ĐỊNH CHUẨN NĂNG LƯỢNG VÀ ĐỘ PHÂN GIẢI NĂNG LƯỢNG GAMMA DỰA VÀO BỜ COMPTON CHO DETECTOR NHẤP NHÁY PLASTIC

Tiểu ban VẬT LÝ KỸ THUẬT – HẢI DƯƠNG HỌC


II-P-1.1
ĐỊNH CHUẨN NĂNG LƯỢNG VÀ ĐỘ PHÂN GIẢI NĂNG LƯỢNG GAMMA DỰA VÀO BỜ
COMPTON CHO DETECTOR NHẤP NHÁY PLASTIC
Nguyễn Kim Nguyệt Phượng(1), Võ Hồng Hải(2)
(1) Trung tâm giáo dục thường xuyên - Quận 7, Tp. HCM
(2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong đề tài này, chúng tôi thực hiện khảo sát sự ảnh hưởng của độ phân giải lên bờ Compton dựa vào
mô phỏng GEANT4. Tìm mối liên hệ giữa vị trí đỉnh bờ Compton và vị trí một nữa bờ Compton ứng với các độ
phân giải khác nhau. Chúng tôi thực hiện khảo sát cho một số năng lượng gamma khác nhau ứng với nguồn đơn
năng. Từ đó, tìm ra quy luật về sự ảnh hưởng của độ phân giải lên bờ Compton theo năng lượng. Kế đó, chúng
tôi thực hiện cho phổ thực nghiệm, dựa vào tính toán từ mô phỏng, xác định định chuẩn năng lượng và độ phân
giải cho phổ thực nghiệm, từ đó nhận xét và đánh giá.

DETERMINATION OF ENERGY RESOLUTION BASE ON COMPTON EDGE FOR
PLASTIC SCINTILLATION DETECTION
Abstract
In this topic, we conducted a survey of the impact on bank resolution Compton simulation based on
GEANT4. Find the relationship between the peak position and location a bank of Compton Compton shore again
with different resolutions. We conducted surveys for a number of different gamma energy to the power source
unit. From there, find out about the rule's impact on bank resolution under Compton energy. Next, we performed
the experimental spectrum, based on calculations from the simulation, define standards and energy resolution of
the experimental spectrum, which reviewed and evaluated.

___________________________________

Email liên hệ:

II-P-1.2
KHẢO SÁT BƯỚC ĐẦU ĐẶC TÍNH KỸ THUẬT HỆ THIẾT BỊ ĐO HOẠT ĐỘ ALPHABETA PHÔNG THẤP ĐA ĐẦU ĐO
Nguyễn Thị Mỹ Dạ(1), Nguyễn Văn Thắng(1), Trương Thị Hồng Loan(2), Lê Công Hảo(2)
(1) PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Thiết bị phân tích tổng nồng độ phóng xạ alpha/beta phông thấp đa đầu đo là một thiết bị được ứng
dụng trong đo đạc hạt nhân nhằm đánh giá nồng độ phóng xạ alpha/beta trong một đơn vị mẫu (khối lượng, thể
tích,...). Ưu điểm chính của thiết bị là có thể khảo sát đồng thời nhiều mẫu đo trong một thời gian dài. Thiết bị
bao gồm hệ bốn detector đo mẫu và một detector ghi nhận bức xạ vũ trụ được bao bọc trong khối chì dày nhằm
loại bỏ tối đa ảnh hưởng phông đến kết quả đo đạc. Thiết bị kết nối với máy tính thông qua cổng USB 2.0. Các
thao tác đo đạc được điều khiển hoàn toàn bằng phần mềm Apex-Alpha/Beta. Hệ điện tử để ghi nhận, phân tích
dữ liệu được tích hợp bên trong detector. Trong báo cáo, chúng tôi trình bày kết quả cho khảo sát bước đầu
thông số kỹ thuật đặc trưng của hệ thiết bị: đường plateau đặc trưng, hiệu suất ghi nhận,… Xây dựng quy trình
chuẩn khi tiến hành làm việc với hệ. Đồng thời, báo cáo cũng trình bày kết quả khảo sát nồng độ phóng xạ đối
với một số mẫu khí tại ĐH Khoa học Tự Nhiên (Cơ sở Linh Trung, Thủ Đức).

INITIAL INVESTIGATION THE SCIENTIFICT SPECIFICATION OF MULTI-DETECTOR
LOW BACKGROUND ALPHA/BETA COUNTING SYSTEM
Abstract
The multi-detector low background alpha/beta counter (LB4200) is the nuclear equipment. It is suitable
to determinate the gross alpha and gross beta concentration in the sample unit (volume, mass,…). The LB4200 is
perfect for applications requiring high sample throughput with long times, or where a number of sample must be
counted at the same time. The equipment is configured with four detectors to measure the radiation
concentration, and one extra detector to eliminate the cosmic rays signal. All of the detectors are protected by the
thickness lead block in order to annul the background. The equipment is connected with the computer via USB
2.0. The data are recorded and treated by the electronic system which is integrated with the equipment. All of the
LB4200’s operations are completely controlled by the Apex-Alpha/beta software. In the article, we present the
initial investigation the specification of the LB4200 equipment, such as: plateau, effective, ext. Moreover, the

report gives information about the standard processed for the operation of equipment. On the other hand, some of
the measurement result of air sample is sampled in University of Science (Linh Trung, Thu Duc district) to be
still show in the report.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.3
KHẢO SÁT DAO ĐỘNG OFFSET DỌC TRỤC CHO LÒ PHẢN ỨNG WWER-1000 SỬ
DỤNG PHẦN MỀM WWER-1000
Nguyễn Thị Thanh Tuyền, Phan Lê Hoàng Sang, Võ Hồng Hải
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong hoạt động của các lò phản ứng neutron nhiệt, thường luôn có sự xuất hiện của các dao động
xenon không gian. Bản chất của các dao động này là phần lớn công suất sẽ tập trung tại một vị trí nhỏ trong thể
tích lõi lò, làm phá vỡ tính cân bằng của các phân bố công suất trong các vùng không gian lõi lò. Đại lượng đặc
trưng cho sự phân bố công suất theo chiều cao lõi lò là offset dọc trục. Trong đề tài này, nguyên nhân hình thành
dao động offset dọc trục và các đặc trưng của chúng được xem xét. Chúng tôi tiến hành khảo sát dao động offset
dọc trục ở đầu (BOC) và cuối (EOC) chu trình nhiên liệu ở các độ làm giàu loading 1 và loading 5 trong lò phản
ứng WWER-1000, sử dụng phần mềm WWER-1000 được cung cấp bởi IAEA. Kết quả đạt được đó là: (1) sự
hình thành dao động offset dọc trục được giải thích là do sự chênh lệch tuần hoàn giữa nồng độ tĩnh i-ốt, xenon
và thông lượng neutron ở nửa trên lõi lò diễn ra sớm hơn so với nửa dưới lõi lò, khi đưa nhóm điều khiển số 1
vào đáy lõi lò; (2) sự khác nhau về bản chất và các đặc trưng của dao động offset dọc trục cũng được nêu rõ về
mặt định tính, cụ thể là trong cùng một độ làm giàu nhiên liệu, ở đầu chu trình, offset dọc trục sẽ dao động lớn
hơn và tắt dần chậm hơn so với cuối chu trình. Đối với hai độ làm giàu nhiên liệu khác nhau, ở độ làm giàu cao,
offset dọc trục sẽ dao động nhỏ hơn và tắt dần nhanh hơn so với độ làm giàu thấp.

