Xác định liều lượng bức xạ gamma và nơtrôn gây bởi nguồn nơtrôn pu be và am be có tại đại học bách khoa hà nội

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
==================

TRẦN THÙY DƯƠNG

XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG
BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN GÂY BỞI
NGUỒN NƠTRÔN Pu-Be VÀ Am-Be
CÓ TẠI ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

LUẬN VĂN THẠC SỸ VẬT LÝ KỸ THUẬT

HÀ NỘI - 2009


BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI
==================

TRẦN THÙY DƯƠNG

XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG
BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN GÂY BỞI
NGUỒN NƠTRÔN Pu-Be VÀ Am-Be
CÓ TẠI ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

CHUYÊN NGÀNH KỸ THUẬT HẠT NHÂN
LUẬN VĂN THẠC SỸ VẬT LÝ KỸ THUẬT

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

PGS.TS. PHÙNG VĂN DUÂN

HÀ NỘI - 2009


MỤC LỤC
DANH MỤC CÁC HÌNH ẢNH ...................................................................................... 3
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU .................................................................................... 5
MỞ ĐẦU .......................................................................................................................... 7
Chương 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC PHƯƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG
BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN ................................................................................. 8
1.1. Tình hình sử dụng bức xạ ion hóa ở Việt Nam hiện nay ....................................... 8
1.2. Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ gamma...................................... 9
1.2.1. Phương pháp ion hóa .................................................................................................... 10 
1.2.2. Phương pháp bán dẫn ................................................................................................... 11 
1.2.3. Phương pháp nhũ tương ảnh ...................................................................................... 11 
1.2.4. Phương pháp phát quang ............................................................................................. 12 
1.2.5. Phương pháp hóa học ................................................................................................... 12 
1.2.6. Phương pháp nhiệt ........................................................................................................ 12 
1.2.7. Suất liều gây bởi nguồn điểm bức xạ gamma ....................................................... 13 
1.3. Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn ..................................... 15
1.3.1. Một số đặc điểm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn ........................................... 15 
1.3.2. Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt .................... 20 
1.4. Một số giới hạn cơ bản về an toàn bức xạ ........................................................... 29
1.4.1. Bức xạ ion hóa trong môi trường tự nhiên ............................................................. 29 
1.4.2. Một số tiêu chuẩn cơ bản về an toàn bức xạ .......................................................... 31 
1.4.3. Thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép ......................................... 31 
1.5. Một số nhận xét.................................................................................................... 33

 

1 


Chương 2. PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ
GAMMA VÀ NƠTRÔN................................................................................................ 35
2.1. Mô tả bố trí thí nghiệm cần khảo sát ................................................................... 35
2.2. Phương pháp thực nghiệm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn ........................... 39
2.2.1. Đầu dò kích hoạt ........................................................................................................... 39 
2.2.2. Hệ đo độ phóng xạ gamma của mẫu sau khi đã kích hoạt ................................. 41 
2.3. Phương pháp thực nghiệm xác định liều lượng bức xạ gamma .......................... 43
2.3.1. Các lượng tử gamma phát ra từ hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be khi được
dùng trong các hệ thí nghiệm ................................................................................................ 43 
2.3.2. Chuẩn hiệu suất ghi nhận của đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe .............. 45 
Chương 3. KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ THẢO LUẬN ........................................ 52
3.1. Liều lượng bức xạ nơtrôn của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be trong điều kiện
hoàn toàn không có bảo vệ ......................................................................................... 52
3.2. Liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma khi hai nguồn nơtrôn được đặt trong bình
bảo vệ bằng Urani nghèo ............................................................................................ 56
3.2.1. Liều lượng bức xạ nơtrôn............................................................................................ 56 
3.2.2. Liều lượng bức xạ gamma .......................................................................................... 57 
3.3. Liều lượng bức xạ nơtrôn và gamma khi hai nguồn nơtrôn được đặt trong điều
kiện bố trí thí nghiệm thường dùng ............................................................................ 60
3.3.1. Liều lượng bức xạ nơtrôn............................................................................................ 60 
3.3.2. Liều lượng bức xạ gamma .......................................................................................... 65 
3.4. Tính toán thiết kế an toàn .................................................................................... 76
KẾT LUẬN .................................................................................................................... 83
TÀI LIỆU TRÍCH DẪN VÀ THAM KHẢO ................................................................ 85
 
 
2 

DANH MỤC CÁC HÌNH ẢNH
Hình 2-1a. Môi trường làm chậm được làm thành từ 2 khối parafin xếp chồng lên nhau
Hình 2-1b. Khối parafin là phần trên của môi trường làm chậm nơtrôn
Hình 2-2: Hai đường ống dẫn chứa nguồn nơtrôn
Hình 2-3. Sơ đồ mặt bằng tầng hầm nhà A – nơi đặt hệ thí nghiệm sử dụng các nguồn
nơtrôn Am-Be và Pu-Be
Hình 2-4. Sơ đồ khối hệ đo phổ gamma
Hình 2-5. Sơ đồ các mức năng lượng của 12C trong các chuyển mức điện từ
Hình 2-6. Đường chuẩn hiệu suất ghi của đầu dò bán dẫn theo hàm (2-1)
Hình 2-7. Đường chuẩn hiệu suất ghi của đầu dò bán dẫn theo các hàm đã tính toán
Bảng 3-1. Kết quả đo suất liều tương đương của thành phần nơtrôn gây bởi các nguồn
Pu-Be và Am-Be khi nguồn hoàn toàn không có bảo vệ
Bảng 3-2. Mật độ thông lượng nơtrôn tổng cộng khi hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be
được cất giữ trong bình bảo vệ (không che chắn thêm các lớp chất dẻo polyme), sử
dụng đầu dò kích hoạt 115In
Bảng 3-3. Suất liều chiếu xạ nơtrôn khi các nguồn đặt trong bình bảo vệ
Bảng 3-4. Một số đặc trưng về bức xạ gamma sinh bởi phản ứng (n,γ) trên các
bia 5Mn,27Al, 11H
Bảng 3-5. Suất liều tương đương của bức xạ gamma tại vị trí cách bình bảo vệ nguồn
120 cm khi nguồn được cất giữ trong bình bảo vệ
Bảng 3-6. Mật độ thông lượng nơtrôn tại một số vị trí ở bề mặt trên của khối parafin
khi không che chắn, sử dụng đầu dò kích hoạt là 197Au
Bảng 3-7. Mật độ thông lượng nơtrôn tại một số vị trí trên mặt parafin khi không che
chắn, sử dụng đầu dò kích hoạt là các lá In
Bảng 3-8. Mật độ thông lượng nơtrôn (chưa nhân hệ số điều chỉnh) tại một số vị trí rìa
của khuôn chứa parafin có đặt buồng ion hóa khí ở trên và che chắn các lớp polyme.

