Tính toán phân bố của đồng vị phóng xạ bên trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
------------------

LÂM THU VĂN

TÍNH TOÁN PHÂN BỐ CỦA ĐỒNG VỊ PHÓNG
XẠ TRONG THÙNG THẢI BẰNG PHƯƠNG
PHÁP QUÉT GAMMA PHÂN ĐOẠN

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – 2014


ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

LÂM THU VĂN

TÍNH TOÁN PHÂN BỐ CỦA ĐỒNG VỊ PHÓNG
XẠ TRONG THÙNG THẢI BẰNG PHƯƠNG
PHÁP QUÉT GAMMA PHÂN ĐOẠN

Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao

Mã số: 60 44 05

Hướng dẫn khoa học:
TS. LÊ BẢO TRÂN

THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – 2014


Lời cảm ơn
Trong suốt quá trình học tập và thực hiện luận văn tại Bộ môn Vật lý Hạt
nhân, Khoa Vật lý và VLKT, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên TP.HCM, em
nhận được sự hướng dẫn, giúp đỡ tận tình của quý thầy cô, bạn học. Giờ đây luận
văn đã hoàn thành, em xin được gửi lời cảm ơn sâu sắc đến:
o TS. Lê Bảo Trân – người hướng dẫn khoa học, cô đã tạo điều kiện thật tốt và
giúp đỡ em hoàn thành luận văn này một cách thuận lợi.
o TS. Trần Thiện Thanh, thầy đã giảng dạy nhiệt tình, hướng dẫn chi tiết, theo
dõi sát sao trong suốt quá trình thực hiện luận văn. Khi gặp phải những vấn
đề khó khăn, thầy luôn bên cạnh động viên và cùng em tháo gỡ.
o Bạn Huỳnh Thị Yến Hồng đã giúp đỡ và hỗ trợ nhiệt tình về chương trình
mô phỏng PENELOPE.
o Quý thầy cô trong bộ môn đã giảng dạy bằng lòng nhiệt huyết, tình thương
và trách nhiệm, trang bị cho em những kiến thức cần thiết để hoàn thành tốt
luận văn.
o Bộ môn Vật lý Hạt nhân đã đáp ứng các điều kiện cơ sở vật chất, trang thiết
bị cần thiết để em thực hiện luận văn.
o Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân đã hỗ trợ cho em sử dụng các nguồn
chuẩn trong quá trình thực hiện luận văn.
o Các Thầy Cô trong hội đồng bảo vệ luận văn đã đọc, nhận xét và đóng góp ý
kiến giúp luận văn hoàn thiện hơn.
o Những người bạn thân thiết đã đồng hành, chia sẻ những khó khăn với tôi
trong suốt thời gian học tập.
o Các thành viên trong gia đình đã dành tất cả tình yêu thương, sự hy sinh,
giúp con vượt qua những khó khăn trong học tập và cuộc sống.
Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 9 năm 2014
LÂM THU VĂN

i


Mục lục
Trang
Lời cảm ơn ................................................................................................................. i
Mục lục ...................................................................................................................... ii
Danh mục các kí hiệu và chữ viết tắt..................................................................... iv
Danh mục các bảng ...................................................................................................v
Danh mục các hình vẽ và đồ thị ............................................................................. vi
Mở đầu .......................................................................................................................1
Chương 1. Tổng quan ...............................................................................................3
1.1. Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước ......................................................3
1.1.1. Ngoài nước ................................................................................................3

1.1.2. Trong nước ................................................................................................4
1.2. Tổng quan về các kỹ thuật đo hoạt độ thùng thải ............................................6
1.2.1. Kỹ thuật quét gamma phân đoạn...............................................................6
1.2.2. Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất .......................................................11
1.2.3. Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma .................................................................12
1.3. Tương tác của gamma với vật chất ................................................................14
1.3.1. Hiệu ứng quang điện ...............................................................................15
1.3.2. Tán xạ Compton ......................................................................................16
1.3.3. Hiệu ứng tạo cặp .....................................................................................20
1.3.4. Hệ số suy giảm toàn phần .......................................................................21
1.4. Nhận xét chương 1 .........................................................................................22
Chương 2. Thiết bị và phương pháp nghiên cứu .................................................23
2.1. Giới thiệu chung .............................................................................................23

ii


2.2. Hệ đo thực nghiệm .........................................................................................24
2.2.1. Nguồn và thùng thải ..............................................................................24
2.2.2. Thiết bị ghi nhận ....................................................................................25
2.2.3. Thiết bị dịch chuyển thùng ....................................................................27
2.3. Giới thiệu sơ lược về chương trình PENELOPE ...........................................29
2.3.1. Giới thiệu ...............................................................................................29
2.3.2. Hệ thống code PENELOPE 2008 ..........................................................29
2.3.3. Các tập tin dữ liệu được dùng trong quá trình mô phỏng .....................31
2.4. Nhận xét chương 2 .........................................................................................35
Chương 3. Kết quả và thảo luận ............................................................................36
3.1. Xác định tên và vị trí của nguồn phóng xạ.....................................................36
3.1.1. Các bước tiến hành ................................................................................36
3.1.2. Thả ngẫu nhiên vào thùng một nguồn ...................................................36
3.1.3. Thả ngẫu nhiên vào thùng hai nguồn ....................................................39
3.2. Kết quả mô phỏng bằng chương trình PENELOPE .......................................42
3.3. Xây dựng đường chuẩn hiệu suất bằng chương trình PENELOPE ...............45
3.4. Xác định hoạt độ của các đồng vị phóng xạ...................................................48
3.5. Nhận xét chương 3 .........................................................................................50
Kết luận – Kiến nghị ...............................................................................................51
Danh mục công trình của tác giả ...........................................................................53
Tài liệu tham khảo ..................................................................................................54
Phụ lục ......................................................................................................................56

iii


Danh mục các kí hiệu và chữ viết tắt

Chữ

Tên tiếng Anh

viết tắt

Tên tiếng Việt

HPGe

High - Purity Germanium

MCNP5

Monte Carlo N-Particle

SGS
TGS

PENELOPE

LLNL

Segmented

Gamma

Đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết
Chương trình mô phỏng
Monte Carlo MCNP