STUDY ON AXIAL OFFSET OSCILLATION FOR WWER-1000 REACTOR BY USING

WWER-1000 SIMULATOR
Abstract
In the operation of thermal neutron reactors, it is known that the spatial xenon oscillations arise
frequently. The nature of these oscillations is the most of power concentrate just at a small region in the reactor
core volume. The characteristic parameter for the axial power distribution is axial offset. In this subject, the
cause of axial offset oscillation and its characteristics are studied. We investigate axial offset oscillation in begin
of fuel cycle (BOC) and end of fuel cycle (EOC) of loading 1 enrichment and loading 5 enrichment for WWER1000 reactor, using WWER-1000 reactor simulation program that was originally developed by IAEA. The
results are: (1) the formation of axial offset oscillation is due to periodic deviation from an equilibrium
distribution of iodine, xenon and neutron flux density between the upper half and the lower half of the reactor
core, when the control group number 1 is inserted into the bottom of reactor core; (2) regarding the same fuel
enrichment, in BOC, offset oscillates with larger amplitude and slower damping than in EOC. On the other hand,
in higher fuel enrichment, offset oscillates with smaller amplitude and quicker damping than in lower fuel
enrichment.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.4
XÂY DỰNG HỆ PHÂN TÍCH ĐA KÊNH MCA SỬ DỤNG OSCILLOSCOPE VÀ PHẦN MỀM
LABVIEW CHO DETECTOR NaI(Tl)
Nguyễn Quốc Hùng, Nông Tiến Toản, Võ Hồng Hải
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong bài báo này, chúng tôi phát triển một hệ phổ kế gamma dùng detector nhấy nháy NaI(Tl) 3inch x
3inch và hệ phân tích đa kênh sử dụng phần mềm LabVIEW cho Oscilloscope 1GSa-8bits. Oscilloscope này có
chức năng ghi nhận dạng xung và truyền số liệu lên máy tính qua cổng COM. Phần mềm LabVIEW tìm độ cao
xung và hình thành phổ. Một máy phát xung và ba nguồn phóng xạ gamma được sử dụng để đánh giá hoạt động
của hệ đo. Hệ phổ kế được phát triển nhằm phục vụ cho giảng dạy và nghiên cứu tại bộ môn Vật lý Hạt nhân,

Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, Tp. HCM

MULTICHANNEL ANALYZER (MCA) BASED ON OSCILLOSCOPE AND LABVIEW FOR
GAMMA RAY DETECTOR NaI(Tl)
Abstract
In this article, we develop a gamma spectroscopy with NaI(Tl) scintillation detector of 3inch x 3inch,
and a multichannel analyzer (MCA) based on using of LabVIEW for GDS-1152A Oscilloscope 1GSa-8bits data
acquisition. This oscilloscope have functions that make waveform measurements and transfer to Computer via
COM port. The pulse-height spectrum is accumulated by data processing with LabVIEW. A pulse generator and
three standard radioisotope sources of 133Ba, 60Co and 137Cs are used for evaluating the performance of the
system. The development of the gamma spectroscopy NaI(Tl) will be used for gamma study in Department of
Nuclear Physics, University of Science, VNU-HCMC.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.5
NGHIÊN CỨU ẢNH HƯỞNG CỦA VẬT LIỆU MẪU TỚI HIỆU SUẤT ĐỈNH CỦA ĐẦU DÒ
HPGE GC3520 BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP
Vũ Ngọc Ba
PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, ảnh hưởng của mật độ, thành phần mẫu lên hiệu suất đỉnh của đầu dò HPGe
GC3520 được nghiên cứu bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP4C2 của
phòng thí nghiệm Los Alamos, Mỹ. Trong nghiên cứu này mẫu môi trường có dạng trụ đồng nhất, cao 3cm được
khảo sát. Hiệu suất đỉnh của đầu dò được tính toán khi cho mẫu đo có mật độ giống nhau 1,52g/cm 3 nhưng thành
phần mẫu khác nhau và khi các mẫu có thành phần giống nhau, mật độ thay đổi 1,2; 1,4; 1,6; 1,8 và 2 g/cm3. Bên
cạnh đó hiệu suất của mẫu đo ở mật độ cố định 1,52g/cm3 nhưng độ cao thay đổi từ 2 đến 4 cm cũng được đánh

giá. Từ dữ liệu có được tìm ra quy luật phụ thuộc của đường cong hiệu suất theo mật độ, thành phần mẫu và xây
dựng hình học mẫu tối ưu cho hệ phổ kế.

STUDY OF THE INFLUENCE OF SAMPLE MATERIAL ON PEAK EFFICIENCY OF
HPGE DETECTOR GC3520 BY SIMULATION USING MCNP CODE
Abstract
In this work, the influence of density, composition of sample on peak efficiency of HPGe detector
GC3520 were studied by using MCNP4C2 code of the Los Alamos Laboratory. The environmental samples
were homogeneously filled in cylindrical beaker for the sample height of 3 cm. The peak efficiencies of detector
were evaluated under samples of the same density of 1.52 g/cm3 with different sample compositions and the
same sample composition with the different densities of 1.2, 1.4, 1.6, 1.8 and 2 g/cm 3. Besides, the samples with
the same density of 1.52 g/cm3 and the different heights from 2 to 4 cm were also surveyed. From the obtained
data, the dependence of the peak efficiency curves according to the sample densities, compositions were
evaluated, geometry optimization for analysis using the spectrometer were also surveyed.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.6
TÍNH TOÁN TIẾT DIỆN COMPTON CỦA NHÔM, SẮT, ĐỒNG, THÉP C45 VÀ THÉP CT3
TRONG VÙNG NĂNG LƯỢNG 250keV–2600keV
Trần Thiện Thanh, Nguyễn Thảo Ngân, Lê Quang Vương, Nguyễn Thị Bình, Hoàng Đức Tâm,
Châu Văn Tạo
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, tiết diện tán xạ Compton đối với một số vật liệu như nhôm, sắt, đồng, thép C45
và CT3 đã được tính toán bằng chương trình Mathematica và Fortran95 cho vùng năng lượng từ 250keV đến
2600keV. Bên cạnh đó, chương trình MCNP5 và thực nghiệm đã sử dụng kỹ thuật gamma truyền qua để xác

định hệ số suy giảm tuyến tính từ đó tính toán tiết diện Compton. Độ sai biệt lớn nhất 6% cho thấy chương trình
tính toán phù hợp tốt với cơ sở dữ liệu NIST, chương trình MCNP5 và thực nghiệm

CALCULATION OF COMPTON CROSS SECTION OF ALUMINUM, IRON, COPPER, C45
STEEL AND CT3 STEEL IN RANGE 250keV–2600keV
Abstract
In this work, Compton cross section of some materials such as Aluminum, Iron, Copper, C45 steel ang
CT3 steel calculated by Mathematica and Fortran95 codes. Besides, MCNP5 code and experiment used to
gamma transmission technique to determine linear attenuation coefficients, which is based on calculating
Compton cross section. The maximum deviation about 6% shows our codes good agreement with NIST data,
MCNP code and experiment

