XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ DỤNG KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT
KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ
SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ DỤNG
KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

LÂM ĐỒNG, NĂM 2017


TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐÀ LẠT
KHOA KỸ THUẬT HẠT NHÂN

NGUYỄN VĂN THỦY – 1310554

XÁC ĐỊNH THÔNG LƯỢNG NEUTRON NHIỆT VÀ
SUẤT LIỀU NITƠ TRONG PHANTOM NƯỚC SỬ
DỤNG KÊNH NGANG CỦA LÒ PHẢN ỨNG

KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP KỸ SƯ

GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN
ThS. Phạm Đăng Quyết

KHÓA 2013 - 2018

NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN HƯỚNG DẪN
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
Lâm Đồng, ngày ….. tháng …… năm ……
Giáo viên hướng dẫn
[Ký tên và ghi rõ họ tên]


NHẬN XÉT CỦA GIÁO VIÊN PHẢN BIỆN
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………

………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
………………………………………………………………………………
Lâm Đồng, ngày ….. tháng …… năm ……
Giáo viên phản biện
[Ký tên và ghi rõ họ tên]


LỜI CẢM ƠN
Để hoàn thành khóa luận này, trước tiên em được bày tỏ lòng biết ơn công
lao của Thầy giáo hướng dẫn ThS. Phạm Đăng Quyết, người đã khơi lên trong em
niềm đam mê nghiên cứu, định hướng và hướng dẫn em trong suốt thời gian thực
hiện khóa luận này.
Em xin gửi lời cảm ơn tới Ban Giám hiệu, quý Thầy Cô giáo khoa Kỹ thuật
Hạt Nhân trường Đại học Đà Lạt đã truyền đạt cho em những kiến thức và kinh
nghiệm trong những năm tháng học tập tại trường.
Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến Ban lãnh đạo, TS. Phạm Ngọc Sơn và
NCV. Trịnh Văn Cường của Viện Nghiên cứu hạt nhân đã tạo mọi điều kiện tận
tình giúp đỡ em trong suốt thời gian thực hiện thực nghiệm của khóa luận.
Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến toàn thể bạn bè trong lớp HNK37, những
người đã cùng đồng hành trong học tập, nghiên cứu và trao đổi kiến thức. Xin cảm

ơn ba, mẹ đã tin tưởng và luôn động viên tinh thần để em hoàn thành luận văn này.
Sau cùng, dù đã cố gắng chỉnh sửa bài luận một cách hoàn thiện nhưng chắc
chắn sẽ không tránh khỏi những thiếu sót, vì vậy em rất mong nhận được những
đóng góp ý kiến quý báu từ quý thầy cô.
Lâm Đồng, tháng 12, năm 2017
Sinh viên
Nguyễn Văn Thủy

i


DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
ADC: Bộ chuyển đổi tín hiệu tương tự sang số
BNCT: Boron Neutron Capture Therapy
FMESHn: Superimposed Mesh Tally
HPGe: Detector germanium siêu tinh khiết - Đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết
Kerma: Kinetic energy released per unit mass – Động năng tỏa ra trên một
đơn vị khối lượng
LPƯ: Lò phản ứng
MCA : Máy phân tích biên độ đa kênh
MCNP: Monte Carlo N-Particle
NAA: Neutron Activation Analysis - Phân tích kích hoạt neutron

ii


DANH MỤC CÁC BẢNG
Bảng 1 Các loa ̣i tally trong MCNP ........................................................................19
Bảng 2 Các thông số của chùm neutron nhiệt tại lối ra của kênh 2 của LPƯ hạt
nhân Đà Lạt .............................................................................................................20

Bảng 3 Chi tiết về sự chiếu xạ và đo cho mẫu chuẩn 51V bằng phương pháp
phân tích kích hoạt ..................................................................................................21
Bảng 4 Các tính chất phân rã của hạt nhân hợp phần 52V ................................24
Bảng 5 Kết quả đo thực nghiệm và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc
theo trục của phantom nước ..................................................................................26

iii


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1 Biểu đồ minh họa quá trình của một phản ứng hạt nhân ........................3
Hình 2 Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al ...............................................4
Hình 3 Phổ năng lượng neutron đặc trưng từ một lò phản ứng hạt nhân ..........5
Hình 4 Đường cong thể hiện sự phụ thuộc của Neutron kerma vào năng lượng
của neutron đối với nước và mô.............................................................................10
Hình 5 Mô hình phản ứng giữa neutron nhiệt và nitơ ........................................11
Hình 6 Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe ...................................................12
Hình 7 Vị trí các kênh chiếu mẫu ..........................................................................15
Hình 8 Mặt cắt ngang mô tả kênh neutron số 2 nằm ngang của lò phản ứng hạt
nhân Đà Lạt .............................................................................................................17
Hình 9 Phantom nước sử dụng tại kênh ngang số 2 ............................................20
Hình 10 Nắp của phantom nước sử dụng tại kênh số 2 của LPƯ hạt nhân Đà
Lạt .............................................................................................................................21
Hình 11 Đường cong của hiệu suất ghi tuyệt đối các tia gamma của detector
HPGe cho các mẫu chuẩn tại vị trí 5cm cách mặt detector ................................22
Hình 12 Bố trí thí nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt tại kênh ngang
số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt ...............................................................................23
Hình 13 Phổ gamma của mẩu chuẩn Vanadium ghi nhận bằng hệ phổ kế
HPGe tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt .........................................24
Hình 14 Vị trí của phantom nước tại kênh ngang số 2 của LPƯ hạt nhân Đà

