Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt Neutron với nguồn Ra – Be

Với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân đã cho phép tạo ra những neutron có thông lượng lên đến 1012 – 1015n.cm-2.s-1thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron được xem như là một kỹ

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

NGUYỄN THỊ YẾN DUYÊN

NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT

NEUTRON VỚI NGUỒN Ra – Be

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

LỜI CẢM ƠN

Trong quá trình học tập và hoàn thành luận văn, tôi đã nhận được rất nhiều sự quan tâm, động viên, giúp đỡ của quý thầy cô, gia đình và bạn bè

Xin cho phép tôi được bày tỏ lòng biết ơn chân thành của mình đến:

TS Huỳnh Trúc Phương, người thầy đã truyền cho em sự say mê nghiên cứu khoa học, trực tiếp hướng dẫn, dìu dắt em thực hiện những thao tác thí nghiệm

Em xin cám ơn thầy đã truyền đạt cho em những kiến thức và kinh nghiệm quý báu cùng những lời động viên và chỉ bảo tận tình

Quý Thầy cô trong hội đồng chấm luận văn đã dành thời gian đọc và góp

ý chân thành cho khóa luận của em được hoàn thiện hơn

Quý thầy, cô trong Bộ môn Vật lý Hạt nhân trường Khoa Học Tự Nhiên

TP Hồ Chí Minh đã truyền đạt cho em những kiến thức bổ ích, tạo mọi điều kiện thuận lợi và nhiệt tình giúp đỡ trong suốt thời gian làm luận văn

Các bạn cao học khóa K20 đã luôn gắn bó, chia sẻ với mình trong học tập Đặc biệt là hai thành viên trong nhóm nghiên cứu: Võ Thị Mỹ Hòa – Cao học Cần Thơ Khóa K17, Mã Thúy Quang – Sinh viên năm IV đã luôn sát cánh, hỗ trợ tôi trong những giai đoạn khó khăn nhất Giúp chúng tôi nắm bắt và phát huy tối đa tinh thần làm việc tập thể một cách logic

Xin gửi lời biết ơn sâu sắc đến ba mẹ và gia đình vì đã luôn ủng hộ, tạo mọi điều kiện tốt nhất cho con hoàn thành luận văn

Trong quá trình làm luận văn tốt nghiệp, dù đã cố gắng hết sức nhưng tôi không thể tránh khỏi những thiếu sót vì thế rất mong được sự đóng góp ý kiến của thầy cô và các bạn