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.7
MÔ PHỎNG KHÔI PHỤC SỰ CỐ EP TRỞ VỀ TRẠNG THÁI BAN ĐẦU
(CÔNG SUẤT 100%) CHO LÒ WWER-1000
Phạm Văn Hiệu
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong báo cáo này, chúng tôi thực hiện mô phỏng sự cố EP của loại lò WWER-1000 và tiến hành khắc
phục. Gói phần mềm sử dụng là WWER-1000, được tài trợ từ Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA cho
Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, ĐHQG-HCM. Chế độ EP còn có một tên gọi khác là “Hot shutdown”. Chúng
tôi kích hoạt chế độ EP, tất cả các nhóm thanh điều khiển sẽ tự động nhúng ngập vào lõi lò phản ứng, kết quả là
công suất sẽ lò sẽ giảm từ 100% xuống còn 0,009% trong khoảng thời gian 1 phút 30 giây. Đóng vai trò là người
điều khiển, chúng tôi khắc phục sự cố bằng cách điều chỉnh nồng độ acid boric trong mạch chính. Qua khảo sát,
chúng tôi đã tìm ra giá trị nồng độ acid boric tối ưu, vào khoảng 14,75 (g/kg), thì lò ổn định nhất. Chúng tôi khảo

sát và đánh giá các thông số sau: độ phản ứng, vị trí các nhóm thanh điều khiển, công suất lò phản ứng, giá trị
OFFSET, mực nước bình điều áp, áp suất trong ống góp hơi chính và áp suất trong lõi lò. Sau khi phục hồi
khoảng 100 giờ lò vẫn hoạt động ổn định.

RECOVERING REACTOR POWER FROM INCIDENT “HOT SHUTDOWN” BACK TO
INITIAL STATE (POWER 100%) FOR WWER-1000 NUCLEAR REACTOR
Abstract
In this article, we do the simulation to recover reactor power from incident “hot shutdown” back to fullpower state for WWER-1000 nulcear reactor. The simulator WWER-1000 was supported for the University of
Science HCMC by International Atomic Energy Agency (IAEA). In this simulator, “Hot shutdown” is also
called emergency protection (EP). When we activate “hot shutdowm” mode, all of the control groups are
immersed in the reactor core, and the reactor capacity drops from 100% to 0.009% in the 90 seconds. Serving as
the operator, we fix the problem by adjusting the concentration of boric acid in the primary circuit. Through the
survey, we have found an optimal concentration value of boric acid is about 14.75 (g/kg). We study and estimate
the following parameters: reactivity, position of control groups, capacity, offset value, water level of pressurizer,
pressure in the reactor core and MSH (main steam header). After the restoration, the nucelar reactor still works
perfectly during 100 hours.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.8
KHẢO SÁT CÁC THÔNG SỐ ĐẶC TRƯNG BAN ĐẦU CỦA ĐẦU DÒ HPGE GC3520
Trương Hữu Ngân Thy, Vũ Ngọc Ba, Huỳnh Thị Yến Hồng, Trương Thị Hồng Loan
PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, các thông số đặc trưng ban đầu của đầu dò HPGe GC3520 tại phòng thí nghiệm
Kỹ thuật Hạt nhân được đánh giá. Các giá trị có được được so sánh với giá trị danh định của nhà sản xuất nhằm
kiểm tra chất lượng của hệ phổ kế. Bộ nguồn điểm chuẩn Eckert & Ziegler Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs137, Mn-54, Na-22, Zn-65, Am-241, Eu-154 được sử dụng để đo phổ gamma trên hệ phổ kế HPGe này tại các

khoảng cách thay đổi 25 cm, 20 cm, 15 cm, 10 cm , 5 cm và 0 cm so với mặt đầu dò trên giá đỡ mica. Từ bộ số
liệu này, đường cong hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần, đường cong P/T theo các khoảng cách nguồn – đầu
dò khác nhau được xây dựng.

INVESTIGATION OF INITIAL CHARACTERISTICS OF HPGE DETECTOR GC3520
Abstract
In this work, the initial characteristics of HPGe detector GC3520 in the Nuclear Technique Laboratory
were evaluated. The values of them were compared with the nominal values from manufacturer in order to check
the quality of the spectrometer. Besides, the standard point sources of Eckert & Ziegler Ba-133, Cd-109, Co-57,
Co-60, Cs-137, Mn-54, Na-22, Zn-65, Am-241, Eu-154 at different distances of 25 cm, 20 cm, 15 cm, 10 cm, 5
cm, 0 cm from the top of the HPGe detector were measured to obtain the gamma spectra data. From these data,
full energy peak efficiency curves, and P/T curves according to the different distances of the source – detector
were built.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.9
KHẮC PHỤC SỰ CỐ MÁY BƠM TUẦN HOÀN Ở VÒNG SƠ CẤP NGỪNG HOẠT ĐỘNG
CHO LOẠI LÒ ÁP LỰC WWER-1000 BẰNG PHẦN MỀM WWER-1000
Lữ Thế Đăng
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong đề tài này, chúng tôi thực hiện mô phỏng khắc phục một sự cố tai nạn máy bơm tuần hoàn ở vòng
sơ cấp ngừng hoạt động cho loại lò WWER - 1000 (Water Water Energy Reactor – 1000). Gói phần mềm sử
dụng là WWER-1000, được tài trợ từ Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA cho trường ĐH Khoa học Tự
nhiên, ĐHQG-HCM. Các thông số vật lý lò như nồng độ acid boric, vị trí của thanh điều khiển, độ phản ứng,
công suất lò phản ứng, giá trị OFFSET của lò được khảo sát và đánh giá. Kịch bản của sự cố này là một máy

bơm tuần hoàn chính ở vòng sơ cấp ngừng hoạt động. Chúng tôi chủ động tắt máy bơm tuần hoàn để quan sát
các quá trình xảy ra sau đó. Theo kịch bản, chúng tôi sẽ bắt đầu phục hồi công suất lò từ mức 66% bằng cách
điều chỉnh nồng độ acid boric. Sau khi làm theo đúng kịch bản của sách hướng dẫn, chúng tôi mở rộng khảo sát
là để cho công suất lò giảm xuống mức thấp hơn 66% mới bắt đầu tiến hành phục hồi sự cố. Để phục hồi công
suất lò từ mức thấp hơn 66% chúng tôi phải pha loãng acid boric trước khi tiến hành thực hiện các bước như kịch
bản. Qua khảo sát, chúng tôi rút ra kết luận ngưỡng công suất để có thể phục hồi vào khoảng 15%, nếu thấp hơn
mức này thì không thể phục hồi được. Ngoài ra, chúng tôi còn tiến hành khảo sát trường hợp sự cố hai máy bơm
ngừng hoạt động. Sau khi đã phục hồi công suất lò, chúng tôi khảo sát độ ổn định bằng thông số OFFSET (dao
động xenon) của lò.

SIMULATION OF REACTOR COOLANT PUMP TRIPPED IN PRESSURIZED WATER
REACTOR WWER-1000 BY WWER-1000 SIMULATOR PROGRAM
Abstract
In this article, we simulate the trip of reactor coolant pump (RCP) at primary circuit in pressurized
water reactor WWER-1000 (Water Water Energy Reactor-1000). We utilize the simulator program WWER1000 which is provided by International Atomic Energy Agency (IAEA). The physical parameters in reactor
such as boron concentration, position of control rod, reactivity, neutron power, offset are examined and analysed.
Firstly, one RCP trips incidentally and then we observe the transients in order to see how the reactor response to
this kind of incident. According to script, we restart RCP manually when neutron power is 66% by regulating the
boron concentration. Secondly, we examine the situation in which the neutron power is lower than 66%. As
same as the first situation, we return to 100% power by regulating boron concentration. However, we have to
dilute the boron concentration before doing all steps in first situation. As a result, we find the lowest threshold
that we can recover the power of reactor is 15%. If the neutron power is lower than 15% we couldn’t recover the
reactor by regulating boron concentration any more. Finally, we examine the situation in which two RCPs trip
sequently. We do all steps as same as first situation to return the power to 100%. After all, we evaluate the
stability of reactor by parameter offset.

