Xác định đặc trưng trường chuẩn liều Neutron của nguồn đồng vị phóng xạ sử dụng hệ phổ kế cầu Bonner

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

LÊ NGỌC THIỆM

XÁC ĐỊNH ĐẶC TRƯNG TRƯỜNG CHUẨN
LIỀU NEUTRON CỦA NGUỒN ĐỒNG VỊ
PHÓNG XẠ SỬ DỤNG HỆ PHỔ KẾ CẦU
BONNER

Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử và Hạt nhân
Mã số: 9.44.01.06

TÓM TẮT
LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Hà Nội - 2018


Mục lục

1 Giới thiệu tổng quan

1

2 Trang thiết bị và phương pháp nghiên cứu
2.1 Trang thiết bị . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.1.1 Nguồn neutron và phòng chuẩn . . . . . . . . . .

2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner . . . . . . . . . . . . . . .
2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường
2.1.4 Phổ kế gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.2 Phương pháp . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.2.1 Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron . . .
2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ . . . . . . . . . . . .
2.2.3 Mô phỏng Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . .
2.2.4 Kỹ thuật tách phổ . . . . . . . . . . . . . . . . .

3
3
3
4
5
5
6
6
6
7
7

3 Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron
3.1 Trường chuẩn liều neutron của nguồn 252 Cf . . . . . . .
3.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn 252 Cf
3.1.2 Phổ thông lượng neutron và phân bố thông lượng
tại mặt phẳng trung tâm . . . . . . . . . . . . . .
3.1.3 Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình nón .
3.2 Trường chuẩn neutron của nguồn 241 Am-Be . . . . . . .
3.2.1 Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn 241 AmBe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron . . . . . . . . . . .

8
8
8

i

8
10
11
11
11


Author: Le Ngoc Thiem

3.2.3
3.3

3.4

3.5

4 Kết
4.1
4.2
4.3

Thông lượng neutron và tương đương liều neutron
môi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 Am-Be . .
3.3.1 Phổ thông lượng neutron . . . . . . . . . . . . . .
3.3.2 Thông lượng neutron và tương đương liều môi trường
3.3.3 Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi . . . .
Thành phần photon trong trường chuẩn neutron của nguồn
241 Am − Be . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.4.1 Phổ thông lượng gamma . . . . . . . . . . . . . .
3.4.2 Thành phần đóng góp của tương đương liều gamma
môi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn chuẩn
241 Am-Be . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.5.1 Phương pháp khớp hàm . . . . . . . . . . . . . .
3.5.2 Hệ số chuẩn và nguyên nhân của độ bất ổn định .
luận chung
Các nghiên cứu đã được thực hiện trong luận án này . .
Nghiên cứu dự định làm trong tương lai . . . . . . . . .
Những công trình đã đăng tải liên quan đến luận án . .

REFERENCES

12
13
13
15
17
19
19
19
21
21

21
23
23
24
24
25

ii


Chương 1
Giới thiệu tổng quan

Trong luận án tiến sỹ này, các công việc sau được đề cập tới:
1. Chương 1 đề cập đến mục tiêu của luận án Tiến sỹ này. Chương
này của luận án cũng tóm tắt các tiêu chuẩn quốc tế trong lĩnh
vực đo và chuẩn liều bức xạ neutron và do vậy các đại lượng liên
quan đến lĩnh vực này cũng được đề cập tại Chương 1. Cấu trúc
của luận án cũng được giới thiệu trong chương này.
2. Chương 2 đề cập đến thiết bị và phương pháp thực hiện nghiên cứu
được áp dụng trong luận án. Các thông tin liên quan đến nguồn
neutron, hệ thiết bị đo đạc cũng được đề cập tại Chương 2. Các
phương pháp khuyến cáo bởi tiêu chuẩn ISO 8529-2 dùng cho việc
xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron cũng được tóm tắt
trong chương này.
3. Chương 3 là chương quan trọng nhất của luận án, bao gồm các
phần cơ bản sau:
• Xác định các đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của
nguồn đồng vị 252 Cf sử dụng MCNP5 và đo đạc bởi các máy
đo liều neutron