Scanning Kỹ thuật quét gamma phân

Technique

đoạn

Tomographic Gamma Scanning

Kỹ thuật chụp cắt lớp

PENetration and Energy LOss of
Positrons and Electrons
Lawrence

Livermore

Chương trình mô phỏng về Sự
xuyên sâu và mất mát năng
lượng của Positron và Electron

National Phòng thí nghiệm quốc gia

Laboratory

Lawrence Livermore

iv

Danh mục các bảng

1

Chỉ
số
2.1

Thông tin các nguồn chuẩn được sử dụng

26

2

2.2

Kích thước và các vật liệu cấu tạo của đầu dò

27

3

3.1

Số đếm tổng hai đỉnh trên từng vị trí phân đoạn so với đáy
thùng

40

4

3.2

Số đếm tổng theo góc dọc chu vi thùng thải

41

5

3.3

Số đếm tổng các đỉnh trên từng vị trí phân đoạn so với đáy
thùng

43

6

3.4

Số đếm tổng theo góc dọc chu vi thùng thải

44

7

3.5

Bảng hiệu suất các nguồn tại ống 6 trong thùng không có
chất độn

49

3.6

Bảng hiệu suất của nguồn
chất độn cát

9

3.7

Bảng hiệu suất của nguồn
thùng có chất độn cát

10

3.8

Số liệu thu được trong trường hợp không có chất độn trong
thùng

53

11

3.9

Số liệu thu được trong trường hợp chất độn trong thùng là
cát

54

12

3.10

Kết quả xác định hoạt độ của đồng vị phóng xạ phân bố
trong thùng thải

54

STT

8

Nội dung

v

60

Co tại 12 ống trong thùng có

137

Cs tại vị trí 12 ống trong

Trang

50

51


Danh mục các hình vẽ và đồ thị

1

Chỉ
số
1.1

Hệ SGS chuẩn của Canberra

6

2

1.2

Bố trí hình học của kỹ thuật quét gamma phân đoạn

7

3

1.3

Mặt cắt ngang của một phân đoạn

10

4

1.4

Bố trí hình học của kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất

11

5

1.5

Hệ TGS theo chuẩn thùng của Canberra

13

6

1.6

Hình chụp cắt lớp phân bố chất độn trong thùng

13

7

1.7

Hiệu ứng quang điện

15

8

1.8

Hiệu ứng Compton

17

9

2.1

Bố trí hệ đo thực nghiệm trong luận văn

23

10

2.2

Các nguồn chuẩn sử dụng trong quá trình đo

24

11

2.3

Vị trí các ống bên trong thùng thải

25

12

2.4

Đầu dò NaI (Tl) loại 802 – 7,62cm x 7,62cm

26

13

2.5

Khối Osprey

26

14

2.6

Ống chuẩn trực chì bao quanh đầu dò NaI(Tl)

26

15

2.7

Giao diện chương trình Genie 2000

27

16

2.8

Mâm quay thùng thải có gắn động cơ

28

17

2.9

Hệ dịch chuyển đầu dò

28

18

2.10 Tập tin đầu vào chứa thông tin khai báo về nguồn 60Co

33

19

2.11 Phổ mô phỏng trước và sau khi tác động độ phân giải

35

20

3.1

Phổ của nguồn phóng xạ trong thùng tại phân đoạn 8

37

21

3.2

Đồ thị biểu diễn số đếm tổng hai đỉnh theo vị trí phân đoạn

38

STT

Nội dung

vi

Trang

22

3.3

Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo các góc của thùng

39

23

3.4

Phổ của nguồn phóng trong thùng tại phân đoạn 9

39

24

3.5

Đồ thị biểu diễn số đếm tổng các đỉnh theo vị trí các phân
đoạn

40

25

3.6

Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo các góc của thùng

41

26

3.7

Cấu hình hệ đo hiển thị bằng chương trình PENELOPE

42

27

3.8

Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng trong không
khí của 60Co

43

28

3.9

Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng trong cát của
60
Co

43

29

3.10

Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng trong không
khí của 60Co và 137Cs

44

30

3.11

Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng trong cát của
60
Co và 137Cs

44

31

3.12

Đồ thị biểu diễn hiệu suất ghi nhận theo năng lượng tại
ống số 6

46

32

Đồ thị biểu diễn hiệu suất của 60Co tại 12 ống và chất độn
3.13
là cát

47

33

Đồ thị biểu diễn hiệu suất của 137Cs tại 12 ống và chất độn
3.14
là cát

47

vii


MỞ ĐẦU
Kể từ khi kỷ nguyên hạt nhân bắt đầu, việc quản lý cũng như xử lý chất thải
phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân là vấn đề cấp bách được các nước trên thế giới
quan tâm đặc biệt.
Tuy nhiên, thách thức lớn nhất hiện nay là tìm cách cất giữ và xử lý chất thải
trong các thùng kín lớn được tạo ra chủ yếu từ nhà máy điện hạt nhân sao cho thích
hợp với từng quốc gia, bởi chất thải hạt nhân chứa những đồng vị phóng xạ có hoạt
độ khác nhau và chu kì bán rã có thể lên đến hàng triệu năm. Do đó nhằm đảm bảo
các quy định về an toàn phóng xạ, chất thải phóng xạ không thể thải trực tiếp ra môi
trường mà cần phải xác định các đồng vị phóng xạ có trong chất thải và phân loại
chúng theo hoạt độ để có cách xử lý một cách phù hợp.