___________________________________

Email liên hệ:

II-P-1.10
TÍNH TOÁN HIỆU SUẤT CỦA ĐẦU DÒ BÁN DẪN HPGE LOẠI N BẰNG
CHƯƠNG TRÌNH MCNP5
Trần Nguyễn Thuỳ Ngân(1), Trương Thị Hồng Loan(2), Trương Hữu Ngân Thy(2), Huỳnh Thị Yến Hồng(2),
Vũ Ngọc Ba(2)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong nghiên cứu này, hiệu suất đỉnh của các năng lượng từ bộ tám nguồn chuẩn (Co-60, Co-57, Cs137, Cd-109, Ba-133, Mn-54, Na-22, Zn-65) tại các khoảng cách khác nhau giữa nguồn và đầu dò được xác định
bằng hệ phổ kế gamma phông thấp sử dụng đầu dò bán dẫn germanium siêu tinh khiết loại n. Đồng thời, cấu
hình hệ đo được xây dựng bằng chương trình mô phỏng MCNP5 dựa trên những thông số được cung cấp bởi nhà
sản xuất và hiệu suất đỉnh của các năng lượng từ bộ nguồn chuẩn được tính toán thông qua phương pháp Monte
Carlo. Do có sự sai khác giữa hiệu suất thực nghiệm và hiệu suất mô phỏng, những thông số của đầu đò từ nhà
sản xuất được khảo sát để xây dựng cấu hình phù hợp cho hệ đo. Cấu hình hệ đo sau khi hiệu chỉnh được dùng
đề tính toán mô phỏng trong các thí nghiệm xác định hoạt độ của mẫu phóng xạ môi trường.

EFFICIENCY CALCULATION OF AN N-TYPE HPGE DETECTOR USING MCNP5 CODE
Abstract
The peak efficiencies of multi-gamma lines from eight point sources (Co-60, Co-57, Cs-137, Cd-109,
Ba-133, Mn-54, Na-22, Zn-65) placed at various source-to-detector distances are determined via a low
background gamma spectroscopy using an n-type HPGe detector. The authors propose a geometrical model of
the n-type detector based on the manufacturer parameters by using MCNP5 code. Effectiveness of the
geometrical model is examined by comparing the theoretical efficiency curve generated by Monte Carlo
technique and the experimental efficiency curve. Since there is considerable disagreement between experimental
and calculated results, a detail study of the geometrical configuration to find optimum configuration is carried
out. The optimum geometrical model of the detector can be employed in conducting experiments to investigate
radioactivity of environmental samples.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.11
NGHIÊN CỨU LIỀU HẤP THỤ TỪ NGUỒN XẠ TRỊ ÁP SÁT ĐỐI VỚI PHAN TOM MIRD-5
BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5
Trương Thị Hồng Loan(1), Ngô Văn Thương(1), Trần Ái Khanh(2), Nguyễn Thị Cẩm Thu(1), Nguyễn Thị
Trúc Linh(1), Lưu Đặng Hoàng Oanh(1), Lương Tiến Phát(1)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang
Tóm tắt
Trong công trình này, phân bố liều hấp thụ trong phantom MIRD-5 từ nguồn gamma đặt trong phổi trái
của phantom được đánh giá bằng chương trình MCNP5. Nguồn xạ trị được khảo sát bao gồm Xe-133 và Tc99m. Trong mô hình này nguồn xạ dạng hình cầu bán kính 0,5cm và hình trụ bán kính đáy 0,5cm có hoạt độ
0,1Ci được khảo sát. Chú ý trong tính toán này thời gian điều trị cho ca bệnh là 4h. Kết quả cho thấy nguồn dạng
trụ phân bố tập trung hơn dạng hình cầu do đó ảnh hưởng lên mô lành ít hơn. Với cùng hoạt độ, nguồn Xe-133
gây liều trung bình lớn hơn nguồn Tc-99m.

STUDY ON ABSORBED DOSE FROM THE BRACHYTHERAPY SOURCE FOR MIRD-5
PHANTOM BY USING MCNP5 CODE
Abstract
In this work, the distribution of absorbed dose in the phantom MIRD-5 from the gamma source placed
in the left lung of phantom were estimated by using MCNP5 code. Xe-133 and Tc-99m were studied as photon
emitter used in radiotherapy. In this model the spherical radiation sources with radius of 0.5cm and a cylindrical
with bottom radius of 0.5cm were surveyed. In this calculation, the phantom was exposed from one of these
sources with its activity of 0.1Ci for a 4 hour treatment. The results show that dose distribution for cylindrical
source is more focused than for spherical source. Therefore healthy tissue will be less vulnerable . With the same
activity, Xe-133 caused a higher averaged dose than Tc-99m source.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.12
SỬ DỤNG TÍNH TOÁN SONG SONG MCNP5 TRONG MÔ PHỎNG PHÂN BỐ LIỀU TIA X
Trần Ái Khanh(1), Trương Thị Hồng Loan(2), Mai Văn Nhơn(2), Đặng Nguyên Phương(3), Nguyễn Thị Kim
Xuyến(2), Nguyễn Anh Tuấn(2), Trần Chí Hiếu(2)
(1) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang
(2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(3) Viện Vật lý, ĐH Freiburg, CHLB Đức
Tóm tắt
Chương trình MCNP5 là một trong những chương trình tính toán phổ biến để giải quyết các bài toán
tính liều trong y học hạt nhân. Tuy nhiên, đối với việc tính toán che chắn tối ưu bằng chương trình MCNP5 trên
máy tính đơn mất khá nhiều thời gian. Điều này sẽ làm hạn chế khả năng tính toán và kết quả thống kê thấp.
Trên thực tế, phương pháp Monte Carlo được sử dụng trong chương trình MCNP5 có thể được song song hóa,
bởi vì mỗi lịch sử hạt được theo dõi riêng lẻ trong một tiến trình độc lập. Tuy nhiên, có nhiều vấn đề cần phải
được xử lý nhằm đạt được một mức độ song song hợp lý. Trong công trình, nhóm tác giả tiến hành tìm hiểu khả
năng song song hóc của chương trình MCNP5. Ngoài ra, với một bài toán mẫu nghiên cứu phân bố liều của máy
X quang chẩn đoán, nhóm tác giả tiến hành tính toán song song trên máy tính đa lõi từ đó đánh giá tốc độ tính
toán khi tiến hành bài toán với nhiều bộ xử lý.

