơ bán kính trong việc xác định H
*
(d) luôn ngược
hướng với hướng của trường bức xạ 10
Hình 1.3: Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho một trường
bức xạ neutron chuẩn và các đại lượng dùng trong chuẩn 11
Hình 1.4: Mối quan hệ giữa vận tốc và động năng của neutron 13
Hình 1.5: Tương tác của neutron với vật chất; các ký hiệu trong ngoặc đơn lần lượt
diễn tả các hạt vào và hạt ra của phản ứng; n: neutron, p: proton,
g
:
photon,
a
: alpha, d: deuterium, f: mảnh phân hạch 14
Hình 1.6: Sự phụ thuộc năng lượng của tiết diện tương tác của một số hạt nhân.
Trục nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng
đứng là tiết diện tương tác tổng cộng (tính theo barn) 18

Hình 1.7: Tiết diện phân hạch của một số đồng vị phân hạch quan trọng (
235
U,
239
Pu) và đồng vị làm giàu (
238
U,
240
Pu). Trục nằm ngang là năng lượng
của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện phát xạ (tính theo
barn) 19
Hình 1.8: Cường độ chùm neutron song song không tương tác còn lại khi đi qua bề
dày vật liệu làm bia. Trục nằm ngang là chiều dày bia, trục thẳng đứng
là cường độ chùm tia 21
Hình 1.9: Quá trình nhân M như là một hàm của hệ số nhân k
eff
. Chỉ trường hợp
dưới tới hạn (k
eff
< 1) được đề cập ở hình này 28
Hình 2.1: Tỷ số H
p
(10,
a
)/H
p
(10,0
o
) theo các hướng khác nhau
a

và năng lượng
khác nhau của neutron (chiếu trên phantom cơ thể người) 29
Hình 3.1: Tiết diện bằng của phòng chuẩn neutron 43
Hình 3.2: Tiết diện đứng của phòng chuẩn neutron 44
Hình 3.3: Thiết kế của nguồn neutron 45
Hình 4.1: Cấu tạo tấm che chắn dùng trong mô phỏng 49
Hình 4.2: Cấu hình I cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại gốc
tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc. Trục X đi từ trái sang phải. Trục Y đi
từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ dưới lên trên 52
Hình 4.3: Cấu hình II cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại
gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc; ( )Tấm chắn suy giảm. Trục X
đi từ trái sang phải. Trục Y đi từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ
dưới lên trên 53
Hình 5.1: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần
sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf khi không có tấm suy giảm.
Tổng:
F
n-tot
; Trực tiếp:
F
n-dir
; Tán xạ (Tổng-Trực tiếp):
F
n-sct
57
Hình 5.2: Tỷ lệ bị rò của tấm che chắn gồm 30 cm PE+0.5 cm Pb và 30 cm PEB
theo năng lượng là tỷ số giữa
F

n-dir
của cấu hình 4 (trong Bảng 4.2) hoặc
cấu hình 2 (Bảng 4.3) chia cho
F
n-dir
của cấu hình 1 (Bảng 4.2 hoặc
Bảng 4.3). 58
Hình 5.3: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần
sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf. Tổng:
F
n-tot
; Tán xạ:
F
n-sct
;
Trực tiếp:
F
n-dir
=
F
n-tot
-
F
n-sct
60
Hình 5.4: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 125 cm theo các thành
phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252

Cf. Tổng:
F
n-tot
; Tán xạ:
F
n-
sct
; Trực tiếp:
F
n-dir
=
F
n-tot
-
F
n-sct
60
Hình 5.5: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 150 cm theo các thành
phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn
252
Cf. Tổng:
F
n-tot
; Tán xạ:
F
n-
sct
; Trực tiếp:
F
n-dir

=
F
n-tot
-
F
n-sct
61
Hình 5.6: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán
mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát
sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm
khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.2. 61
Hình 5.7: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán
mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát
sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm
khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.3. 62
BẢNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
Ký hiệu/
viết tắt
Ý nghĩa
aE+0b a x 10
+b
(a,b là hai số thực)
Att:iPb+jPE
Tấm suy giảm gồm 2 lớp: i cm chì (Pb) và j cm polyethylene
(PE)
DE
n-tot

Tương đương liều neutron tổng cộng trên một neutron tới (pSv.n
-

1
)
DE
n-dir
Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới (pSv.n
-1
)
DE
n-dir(Shd-Tech)

Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo
phương pháp tấm che chắn (pSv.n
-1
)

E
n
Năng lượng neutron (MeV)
E
tb-tot

Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng
neutron tổng cộng (MeV)
E
tb-dir

Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng
neutron trực tiếp (MeV)
E
tb-dir(Shd-Tech)

Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng
neutron trực tiếp tính theo phương pháp tấm che chắn (MeV)
IAEA Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế
ICRU
Cơ quan đo đạc và đơn vị bức xạ quốc tế
ICRP Cơ quan an toàn bức xạ quốc tế
ISO Cơ quan tiêu chuẩn quốc tế
n/s neutron trên giây
F
n

Thông lượng neutron (cm
-2
.n
-1
)
F
n-tot
Thông lượng neutron tổng cộng trên một neutron tới (cm
-2
.n
-1
)
F
n-dir

Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới (cm
-2
.n

-1
)
F
n-dir(Shd-Tech)

Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo
phương pháp tấm che chắn (cm
-2
.n
-1
)
F
n-sct
Thông lượng neutron tán xạ (
F
n-tot
-
F
n-dir
)
PE
Lớp polyethylene của tấm che chắn
PEB Lớp polyethylene pha với boron có mật độ khối 1.0 g/cm
3
Pb Lớp chì của tấm che chắn
sr Đơn vị của góc khối (steradian)
SSDL-VN
Phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa - của Việt Nam
VKHKTHN Viện Khoa học và kỹ thuật hạt nhân
VNLNTVN Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam

WHO
Tổ chức y tế thế giới
1

MỞ ĐẦU
Như chúng ta biết việc ứng dụng của năng lượng nguyên tử vì mục đích hòa
bình, phục vụ dân sinh ngày càng được quan tâm khi ngày càng thiếu đi những
nguồn năng lượng truyền thống như: dầu mỏ, than đá, thủy năng hay những nguồn
năng lượng thiên nhiên khác. Mặt khác, nguồn năng lượng hạt nhân cũng thể hiện
thế mạnh ưu điểm của chúng so với các nguồn năng lượng truyền thống khác như:
phát thải năng lượng thấp, giảm sự gia tăng hiệu ứng nhà kính (

), đáp ứng sự
bền vững an ninh năng lượng quốc gia,… Ngoài những điểm mạnh rõ ràng, năng
lượng hạt nhân cũng thể hiện những yếu điểm nhất định như: tổn thất lớn khi có sự
cố xảy ra; tác động đến sức khỏe, thậm chí đến tính mạng con người khi công tác
ứng dụng không được thực hiện theo đúng cách, tôn trọng những quy định an toàn
bức xạ, an toàn hạt nhân. Theo Điều 24, Luật Năng Lượng Nguyên Tử Việt
Nam[1], các thiết bị đo liều bức xạ phải được hiệu chuẩn định kỳ. Theo khuyến cáo
của Cơ Quan Năng Lượng Nguyên Tử Quốc Tế (IAEA) thì mỗi thiết bị đo liều cầm
tay phải được chuẩn trước khi sử dụng lần đầu và định kỳ được hiệu chỉnh lại sau
khi sử dụng mỗi 12 đến 14 tháng[6].
Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân (VKHKTHN) thuộc Viện Năng lượng
Nguyên tử Việt Nam (VNLNTVN) là một trong những cơ quan đi đầu trong việc
đưa các ứng dụng của hạt nhân, bức xạ vào cuộc sống. Công tác nghiên cứu an toàn
bức xạ, an toàn hạt nhân và đo liều bức xạ cũng được quan tâm phát triển một cách
đúng mức. VKHKTHN, tính đến nay, cũng là cơ quan duy nhất tại Việt Nam có
phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa (SSDL-VN) nằm trong hệ thống
SSDL của WHO/IAEA. Tuy nhiên, hiện nay phòng chuẩn cũng chỉ có khả năng
chuẩn liều bức xạ ion hóa photon (chuẩn liều cho các thiết bị đo liều bức xạ

photon), chưa có khả năng chuẩn các thiết bị đo liều neutron (ví dụ như máy đo liều
neutron cầm tay). Mục đích của việc chuẩn các thiết bị đo liều là để chắc chắn rằng
chúng hoạt động bình thường với độ chính xác có thể tin cậy được. Do vậy việc đầu
tư mở rộng cơ sở, phát triển năng lực, đẩy mạnh khả năng đo liều neutron nhằm đáp
ứng tốt hơn nhu cầu chuẩn liều bức xạ ion hóa nói chung và chuẩn liều neutron nói
2

riêng đang được VKHKTHN xúc tiến thực hiện. Cũng với nguyên nhân đó mà luận
văn thạc sĩ này được đưa ra với nội dung “Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều
neutron sử dụng nguồn 

”, luận văn này có thể xem như là phần giới thiệu tới
bạn đọc các công tác chuẩn bị, những cơ sở vật chất hiện có, phương pháp chuẩn
máy đo liều bức xạ cầm tay.
Mục tiêu của luận văn này là nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron
sử dụng nguồn 

dùng cho mục đích chuẩn liều neutron cho các thiết bị đo liều
neutron cầm tay. Luận văn này cũng là tiền đề cho việc hiện thực hóa quá trình xây
dựng trường chuẩn liều neutron tại VKHKTHN.