Ngày nay trong nước cũng như trên thế giới có nhiều công trình khoa học đề
cập đến vấn đề khảo sát hoạt độ phóng xạ trong thùng rác thải. Mục đích của việc
khảo sát là nhận biết được các gamma đặc trưng của các đồng vị phóng xạ, xác định
hoạt độ phóng xạ và thêm vào đó là thực hiện đo đạc càng nhanh càng tốt.
Các hệ đo sử dụng hệ phổ kế đa kênh đo gamma có thể kiểm tra thành phần
thùng rác thải gồm có những chất phóng xạ nào dựa vào các đỉnh năng lượng đặc
trưng gamma trên phổ của chúng và kiểm tra hoạt độ của thùng dựa vào số đếm đầu
dò ghi nhận được ứng với từng đỉnh.
Sai số của phép đo không chỉ phụ thuộc vào nguồn và chất độn trong thùng mà
còn phụ thuộc vào kỹ thuật nào được sử dụng. Cho đến nay, có rất nhiều kỹ thuật
phân tích và nổi bật trong số đó là ba kỹ thuật với độ tin cậy cao:
-

Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma (Tomographic Gamma Scanning
Technique – TGS);

-

Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất (Two Identical Detectors
Technique);

-

Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (Segmented Gamma Scanning
Technique – SGS).

1


Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh

Thuận sẽ được vận hành thương mại. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt
nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, được chứa trong các thùng
kín lớn, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lí và quản lí chất thải hạt nhân ở
quy mô lớn. Trước nhu cầu cần thiết trên, tôi chọn đề tài: “Tính toán phân bố của
đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn”.
Mục tiêu của luận văn là: xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ, sau đó
tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt độ của chúng tại một số
vị trí trong thùng thải, từ đó có thể phát triển hệ đo thùng thải phóng xạ.
Đối tượng nghiên cứu là thùng thải thể tích 200 lít, bên trong có đặt hai tấm
mút xốp để cố định các ống nhựa, nguồn phóng xạ là

60

Co và

137

Cs, dùng đầu dò

NaI(Tl) 7,62cm × 7,62cm đặt trong ống chuẩn trực chì.
Phương pháp nghiên cứu bao gồm đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét
gamma phân đoạn để xác định phân bố của các nguồn chuẩn và tính toán hoạt độ
của nguồn từ đường chuẩn hiệu suất được xây dựng bằng chương trình
PENELOPE.
Nội dung của luận văn được trình bày trong 3 chương:
Chương 1: Trình bày tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước và thế giới về
một số kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một số phương pháp gamma
không phá huỷ mẫu và giới thiệu về sự truyền bức xạ gamma qua vật chất.
Chương 2: Trình bày chi tiết cấu tạo và công dụng của các bộ phận trong hệ
đo thùng thải phóng xạ và giới thiệu sơ lược về cơ sở dữ liệu và các tập tin dữ liệu

cho quá trình mô phỏng của chương trình PENELOPE.
Chương 3: Xác định vị trí, nhận diện và xác định hoạt độ của đồng vị phóng
xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng thải.

2


Chƣơng 1
TỔNG QUAN
1.1. Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nƣớc
1.1.1. Ngoài nước
Năm 1993, Cesana cùng cộng sự [8] đã xác định hoạt độ của nguồn có kích
thước trong thùng chứa các chất thải phóng xạ khô, hữu cơ. Trong kỹ thuật này, các
tác giả đã sử dụng hai đầu dò bán dẫn Ge đặt đồng trục và đối xứng qua thùng thải.
Kết quả đạt được là đã xác định được hoạt độ của các nguồn, nhưng chỉ giới hạn
trong một số nguồn có dãy năng lượng phù hợp như 137Cs, 134Cs, 54Mn, 60Co, và còn
phụ thuộc vào mật độ vật liệu trong thùng. Vật liệu trong nghiên cứu này có mật độ
1
thấp và hệ số suy giảm tuyến tính trong khoảng từ 0,01  0,03 cm . Phương pháp

này chính xác hơn so với phương pháp chỉ sử dụng một đầu dò đặt đồng trục với
thùng thải. Tuy nhiên sự phân bố hoạt độ trong thùng chưa xác định được và độ
chính xác còn phụ thuộc vào vị trí của nguồn trong thùng.
Năm 1995, Filb [12] đã xây dựng các công thức để tính hoạt độ trong các
thùng thải mật độ cao từ tốc độ phát tia gamma, khoảng cách từ đầu dò đến bề mặt
thùng, mật độ của chất độn, loại chất độn và năng lượng tia gamma phát ra. Số đếm
được ghi nhận bởi đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe không che chắn; hiệu suất
hệ đo được chuẩn theo khoảng cách giữa đầu dò và bề mặt thùng; tính đồng nhất
của thùng là điều kiện tiên quyết. Kết quả thu được có thể chấp nhận.
Năm 2009, Bai cùng các cộng sự [17] đưa ra phương pháp tính hoạt độ của

thùng thải chứa các đồng vị phân bố không đồng nhất bằng phương pháp quét
gamma phân đoạn. Phương pháp này sử dụng biểu thức giải tích số xây dựng theo
hình học của hệ đo và phương pháp chi bình phương χ2 để xử lý số liệu thực nghiệm
thu được bằng phương pháp quét gamma phân đoạn, hai nguồn 60Co và

137

Cs được

xem như phân bố không đồng nhất trong thùng. Kết quả thu được có cải thiện khá
tốt độ sai biệt. Tuy nhiên cần nghiên cứu thêm hiệu ứng đa nguồn khi tiến hành đo
bằng phương pháp quét gamma phân đoạn.
3


Năm 2011, Krings và Mauerhofer [13] tiếp tục giảm sai số xuống bằng cách
thay đổi hàm đáp ứng của ống chuẩn trực trong biểu thức toán học của Bai. Đồng
thời tác giả sử dụng chương trình MCNP5 để mô phỏng mô hình hình học của ông
Bai và của tác giả. Nếu phương pháp thông thường cho sai số 10 - 40% thì sai số
của phương pháp mới này giảm đáng kể chỉ còn 1 - 3%.
1.1.2. Trong nước
Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh
Thuận sẽ được vận hành. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân này
sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề
xử lý và quản lý chất thải hạt nhân ở quy mô lớn. Trước yêu cầu thực tiễn như trên,
các đề tài và luận văn nghiên cứu về thùng thải phóng xạ được quan tâm ngày càng
nhiều.
Năm 2012, Trần Quốc Dũng và Trương Trường Sơn [15] đã nghiên cứu và
chỉ ra những hạn chế của kỹ thuật quét gamma phân đoạn, đồng thời đề nghị một
phương pháp bổ sung để kiểm tra các thùng thải phóng xạ. Giả thuyết của kỹ thuật

mới là hoạt độ của chất thải tập trung như một nguồn điểm trong chất độn đồng nhất
đối với một phân đoạn đo của thùng. Các kết quả tính toán cho thấy độ chính xác
của kỹ thuật này tốt hơn so với kỹ thuật quét gamma phân đoạn truyền thống trong
hầu hết các trường hợp khi hỗn hợp chất phóng xạ và chất độn là không đồng nhất.
Năm 2012, Trần Quốc Dũng tiếp tục cùng cộng sự [16] đã đánh giá việc kết
hợp các kỹ thuật khác nhau để xác định hoạt độ các thùng thải phóng xạ, đó là đưa
ra phương pháp kết hợp hai kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS dùng một đầu dò
và dùng hai đầu dò đồng nhất. Với phương pháp này, hai đầu dò 1 và 2 được đặt cố
định và đồng trục với thùng thải ở một khoảng cách nhất định, đầu dò thứ 3 sẽ quét
các phân đoạn của thùng khi thùng quay. Kết quả thu được là sai số của phương
pháp kết hợp là nhỏ hơn kỹ thuật sử dụng một đầu dò và thấp hơn sai số lớn nhất
của kỹ thuật sử dụng hai đầu dò. Ngoài ra phương pháp kết hợp còn đáp ứng tốt
việc xác định hoạt độ của chất thải phóng xạ trong thùng chứa các chất độn có mật
độ thấp.
4


Năm 2012, luận văn thạc sĩ của Lê Anh Đức [1] đã tìm hiểu khả năng sử
dụng phương pháp ngẫu nhiên bằng tính toán mô phỏng và thực nghiệm khi cho
nguồn phóng xạ vào thùng để đánh giá sai số của kỹ thuật quét gamma phân đoạn.
Trong công trình này, tác giả đã tiến hành xây dựng được hệ đo SGS để đo đạc và
tính toán thực nghiệm bằng phương pháp thả các nguồn phóng xạ ngẫu nhiên vào
thùng, khảo sát định lượng sai số của kỹ thuật SGS do sự phân bố của nguồn theo
khoảng cách với chất độn là cát đồng nhất. Kết quả thực nghiệm thu được khá phù
hợp với kết quả tính toán lý thuyết. Ngoài ra tác giả còn tiến hành khảo sát định tính
khả năng quét của hệ đo bằng phương pháp SGS đối với chất độn không đồng nhất.
Năm 2013, Huỳnh Thị Yến Hồng cùng các cộng sự [2] đã áp dụng kỹ thuật
quét gamma phân đoạn để xác định vị trí một nguồn bất kỳ trong thùng thải phóng
xạ. Cơ sở của việc xác định vị trí tương đối của nguồn là tiến hành xây dựng đường
chuẩn hiệu suất theo năng lượng ứng với các khoảng cách từ nguồn tới đầu dò là 10

cm; 10,9 cm; 20,9cm; 30,9 cm; 40,9 cm. Từ đó, xây dựng đường chuẩn hiệu suất
theo khoảng cách ứng với từng đỉnh năng lượng. Các kết quả thực nghiệm và tính
toán dựa vào cơ sở trên cho thấy kỹ thuật quét gamma phân đoạn có thể áp dụng
xác định vị trí nguồn bất kỳ đặt ngẫu nhiên trong thùng với độ sai biệt dưới 4%.
Năm 2013, luận văn thạc sĩ của Trương Nhật Huy [3] với đề tài “Nghiên cứu
và xây dựng hệ đo thùng thải chất phóng xạ” từ các thiết bị đơn giản đã khảo sát sự
thay đổi số đếm của nguồn theo các khoảng cách từ nguồn đến đầu dò khác nhau,
xác định vị trí của một nguồn bất kỳ có trong thùng theo chiều cao và chiều ngang
với các chất độn khác nhau.
Năm 2014, luận văn thạc sĩ của Nguyễn Thị Thanh Thủy [7] với đề tài “Phát
triển hệ kiểm tra chất thải phóng xạ” đã tập trung phát triển hệ đo, tiến hành xác
định tên, vị trí các đồng vị phóng xạ trên hệ đo mới này bằng phương pháp quét
gamma phân đoạn. Ngoài ra tác giả còn dùng chương trình MCNP5 để xây dựng
đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng khi chất độn trong thùng thải khác nhau, so
sánh sự hấp thụ của phổ 137Cs và 60Co trong hai trường hợp là không có chất độn và
chất độn là bê tông.
5


