NGHIÊN CỨU ÁP DỤNG PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON TRÊN NHIỆT (ENAA) ĐỐI VỚI CÁC ĐỒNG VỊ CÓ THỜI GIAN BÁN HỦY TRUNG BÌNH VÀ DÀI TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠ

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
-------- -------

TRỊNH QUANG THÀNH

NGHIÊN CỨU ÁP DỤNG PHƢƠNG PHÁP PHÂN TÍCH
KÍCH HOẠT NEUTRON TRÊN NHIỆT (ENAA) ĐỐI
VỚI CÁC ĐỒNG VỊ CÓ THỜI GIAN BÁN HỦY TRUNG
BÌNH VÀ DÀI TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ
LẠT.

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

------------------TP. HỒ CHÍ MINH - 2015


ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
-------- -------

TRỊNH QUANG THÀNH

NGHIÊN CỨU ÁP DỤNG PHƢƠNG PHÁP PHÂN TÍCH
KÍCH HOẠT NEUTRON TRÊN NHIỆT (ENAA) ĐỐI VỚI
CÁC ĐỒNG VỊ CÓ THỜI GIAN BÁN HỦY TRUNG
BÌNH VÀ DÀI TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ
LẠT.

Chuyên ngành: VẬT LÝ NGUYÊN TỬ HẠT NHÂN VÀ NĂNG LƯỢNG CAO
Mã số chuyên ngành: 60 44 05

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
TS. HỒ MẠNH DŨNG

------------------TP. HỒ CHÍ MINH - 2015


LỜI CẢM ƠN
Trong suốt quá trình học tập cũng như thực hiện khóa luận này, em đã nhận
được rất nhiều sự giúp đỡ tận tình của các thầy cô, anh chị và các bạn bè trong Bộ
môn Vật lý Hạt nhân và Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt. Em xin được bày tỏ
lòng tri ân sâu sắc nhất đến:
TS. Hồ Mạnh Dũng, người Thầy đã tận tình hướng dẫn, giúp đỡ, cung cấp
các tài liệu và truyền đạt những kinh nghiệm nghiên cứu khoa học cho em hoàn
thành luận văn.
Các thầy, cô trong Bộ môn Vật lý Hạt nhân đã giảng dạy, truyền đạt những
kiến thức và kinh nghiệm trong lĩnh vực hạt nhân. Đặc biệt là TS. Huỳnh Trúc
Phƣơng, Người Thầy đã giảng dạy và hướng dẫn em từ suốt quá trình học đại học
đến sau đại học, Thầy cũng là người đưa em đến với luận văn này.
Cô Nguyễn Thị Sỹ, CN. Trần Quang Thiện, Th.S Hồ Văn Doanh là người
đã tận tình giúp đỡ, cung cấp tài liệu, truyền đạt những kinh nghiệm trong quá trình
làm luận văn.
Các anh, chị, cô, chú trong Viện Nghiên Cứu Hạt Nhân Đà Lạt đã tạo điều
kiện, giúp đỡ cho em hoàn thành luận văn.
Em xin chân thành cảm ơn !

Tp. Hồ Chí Minh, tháng 9 năm 2015
Trịnh Quang Thành

MỤC LỤC
DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT .......................................................................... iii
DANH MỤC CÁC BẢNG........................................................................................ iv
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ.....................................................................................v
MỞ ĐẦU .....................................................................................................................1
Chương 1 TỔNG QUAN LÝ THUYẾT .....................................................................4
1.1.

Phương pháp luận của phân tích kích hoạt neutron.......................................4

1.2.

Ưu, nhược điểm của phân tích kích hoạt neutron..........................................5

1.2.1.

Ưu điểm của phương pháp phân tích kích hoạt neutron .........................5

1.2.2.

Nhược điểm của phương pháp phân tích kích hoạt neutron ...................5

1.3.

Các phương pháp kích hoạt ...........................................................................6

1.4.

Thông lượng neutron .....................................................................................7

1.5.

Phương trình kích hoạt ..................................................................................9

1.6.

Những phương pháp chuẩn hóa ...................................................................12

1.6.1.

Phương pháp tuyệt đối ..........................................................................13

1.6.2.

Phương pháp tương đối.........................................................................13

1.6.3.

Phương pháp chuẩn đơn .......................................................................14

1.6.4.

Phương pháp chuẩn hóa k0 ...................................................................14

1.7.

Các kỹ thuật được sử dụng trong NAA .......................................................15

1.7.1.

Kỹ thuật nhanh đo nhân sống ngắn.......................................................15

1.7.2.

Kích hoạt lặp vòng ( cyclic activation ) ................................................15

1.7.3.

Kích hoạt neutron đo gamma tức thời ..................................................16

1.8.

Phân tích kích hoạt neutron trên nhiệt (ENAA) ..........................................17

1.8.1.

Tỉ số Cadmium (RCd) ............................................................................18

1.8.2.

Năng lượng cắt Cd hiệu dụng và hàm truyền qua ................................18

1.8.3.

Hệ số lợi AF ..........................................................................................20

1.8.4.

Các phương pháp chuẩn hóa khi dùng ENAA .....................................21

1.8.5.

Một vài ứng dụng của ENAA trong phân tích nguyên tố .....................22

1.9.

Thiết bị chiếu và phần mềm ........................................................................24

i


1.9.1.

Thiết bị chiếu ........................................................................................24

1.9.2.

Phần mềm Ko-DALAT cho ENAA ......................................................25

Chương 2 PHÉP ĐO CÁC THÔNG SỐ THỰC NGHIỆM ......................................28
2.1.

Chuẩn hệ phổ kế gamma sử dụng detector HPGe .......................................28

2.1.1.

Hiệu chuẩn năng lượng và FWHM .......................................................28

2.1.2.