Lạt .............................................................................................................................25
Hình 15 Đường trục của phantom nước dùng để tính thông lượng neutron
nhiệt ..........................................................................................................................25
Hình 16 Sự phân bố thông lượng neutron nhiệt ..................................................26
Hình 17 Sự phân bố suất liều của nitơ ..................................................................27

iv


MỤC LỤC
CHƯƠNG 1 - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT ............................2
1.1

Phương pháp phân tích kích hoạt neutron ........................................... 2
1.1.1 Giới thiệu ......................................................................................2
1.1.2 Cơ sở vật lý của phân tích kích hoạt neutron................................3
1.1.3 Phân tích kích hoạt neutron dùng lò phản ứng .............................5
1.1.4 Tính thông lượng neutron nhiệt ....................................................9

1.2

Phantom nước và tính suất liều nitơ .................................................... 10

1.3

Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma .............................................................. 11
1.3.1 Giới thiệu ....................................................................................11
1.3.2 Chuẩn năng lượng và độ rộng đỉnh ............................................12
1.3.3 Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối .....................................................13

1.4

Kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ........................... 14

1.5

Phương pháp Monte Carlo và chương trình MCNP .......................... 17

CHƯƠNG 2 - THỰC NGHIỆM .................................................................20
2.1

Chùm neutron phin lọc tại kênh 2 của LPƯ hạt nhân Đà Lạt .......... 20

2.2

Chuẩn bị phantom và mẫu chuẩn ........................................................ 20

2.3

Chuẩn hiệu suất của detector ............................................................... 21

2.4

Bố trí thí nghiệm .................................................................................... 22

CHƯƠNG 3 - KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN .............................................26
3.1

Kết quả đo và mô phỏng thông lượng neutron nhiệt dọc theo trục
của phantom nước ................................................................................. 26

3.2

Kết quả tính toán suất liều nitơ dọc theo trục của phantom nước ... 27

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ .....................................................................28
DANH MỤC TÀI LIỆU THAM KHẢO ....................................................29

v


MỞ ĐẦU
Thông lượng neutron trong Lò phản ứng (LPƯ) là một trong các thông số rất
quan trọng trong nghiên cứu hạt nhân. Các giá trị mật độ thông lượng thu được
được dùng để hiệu chuẩn của các kênh thực nghiệm, đánh giá công suất tuyệt đối,
phân bố công suất trong vùng hoạt, xác định các điểm công suất cực đại và tính toán
cháy nhiên liệu. Hiện nay việc ứng dụng kỹ thuật hạt nhân trong các lĩnh vực: công
nghiệp, nông nghiệp, sinh học và y học ngày càng phổ biến. Trong đó, nghiên cứu
tính toán thông lượng neutron nhiệt và suất liều nitơ là một phần quan trọng và
không thể thiếu trong quá trình xạ trị như kỹ thuật xạ trị bằng phản ứng bắt neutron
bởi nguyên tố boron (BNCT). Hàm lượng của nitơ trong các mô khoảng 2% và tiết
diện bắt neutron nhiệt của nguyên tố này là 1,7 bar. Vì vậy, trong quá trình xạ trị có
sử dụng neutron nhiệt thì suất liều mà nitơ đóng góp có ý nghĩa đáng kể. Nhưng
chúng ta không thể đo trực tiếp suất liều của nitơ mà chỉ có thể tính toán gián tiếp
suất liều này dựa vào thông lượng của chùm neutron nhiệt tại vị trí cần tính. Do đó,
việc xác định chính xác thông lượng neutron nhiệt trong quá trình xạ trị bằng
neutron phản ứng bắt của một nguyên tố nào đó (B; Gd) là đặc biệt quan trọng.
Mục tiêu của đề tài: Xác định thông lượng neutron nhiệt và suất liều nitơ dọc
theo đường trục của phantom nước sử dụng kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt.

Đối tượng nghiên cứu của đề tài: Tính thông lượng neutron nhiệt và suất liều
nitơ trong mô hình phantom nước phục vụ nghiên cứu y học.
Bài luận văn chia thành ba chương gồm:
Chương I: Tổng quan trình bày về phương pháp phân tích kích hoạt neutron,
hiệu chuẩn phổ kế gamma, kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt,
phantom nước và chương trình MCNP.
Chương II: Trình bày về quá trình thực nghiệm: chuẩn bị phantom, mẫu
chuẩn Vanadium, chùm neutron phin lọc tại kênh số 2 của lò phản ứng, hệ phổ kế
gamma dùng detector bán dẫn HPGe, mô phỏng thông lượng neutron nhiệt trong
dọc theo đường trục của phantom nước bằng chương trình MCNP.
Chương III: Trình bày kết quả bao gồm: Sự phân bố thông lượng neutron
nhiệt dọc theo trục của phantom nước bằng thực nghiệm và mô phỏng với MCNP.
Tính toán suất liều nitơ dọc theo đường trục của phantom nước.