PARALLELIZATION OF MCNP5 CODE IN SIMULATING X-RAY DOSE DISTRIBUTION
Abstract
MCNP5 is one of the most popular ssimulation programs for medical physics calculation. However,
shielding calculation by using MCNP5 on single processor will cost us lot of time. This issue will limit our
calculation and give low statistics results. In fact, the Monte Carlo aprroach aprroach embedded within MCNP is
inhererntly parallel because each particle history can be tracked individually with an independent processor.
However there are many problems that must be resolved to achieve a reasonable level of parallelization. In this
paper, the authors conducted to parallelize the MCNP5 code. A sample problem of dose distribution calculation

was used to test the performance of parallel computing on multi-core computers and evaluate the running speed
with different numbers of processing elements.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.13
CHUẨN HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN CHO ĐẦU DÒ HPGe
BẰNG CHƯƠNG TRÌNH ETNA
Lê Thị Ngọc Trang(1), Huỳnh Đình Chương(1), Trần Thiện Thanh(2)
(1) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, chương trình ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurements)
được sử dụng để chuẩn hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của đầu dò HPGe cho các mẫu thể tích dạng trụ và
Marinelli từ nguồn chuẩn dạng điểm. Đường cong hiệu suất được chuẩn bằng nguồn điểm gamma đơn năng và
đa năng trong khoảng năng lượng 88 - 1408 keV tại khoảng cách 25 cm từ cửa sổ đầu dò để cung cấp dữ liệu đầu
vào cho chương trình ETNA. Các mẫu chuẩn thể tích dạng trụ và Marinelli, với các matrix khác nhau như: cát,
đất, dung dịch HNO3, được đo để xác định hiệu suất thực nghiệm. Hiệu suất tính toán đạt được bằng cách ứng
dụng kỹ thuật chuyển hiệu suất của chương trình ETNA với hình học mẫu giống với thực nghiệm. Kết quả cho
thấy có sự phù hợp tốt giữa hiệu suất thực nghiệm và tính toán.

FULL ENERGY PEAK EFFICIENCY CALIBRATION OF AN HPGe DETECTOR
BY ETNA PROGRAM
Abstract
In this work, ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurements) program is used for full
energy peak efficiency of HPGe detector with volumetric samples - cylinder and Marinelli using point sources.
Efficiency curve is measured with point source emit mono-energetic and multi-gamma emitters in an energy

range 88 – 1408 keV at 25 cm from the detector window to provide input data for ETNA program. Volumetric
samples – cylinder and Marinelli – with different matrices such as: sand, soil, HNO3 solution - are measured to
determine experimental efficiency. Calculated efficiency is obtained by applying efficiency transfer of ETNA
program with geometry and matrix similar to experiment. Results show a good agreement between experimental
and calculated efficiency.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.14
KHẢO SÁT PHÂN BỐ SUẤT LIỀU XUNG QUANH MÁY CHỤP X QUANG CHẨN ĐOÁN
QUY ƯỚC TẠI BỆNH VIỆN NGUYỄN TRÃI BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5
Trương Thị Hồng Loan(1), Văn Thành Trọng(1), Trần Ái Khanh(2), Nguyễn Thị Trúc Linh(1),
Lương Tuấn Anh(1)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang
Tóm tắt
Trong công trình này, phân bố suất liều xung quanh máy X quang chẩn đoán quy ước của bệnh viện
Nguyễn Trãi tại TP. HCM được khảo sát bằng chương trình mô phỏng MCNP5 với mô hình với kích thước
phòng thực tế (5,4m x 4,2m x 3,5m) và kích thước phòng giảm đến giá trị tối thiểu (3m x 3m x 3m). Suất liều
được đo ở khoảng cách khác nhau so với tâm phát đối với cùm sơ cấp ở chế độ chụp cột sống nghiêng 86kV;
32mAs; 160ms. Phân bố suất liều mô phỏng được đánh giá tương ứng bằng chương trình MCNP5 và được chuẩn
theo giá trị đo đạc tại khoảng cách 100cm so với nguồn phát. Với mô hình xây dựng được phân bố suất liều xung
quanh ống phát được đánh giá. Sự an toàn che chắn tại phòng chụp cũng được đánh giá. Kết quả cho thấy suất
liều mà bệnh nhân phải chịu có giá trị quy đổi từ 2,34uSv/s đến 6367,89uSv/s. Suất liều bên ngoài phòng có giá
trị bằng phông môi trường từ 0,08 uSv/s đến 0,52 uSv/s. Các tường che chắn ở nơi khảo sát đảm bảo an toàn bức
xạ ngay cả trong trường hợp kích thước phòng chụp giảm còn (3m x 3m x 3m).

STUDY ON DOSE RATE DISTRIBUTION AROUND X-RAY TUBE USED IN MEDICAL
DIAGNOSIS IN NGUYEN TRAI HOSPITAL BY MCNP5 CODE
Abstract
In this work, the dose rate distribution around X-ray tube used in medical diagnosis at Nguyen Trai
Hospital in HCM City were surveyed by simulation MCNP5 code for the actual room size (5.4 m x 4.2m x 3.5m)
and the minimum room size (3m x 3m x 3m). The dose rate values were measured at the different positions from
the X ray source at the working mode of 86kV; 32mAs; 160ms for spine X- ray. The simulated dose rate
distribution were also done correspondingly by using MCNP5 code and standardized by the measured value at
the 100cm from the X ray source. With MCNP5 simulation model was built, the distributions of the dose rate
around X- ray tube were surveyed. Radiation safety were also evaluated for the shieldings. The results showed
that exposure from X-ray tube to patient are from 2.34 uSv/s to 6367.89 uSv/s. The calculaled dose rate values
outside the room are from 0.08 uSv/s to 0.52 uSv/s shows that the shieldings here are ensuring of radiation safety
even room size reduced at (3m x 3m x 3m).

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.15
XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ 238U, 232Th, VÀ 40K TRONG CÁC
MẪU ĐẤT Ở ĐẮK LẮK DÙNG HỆ PHỔ KẾ GMX
Trương Thị Hồng Loan(1), Phan Thị Hồng Châu(1), Nguyễn Thị Hạnh(1), Trần Nguyễn Thùy Ngân(1), Đổng
Thị Như Ý(1), Trương Hữu Ngân Thy(2), Huỳnh Thị Yến Hồng(2), Vũ Ngọc Ba(2), Lê Thị Ngọc Trang(2)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này hoạt độ phóng xạ gamma của các đồng vị

238

U, 232Th, và 40K có trong các mẫu đất

thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắk được xác định sử dụng hệ phổ kế GMX đầu dò
HPGe. Phương pháp tương đối được dùng với các mẫu chuẩn đất RGU1, RGTh1, RGK1 của IAEA. Kết quả
được đối chiếu với phương pháp tuyệt đối sử dụng phần mềm Angle. Các mẫu đo và mẫu chuẩn được chuẩn bị
trong cùng hình học mẫu dạng Marinelli và được nhốt trong khoảng thời gian một tháng để có sự cân bằng
phóng xạ giữa nguyên tố
226

238

U và các con cháu trong chuỗi. Sự mất cân bằng địa vật lý của

238

U và con cháu

Ra cũng được quan tâm. Từ dữ liệu hoạt độ tính toán được, giá trị suất liều hấp thụ, liều hiệu dụng hằng năm

và chỉ số nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài cũng được đánh giá.