Hiện đã có đề tài thiết kế, nghiên cứu để phát triển một hệ đo có thể áp dụng
cho nhiều loại chất thải phóng xạ với chi phí hợp lý cùng với độ tin cậy cao. Tuy
nhiên, hệ đo này cũng chỉ phù hợp các thùng thải nhẹ do chất thải hoặc chất độn
trong thùng có mật độ thấp, với mật độ lớn thì khối lượng của thùng khá lớn, không
thuận tiện nâng hay quay thùng để quét theo các phân đoạn. Nhằm khắc phục các
hạn chế trên, thay vì nâng thùng thải để quét các phân đoạn dọc theo chiều cao
thùng thì luận văn này cải tiến hệ đo bằng cách cho đầu dò di chuyển dọc theo các
phân đoạn, đồng thời luận văn tiến hành xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ
được thả ngẫu nhiên vào thùng, xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt
độ của chúng tại một số vị trí trong thùng thải trong hai trường hợp là không có chất
độn và chất độn là cát.

1.2. Tổng quan về các kỹ thuật đo hoạt độ thùng thải
1.2.1. Kỹ thuật quét gamma phân đoạn
Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) là một kỹ thuật quan trọng để đo đạc
và phân tích hoạt độ của rác thải phóng xạ, được phát triển bởi phòng thí nghiệm
quốc gia Los Alamos – Mỹ vào đầu những năm 1970. Đây là kỹ thuật phổ biến nhất
trong số các kỹ thuật phân tích không huỷ mẫu chất thải hạt nhân vì độ tiện lợi mà
nó mang lại. Hệ thống SGS có một lợi thế là sử dụng các dụng cụ đo và lắp ráp
không quá phức tạp với độ tin cậy cao, giá thành sản xuất phù hợp. Hình 1.1 là một
hệ SGS chuẩn của hãng Canberra.

Hình 1.1. Hệ SGS chuẩn của Canberra [19]
6


Nguyên tắc hoạt động cơ bản của kỹ thuật quét SGS là phân chia thùng rác
thải phóng xạ thành các phân đoạn nằm ngang nhỏ hơn rất nhiều so với chiều cao
của thùng, giả thiết rằng các nguồn phóng xạ và chất độn trong thùng thải là phân
bố đồng nhất; sử dụng đầu dò gắn ống chuẩn trực để ghi số đếm; và phân tích thành
phần dựa vào phổ năng lượng thu được trên từng phân đoạn. Tuy nhiên, trên thực tế
nguồn và chất độn phân bố không đồng nhất nên kỹ thuật này gây ra sai số lớn.
Sau đây sẽ trình bày và phân tích rõ ràng hơn về nguyên tắc hoạt động của kỹ
thuật này.

Hình 1.2. Bố trí hình học của kỹ thuật quét gamma phân đoạn
Thùng được chia thành nhiều phân đoạn, i = 1, 2, 3…n là số thứ tự đánh dấu
của từng phân đoạn, mỗi phân đoạn lần lượt được đo bởi đầu dò. Số đếm thô CRi
trên mỗi phân đoạn được xác định bởi đầu dò. Số đếm hiệu chỉnh Ci được tính bằng
công thức:

Ci  CRi .CFi

(1.1)

Trong đó CFi là hệ số suy giảm do chất độn bởi phân đoạn thứ i, có thể được
tính bằng công thức [14]:

1  e0,823.i .d
CFi 
0,823.i .d

(1.2)

Với hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình µi (cm-1), và d (cm) là đường kính của
thùng rác thải phóng xạ. Nếu hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình chưa biết, ta có thể
7


sử dụng một nguồn ngoài để tính hệ số suy giảm tuyến tính. Cách giải quyết này
được sử dụng rộng rãi để xác định CFi trong phương pháp SGS vì hệ số hấp thụ
tuyến tính có thể thay đổi từ phân đoạn này sang phân đoạn khác do chất độn phân
bố không đồng nhất trong thùng.
Số đếm tổng cộng của thùng sẽ là:
n

CT   Ci

(1.3)

i 1

Kết quả cuối cùng của phép đo là hoạt độ của loại đồng vị mà ta quan tâm:
0,693

I

CT .e
t.Y.

td
Th

(1.4)

Trong đó:
td: thời gian phân rã tính từ lúc nguồn được sản xuất đến lúc đo (ngày);
t: thời gian đo (giây);
Th: chu kì bán rã của các đồng vị phóng xạ (ngày);
Y: xác suất tia gamma;
ε: hiệu suất ghi của đầu dò.
Các phương trình trên đều dựa trên hai giả thuyết là khoảng cách từ mẫu
trong phân đoạn đến đầu dò là vô hạn và mẫu là đồng nhất.
Hệ số hình học
Vì các nguồn phóng xạ trong thùng trải rộng và phân bố không đều nên số
đếm Ci phụ thuộc vào vị trí của các mẫu trong thùng. Điều này có thể dẫn đến các
sai số tiềm tàng, việc gia tăng khoảng cách từ đầu dò đến thùng có thể giảm thiểu
sai số này nhưng phải đo trong thời gian lâu do sự suy giảm số đếm. Do vậy thùng
được quay để giảm thiểu sai số gây ra bởi sự phân bố không đồng đều trong thùng.
Sự lựa chọn khoảng cách từ thùng đến đầu dò sao cho có sự cân bằng giữa tối thiểu
hóa sai số và có được số đếm chính xác tối đa. Độ biến thiên số đếm tối đa theo vị
trí là nhỏ hơn 10% nếu khoảng cách từ tâm thùng đến đầu dò là bằng hoặc lớn hơn

ba lần độ lớn của bán kính thùng [4].