3

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN
1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa
Thiết bị chuẩn
+ là các thiết bị chuẩn cấp hai, được chuẩn với các thiết bị chuẩn cấp một thông qua
các phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận
trên thế giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu
phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai cũng là phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia thì
thiết bị của họ có thể được chuẩn thông qua phòng chuẩn cấp I trên thế giới (ví
dụ phòng thí nghiệm chuẩn cấp I BIPM – the Bureau International des Poids et
Mesures ở Paris).
+ khi thiết bị chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông
qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai.
Nguồn chuẩn
+ là các nguồn chuẩn cấp hai, được chuẩn với chuẩn cấp một thông qua các phòng
thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận trên thế
giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu nguồn
chuẩn cấp hai cũng là nguồn chuẩn quốc gia thì chúng có thể được chuẩn thông
qua BIPM.
+ khi nguồn chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông
qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai.
Chuẩn cấp một

+ là chuẩn cao nhất cho các đại lượng đo lường trong các lĩnh vực riêng. Chuẩn cấp
một được lưu giữ tại phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia mà tại đó thực hiện các
nghiên cứu về mục đích của đo lường, tham gia các so sánh quốc tế (được tổ
chức bởi các phòng chuẩn như BIPM) với các phòng thí nghiệm chuẩn cấp một
khác.
Chuẩn cấp hai
+ là chuẩn mà giá trị của nó được xác định bằng cách so sánh trực tiếp với chuẩn
cấp một và được đi kèm với một chứng chỉ chuẩn xác định quá trình chuyển
4

chuẩn đó. Chuẩn cấp hai được lưu giữ tại hệ thống phòng thí nghiệm SSDL của
IAEA. Các phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai được chứng nhận bởi quyết định
chính thức của quốc gia và được coi như là cơ sở cho việc xác định giá trị cho tất
cả các chuẩn khác về các đại lượng liên quan trong quốc gia đó.
Chuẩn cấp ba
+ là chuẩn mà giá trị của chúng được xác định bởi việc so sánh với chuẩn cấp hai
Chuẩn quốc gia
+ là chuẩn được công nhận bởi quyết định chính thức của quốc gia, được coi như là
cơ sở cho việc xác định giá trị của tất cả các chuẩn khác về các đại lượng liên
quan trong quốc gia đó. Nói chung có thể coi chuẩn quốc gia trong một đất nước
cũng chính là chuẩn cấp một trong đất nước đó.
Trường bức xạ chuẩn
+ là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó đã được xác định bằng
hệ thiết bị chuẩn tương ứng.
Trường bức xạ tự do
+ là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó được xác định với các
đặc tính trong một không gian tự do (nghĩa là trong không gian không có tán xạ,
không có phông phóng xạ hay các hiệu ứng ảnh hưởng khác).
Thiết bị đo
+ là thiết bị nhằm thực hiện phép đo độc lập hoặc trong mối liên hệ với các thiết bị

khác, ví dụ: thiết bị đo suất liều cầm tay, máy đo liều cầm tay, nhiệt kế, áp kế, …
Hệ số chuẩn
+ hệ số chuẩn CF là tỷ số giữa giá trị thực của đại lượng cần đo H trên giá trị hiển
thị M của thiết bị đo.
=


(1.1)
+ Ví dụ: Hệ số chuẩn của một thiết bị đo tương đương liều môi trường được diễn tả
như sau:
=

∗
(10)

(1.1)
5

+ hệ số chuẩn là một chỉ số cho một trường bức xạ chuẩn với các điều kiện xác
định, không phải là một hệ số duy nhất có thể áp dụng cho toàn bộ dải đo của
thiết bị (khi đó thiết bị đo được coi là không tuyến tính trong dải đáp ứng của
nó).
+ hệ số chuẩn không có thứ nguyên khi mà thứ nguyên của giá trị thực và giá trị đo
là như nhau. Một thiết bị được coi là tốt khi hệ số chuẩn của nó gần 1. Hệ số
chuẩn luôn phải đi kèm với các điều kiện chuẩn xác định.
+ Nghịch đảo của hệ số chuẩn là đáp ứng của thiết bị đó dưới điều kiện chuẩn và
ngược lại.
Đáp ứng
+ đáp ứng R của thiết bị đo là tỷ số giữa chỉ số đo  của thiết bị đo với giá trị thực
của đại lượng đo.

Ghi chú: Loại đáp ứng cần phải được chỉ rõ, ví dụ:
 đáp ứng thông lượng, 
F


F
=

F
(1.2)
 đáp ứng tương đương liều, 




=


(1.3)
 đáp ứng tương đương liều cho photon, 
g


g
=


g
(1.4)
Nếu M là phép đo chỉ suất lượng thì đại lượng “thông lượng,

F
” và “tương
đương liều, ” lần lượt được thay thế bằng “suất thông lượng,
j
” và “suất tương
đương liều, 
̇
”
Giá trị thực (của một đại lượng)
+ là giá trị được đánh giá một cách tốt nhất bởi chuẩn cấp một hoặc chuẩn cấp hai
hoặc bởi thiết bị chuẩn được chuẩn tại phòng thí nghiệm chuẩn cấp một hoặc cấp
hai. Giá trị thực được coi là rất gần với giá trị chính xác với sự khác nhau không
đáng kể cho một mục đích xác định.
6

Hệ số chuyển đổi
+ hệ số chuyển đổi 

là tỷ số giữa đại lượng A và đại lượng B


=


(1.5)
+ trong luận văn này chúng ta đề cập nhiều đến hệ số chuyển đổi thông lượng
neutron sang tương đương liều neutron, ℎ
F
, là tỷ số giữa tương đương liều
neutron  và thông lượng neutron

F
tại một điểm trong trường bức xạ.
ℎ
F
=

F
(1.6)
Sai số nội tại, I(%)
+ là tỷ số giữa sự khác biệt của giá trị thực  và giá trị đo  (nghĩa là: − ) trên
giá trị thực , sai số nội tại được diễn tả theo công thức.