DETERMINATION OF GAMMA RADIOACTIVITY OF 238U, 232Th AND 40K IN SOIL AT
ĐẮK LẮK USING GMX SPECTROMETER
Abstract
In this work, the gamma radioactivities of the isotope 238U, 232Th, and 40K in soil samples collected in an
area of Ea Sol, Dak Lak province were determined using GMX spectroscopy with HPGe detector. Relative
method was used with standard soil samples RGU1, RGTh1, RGK1 from IAEA. The obtained results are
compared with one from the absolute method using Angle software. The analytic samples and standard samples
were prepared in the same geometry of Marinelli beaker. They are locked in these beaker for one month to have

a radioactive equilibrium between the
disequilibrium of

238

U and

226

238

U and their descendants in their chain. A geology – chemistry

Ra were also interested. From the obtained activity data, the values of absorbed

dose rate, annual effective dose and radiation hazard index from external radiation were also evaluated.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.16
TÍNH TOÁN HỆ SỐ CHUYỂN ĐỔI LIỀU DO PHƠI CHIẾU NGOÀI TỪ NGUỒN PHÁT
GAMMA CỦA CHUỔI 238U, 232Th, VÀ 40K TRONG ĐẤT BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5
Trương Thị Hồng Loan(1), Lại Viết Hải(1), Phan Lê Hoàng Sang(1), Trương Hữu Ngân Thy(2), Huỳnh Thị
Yến Hồng(2), Vũ Ngọc Ba(2), Lê Thị Ngọc Trang(2)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt

Trong công trình này hệ số chuyển đổi liều của các cơ quan hoặc mô đối với phantom người trưởng
thành MIRD-5 từ nguồn phát gamma của chuỗi

238

U,

232

Th và

40

K trong đất được tính toán bằng mô phỏng

Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP5. Kết quả được so sánh với giá trị nội suy từ dữ liệu báo cáo của
FGR-12 với năng lượng và cơ quan phơi chiếu tương ứng. Từ đó tính toán liều tương đương và liều hiệu dụng
hàng năm đối với sự chiếu ngoài của một số vùng đất ở Đắk Lắk. Kết quả cho thấy có sự phù hợp tương đối giữa
các giá trị hệ số chuyển đổi liều tương đương tính toán được với giá trị nội suy từ dữ liệu của FGR-12 ở đa số
các cơ quan. Tuy nhiên có sự sai lệch lớn đối với vùng tuyến giáp (69%), mặt xương (23%), thực quản (29%),
buồng trứng (70%). Sự khác nhau giữa hai mô hình tính toán cũng như phan tom được sử dụng có thể là nguyên
nhân gây nên sự lệch này. Điều này sẽ được tìm hiểu thêm ở các công trình tiếp theo.

CALCULATION OF DOSE CONVERSION COEFFICIENTS FOR EXTERNAL EXPOSURE
FROM GAMMA SOURCES OF 238U, 232Th CHAINS AND 40K IN SOIL BY MCNP5 CODE
Abstract
In this work, dose conversion coefficients of the organs or tissues from adult phantom MIRD-5 for
external exposure from the gamma source of chains of

238

U,

232

Th and 40K in soil were calculated by using the

Monte Carlo simulation with MCNP5 code. The calculated values of dose conversion coefficients were
compared with interpolated values from data of FGR-12. From these data, the equivalent dose and annual
effective dose for the external expose from soil in Dak Lak highlands were calculated. It is noted that there are a
relatively consistent between the simulated values of the dose conversion coefficients and interpolated values
from FGR-12 data in most organs. However, there are major discrepancies between them for the thyroid (69%),
bone surface (23%), esophagus (29%), ovarian (70%). The difference between the two models of calculation as
well as used phantom could be cause of these difference. This will be studied further in subsequent work of the
authors.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.17
KHẢO SÁT ĐƯỜNG CONG HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN CỦA ĐẦU DÒ
HPGE GC3520 BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG GEANT4
Lưu Đặng Hoàng Oanh
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, chúng tôi đã xây dựng mô hình cho hệ phổ kế gamma HPGe GC3520 hiện đang
có tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân bằng chương trình mô phỏng Geant4. Nội dung nghiên cứu chủ yếu
tập trung khảo sát sự thay đổi đường cong hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của các nguồn điểm tại 3 vị trí

lần lượt là 15, 20 và 25 cm của nguồn so với bề mặt đầu dò HPGe. Ngoài ra, còn kết hợp mô phỏng với thực
nghiệm để đưa ra nhận xét, so sánh và đánh giá. Độ sai biệt giữa kết quả hiệu suất mô phỏng và hiệu suất thực
nghiệm từ 0,5% đến 7,5%.

INVESTIGATING THE FULL PEAK ENERGY EFFICIENCY CURVE OF GC3520 HPGE
DETECTOR BY USING GEANT4 SIMULATION
Abstract
In this work, the configuration of the gamma spectrometry using GC3520 HPGe detector at the Nulcear
Technique Laboratory was built by Geant4 simulation. We studied the change of the full peak energy efficiency
curve used for point sources at 3 positions such as: 15, 20 and 25 cm (distance from source to the surface of
HPGe detector). Moreover, simulation efficiency results were remarked and comparied with experimental ones.
Deviation of them were from 0.5% to 7.5%.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.18
KHẢO SÁT VÀ KHẮC PHỤC SỰ CỐ SAI HỎNG KIỂM SOÁT ÁP SUẤT Ở NHÀ MÁY
ĐIỆN HẠT NHÂN SỬ DỤNG LÒ BWR BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG BWR_V3
Nguyễn Giang Nam, Lê Bảo Trân
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong 10 năm tới, Việt Nam sẽ triển khai dự án điện hạt nhân đầu tiên tại hai địa điểm ở Ninh Thuận.
Vấn đề hiện nay của Việt Nam là nguồn nhân lực hiện đang rất thiếu, nhất là chuyên viên vận hành nhà máy điện
hạt nhân. Vì tầm quan trọng và khả năng phát triển mạnh trong tương lai, chúng ta cần trang bị những hiểu biết
về công tác vận hành và khắc phục sự cố của lò phản ứng hạt nhân. Trong bài báo này, sự cố mang tên “Suy
giảm lưu lượng hơi ra khỏi nóc lò do sự sai hỏng kiểm soát áp suất” ở nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò BWR sẽ
được mô phỏng bằng phần mềm BWR_V3. Sự cố này làm cho thiết bị kiểm soát áp suất trong vỏ áp lực lò phản

ứng bị sai hỏng, dẫn tới việc nhận tín hiệu áp suất “thấp” hơn giá trị bình thường. Kết quả bao gồm: 1) đóng bớt
van điều tiết tua-bin; 2) gia tăng lưu lượng chất làm mát; 3) van bypass đóng. Sau 388 giây, lò phản ứng bị dập
do mực nước trong lò quá cao. Áp dụng tính chất thủy nhiệt của lò BWR và động học lò phản ứng, chúng ta sẽ
phân tích kết quả và đưa ra hướng giải quyết cho sự cố này. Mục tiêu ở đây là sử dụng những phân tích này góp
phần hiểu rõ hơn về tính chất thủy nhiệt của lò BWR và động học lò phản ứng cũng như sự vận hành của nhà
máy điện hạt nhân, và do đó cho phép sử dụng phần mềm mô phỏng BWR_V3 hiệu quả hơn trong tương lai.