8


Đánh giá sai số của phương pháp
Dựa trên mô phỏng toán học của hệ thống SGS, những thông số ảnh hưởng
đến sai số sẽ được nghiên cứu:
 Chất độn biểu thị sự hấp thụ gamma và sự phân bố theo không gian của
hệ số hấp thụ.
 Sự phân bố của nguồn phóng xạ trong một phân đoạn.
 Khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng liên quan đến việc điều chỉnh sai
số của phép đo với sự suy giảm số đếm mà đầu dò ghi nhận.
Mô hình thùng thải phóng xạ thường được sử dụng trong thực tế và mô
phỏng có thể tích 220 lít, đường kính 60 cm và chiều cao 88 cm. Phép đo gamma
được thực hiện ở năng lượng của các đồng vị sản phẩm phân hạch, từ 140 keV đến
1400 keV. Với khoảng năng lượng gamma đã cho, các hệ số hấp thụ tuyến tính
trung bình của chất độn sẽ trong khoảng 0,01 cm-1 - 0,14 cm-1. Trong luận văn này,
hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình là từ 0,03 - 0,12 cm-1 và 0,0498 cm-1 ứng với
chất độn là cát. Ta xét trường hợp các nguồn điểm trong chất độn là đồng nhất [16].
Giả thiết có một nguồn điểm hoạt độ thực là Id trong một phân đoạn. Thì số
đếm thực của nguồn đó sẽ được tính như sau [14]:
.L

Id . n e j
C

n j1 H2j

(1.5)

Trong đó:
Lj: độ dài quãng đường tia gamma trong thùng (cm).
Hj: khoảng cách từ nguồn đến đầu dò (cm).
Lj, Hj phụ thuộc vào góc θj, khoảng cách từ nguồn đến tâm thùng r (cm),
khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng K (cm), và bán kính thùng R (cm).
n: số góc θj khác nhau cho mỗi số đếm.
µ: hệ số hấp thụ tuyến tính.
α: hệ số phụ thuộc vào năng lượng của tia gamma và hiệu suất của đầu dò.

9


r

•L

Hj

j

θj

Đầu dò

R

K

Hình 1.3. Mặt cắt ngang của một phân đoạn

H j  K 2  r 2  2.K.r.cos  j

Lj 

R 2 .H2j  K 2 .r 2 .sin 2  j   K.cos j  r  .r

(1.6)
(1.7)

Hj

Ở đây Lj, Hj tính cho trường hợp phân đoạn được chia có bề dày rất nhỏ so
với khoảng cách từ tâm thùng đến đầu dò, khi đó chúng ta có thể không tính tới bề
dày của một phân đoạn. Kết quả sẽ chính xác hơn khi tính đến bề dày z của các
phân đoạn, lúc này ta phải hiệu chỉnh lại Lj, Hj . Giả sử thùng với chiều cao 86 cm
được chia làm 10 phân đoạn, với bề dày của mỗi phân đoạn là 8,6 cm, khi đó Lj, Hj
sẽ được hiệu chỉnh là:

H 'j  H 2j  z 2

(1.8)

L' j  L2j  z 2

(1.9)

Với 0 < z < 8,6 cm.
Mối liên hệ giữa số đếm thực và hoạt độ Is của nguồn đo bởi kỹ thuật SGS
được cho bởi công thức [15]:

C=

Is .
.CFi
K2

(1.10)

So sánh kết quả của Id và Is được tính toán từ các công thức (1.5) và (1.10) ta
có thể rút ra được sai số tương đối của phép đo SGS.
Hiện nay, phương pháp này được ứng dụng phổ biến nhất để xác định các
đồng vị phóng xạ và hoạt độ của chúng trong thùng thải.
10


1.2.2. Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất
Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) là một kỹ thuật truyền thống để xác
định được đồng vị cũng như hoạt độ của đồng vị đó trong thùng thải. Tuy nhiên sai
số hệ thống của kỹ thuật này còn rất lớn vì nhiều yếu tố:
-

Sự phân bố của nguồn phóng xạ trong thùng không đồng nhất.

-

Các thành phần có trong thùng cũng như chất độn phân bố không đồng
nhất.
Khoảng cách từ thùng đến đầu dò…

-

Từ đó một kỹ thuật khác đã được đề ra và nghiên cứu cho việc khảo sát thùng
thải có mật độ chất thải thấp, chủ yếu bao gồm các vật liệu hữu cơ (vải vụn,
giấy…), đó là kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất [14].

Hình 1.4: Bố trí hình học của kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất [14]
trong đó:

D: khoảng cách từ đầu dò đến thùng;
D1: khoảng cách từ đầu dò đến thành thùng;
L: chiều dài thùng;
x: khoảng cách từ thành thùng đến hình chiếu vuông góc của vị
trí nguồn xuống phương của D;
x1: khoảng cách từ thành thùng đến nguồn theo phương của D1.

Lý do để phát triển kỹ thuật này là:
-

Việc đo lường này được giới hạn bởi năng lượng của các tia gamma cứng
phát ra từ nguồn phát như 137Cs, 134Cs, 60Co… hệ số hấp thụ khối gần như
không phụ thuộc vào số hiệu nguyên tử của vật liệu chất độn, hệ số hấp
11


thụ tuyến tính rất nhỏ (vào khoảng 0,01 - 0,03 cm-1) bởi vì mật độ chất
thải trong thùng thấp (0,2 - 0,4 g/cm3);
-

Việc khảo sát một thùng thải cần tốn rất nhiều thời gian mà trên thực tế số

lượng thùng cần được khảo sát rất lớn nên quét chi tiết bằng kỹ thuật SGS
dùng một đầu dò để quét tất cả các phân đoạn và các góc quay khác nhau
của thùng thải thì không thể áp dụng trên thực tế;

-

Việc đo đạc bằng kỹ thuật hai đầu dò này đơn giản và có thể sử dụng trong
bất kỳ tình huống nào.