Chuẩn hiệu suất detector .......................................................................29

2.2.

Quy trình thực nghiệm ENAA trên LPƯHN Đà Lạt ...................................31

2.3.

Thực nghiệm xác định hệ số lợi AF ............................................................32

2.4.

Áp dụng quy trình ENAA cho các mẫu chuẩn ............................................36

Chương 3 KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN .................................................................37
3.1.

Kết quả tính hệ số lợi AF.............................................................................37

3.2.

Kết quả phân tích hàm lượng cho các mẫu chuẩn .......................................42

3.3.

So sánh giới hạn phát hiện của một vài nguyên tố ......................................44

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ...................................................................................47

DANH MỤC CÁC CÔNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ ................................................48
TÀI LIỆU THAM KHẢO .........................................................................................49

ii


DANH MỤC CÁC TỪ VIẾT TẮT
AF : Advantage factor : Hệ số lợi
BTN : Bán thực nghiệm
ENAA : Epithermal neutron activation analysis : Phân tích kích hoạt neutron trên
nhiệt
FWHM: Full width at half maximum : Bề rộng tại vị trí 1 nửa chiều cao đỉnh phổ
INAA : Instrument neutron activation analysis: Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ
LPƯ : Lò phản ứng
NAA : Neutron activation analysis : Phân tích kích hoạt neutron
Ng.tố : Nguyên tố
PGNAA: Prompt gamma neutron activation analysis: Phân tích kích hoạt đo gamma
tức thời
SD : Standard deviation : Độ lệch chuẩn
TN : Thực nghiệm

iii


DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng 1.1

Một vài giá trị về hệ số lợi

20

Bảng 2.1

Giá trị làm khớp đường chuẩn năng lượng và FWHM tính bởi
GENIE-2K.

Bảng 2.2

28

Giá trị hiệu suất εp đối với 152Eu tại các vị trí đo so với mặt đầu
dò.

29

Bảng 2.3

Các hệ số của đường cong hiệu suất tương ứng với các vị trí đo

30

Bảng 2.4

Kết quà tính các thông số phổ neutron bên ngoài hộp Cd

32

Bảng 2.5

Kết quả tính các thông số phổ bên trong hộp Cd

33

Bảng 2.6

Kết quả tính hoạt độ riêng Asp cho một vài nguyên tố

34

Bảng 3.1

Kết quả tính hệ số lợi AF cho một vài nguyên tố

36

Bảng 3.2

Hệ số lợi AF của BTN theo số liệu hạt nhân của Steines

40

Bảng 3.3

Kết quả phân tích hàm lượng các nguyên tố có thời gian sống
trung bình (mẫu NIST 278)

Bảng 3.4

Kết quả phân tích hàm lượng các nguyên tố có thời gian sống
dài (mẫu NIST 278)

Bảng 3.5

42

Kết quả phân tích hàm lượng các nguyên tố có thời gian sống
trung bình (mẫu NIES No.9)

Bảng 3.6

44

Kết quả tính LOD các nguyên tố có thời gian sống trung bình
(mẫu NIES No.9)

Bảng 3.8

43

Kết quả tính LOD các nguyên tố có thời gian sống trung bình
(mẫu NIST 278)

Bảng 3.7

41

44

Kết quả tính LOD các nguyên tố có thời gian sống dài (mẫu
NIST 278)

45

iv


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1.

Sơ đồ phản ứng hạt nhân với neutron

4

Hình 1.2.

Các nguyên tố có thể phân tích bằng k0-NAA

6

Hình 1.3.

Phổ thông lượng neutron

7

Hình 1.4.

Đường cong tiết diện toàn phần của Cadmium [14]

18

Hình 1.5.

Hàm truyền qua Cd của neutron, thực tế T(E) và lý tưởng t(E)

19

Hình 1.6.

Bố trí các kênh chiếu theo mặt cắt ngang vùng hoạt của LPƯ
hạt nhân Đà Lạt [6]

Hình 1.7.

24

Cửa sổ thực đơn chính của hệ thống chương trình Ko-DALAT
(trong đó chức năng F6 dùng cho ENAA)

Hình 2.1.

Chuẩn năng lượng cho hệ phổ kế gamma, dùng phần mềm
GENIE-2K

Hình 2.2.

25

28

Đường cong hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của detector
HPGe tại các vị trí đo

30

Hình 2.3.

Các là dò và mẫu chuẩn dùng trong chiếu trần

31

Hình 3.1.

Đồ thị biểu diễn hệ số AF của BTN và TN

38

Hình 3.2.

Đồ thị biểu diễn hệ số AF của BTN và của tác giả Steines

39

v


MỞ ĐẦU
Từ cuối những năm 1960, phân tích kích hoạt neutron trên nhiệt (ENAA) đã
được nghiên cứu và ứng dụng để tăng cường đáng kể việc phân tích hàm lượng
nhiều nguyên tố có tích phân cộng hưởng lớn. ENAA cũng giảm ảnh hưởng của

nguyên tố nhiễu lên nền phông của phổ gamma là các nguyên tố có tiết diện bắt
neutron nhiệt lớn, các nguyên tố nhiễu có hoạt độ kích hoạt lớn bao gồm các phản
ứng:
59