INVESTIGATING AND TROUBLESHOOTING PRESSURE CONTROL FAILURE
INCIDENT IN BWR NUCLEAR POWER PLANT BY USING BWR_V3 SIMULATOR
Abstract
In the next 10 years, Vietnam will implement its first ever nuclear power project in two major sites in
Ninh Thuan. One of the current challenges facing Vietnam is the lack of experts in nuclear power, especially
specialists to operate nuclear power plants. Because of the importance and developing prospect of nuclear energy
in the future, we have to acquire the knowledge of nuclear reactor operation as well as troubleshooting incidents.
In this article, the incident called “Decreasing steam flow from reactor dome due to pressure control failure” in
BWR nuclear power plant will be stimulated by using BWR_V3 simulator. This malfunction will cause the
process variable input for the reactor pressure controller fails in “low” value. The consequences include: 1)
opening of the turbine governor valve is decreased; 2) coolant flow rate is increased; 3) bypass valve is closed.
After 388 seconds, the reactor will be scrammed due to very high reactor water level. According to the thermalhydraulic characteristics of BWR and reactor kinetics, the result will be analyzed and we will provide solution to
this incident. The objective is to use this analysis to contribute comprehension about the thermal-hydraulic
characteristics of BWR and reactor kinetics as well as nuclear power plant operation, and thus enable the
effective use of BWR_V3 simulator in the future.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.19
NGHIÊN CỨU SỰ HỦY POSITRON TRONG TINH THỂ ZrO2 MONOCLINIC SỬ DỤNG

XẤP XĨ HÀM SÓNG ĐƠN HẠT SLATER VÀ HÀM JASTROW HIỆU CHỈNH
Trịnh Hoa Lăng
Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Khảo sát sự hủy positron trong tinh thể ZrO2 monoclinic với giải thuyết positron sẽ liên kết với các
electron hóa trị của oxy và zircon để hình thành nên trạng thái giả bền của hệ ZrO 2 – positron trước khi positron
hủy với các electron. Trong mô hình này các hàm sóng đơn hạt của electron và positron được xây dựng từ các
xấp xĩ hàm sóng đơn hạt trong nguyên tử dạng Slater, xấp xĩ LCAO và hàm tương quan Jastrow đã được hiệu
chỉnh. Các thời gian sống của positron trong tinh thể ZrO 2 monoclinic hoàn hảo và trong sai hỏng điểm oxy và
zircon được xác định từ các hàm sóng này là 191ps, 248ps và 259ps.

POSITRON ANNIHILATION IN PERFECT AND DEFECTIVE ZrO2 MONOCLINIC
CRYSTAL WITH SINGLE PARTICLE WAVE FUNCTION: SLATER TYPE ORBITAL AND
MODIFIED JASTROW FUNCTIONS
Abstract
Positron annihilation in ZrO2 monoclinic crystal is studied by assumption that positron binds with
valance electrons of zirconium and oxygen to form the pseudo ZrO 2 – positron molecule before it annihilates
with these. The orbital modification consisting of explicit electron-positron and electron-electron correlation into
each electronic orbital, is used for the electrons and positron wave functions. By these wave functions, the
calculated results of a positron lifetime in unmitigated and defective ZrO 2 crystals are about 191ps, 248ps and
259ps, respectively.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.20
HIỆU CHỈNH HIỆU ỨNG MATRIX TRONG PHÉP PHÂN TÍCH HUỲNH QUANG TIA X
ĐỐI VỚI MẪU HAI THÀNH PHẦN Fe – Cr

Huỳnh Trúc Phương(1), Lưu Đặng Hoàng Oanh(1), Huỳnh Thị Thu Hương(1), Nguyễn Ngọc Vân(1),
Lê Lệ Mai(2)
(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Trường ĐH Sư phạm Tp. HCM
Tóm tắt
Một nghiên cứu cho việc hiệu chỉnh hiệu ứng matrix trong phép phân tích huỳnh quang tia X đối với
mẫu hai thành phần Fe – Cr đã được thực hiện dựa trên hệ phân tích huỳnh quang tia X với nguồn kích H3 – Zr
tại Bộ môn Vật Lý Hạt Nhân, Trường ĐH Khoa học Tự nhiên. Trong nghiên cứu này, thuật toán Claisse –
Quintin được áp dụng để hiệu chỉnh hiệu ứng hấp thụ trong pháp phân tích hàm lượng mẫu Fe-Cr. Kết quả của
phép phân tích thu được: wFe = 0,39 ± 0,02 (g/g), wCr = 0,40 ± 0,01 (g/g). So sánh với kết quả hàm lượng mẫu
chuẩn thấy có sự phù hợp rất tốt, sai lệch từ 0,01% đến 2%.

CORRECTION OF MATRIX EFFECTS IN XRF WITH THE SAMPLES OF TWO
ELEMENTS OF Fe-Cr
Abstract
A studying for correction to matrix effects in XRF with samples of two elements as Fe-Cr was have
carried out, which based on the unit of XRF with excited by H3-Zr source, at the Nuclear Physics Department,
University of Science HCM City. In this study, Claisse-Quintin was applied to correction for absorption effects
in analysis of Fe-Cr concentration in the samples. As results, obtained concentrations were, wFe = 0.39 ± 0.02
(g/g) and wCr = 0.40 ± 0.01 (g/g). Here, there is a very good with agreement in concentration between standard
and sample, which deviation from 0.01% to 2%.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.21
NGHIÊN CỨU CÁC PHẢN ỨNG NHIỄU TRONG PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON
Huỳnh Trúc Phương, Trịnh Minh Tùng, Tôn Nữ Thùy My, Nguyễn Thị Hoài Thu

(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong nghiên cứu này, các công thức thực nghiệm cho việc hiệu chỉnh phản ứng nhiễu sơ cấp đối với
phản ứng (n, g) và (n, p) được thiết lập. Các thí nghiệm trên hệ phân tích kích hoạt neutron với nguồn Am-Be
nhằm kiểm chứng công thức thực nghiệm cũng được nghiên cứu. Trong thực nghiệm này, phản ứng
56

g) Mn,

56

55

Mn(n,

56

Fe(n, p) Mn được lựa chọn để đánh giá công thức thực nghiệm. Kết quả giữa thực nghiệm và lý

thuyết có sự sai lệch 25% – 36% là do có sự sai số lớn trong các dữ liệu hạt nhân đã dùng trong tính toán.

STUDY ON INTERFERENCE REACTIONS IN NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS
Abstract
In this study, the experimentally formulas, which corrected to primary interference reactions of (n, g)
and (n, p), were established. The experiments in the unit of neutron activation analysis, which in order to check
the formulas, were has studied, too. In this study, reactions of 55Mn(n, g)56Mn and 56Fe(n, p)56Mn were chosen to
evaluate the experimentally formulas. As results, the element concentrations between theoretical and
experimental with deviation form 25% to 36%, which due to error in nuclear data used in calculations.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.22
PHƯƠNG PHÁP ĐỊNH LIỀU CHIẾU TRONG ĐỐI VỚI I-131 CHO NHÂN VIÊN BỨC XẠ
VIỆT NAM BẰNG KỸ THUẬT LẤY MẪU KHÔNG KHÍ
Trần Xuân Hồi(1), Nguyễn Văn Hùng(2), Huỳnh Trúc Phương(3)
(1) Trường ĐH Phú Yên
(2) Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt
(3) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Phương pháp định liều chiếu trong cho nhân viên bức xạ là người Việt Nam đối với
lấy mẫu không khí nơi làm việc được đưa ra. Hệ số liều hít thở đối với

131

131

I bằng kỹ thuật

I của người Việt Nam được tính bằng

chương trình LUDEP và sử dụng để đánh giá liều chiếu trong cho nhóm nhân viên bức xạ tham gia sản xuất
đồng vị

131

I tại Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. Hơn nữa, số liệu đã công bố về liều chiếu trong đối với

131

I

tính được từ việc phân tích mẫu nước tiểu cùng thời điểm của nhóm nhân viên bức xạ trên được đưa ra để so
sánh. Kết quả ban đầu cho thấy việc sử dụng phương pháp này để định liều chiếu trong có những ưu điểm nhất
định, đem lại kết quả tương đối tốt và có thể áp dụng để định liều thường quy cho nhân viên bức xạ.