• Xác định các đặc trưng của trường chuẩn liều neutron 241 Am−
Be sử dụng đo đạc BSS và phần mềm tách phổ MAXED
• Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của nguồn
241 Am − Be khi bị làm chậm bởi 05 quá cầu PMMA với

1


Author: Le Ngoc Thiem

đường kính lần lượt là 15, 20, 25, 30, and 35 cm. Kết quả và
các thảo luận kết quả của chương này cũng được đề cập đến.
• Xác định sự nhiểm bẩn của bức xạ photon trong trường chuẩn
liều neutron của nguồn 241 Am − Be thông qua đại lượng
suất tương đương liều photon môi trường và phổ thông lượng
photon. Theo đó, đặc tính của photon được đề cập và hiệu
chỉnh trong quá trình chuẩn thiết bị đo liều neutron (nếu
chúng nhạy với photon).
• Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron trong trường chuẩn của
nguồn 241 Am − Be, theo đó hệ số chuẩn của 03 thiết bị đo
liều neutron cầm tay được tính toán.

4. Chương 4 tóm tắt các nội dung nghiên cứu được thực hiện trong
luận án và đề cập đến một số hướng nghiên cứu trong tương lai.

2


Chương 2
Trang thiết bị và phương pháp nghiên cứu

2.1
2.1.1

Trang thiết bị
Nguồn neutron và phòng chuẩn

Phòng chuẩn liều neutron được mô tả như trong Hình 2.1 và 02
nguồn chuẩn neutron được đề cập như trong Hình 2.2.

Hình 2.1: Mặt chiếu bằng (a) và Mặt chiếu đứng (b) của phòng chuẩn
neutron

3


Author: Le Ngoc Thiem

Hình 2.2: Cấu tạo của (a): nguồn 252 Cf được bọc bởi thép không rỉ loại
304L và (b): nguồn 241 Am − Be loại vỏ X14

2.1.2

Hệ phổ kế cầu Bonner

Hệ phổ kế cầu Bonner (BSS) bao gồm một đầu đo neutron nhiệt
và tập hợp 06 quả cầu làm bằng polyethylene với mật độ khối
là 0.95 g/cm3 . Đường kính của các quả cầu lần lượt là 2, 3, 5, 8, 10, và 12
inch, như Hình 2.3. Đầu đo neutron nhiệt hình trụ làm bằng 6 LiI(Eu)
(với thành phần gồm 96% 6 Li) có chiều cao 0.4 cm và đường kính 0.4

cm. Hệ đi này có thể đo neutron với năng lượng lên đến 20 MeV.
6 LiI(Eu)

Hình 2.3: Hệ phổ kế cầu Bonner

4


Author: Le Ngoc Thiem

2.1.3

Thiết bị đo tương đương liều neutron môi
trường

Trong quá trình đo tương đương liều neutron đã sử dụng 03 thiết
bị đo cầm tay, xem Hình 2.4. Trong đó, máy Aloka-TPS-451C được sản
xuất bởi tập đoàn Hitachi bao gồm một ống đếm hình trụ với chiều dài
15.5 cm và đường kính trụ 2.5 cm chứa khí 3 He với áp suất 5 atm tại
20o C. Cơ bản, máy này không nhạy với photon [1]. Máy Model 12-4 sản
xuất bởi tập đoàn Ludlum bao gồm 01 ống đếm 3 He hình trụ với đường
kính 1.6 cm và chiều dài 2.5 cm, chất làm chậm hình cầu có đường kính
9 inch. Máy này không nhạy với photon có suất liều lên đến 100 µSv/h
và đo được neutron từ nhiệt đến 7 MeV, có thể đáp ứng với neutron
có năng lượng lên đến 12 MeV với suất tương đương liều neutron môi
trường lên đến 100 Sv/h [2]. Máy KSAR1U.06 được sản xuất bởi liên
doanh Baltic Scientific Instruments (BSI) bao gồm 03 đầu đo 3 He hình
trụ với đường kính 3.2 cm và dài 2.0 cm, có áp suất 2.7 atm kết hợp với
đầu đo Geiger Muller nhạy với photon. Máy này, có thể đo tương đương
liều neutron môi trường trong khoảng từ 0.28 µSv/h đến 700 µSv/h; và