27

Al(n,γ)28Al,

37

Cl(n,γ)38Cl,

23

Na(n,γ)24Na,

55

Mn(n,γ)56Mn,

45

Sc(n,γ)46Sc và

Co(n,γ)60Co. Khi dùng phương pháp ENAA để lọc bớt các neutron nhiệt sẽ làm

giảm nền phông từ các nguyên tố nhiễu trên và giảm giới hạn phát hiện của một số
nguyên tố dẫn đến nâng cao đáng kể việc xác định các nguyên tố khác. Steinnes là
một trong những người tiên phong nghiên cứu và áp dụng phương pháp ENAA

trong nghiên cứu về các mẫu trầm tích học, địa chất học và vũ trụ học trong cuối
những năm 1960 và đầu những năm đầu 1970. Tiếp theo đó là giai đoạn phát triển
một số lượng lớn các nghiên cứu sử dụng ENAA từ những năm 1970 đến nay trong
các mẫu trầm tích, địa chất, sinh học, vũ trụ học, …. Một số ứng dụng tiêu biểu của
ENAA là phân tích các nguyên tố đất hiếm, uran và thori trong các mẫu đất đá hay
phân tích nhóm nguyên tố halogen trong các mẫu sinh học và trầm tích biển. Tuy
nhiên, trên thế giới hiện nay không có nhiều các công trình được xuất bản về kỹ
thuật ENAA chứng tỏ kỹ thuật này ít được sử dụng hơn so với phân tích kích hoạt
neutron nhiệt mặc dù nó có nhiều ưu điểm hơn.
Ở trong nước, các nghiên cứu về kỹ thuật ENAA trước đây ở Lò phản ứng
(LPƯ) hạt nhân Đà Lạt chủ yếu được thực hiện trên kênh chiếu 7-1 và Mâm quay
[3], khối lượng hộp Cadmium (Cd) cho phép đưa vào vùng hoạt <2,0 gram nên
không thể chiếu nhiều mẫu cùng lúc. Các kết quả nghiên cứu chủ yếu là tập trung
xác định tỉ số Cd và thử nghiệm chiếu mẫu để phân tích các nguyên tố có đồng vị
sống ngắn. Tuy nhiên, cho đến nay, các ưu điểm của kỹ thuật ENAA đối với
nguyên tố có đồng vị sống trung bình và dài vẫn chưa được khai thác và cũng chưa
có một quy trình phân tích nào được xây dựng dựa trên kỹ thuật ENAA. Ngoài ra,
khả năng phân tích hiện tại của phương pháp INAA tại Viện Nghiên cứu hạt nhân

1


đối các nguyên tố trong các mẫu địa chất và sinh học hiện tại vẫn còn nhiều hạn
chế, nhiều nguyên tố phân tích theo các Tiêu chuẩn cơ sở hiện tại vẫn có giới hạn
phát hiện lớn. Đặc biệt là các mẫu địa chất do ảnh hưởng từ hoạt độ cao từ các đồng
vị 24Na và 59Fe, 46Sc lên các đồng vị sống trung bình và dài. Điều này làm giảm khả
năng triển khai kỹ thuật và nghiên cứu ứng dụng của phương pháp INAA đối với
đối tượng mẫu địa chất, một trong những nhóm đối tượng mẫu chủ yếu của PTN
INAA- Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.
Trong quy trình phân tích các mẫu địa chất, đất đá và sinh học, quy trình phân

tích nguyên tố có chu kỳ bán hủy ngắn không có lợi thế khi áp dụng kỹ thuật ENAA
bởi vì các nguyên tố trong nhóm có chu kỳ bán hủy ngắn là Al, Ti, V, Ca. Cu, Mn,
Dy đều có tiết diện bắt neutron nhiệt bằng hoặc cao hơn tích phân cộng hưởng. Trừ
trường hợp áp dụng kỹ thuật ENAA cho các đồng vị sống cực ngắn (77mSe,
110

20

F,

Ag,...) vì có thể giảm phông từ Al. Hơn nữa, kỹ thuật ENAA sẽ cải thiện giới hạn

phát hiện cho một số nguyên tố trong mẫu địa chất nhờ giảm nền phông từ các đồng
vị 24Na và 46Sc. Vì vậy, kỹ thuật ENAA đã được nghiên cứu, áp dụng đối với các
đồng vị sống trung bình và dài cho các mẫu có matrix đất đá và sinh học tại LPƯ
hạt nhân Đà Lạt. Ngoài ra, nghiên cứu trong lĩnh vực này sẽ góp phần đào tạo nhân
lực về vật lý hạt nhân thực nghiệm chuẩn bị cho LPƯ nghiên cứu mới tại Việt Nam.
Do đó, luận văn đặt ra 3 mục tiêu:
- Xây dựng quy trình phân tích các nguyên tố có đồng vị sống trung bình và
dài bằng kỹ thuật ENAA, các quy trình phù hợp với tiêu chuẩn ISO/IEC
17025:2005.
- Phân tích, xử lý, đánh giá số liệu thu được, đưa ra các ưu và nhược điểm
của phương pháp ENAA.
-Đặt trưng hóa vị trí chiếu mẫu đã bọc Cd, bao gồm xác định các thông số
phổ trên kênh chiếu mẫu.

Nội dung luận văn gồm 3 phần như sau:
Chương 1 - Tổng quan lý thuyết: Trình bày tổng quan về lý thuyết phân tích
kích hoạt neutron trên nhiệt.

2


Chương 2 - Thực nghiệm: Quy trình thực nghiệm tại LPƯ hạt nhân Đà Lạt
và các bước tính toán hệ số lợi, hàm lượng các nguyên tố.
Chương 3 - Kết quả và thảo luận: Trình bày các kết quả thực nghiệm , so
sánh và đánh giá các số liệu.
Cuối cùng là phần kết luận và kiến nghị.