 

3 


Bảng 3-9. Mật độ thông lượng nơtrông tại một số vị trí cao hơn mặt trên của khối
parafin dùng đầu dò kích hoạt 115In
Bảng 3-10. Mật độ thông lượng nơtrôn tại các vị trí tâm theo độ cao (sử dụng đầu dò
kích hoạt là các lá In)
Bảng 3-11. Suất liều tương đương tại vị trí cách mặt ngoài cùng của khối parafin 50cm
(vị trí số 1 trên hình 3-10)
Bảng 3-12. Suất liều gamma tương đương tại vị trí lối vào của phòng chiếu xạ nhỏ
(vị trí số 2 trên hình 3-10)
Bảng 3-13, Suất liều gamma tương đương tại vị trí của người tiến hành thí nghiệm (vị
trí số 3 trên hình 3-10)
Bảng 3-14. Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (vị trí ngay trên tâm của buồng
chiếu xạ)
Bảng 3-15. Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (vị trí số 1 trên hình 3-10) khi che
chắn thêm lớp polyetylen dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm
Bảng 3-16. Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (khi che chắn thêm lớp polyetylen
dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm) - vị trí số 2 trên hình 3-10
Bảng 3-17. Suất liều gamma tương đương tại tầng 1 (khi che chắn thêm lớp polyetylen
dày 30 cm ở ngay phía trên vị trí thí nghiệm) - vị trí số 3 trên hình 3-10

 
4 


DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Bảng 1-1. Bảng phân loại nơtrôn theo năng lượng
Bảng 1-2. Trọng số (QTS) của bức xạ nơtrôn
Bảng 1-3. Liều bức xạ hàng năm gây bởi bức xạ iôn hoá trong môi trường tự nhiên

(ở những vùng bình thường
Bảng 1-4. Thông lượng và mật độ thông lượng tối đa cho phép trên bề mặt của tổ chức
cơ thể
Bảng 2-1. Một số đặctrưng của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be có tại Đại học Bách
khoa Hà Nội 
Bảng 2-2. Một số đặc trưng của đầu dò kích hoạt Au và In
Bảng 2-3. Bảng một số đặc trưng của các mẫu kích hoạt Au và In
Bảng 2-4. Điều kiện về điện áp nuôi và hệ số khuếch đại đã được thiết lập cho hệ đo
Bảng 2-5. Các thông số của bộ nguồn chuẩn có tại Đại học Bách khoa Hà Nội
Bảng 2-6. Các giá trị đo đạc và tính toán tương ứng với các nguồn chuẩn
Bảng 2-7. Các hệ số của hàm chuẩn hiệu suất cho đầu dò bán dẫn
Hình 3-1a. Hình chiếu đứng sơ đồ bố trí vị trí thí nghiệm
Hình 3-1b. Hình chiếu bằng của sơ đồ bố trí vị trí thí nghiệm tại tầng hầm
Hình 3-2. Phân bố suất liều theo khoảng cách của hai nguồn nơtrôn Am-Be và Pu-Be
hoàn toàn không có bảo vệ
Hình 3-3. Phổ năng lượng nơtrôn của một số nguồn nơtrôn (α,n)
Hình 3-4. Cấu tạo của bình Uran nghèo
Hình 3-5. Phổ năng lượng bức xạ gamma tại vị trí cách bình bảo vệ nguồn 120 cm (khi
nguồn nơtrôn được cất giữ trong bình bảo vệ). Phổ được ghi nhận bằng đầu dò bán dẫn
siêu tinh khiết trong khoảng thời gian bằng 600s
Hình 3-6. Các vị trí đặt đầu dò kích hoạt
Hình 3-7. Vị trí các điểm kích hoạt ở trên cao
Hình 3-8. Phông môi trường đo bằng đầu dò bán dẫn trong 24 giờ
 
5 


Hình 3-9. Phổ bức xạ gamma phát ra từ 2 nguồn khi đặt trong hệ thí nghiệm (đo bằng
đầu dò bán dẫn trong 750s)
Hình 3-10. Các vị trí khảo sát suất liều gamma tương đương tại phòng chiếu xạ

Hình 3-11. Phổ năng lượng bức xạ gamma đo tại tầng 1 bằng đầu dò bán dẫn siêu tinh
khiết trong khoảng thời gian 4000 giây
Hình 3-12. Các vị trí khảo sát suất liều gamma tương đương tại phòng chiếu xạ 
Hình 3-13. Phổ năng lượng bức xạ gamma đo tại tầng1 (khi có che chắn) bằng đầu dò
bán dẫn siêu tinh khiết trong khoảng thời gian 4500 giây

 
6 


DETERMINATION OF GAMMA AND NEUTRON DOSE
FROM Pu-Be AND Am-Be SOURCE
AT HANOI UNIVERSITY OF TECHNOLOGY
In Institute of Nuclear Engineering and Environmental Physics at Hanoi University of
Technology there are several strong radiation sources such as neutron sources
and

241

239

Pu-Be

Am-Be. Determination of gamma and neutron dose distributions caused by these

sources is of importance to protect people working around them. This paper presents
determination of gamma and neutron dose distribution in the irradiation room when
neutron

sources

are

in

typical

experimental

conditions.

recommendations of additional measures for radiation protection.

Keywords: Dose, radiation protection, neutron.

The

paper

provides


MỞ ĐẦU
Tại Viện Kỹ thuật Hạt nhân và Vật lý Môi trường thuộc Đại học Bách khoa Hà
Nội có hai nguồn nơtron là

239

Pu-Be và

241

Am-Be có suất lượng 1.107 n/s. Các nguồn

nơtrôn này thường được đặt trong môi trường làm chậm để tạo nguồn nơtrôn nhiệt sử
dụng trong việc phân tích kích hoạt, nghiên cứu các phản ứng hạt nhân, nghiên cứu chế
tạo đầu dò khí .v.v. đã phục vụ đắc lực cho công tác đào tạo nhân lực hạt nhân ở nước
ta từ ngót ba chục năm qua. Tuy nhiên, việc xác định liều lượng của các thành phần
bức xạ gamma và nơtrôn phát ra trong các thí nghiệm trên ở xung quanh khu vực thí
nghiệm và khu vực làm việc lân cận vẫn chưa được thực hiện một cách kỹ lưỡng và hệ
thống.
Luận văn này trình bày một số kết quả thực nghiệm về xác định liều lượng của
hai thành phần bức xạ gamma và nơtrôn ở khu vực phòng chiếu xạ khi nguồn nơtrôn
được đặt trong những điều kiện thí nghiệm thường được sử dụng. Trên cơ sở đó,
khuyến cáo các biện pháp bảo vệ bổ sung để đảm bảo an toàn cho người làm việc với
nguồn và cho người làm việc ở khu vực lân cận.
 