1


CHƯƠNG 1 - TỔNG QUAN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT
1.1 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron
1.1.1 Giới thiệu
Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron (Neutron Activation Analysis – NAA)
trên lò phản ứng là một kỹ thuật phân tích hạt nhân hiện đại có độ nhạy và độ chính
xác cao, có khả năng đáp ứng yêu cầu của nhiều bài toán thực tế và được áp dụng
rộng rãi trong các lĩnh vực nghiên cứu như: khảo cổ, địa chất, nông-sinh-y học, môi
trường, v.v...
Phân tích kích hoạt là một phương pháp phân tích định lượng các nguyên tố
dựa vào sự kích hoạt các nguyên tố hiện diện trong mẫu phân tích bằng chùm hạt
nhân tới như neutron nhiệt, neutron nhanh, các hạt tích điện hoặc photon năng
lượng cao. Trong đó, kích hoạt với neutron nhiệt được dùng rộng rãi nhất do các hạt
nhân quan tâm thường có tiết diện lớn trong vùng neutron nhiệt. Hàm lượng của các

bức xạ phát ra (hoặc tức thời hoặc trễ) phụ thuộc vào số hạt nhân nguyên tử bị kích
hoạt. Số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt tỉ lệ với số nguyên tử trong mẫu, vì vậy
hàm lượngnguyên tố trong mẫu sẽ định lượng được. Từ 1938 đến 1940, người ta
phân tích kích hoạt bằng các hạt mang điện như: proton (p), alpha (𝛼), deuteron
(d)... Với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân cho phép tạo ra những neutron có
thông lượng lên đến 1012-1015 n.cm-2.s-1 thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron
được xem như là một kĩ thuật phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy rất cao so
với phương pháp phân tích khác.
Mỗi hạt nhân trong mẫu có một xác suất bắt neutron xác định, xác suất này
có thứ nguyên diện tích và được gọi là tiết diện bắt neutron (𝜎). Thông lượng
neutron được biểu diễn như là số neutron đi qua một đơn vị diện tích trong một đơn
vị thời gian (n.cm-2.s-1). Các hạt nhân có cùng số proton nhưng khác số neutron là
các đồng vị của nhau, nhưng vẫn thuộc về cùng một nguyên tố. Tỉ số hạt nhân giữa
các đồng vị của một nguyên tố nào đó là độ phổ biến đồng vị (𝜃). Khi neutron tương
tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần ở
trạng thái kích thích được tạo ra. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần
chính là năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân. Hầu hết các hạt nhân hợp
phần đều có khuynh hướng trở về trạng thái cân bằng hơn, bằng cách phát ra tia
gamma tức thời đặc trưng. Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại
tạo ra một hạt nhân phóng xa phân rã bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia gamma

2


trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma
tức thời ở trên. Tia gamma phát ra với một xác suất riêng được gọi là cường độ
gamma tuyệt đối (𝛾). Các tia gamma có thể được phát hiện bằng detector bán dẫn có
độ phân giải năng lượng cao. Trong phổ gamma, năng lượng của đỉnh giúp chúng ta
xác định sự có mặt của nguyên tố trong mẫu (xác định định tính) và diện tích của
đỉnh phổ cho phép chúng ta xác định được hàm lượng của nguyên tố ấy (xác định

định lượng).
Ngày nay, cùng với sự pháp triển của khoa học kĩ thuật, phương pháp phân
tích kích hoạt neutron ngày càng hoàn thiện hơn và có thể phân tích hàm lượng
nguyên tố chính xác đến mức ppb (10-9g/g).
1.1.2

Cơ sở vật lý của phân tích kích hoạt neutron

Cơ sở của phân tích kích hoạt neutron là phản ứng của các neutron với hạt
nhân nguyên tử. Quan trọng nhất trong NAA là phản ứng bắt neutron (n,) (Hình
1.4) trong đó hạt nhân X (hạt nhân bia) hấp thụ một neutron, sản phẩm tạo ra là
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
phương trình phản ứng:
A
Z

X  01n  ( AZ1X ) * 

X 

A1
Z

Trong đó:
+) A: là số khối của nguyên tố bia;
+) Z: là số điện tích của hạt nhân bia;
+) Ký hiệu
trung gian.

(*)