3


Chƣơng 1
TỔNG QUAN LÝ THUYẾT
1.1. Phƣơng pháp luận của phân tích kích hoạt neutron
Trong phân tích kích hoạt, những mẫu được kích hoạt bởi neutron. Trong quá
trình chiếu xạ, các đồng vị bền ở dạng tự nhiên của các nguyên tố được chuyển
thành những đồng vị phóng xạ bởi sự bắt neutron. Các đồng vị phóng xạ này được
phân biệt dựa trên những tính chất bức xạ khác nhau hay dựa vào các hoạt tính
phóng xạ đặc trưng của chúng như loại bức xạ, năng lượng bức xạ, thời gian bán rã.
Đây là cơ sở cho việc nhận diện nguyên tố (định tính) và xác định hàm lượng
nguyên tố dựa trên việc đo lường cường độ của các bức xạ gamma phát ra từ các
sản phẩm kích hoạt (định lượng).
Quan trọng nhất trong NAA là phản ứng (n,) trong đó hạt nhân X (hạt nhân
bia) hấp thụ một neutron tạo ra một hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z
nhưng có khối lượng nguyên tử A tăng lên một đơn vị và phát tia gamma đặc trưng,
quá trình này được biểu diễn bởi phản ứng:
A
Z

X  01 n  ( AZ1 X)*  AZ1 X  

với:A : số khối nguyên tố bia
Z : số hiệu nguyên tử của hạt nhân bia

H nh

1. Sơ đồ phản ứng hạt nhân với neutron.[5]

Ký hiệu () trong quá trình biểu diễn cho hạt nhân hợp phần ở giai đoạn trung gian.
4


1.2. Ƣu, nhƣợc điểm của phân tích kích hoạt neutron
1.2.1. Ƣu điểm của phƣơng pháp phân tích kích hoạt neutron
-

Khả năng ứng dụng rộng rãi cho nhiều loại mẫu khác nhau.

-

Giới hạn phát hiện thấp tới 10-6 mg.kg-1.

-

Không bị hiệu ứng nhiễu do maxtrix mẫu (hiệu ứng ảnh hưởng qua lại
giữa các thành phần trong mẫu).

-

Có thể phân tích không phá hủy mẫu. (còn gọi là phân tích kích hoạt
neutron dụng cụ INAA).

-

Khả năng định tính cao dựa vào các đặc trưng của phóng xạ phát ra.

-

Phương pháp này về mặt lý thuyết thì đơn giản và dễ hiểu,

-

Mật độ thông lượng neutron và năng lượng neutron có thể được lựa chọn
ở các mức độ nhất định, điều này cho phép có được các kết quả tốt nhất
khi sử dụng tối ưu hóa, chẳng hạn như kích hoạt có chọn lọc.[10]

1.2.2. Nhƣợc điểm của phƣơng pháp phân tích kích hoạt neutron
-

Cần phải có LPƯ hoặc nguồn neutron.

-

Công việc yêu cầu phải làm việc với các vật liệu phóng xạ. Cần phải xử
lý chất thải phóng xạ, che chắn phóng xạ và định liều cá nhân theo quy
định.

-

Việc ứng dụng trong công nghiệp thì không thường xuyên.

-

Phương pháp phân tích kích hoạt không phải áp dụng được cho tất cả các
nguyên tố . (Hình 1.2)

-

Mẫu phân tích tốt nhất nên được sấy khô bởi vì trong quá trính chiếu mẫu
trong lò các phân tử nước có thể tách ra tạo thành các ion, dẫn đến việc
tăng áp suất trong công-tai-nơ chiếu mẫu và có nguy cơ gây nổ mẫu.

-

Đối với các nguyên tố có thời gian sống dài thì thời gian phân tích khá
dài.

5


Hình 1.2. Các nguyên tố có thể phân tích bằng k0-NAA.[10]
1.3. Các phƣơng pháp kích hoạt
Các phương pháp sau đây được sử dụng để tăng xác suất của các phản ứng
cần thiết giữa neutron và hạt nhân bia của mẫu phân tích (xác suất của phản ứng
phụ thuộc vào năng lượng neutron) và hạn chế hình thành các nhiễu không mong
muốn của matrix.
a. Phân tích kích hoạt neutron nhiệt. (TNAA)
Mẫu được chiếu bởi phổ neutron trong LPƯ , sử dụng chủ yếu là neutron
nhiệt được nhiệt bằng chất làm chậm. Vì vậy, cần thiết phải có một khối làm chậm

tại nguồn neutron ( ví dụ như khoảng cách, khối graphite, cột graphite trong LPƯ).
Khi neutron di chuyển xuyên qua các khối này thì sẽ bị giảm năng lượng và trở
thành neutron nhiệt sau đó sử dụng cho kích hoạt.
b. Phân tích kích hoạt neutron trên nhiệt (ENAA)
Mẫu được chiếu bởi neutron có năng lượng cao hơn 0,55 eV. Được sử dụng
trong những trường hợp các hạt nhân có vùng cộng hưởng cao đối với việc bắt
neutron có năng lượng trên 0,55 eV. Loại kích hạt này cần phải có sự che chắn
neutron nhiệt, chúng ta có thể sử dụng Cd hoặc Bo cho mục đích này.
c. Phân tích kích hoạt neutron nhanh (FNAA)

6


Loại kích hoạt này nghiên cứu các phản ứng hạt nhân với neutron nhanh, như
(n,p), (n,2n), (n,α), etc. neutron nhanh có thể thu được từ LPƯ tương tự như neutorn
trên nhiệt, nghĩa là bằng cách che chắn neutron nhiệt hoặc từ nguồn neutron khác
(ví dụ như các máy gia tốc ).
1.4.

Thông lƣợng neutron
Một trong những yếu tố quan trong trong việc sử dụng INAA là thông lượng

neutron trong LPƯ. Trong Hình 1.3 cho hình dạng phổ neutron trong LPƯ.

H nh

Phổ thông lượng neutron.[5]

Tiết diện bắt và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng lượng neutron.
Trong nghiên cứu hạt nhân phổ thông lượng neutron có thể phân loại như sau[7]:

a) Neutron nhiệt: Là vùng neutron có năng lượng từ 0 đến 0,5 eV. Neutron phân
hạch sau khi được làm chậm trong LPƯ sẽ mất dần năng lượng và trở về trạng thái
cân bằng nhiệt với môi trường, nên gọi là neutron nhiệt. Các neutron nhiệt chuyển
động trong trạng thái cân bằng nhiệt với các phân tử môi trường. Quá trình giảm

7


năng lượng của neutron đến vùng nhiệt gọi là nhiệt hóa. Phổ neutron nhiệt khi đó
phân bố theo sự phân bố Maxwell-Boltzmann:
E


dn
2
kTn 1 / 2

e
E dE
3/ 2
n kTn 

(1.1)

Trong đó, dn là số neutron với năng lượng trong khoảng từ E đến E + dE, n là số
neutron tổng cộng trong hệ, k là hằng số Boltzmann, và Tn là nhiệt độ neutron (hay
nhiệt độ môi trường).
Từ công thức (1.1) ta có thể viết lại theo sự phân bố thông lượng neutron tại
nhiệt độ neutron Tn như sau:
' m (E)   m

E

kTn 

2

e  E /( kTn )

(1.2)

với k – hằng số Boltzmann và m – thông lượng neutron toàn phần tuân theo phân
bố Maxwell. Khi đó, hàm phân bố thông lượng theo vận tốc neutron tương ứng là:

' m (v)  n' m (v).v

(1.3)

với n’m(v) – mật độ neutron trong phân bố Maxwell cho mỗi khoảng đơn vị vận tốc.
Tại nhiệt độ chuẩn T0 = 293,6 K (20,4 0C) năng lượng tương ứng là E0 = kT0 =
0,0253 eV, vận tốc tương ứng v0 = 2.200 m.s-1
Như vậy, năng lượng của neutron nhiệt sẽ phụ thuộc vào nhiệt độ môi trường
và trong vùng năng lượng này tiết diện tương tác của neutron tuân theo luật 1/v.
b) Neutron trên nhiệt: Là vùng neutron đang trong quá trình chậm dần và có năng
lượng trong khoảng 0,5 eV < En < 0,5 MeV. Vùng này gọi là vùng trung gian hay
vùng cộng hưởng. Một cách lí tưởng, sự phân bố neutron trên nhiệt tỉ lệ nghịch với
năng lượng neutron, E :
 'e (E) 

e

E

(1.4)

với e(E) là thông lượng neutron trên nhiệt thực sự cho mỗi khoảng logarit năng
lượng. Do cấu trúc môi trường vật chất trong LPƯ, neutron sẽ bị hấp thụ làm cho
phổ neutron trên nhiệt bị lệch khỏi quy luật 1/E. Trên thực tế thì ta có thể biểu diễn
theo công thức gần đúng:
8


'e (E)=

e
(1eV)α
1+α
E

(1.5)

Với  là hằng số đặc trưng cho sự lệch phổ từ phổ lí tưởng và nó độc lập với
năng lượng và e lúc này là thông lượng neutron trên nhiệt thực sự cho mỗi khoảng
 E 
 

đơn vị  


(1eV )  ).


c) Neutron nhanh : Là vùng neutron sinh ra trong phân hạch và có năng lượng En
> 0,5 MeV. Một vài công thức bán thực nghiệm cho việc biểu diễn phổ phân hạch
thường được dùng là:
- Phổ phân hạch của Watt
' f (E)  0,484  f e  E sinh 2E

(1.6)

- Phổ phân hạch của Cranberg
' f (E)  0,453  f e  E / 0,965 sinh 2,29E

(1.7)

- Phổ phân hạch của Grundl và Usner
' f (E)  0,77  f

E e 0,776E

(1.8)

Trong các công thức trên, E – năng lượng neutron (Mev); f’(E) – thông lượng
neutron phân hạch cho mỗi khoảng đơn vị năng lượng tại năng lượng E; f(E):
thông lượng neutron phân hạch toàn phần
1.5. Phƣơng tr nh kích hoạt
Kích hoạt mẫu bằng neutron là bước đầu tiên trong NAA.
Tốc độ phản ứng R trên một hạt nhân bắt neutron trên một đơn vị thời gian được
cho bởi:



R   n(v)  v  (v)dv.
0

(1.9)

Độ phân rã của hạt nhân phóng xạ được mô tả:
dN
 R  N0    N.
dt

(1.10)

Tốc độ phân rã của hạt nhân con ở thời điểm ngưng chiếu xạ có dạng:
A(t i )    N(t i )  N0  R  (1  eti ).

9

(1.11)


Do sự phụ thuộc của tiết diện phản ứng và mật độ thông lượng neutron theo
năng lượng nên phương trình (1.11) được chia thành hai phần là nhiệt và trên nhiệt,
trong đó năng lượng phân chia được xác định bởi ECd = 0,55 eV. Từ đó, phương
trình (1.11) trở thành:

vCd

R   n(v)  v   (v)dv.   n(v)  v   (v)dv.
0
vCd

(1.12)

Thành phần đầu tiên trong phương trình (1.12), (v) : tiết diện bắt neutron nhiệt
tuân theo quy luật 1/v và  (v) 



vCd

0

 0 v0
v

. Ta sẽ có :

n(v)  v   (v)dv  0 v0 

vCd

0

n(v)dv  0  v0  n

(1.13)

Với mật độ neutron ứng với năng lượng dưới ngưỡng Cd là :
n

vCd

0

n(v)dv

(1.14)

Thành phần thứ hai trong (1.12), được tính như sau :





vCd

n(v)dv  e  

E max

ECd

(E)dE
 e  I 0
E

(1.15)

Trong đó:
I0  

E max

E Cd

(E)dE
E

(1.16)

là tích phân cộng hưởng ở vùng neutron trên nhiệt, ứng với các hạt nhân có mật độ
thông lượng neutron trên nhiệt phụ thuộc theo năng lượng hoàn toàn ứng với quy
luật 1/E. Trong thực nghiệm của LPƯ, mật độ thông lượng neutron trên nhiệt không
hoàn toàn tuân theo quy luật trên. Có một sự sai lệch nhỏ có thể đo được bởi tham
số α.
I 0 ( )  

E max

ECd

(E)dE
E1

(1.17)

Khi đó tốc độ phản ứng có thể được viết lại như sau:

R  th  0  e  I0 ()

10

(1.18)


Khi xét đến các hệ số che chắn neutron nhiệt Gth và hệ số che chắn neutron trên
nhiệt Ge thì tốc độ phản ứng được tính theo công thức :

R  G th  th  0  Ge  e  I0 ()

(1.19)

Trong trường hợp mẫu được chiếu khi bọc Cd thì

R e  Ge  FCd  e  I0 ()

(1.20)

Để đơn giản ta có thể viết lại tốc độ phản ứng dưới dạng :

R  th  ef

(1.21)

Trong đó tiết diện hiệu dụng
 Q ( ) 
ef  0  1  0

f 


`

(1.22)

Tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt

f

th
e

Q 0 ( ) 

(1.23)
I 0 ( )
0

(1.24)

Số hạt nhân hiện tại sau khi được kích hoạt và rã tại thời điểm bắt đầu đo:
N(t i , t d ) 

R  N0
 (1  e ti )  e t d


(1.25)

Số hạt nhân phân rã ΔN trong thời gian đo :

N(t i , t d , t m )  R  N 0  (1  e ti )  e td 

(1  et m )
 R  N 0  S  D  C.
  tm

(1.26)

Trong đó S, D, C là các hệ số hiệu chỉnh theo thời gian chiếu, rã, đo.
Thay thế số hạng N0 bởi (NA   w / M) . Khi đó số hạt nhân ghi nhận được từ
detector sẽ là:
N p  N     p  COI  R 

NA    w
 S  D  C     p  COI.
M

(1.27)

Tốc độ phản ứng R của phản ứng ( n, γ ) có thể được biểu diễn dưới dạng sau với
COI là hệ số trùng phùng:

11


R

M  N p / (S  D  C  COI  w  t m )
NA    p  

(1.28)

Nếu ta định nghĩa :
Asp 

Np
S  D  C  COI  w  t m

(1.29)

Thì R có thể viết lại

R

M  Asp
NA    p  

(1.30)

Theo quy ước Hogdahl, phương trình cơ bản cho việc xác định tốc độ xung đo
được của đỉnh tia gamma quan tâm của một nguyên tố dùng phản ứng (n,),  là xác
suất phát tại đỉnh gamma đang xét, εp là hiệu suất ghi tại năng lượng gamma đang
xét:
Asp 

N A .
[G th .th 0  G ee I0 ()]..p
M

(1.31)

Khi đó, hàm lượng ρ(g/g) của nguyên tố thu được :


Np / t m

M
1
.
w.S.D.C N A ...p G th .th 0  G e .e I 0 ()
.

(1.32)

Trong trường hợp ENAA, hàm lượng của nguyên tố được tính theo công thức
sau [10], với FCd là hệ số truyền qua Cd:



Np / t m

M
1
.
w.S.D.C N A ... p FCd  G e .e I0 ()
.

(1.33)

1.6. Những phƣơng pháp chuẩn hóa
Chuẩn hóa NAA là làm cho quy trình thực nghiệm phù hợp với phương trình
tính toán đã chọn của NAA [4].
Hai đặc điểm của phản ứng với neutron là : bức xạ gamma và neutron có độ
xuyên sâu cao nên bảo đảm việc chuẩn hóa là chính xác và dễ dàng. Vì tỉ lệ nồng độ
gần như độc lập với matrix nên việc chuẩn bị mẫu dễ dàng hơn, do đó nguy cơ sai
số ngẫu nhiên và sai số hệ thống sẽ giảm. Sự phân tích có thể được tiến hành nhanh
hơn, tiết kiệm hơn nhờ việc đơn giản của phương pháp chuẩn hóa.

12


1.6.1. Phƣơng pháp tuyệt đối
Nồng độ nguyên tố  (g/g) có thể thu được bằng việc chiếu kèm mẫu với một
monitor chuẩn ( kí hiệu ) và áp dụng phương trình:

Np / t m

*
M.* .0* . * G*th f  G*eQ*0 ()  p
w.S.D.C
(g / g) 
.
. .106
*
*
A Au
M ..0 . G th f  GeQ 0 ()  p

(1.34)

Trong đó:
A*sp: hoạt độ riêng của nguyên tố chuẩn, (phân rã/gam/giây);
w: khối lượng mẫu phân tích, (g);
Công thức cơ bản của phương pháp tuyệt đối (1.34) dùng các số liệu hạt
nhân (M,0,,) được lấy từ tài liệu tra cứu. Đối với nhiều phản ứng quan tâm (n,)
các thông số này không được biết một cách chính xác. Bởi vì chúng được xác định
bằng các phương pháp độc lập – độ chính xác của các thông số này sẽ đóng góp vào
khi tính hàm lượng bằng công thức tuyệt đối. Điều này dẫn đến sai số tính toán lớn.
Đây chính là nhược điểm cơ bản của phương pháp tuyệt đối.
1.6.2. Phƣơng pháp tƣơng đối
Trong phương pháp tương đối, mẫu cần phân tích được chiếu cùng với mẫu
chuẩn mà đã biết trước hàm lượng của nguyên tố quan tâm. Mẫu chuẩn và mẫu
phân tích phải được đo cùng một điều kiện.
Khi đó, hàm lượng của nguyên tố là:
(g / g) 

(N p / t m ) / (w.S.D.C)
(N p / t m )* / (W.S.D.C)*

(1.35)

W: Khối lượng mẫu chuẩn (g);
Vì mẫu phân tích và mẫu chuẩn được đo cùng dạng hình học nên không cần
hiệu chỉnh tự che chắn neutron (Ge, Gth) và sự tự suy giảm gamma.
Nhược điểm của phương pháp này là không thể phân tích đa nguyên tố, bởi
vì tạo ra một mẫu chuẩn mà có đầy đủ các nguyên tố mà chúng ta quan tâm là rất
khó.