 
 

 

 
7 


Chương 1. TỔNG QUAN VỀ CÁC PHƯƠNG PHÁP
XÁC ĐỊNH LIỀU LƯỢNG BỨC XẠ GAMMA VÀ NƠTRÔN
1.1. Tình hình sử dụng bức xạ ion hóa ở Việt Nam hiện nay

Bức xạ ion hóa đã bắt đầu được áp dụng để chữa bệnh u-bướu ở Việt Nam từ
những năm 1923-1924. Ngày nay, nó được sử dụng rộng rãi trong các lĩnh vực kinh tế,
đời sống và môi trường của nước ta và đã đạt được nhiều thành tựu to lớn. Trong rất
nhiều trường hợp, kỹ thuật hạt nhân là không thể thay thế và đã trở thành những
phương pháp có hiệu quả cao trong khám và chữa bệnh, bảo quản lương thực, thực
phẩm, thăm dò và khai thác tài nguyên nhiên.
Theo số liệu chính thức ở thời điểm tháng 9/2006, cả nước có gần 200 cơ sở bức
xạ sử dụng gần 1.200 nguồn phóng xạ (không tính các cơ sở sử dụng thiết bị bức xạ
không có nguồn phóng xạ) và trên 2.200 máy phát tia X [1]. Trong đó có 1 lò phản ứng
công suất 500 kW, 4 cơ sở chiếu xạ công nghiệp và bán công nghiệp, 11 máy gia tốc,
14 nguồn cobalt, 24 cơ sở y học hạt nhân [1]. Tại Việt Nam, hiện đang có các nguồn
nơtrôn ở một số cơ sở nghiên cứu như: lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, máy gia tốc tại
Viện Vật lý – Viện Khoa học và Công nghệ Việt Nam, máy phát nơtrôn và 46 nguồn
nơtrôn đồng vị (Viện Vật lý, Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân, Trường Đại học
Bách khoa Hà Nội, v.v..). Bên cạnh đó, nhiều máy gia tốc electron tới năng lượng trên
10 MeV cùng đồng thời là những nguồn phát nơtrôn đáng kể. Các nguồn nơtrôn này
được sử dụng trong các nghiên cứu như: Phân tích kích hoạt, Phản ứng và Cấu trúc hạt
nhân, Vật liệu và số liệu hạt nhân; Vật lý lò phản ứng; Nghiên cứu vật lý hạt nhân dựa
trên các máy gia tốc; và trong nhiều ứng dụng công nghiệp khác v.v.. [2]
Kết quả tổng kiểm tra tháng 9/2006 cũng cho thấy một vài số liệu về tình trạng
quản lý an toàn bức xạ ở Việt Nam hiện nay như sau [1]:
a) 24% cơ sở bức xạ không đạt yêu cầu về điều kiện bảo quản, lưu giữ an toàn
các nguồn phóng xạ;
 
8 


b) 30% cơ sở bức xạ có nguồn phóng xạ chưa xin cấp giấy phép;
c) 90% cơ sở bức xạ không thực hiện khai báo khi di chuyển nguồn phóng xạ
từ địa phương này sang sử dụng ở địa phương khác.

Phần lớn các cán bộ làm công tác quản lý an toàn bức xạ ở các địa phương chưa
được đào tạo chính quy về lĩnh vực này, đa phần là kiêm nhiệm và có chuyên môn
thuộc những lĩnh vực khác. Hiện nay, hầu hết các sở Khoa học và Công nghệ không có
đủ thiết bị để tiến hành thẩm định và thanh tra các cơ sở bức xạ. Nhiều cơ sở bức xạ
chưa được trang bị đầy đủ các thiết bị đo đạc bức xạ cũng như các trang thiết bị bảo hộ
lao động. Các cơ sở làm dịch vụ an toàn bức xạ còn rất ít, chưa đáp ứng được nhu cầu
thực tế. Do đó, việc tăng cường đảm bảo điều kiện an toàn trong sử dụng và lưu trữ các
nguồn bức xạ ngày càng có ý nghĩa quan trọng.
Bên cạnh những lợi ích mà chúng đem lại, bức xạ ion hóa còn có thể gây ra
những ảnh hưởng bất lợi cho con người và môi trường. Các mối nguy hiểm và rủi ro
bức xạ có đặc thù là chúng có thể gây ra các hiệu ứng sinh học tất định và ngẫu nhiên.
Mức độ xảy ra phụ thuộc vào liều lượng bức xạ, nhưng tính trầm trọng của bệnh lý
(như ung thư, sinh con quái thai v.v..) lại không chỉ phụ thuộc vào giá trị liều lượng
bức xạ mà còn phụ thuộc cả vào một loạt yếu tố khác nữa. Chính điều này làm cho vấn
đề đảm bảo an toàn bức xạ trở nên phức tạp và nó đòi hỏi phải có sự quan tâm, quản lý
chặt chẽ.
Bức xạ nơtrôn và bức xạ gamma là hai loại bức xạ phổ biến nhất trong các ứng
dụng hiện nay. Vì vậy việc xác định liều lượng bức xạ nơtrôn và bức xạ gamma có ý
nghĩa quan trọng trong việc bảo đảm điều kiện an toàn bức đồng thời góp phần tích cực
cho công tác quản lý an toàn bức xạ.