METHOD FOR ESTIMATING INTERNAL DOSES FOR VIETNAMESE WORKERS DUE
TO INHALATION OF I-131 USING AIR SAMPLING
Abstract
Method for estimating internal doses for Vietnamese workers due to inhalation of
sampling in workplace is presented. Effective dose coefficients for inhaled

131

I using air

131

I applied for Vietnamese workers

are computed by LUDEP program and used for assessing internal doses of radioisotope production group at
Dalat Nuclear Research Institute. These committed effective doses are compared with doses evaluated
simultaneously by urine analysis on the same objects. Preliminary results reveal that the method has some
particular advantages and can be applied for routine inhalation dosimetry assessments.

___________________________________

Email liên hệ:

II-P-1.23
KHẢO SÁT NỒNG ĐỘ RADON TRONG TẦNG HẦM VÀ CÁC PHÒNG THÍ NGHIỆM CỦA
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN, ĐHQG-TP. HCM
Nguyễn Văn Thắng(1), Trương Thị Hồng Loan(2), Lê Công Hảo(2), Huỳnh Nguyễn Phong Thu(1), Lê Quốc
Bảo(1), Nguyễn Thị Yến(2)
(1) PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
(2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM
Tóm tắt
Trong công trình này, chúng tôi khảo sát nồng độ khí radon trong 11 phòng thí nghiệm thuộc dãy nhà
A, Cơ sở 2 Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, ĐHQG-HCM, P. Linh Trung, Q. Thủ Đức, Tp. HCM. Trong 11
phòng thí nghiệm này có 1 phòng thuộc tầng hầm, 3 phòng thuộc tầng một, hai phòng thuộc tầng hai, và 5 phòng
thuộc tầng ba. Thiết bị sử dụng để quan trắc là máy đo radon chuyên dụng RAD7 của Phòng Thí nghiệm Kỹ
thuật Hạt nhân. Kết quả khảo sát cho thấy nồng độ radon trung bình trong không khí của nhà A là 11,8±2,0
Bq.cm-3. Trong đó nồng độ cao nhất là 30,5±3,1 Bq.cm-3 ở Phòng Thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân tầng hầm và
thấp nhất là 3,8±1,0 Bq.cm-3 ở Phòng Thí nghiệm Công nghệ Gen–vi sinh tầng ba. Kết quả cũng cho thấy nồng
độ radon giảm dần theo độ cao của các phòng và chịu ảnh hưởng của các điều kiện thiết kế phòng. Nồng độ
radon trung bình đo được thấp hơn 17 lần so với mức quy định an toàn của WHO.

DETERMINATION OF RADON CONCENTRATION IN GROUND FLOORS AND
LABORATORIES OF UNIVERSITY OF SCIENCE CAMPUS, VNU-HCMC
Abstract
In this study, radon concentration in 11 laboratories which are located at the building A of the second
campus, University of Science, VNU-HCM, Linh Trung ward, Thu Duc district, Ho Chi Minh city is
determined. There are 1 laboratory of ground floor, 3 laboratories of fist floor, 2 laboratories of second floor, and
5 laboratories of third floor among 11 laboratories. RAD7 radon detector of the nuclear technique laboratory is
used in this study. The results show that the average radon concentration in air of building A is
11,8±2,0 Bq.cm-3. The highest radon concentration is 30,5±3,1 Bq.cm-3 at the nuclear technique laboratory of the
ground floor. The lowest radon concentration is 3,8±1,0 Bq.cm-3 at the laboratory of gene and microbiology of

the third floor. The derived results show that the radon concentration decreases with the laboratories height and
changes with the laboratories structure. The average radon concentration is 17 times lower than the safety
standard of WHO.

___________________________________

Email liên hệ:


II-P-1.24
TÍNH TOÁN VÀ ĐO ĐẠC SUẤT LIỀU CHIẾU TẠI CÁC KHU VỰC KIỂM SOÁT CỦA MÁY
GIA TỐC CHÙM TIA ĐIỆN TỬ UELR-10-15S2 TẠI TRUNG TÂM NGHIÊN CỨU VÀ
TRIỂN KHAI CÔNG NGHỆ BỨC XẠ
Nguyễn Anh Tuấn(1), Trần Văn Hùng(1), Cao Văn Chung(1), Nguyễn Hoàng Hải(2)
(1) Trung tâm Nghiên cứu và Triển khai CNBX
(2) 202A đường 11, P. Linh Xuân, Q. Thủ Đức, Tp. Hồ Chí Minh
Tóm tắt
Nhằm cung cấp bộ số liệu về suất liều tại các khu vực kiểm soát của máy gia tốc chùm tia điện tử
UELR-10-15S2 cho việc đánh giá an toàn bức xạ, các phương pháp tính xấp xỉ và mô phỏng MCNP đã được sử
dụng kết hợp với đo liều Fricke tại khu vực liều cao và đo TLD tại khu vực liều thấp. Tại khu vực liều cao trong
buồng chiếu, phòng ống gia tốc và dọc theo đường băng tải, kết quả từ các phương pháp tính có sự phù hợp rất
tốt với kết quả đo liều Fricke. Tại khu vực suất liều thấp, mỗi phương pháp tính và đo mang một ý nghĩa nhất
định tùy thuộc vào mục đích tính toán và đo đạc. Với phương pháp xấp xỉ, suất liều được tính cho trường hợp
cực đoan nhất, nghĩa là toàn bộ năng lượng chùm electron 10 MeV chuyển thành năng lượng chùm bức xạ hãm,
kết quả thu được trong phòng điều khiển là 6,0 mSv/h và khu nạp – dỡ hàng là 1,0 (mSv/h), phù hợp với tiêu
chuẩn ICRP. Chương trình MCNP được áp dụng tính toán suất liều không bao gồm phông, kết quả thu được tại
các điểm bên ngoài buồng chiếu là 10-4 (mSv/h). Liều kế TLD được sử dụng để đo tích lũy trong một tháng (bao
gồm phông) và thu được kết quả từ 0,3 đến 0,7 mSv/h, giá trị này bằng với phông phóng xạ môi trường.

CALCULATION AND MEASUREMENT DOSE RATE AT THE CONTROL AREA OF

ELECTRON BEAM ACCELERATOR UELR-10-15S2 AT RESEARCH AND
DEVELOPMENT CENTER FOR RADIATION TECHNOLOGY
Abstract
In order to provide data on the dose rate at the control area of electron beam accelerator UELR-10-15S2
for assessing radiation safety, the approximation method and MCNP simulation were used combined with Fricke
dosimetry at high dose area and TLD dosimetry at low dose area. At the high dose area: inside the irradiation
room, accelerator room and along the conveyor, the results of the calculation methods are good agreed with the
results of Fricke dosimeters. At the low dose rate, they were calculated for the most extreme cases (10 MeV
bremsstrahlung energy) by approximation method; the results are 6 mSv/h at the control room and 1.0 at the
product loading – unloading. MCNP code was applied to calculation dose rate without natural radioactive
background, and the results outside irradiation room 10-4 mSv/h. TLD dosimeters were used to accumulated
measure in a month (including background) and the results obtained from 0.3 to 0.7 mSv/h, these values are
equal to radioactive background.

___________________________________

Email liên hệ: