Khảo sát các đặc trưng phổ Neutron tại kênh nhanh nguồn Am – Be

LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU Asp : Hoạt độ riêng của nguyên tố phân tích, phân rã.s–1.g–1 Asp* : Hoạt độ riêng của nguyên tố chuẩn, phân rã.s–1.g–1 b : Đơn vị tiết diện hạt nhân C : Hệ số hiệu c

LÊ THỊ THANH TUYỀN

KHẢO SÁT CÁC ĐẶC TRƯNG PHỔ NEUTRON TẠI KÊNH

Lý – Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên Với sự tận tình chỉ dạy và hướng dẫn của quí Thầy Cô, cùng sự động viên, giúp đỡ của gia đình, bạn bè và đồng nghiệp Bên cạnh những nỗ lực và cố gắng của bản thân đến nay tôi đã hoàn thành luận văn tốt nghiệp thạc sĩ của mình

Để đạt được thành quả như hôm nay trước hết tôi xin chân thành cảm ơn đến quí thầy cô trường Đại học Khoa Học Tự Nhiên Thành phố Hồ Chí Minh, đặc biệt là những thầy cô đã tận tình dạy bảo cho tôi suốt thời gian học tập tại trường

Đặc biệt tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến Tiến sĩ Huỳnh Trúc Phương, người

đã dành rất nhiều thời gian và tâm huyết tận tình hướng dẫn nghiên cứu và giúp đỡ tôi trong suốt quá tình hoàn thành luận văn tốt nghiệp

Nhân đây, tôi cũng xin cảm ơn gia đình, bạn bè, đồng nghiệp và đặc biệt là các bạn học viên cao học khóa 20 đã luôn ủng hộ, động viên, giúp đỡ tôi trong quá trình học tập và thực hiện luận văn này

Mặc dù tôi đã có nhiều cố gắng hoàn thiện luận văn bằng tất cả sự nhiệt tình và năng lực của mình, tuy nhiên không thể tránh khỏi những thiếu sót, rất mong nhận được những đóng góp quí báu của quí thầy cô và các bạn

TP Hồ Chí Minh, tháng 9 năm 2012

Học viên

Lê Thị Thanh Tuyền

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ v 

MỞ ĐẦU 1 

CHƯƠNG 1_TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON  1.1 Giới thiệu 3 

1.2 Nguyên lý của phương pháp phân tích kích hoạt 3 

1.2.1 Các nguồn neutron dùng trong phân tích kích hoạt neutron 4 

1.2.1.1 Nguồn neutron đồng vị 5 

1.2.1.2 Máy phát neutron 6 

1.2.1.3 Lò phản ứng hạt nhân 6 

1.2.2 Tốc độ phản ứng 7 

1.2.3 Hàm tiết diện phản ứng 8 

1.2.4 Thông lượng neutron 8 

1.2.4.1 Đặc điểm của neutron nhanh hay là neutron phân hạch 8 

1.2.4.2 Đặc điểm của neutron trung gian hay neutron trên nhiệt 9 

1.2.4.3 Đặc điểm của neutron nhiệt 9 

1.3 Phương trình kích hoạt 11 

1.4 Những phương pháp chuẩn hóa 12 

1.4.1 Phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối 12 

1.4.2 Phương pháp chuẩn hóa tương đối 13 

1.4.3 Phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố 14 

1.4.4 Phương pháp chuẩn hóa k0 14 

1.5.2 Các hệ số trong phương trình cơ bản của phương pháp k0 – INAA 16 

1.5.2.1 Hệ số k0 16 

1.5.2.2 Hệ số f 17 

1.5.2.3 Hệ số Q ( )0 α 18 

1.5.2.4 Thông số Er 19 

1.5.2.5 Hệ số α 19 

1.5.2.6 Hiệu suất ghi của hệ phổ kế εp 20 

1.5.2.7 Hệ số tự che chắn neutron nhiệt Gth và trên nhiệt Ge 20 

1.5.3 Độ chính xác của phương pháp k0 – INAA 21 

1.6 Kết luận chương 1 22 

CHƯƠNG 2_CÁC PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH THÔNG SỐ PHỔ NEUTRON  2.1 Các bước phân tích mẫu bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron 23 

2.1.1 Thiết bị và vật liệu 23 

2.1.2 Chuẩn bị mẫu 23 

2.1.3 Việc lựa chọn các yếu tố cần thiết cho phân tích kích hoạt neutron 23 

2.1.4 Chiếu mẫu 24 

2.1.5 Đo phổ gamma 25 

2.1.6 Xử lý phổ gamma 26 

2.2 Phương pháp thực nghiệm xác định thông lượng neuton 27 

2.2.1 Phương pháp thực nghiệm xác định thông lượng neutron chậm φs 27 

2.2.2 Phương pháp thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhanh φf 28 

2.3.2   Phương pháp tỉ số cadmi cho đa lá dò 30 

2.3.3 Phương pháp đa lá dò chiếu trần 32 

2.4 Phương pháp thực nghiệm xác định hệ số f 34 

2.4.1 Phương pháp tỉ số cadmi 34 

2.4.2 Phương pháp ba lá dò chiếu trần 34 

2.5 Xác định chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt và nhiệt độ neutron 34 

2.5.1 Xác định chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt r( ) T / Tα n 0 34 

2.5.2 Thực nghiệm xác định nhiệt độ neutron Tn 36 

2.6 Kết luận chương 2 37 

CHƯƠNG 3_KHẢO SÁT CÁC ĐẶC TRƯNG PHỔ NEUTRON TẠI KÊNH NHANH NGUỒN Am – Be  3.1 Nguồn neutron 38 

3.2 Thực nghiệm xác định hệ số α và tỉ số f 40 

3.2.1 Phương pháp tỉ số cadmi cho đa lá dò 40 

3.2.1.1 Thực nghiệm với cặp monitor 197Au và 98Mo 42 

3.2.1.2 Thực nghiệm với cặp monitor 197Au và 55Mn 44 

3.2.2 Phương pháp ba lá dò chiếu trần 47 

3.2.2.1 Thực nghiệm với monitor 197Au – 96Zr – 94Zr 48 

3.2.2.2 Thực nghiệm với monitor Au – In – Mo 49 

3.3 Thực nghiệm xác định thông lượng neutron tại kênh nhanh 51 

3.3.1 Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhanh tại kênh nhanh 51 