(
%
)
=
− 

.100 (1.7)
Thời gian đáp ứng
+ là khoảng thời gian từ khi bức xạ chiếu vào thiết bị đo cho tới khi giá trị của thiết
bị đo đạt tới 90% giá trị hiển thị của nó.
Điểm chuẩn của thiết bị đo
+ là điểm dùng để định vị thiết bị đo tại điểm kiểm tra. Điểm chuẩn của thiết bị
thường được đánh dấu trên thiết bị bởi nhà sản xuất, nếu không thể đánh dấu trên
thiết bị thì chúng phải được chỉ ra trong các tài liệu đi kèm cùng thiết bị.
Điểm kiểm tra
+ là điểm mà thiết bị đo sẽ được đặt tại đó để chuẩn, tại điểm này thì giá trị thực của
đại lượng đo đã được xác định.
1.2. Các đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn

liều neutron
Thông lượng neutron,
F

+ thông lượng neutron
F
là tỷ số giữa số neutron đến  trên diện tích tiết diện mặt
cầu 
7

F
=


(1.8)
+ đơn vị đo của thông lượng neutron là 

, đơn vị thường dùng là 

.
Suất thông lượng neutron,
j

+ suất thông lượng neutron (hay còn gọi là mật độ dòng neutron -
j
) là tỷ số giữa
lượng biến thiên thông lượng neutron 
F
trên một đơn vị thời gian 
j

=

F

=



.
(1.9)
+ đơn vị đo của suất thông lượng neutron là 

.

, đơn vị thường dùng là


.

.
Thông lượng neutron phổ,
F


+ là phân bố năng lượng của phổ neutron, được thể hiện là tỷ số giữa độ biến thiên
thông lượng neutron, 
F
, trên khoảng năng lượng  giữa hai điểm năng lượng
 và + 
F


=

F

(1.10)
+ đơn vị của thông lượng neutron phổ là 

.

, đơn vị thông dụng là


.

.
Suất thông lượng neutron phổ,
j


+ suất thông lượng neutron phổ (hay còn gọi là mật độ dòng neutron phổ -
j

) là
biến thiên của thông lượng neutron phổ, 
F

, theo thời gian, dt.
j


=

F


=


F
.
(1.11)
+ đơn vị của suất thông lượng neutron phổ là 

.

.

, đơn vị thường dùng là


.

.


Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng, 


+ là năng lượng neutron được lấy trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron và
được biểu diễn qua công thức:



=
1
F

.
F

(

)

¥

(1.12)
8

Năng lượng neutron trung bình tương đương liều, 


+ là năng lượng neutron được lấy trung bình trên toàn phổ tương đương liều


=
1


.ℎ
F

(

)
.
F


¥

(1.13)
+ trong đó:
=

ℎ
F
(

)
.
F


¥

(1.14)
Hoạt độ phóng xạ, A
+ hoạt độ phóng xạ A của một lượng chất phóng xạ ở trạng thái năng lượng xác
định tại một thời điểm nhất định là tỷ số giữa số dịch chuyển hạt nhân tự phát ở
trạng thái năng lượng đó, , trong khoảng thời gian .
=



(1.15)
+ đơn vị của hoạt độ phóng xạ là Becquerel (Bq), 1 Bq = 1 


Liều hấp thụ, D
+ là tỷ số giữa năng lượng trung bình 
e
của bức xạ ion hóa truyền cho khối lượng

=

e

(1.16)
+ đơn vị của liều hấp thụ là .

, đơn vị thường dùng là Gray (); 1 =
1 .


Tương đương liều, H
+ là tích số của liều hấp thụ, , tại một vị trí trong mô với hệ số phẩm chất, , của
bức xạ gây ra liều hấp thụ  tại điểm đó
=. (1.17)
+ đơn vị của liều hấp thụ là .

, đơn vị thường dùng là Sievert (Sv)
Suất tương đương liều, 

̇

+ là tỷ số giữa độ biến thiên tương đương liều  trong khoảng thời gian 

̇
=


(1.18)
9

+ đơn vị của suất tương đương liều là .

.

, đơn vị thường dùng là .


Tương đương liều môi trường, 
∗
()
+ tương đương liều môi trường, 
∗
(), tại một điểm trong trường bức xạ là tương
đương liều tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng và định hướng trong quả cầu ICRU
tại độ sâu  trên bán kính ngược hướng của trường bức xạ (minh họa trong Hình
1.2b). Đơn vị của tương đương liều môi trường là .

, đơn vị thường dùng là


a) b) c)
Hình 1.1:

Hình ảnh mô tả a) trường bức xạ thực, b) trường bức xạ mở rộng và định
hướng, c) trường bức xạ định hướng. Hình tròn nét đứt trong hình b) và c)
mô tả kích thước yêu cầu đối với trường bức xạ tương ứng đó

+ đối với bức xạ đâm xuyên mạnh, độ sâu  = 10 mm hiện tại đang được khuyến
cáo sử dụng. Tương đương liều môi trường trong trường hợp này ký hiệu là

∗
(10).
+ đối với bức xạ đâm xuyên yếu, độ sâu  = 0.07 mm và  = 3 mm hiện tại đang
được khuyến cáo sử dụng cho da và mắt. Tương đương liều môi trường trong
trường hợp này được ký hiệu lần lượt là 
∗
(
0.07
)
và 
∗
(
3
)
.
Tương đương liều định hướng, 


(,
W
)
+ tương đương liều định hướng, 

(,
W
), tại một điểm trong trường bức xạ là
tương đương liều được tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng tại độ sâu  trên bán
kính của quả cầu ICRU theo hướng
W
xác định (minh họa trong Hình 1.2a). Đơn
vị đo của tương đương liều định hướng là .

, đơn vị thường dùng là .
10




a) trường bức xạ mở rộng b) trường bức xạ mở rộng và định hướng
Hình 1.2: Cấu trúc trường bức xạ của hình cầu ICRU tại điểm P’ mà tại đó tương
đương liều được xác định. Bức xạ có thể tương tác với hình cầu từ
nhiều hướng khác nhau trong trường bức xạ mở rộng. H’(d,
W
) định
nghĩa cho hướng
W
trên véctơ bán kính tại độ sâu d. Trong trường bức

xạ mở rộng và định hướng, véctơ bán kính trong việc xác định H
*
(d)
luôn ngược hướng với hướng của trường bức xạ
Tương đương liều cá nhân, 

()
+ là tương đương liều trong mô ICRU, tại một điểm thích hợp  bên dưới cơ thể.
Đơn vị của tương đương liều cá nhân là .

, đơn vị thường dùng là . Mọi
giá trị tương đương liều cá nhân cần phải đưa ra giá trị độ sâu .
+ đối với bức xạ đâm xuyên mạnh, độ sâu  = 10 mm hiện tại đang được khuyến
cáo sử dụng. Tương đương liều cá nhân trong trường hợp này ký hiệu là 

(10).
+ đối với bức xạ đâm xuyên yếu, độ sâu  = 0.07 mm và  = 3 mm hiện tại đang
được khuyến cáo sử dụng cho da và mắt. Tương đương liều cá nhân trong trường
hợp này được ký hiệu lần lượt là 

(
0.07
)
và 

(
3
)
.
+ Việc chuẩn liều kế cá nhân, các đại lượng được định nghĩa 


(), phải quan tâm
tới các phantom tương ứng chứa mô ICRU như sau:
 phantom cơ thể người với kích thước 30 cm x 30 cm x 15 cm để mô tả
cơ thể người (cho việc chuẩn liều toàn thân)
11

 phantom gối, là một hình trụ tròn với đường kính 7.3 cm, dài 30 cm,
để mô tả cẳng tay hoặc cẳng chân (cho việc chuẩn liều kế đeo tại cổ
tay hoặc mắt cá chân)
 phantom que, là một hình trụ tròn với đường kính 1.9 cm, dài 30 cm,
để mô tả ngón tay (cho việc chuẩn liều kế nhẫn)
Bảng tóm tắt các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ
Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ
Bức xạ chiếu ngoài Đại lượng giới hạn
Đại lượng hoạt động
đo liều
môi trường
đo liều
cá nhân
Bức xạ
đâm xuyên mạnh
Liều hiệu dụng

∗
(10)



(10)

Bức xạ
đâm xuyên yếu
Liều da

∗
(0.07,
W
)



(0.07)

Liều cho thủy tinh thể của mắt


∗
(3,
W
)



(3)

Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng hoạt động và trường bức xạ neutron

Trường bức xạ neutron chuẩn
Đại lượng vật lý mô tả trường bức xạ neutron chuẩn

Thông lượng neutron,
F
(,
W
)

Liều hấp thụ,


Đại lượng dùng trong chuẩn, bắt nguồn từ đại lượng vật lý
Tương đương liều môi trường,

∗
()

Tương đương liều định hướng,


(,
W
)

Tương đương liều cá nhân,


()
, trong phantom với thành phần mô
Hình 1.3:

Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho một trường

bức xạ neutron chuẩn và các đại lượng dùng trong chuẩn
12

1.3. Tương tác của neutron với vật chất
Để ghi nhận neutron hay để che chắn an toàn bức xạ đối với neutron người ta
dựa trên tương tác của neutron với vật chất. Trong phần này, tác giả của luận văn
muốn giới thiệu những kiến thức cơ bản về tương tác của neutron với vật chất nhằm
giúp đọc giả có cái nhìn tổng quan về đo đạc neutron nói chung và chuẩn liều
neutron nói riêng theo hai cấp độ khác nhau:
 mức độ vi mô: tương tác của neutron với các hạt và hạt nhân
 mức độ vĩ mô: tương tác của neutron với vật liệu hỗn hợp
1.3.1. Tương tác ở cấp độ vi mô
Khái niệm tiết diện tương tác vi mô,
s