0.14 µSv/h đến 1400 µSv/h đối với photon [3].

Hình 2.4: Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường cầm tay

2.1.4

Phổ kế gamma

Để xác định thành phần đóng góp của gamma trong trường neutron của nguồn 241 Am − Be, tác giả của luận án sử dụng hệ phổ kế
5


Author: Le Ngoc Thiem

gamma với detector nhấp nháy 2" × 2" NaI(Tl) hình trụ kích thước
2 in. × 2 in . Hệ phổ kế này được kết nối với bộ phân tích đa kênh
ORTEC DART để thu nhận tín hiệu về phổ chiều cao xung gamma từ
nguồn 241 Am − Be.

2.2
2.2.1

Phương pháp
Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron

Theo tiêu chuẩn ISO 8529-2:2001, số đọc của thiết bị đo neutron ,
MT (l), do trường bức xạ neutron tổng cộng gây ra (tổng của phần trực
tiếp và phần tán xạ) có thể được mô tả thông qua phương trình sau
[4, 5]:
k

F1 (l)
MT (l) = 2 × FL × {
+ F2 (l) − 1}
(2.1)
l
FA (l)
trong đó, l là khoảng cách từ nguồn đến đầu đo; k là hằng số đặc trưng
của nguồn; F1 (l) là hệ số hiệu chỉnh hình học; FA (l) là hệ số hiệu chỉnh
sự suy giảm trong không khí; F2 (l) là hệ số hiệu chỉnh mô tả thành phần
neutron tán xạ vào đầu đo; và FL là hệ số hiệu chỉnh độ tuyến tính.

2.2.2

Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ

Các phương pháp khớp hàm để hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ trong
quá trình đo neutron được khuyến cáo tại tiêu chuẩn ISO 8529-2 với
các tên gọi như "Phương pháp che chắn hình nón - SCM", "Phương
pháp khớp hàm tổng quát - GFM", "Phương pháp khớp hàm bán thực
nghiệm - SEM", và "Phương pháp khớp hàm tối giản - RFM".
Trong phương pháp SCM, Nếu Ms (l) và MT (l) là số đọc của thiết
bị đo neutron khi không và khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và
đầu đo, khi đó ta có mối liên hệ theo phương trình 2.2. Trong phương
pháp GFM, SEM, và RFM, số đọc tổng cộng của thiết bị đo neutron,
MT (l), có thể được viết lần lượt theo các phương trình 2.3, 2.4 và 2.5.
Trong đó, k , A , s, A, R, và Rsct là các tham số tự do nhận được thông
qua quá trình khớp hàm.
[MT (l) − Ms (l)] × FA (l) =
6

k
l2

(2.2)


Author: Le Ngoc Thiem



MT (l) =

MT (l) =

rD
2×l



k 1 + δ ×

×
+ A × l + s × l2 
l2
1 + Σ(E) × l

rD
k
× 1+δ×
2

l
2l

2

× (1 + A × l) × (1 + R × l2 )
k
+ Rsct
l2

MT (l) =

2.2.3

2

(2.3)

(2.4)
(2.5)

Mô phỏng Monte Carlo

Mô phỏng Monte Carlo sử dụng code MCNP5 [6] đã được ứng
dụng trong luận án này với mục đích mô phỏng phổ thông lượng neutron,
mô phỏng hệ số bất đối xứng của nguồn và các vấn đề liên quan khác.
Tiết diện tương tác được sử dụng trong MCNP5 là thư viện sữ liệu
ENDF/B-VI.