3.3.2 Thực nghiệm xác định thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh 54 

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 59  TÀI LIỆU THAM KHẢO 61  PHỤ LỤC 63 

LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU

Asp : Hoạt độ riêng của nguyên tố phân tích, (phân rã.s–1.g–1)

Asp* : Hoạt độ riêng của nguyên tố chuẩn, (phân rã.s–1.g–1)

b : Đơn vị tiết diện hạt nhân

C : Hệ số hiệu chỉnh thời gian đo đếm [= (1-e-λtm)/λtm]

D : Hệ số hiệu chỉnh thời gian phân rã [= e-λtd]

E : Năng lượng neutron

ECd : Năng lượng ngưỡng cadmi, (ECd = 0,55 eV)

Eγ : Năng lượng tia gamma

r

E : Năng lượng cộng hưởng hiệu dụng trung bình

f : Tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt

FCd : Hệ số hiệu chỉnh cho độ truyền qua Cd của neutron nhiệt

Ge : Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron trên nhiệt

Gth : Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt

HPGe : Detedtor germanium siêu tinh khuyết

INAA : Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ

I0 : Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt

trong trường hợp lý tưởng 1/E

I0(α) : Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt

không tuân theo quy luật 1/E, (cm2)

M : Khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia, (g.mol–1)

Np : Số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần

Np/tm : Tốc độ xung đo được của đỉnh tia γ quan tâm đã hiệu chỉnh cho thời gian chết

và các hiệu ứng ngẫu nhiên cũng như trùng phùng thật, (s–1)

n(v) : Mật độ neutron ở vận tốc neutron v

Q0 : Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện ở vận tốc neutron 2200 m.s–1

Q0(α) : Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện đối với phổ neutron trên

nhiệt

ti : Thời gian chiếu

tm : Thời gian đo

T1/2 : Chu kì bán rã

w : khối lượng mẫu

W : khối lượng nguyên tố

α : Hệ số độ lệch phổ neutron trên nhiệt

γ : Xác suất phát tia gamma cần đo

εp : Hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng tia gamma

θ : Độ phổ cập đồng vị

λ : Hằng số phân rã

σ0 : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron 2200 m.s–1, (cm2)

σ(v) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron v, (cm2)

σ(E) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E, (cm2)

φf : Thông luợng neutron nhanh, (n.cm–2.s–1)

φs : Thông luợng neutron chậm, (n.cm–2.s–1)

φe : Thông luợng neutron trên nhiệt, (n.cm–2.s–1)

φth : Thông lượng neutron nhiệt, (n.cm–2.s–1)

φ(v) : Thông lượng neutron ở vận tốc v, (n.cm–2s–1); φ(v) = n(v).v

φ(E) : Thông lượng neutron ở năng lượng E, (n.cm–2s–1)

DANH MỤC BẢNG BIỂU

Bảng 1.1 Những nguồn neutron đồng vị 5

Bảng 1.2 Sai số ước lượng của phương pháp k0 – INAA 22

Bảng 2.1 Các monitor kích hoạt và các dữ liệu hạt nhân được dùng trong phương pháp “tỉ số Cd cho đa lá dò” cho việc xác định hệ số α 31

Bảng 2.2 Số liệu hạt nhân dùng để tính chỉ số thay đổi phổ r( ) T / T 34 α n 0 Bảng 2.3 Số liệu hạt nhân dùng để tính nhiệt độ neutron Tn 36

Bảng 3.1 Khối lượng các mẫu Au và Mo dùng cho thực nghiệm 42

Bảng 3.2 Phản ứng hạt nhân và các đặc trưng quan tâm của mẫu Au và Mo 43

Bảng 3.3 Các số liệu thực nghiệm của các monitor Au và Mo 43

Bảng 3.4 Hoạt độ riêng và tỉ số cadmi của các monitor Au và Mo 44

Bảng 3.5 Thông số cộng hưởng của các monitor Au và Mo 44

Bảng 3.6 Thông số phổ neutron nhiệt tại kênh nhanh của nguồn Am-Be 44

Bảng 3.7 Khối lượng các mẫu Au và Mn dùng cho thực nghiệm 45

Bảng 3.8 Phản ứng hạt nhân và các đặc trưng quan tâm của mẫu Au và Mn 45

Bảng 3.9 Các số liệu thực nghiệm của các monitor Au và Mn 46

Bảng 3.10 Hoạt độ riêng và tỉ số cadmi của các monitor Au và Mn 46

Bảng 3.11 Thông số cộng hưởng của các monitor Au và Mn 46

Bảng 3.12 Thông số phổ neutron nhiệt tại kênh nhanh của nguồn Am-Be 47

Bảng 3.13 Khối lượng của các mẫu 197Au – 96Zr – 94Zr cho việc xác định α và f 48

Bảng 3.14 Các thông số hạt nhân của các mẫu 197Au – 96Zr – 94Zr 48

Bảng 3.15 Các số liệu thực nghiệm của các mẫu 197Au – 96Zr – 94Zr 49

Bảng 3.16 Hệ số α và tỉ số f được xác định với các mẫu 197Au – 96Zr – 94Zr 49

Bảng 3.17 Khối lượng của các mẫu Au – In – Mo cho việc xác định α và f 50

Bảng 3.18 Các thông số hạt nhân của các mẫu Au – In – Mo 50

Bảng 3.19 Các số liệu thực nghiệm của các mẫu Au – In – Mo 50

Bảng 3.20 Hệ số α và tỉ số f được xác định với các mẫu Au-In-Mo 51

Bảng 3.21 Dữ liệu phản ứng hạt nhân và diện tích đỉnh năng lượng 52

Bảng 3.22 Thông lượng neutron nhanh của nguồn Am-Be 53

Bảng 3.23 Dữ liệu phản ứng hạt nhân và diện tích đỉnh năng lượng 54

Bảng 3.24 Thông lượng neutron chậm tại kênh nhanh 55

Bảng 3.25 Thông lượng neutron nhiệt và neutron trên nhiệt của nguồn Am-Be 57

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1.1 Sơ đồ phản ứng hạt nhân với neutron 4