trong quá trình trên biểu diễn hạt nhân hợp phần ở giai đoạn

Hình 1 Biểu đồ minh họa quá trình của một phản ứng hạt nhân
3


Mỗi nguyên tố tồn tại trong tự nhiên được đặc trưng bởi các thông số như:
Khối lượng nguyên tử (M), độ phổ biến đồng vị (), tiết diện bắt neutron (), v.v…
Khi neutron có năng lượng thấp tương tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ
không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần trung gian ở trạng thái kích thích được tạo
ra. Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần chính là năng lượng liên kết của
neutron với hạt nhân. Hầu hết các hạt nhân hợp phần đều có khuynh hướng trở về
trạng thái cân bằng hơn bằng cách phát ra tia gamma tức thời đặc trưng (trong
khoảng thời gian 10-8s). Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo
ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bằng cách phát một hoặc nhiều gamma trễ đặc
trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời
ở trên.
Mỗi hạt nhân phóng xạ có thể gồm một hoặc nhiều đồng vị phóng xạ, và mỗi
đồng vị phóng xạ lại được đặc trưng bởi: hoạt độ phóng xạ (A), chu kỳ bán rã (T1/2),
năng lượng tia gamma (E), cường độ phát gamma (P), v.v… Các tia gamma có
thể được phát hiện bằng detector bán dẫn có độ phân giải năng lượng cao. Trong
phổ gamma nhận được, năng lượng của đỉnh xác định sự có mặt của nguyên tố
trong mẫu (định tính) và diện tích của đỉnh cho phép xác định hàm lượng của
nguyên tố đó (định lượng).
Trong NAA, các nhân phóng xạ thường phân rã về các nhân con cháu
(daughter) bằng cách phát ra các hạt bê-ta () trước khi về trạng thái bền. Các nhân
con cháu được tạo ra thường là ở trạng thái kích thích và phát ra một hay nhiều tia
gamma trước khi trở về trạng thái bền. Đo các tia gamma này bằng các hệ phổ kế

gamma, chúng ta sẽ thu được những thông tin cần thiết để xác định hàm lượng của
những nguyên tố trong mẫu chiếu xạ. Sơ đồ phân rã của các nhân phóng xạ sắp xếp
từ đơn giản đến phức tạp. Một sơ đồ đơn giản được minh họa bằng phân rã của 28Al
(T1/2=2,24 phút), nó được tạo ra bởi việc chiếu xạ đồng vị 27Al. Nhân 28Al phân rã -

Hình 2 Sơ đồ phân rã và phát tia gamma của 28Al
4


để về mức kích thích 1779keV của nhân con là 28Si.
Trong trường hợp này, việc dịch chuyển từ trạng thái kích thích về trạng thái
bền nhân 28Si luôn luôn phát ra một tia gamma có năng lượng 1779 keV với hiệu
suất phát là 100%. Những sơ đồ phân rã của các nhân phóng xạ khác là phức tạp
hơn nhiều.
Có nhiều kỹ thuật để rút ra các thông tin về định tính và định lượng từ phổ
gamma. Từ một phổ gamma thu được, nhiệm vụ trước tiên là nhận diện các hạt
nhân tương ứng với các đỉnh năng lượng khác nhau (định tính) và nhiệm vụ thứ hai
là xác định diện tích của các đỉnh năng lượng đó (định lượng). Việc nhận diện đỉnh
có thể được thực hiện với sự trợ giúp của các tài liệu liên quan như sơ đồ phân rã,
bảng liệt kê năng lượng gamma và tỉ số rẽ nhánh. Đối với hầu hết các đỉnh, diện
tích đỉnh (hay còn gọi là tín hiệu) có thể được xác định bằng việc lấy số đếm tổng
cộng dưới vùng đỉnh và trừ đi số đếm phông.
1.1.3

Phân tích kích hoạt neutron dùng lò phản ứng

Mặc dù có nhiều loại nguồn neutron (lò phản ứng, máy gia tốc, nguồn đồng
vị,v.v…) được sử dụng trong kỹ thuật NAA, nhưng các lò phản ứng hạt nhân với
dòng neutron có thông lượng cao từ sự phân hạch của uranium cho độ nhạy có thể
cao nhất với hầu hết các nguyên tố. Các loại lò phản ứng khác nhau và những vị trí

khác nhau trong một lò phản ứng có thể thay đổi đáng kể phân bố năng lượng và
thông lượng neutron.

Hình 3 Phổ năng lượng neutron đặc trưng từ một lò phản ứng hạt nhân
5


Các neutron lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu là
các neutron nhanh hay còn gọi là neutron phân hạch, sau đó các neutron này bị mất
dần năng lượng do va chạm với vật liệu xung quanh và cuối cùng bị nhiệt hóa.
Neutron sinh ra trong lò phản ứng có năng lượng từ 0 đến 20 MeV, trong
khoảng năng lượng này tính chất tương tác của neutron với vật chất là khác nhau
đối với các miền năng lượng khác nhau. Vì vậy, phân bố thông lượng neutron lò
phản ứng có thể chia thành 3 vùng theo năng lượng của neutron, bao gồm vùng
neutron nhiệt, vùng neutron trên nhiệt và vùng neutron nhanh hay phân hạch.
 Neutron nhiệt có năng lượng En trong khoảng 0 < En ≤ 0,5 eV:
Mật độ neutron nhiệt phụ thuộc vào năng lượng theo quy luật Maxwell–
Boltzmann:
n( E ) 

2 n

 kT 

3

e

E

kT

E

(1)

2

Trong đó:


+) n: là mật độ neutron toàn phần: n   n( E )dE
0

+) k: là hằng số Boltzmann: k = 8,61× 10-5 eV/K.
+) ở T = 293,6 K thì v = 2200 m/sec. Năng lượng neutron nhiệt ET = 0,0253
eV.
 Neutron trên nhiệt có năng lượng En trong khoảng 0,5 eV < En ≤ 500
keV:
Ở vùng này tiết diện tương tác của neutron với vật chất có dạng cộng hưởng.
Trường hợp lý tưởng, phân bố thông lượng neutron trên nhiệt tỷ lệ nghịch với năng
lượng neutron:
e ( E ) 

e
E

(2a)

Trong đó:

+)  e ( E ) là thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E;
+) e là thông lượng neutron trên nhiệt qui ước.
Thực tế sự phụ thuộc này được biểu diễn gần đúng như sau:
6


e ( E ) 

e
(1eV )
E1

(2b)

Trong đó: α là hệ số độc lập với năng lượng, biểu diễn độ lệch khỏi quy luật
1/E, có giá trị trong khoảng [-1; 1] tùy theo cấu hình, vị trí lò phản ứng và vật liệu
xung quanh).
 Neutron nhanh có năng lượng En trong khoảng 500 keV < En ≤ 20 MeV:
Phân bố neutron nhanh có cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bởi phân bố
Watt:
 f ( E )  0, 484 f e E sinh 2 E

(3)

Trong đó:
+) E là năng lượng neutron (tính bằng MeV);
+)  f ( E ) là thông lượng neutron nhanh ở năng lượng E;
+)  f là thông lượng neutron nhanh.
Khi đặt hạt nhân trong trường neutron, số phản ứng xảy ra trong một giây R
gọi là tốc độ phản ứng được cho bởi:





0

0

R =  σ(v) (v)dv =  σ(E) (E)dE

(4)

Trong đó:
+) σ(v): Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc v [đơn vị cm2];
+) σ(E): Tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E;
+) φ’(v): Thông lượng neutron ở vận tốc v;
+) φ/(v) = n’(v)v , với n’(v) là mật độ neutron ở vận tốc v;
+) φ’(E): Thông lượng neutron ở năng lượng neutron E.
Khi kết hợp việc kích hoạt trên lò phản ứng với việc đo phổ gamma sau khi
chiếu bằng hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn, ta có mối quan hệ giữa tốc độ
phản ứng (R) và số đếm ghi được (Np) của đỉnh gamma quan tâm như sau:
R

N p / tc

(5)

S .D.C.N . . p

7

Trong đó:
+) N 

w
M

N A : số hạt nhân;

+) NA: số Avogadro (NA  6,023 × 1023 mol-1);
+) θ: độ phổ biến đồng vị (%);
+) w : khối lượng nguyên tố được chiếu (g);
+) Np: diện tích đỉnh gamma;
+) tc: thời gian đo;
ln 2
với ti: thời gian chiếu; T1/2: chu kì
T1/ 2

+) S: hệ số bão hòa ( S  1  et ;  
i

bán hủy);
+) D: hệ số rã ( D  e t với td là thời gian rã);
d

+) C: hệ số đo ( C 

1  e   td
);

 tc

+) εp: hiệu suất ghi đỉnh (%);
+) γ: cường độ gamma tuyệt đối;
+) M: khối lượng nguyên tử (g.mol-1);
Thay N vào phương trình (5) ta có:
N p / tc
R

SDCw
N A  p  / M

(6)

Trong điều kiện nhân phóng xạ được hình thành trực tiếp bởi phản ứng (n,),
và giả sử không có hiệu ứng đốt cháy.
Tốc độ phản ứng R, theo quy ước Hogdahl, được mô tả gồm hai thành phần
được kích hoạt bởi các neutron nhiệt và trên nhiệt tương ứng. Trong đó tích phân
thứ nhất biểu diễn cho phần dưới Cadmi và tích phân thứ hai biểu diễn cho phần
trên nhiệt:

8


ECd

R    ( E ) ( E )dE    ( E ) ( E )dE
0
ECd

(7)

Trong đó:
+) (E): tiết diện phản ứng gây bởi neutron ở năng lượng E.
+) (E): thông lượng neutron ở năng lượng E.
+) ECd: năng lượng cắt Cd (ECd = 0,55 eV), cho các hạt nhân có dạng hàm tiết
diện lên đến ~ 1,5 eV được chiếu ở tâm của một hộp Cd (Cadmium) chuẩn có bề
dày 1 mm với tỷ số độ cao/đường kính = 2.
Việc thay thế tích phân


  ( E ) ( E )dE bằng một biểu thức đơn giản có dạng
ECd

e I 0 ( ) , trong đó I 0 ( ) là tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron

trên nhiệt không tuân theo quy luật 1/E. Một cách gần đúng, e ( E ) ~ 1 / E1 , nghĩa
là e ( E )  (1eV ) / E1 , ở đây 1eV biểu diễn cho năng lượng tham khảo. Hệ số 
độc lập với năng lượng neutron – được xem như một thông số phổ neutron – biểu
diễn cho độ lệch phân bố neutron trên nhiệt khỏi quy luật 1/E. I 0 ( ) được viết:
  ( E )dE
I 0 ( )  
(1eV )
1
ECd E

(8)

Tốc độ phản ứng R có thể được viết lại như sau:
R  Gth .th . 0  Ge .e . I 0 ( )

(9)

Trong đó:
+) th và e: thông lượng neutron nhiệt và neutron trên nhiệt.
+) 0 và I0: tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng.
+) Gth và Ge: hệ số hiệu chính tự che chắn của neutron nhiệt và neutron trên
nhiệt.
1.1.4