2.2.4

Kỹ thuật tách phổ

Trong quá trình đo đạc số đếm gây bởi nguồn neutron lên các quả
cầu Bonner khác nhau, số đếm ghi nhận được của từng quả cầu Bonner
thứ i, (Ci ), trong số n quả cầu là tích phân trên toàn dải năng lượng
của tích hàm đáp ứng của quả cầu thứ i (Rib (Eb )) và thông lượng phổ
neutron(φb (Eb )), tại vùng năng lượng Eb . Số đọc Ci của quả cầu thứ i
được mô tả thông qua phương trình 2.6. Trong luận án này, hai phần
mềm phân tách phổ neutron MAXED và FRUIT được sử dụng.
∞

Rib (Eb ) × φb (Eb ).dEb

Ci =
b=1

7

i = 1, ..., n.

(2.6)


Chương 3
Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron

3.1
3.1.1

Trường chuẩn liều neutron của nguồn

252 Cf

Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn
252 Cf

Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn 252 Cf đươc tính toán
bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 kết hợp với các thẻ "Fmesh4" [6].
Theo đó, một hình trụ bán kính 150 cm với chiều cao bằng đường kính
của nguồn (có tâm trùng với tâm của nguồn và có trục vuông góc với
trục của nguồn) được chia thành các mắt lưới bằng nhau với độ lớn các
góc là π/19. Cường độ nguồn trong một góc khối tại góc π/2 được xác
định và đơn giản hóa cho cường độ của nguồn để xác định hệ số bất đối
xứng, hệ số bất đối xứng của nguồn 252 Cf được tính toán là 1.013.

3.1.2

Phổ thông lượng neutron và phân bố thông
lượng tại mặt phẳng trung tâm

Hình 3.1 mô tả phổ thông lượng neutron của thành phần trực tiếp
(ký hiệu là dir) và thành phần tán xạ (ký hiệu là sct) tại 03 khoảng cách
chuẩn từ nguồn. Hình 3.2 mô tả đường đồng mức thông lượng neutron
trong không gian của mặt phẳng trung tâm phòng được xác định bằng
mô phỏng MCNP5.
8


Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.1: Thông lượng neutron của thành phần tán xạ (sct) và thành
phần trực tiếp (dir), được xác định bởi mô phỏng MCNP5, tại khoảng
cách 75, 125, và 150 cm từ nguồn

Hình 3.2: Đường đồng mức thông lượng neutron (cm−2 /phân rã) tại
mặt phảng trung tâm của phòng chuẩn, song song với trần

9


Author: Le Ngoc Thiem

3.1.3

Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình
nón

Một tấm che chắn hình nón cụt làm bằng polyethylene chứa 10%
Boron được sử dụng để đo thành phần neutron tán xạ. Hiệu suất cha
chắn chắn của tấm che chắn hình nón này được nghiên cứu bằng cách
so sánh phần thông lượng neutron xuyên qua tấm chắn (phần đóng góp
từ nguồn) với toàn bộ thông lượng neutron tán xạ nhận được bởi mô
phỏng MCNP5 tại khoảng cách 75 cm. Hình 3.3 chỉ ra thành phần đóng
góp của các đối tượng khác nhau vào tổng thông lượng neutron tán xạ
(khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và đầu đo). Chúng ta có thể
thấy rằng, thành phần đóng góp từ nguồn chỉ chiếm 0.43% toàn thông
lượng neutron tán xạ (giá trị này có thể xem là không đáng kể). Điều
này chứng tỏ, hiệu suất che chắn của tấm chắn hình nón là có thể thỏa
mãn được việc che chắn thành phần trực tiếp phát ra từ nguồn.