Hình 1.2 Thông lượng neutron biểu biễn theo năng lượng neutron 10

Hình 2.1 Phổ neutron trên nhiệt Φ, ~ 1/ 28

Hình 3.1 Cấu hình nguồn neutron Am-Be tại bộ môn Vật lý hạt nhân 39

Hình 3.2 Hệ phân tích kích hoạt MTA-1527 39

Hình 3.3 Hệ phổ kế gamma với detector HPGe 40

Hình 3.4 Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Al-KG 52

Hình 3.5 Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Au-In 55

MỞ ĐẦU

Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ (INAA) là một trong những kỹ thuật phân tích hạt nhân được dùng để phân tích hàm lượng nguyên tố trong vật chất Trong kỹ thuật này mẫu được chiếu bằng các neutron để chuyển các hạt nhân bền thành hạt nhân phóng xạ, sau đó hoạt độ phóng xạ của hạt nhân này được đo bằng các detector ghi bức

xạ Kỹ thuật INAA thích hợp cho cả hai yêu cầu định tính và định lượng của phân tích

đa nguyên tố trong nhiều mẫu khác nhau

Sự ra đời và phát triển của các phương pháp phân tích hạt nhân gắn liền với những thành tựu của vật lý và kỹ thuật hạt nhân hiện đại, thật sự đã khẳng định được vị trí cao của mình trong lĩnh vực phân tích Với những ưu điểm như độ nhạy và độ chính xác cao, tốc độ phân tích nhanh, mẫu phân tích không bị phá hủy và có thể tiến hành phân tích đồng thời nhiều nguyên tố, phương pháp phân tích kích hoạt neutron đã trở nên phổ biến

Vào năm 1994, bộ môn Vật lý hạt nhân – Trường Đại học Khoa học tự nhiên

Tp HCM đã xây dựng và hoàn thiện hệ thống phân tích kích hoạt neutron MTA 1527 với nguồn đồng vị 241Am – Be và hoạt độ của mẫu sau khi chiếu neutron được đo trên detector NaI (Tl) hoặc ống đếm Geiger – Muller Cùng với sự phát triển của bộ môn Vật lý hạt nhân, hệ phân tích kích hoạt này đã được phát triển kết hợp với việc đo hoạt

độ phóng xạ của mẫu bằng detector Germanium siêu tinh khiết (HPGe) từ năm 2004

Hệ thống phân tích kích hoạt neutron của bộ môn Vật lí hạt nhân có hai kênh là: kênh neutron nhiệt và kênh neutron nhanh Trong đó, kênh neutron nhiệt đã được khai thác nhiều năm nay và đã đạt được những kết quả nhất định, chẳng hạn như phân tích hàm lượng Al, Na và Mn trong xi măng [3] còn kênh neutron nhanh vẫn chưa được nghiên cứu sử dụng Vì vậy, để đưa vào khai thác sử dụng kênh nhanh dùng cho kích hoạt neutron thì việc xác định các thông số phổ neutron là hết sức cần thiết Dù neutron được chiếu kênh neutron nhanh nhưng vì xung quanh nguồn Am-Be là chất làm chậm

paraffin nên dòng neutron nhanh đã bị làm chậm bởi paraffin và trở thành neutron nhiệt tán xạ vào kênh nhanh Do đó ta chỉ có thể nghiên cứu các thông số phổ của neutron nhiệt nhưng được chiếu tại kênh nhanh

Xác định hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt (hệ số α) và tỉ số thông lượng neutron nhiệt/trên nhiệt (hệ số f) đã được nghiên cứu và thực hiện trong đề tài gần đây nhất tại bộ môn vật lý hạt nhân – Trường Đại học Khoa học tự nhiên Tp HCM tại kênh nhiệt nguồn Am – Be [3] Mục đích của khóa luận này là tiếp tục mở rộng trong việc xác định thông lượng neutron nhanh, thông lượng neutron nhiệt, trên nhiệt, hệ số α và

tỉ số f tại kênh nhanh của nguồn Am – Be tại bộ môn vật lý hạt nhân – Trường Đại học Khoa học tự nhiên

Với mục đích trên luận văn được thực hiện trong 3 chương:

Chương 1: Tổng quan phân tích kích hoạt neutron

Chương 2: Các phương pháp thực nghiệm xác định thông số phổ neutron Chương 3: Khảo sát các đặc trưng phổ neutron tại kênh nhanh nguồn Am-Be

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ

TÀI LIỆU THAM KHẢO

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON

1.1 Giới thiệu

Phân tích kích hoạt neutron (NAA) là một phương pháp định tính và định lượng

có hiệu quả cao trong việc xác định nguyên tố thành phần và các nguyên tố vết trong các loại mẫu khác nhau

Trong NAA, những mẫu được kích hoạt bởi neutron Trong quá trình chiếu xạ, các đồng vị bền ở dạng tự nhiên của các nguyên tố được chuyển thành những đồng vị phóng xạ bởi sự bắt neutron Sau đó hạt nhân phóng xạ theo những chu kì khác nhau 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 luợng liên kết của neutron với hạt nhân Hầu hết các hạt nhân hợp phần đều có khuynh hướng trở về trạng thái cân bằng bằng cách phát tia gamma tức thời đặc trưng Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia gamma trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời ở trên 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 xác định sự có mặt của nguyên tố

có trong mẫu hay còn gọi là phép định tính, và diện tích của đỉnh cho phép ta định lượng nguyên tố đó