Tính thông lượng neutron nhiệt

Hoạt độ của mẫu tại thời điểm kết thúc chiếu xạ liên hệ với tốc độ phản ứng
như sau:



A  R 1  e  t1



9

(10)


Mặt khác, hoạt độ trên còn có thể được xác định bằng hệ phổ kế theo phương
trình dưới đây:
A

Cf c 

  I e

  t2

(11)

1  e 
  t3

Trong đó,
C là số đếm của đỉnh gamma quan tâm;
t1, t2 và t3 là thời gian chiếu, thời gian rã và thời gian đo;
λ là hằng số phân rã của hạt nhân hợp phần;
εγ là hiệu suất ghi của detector;
Iγ là cường độ phát gamma của hạt nhân quan tâm;
fc là hệ số hiệu chỉnh cho những ảnh hưởng của tán xạ và tự che chắn neutron
của mẫu chiếu;
Từ các phương trình (9, 10 và 11), thông lượng neutron nhiệt của mẫu đã
kích hoạt có thể được xác định theo phương trình:


Cf c 

  I N 0 1  e  t  e  t 1  e  t
1

2

3



(12)

1.2 Phantom nước và tính suất liều nitơ
Trong xạ trị, phantom nước thường được sử dụng để nghiên cứu sự ảnh
hưởng của các loại bức xạ đối với cơ thể sống, vì phantom nước có sự tương đồng
tốt với các mô của cơ thể sống. Đồng thời phantom nước dễ dàng chuẩn bị và tiết
kiệm chi phí. Hình 4 chỉ ra sự phù hợp khá tốt giữa nước và các mô của cơ thể sống

Hình 4 Đường cong thể hiện sự phụ thuộc của Neutron kerma vào
năng lượng của neutron đối với nước và mô
10


đối với sự ảnh hưởng do bức xạ neutron gây ra.
Liều neutron nhiệt Dp sinh ra từ phản ứng 14N(n, p)14C, hầu hết các neutron
đến từ neutron nhiệt trong phản ứng hạt nhân. Năng lượng giải phóng được hấp thụ
tại chỗ gọi là liều hấp thụ hay còn được gọi là liều neutron nhiệt (hay liều proton).

Hình 5 Mô hình phản ứng giữa neutron nhiệt và nitơ
14
7

N  01n  146 C  11H  0.63MeV

Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của 14N là (1,7barn) và năng lượng của phản
ứng là 0,63 MeV tồn tại dưới dạng động năng của hạt nhân 14C và p. Động năng của

hai hạt này gây ra cho môi trường (mô) chứa chúng một suất liều hấp thụ. Suất liều
neutron nhiệt được tính theo công thức.
𝐷̇ = 1,6 × 10−10 . 𝜎𝑁 . 𝑄. 𝑁𝑁 . ∅𝑡ℎ

(13)

Trong đó:

th : Thông lượng neutron nhiệt (n/cm2/s);
N N : Số nguyên tử Nitơ có trong 1kg mô (1,491024nguyên tử/kg);

σ N : Tiết diện hấp thụ neutron nhiệt của Nitơ (1,8110-24cm2);

Q : Năng lượng giải phóng từ phản ứng (0,63 MeV).
1.3 Hiệu chuẩn hệ phổ kế gamma
1.3.1 Giới thiệu
Hiệu chuẩn (calibration) hệ phổ kế gamma bao gồm việc chuẩn năng lượng
là tìm mối quan hệ giữa số kênh và năng lượng, chuẩn độ rộng đỉnh là xác định sự
thăng giáng của độ rộng đỉnh theo năng lượng, và cuối cùng quan trọng nhất là
chuẩn hiệu suất ghi của detector. Chuẩn hiệu suất ghi của detector là tìm mối quan

11


hệ giữa số đếm mà hệ phổ kế ghi nhận được với tốc độ phát tia gamma từ nguồn
phóng xạ chuẩn (thường là nguồn điểm) theo cấu hình đo thực tế. Hình 6 trình bày
sơ đồ khối của một hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn.

Hình 6 Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe
1.3.2

Chuẩn năng lượng và độ rộng đỉnh

Mục đích của việc chuẩn năng lượng là tìm ra mối quan hệ giữa vị trí đỉnh có
trong phổ và năng lượng gamma tương ứng, công việc này thường được tiến hành
trước khi đo phổ gamma. Chuẩn năng lượng được tiến hành bằng cách đo phổ
gamma của một số nguồn phát gamma đã biết chính xác năng lượng sau đó thiết lập
mối quan hệ giữa năng lượng và vị trí đỉnh.
Việc chuẩn năng lượng được tiến hành trên máy tính hệ của phổ kế nhờ phần
mềm thu nhận và xử lý phổ như sau:
+ Đo phổ gamma của mẫu chuẩn từ đó có được phổ gamma có các đỉnh năng
lượng của nguyên tố cần đo.
+ Định chuẩn năng lượng bằng phương pháp làm khớp các hệ số A, B, C của
hàm biểu diễn phụ thuộc vào năng lượng theo kênh.
Hàm bậc nhất biểu diễn sự phụ thuộc năng lượng theo kênh thường có dạng:
E (keV) = A + B x Ch

(14)

Hoặc tốt hơn nên dùng một hàm bậc hai:
E(keV) = A + B x Ch+ C x Ch2

(15)

Trong đó A, B và C là các hệ số của hàm chuẩn năng lượng theo phương
trình đường thẳng (14) hay đường bậc hai (15), Ch là vị trí kênh. Ngày nay hầu hết
các phần mềm máy tính gắn với các hệ phổ kế gamma đều có thể thực hiện việc
chuẩn năng lượng một cách tự động, nghĩa là tính các hệ số.A, B và C. Khi chuẩn
năng lượng, người sử dụng chĩ việc đặt nguồn chuẩn gamma lên hệ đo, sau khi đủ
12

số đếm thống kê, đánh dâu đĩnh trên phổ và nhập các giá trị năng lượng tương ứng
cho từng đỉnh, chương trình sẽ tự động tính các hệ số ứng với phương trình bậc nhất
hay bậc hai theo tùy chọn rồi lưu trong bộ nhớ để áp dụng cho các phổ đo sau đó.
Độ phù hợp của các phương trình (14) và (15) phụ thuộc vào độ tuyến tính
tích phân của hệ phổ kế, ví dụ khuếch đại phổ kế có độ tuyến tính tích phân là
0,05% và ADC là 0,02%. Điều này ngụ ý rằng nếu chúng ta dùng chuẩn năng lượng
tuyến tính cho phổ từ 0 đến 2000 keV thì sai số năng lượng cực đại sẽ là 1 keV. Độ
tuyến tính của các ADC hiện đại có sai số năng lượng nhỏ hơn 0,3 keV, cho bất kỳ
ứng dụng nào của NAA.
.
Độ rộng đỉnh thường được biểu diễn bằng độ rộng ở nửa chiều cao của đỉnh
(FWHM) là một hàm phụ thuộc năng lượng. Độ rộng này phụ thuộc vào nhiều
thăng giáng thống kê của quá trình thu góp và truyền tín hiệu từ detector đến hệ
thống MCA. Xác định chính xác độ rộng đỉnh đặt nền tảng cho việc xác định diện
tích đỉnh và quá trình làm khớp đỉnh (fitting). Một số phần mềm xử lý phổ gamma
đòi hỏi đưa vào chuẩn độ rộng đỉnh trước Môt mối quan hệ tuyến tính giữa độ rộng
w và năng lượng E được biểu diễn:
w = aE1/2 + bE + C

(16)

Trong đó a, b và c là các hằng số thực nghiệm. Hoặc theo Debertm and
Helmer gợi ý mối quan hệ như sau:
w = (a + bE)1/2

(17)

Nếu các đỉnh có dạng phân bố Gauss, việc đánh giá độ rộng đỉnh có thể được

viết:
FWHM = 0.939 X A/(CT - C0)

(18)

Trong đó A là diện tích đỉnh, CT là độ cao đỉnh và C0 là background. Quy
trình chuẩn độ rộng đỉnh tương tự như chuẩn năng lượng nên thường hai quy trình
này được thực hiện đồng thời.
1.3.3

Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối

Chuẩn hiệu suất là trong thực tế điều cần xác định là đặc trưng của tia
gamma cũng như đặc trưng các nguồn quan tâm. Các đặc trưng này có thể là năng
lượng tia gamma hay hoạt độ của của nguồn, trong khi đó cái mà thu được chỉ là số
đếm ghi nhận được từ đầu dò. Có thể suy ngược từ các số đếm này thì hoạt độ
nguồn cần phải biết hiệu suất của đầu dò.
13


Dựa vào bảng số liệu thu được ở trên dùng phương pháp khớp bình phương
tối thiểu để xây dựng đường chuẩn năng lượng. Do detector HPGe có độ tuyến tính
cao giữa năng lượng tia gamma và biên độ xung tròn thường để khớp bậc nhất.
Hiệu suất ghi tuyệt đối tại đỉnh năng lượng E được tính theo biểu thức sau:
𝜀𝑝 =

𝐶𝑃𝑆

(19)

𝐴.𝛾.𝐷.𝐶

Ở đây,

.

CPS là số đếm trên giây của đỉnh 𝛾 quan tâm,
A là hoạt độ của nguồn điểm ởthời điểm sản xuât (Bq),
𝛾 là cường độ 𝛾 tuyệt đối,
D là hệ số rã, = 𝑒 −𝜆𝑡 d, với td là thời gian rã;
C là hệ số đo, = [1 - 𝑒 −𝜆𝑡 d]/𝜆tc hiệu chính cho sự phân rã trong khi đo;
tc là thời gian đo.
Sai số tính hiệu suất được xác định như sau:
𝑑𝜀 = √(𝑑𝐴)2 + (𝑑𝑁)2

(20)