13

1.6.3. Phƣơng pháp chuẩn đơn
Phương pháp này được đưa ra bởi Giraadi. Phương pháp này dựa trên việc
gộp các thông số hạt nhân , điều kiện chiếu và đo vào một hệ số k như sau:
*
M.*.*0 .* G*th f  G*eQ*0 ()  p
k *
.
.
M ..0 . G th f  G eQ0 ()  p

(1.35)

Người ta xác định bằng thực nghiệm các hệ số k của nguyên tố chuẩn đối với
từng nguyên tố quan tâm, sau đó lập thành bảng. Khi phân tích, người ta chỉ cần
chiếu kèm mẫu với một nguyên tố chuẩn đã chọn (do đó gọi là phương pháp chuẩn
đơn) và dùng các hệ số k để tính hàm lượng nguyên tố quan tâm theo công thức sau:
(g / g) 

(N p / t m ) / (w.S.D.C)  1  6
.   .10
(N p / t m )* / (W.S.D.C)*  k 

(1.36)

Với phương pháp chuẩn đơn việc phân tích đa nguyên tố trở nên dễ dàng
hơn. Tuy nhiên, các hệ số k phụ thuộc vào các thông số của thiết bị chiếu và hệ đo.
Do đó, phương pháp này không có tính linh hoạt cho việc chiếu và đo bức xạ.
1.6.4. Phƣơng pháp chuẩn hóa k0

Để làm cho phương pháp chuẩn đơn có thể áp dụng linh hoạt hơn khi thay
đổi điều kiện chiếu và hệ đo và để làm cho phương pháp tuyệt đối chính xác hơn,
Simonits và các tác giả khác đã đề nghị sử dụng các hệ số k0 được xác định bằng
thực nghiệm giống như hệ số k trong phương pháp chuẩn đơn, nhưng khác ở chỗ là
các hệ số k0 không bao gồm các thông số chiếu và điều kiện đo. Như vậy, hệ số k0 là
tổ hợp của các thông số hạt nhân và độc lập với thiết bị chiếu và hệ đo.
Hằng số k0 xuất phát từ hệ số k của phương pháp chuẩn đơn nhưng làm độc
lập với thành phần liên quan đến điều kiện chiếu và đo, k0 có dạng:

k 0,Au (a) 

M Au a 0,a  a
M a Au 0,Au  Au

(1.37)

Chỉ số Au biểu diễn cho nguyên tố so sánh hay monitor Au và chỉ số a biểu
diễn cho nguyên tố phân tích a.

14


Np / tm

*
1 G *th f  G *eQ *0 ()  p
w.S.D.C
  g / g  
.
.

. .10 6
*
A Au k 0,Au G th f  G eQ 0 ()  p

(1.38)

Hằng số k0,Au(a) trở thành thông số hạt nhân đối với phổ neutron nhiệt. Trong
sự chuyển đổi k0,Au, Au là một nguyên tố dùng làm chuẩn, với phản ứng
197

Au(n,)198Au và các số liệu hạt nhân của nó là:
0 = 98,56  0,90 (barn) ; Q0 = 15,71  0,28 ; I0 = 1550  28 (barn).

1.7. Các kỹ thuật đƣợc sử dụng trong NAA
1.7.1. Kỹ thuật nhanh đo nhân sống ngắn
Kích hoạt nhanh đo nhân sống ngắn (short-lived nuclides) (có chu kỳ bán hủy
nhỏ hơn một vài phút) vì các lí do: (i) Khi nhân sống ngắn được tạo thành sau khi
kích hoạt nhanh là duy nhất; (ii) khi các nhân sống dài tạo thành sau khi kích hoạt
với thời gian dài có thể ảnh hưởng lên việc đo các nhân sống ngắn, vì vậy kích hoạt
nhanh là cần thiết. Hơn nữa, trong một số trường hợp độ nhạy nhận được khi đo
nhân sống ngắn cao hơn độ nhạy đo nhân sống dài của cùng một nguyên tố, thậm
chí khi tiết diện của phản ứng hạt nhân trong trường hợp sau lớn hơn trường hợp
trước. Lý do là vì hệ bão hòa [1-exp(-λt)], trong đó t là thời gian chiếu tăng và gần
đạt đến đơn vị khi tỉ số thời gian chiếu / chu kỳ bán hủy tăng. Chu kỳ bán hủy ngắn
dẫn đến hệ số bão hòa tăng cao thậm chí sau khi chiếu với thời gian rất ngắn. Vấn
đề nguyên tắc đối với một hệ kích hoạt nhanh là thời gian chiếu ngắn, chuyển mẫu
nhanh, thời gian đo ngắn nên hệ phải được tự động hóa. Cũng như vậy, thông
thường mẫu sau khi kích hoạt có hoạt độ khá cao nhất là mẫu địa chất, do đó cần
phải có khối điện tử hiệu chỉnh thời gian chết và sự chồng chập xung. Nếu có thể
nên lắp đặt một hệ triệt Compton (Compton suppression) gắn với hệ thống kích hoạt

nhanh. [2]
1.7.2. Kích hoạt lặp vòng ( cyclic activation )
Phân tích kích hoạt lặp vòng nhằm nâng cấp độ nhạy của phương pháp kích
hoạt để xác định các nguyên tố có thời gian sống ngắn bằng cách chiếu lặp lại – đo
tuần hoàn và thu được phổ gamma tổng. Phương pháp này sẽ cải thiện số đếm thống