1.2 Nguyên lý của phương pháp phân tích kích hoạt

Trong phân tích kích hoạt, những mẫu được kích hoạt bởi neutron Trong quá trình chiếu xạ, các đồng vị bền ở dạng tự nhiên của các nguyên tố được chuyển thành những đồng vị phóng xạ bởi sự bắt neutron Các đồng vị phóng xạ này được phân biệt dựa trên những tính chất bức xạ khác nhau hay dựa vào các hoạt tính phóng xạ đặc

trưng của chúng như loại bức xạ, năng lượng bức xạ, thời gian bán rã Đây là cơ sở cho việc nhận diện nguyên tố (định tính) và xác định hàm lượng nguyên tố dựa trên việc đo lường cường độ của các bức xạ gamma phát ra từ các sản phẩm kích hoạt (định lượng) Quan trọng nhất trong NAA là phản ứng (n,γ) trong đó hạt nhân X (hạt nhân bia) hấp thụ một neutron tạo ra một hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z nhưng

có khối lượng nguyên tử A tăng lên một đơn vị và phát tia gamma đặc trưng, quá trình này được biểu diễn bởi phản ứng:

A : số khối nguyên tố bia

Z : số hiệu nguyên tử của hạt nhân bia

Hình 1.1 Sơ đồ phản ứng hạt nhân với neutron

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

1.2.1 Các nguồn neutron dùng trong phân tích kích hoạt neutron

Nguồn neutron đóng vai trò rất quan trọng trong phân tích kích hoạt neutron Tùy theo yêu cầu và phương pháp phân tích, người ta dùng các nguồn khác nhau Đặc

trưng quan trọng nhất cho nguồn neutron là thông lượng neutron và năng lượng neutron do nó phát ra

1.2.1.2 Máy phát neutron

Nguồn neutron được phát ra từ máy gia tốc Máy gia tốc làm việc dựa trên nguyên tắc: các vật liệu bia bị bắn phá bởi những hạt tích điện được gia tốc và các hạt neutron được sinh ra từ các phản ứng hạt nhân Máy gia tốc thường dùng và có giá trị thương mại thì các hạt deuteron được gia tốc và vật liệu bia là Triti Neutron sinh ra từ phản ứng 3H(d,n)4He Năng lượng của những neutron đơn năng tạo ra là 14 MeV và thông lượng của chúng xấp xỉ 109 neutron.cm-2.s-1

Ưu điểm: tạo ra những neutron đơn năng có năng lượng cao và dòng neutron có thể điều chỉnh được

Nhược điểm: không tạo được neutron nhiệt, thông lượng neutron không ổn định, phụ thuộc mạnh vào khoảng cách từ máy phát đến bia và dao động theo thời gian do đó ảnh hưởng rất lớn đến các phương pháp phân tích phụ thuộc vào thông lượng neutron Ngoài ra, tuổi thọ bia ngắn và chế tạo máy gia tốc khá đắt tiền

1.2.1.3 Lò phản ứng hạt nhân

Các neutron lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch Thông lượng của chúng rất cao 1011 -1012 neutron.cm-2s-1 đối với lò phản ứng bé, 1015- 1012 neutron.cm-2s-1 đốivới lò phản ứng lớn Ban đầu là các neutron nhanh hay còn gọi là neutron phân hạch, sau đó chúng mất dần năng lượng do va chạm với các vật liệu xung quanh và cuối cùng bị nhiệt hóa Nói chung, năng lượng của neutron từ 0 đến 20 MeV Trong khoảng năng lượng này tính chất tương tác của neutron với vật chất khác nhau trong các miền năng lượng khác nhau Vì vậy, người ta chia phổ neutron lò phản ứng làm ba vùng năng lượng sau :

Các neutron nhiệt có năng lượng En trong miền 0 < En ≤ 0,1 eV, tuân theo phân

bố Maxwell – Boltzmann

Các neutron trên nhiệt hay neutron cộng hưởng có năng lượng En trong miền 0,1 eV < En ≤ 100 KeV

Các neutron nhanh hay phân hạch có năng lượng En trong miền 100 keV < En ≤

20 MeV, tuân theo phân bố Watt

1.2.2 Tốc độ phản ứng

Khi đặt hạt nhân trong trường neutron số phản ứng xảy ra trong một giây gọi là

tốc độ phản ứng R và được cho bởi [3]:

σ(v) : tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron v, (cm2);

σ(E) : tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E, (cm2);

φ(v) : thông lượng neutron ở vận tốc v; ϕ(v) n(v).v ; =

với n(v): mật độ neutron ở vận tốc neutron v;

φ(E): thông lượng neutron ở năng lượng E

Theo quy ước Hogdahl tốc độ phản ứng R có thể được viết như sau [3]:

= th φ σ +th 0 e e 0φ α

Trong đó:

φth: thông lượng neutron nhiệt, (n.cm-2.s-1);

φe: thông luợng neutron trên nhiệt, (n.cm-2.s-1);

σ0: tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron 2200 m/s, (cm2);

α

0

I ( ) : tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt

không tuân theo quy luật 1/E, (cm2)

th

G và G lần lượt là hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt e

1.2.3 Hàm tiết diện phản ứng

Sự phụ thuộc của tiết diện của phản ứng gây bởi neutron vào vận tốc v (hay

năng lượng E) gọi là hàm tiết diện ( hay σ(E) ) Hàm tiết diện tỉ lệ nghịch với vận tốc

σ(v) ∼1 / v hay tỉ lệ nghịch với căn bậc hai của năng lượng σ(E) ∼1/ E Nếu biểu 1/2

diễn trên thang logarit với trục tung là logσ(E) và trục hoành là logE, hàm tiết diện sẽ

có dạng tuyến tính với độ dốc bằng -1/2 Ở vùng năng lượng trên một vài eV có một số

đỉnh cộng hưởng xuất hiện Những đỉnh cộng hưởng này được mô tả bằng công thức

Breit – Wigner Chỉ có một ít phản ứng (n,γ) quan tâm trong INAA ở vùng dưới 1,5eV

có hàm tiết diện lệch khỏi quy luật 1/v

1.2.4 Thông lượng neutron

Tiết diện bắt và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng lượng neutron Trong

nghiên cứu hạt nhân thì những phản ứng có thông lượng nguồn neutron lớn bao gồm ba

loại neutron có thể phân loại như sau:

1.2.4.1 Đặc điểm của neutron nhanh hay là neutron phân hạch

Các neutron nhanh được phát ra trong phản ứng phân hạch của 235U Chúng có

năng lượng cỡ 20 MeV Phân bố neutron có cực đại ở 0,7MeV và được mô tả bởi phân

bố Watt Các neutron nhanh trong lò phản ứng sau quá trình làm chậm trở thành

neutron trên nhiệt và neutron nhiệt Tuy nhiên, vì quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên

tồn tại một số neutron nhanh đồng thời với hai loại kia

Biểu thức bán thực nghiệm mô tả phổ neutron nhanh thường có dạng [3]

−

Trong đó: E là năng lượng neutron, φf và φf(E) là thông lượng neutron nhanh

và thông lượng neutron nhanh ở năng lượng E

1.2.4.2 Đặc điểm của neutron trung gian hay neutron trên nhiệt

Tiết diện tương tác của neutron trung gian với vật chất có dạng cộng hưởng Do

đó, các neutron trung gian còn được gọi là các neutron cộng hưởng Một cách lý tưởng,

phân bố thông lượng neutron trên nhiệt tỉ lệ nghịch với năng lượng neutron :

φe(E) là thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E;

φelà thông lượng neutron trên nhiệt quy ước

Nhưng trong thực tế sự phụ thuộc này thường được biểu diễn gần đúng theo dạng [3]:

φ+α α

e(E) 1 (1eV)

Ở đây, α là hệ số không phụ thuộc vào năng lượng, biểu diễn độ lệch khỏi quy

luật 1/E, có giá trị nằm trong khoảng [-1,1] tùy theo nguồn neutron, vị trí chiếu và vật

liệu xung quanh

1.2.4.3 Đặc điểm của neutron nhiệt

Các neutron nhiệt chuyển động trong trạng thái cân bằng nhiệt với các phân tử

môi trường Mật độ neutron nhiệt phụ thuộc vào năng lượng neutron theo quy luật

Maxwell – Boltzmann [3]:

−

π

=π

E/ kT 3/2

2 n

( kT) (1.6) Trong đó:

k = 8,61×10-5 eV/K là hằng số Boltzmann và T là nhiệt độ môi trường Ở nhiệt

độ phòng thí nghiệm T = 293,6 oK thì v = 2200 ms-1 và năng lượng neutron nhiệt bằng

ET = 0,025eV

Hình 1.2 Thông lượng neutron biểu biễn theo năng lượng neutron

Thông lượng neutron nhiệt trong lò phản ứng hạt nhân thường từ 1016 – 1018 m

-2s-1 Thông lượng neutron nhiệt cao nhất (xem hình 1.2) Thông lượng neutron nhiệt và neutron nhanh phụ thuộc vào đặc điểm của phản ứng, đặc biệt phụ thuộc vào sự lựa chọn chất làm chậm Những điều kiện thuận lợi cho việc chiếu xạ của nước nhẹ trong phản ứng làm chậm như với phản ứng Hoger Onderwijs (HOR) tại IRI, thông lượng neutron trên nhiệt điển hình là một nhân tố thấp hơn 40 - 50 lần so với thông lượng neutron nhiệt

Đối với lò phản ứng hạt nhân tích phân (1.1) thường được thay thế bởi tổng của hai tích phân thành phần trong vùng nhiệt và trên nhiệt [3]

φe: thông lượng neutron trên nhiệt;

0

I : tích phân cộng hưởng đối với phổ trên nhiệt 1/E;

σth: tiết diện hấp thụ neutron nhiệt

1.3 Phương trình kích hoạt

Theo quy ước Hogdahl, phương trình cơ bản cho việc xác định tốc độ xung đo

được của đỉnh tia gamma quan tâm của một nguyên tố dùng phản ứng (n,γ) và phổ kế γ

t : là tốc độ xung đo được của đỉnh tia γ quan tâm đã hiệu chỉnh cho thời gian

chết và các hiệu ứng ngẫu nhiên cũng như trùng phùng thật;

Np : số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần;

tm : thời gian đo;

ti : thời gian chiếu;

td : thời gian rã;

NA : hằng số Avogadro;

w : khối lượng nguyên tử được chiếu xạ;

θ : đổ phổ cập đồng vị;

M : khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia;

Gth : hệ số hiệu chỉnh cho việc tự che chắn neutron nhiệt;

Ge : hệ số hiệu chỉnh cho việc tự che chắn neutron trên nhiệt;

S =1-exp(-λti) : hệ số bão hòa, hiệu chỉnh thời gian chiếu;

D = exp(-λtd) : hệ số phân rã, hiệu chỉnh thời gian phân rã;

C = [1-exp(-λtm)]/(λtm) : hệ số đo, hiệu chỉnh thời gian đo;

γ : xác suất phát tia gamma cần đo

Khi đó, hàm lượng (g) của nguyên tố thu được :

1.4 Những phương pháp chuẩn hóa

Chuẩn hóa NAA là làm cho quy trình thực nghiệm phù hợp với phương trình

tính toán đã chọn của NAA

Hai đặc điểm của phản ứng với neutron là: bức xạ gamma và neutron có độ

xuyên sâu cao nên bảo đảm việc chuẩn hóa là chính xác và dễ dàng Vì tỉ lệ hàm lượng

gần như độc lập với matrix nên việc chuẩn bị mẫu dễ dàng hơn, do đó nguy cơ sai số

ngẫu nhiên và sai số hệ thống sẽ giảm Sự phân tích có thể được tiến hành nhanh hơn,

tiết kiệm hơn nhờ việc đơn giản của phương pháp chuẩn hóa

1.4.1 Phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối

Hàm lượng nguyên tố ρ (μg/g) có thể thu được bằng việc chiếu kèm mẫu với

một monitor chuẩn, kí hiệu (∗) và áp dụng phương trình:

(t S.D.C) : hoạt độ riêng của nguyên tố chuẩn, (phân rã/gam/giây); (1.12)

w: khối lượng mẫu phân tích, (g);

W: khối lượng mẫu chuẩn, (g);

E : năng lượng cộng hưởng hiệu dụng trung bình (eV)