1.2. Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ gamma
Bức xạ lượng tử hiện nay được sử dụng rộng rãi trong các ứng dụng công
nghiệp cũng như y tế. Vì vậy cần hiểu rõ các phương pháp xác định liều lượng bức xạc
gamma để có thể sử dụng một cách linh hoạt trong việc bảo đảm an toàn bức xạ. Ngoài
 
9 


ra, các nguồn nơtrôn cũng thường đồng thời là nguồn bức xạ gamma mạnh. Bên cạnh

đó, tương tác của nơtrôn với vật chất cũng có thể làm sinh ra bức xạ thứ cấp là các hạt
có điện tích hoặc/và lượng tử có năng lượng khá cao. Ngay trong môi trường bảo vệ
đơn giản và thường dùng (có giá thành thấp) là nước hoặc parafin, thì nơtrôn sau khi bị
1

làm chậm tới năng lượng chuyển động nhiệt có thể tham gia vào phản ứng H(n,γ)2H
làm phát ra lượng tử gamma có năng lượng Eγ=2,23 MeV. Nếu lớp bảo vệ là parafin có
pha nguyên tố Bo thì sẽ xuất hiện các lượng tử gamma với năng lượng Eγ =0,48 MeV
là sản phẩm của phản ứng

10

B(nnhiệt, α)Li7*. Nơtrôn trong vùng năng lượng En=0÷9

MeV khi tham gia vào phản ứng

27

Al(n,γ) có thể giải phóng các lượng tử có năng

lượng Eγ,max đạt tới 7,7 MeV; còn trong phản ứng 56Fe(n,γ) thì Eγ,max≈10MeV [3] v.v...
Do vậy, để làm việc an toàn với các nguồn nơtrôn cần chú ý cả việc xác định liều
lượng bức xạ gamma.
Để xác định liều lượng bức xạ lượng tử người ta sử dụng một loạt phương pháp
như: phương pháp ion hóa, phương pháp bán dẫn, phương pháp nhũ tương ảnh,
phương pháp phát quang, phương pháp nhiệt v.v.. Dưới đây là nội dung cốt lõi của các
phương pháp này.

1.2.1. Phương pháp ion hóa
Lượng tử tương tác với vật chất có thể dẫn tới hiệu ứng iôn hoá. Khi đó trong

phần nhạy với tương tác của bức xạ sẽ xuất hiện các phần tử có điện tích là êlêctrôn tự
do và các iôn. Nếu phần nhạy với tương tác của bức xạ được đặt trong một điện trường,
thì các phần tử có điện tích vừa sinh ra sẽ chuyển động định hướng về phía điện cực
trái dấu, do đó tạo nên tín hiệu điện. Bằng cách xử lý và đo đạc các tín hiệu điện này,
có thể xác định được liều lượng bức xạ theo tương quan: “Buồng iôn hoá có dòng điện
bão hoà tỷ lệ thuận với suất liều hấp thụ, còn lượng điện tích tổng cộng được tạo thành
tỷ lệ thuận với liều hấp thụ bức xạ”.

 
10 


“Lý thuyết Bragg-Gray” cho thấy tương quan giữa hiệu ứng iôn hoá của bức xạ

trong một hốc khí với liều hấp thụ bức xạ trong các môi trường đặc bao quanh nó.
Năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong mỗi đơn vị thời gian trong một đơn vị thể tích của
chất Z bao quanh hốc khí, được xác định bởi công thức Bragg-Gray [3] như sau:
Z
ΔEZ = qϖ S khí

(1-1)

trong đó: q - số cặp ion được tạo thành trong mỗi đơn vị thời gian trong một đơn vị thể
Z
tích khí; ω - năng lượng trung bình tạo cặp ion trong chất khí; Skhí
là giá trị trung bình

của tỷ số giữa độ mất năng lượng do hiệu ứng ion hóa trong chất rắn Z và trong chất
khí. Như vậy, xác định được năng lượng bị hấp thụ của các loại bức xạ khác nhau nếu
đo hiệu ứng iôn hoá trong hốc khí. Trên cơ sở lý thuyết Bragg-Gray, có thể chế tạo

được những dụng cụ đơn giản nhưng rất hiệu quả để đo liều lượng bức xạ iôn hoá như:
buồng iôn hoá nhỏ thành dày, buồng tụ điện, ông đếm khí.

1.2.2. Phương pháp bán dẫn
Trong một chừng mực nào đó có thể coi đầu dò bán dẫn là một “buồng iôn hoá
đặc”. Đôzimét bán dẫn có độ nhạy cao ngay cả khi thể tích nhỏ, cho phép chế tạo
đôzimét để xác định phân bố liều bức xạ trong hình nộm cơ thể. Tín hiệu điện của đầu
dò bán dẫn có giá trị lớn hơn rất nhiều so với của buồng iôn hoá, nhưng có nền nhiễu
khá cao. Các đôzimét bán dẫn có số thứ tự nguyên tố hiệu dụng lớn hơn rất nhiều so
với chất khí và các tổ chức cơ thể nên chúng có độ nhạy phụ thuộc mạnh vào năng
lượng bức xạ. Trong thực tế hiện nay, các đôzimét bán dẫn vẫn chưa được sử dụng
rộng rãi bằng một số loại đôzimet khác.

1.2.3. Phương pháp nhũ tương ảnh
Bức xạ iôn hoá tương tác với phim ảnh gây hiệu ứng iôn hoá, làm sinh ra các
êlêctrôn tự do trong lớp nhũ tương ảnh (gồm AgBr; C,O,N,H; một số tạp chất) và trong
các lớp vật liệu bao quanh nhũ tương. Các ion Ag+ trong tinh thể AgBr chiếm electron
tự do và trở thành nguyên tử Ag, tạo thành những tâm ảnh ẩn trong lớp nhũ tương.
 
11 


Trong quá trình xử lý hiện hình, số nguyên tử Ag ở vùng có tâm ảnh ẩn được nhân lên
tới 109÷1012 lần, làm cho vùng này trở nên có mật độ quang học (hay còn gọi là độ
đen) lớn hơn so với những nơi bị chiếu xạ ít hơn. Nhờ vậy, bằng cách đo mật độ quang
học của phim có thể xác định được liều lượng bức xạ lượng tử.

1.2.4. Phương pháp phát quang
Sau giai đoạn hấp thụ năng lượng của bức xạ, trong một số loại vật liệu có thể
xảy ra những quá trình đặc biệt làm cho các nguyên tử hoặc phân tử của vật liệu bị kích

thích và giải phóng phần năng lượng bức xạ vừa hấp thụ được bằng cách phát photon.
Số photon được phát ra tỷ lệ thuận với năng lượng mà khối vật liệu đã hấp thụ được từ
bức xạ ion hóa. Do vậy, xác định được số photon này sẽ xác định được liều lượng bức
xạ.
Có hai phương pháp đo liều lượng bức xạ là phương pháp nhấp nháy (sử dụng
các chất nhấp nháy phát phôtôn tức thời ngay trong khi bức xạ còn đang tương tác) và
phương pháp huỳnh quang (các vật liệu chỉ có thể phát phôtôn khi chúng được kích
thích bổ sung theo một cách thích hợp nhất định ở những thời điểm muộn hơn)

1.2.5. Phương pháp hóa học
Bức xạ iôn hoá có thể gây nên những biến đổi hoá học bền vững trong vật chất.
Những biến đổi hoá học này có thể xảy ra không những trong dung dịch nước, mà cả
trong nhiều hệ hoá học rắn hoặc lỏng khác. Bằng cách xác định số lượng sản phẩm hóa
học bền vững này có thể xác định được những biến đổi đó một cách trực tiếp theo sự
thay đổi màu sắc của khối chất, hoặc gián tiếp bằng các phương pháp phân tích vật lý
và hoá học.

1.2.6. Phương pháp nhiệt
Giả sử có một vật thể hoàn toàn cách nhiệt với môi trường xung quanh và được
đặt trong một trường bức xạ iôn hoá. Nếu bức xạ iôn hoá không gây nên những biến

 
12 


đổi thuận nghịch trong vật thể đó thì độ thay đổi nhiệt độ ∆T của vật thể tỷ lệ với liều
hấp thụ bức xạ. Mức độ thay đổi chỉ cỡ phần triệu độ khi liều hấp thụ bức xạ là 1 Rad.
Việc phải đo những thay đổi rất nhỏ như vậy về nhiệt độ cùng những khó khăn
thực nghiệm khác đã hạn chế phạm vi sử dụng của phương pháp nhiệt (chỉ sử dụng
trong điều kiện phòng thí nghiệm). Song, phương pháp nhiệt lại là phương pháp duy

nhất cho phép đo trực tiếp (đo được năng lượng bức xạ đã bị hấp thụ trong khối chất)

1.2.7. Suất liều gây bởi nguồn điểm bức xạ gamma
Hiện nay ở nước ta có trên hai nghìn nguồn đồng vị phóng xạ gamma đang được
sử dụng ở các đơn vị sản xuất, y tế, nghiên cứu và đào tạo. Vì vậy việc xác định liều
lượng bức xạ lượng tử gây bởi các nguồn đồng vị này có ý nghĩa thực tế quan trọng.
Trong thực tế, nguồn có thể được coi là nguồn điểm nếu khoảng cách r từ nguồn
tới vị trí cần xác định suất liều (hoặc liều) là rất lớn so với kích thước lớn nhất của
nguồn (dmax); tức là thoả mãn điều kiện: r/dmax >>1. Điều kiện này có thể được coi là
thoả mãn nếu tỷ số r/dmax đạt giá trị ít nhất là cỡ từ 5÷10.
Mặt khác, biết suất liều tại điểm X(r) gây bởi một nguồn điểm bức xạ đặt tại
điểm S, thì có thể tính được suất liều và liều tại điểm X(r) gây bởi một nguồn bức xạ
thực tế có kích thước xác định nào đó. Do vậy, dưới đây tập trung trình bày về suất liều
gây bởi một nguồn điểm bức xạ gamma.
Xuất phát từ định nghĩa hằng số-gamma iôn hoá Kγ và từ sự phụ thuộc đặc trưng
là suất liều tại điểm X(r) gây bởi nguồn bức xạ S tỷ lệ nghịch với bình phương khoảng
cách r giữa hai điểm X(r) và S, thì có biểu thức liên hệ sau đây giữa hằng số-gamma
iôn hoá Kγ (thí dụ, với thứ nguyên là [R/(h.mCi)]) và suất liều chiếu xạ gamma Pchiếu xạ,
0(r)

(thí dụ, với thứ nguyên là [R/h]) gây bởi một nguồn phóng xạ điểm đẳng hướng

không có bộ lọc với độ phóng xạ bằng A (thí dụ, với thứ nguyên là [mCi]) tại vị trí
cách nguồn một khoảng bằng r [cm] ≥ r0 =1cm [3]:

 
13 


(1.2-1)

Nếu độ mạnh của nguồn phóng xạ được biểu diễn bằng tương đương-gamma, ta
sẽ có tương quan sau đây giữa suất liều chiếu xạ Pchiếu xạ, 0(r) [R/h] và tương đươnggamma M[mg-tđ-Ra] của một nguồn điểm phóng xạ gamma:

(1.2-2)
Các biểu thức trên chỉ cho giá trị đúng nếu ảnh hưởng của tán xạ là rất nhỏ tới
mức có thể bỏ qua được.
Trong điều kiện cân bằng điện tử, khi cơ thể bị chiếu xạ với liều bằng 1R, thì
năng lượng bức xạ gamma bị hấp thụ trong 1 gam tổ chức cơ thể khi chỉ xảy ra hiệu
ứng hấp thụ quang điện là ∆Eqđ= 90erg/(g.R); còn khi chỉ xảy ra hiệu ứng tán xạ
Comptôn - là ∆ECompton= 99 erg/(g.R); khi chỉ xảy ra hiệu ứng tạo cặp - là ∆Etạo

cặp

= 88

erg/(g.R); trung bình của 3 giá trị này là ∆E ≈93erg/(g.R). Với sai số ~10% có thể coi
năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong mỗi gam của tổ chức cơ thể là bằng ∆E = 93 erg;
tức là liều hấp thụ trong tổ chức cơ thể D ≅ 0, 93Rad   khi Dchiếu xạ=1R. Trong thực tế,
trạng thái cân bằng điện tử được đảm bảo ở ngay từ độ sâu vài milimét dưới da. Vì vậy,
trong tính toán bảo vệ an toàn, thường coi rằng khi Dchiếu xạ= 1R, thì liều hấp thụ trong
tổ chức cơ thể D ≈ 1Rad; nghĩa là:
P(r)[Rad/h] ≈ 1[Rad/R]. Pchiếu xạ (r)[R/h]
D(r)[Rad] ≈ 1⎡ Rad ⎤ .Pchiếu xạ, 0 ( r ) ⎡ Rad ⎤ .∆t[h]
⎢ R ⎥
⎣
⎦

⎢ R ⎥
⎣
⎦

(1.2-4)
(1.2-5)

 
14 


Trong đó: 1[Rad/R] - giá trị gần đúng của hệ số chuyển đổi từ liều chiếu xạ sang
liều hấp thụ tương ứng với liều chiếu xạ là 1R; ∆t - khoảng thời gian chiếu xạ; còn suất
liều chiếu xạ Pchiếu xạ(r)[R/h] thì được thế từ biểu thức (1.2-1) hoặc (1.2-2).

1.3. Về các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn
Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn là một vấn đề rất phức tạp. Sự phức tạp này
bắt nguồn từ tính đa dạng và phong phú trong tương tác của nơtrôn với vật chất, cũng
như do sự phức tạp của các ảnh hưởng sinh học của chúng đối với cơ thể. Dưới đây
giới thiệu ngắn gọn về đặc điểm và các phương pháp xác định liều lượng bức xạ
nơtrôn.

1.3.1. Một số đặc điểm xác định liều lượng bức xạ nơtrôn
Các quá trình tương tác của nơtrôn được quyết định bởi năng lượng của nơtrôn và
thành phần hạt nhân của môi trường. Sự biến đổi năng lượng của nơtrôn diễn ra trong
mỗi sự kiện tương tác của nó với hạt nhân nguyên tử của môi trường. Khi đi qua môi
trường, nơtrôn của có thể tham gia vào các loại tương tác như: tán xạ đàn hồi, tán xạ
không đàn hồi, phản ứng (n,γ), phản ứng tạo các hạt có điện tích, phản ứng phân chia
hạt nhân. Xác suất xảy ra các quá trình này phụ thuộc vào động năng của nơtrôn và loại
hạt nhân đồng vị tham gia tương tác. Trên cơ sở tương tác của nơtrôn với khối chất và
các ảnh hưởng sinh học bức xạ nơtrôn, có thể tạm phân loại nơtrôn thành 4 nhóm lớn
theo năng lượng như trong bảng 1-1:
Bảng 1-1. Bảng phân loại nơtrôn theo năng lượng [3]

STT
1
2
3
4

Nhóm nơtrôn
Nơtrôn nhiệt
Nơtrôn năng lượng trung gian
Nơtrôn nhanh
Nơtrôn rất nhanh

Năng lượng nơtrôn
< 0,5 eV
0,5 eV ÷ 0,5 MeV
~ (0,5 ÷ 10) MeV
> 10 MeV

ở đây chủ yếu sẽ xét tới các nơtrôn có năng lượng En ≤ 10MeV.

 
15 


Xét cặn kẽ hơn nữa thì ảnh hưởng sinh học của nơtrôn phụ thuộc rất mạnh vào
động năng của nơtrôn. Để tính tới mức độ nguy hiểm của bức xạ trong điều kiện cơ thể
bị chiếu xạ thường xuyên, trong lĩnh vực an toàn bức xạ người ta đã phải thống nhất
các giá trị có tính chất quy ước gọi là trọng số của các loại bức xạ ion hóa. Bảng 1-2
cho thấy trọng số của bức xạ nơtrôn thuộc các nhóm năng lượng khác nhau và của các

loại bức xạ khác.
Bảng 1-2. Trọng số (QTS) của bức xạ nơtrôn [3]

STT
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10

Năng lượng
Bức xạ gamma và Roentgen
Bức xạ bêta
Chùm êlêctrôn
Prôtôn với động năng > 2MeV (không phải hạt nhân lùi)
Hạt alpha, mảnh vỡ hạt nhân, hạt nhân nặng
Nơtrôn động năng En<10 keV
Nơtrôn động năng En~10 keV÷100 keV
Nơtrôn động năng En~100 keV÷2 MeV
Nơtrôn động năng En~>2 MeV÷20 MeV
Nơtrôn động năng En>20 MeV

QTS
1
1

1
5
20
5
10
20
10
5

Đối với nơtrôn, proton và các loại hạt khác có điện tích bằng 1e và khối lượng
A>1 đơn vị khối lượng nguyên tử (amu), nhưng không biết rõ năng lượng (và do đó
không biết rõ giá trị của độ truyền năng lượng cục bộ), thì coi là chúng có trọng số
QTS=10.
Có thể xác định liều lượng gây bởi bức xạ nơtrôn bằng nhiều phương pháp như:
sử dụng buồng ion hóa, ống đếm tỷ lệ, dụng cụ đo liều gamma cá nhân, hiệu ứng làm
chậm; hay các phương pháp hóa học, đếm vết,.. Các phương pháp này đều dựa trên đặc
trưng tương tác của bức xạ nơtron với khối chất môi trường. Dưới đây sẽ giới thiệu
một cách vắn tắt về các phương pháp này.

 
16 


1.3.1.1. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng buồng iôn hoá
Buồng iôn hoá để xác định liều lượng bức xạ nơtrôn hoạt động dựa trên hiện
ứng ion hoá các phân tử môi trường gây bởi bức xạ nơtrôn. Các hạt nhân lùi sinh ra bởi
quá trình tán xạ của nơtron nhanh tron tổ chức cơ thể có thể đóng góp tới 95% liều hấp
thụ nơtron nhanh. Các nhân lùi này có khả năng ion hoá rất mạnh. Bằng cách ghi nhận
dòng điện hoặc lượng điện tích tạo bởi các hiệu ứng ion hóa này, có thể xác định được
liều lượng hấp thụ nơtrôn nhanh. Đó cũng chính là nội dung cốt lõi của phương pháp

xác định hàm lượng bức xạ nơtrôn nhanh bằng buồng ion hóa.
1.3.1.2. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng ống đếm tỷ lệ
Về nguyên lý, ống đếm tỷ lệ ghi nhận bức xạ ion hóa cũng dựa trện cơ sở ion
hoá các nguyên tử và phân tử của môi trường khi tương tác với bức xạ thứ cấp. Tuy
nhiên, với điều kiện làm việc thích hợp, ống đếm tỷ lệ với hệ số khuyếch đại ổn định sẽ
cho xung ra có biên độ tỷ lệ tuyến tính với phần năng lượng bức xạ bị hấp thụ trong
vùng nhạy của ống đếm.
Trong thực tế để đo liều bức xạ nơtron nhanh, người ta coi trọng việc sử dụng
những loại buồng iôn hóa và ống đếm tỷ lệ mà có thành phần nguyên tử của vật liệu và
chất khí chứa bên trong tương đương tổ chức mềm trong cơ thể.
1.3.1.3. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp hoá học
Phương pháp hoá học thường được sử dụng để xác định liều bức xạ nơtron trong
dải liều cao.
Để xác định liều nơtron, người ta sử dụng các dung dịch có hiệu suất phản ứng
hoá học cao khi chiếu bức xạ nơtron vào dung dịch. Các phần tử có khả năng ion hoá
được sinh ra bởi phản ứng hấp thụ nơtron nhiệt sẽ dẫn tới các phản ứng hoá học trong
dung dịch. Nồng độ của sản phẩm phản ứng tỷ lệ với thông lượng nơtron. Do đó, bằng
cách đo nồng độ của sản phẩm hóa học bền vững vừa được tạo thành trong dung dịch,
thì xác định được liều luợng bức xạ nơtron.

 
17 


1.3.1.4. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp đếm vết
Khi bức xạ nơtrôn tới tương tác với một số vật liệu đặc biệt, thì có thể gây ra
phản ứng sinh các hạt nặng có điện tích. Các hạt nặng có điện tích này, có độ truyền
năng lượng cục bộ đủ lớn và chuyển động trong môi trường đặc biệt là các chất rắn
cách điện, thì có thể tạo nên những vùng khuyết tật dọc theo quỹ đạo của nó. Tại những
vùng khuyết tật cấu trúc bền vững của vật liệu bị phá vỡ nên dễ xảy ra phản ứng hóa

học hơn so với ở những nơi không có khuyết tật. Do đó, nếu vật rắn cách điện được xử
lý bằng một dung môi thích hợp, thì vùng khuyết tật sẽ dễ bị ăn mòn hơn so với xung
quanh và mở rộng rất nhiều so với kích thước ban đầu. Nhờ vậy tạo nên các vết dọc
theo quỹ đạo của hạt nặng có điện tích. Do đó, dùng kính hiển vi quang học bình
thường có thể quan sát và đếm được các vết nay. Đếm được số vết trên một đơn vị diện
tích của mẫu thì có thể xác định được liều lượng bức xạ nơtron.
1.3.1.5. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhũ tương ảnh
Về cơ bản, xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhũ tương ảnh
dựa trên hiệu ứng làm tăng mật độ quang học (còn gọi là độ đen) của phim do tác dụng
của chùm bức xạ nơtron. Nhưng, với cùng một liều lượng, độ đen của phim do tác
dụng của bức xạ nơtron thấp hơn rất nhiều so với tác dụng của bức xạ gamma.
Vì vậy, đối với việc đo liều bức xạ nơtron nhanh, người ta dung các loại nhũ
tương ảnh hạt nhân nhạy với tương tác của các proton lùi sinh ra do tán xạ đàn hồi của
nơtron trên hạt nhân 11H có nhiều trong thành phần của nhũ tương ảnh và môi trường
xung quanh. Các proton lùi này tạo vết dọc theo quỹ đạo chuyển động của chúng. Sau
khi phim được xử lý hoá học để thể hiện hình và định hình, thì có thể dùng kính hiển vi
quang học để quan sát và đếm được những vết này.
Đối với việc đo liều bức xạ nơtron nhiệt, có thể thêm vào thành phần của nhũ
tương các nguyên tố có tiết diện phản ứng (n,α) rất lớn như Li hoặc B [3,4] để tăng độ
nhạy của nhũ tương. Tuy nhiên, một cách đơn giản, có thể xác định liều nơtron nhiệt

 
18 


bằng cách sử dụng phim thường dùng để đo liều bức xạ gamma kết hợp với màn hình
tăng cường có pha thêm B, hoặc màn cộng hưởng Cadmi.
1.3.1.6. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp nhấp nháy
Các nhân lùi sinh ra trong tương tác của bức xạ nơtron với môi trường sẽ tương
tác với chất nhấp nháy, làm chất nhấp nháy phát sáng. Các đốm sang được ghi nhận và

biến đổi thành tín hiệu điện. Ghi nhận và xử lý các tín hiệu này có thể xác định được
liều lượng bức xạ nơtron tới tương tác với môi trường.
1.3.1.7. Xác định liều lượng bức xạ nơtron sử dụng hiệu ứng làm chậm
Khi chiếu một chùm nơtron thẳng góc tới bề mặt của khối paraffin, sao cho liều
trên bề mặt của khối là 0,01Gy, người ta thấy ở độ sâu khoảng 15cm kể từ bề mặt
parafin, mật độ nơtron nhiệt có giá trị không đổi và ít phụ thuộc vào năng lượng của
nơtron tới. Do đó, sử dụng đầu dò nơtron nhiệt để ghi nhận mật độ nơtron sau khi đã
được làm chậm về năng lượng chuyển động nhiệt, có thể xác định được liều bức xạ
nơtron tại bề mặt của khối làm chậm.
1.3.1.8. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng phương pháp kích hoạt
Nội dung cốt lõi của việc xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp
kích hoạt như sau: Khi nơtrôn tới tương tác với khối chất, có có thể gây nên phản ứng
làm biến đổi các hạt nhân của một đồng vị bền thành hạt nhân của một đồng vị phóng
xạ. Đo độ phóng xạ cảm ứng này sẽ xác định được liều bức xạ nơtrôn tại đó.
1.3.1.9. Xác định liều lượng bức xạ nơtron bằng dụng cụ đo liều gamma cá nhân
Sử dụng hai dụng cụ đo liều cá nhân thuộc hai loại khác nhau. Mỗi một chỉ số đo
được của một dụng cụ đều có đóng góp của phần liều gây bởi bức xạ gamma và của
phần liều gây bởi bức xạ nơtron gây nên. Do đó, xác định được tỷ lệ giữa các đóng góp
này có thể tính được liều do bức xạ nơtrôn gây nên.
Trong các phương pháp xác định liều lượng bức xạ nơtrôn kể trên, phương pháp
kích hoạt có vai trò đặc biệt quan trọng trong việc đánh giá liều lượng bức xạ trong các
 
19 


sự cố hoặc tai nạn hạt nhân - khi cơ thể bị chiếu bức xạ nơtrôn với thông lượng rất lớn
trong một khoảng thời gian ngắn. Ngoài ra, phương pháp này còn có nhiều ưu điểm
khác. Do ý nghĩa đặc biệt quan trọng của nó, dưới dây trình bày kỹ hơn về phương
pháp kích hoạt trong xác định liều lượng bức xạ nơtrôn.