+ khi một chùm neutron có cùng năng lượng đi hướng tới một lớp vật liệu mỏng thì
một số neutron có thể đi xuyên qua lớp vật liệu đó mà không xảy ra bất kỳ tương
tác nào, một số khác có thể tương tác với các phân tử hay nguyên tử của vật liệu
và thay đổi hướng chuyển động cũng như năng lượng của chúng. Một số neutron
có tương tác với vật chất có thể vẫn đi xuyên qua vật chất, tuy nhiên một số khác
có thể bị hấp thụ bởi vật chất mà chúng tương tác. Xác suất các neutron bị hấp
thụ bởi vật chất tương tác ta gọi đó là tiết diện hấp thụ neutron (là tỷ số giữa số
neutron bị hấp thụ trên mật độ nguyên tử của vật chất bia trong một đơn vị diện
tích). Do đó đơn vị của tiết diện tương tác giống như đơn vị của diện tích, đơn vị
thường dùng là 

.
Mối quan hệ giữa vận tốc và năng lượng của neutron
Tiết diện tương tác tổng cộng của neutron phụ thuộc nhiều vào vận tốc của nó.
Trong mục này, mối quan hệ giữa vận tốc và năng lượng của neutron được đề cập

đến, giúp cho đọc giả có thể ước lượng được thời gian neutron có mặt trong vùng
ghi nhận của thiết bị đo. Theo thuyết cổ điển, khi một hạt có khối lượng  chuyển
động với vận tốc  thì động năng  nó nhận được sẽ là:
=
.

2
(1.19)
13
Đối với neutron có động năng  (tính theo MeV) và vận tốc  (tính theo m/s)
thì mối quan hệ giữa chúng được biểu diễn qua công thức[14]:
=5.227 × 10

.

(1.20)
và:
=1.383 × 10

.
/
(1.21)


Hình 1.4: Mối quan hệ giữa vận tốc và động năng của neutron
từ mối quan hệ này ta có thể ước lượng được khoảng thời gian  (tính theo s) mà
neutron với năng lượng nhất định 

(tính theo MeV) đi qua một lớp vật chất mỏng
có bề dày là  (tính theo m) theo công thức sau:

=

1.383 × 10

.

/
(1.22)
Các loại tương tác của neutron
Neutron khi tương tác với vật chất có rất nhiều loại phản ứng xảy ra, tuy nhiên
có hai loại phản ứng chính đó là tán xạ và hấp thụ neutron như được phân loại trong
Hình 1.5. Khi neutron  tương tác với hạt nhân  sinh ra hạt nhân  và giải phóng
hạt  thì phản ứng đó được ký hiệu là (,), hạt nhân nặng được đặt ngoài dấu
ngoặc đơn. Ví dụ khi neutron () tương tác với 


tạo thành 


và proton ()
được ký hiệu là: 


(,)


.
Trong phản ứng tán xạ neutron có hai loại tán xạ là tán xạ đàn hồi và tán xạ
không đàn hồi. Ở tán xạ đàn hồi, tổng động năng của neutron và hạt nhân là không
thay đổi, trong tán xạ này một phần năng lượng của neutron được truyền cho hạt

Động năng của neutron (MeV)
Vận tốc của neutron (m/s)
14

nhân bia. Khi neutron có động năng ban đầu 

tương tác với hạt nhân bia với số
khối  thì độ mất năng lượng trung bình của neutron sau một lần tương tác sẽ là
2.

./(+1)

.















Nghĩa là sau một lần tương tác động năng của neutron tán xạ còn lại sẽ là:
=


.



+ 1
(
 +1
)


(1.23)
sau n lần tương tác, động năng của neutron tán xạ còn lại là:


=

.



+ 1
(
 +1
)



(1.24)
từ công thức (1.24) nhận thấy các vật liệu có số khối  nhỏ sẽ rất hiệu quả trong

việc làm chậm neutron và ta có thể tính được số lần tương tác, n, để động năng của
neutron giảm từ 

xuống 

theo công thức:
=
lg (

/

)
lg [
(


+ 1
)
/( +1)

]
(1.25)
Tương tác của neutron
Phản ứng tán xạ neutron Phản ứng hấp thụ neutron
(,’)
Tán xạ
phản đàn
hồi

(,)

Tán xạ
đàn hồi


(,)
(,
a
)
(,)
Sinh ra
hạt mang
điện

…v.v
(,
g
)
Sinh ra
bức xạ
điện từ

(,2)
(,3)
(,4)

Sinh ra
neutron


…v.v

(,)
Sinh ra
mảnh
phân hạch

Hình 1.5: Tương tác của neutron với vật chất; các ký hiệu trong ngoặc đơn lần lượt diễn tả
các hạt vào và hạt ra của phản ứng; n: neutron, p: proton,
g
: photon,
a
: alpha,
d: deuterium, f: mảnh phân hạch
15

tán xạ đàn hồi là quá trình quan trọng nhất trong việc làm nhiệt hóa neutron. Bảng
1.2 là một số ví dụ về số lần tán xạ đàn bồi cần thiết để nhiệt hóa neutron từ năng
lượng 2 MeV xuống còn 0.025 eV.
Bảng 1.2: Số lần tán xạ đàn hồi trung bình cần thiết để giảm năng lượng
của neutron từ 2 MeV xuống 0.025 eV đối với một số nguyên tố.
Nguyên tố Số khối Số tương tác cần thiết
H 1 27
D 2 31
He 4 48
Be 5 92
C 12 119
U 238 2175
Ở tán xạ phản đàn hồi, hạt nhân bia sau tương tác có sự thay đổi trạng thái
(chuyển sang trạng thái kích thích) và cuối cùng phát ra bức xạ. Trong trường hợp
này tổng động năng của neutron và của hạt nhân sau tán xạ nhỏ hơn động năng ban

đầu của neutron tới vì một phần động năng ban đầu của neutron đã tham gia vào
quá trình kích thích hạt nhân bia. Trong trường hợp này rất khó nói về lượng động
năng bị mất đi của neutron tới vì nó tùy thuộc rất nhiều vào các yếu tố khác nhau
(như mức năng lượng bên trong hạt nhân, loại bức xạ phát ra), tuy nhiên một điều
hiển nhiên rằng neutron sau tương tác sẽ giảm tốc độ và thay đổi hướng chuyển
động. Nếu trạng thái năng lượng kích thích của hạt nhân quá lớn so với năng lượng
của neutron tới thì tán xạ phản đàn hồi không thể xảy ra. Đặc biệt, hạt nhân của
nguyên tử  không có trạng thái kích thích, do đó trong trường hợp này chỉ có tán
xạ đàn hồi có thể xảy ra. Nói chung, quá trình tán xạ làm chậm neutron chính là
nguyên lý cơ bản cho việc chế tạo một số đầu đo neutron.
Thay vì bị tán xạ bởi hạt nhân, neutron cũng có thể bị hấp thụ và sau phản ứng
có thể cho ra các sản phẩm rất đa dạng (như được chỉ ra trong Hình 1.5). Cấu trúc
bên trong của hạt nhân có thể bị sắp xếp lại và một hoặc nhiều tia gamma hay các
16

hạt tích điện (phổ biến hơn cả là proton, deuteron và hạt alpha) có thể được phát ra.
Hạt nhân cũng có thể tự nó giải thoát các neutron thừa. Việc phát ra một neutron là
không thể phân biệt được ở những sự kiện tán xạ. Nếu hơn một neutron được phát
ra sau phản ứng khi đó số neutron sau phản ứng sẽ lớn hơn số neutron trước phản
ứng (số neutron trong trường hợp này được nhân lên). Cuối cùng có thể dẫn đến sự
kiện phân hạch (phát ra hai hoặc nhiều hơn các mảnh phân hạch - là các hạt nhân có
số khối ở mức trung gian) và sinh ra số neutron nhiều hơn trạng thái ban đầu.
Nhiều loại đầu đo neutron được sản xuất sử dụng nguyên lý hấp thụ neutron
( 

, 

, 

thường được sử dụng trong đầu đo vì tiết diện hấp thụ neutron

chậm để tạo ra các hạt mang điện của chúng lớn).
Khi chúng ta chỉ cần làm chậm neutron thì phải chọn các vật liệu mà tiết diện
hấp thụ neutron thấp. Ví dụ:  có tiết diện tán xạ lớn hơn , tuy nhiên  cũng lại
có tiết diện hấp thụ neutron lớn hơn của  dẫn đến  lại tạo ra nhiều neutron nhiệt
hơn . Do đó trên thực tế người ta thường dùng  cho mục đích làm chậm neutron
thay vì dùng .
Ta quy ước, tiết diện tương tác của các loại phản ứng khác nhau như được đề
cập trong Hình 1.5 ở trên lần lượt như sau:


: tiết diện tương tác tổng cộng (

+ 

)


: tiết diện tương tác tổng cộng của hiệu ứng tán xạ (

+ 

)


(hay 
,
): tiết diện tương tác của hiệu ứng tán xạ đàn hồi


(hay 

,
): tiết diện tương tác của hiệu ứng tán xạ phản đàn hồi
σ

(hay σ

): tiết diện tương tác của hiệu ứng hấp thụ (bắt)
σ

: tiết diện tương tác của hiệu ứng không tán xạ đàn hồi (σ

- σ

)
σ
,g
: tiết diện tương tác của hiệu ứng bắt phát xạ
σ

(hay σ
,
): tiết diện tương tác của hiệu ứng phân hạch
σ
,
: tiết diện tương tác của phản ứng (n,p)
Sự phụ thuộc năng lượng của tiết diện tương tác
Tiết diện tương tác của tất cả các loại tương tác có thể của neutron với vật chất
đều phụ thuộc vào năng lượng của neutron tới (nói cách khác là phụ thuộc vào vận
17

tốc của nó). Phần này nhằm giới thiệu tới đọc giả một số đặc điểm chung về sự phụ
thuộc năng lượng của tiết diện tương tác và minh họa sự phụ thuộc đó bằng hình vẽ
cho một số hạt nhân quan trọng.
Có thể xem như một quy tắc chung là tiết diện tương tác sẽ giảm khi năng
lượng của neutron tới tăng lên. Tại vùng năng lượng thấp (nhỏ hơn 1 MeV), tiết
diện tương tác của hiệu ứng tán xạ đàn hồi gần như là hằng số trong khi đó tiết diện
tương tác của hiệu ứng tán xạ phản đàn hồi và hấp thụ neutron lại tỷ lệ nghịch với
nghịch đảo của vận tốc neutron (1/). Do đó, tại năng lượng thấp tiết diện tương
tác tổng cộng sẽ gần như là hằng số hoặc giảm theo năng lượng neutron tùy thuộc
vào loại phản ứng chiếm ưu thế tại đó.
Đối với hạt nhân 

, tiết diện tương tác của phản ứng tán xạ phản đàn hồi
chiếm ưu thế do đó tiết diện tương tác tổng cộng giảm theo hàm 1/. Xu hướng
tương tự như vậy đối với hầu hết các hạt nhân nhẹ (như ) và hạt nhân trung bình
(như ), trên Hình 1.6 minh họa cho phần năng lượng thấp của neutron tới.
Tại những vùng năng lượng cao hơn, tiết diện tương tác có thể có các đỉnh
chồng chập lên nhau, các đỉnh này gọi là các đỉnh cộng hưởng. Các đỉnh cộng
hưởng xảy ra với những năng lượng neutron mà tại đó phản ứng với hạt nhân được
gia tăng. Ví dụ đỉnh cộng hưởng sẽ xảy ra nếu hạt nhân bia và neutron bị hấp thụ
tạo thành hạt nhân hợp phần và năng lượng đóng góp bởi neutron tới gần với trạng
thái kích thích của hạt nhân hợp phần.
Đối với các hạt nhân nặng, đỉnh cộng hưởng lớn và hẹp xuất hiện với năng
lượng neutron trong dải eV. Đối với năng lượng neutron trong vùng keV, các đỉnh
cộng hưởng có thể rất gần nhau nên khó phân biệt. Trong vùng năng lượng MeV,
các đỉnh cộng hưởng trở nên thưa thớt và rất rộng, tiết diện tương tác tại vùng này
trở nên phẳng và đôi khi có những điểm cuộn lên.

18

a)


[15]
b)

[14] c)

[14]
Hình 1.6: Sự phụ thuộc năng lượng của tiết diện tương tác của một số hạt nhân. Trục
nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết
diện tương tác tổng cộng (tính theo barn)
Đối với các hạt nhân nhẹ, đỉnh cộng hưởng chỉ xuất hiện trong vùng năng
lượng MeV, hơn nữa thường rộng và tương đối nhỏ.
Đối với các hạt nhân có khối lượng trung bình (như Cd, Fe, Ni), các đỉnh cộng
hưởng thường xuất hiện dưới 1keV, các đỉnh cộng hưởng có độ cao và rộng nằm
trung gian giữa giá trị của hạt nhân nặng và hạt nhân nhẹ.
Một số ngoại lệ như đối với H

và H

, chúng không có đỉnh cộng hưởng và
đối với các hạt nhân có số “magic” với proton hay neutron thì phản ứng của chúng
cũng tương tự như đối với các hạt nhân nhẹ bất chấp khối lượng nguyên tử thực của
chúng.
Trên thực tế, khi cần sử dụng đến tiết diện tương tác của hạt nhân nào đó
chúng ta cần phải tra bảng số liệu từ các tài liệu thích hợp vì không có cách thuận
tiện nào có thể tính được tiết diện đó. Một số ví dụ về tiết diện tương tác vi mô được
đề cập trong Bảng 1.3

Một số tiết diện phân hạch bởi neutron là rất quan trọng cho phân tích không
phá hủy được chỉ ra trong Hình 1.7. Đồng vị phân hạch U

, Pu

có tiết diện
19

phân hạch lớn (khoảng 1000 ) bởi neutron nhiệt hoặc gần nhiệt. Đối với quá trình
phân hạch bởi neutron nhanh (từ 10 keV đến 10 MeV) tiết diện tương tác này giảm
xuống còn 1 đến 2. Đồng vị làm giàu U

và Pu

có tiết diện phân hạch không
đáng kể đối với năng lượng neutron thấp nhưng lại thể hiện “ngưỡng” gần năng
lượng 1 MeV (quanh giá trị năng lượng này tiết diện phát xạ của hai đồng vị làm
giàu U

, Pu

này có giá trị gần với giá trị đó của hai đồng vị phân hạch U

,
Pu

).

Hình 1.7: Tiết diện phân hạch của một số đồng vị phân hạch quan trọng (
235

U,
239
Pu) và
đồng vị làm giàu (
238
U,
240
Pu). Trục nằm ngang là năng lượng của neutron
(tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện phát xạ (tính theo barn)
1.3.2. Tương tác ở cấp độ vĩ mô
Tiết diện tương tác vĩ mô
Mặc dù tương tác của neutron với vật chất ở cấp độ vi mô cho chúng ta những
khái niệm cơ bản về tương tác của neutron với vật chất mỏng (các hạt cơ bản), tuy
nhiên trên thực tế các đo đạc thường được thực hiện với các mẫu, thiết bị dày chứa
hỗn hợp các thành phần vật chất khác nhau. Để giải thích được điều này chúng ta
cần phải dùng tới khái niệm tiết diện tương tác vĩ mô.
Khái niệm tiết diện tương tác vĩ mô xuất hiện khi chúng ta nói về một chùm
neutron song song truyền qua một vật liệu bia (thiết bị đo) dày. Trong trường hợp
này, lớp bề dày của bia có thể coi như một tập hợp nhiều lớp nguyên tử mỏng, với