Tuy nhiên sai số hệ thống của kỹ thuật này vẫn còn rất lớn nếu như hoạt độ
phóng xạ phân bố trong một khu vực của thùng rác thải.
Nguyên lý của kỹ thuật hai đầu dò đồng nhất là hai đầu dò đặt đối diện, thùng
thải đặt chính giữa hai đầu dò.
1.2.3. Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma
Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma (TGS) được phát triển bởi phòng thí nghiệm
quốc gia Los Alamos vào đầu những năm 1990 cho Bộ Năng lượng Mỹ. TGS sử
dụng nguồn truyền dẫn đơn năng để hiệu chỉnh, chụp cắt lớp vi tính để xác định sự
phân bố và phân tích thành phần nguồn phóng xạ trong thùng thải bằng cách sử
dụng đầu dò cùng hệ phổ kế gamma có độ phân giải cao. Kỹ thuật này là một bước
tiến đáng kể trong công nghệ phân tích không huỷ mẫu, nó hướng tới một kết quả
chính xác vì có thể thấy được hình ảnh về sự phân bố của chất độn và nguồn phóng
xạ. Tuy nhiên, kỹ thuật này đòi hỏi nhiều kinh phí để đầu tư và công nghệ rất cao.
Quá trình hoạt động của TGS gồm hai bước với khả năng quét và phân tích
cho độ chính xác cao. Bước đầu tiên là chụp cắt lớp vi tính, giống như kỹ thuật
chụp ảnh X-quang y tế, để đo sự suy giảm của cường độ bức xạ đi từ một nguồn
bên ngoài thông qua chất độn đến đầu dò, từ đó xác định hệ số hấp thụ tuyến tính
trên từng phân lớp và trung bình. Các nguồn phát ra tia gamma ở mức năng lượng
rời rạc, khi các tia đi qua thùng với chất độn không đồng nhất ở bên trong, chúng sẽ
bị suy giảm ở nhiều mức độ khác nhau. Ở phía bên kia của thùng, hệ phổ kế gamma
sẽ đo được bức xạ gamma suy yếu. Bằng cách ghi nhận và đo tia gamma cường độ

12


suy yếu ở mức năng lượng cụ thể của nguồn truyền qua, người ta có thể xác định
phân bố của hệ số suy giảm tuyến tính của thùng rác thải. Các phân bố này có thể
được xây dựng lại để mô tả sự suy giảm do chất độn của thùng [10].
Bước thứ hai là đo gamma thụ động, đầu dò ghi nhận gamma và cho ta phổ
tia gamma phát ra từ bên trong thùng. Sự suy giảm gamma gây ra bởi vật liệu trong
các phép đo đồng vị phóng xạ được hiệu chỉnh bằng cách sử dụng bản đồ hệ số suy
giảm tuyến tính, sự điều chỉnh này cho một kết quả chính xác hơn về các đồng vị
phóng xạ bên trong thùng. Phổ thu được được sử dụng để tự động xác định các
đồng vị trong thùng, bởi vì các đồng vị phóng xạ khác nhau sẽ phát ra một năng
lượng đặc trưng duy nhất của riêng chúng trong phổ năng lượng [19].
Hệ chụp cắt lớp TGS là một hệ thống mở rộng hơn của hệ máy SGS, mở rộng
phạm vi các ứng dụng cho phép đo lường đối với các nguồn và chất thải không
đồng nhất với kết quả chính xác cao hơn, độ chính xác của phép đo TGS trong
khoảng từ 10 - 50% cho dù chất độn không đồng nhất [11]. Sự chuyển động tương
đối của thùng chất thải và đầu dò cũng khác nhau. Thay vì chỉ là xoay và nâng
thùng thì có thể đồng thời xoay và dịch theo chiều ngang. Đối với một một thùng
thải có hoạt độ và chất độn không đồng nhất, kết quả đo lường TGS cho một sai số
thấp hơn nhiều so với các kỹ thuật khác.

Hình 1.5. Hệ TGS chuẩn của Canberra

Hình 1.6. Hình cắt lớp về phân bố đồng

[18]

vị phóng xạ và chất độn trong thùng [19]
13

1.3. Tƣơng tác của gamma với vật chất
Quá trình làm chậm của lượng tử gamma trong môi trường không được thực
hiện liên tục như những hạt tích điện. Bởi vì khi tương tác với electron và nguyên tử
của môi trường, lượng tử gamma hoặc mất tất cả (hấp thụ) hoặc phần lớn năng
lượng do quá trình tán xạ. Chùm gamma song song khi truyền qua vật chất có bề
dày d giảm theo quy luật hàm mũ:

I  Io exp  d 

(1.11)

Ở đây I0 là số lượng tử gamma đến tấm có bề dày d (cm); I là số lượng tử
gamma có cùng năng lượng sau lớp vật chất;  là hệ số suy giảm tuyến tính và có
thứ nguyên cm-1. Ý nghĩa vật lý của hệ số tỉ lệ như sau: Chùm lượng tử gamma
giảm đi e lần sau khi đi được quãng đường 1/. Đại lượng 1/ là quãng đường tự do
trung bình của lượng tử gamma trong vật chất. Điều này nhận được dễ dàng nếu chú
ý rằng e  d là xác suất lượng tử gamma đi đoạn đường d không va chạm, lúc đó
đoạn đường trung bình sẽ bằng tỉ số:




0

0

 t.exp  t  dt /  exp  t  dt  1 / 

(1.12)

Nếu đưa vào tiết diện toàn phần của tương tác lượng tử  với một nguyên tử là
, ta có:
 = N (N - số nguyên tử trong 1cm3 vật chất)

(1.13)

Chúng ta đã biết một số tương tác khác nhau của bức xạ điện từ với electron,
nguyên tử và hạt nhân của môi trường vật chất.
Để ghi nhận lượng tử gamma và đặc biệt đối với sự suy giảm của nó trong môi
trường, ba quá trình sau đây có ý nghĩa thực sự: Hấp thụ quang điện (photoeffect),
sự tạo cặp trong trường hạt nhân sinh ra electron – positron, và sự tán xạ của lượng
tử gamma lên electron tự do (tán xạ Compton). Tiết diện tương tác toàn phần của
lượng tử gamma với nguyên tử  là tổng của tiết diện hấp thụ quang điện phot , tiết
diện tán xạ compton Com , và tiết diện tạo cặp pair .

14


1.3.1. Hiệu ứng quang điện
Hiệu ứng quang điện là quá trình tương tác của lượng tử gamma với electron
liên kết trong nguyên tử. Tất cả năng lượng của lượng tử gamma mất đi để bứt
electron từ nguyên tử.

Hình 1.7. Hiệu ứng quang điện
Năng lượng của electron có thể xác định từ hệ thức Te  h  Ii . Ở đây Ii là
thế ion hóa của electron tầng i của nguyên tử. Từ hệ thức này ta thấy hiệu ứng
quang điện chỉ có thể xảy ra khi h > Ii .Vì vậy tiết diện của hiệu ứng quang điện sẽ
có những giá trị tăng vọt khi năng lượng của lượng tử gamma bằng với năng lượng

ion hóa của những lớp K – L – M. Các tính toán tiết diện của hiệu ứng quang điện
chỉ ra rằng, hiệu ứng quang điện xảy ra chủ yếu ở lớp K (khoảng 80%). Đối với
năng lượng phôton h  mc2, xác suất của hiệu ứng quang điện phụ thuộc rất mạnh
vào điện tích của môi trường phot  Z5. Điều này là do sự khác biệt về năng lượng
liên kết của các electron, trong những hạt nhân nhẹ (Z nhỏ), electron được liên kết
bởi lực Coulomb yếu hơn những hạt nhân nặng. Ta có tiết diện hiệu ứng quang điện
phụ thuộc vào năng lượng của bức xạ gamma và điện tích hạt nhân của môi trường.

phot  Z5 / E 

5
7/2
phot  Z / E 

đối với E   Ik
đối với E   Ik

(1.14)

Từ công thức (1.14) ta thấy hiệu ứng quang điện có xác suất lớn đối với vật
liệu nặng, ở đây xác suất tạo ra hiệu ứng là đáng kể ngay cả đối với những gamma
có năng lượng cao. Trong vật liệu nhẹ hiệu ứng này chỉ có ý nghĩa với những lượng
tử gamma có năng lượng tương đối thấp.
15


Những biểu thức tính toán tiết diện quang điện có dạng sau:

 photo   1,09.1016 Z5 13,61/ h 7 2


K

33
5
 photo K  1,34.10  Z / h 

đối với h nhỏ

(1.15a)

đối với h

(1.15b)

mec2

Ở đây phot tính theo cm2 trong khi h trong công thức (1.15a) tính bằng eV, còn
trong công thức (1.15b) tính bằng MeV, Z là điện tích của hạt nhân nguyên tử.
Chúng ta có từ lý thuyết tỉ số tiết diện hiệu ứng quang điện ở các tầng khác nhau
trong nguyên tử được cho bởi (phot )L / (phot )K  1 / 5 và (phot )M / (phot )K  1/ 20 .
Do đó tiết diện toàn phần của hiệu ứng quang điện phot  5 / 4(phot )K .
Ở năng lượng h

mc2 tiết diện của hiệu ứng quang điện tỉ lệ nghịch với

năng lượng của lượng tử gamma. Từ công thức (1.15), ta thấy tiết diện của hiệu ứng
quang điện giảm rất nhanh theo sự gia tăng năng lượng của lượng tử gamma và theo
sự giảm của điện tích hạt nhân. Công thức trên không miêu tả đúng tiết diện trong
miền gần với giới hạn hấp thụ của lớp vỏ nguyên tử. Tuy nhiên nó chỉ ra sự phụ
thuộc của tiết diện hiệu ứng quang điện vào năng lượng và điện tích của hạt nhân.

Hiệu ứng quang điện kèm theo bức xạ đặc trưng do kết quả sự chuyển
electron vào chỗ trống trong lớp vỏ nguyên tử. Bức xạ đặc trưng không phải luôn
luôn phát ra. Năng lượng có thể được truyền cho electron bên ngoài của nguyên tử.
Trong trường hợp này, ngoài quang electron có năng lượng Ee còn có những
electron có năng lượng gần với năng lượng ion hóa I (những electron này được gọi
là electron Auger). Những electron Auger có xác suất lớn được quan sát ở hiệu ứng
quang điện trên những nguyên tử có giá trị Z nhỏ và trung bình.
1.3.2. Tán xạ Compton
Nếu năng lượng của lượng tử gamma lớn đáng kể hơn năng lượng liên kết
của electron, thì có thể xem electron là tự do trong quá trình xét sự va chạm đàn hồi
của lượng tử gamma với nó.

16