1.3.2. Xác định liều lượng bức xạ nơtrôn bằng phương pháp kích hoạt
1.3.2.1. Cơ sở vật lý của phương pháp xác định liều nơtrôn bằng phương pháp
kích hoạt [3,4,5]
Giả sử, Φ(r,t,E) là mật độ thông lượng nơtrôn với động năng En ≥ E[MeV] tại điểm r
ở thời điểm t:
Φ(r , t , E ) =

∫ ϕ ( r , t , E ) dE ≡ ∫ ϕ ( E )dE

(E)

(1.3-1)

(E)

-2 -1

với Φ(r,t,E) - mật độ thông lượng nơtrôn [n.cm s ]; φ(E) ≡ φ(r,t,E) - mật độ thông
-2 -1

-1

lượng nơtrôn [n.cm s MeV ] có năng lượng trong khoảng từ E [MeV] đến E+dE
[MeV] ở thời điểm t tại vị trí r.
2

Giả sử, một đầu dò kích hoạt dạng lá có diện tích S[cm ], đủ mỏng, chứa n hạt
nhân đồng vị bền. Đầu dò được kích hoạt tại vị trí cần xác định liều nơtrôn trong
khoảng thời gian t0 rồi được đưa ra khỏi trường bức xạ nơtrôn để đo đạc. Ta có độ
phóng xạ cảm ứng của đầu dò tại thời điểm t1 kể từ khi ngừng kích hoạt được xác định

theo biểu thức sau đây:

(

)

A ( t0 , t1 ) = A ( t0 ) e − λt1 = 1 − e − λt0 e − λt1 .nS

∫ ϕ ( E )σ ( E ) dE

(1.3-2)

(E)

Trong đó σ(E) là tiết diện của phản ứng gây bởi nơtrôn với động năng bằng E trên
hạt nhân bia của đầu dò.
Mặt khác, giả sử, mỗi nơtrôn với năng lượng bằng E khi lọt vào cơ thể thì gây nên
một suất liều tương đương có giá trị bằng k(E). Khi đó, tại vị trí r trong cơ thể, liều

 
20 


tương đương gây bởi mật độ thông lượng nơtrôn Φ(r,t,E) trong khoảng thời gian chiếu
xạ t0 sẽ có giá trị bằng:
H ( t0 ) = t0

∫ k ( E )ϕ ( E ) dE

(1.3-3)

(E)

trong đó k(E) - hệ số tỷ lệ, có ý nghĩa vật lý là suất liều tương đương gây bởi 1 nơtrôn
với năng lượng bằng E.
Trong trường hợp tổng quát, khi trường nơtrôn thay đổi theo thời gian, thì biểu
thức (1.3-5) được viết lại như sau:
t0

H ( t0 ) = ∫ dt
0

∫ k ( E ) ϕ ( t , E ) dE

(1.3-4)

(E)

Như vậy, xác định được mật độ thông lượng nơtrôn thông qua độ phóng xạ cảm
ứng của đầu dò kích hoạt, có thể xác định được liều tương đương gây bởi nơtrôn theo
công thức (1.3-3 và 1.3-4). Tuy nhiên, các biểu thức (1.3-3 và 1.3-4) cho thấy muốn
tính liều tương đương thì phải biết phân bố nơtrôn theo năng lượng và tiết diện kích
hoạt của đầu dò.
Tiết diện kích hoạt của đầu dò có giá trị khác nhau, phụ thuộc vào năng lượng của
nơtrôn. Trong thực tế đo liều nơtrôn, thường phải làm việc với ba nhóm nơtrôn là:
nơtrôn nhanh, nơtrôn năng lượng trung gian và nơtrôn nhiệt (xem bảng 1-1 ở mục
1.3.1). Mỗi nhóm nơtrôn này đều có đặc trưng riêng về phổ năng lượng, cũng như về
phản ứng kích hoạt và tiết diện của phản ứng kích hoạt đó. Trên cùng một loại hạt nhân
(của đầu dò), các nhóm nơtrôn này có thể gây nên những phản ứng kích hoạt khác
nhau, và do đó, có thể tạo thành những hạt nhân phóng xạ khác nhau (với các hằng số

phân rã khác nhau là λnhiệt ≠ λ trunggian ≠ λ nhanh ).
Do đó, để xác định liều lượng bức xạ gây bởi nơtrôn có phổ phức tạp bằng
phương pháp kích hoạt, cần phải phối hợp sử dụng đồng thời ba loại đầu dò kích hoạt
là:

 
21 


a) Đầu dò ngưỡng để đo nơtrôn nhanh với những năng lượng khác nhau;
b) Đầu dò cộng hưởng có bọc cadmi để đo nơtrôn nhiệt;
c) Đầu dò cộng hưởng không bọc cadmi để đo nơtrôn trên nhiệt và nơtrôn có
năng lượng trung gian.
Suất liều tương đương gây bởi nơtrôn toàn phổ được đánh giá bằng tổng của ba
thành phần theo độ phóng xạ cảm ứng của các đầu dò kích hoạt như sau:
H = Hnhiệt + Htrung gian + Hnhanh

(1.3-5)

Trong đó, Hnhiệt - liều tương đương gây bởi thành phần nơtrôn nhiệt; Htrung gian - liều
tương đương gây bởi thành phần nơtrôn năng lượng trung; Hnhanh - liều tương đương
gây bởi thành phần nơtrôn nhanh.
Dưới đây chúng ta xét tương quan giữa liều nơtrôn và độ phóng xạ cảm ứng của
đầu dò kích hoạt đối với từng nhóm lớn nơtrôn vừa nêu trên.
1.3.2.2. Xác định liều nơtrôn nhiệt (En<0,5eV) [3]
Trong trường nơtrôn phức tạp, có thể tách nơtrôn nhiệt bằng lớp chắn làm từ
4

cadmi. (Nguyên tố Cd có tiết diện hấp thụ nơtrôn nhiệt rất lớn, là 2.10 barn). Lớp chắn
bằng Cd dày từ 0,5mm - 1 mm hấp thụ hầu hết các nơtrôn có năng lượng dưới 0,5 eV.

Sử dụng cùng một đầu dò nhưng kích hoạt trong trường hợp đầu dò được bọc Cd và
không bọc Cd trong những điều kiện hoàn toàn giống nhau. Khi đó, độ phóng xạ cảm
ứng Anhiệt gây bởi nơtrôn nhiệt là:
Anhiệt = A0 – ACd

(1.3-6)

với A0 là độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò không được bọc trong lớp Cd; còn ACd
- độ phóng xạ cảm ứng của đầu dò được bọc trong lớp Cd.
Đối với nơtrôn nhiệt, có thể coi tiết diện kích hoạt có giá trị không đổi và bằng
tiết diện kích hoạt σ0 của nơtrôn năng lượng 0,025 eV. Do đó, từ biểu thức (1.3-2) và
(1.3-6) thì được các biểu thức sau đây cho Anhiệt và Φnhiệt:

 
22