Công thức cơ bản của phương pháp tuyệt đối (1.10) dùng các số liệu hạt nhân

(M,σ0,θ,γ) được lấy từ tài liệu tra cứu Đối với nhiều phản ứng quan tâm (n, γ) các

thông số này không được biết một cách chính xác Bởi vì chúng được xác định bằng

các phương pháp độc lập – độ chính xác của các thông số này sẽ đóng góp vào khi tính

hàm lượng bằng công thức tuyệt đối Điều này dẫn đến sai số tính toán lớn Đây chính

là nhược điểm cơ bản của phương pháp tuyệt đối

1.4.2 Phương pháp chuẩn hóa tương đối

Trong phương pháp chuẩn hóa tương đối, mẫu cần phân tích được chiếu cùng

với mẫu chuẩn mà đã biết trước hàm lượng của nguyên tố quan tâm Mẫu chuẩn và

mẫu phân tích phải được đo cùng một điều kiện

Khi đó, hàm lượng của nguyên tố là:

(N / t ) / (w.S.D.C)( g / g)

Vì mẫu phân tích và mẫu chuẩn được đo cùng dạng hình học nên không cần

hiệu chỉnh tự che chắn neutron (Ge, Gth) và sự tự suy giảm gamma (fa)

Nhược điểm của phương pháp này là không thể phân tích đa nguyên tố, bởi vì

tạo ra một mẫu chuẩn mà có đầy đủ các nguyên tố mà chúng ta quan tâm là rất khó

1.4.3 Phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố

Phương pháp này được đưa ra bởi Giraadi, phương pháp này dựa trên việc gộp

các thông số hạt nhân, điều kiện chiếu và đo vào một hệ số k như sau:

Người ta xác định bằng thực nghiệm các hệ số k của nguyên tố chuẩn đối với

từng nguyên tố quan tâm, sau đó lập thành bảng Khi phân tích, người ta chỉ cần chiếu

kèm mẫu với một nguyên tố chuẩn đã chọn (do đó gọi là phương pháp chuẩn đơn) và

dùng các hệ số k để tính hàm lượng nguyên tố quan tâm theo công thức sau:

Với phương pháp so sánh đơn việc phân tích đa nguyên tố trở nên dễ dàng hơn

Tuy nhiên, các hệ số k phụ thuộc vào các thông số của thiết bị chiếu và hệ đo Do đó,

phương pháp này không có tính linh hoạt cho việc chiếu và đo bức xạ

1.4.4 Phương pháp chuẩn hóa k0

Để làm cho phương pháp chuẩn đơn có thể áp dụng linh hoạt hơn khi thay đổi

điều kiện chiếu và hệ đo và để làm cho phương pháp tuyệt đối chính xác hơn, Simonits

và các tác giả khác đã đề nghị sử dụng các hệ số k0 được xác định bằng thực nghiệm

giống như hệ số k trong phương pháp chuẩn đơn [3], nhưng khác ở chỗ là các hệ số k0

chỉ bao gồm các thông số chiếu và điều kiện đo Như vậy, hệ số k0 là tổ hợp của các

thông số hạt nhân và độc lập với thiết bị chiếu và hệ đo

Phương pháp chuẩn hóa k0 là một trong những phát triển đáng kể nhất của NAA

đã xuất hiện vào những năm 70 của thế kỷ trước [3] So với những phương pháp chuẩn

hóa khác, phương pháp chuẩn hóa k0 có những ưu điểm sau:

o Đơn giản thực nghiệm so với phương pháp tương đối

o Độ chính xác cao so với phương pháp tuyệt đối

o Linh hoạt khi thay đổi điều kiện chiếu và đo so với phương pháp chuẩn

đơn

o Phù hợp cho việc máy tính hóa

Trong phương pháp này các số liệu hạt nhân từ các tài liệu tra cứu được thay

bằng một tổ hợp các hằng số hạt nhân được xác định một cách chính xác bằng thực

nghiệm được gọi là các hằng số k-zero (k0) Hằng số k0 xuất phát từ hệ số k của

phương pháp chuẩn đơn nhưng làm độc lập với thành phần liên quan đến điều kiện

a Au 0,Au Au

M

k (a)

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

cho nguyên tố phân tích a

Trong đó:

M : khối lượng nguyên tử;

θ : độ phổ cập của đồng vị;

σ0 : tiết diện của neutron 2200m/s;

γ : xác suất phát tia gamma cần đo

1.5 Phương trình cơ bản của phương pháp k0 – INAA

1.5.1 Phương trình cơ bản của k0-INAA

Thay hệ số k0,Au(a) theo công thức (1.19) vào phương trình cơ bản của phương

pháp tuyệt đối (1.10), ta thu được phương trình cơ bản của phương pháp k0-INAA như

Hằng số k0,Au(a) vì vậy trở thành thông số hạt nhân đối với phổ neutron nhiệt

Trong sự chuyển đổi k0,Au, Au là một nguyên tố so sánh, với phản ứng 197Au(n,γ)198Au

và các số liệu hạt nhân của nó là:

σ0 = 98,56 ± 0,90 (barn) ; Q0 = 15,71 ± 0,28 ; I0 = 1550 ± 28 (barn)

Những tham số thông lượng neutron f và α không còn được thực hiện trong tính

toán hàm lượng và phải được đo trong mỗi điều kiện chiếu xạ, tốt nhất là đối với mỗi

mẫu và mỗi lần chiếu xạ Ít nhất ba đồng vị phải được kích hoạt và đo để xác định hai

tham số này Trong một phép đo đơn lẻ thì những hoạt độ được quy vào của 198Au,

95Zr, 97Zr có thể được ước lượng

1.5.2 Các hệ số trong phương trình cơ bản của phương pháp k0 – INAA

1.5.2.1 Hệ số k0

Hệ số k0 trong phương trình cơ bản của phương pháp chuẩn hóa k0 được định

nghĩa như là một hằng số hạt nhân tổ hợp:

θ σ γ

=

Au a 0,a a 0,Au

Với :w là khối lượng của nguyên tố a a

Các hệ số k0 được xác định bằng thực nghiệm và các giá trị đuợc cho bảo đảm chúng đồng thời được xác định ở hai lò phản ứng khác nhau và có sai số không quá 2% Thư viện các hệ số k0 đối với vàng (k0,Au) và các số liệu hạt nhân liên quan được xác định gần đây nhất bởi De Corte và cộng sự [10] Các hệ số k0,Au đối với các đỉnh gamma tương ứng của hạt nhân phóng xạ quan tâm được tạo bởi phản ứng (n,γ) được lập thành bảng để tra cứu Trong thực tế, mẫu được chiếu với monitor m, bằng cách đổi

φth: thông lượng neutron nhiệt (hay là dưới cadmi);

φe: thông lượng neutron trên nhiệt

Ở đây, khái niệm “dưới cadmi” là các neutron với năng lượng lên đến 0,55 eV (ECd)

I ( ) là tích phân cộng hưởng với phân bố thông lượng neutron nhiệt, được

định nghĩa như sau:

∞ +α

E là năng lượng ngưỡng Cd ( = 0,55eV) Dựa trên khái niệm năng lượng cộng

hưởng hiệu dụng E , ta có mối quan hệ sau : r

Ở đây, I là tích phân cộng hưởng với phân bố neutron nhiệt lý tưởng (α =0), 0

được định nghĩa bởi :

= ∫

0 0,55

(E)dEI

Trong việc phát triển k0-INAA, người ta đã bỏ ra nhiều công sức để xác định

chính xác các giá trị Q , dựa trên các phép đo tỉ số Cd Đến nay ta đã có một bộ các số 0

liệu tin cậy của 114 phản ứng (n,γ)

1.5.2.4 Thông số E r

Năng lượng cộng hưởng hiệu dụng E trong phương pháp kr 0-INAA như một

thông số biểu diễn cho vùng năng lượng cộng hưởng bao gồm các đỉnh nhọn rời nhau

được lấy trung bình từ công thức Breit-Witgner:

=∑

∑

i r

i i

w ln EE

2(2I 1));

J là spin của trạng thái cộng hưởng;

I là spin của hạt nhân bia;

Hệ số α biểu diễn cho độ lệch phổ neutron trên nhiệt khỏi quy luật 1/E được mô

tả bằng dạng gần đúng 1/E1+α, có giá trị âm hoặc dương [-1,1] phụ thuộc vào nguồn

neutron và cấu hình xung quanh, vị trí chiếu Giá trị α được dùng để tính Q0 →Q ( ) 0 α

trong phương trình cơ bản Các phương pháp xác định α có thể dựa trên các phép đo tỉ

số Cd, các phép chiếu bọc Cd hoặc chiếu trần Trong trường hợp sau cùng, phương

pháp “3 lá dò chiếu trần” có thể được dùng tiện lợi nhất bằng cách chiếu đồng thời các

monitor 197Au, 94Zr cho các phản ứng 197Au(n,γ)198Au, 94Zr(n,γ)95Zr và

96Zr(n,γ)97mNb/Zr

1.5.2.6 Hiệu suất ghi của hệ phổ kế εp

Việc xác định hiệu suất ghi trong phương pháp k0-INAA như sau: đầu tiên xây

dựng một đường cong hiệu suất tham khảo (log εp,reftheo logE ) bằng cách đo các r

nguồn điểm ở khoảng cách ∼10 – 20 cm từ detector để tránh các hiệu ứng trùng phùng

thực Sau đó, đổi εp,ref thành εp,geohiệu suất ghi cho hình học đếm thực thông qua góc

đặc hiệu dụng (Ω ) Việc đổi εp có tính đến các điều kiện liên quan đến bố trí hình học

giữa nguồn và detector và thành phần của tất cả các lớp vật chất nằm giữa nguồn và

detector [3]

1.5.2.7 Hệ số tự che chắn neutron nhiệt Gth và trên nhiệt Ge

Các hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt (Gth và Ge) được xem như là

các hệ số hiệu chỉnh được nhân với φ σth vàφ0 e 0.I ( ) tương ứng để nhận được tốc độ α

phản ứng [3]

Hệ số che chắn neutron nhiệt

Thông lượng neutron nhiệt φth bị suy giảm bên trong mẫu do sự hấp thụ neutron

nhiệt thông qua những phản ứng hạt nhân Hiệu ứng này được gọi là sự tự che chắn

neutron nhiệt Hệ số tự che chắn neutron nhiệt được xác định như sau[12]:

∞

φ

=φ

th,sample th

th,

Trong đó :

φth,sample: thông lượng neutron trung bình trong mẫu

∞

φth, : thông lượng neutron không bị xáo trộn

Giá trị của G phụ thuộc vào chất liệu và kích thước của mẫu Gth th có thể tách ra

th,surface th,

Với φth,surfacelà thông lượng neutron trên bề mặt mẫu Đối với thể tích mẫu

không quá lớn thì thành phần thứ hai trong công thức (1.31) tiến tới 1

Khi đó, hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt trở thành :

φ

=φ

th,sample th

th,surface

Hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt Ge

Hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt tính đến sự suy giảm thông lượng neutron

trên nhiệt bên trong mẫu chiếu xạ do sự hấp thụ của neutron thông qua những phản ứng

hạt nhân

1.5.3 Độ chính xác của phương pháp k0 – INAA

Độ chính xác của phương pháp k0 – INAA phụ thuộc vào các thông số như: độ

lớn của Q0, α và f, hình học đo và hiệu ứng trùng phùng thực Việc đánh giá độ chính

xác trung bình dựa trên những đánh giá về sai số tạo bởi nhiều bước trong quy trình và

các thông số khác nhau Điều này đã được thực hiện dưới những điều kiện “trung bình”

của việc chiếu và đo, và đối với những phản ứng (n,γ) có giá trị Q ( ) trung bình 0 α

Bảng 1.2 chỉ sai số ước lượng sau khi phân tích phép truyền sai số của các thành phần

trong k0 – INAA

Bảng 1.2: Sai số ước lượng của phương pháp k0 – INAA

CHƯƠNG 2 CÁC PHƯƠNG PHÁP THỰC NGHIỆM XÁC ĐỊNH THÔNG SỐ PHỔ

NEUTRON 2.1 Các bước phân tích mẫu bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron

Trước khi tiến hành phép phân tích kích hoạt neutron cần xét đến nhiều khía cạnh như chuẩn bị mẫu phân tích, mẫu chuẩn, lựa chọn phương pháp kích hoạt cũng như các điều kiện để tiến hành chiếu và đo mẫu sao cho tối ưu và kết quả thu được chính xác nhất

- Tính khối lượng mẫu cần phân tích

- Nghiền mẫu hay làm đều mẫu

- Cân mẫu

- Cho mẫu vào túi polyetylen hay hộp nhựa kín

- Chuẩn bị mẫu chuẩn

2.1.3 Việc lựa chọn các yếu tố cần thiết cho phân tích kích hoạt neutron

Phản ứng hạt nhân: muốn lựa chọn phản ứng trước tiên ta phải dựa vào tiết diện phản ứng, độ phổ cập phần trăm của đồng vị cần phân tích Yêu cầu ở đây là tiết diện

phản ứng phải lớn, độ phổ cập phần trăm phải cao, chu kỳ bán rã vừa phải (không quá ngắn và cũng không quá dài)

Thời gian chiếu: Việc chọn thời gian chiếu được xem là hiệu quả nếu toàn bộ số nguyên tử của nguyên tố cần phân tích đều được chiếu

Thời gian đo: Thời gian đo phải chọn sao cho sai số thống kê là nhỏ Thời gian đo không được lớn hơn 2.T1/2 vì tại thời điểm t = 2.T1/2 mẫu đã phân rã hết

Thời gian rã: Đối với phương pháp phân tích kích hoạt dùng lò phản ứng có thông lượng neutron rất lớn thì mẫu sau khi chiếu xạ có hoạt độ cao, nếu đem mẫu đi

đo ngay thì thời gian chết của detector lớn làm cho số đếm bị sai lệch nhiều Do đó phải để mẫu rã một thời gian rồi mới đem đi đo

Tia gamma phân tích: khi lựa chọn tia gamma để phân tích cần chú ý đến độ phổ cập đồng vị, hiệu suất ghi và yếu tố gây nhiễu Thông thường, ta phân tích các tia gamma trễ vì các đồng vị phóng xạ phát ra các tia gamma trễ được thực hiện sau khi đã ngừng kích hoạt làm cho độ chính xác của phương pháp sẽ cao hơn

Lựa chọn phương pháp chuẩn hóa: tùy vào điều kiện phòng thí nghiệm và mục đích phân tích mà ta lựa chọn phương pháp chuẩn hóa thích hợp

2.1.4 Chiếu mẫu

Tùy theo từng yêu cầu mà ta sử dụng các thiết bị chiếu xạ khác nhau và loại neutron thích hợp Trong phân tích kích hoạt dụng cụ người ta thường dùng neutron nhiệt để chiếu xạ

Thông lượng neutron sinh ra của những nguồn đồng vị phóng xạ đang được chiếu ảnh hưởng trực tiếp đến hoạt độ phóng xạ được sinh ra Do đó việc lựa chọn thiết

bị lọc neutron nhiệt đóng vai trò quan trọng Về mặt thực nghiệm, để sử dụng neutron nhiệt trên lò phản ứng người ta thường dung vật liệu Cd hoặc B để làm vỏ bọc mẫu kích hoạt vì chúng có tiết diện hấp thụ neutron trên nhiệt cao Một số lò phản ứng xây dựng hẳn một hốc chiếu bọc Cd trong lò, như vậy mẫu kích hoạt tại hốc Cd sẽ vẫn

được cắt phần neutron trên nhiệt mà không làm ảnh hưởng đến việc vận hành lò vì Cd vẫn nằm trong lò khi lấy mẫu ra khỏi lò Tuy nhiên nhược điểm khi chiếu bọc Cd là mẫu dễ bị vỡ trong khi chiếu, vì nhiệt độ nóng chảy của Cd khá thấp nên dễ nóng chảy trong lò

Tiết diện hấp thụ của hạt nhân phụ thuộc vào năng lượng của neutron tới Một

số “phản ứng ngưỡng” không xảy ra ở dưới năng lượng ngưỡng Một số phản ứng nhiễu có thể tránh được nếu lựa chọn mức năng lượng phù hợp

Trong lò phản ứng hạt nhân, thông lượng netron không thể thay đổi một cách tùy ý nhưng có thể lựa chọn thông lượng phù hợp với phép chiếu

2.1.5 Đo phổ gamma

Mục đích của việc đo phổ gamma là xác định số photon và năng lượng của photon phát ra từ nguồn Hệ thống thiết bị hiện đại để đo bức xạ gamma phát ra từ mẫu phóng xạ bao gồm một detector bán dẫn, các khối điện tử chức năng, máy phân tích đa kênh (MCA) và một máy tính Hầu hết các phòng thí nghiệm phân tích kích hoạt neutron sử dụng các loại detector Ge siêu tinh khiết (HPGe) hoạt động ở nhiệt độ Nitơ lỏng (770K) bằng cách lắp đạt tinh thể Ge trong buồng chân không, được nối với cần dẫn lạnh bằng đồng

Mặc dù các detector HPGe có nhiều loại có thiết kế và kích thước khác nhau nhưng thông dụng nhất là loại detector đồng trục để đo bức xạ gamma với năng lượng trong khoảng 60keV – 4MeV

Những thông số quan trọng nhất của detector cần được chú ý là độ phân giải và hiệu suất ghi Ngoài ra, còn có một số đặc điểm quan tâm khác là dạnh đỉnh, tỉ số đỉnh trên Compton, hình dạng và kích thước tinh thể,…

Hiệu suất của detector phụ thuộc vào năng lượng bức xạ được đo, góc đặt giữa mẫu và tinh thể detector, và thể tích nhạy của tinh thể, một detector có thể tích lớn hơn

sẽ có hiệu suất cao hơn Hiệu suất của detector được đo ứng với một detector nhấp