Ở đây dA - sai số hoạt độ nguồn, dN - sai sô diện tích đỉnh.
Khi xác định hiệu suất ghi cần chú ý là các số liệu hạt nhân của nguồn nên
đượcbảo đầm có nguồn gốc tín cậy và cập nhật, và một số yếu tố có thể đóng góp
đến sai số hiệu suất là sự khác nhau về độ cao nguồn, mật độ, v.v..v
1.4 Kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt được xây dựng vào những năm 1960 trải qua
nhiều lần nâng cấp hiện nay lò đang hoạt động với công suất danh định là 500 kWt
bằng nhiên liệu loại VVR-M2 với độ làm giàu thấp 19,75% U-235. Chất làm chậm
và chất tải nhiệt bằng nước thường (H2O) với cơ chế làm nguội vùng hoạt bằng đối
lưu tự nhiên. Chất phản xạ quanh vùng hoạt là beryllium và graphite. Hiện nay, lò
phản ứng có 9 kênh chiếu mẫu: Bẫy neutron tại trung tâm hoặc vùng hoạt, Mâm
quay, Cột nhiệt, kênh 1-4, kênh 7-1, kênh 13-2, kênh ngang hướng tâm, kênh ngang
tiết tuyến và kênh ngang xuyên tâm. Trong đó, Mâm quay, kênh 7-1, kênh 13-2, Cột

nhiệt được sử dụng cho mục đích kích hoạt neutron và được giới thiệu ở phần dưới
đây.

14


+ Mâm quay: Nằm ở vành phản xạ, có 40 hốc chiếu, là vị trí chiếu ướt dùng
cho các phép chiếu dài (>1 giờ). Vì là kênh ướt nên mẫu được chiếu phải được bao
gói thích hợp vào container chuyên dụng cho việc chiếu mẫu tại Mâm quay.
+ Kênh 7-1 và Kênh 13-2: Là hai kênh khô được nối với hệ chuyển mẫu tự
động khí nén thích hợp cho việc chiếu mẫu trong thời gian từ vài giây đến vài chục
phút.+ Cột nhiệt: là vị trí có độ nhiệt hóa neutron rất lớn, hệ số f trên 200, được kết
nối với hệ chuyển mẫu khí nén dùng cho các phép chiếu dài (>1 giờ).

Hình 7 Vị trí các kênh chiếu mẫu
Cơ sở của chùm neutron phin lọc là dựa trên sự suy giảm cường độ chùm
neutron, tại các năng lượng neutron không mong muốn nhưng vẫn bảo toàn được
cường độ tại đỉnh năng lương quan tâm, khi đi qua vật liệu làm phin lọc có bề dày d
đủ lớn. Khi đó chùm neutron từ lò phản ứng có năng lượng phân bố từ neutron nhiệt
đến neutron nhanh, truyền qua vật liệu có độ dày thích hợp sẽ tương tác với vật liệu
này giống như lọc neutron.
Dòng neutron phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng có đặc trưng cơ
bản: có dạng hình trụ, tổng chiều dài là 153 cm, đường kính trong là 9,4 cm. Ống
đựng phin lọc là một ống bằng nhôm dài 141,8 cm, đường kính ngoài 9 cm, đường
kính trong 8,4 cm. Tại vị trí tiếp giáp giữa mặt đáy trong của hệ dẫn dòng và ống

15


đựng phin lọc được lắp hai vành khuyên Boron-Carbide dày 2 mm x 2, đường kính

ngoài 9,35 cm, đường kính trong 6,5 cm và một vành trụ bằng chì dày 5 cm, đường
kính ngoài 9,35 cm đường kính trong 6,5 cm.
Các vành boron-carbide và chì này có chức năng giảm thiểu được suất liều
bức xạ neutron và gamma qua các khe hở giữa ống đựng phin lọc và hệ dẫn dòng,
từ đó giảm thiểu được phông bức xạ và khối lượng vật liệu che chắn bên ngoài kênh
2, ngoài ra chúng còn có tác dụng hạn chế sự kích hoạt neutron đối với ống đựng
phin lọc và các vỏ bọc phin lọc neutron. Các nguyên tắc của dòng neutron phin lọc
là sử dụng vật liệu đơn tinh thể có mặt cắt ngang để hấp thụ neutron nhiệt thấp. Do
đó, khi thông lượng neutron từ lò phản ứng hạt nhân xuất hiện trong khu vực này,
chỉ neutron nhiệt có khả năng đi qua các vật liệu tinh thể.
Do vậy ưu điểm của kênh ngang số 2: Suất liều neutron và gamma bên ngoài
kênh (<10μSv/h), thông lượng neutron ở lối ra ≥ 106 n/cm2/s và chùm neutron phin
lọc trên cơ sở các kênh neutron nằm ngang từ lò phản ứng có ưu điểm là cho phép
người sử dụng nhận được dòng neutron đơn năng và có cường độ tương đối cao so
với nhiều kỹ thuật khác. Ngoài ra, các dòng neutron phin lọc từ lò phản ứng còn có
phông gamma thấp và được chuẩn trực rất tốt (đường kính của chùm cỡ 4-40 mm).
Có độ phân giải năng lượng cao, nền phông gamma thấp và được chuẩn trực rất tốt
(đường kính của dòng cỡ 4 - 40 mm), diện tích mặt cắt ngang của thông lượng
neutron là 3 cm, giảm che chắn bức xạ phức tạp bên ngoài kênh 3 cm và cơ chế dễ
dàng tháo rời.

16