Tp Hồ Chí Minh, tháng 09 năm 2012

Nguyễn Thị Yến Duyên

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN i

MỤC LỤC ii

DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT iv

DANH MỤC CÁC BẢNG vi

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ vii

PHẦN MỞ ĐẦU 1

CHƯƠNG 1 – TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON 4

1.1 Sự phân bố thông lượng neutron 4

1.1.1 Vùng neutron nhanh 4

1.1.2 Vùng neutron trên nhiệt 4

1.1.3 Vùng neutron nhiệt 6

1.2 Các loại nguồn neutron quan trọng 8

1.2.1 Lò phản ứng hạt nhân 8

1.2.2 Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron 9

1.2.3 Nguồn neutron đồng vị phóng xạ 10

1.2.3.1 Nguồn Alpha (α, n) 10

1.2.3.2 Nguồn Photoneutron (γ, n) 12

1.2.3.3 Nguồn phân hạch tự phát 13

1.3 Tương tác của neutron với hạt nhân 13

1.3.1 Tán xạ 13

1.3.1.1 Tán xạ đàn hồi (n, n) 13

1.3.1.2 Tán xạ không đàn hồi (n, n’ ) 15

1.3.2 Phản ứng hấp thụ 16

1.3.2.1 Phản ứng (n, γ) 16

1.3.2.2 Phản ứng phân hạch (n, f) 16

1.4 Làm chậm neutron 16

1.5 Khái niệm về tiết diện neutron 17

CHƯƠNG 2 – TỔNG QUAN PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 20

2.1 Cơ sở phân tích kích hoạt neutron 20

2.2 Nguyên tắc trong phân tích kích hoạt neutron 21

2.3 Các bước cơ bản trong phân tích kích hoạt 22

2.4 Một số lưu ý khi phân tích kích hoạt 22

2.5 Đo bức xạ tia gamma để xác định tiết diện bắt neutron nhiệt 23

2.6 Phân tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu 25

CHƯƠNG 3 – KHẢO SÁT HỆ ĐO 26

3.1 Sơ lược nguồn Ra- Be 26

3.2 Vật liệu dùng trong thí nghiệm 27

3.3 Hệ đo 28

CHƯƠNG 4 – THỰC NGHIỆM PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 29

4.1 Chuẩn detector NaI 29

4.2 Xác định hiệu suất của detector 33

4.3.1 Tìm đỉnh năng lượng của nguồn chuẩn 22 Na 34

4.3.2 Xác định hiệu suất của detector 37

4.2 Phép đo chu kỳ bán rã của đồng vị 116m In và 56Mn 39

4.2.1 Đồng vị 116mIn 39

4.2.2 Đồng vị 56 Mn 42

4.4 Xác định thông lượng neutron nguồn Ra-Be 46

4.5 Phép đo tiết diện bắt neutron nhiệt của đồng vị 115 In, 55Mn 48

4.5.1 Đồng vị 115In 48

4.5.2 Đồng vị 55 Mn 50

4.6 Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 52

4.6.1 Xây dựng phương trình đường chuẩn 52

4.6.2 Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 53

4.7 Đánh giá kết quả 55

KẾT LUẬN 57

KIẾN NGHỊ 58

TÀI LIỆU THAM KHẢO 59

PHỤ LỤC 62

DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT

A : nguyên tử lượng, hoạt độ mẫu ở thời điểm đo

A0 : hoạt độ mẫu ban đầu

Asp : hoạt độ riêng của mẫu

*

sp

A : hoạt độ riêng mẫu chuẩn

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

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

E : năng lượng neutron nhiệt

Eγ : năng lượng tia gamma

En : năng lương neutron

ɛp : hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng

Gth, Ge : hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt

I0 : số hạt tới trong một đơn vị thời gian

I0(α) : tích phân cộng hưởng cho phổ neutron 1/E1+α

k : hằng số Boltzmann

n : mật độ neutron toàn phần

N0 : số hạt nhân có trong mẫu

Nγ : số tia gamma từ nguồn phát ra

S : hệ số hiệu chỉnh thời gian chiếu (= 1 – exp(-λti))

SCA : máy đếm đơn kênh

T : nhiệt độ môi trường

τ : thời gian sống trung bình

T1/2 : chu kỳ bán hủy

TB : xác suất phát tia gamma

td : thời gian rã

ti : thời gian chiếu

tm : thời gian đo

W : khối lượng nguyên tố được chiếu xạ

W* : khối lượng nguyên tố trong mẫu chuẩn

α : độ lệch phổ neutron trên nhiệt, -1≤ α ≤1

γ : cường độ tuyệt đối của tia gamma được đo

λ : hằng số phân rã

ξ : độ hụt năng lượng logarit trung bình sau n va chạm

σ : tiết diện phản ứng của neutron nhiệt

σ(E) : tiết diện hấp thụ neutron tại năng lượng E

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1.1 Phân loại neutron và các mức năng lượng tương ứng 7

Bảng 1.2 Đặc trưng của một số nguồn photoneutron 12

Bảng 4.1 Năng lượng và xác suất phát của 2 nguồn chuẩn 29

Bảng 4.2 Số đếm theo kênh của nguồn chuẩn 137 Cs 30

Bảng 4.3 Số đếm theo kênh của nguồn chuẩn 60Co 31

Bảng 4.4 Năng lượng gamma của nguồn chuẩn và kênh tương ứng 32

Bảng 4.5 Số đếm theo vị trí kênh của nguồn chuẩn 22Na 34

Bảng 4.6 Số đếm theo vị trí kênh của nguồn chuẩn 22 Na 35

Bảng 4.7 Những thông tin về các nguồn phóng xạ 37

Bảng 4.8 Số đếm tổng trong vùng đỉnh năng lượng quan tâm 38

Bảng 4.9 Hiệu suất detector NaI theo năng lượng gamma tương ứng 38

Bảng 4.10 Số đếm thu được từ tia gamma 417 keV của đồng vị In116 40

Bảng 4.11 Số đếm theo vị trí kênh của đồng vị 56Mn 42

Bảng 4.12 Số đếm thu được từ tia gamma 846,77 keV của đồng vị 56 Mn 43

Bảng 4.13 Số đếm theo vị trí kênh của mẫu 198Au 46

Bảng 4.14 Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu Au 47

Bảng 4.15 Thông lượng neutron tại lỗ số 1 của nguồn Ra-Be 48

Bảng 4.16 Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu In 48

Bảng 4.17 Tiết diện neutron nhiệt của 115In trong 5 lần đo 50

Bảng 4.18 Thông số thực nghiệm của 8 mẫu Mn 50

Bảng 4.19 Tiết diện neutron nhiệt của 8 mẫu 55Mn 51

Bảng 4.20 Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng làm mẫu chuẩn 52

Bảng 4.21 Thông số mẫu thực tế 54

Bảng 4.22 Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng để phân tích 54

Bảng 4.23 Độ sai lệchkhối lượng Mn có trong mẫu giữa kết quả đo và thực tế 55

Bảng 4.24 Bảng tóm tắt kết quả so sánh giữa thực nghiệm, lý thuyết và tài liệu tham khảo 55