15


kê của các nhân sống ngắn nhờ tăng tỉ số đỉnh trên phông (trong đó phông được tạo
bởi các nhân sống dài). Với thời gian chiếu ngắn, hoạt độ của các nhân sống ngắn
có thể đạt bão hòa trong mỗi lần chiếu. Trong khi đó, hoạt độ của các nhân sống dài
chỉ tăng rất ít trong mỗi lần chiếu và với thời gian rã thích hợp giữa hai lần chiếu,
kết quả là số đếm đỉnh phổ gamma của nhân sống ngắn xác định bằng kích hoạt lặp
vòng mô tả như trên sẽ tăng một cách tuyến tính với thời gian thực nghiệm (thời
gian chiếu + thời gian đo). Đối với kích hoạt thông thường, hệ số bão hòa trong
phương trình kích hoạt đạt đến đơn vị sau một thời gian chiếu bằng vài lần chu kỳ
bán hủy của nhân sống ngắn quan tâm, và nếu tăng thời gian chiếu thì chỉ làm cho
hoạt độ của nhân sống dài ảnh hưởng tăng lên. Do đó, trong thực nghiệm người ta
thường phải chiếu với thời gian càng ngắn càng tốt có thể, sau đó đo cũng với thời
gian ngắn. Tuy nhiên, thời gian chiếu và đo ngắn sẽ cho số đếm thống kê nghèo, vì
vậy kích hoạt lặp vòng cho phép tăng số đếm thống kê đối với nhân sống ngắn trong
khi vẫn giữ được tỉ số tín hiệu/phông thấp. [2]
1.7.3. Kích hoạt neutron đo gamma tức thời
Sau khi tạo thành nhân hợp phần do phản ứng hạt nhân với neutron, khi nhân
hợp phần trở về trạng thái cân bằng nó phát ra một gamma tức thời đặc trưng, sau
đó mới phát gamma trễ đặc trưng. Trong phân tích kích hoạt neutron đo gamma tức
thời (PGNAA), các phép đo phổ tức thời được thực hiện ngay trong khi chiếu.
Trong thực tế, dòng neutron trong lò được dẫn theo các kênh ngang. Chính vì bố trí
thí nghiệm như vậy nên việc che chắn để giảm phông cho hệ PGNAA là cần thiết.

Nói chung, PGNAA có bốn ưu điểm như sau:
 Đa nguyên tố được xác định một cách tức thời và không phá hủy mẫu.
 Có khả năng phân tích các nguyên tố nhẹ mà các phương pháp khác gặp khó
khăn hoặc không thể.
 Việc phân tích chỉ phụ thuộc vào tiết diện phản ứng, khối lượng mẫu và
thông lượng neutron mà không phụ thuộc vào tốc độ phân rã.

16


 Hầu như không phụ thuộc vào năng lượng neutron cũng như các tia gamma
tức thời thường có năng lượng cao nên ít ảnh hưởng bởi hiệu ứng tự hấp thụ
gamma trong mẫu nên có thể phân tích mẫu lớn.
Tuy nhiên, PGNAA cũng có các nhược điểm :
 Dòng neutron lấy ra từ kênh ngang nên thông lượng khá thấp cũng như năng
lượng gamma phát ra từ mẫu khá cao nên hiệu suất ghi thấp, dẫn đến độ nhạy
không cao.
 Các đỉnh thoát đơn và đỉnh thoát đôi của bức xạ hủy tăng dẫn đến phổ
gamma tức thời phức tạp hơn phổ gamma trễ.
 Thời gian đo khá dài nên số mẫu phân tích cho một lần chạy lò hạn chế.
 Các neutron tán xạ làm giảm tuổi thọ detector cũng như làm tăng phông nên
phải che chắn phức tạp.
Ngoài ra, còn có các kỹ thuật phân tích khác như: kích hoạt neutron trễ, kích hoạt
đo tia X và gamma mềm, …[2]
1.8. Phân tích kích hoạt neutron trên nhiệt (ENAA)
Để tăng độ nhạy cho NAA, người ta có thể sử dụng neutron trên nhiệt của
LPƯ nhằm giảm hoạt độ của các nguyên tố ảnh hưởng chẳng hạn như
56

38

Cl,

24

Na,

Mn, 46Sc, 56Fe … do các nguyên tố này có tiết diện bắt neutron trên nhiệt (hay còn

gọi là tích phân cộng hưởng – kí hiệu là I) thấp hơn so với tiết diện bắt neutron
nhiệt (kí hiệu ζth) đồng thời để tăng hoạt độ của một số nguyên tố quan tâm nếu các
nguyên tố này có I cao hơn so với ζth .
Về mặt thực nghiệm, để sử dụng neutron trên nhiệt trong LPƯ người ta
thường dùng vật liệu Cd hoặc B để làm vỏ bọc mẫu kích hoạt. Đặc điểm của Cd và
B là có tiết diện hấp thụ neutron nhiệt rất cao, nên hầu như nó chỉ cho các neutron
trên nhiệt đi qua. Tuy nhiên, trong thực tế việc sử dụng Cd có một số khó khăn vì
khi chiếu Cd với một lượng nào đó, tức là đã đưa vào lò một độ phản ứng âm, khi
lấy Cd ra khỏi lò, tức là đưa vào lò một độ phản ứng dương và nếu quá trình này
xảy ra một cách đột ngột sẽ khó khăn cho việc vận hành LPƯ. Ngoài ra, Cd có nhiệt

17