Hình 3.3: Thành phần thông lượng neutron đóng góp bởi các đối tượng
khác nhau trong phòng chuẩn so với tổng thông lượng neutron tán xạ
tại khoảng cách 75 cm. Số của các tường bêtông được giữ như Hình 2.1

10


Author: Le Ngoc Thiem

3.2
3.2.1

Trường chuẩn neutron của nguồn

241 Am-Be

Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn
241 Am-Be

Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn 241 Am-Be được đánh
giá tại khoảng cách 100 cm từ nguồn theo hướng vuông góc với trục hình
trụ của nguồn (nghĩa là tại góc π/2). Khoảng cách này cũng chính là
khoảng cách thường được sử dụng để chuẩn các thiết bị đo liều neutron
cầm tay [7]. Trong mô phỏng MCNP5, một mặt cầu có bán kính 100 cm
(có tâm trùng với tâm của nguồn) được lấy một góc khối có độ lớn π/45
với trục trung tâm vuông góc với trục trung tâm của nguồn [8]. Ghi
nhận thông lượng neutron qua bề mặt góc khối bằng lệnh F2 kết hợp
với thẻ FS2 trong MCNP5 để xác định đượng cường độ nguồn trong góc
khối. Làm tương tự như vậy để tính cường độ nguồn trong góc khối như

trên đối với nguồn điểm. Sau đó, lấy kết quả cường độ nguồn trong góc
khối đối với nguồn điểm đơn giản hóa đối với nguồn thực để xác định
hệ số bất đối xứng của nguồn 241 Am-Be. Hệ số này được xác định là
1.030 tại khoảng cách 100 cm (với độ bất ổn định 1%, k=1 ), giá trị này
phù hợp với giá trị đã được công bố bởi nhóm các tác giả khác (trong
khoảng 1.0265 – 1.030) [9, 10] đối với nguồn 241 Am − Be loại vỏ X14.

3.2.2

Tách phổ thông lượng neutron

Sau khi khớp hàm theo phường trình (2.3) và (2.4), các tham số
của trong phương trình sẽ được xác định. Hình 3.4 mô tả phổ thông
lượng neutron của thành phần tổng cộng và thành phần trực tiếp tại
khoảng cách 100 và 200 cm từ nguồn nhận được bởi phần mềm tách phổ
MAXED. Từ hình này ta thấy, phổ thông lượng neutron tổng cộng bao
gồm các thành phần sau: (1) thành phần neutron nhanh với năng lượng
lớn hơn 1 MeV suy giảm nhanh chóng theo hàm k.l−2 ; (2) thành phần
neutron với năng lượng từ nhiệt đến 1 MeV gần như không thay đổi tỷ lệ
với s hoặc R được gây nên bởi tán xạ từ các vật liệu trong phòng chuẩn
(chủ yếu là tường), điều này cũng phù hợp với giải thích của nhóm tác
giả khác [11, 12]. Lưu ý rằng, thành phần suy giảm do không khí ( phần
tỷ lệ với A .l−1 hoặc A.l−1 không thấy trong Hình 3.4 là do sự đóng góp

11


Author: Le Ngoc Thiem

nhỏ so với thành phần tán xạ từ tường. Tất cả các tham số khớp hàm

được đề cập trong mục này có ý nghĩa tương tự như trong các phương
trình (2.3) và (2.4). Phổ thông lượng neutron xác định được bởi phần
mềm tách phổ MAXED mô tả trong Hình 3.4 có dải năng lượng rộng
hơn (trên 2.10−5 MeV) so với giá trị chỉ ra trong ISO 8529-1 (trên 10−1
MeV), điều này cũng phù hợp với công bố trước đây của nhóm tác giả
khác [13].

Hình 3.4: Phổ thông lượng neutron tổng cộng và trực tiếp tại khoảng
cách 100 và 200 cm từ nguồn được xác định bằng phần mềm tách phổ
MAXED kết hợp với quá trình khớp hàm theo phương pháp GFM

3.2.3

Thông lượng neutron và tương đương liều
neutron môi trường

Từ quá trình tách phổ bằng phần mềm MAXED, phổ thông lượng
neutron được xác định và do đó, tương đương liều neutron cũng được
tính toán.
Suất tương đương liều neutron trực tiếp H ∗ (10) phân bố theo
khoảng cách được tính toán (dựa theo các phương pháp khớp hàm khác
nhau kết hợp với phần mềm tách phổ MAXED) và biểu diễn trên Hình
3.5 cùng với giá trị tương đương liều neutron trong trường bức xạ tự
do(ký hiệu là H ∗ (10)F F ). Sự khác nhau giữa hai giá trị tương đương liều
12


Author: Le Ngoc Thiem

neutron trực tiếp này khác nhau trong khoảng 3%. Điều này chứng tỏ,

kỹ thuật áp dụng trong quá trình xác định đặc trưng của trường chuẩn
liều neutron là có thể chấp nhận được cho mục đích hiệu chuẩn thiết bị
đo bức xạ và đánh giá an toàn bức xạ.

Hình 3.5: Suất tương đương liều neutron môi trường của thành phần
trực tiếp phân bố theo khoảng cách được xác định bởi các phương pháp
khác nhau được biểu diễn cùng với độ lệch 3% của giá trị theo phương
pháp (GFM-UF)

3.3

3.3.1

Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 AmBe
Phổ thông lượng neutron

Phổ thông lượng neutron tổng cộng sinh ra bởi nguồn 241 Am−Be
do được làm chậm bởi quả cầu PMMA đường kính 20 cm (tách phổ bởi
MAXED) được trình bày trong Hình. 3.6 như ví dụ minh họa. Có thể
nhận thấy, phổ này bao gồm ba phần năng lượng chính: một đỉnh năng
lượng nhiệt gây ra bởi quá trình làm chậm, phần năng lượng trung bình
gây bởi quá trình tán xạ và đỉnh năng lượng cao suy giảm theo quy luật
tỷ lệ nghịch với bình phương khoảng cách (l−2 ).

13


Author: Le Ngoc Thiem

14

Hình 3.6: Phổ thông lượng neutron tổng cộng của nguồn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA với
đường kính 20 cm


Author: Le Ngoc Thiem

3.3.2

Thông lượng neutron và tương đương liều môi
trường

Khi phổ thông lượng neutron được xác định, chúng ta có thể xác
định được tương đương liều neutron môi trường bằng cách áp dụng hệ
số chuyển đổi ICRP 74 (hoặc giá trị nội suy của hệ số chuyển đổi thông
lượng neutron thành tương đương liều neutron môi trương). Hình 3.7
and Hình 3.8 lần lượt mô tả suất tương đương liều neutron môi trường
và suất thông lượng neutron theo khoảng cách từ nguồn đến điểm chuẩn.
Sự khác nhau của suất thông lượng neutron và suất tương đương liều
neutron môi trường xác định bởi 02 phần mềm tách phổ khác nhau
(MAXED và FRUIT) phần lớn nằm trong khoảng 5%. Điều này hoàn
toàn phù hợp với tiêu chuẩn ISO 12789-1 khuyến cáo về độ bất ổn định
trong việc xác định suất thông lượng neutron của trường bức xạ neutron
hoạt động là 20% (k=1) [14].

Hình 3.7: Suất tương đương liều neutron môi trường tổng cộng (tính
toán từ các phần mềm tách phổ MAXED và FRUIT) theo khoảng cách
từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA
với các đường kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm

15


Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.8: Suất thông lượng neutron môi trường tổng cộng (tính toán từ
các phần mềm tách phổ MAXED và FRUIT) theo khoảng cách từ tâm
nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA có đường
kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm

16


Author: Le Ngoc Thiem

3.3.3

Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi

Khi biết phổ thông lượng neutron, tương đương liều neutron môi
trường, và thông lượng neutron, ta có thể tính toán được các đại lượng
sau theo khuyến cáo của ISO 8529-2: (a) năng lượng trung bình trên
toàn phổ tương đương liều của neutron và (b) hệ số chuyển đổi từ thông
lượng neutron sang tương đương liều neutron lần lượt theo các phương
trình 3.1 và 3.2. Hai đại lượng này được lần lượt minh họa trong Hình 3.9
và Hình 3.10. So sánh các kết quả giá trị năng lượng trung bình toàn phổ
tương đương liều neutron môi trường và hệ số chuyển đổi thông lượng
sang tương đương liều neutron môi trường nhận được bởi MAXED và
FRUIT nhận thấy sự khác nhau phần lớn trong khoảng 10% (thỏa mãn
bộ tiêu chuẩn ISO 12789 cho phép sai khác trong khoảng 20%) [14]

Trong phương trình 3.1, Hb (Eb ) là tương đương liều neutron môi trường
tại năng lượng Eb , được tính theo công thức Hb (Eb ) = hφ (Eb ).φb (Eb )
∞
và b=1 Hb (Eb ) = H ∗ (10).
E=

∞
b=1 (Eb ) × Hb (Eb ).dEb
∞
b=1 Hb (Eb ).dEb

(3.1)

H ∗ (10)
∞
b=1 φb (Eb ).dEb

(3.2)

hφ =

17


Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.9: Năng lượng trung bình toàn phổ tương đương liều môi trường
(tính toán từ các phần mềm tách phổ MAXED) theo khoảng cách từ
tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA với
các đường kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm

Hình 3.10: Hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang tương đương liều neutron (tính toán từ các phần mềm tách phổ MAXED) theo khoảng cách
từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA
có đường kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm
18


Author: Le Ngoc Thiem

3.4

3.4.1

Thành phần photon trong trường chuẩn neutron của nguồn 241 Am − Be
Phổ thông lượng gamma

Hình 3.11 mô tả phổ độ cao xung gamma đo đạc bởi hệ phổ kế
sử dụng đầu đo 2" × 2" NaI(Tl) tại các khoảng cách khác nhau. Trong
phổ thông lượng gamma trên Hình 3.11 ta thấy hiện rõ 03 đỉnh năng
lượng tại 4.4 MeV, 3.9 MeV và 3.4 MeV.

Hình 3.11: Phổ thông lượng gamma đo đạc bởi phổ kế đa kênh sử dụng
đầu đo 2" × 2" NaI(Tl) tại các khoảng cách khác nhau từ nguồn 241 Am−
Be

3.4.2

Thành phần đóng góp của tương đương liều
gamma môi trường

Để tính toán tương đương liều gamma môi trường từ phổ thông
lượng gamma ghi nhận được, trong luận án này sử dụng 02 phương pháp
sau: (1) Sử dụng phương pháp hàm G(E)(xem phương trình 3.3) và (2)
Sử dụng hệ số chuyển đổi ICRP kết hợp với hiệu suất ghi đo của đầu
đo (xem phương trình 3.4).

19


Author: Le Ngoc Thiem

H ∗ (10)G(E) =

6 M eV

P (Ei ) × G(Ei ).dEi ,

(3.3)

φ(Ei ) × hφ (Ei )
.dEi
η(Ei )

(3.4)

Ei =50 keV

H ∗ (10)ICRP =

6 M eV

Ei =50 keV

Số đọc của thiết bị đo tương đương liều gamma môi trường có thể
mô tả qua công thức sau H ∗ (10) = Hγ + sn × Hn . Trong đó, thành phần
đóng góp của tương đương liều neutron vào số đọc liều của thiết bị đo
liều gamma là sn × Hn được biểu diễn thông qua hệ số độ nhạy neutron
sn = 0.01 (thường khoảng 1%, nghĩa là sn = 0.01) [15–17]. Khi đó ta có
thể tính toán được thành phần đóng góp của tương đương liều gamma
môi trường, Hγ . Hình 3.12 mô tả tỷ số giữa Hγ và Hn theo khoảng cách
của 02 phương pháp khác nhau.

P e rc e n ta g e o f g a m m a to n e u tro n a m b ie n t
d o s e e q u iv a le n t ra te ra tio (% )

3 .6
G (E ) fu n c tio n
IC R P 7 4

3 .4
3 .2
3 .0
2 .8
2 .6
2 .4
2 .2
2 .0

1 0 0

1 2 0

1 4 0

1 6 0

1 8 0

2 0 0

2 2 0

2 4 0

D is ta n c e (c m )

Hình 3.12: Tỷ số tương đương liều môi trường giữa gamma và neutron
biến thiên theo khoảng cách trong trường chuẩn liều neutron của nguồn
241 Am − Be

20


Author: Le Ngoc Thiem

3.5

3.5.1

Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn
chuẩn 241 Am-Be

Phương pháp khớp hàm

Để phân tách phần tán xạ khỏi thành phần tương đương liều
neutron môi trường tổng cộng (mục đích để xác định được thành phần
trực tiếp), 03 phương pháp khớp hàm theo khuyến cáo ISO (với tên gọi
GFM, SEM và RFM) được sử dụng. Theo đó, tương đương liều neutron
môi trường tổng cộng , ký hiệu là H ∗ (10)tot , biến thiên theo khoảng cách
được lần lượt mô tả theo các phương Eq. (6–refeq7). Theo đó các tham
số (k , A , s trong GFM; k , A, R trong SEM; và k , Rsct trong RFM) được
xác định. Trong các phương trình trên, giá trị k là quan trọng nhất đặc
trưng cho thành phần trực tiếp ghi nhận được bởi thiết bị đo neutron,
được sử dụng để đánh giá hệ số chuẩn của thiết bị đo neutron.

3.5.2

Hệ số chuẩn và nguyên nhân của độ bất ổn
định

Khi xác định được thành phần k/l2 bằng khớp hàm thì hệ số
chuẩn của thiết bị đo liều neutron có thể được tính toán theo công thức
sau:
CF =

B × F1 (θ)
× hφ
4π.k

(3.5)

trong đó, B là cường độ nguồn neutron, F1 (θ) là hằng số bất đối xứng

của nguồn, hφ = 391 pSv.cm2 đối với nguồn 241 Am − Be. Do đó, hệ
số chuẩn của thiết bị đo neutron được xác định và biểu diễn trên Hình
3.13. Dựa theo phương trình 3.5, độ bất ổn định của hệ số chuẩn (uCF
với k=1) có thể được tính toán dựa trên nguyên lý dẫn truyền độ bất ổn
định. Nguồn gốc của độ bất ổn định của CF phụ thuộc vào sai số loại
A của hằng số đặc trưng do quá trình khớp hàm (uk ) và sai số loại B
của cường độ nguồn neutron (uB ), các giá trị này được tổng kết trong
Bảng 3.1 cùng với giá trị tính toán của uCF .

21


Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.13: Hệ số chuẩn của thiết bị đo liều neutron nhận được từ 03 phương pháp khớp hàm
22

Bảng 3.1: Độ bất ổn định của hệ số chuẩn (uCF ) và nguồn gốc gây nên (nghĩa là độ bất ổn định loại A của
hằng số đặc trưng (uk ) phụ thuộc vào quá trình khớp hàm và độ bất ổn định loại B của cường độ nguồn
neutron (uB ))

Phương pháp
GFM
SEM
RFM

Nguồn gốc gây nên độ bất ổn định
uk (%)
uB (%)
Aloka TPS-451C KSAR1U.06 Model 12-4 Source strength

2.27
7.00
18.41
1.45
1.88
6.65
14.12
1.45
0.40
1.38
3.99
1.45

uCF (%)

Aloka TPS-451C
2.63
2.33
1.47

KSAR1U.06
7.10
6.92
2.00

M