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

Hình 1.1 Phổ neutron trên nhiệt φ’e ~ 1/E1+α 5

Hình 1.2 Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân 14

Hình 1.3 Tán xạ đàn hồi giữa neutron với nhân bia 14

Hình 1.4 Tán xạ không đàn hồi giữa neutron và nhân bia 15

Hình 1.5 Tương tác neutron với bia 18

Hình 1.6 Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ 21

Hình 2.1 Nguồn Ra-Be ở bộ môn Vật lý hạt nhân 26

Hình 2.2 Mặt trên của nguồn Ra-Be và các lỗ chiếu 26

Hình 2.3 Nguồn phóng xạ chuẩn 60Co, 137Cs, 22Na 27

Hình 2.4 Hệ đo 28

Hình 4.1 Phổ năng lượng theo kênh của nguồn chuẩn 137Cs 30

Hình 4.2 Phổ năng lượng theo kênh của nguồn chuẩn 60 Co 31

Hình 4.3 Đường chuẩn năng lượng cho detector nhấp nháy NaI(Tl) 32

Hình 4.4 Đường cong phổ năng lượng đỉnh 511keV của nguồn chuẩn 22 Na 35

Hình 4.5 Đường cong phổ năng lượng đỉnh 1274keV của nguồn chuẩn 22Na 36

Hình 4.6 Đường cong hiệu suất theo năng lượng của detector NaI 39

Hình 4.7 Đồ thị hàm ln(số đếm/s) của 116In theo thời gian phân rã 41

Hình 4.8 Đường cong phổ năng lượng đỉnh 846,77 keV đồng vị 56 Mn 43

Hình 4.9 Đồ thị phân rã của 56Mn theo hàm mũ của thời gian phân rã 45

Hình 4.10 Phổ năng lượng đỉnh 411,8keV của mẫu 198 Au 46

Hình 4.11 Phương trình đường chuẩn 53

PHẦN MỞ ĐẦU

Cùng với sự phát triển của kỹ thuật hạt nhân hiện đại thì kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron đã khẳng định được vai trò và tầm quan trọng trong lĩnh vực phân tích nguyên tố trong nhiều loại mẫu vật khác nhau Với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân đã cho phép tạo ra những neutron có thông lượng lên đến 1012 – 1015n.cm-2.s-1thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron được xem như là một kỹ thuật phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy cao [8]

Trong phân tích kích hoạt nguồn neutron có vai trò quan trọng Tùy theo yêu cầu mà người ta dùng các nguồn khác nhau Một trong số đó là những nguồn neutron đồng vị, những nguồn này thường nhỏ, dễ vận chuyển, sự nguy hiểm đến sức khỏe được hạn chế, ít tốn kém và được sử dụng trong các thí nghiệm hạt nhân tại các trường đại học và dùng để phân tích kích hoạt trong công nghiệp Ban đầu, nguồn đồng vị được chế ra từ đồng vị phóng xạ tự nhiên, như nguồn 210

Po-Be và

226

Ra-Be Những nguồn này bao gồm các nhân phóng xạ γ và α được trộn với

nguyên liệu làm bia là Be

Từ năm 1976 đến 1990 tại bộ môn Vật Lý Hạt Nhân – Trường ĐH Khoa Học

Tự Nhiên đã sử dụng nguồn Ra-Be cho mục đích nghiên cứu về kích hoạt neutron trên các tấm bạc (Ag) nhằm khảo sát chu kỳ bán hủy của nó thông qua phép đo hoạt

độ bằng ống đếm Geiger – Muller và detector nhấp nháy NaI (Tl) Nguồn Ra-Be có chu kỳ bán rã dài nhưng lại có bức xạ gamma mạnh phát ra từ 226Ra và cường độ nhỏ cỡ 106n/s cho nên chỉ giới hạn trong việc xác định vài nguyên tố có độ phổ cập

tự nhiên cao, tiết diện bắt neutron nhiệt lớn và chỉ thích hợp với các hạt nhân có chu

kỳ bán hủy ngắn

Từ năm 1990 đến nay, do sự phát triển của Bộ môn nhằm khai thác sử dụng nguồn Am-Be trên hệ phân tích kích hoạt tự động nên nguồn Ra-Be không được quan tâm đến [1] Trong báo cáo này, dựa vào phương pháp phân tích kích hoạt neutron, cụ thể là kích hoạt lá vàng (Au) bằng nguồn Ra-Be để xác định lại thông lượng của nguồn này Lá vàng với kích thước và khối lượng xác định đưa vào chiếu

với các vị trí xác định Sau khi ngưng chiếu, mang mẫu vàng vừa chiếu đến đo trên

hệ đếm đơn kênh Single-Channel Analyzer (SCA) và số đếm (Np) thu được tại đỉnh năng lượng toàn phần của 198Au trong một thời gian đo nhất định Dựa vào số liệu này cùng một số thông số đã biết ta sẽ tính được thông lượng của nguồn qua các phương trình cơ bản của phân tích kích hoạt neutron và sau đó thông lượng này được sử dụng để xác định tiết điện bắt neutron nhiệt của một số đồng vị như 115

49In ,

55

25Mn Trên cơ sở này cho phép ta phân tích hàm lượng Mn trong các mẫu khác nhau

Indium thuộc nhóm III trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học, trong đó

có hai đồng vị có sẵn trong trạng thái tự nhiên là 113

In và 115In Trong đó, 115

Inchiếm nhiều nhất đến 95,71%, còn đồng vị 113

In chiếm 4,29% [13,23] Hợp kim của Indium được dùng làm thanh điều khiển trong các lò phản ứng hạt nhân vì có tiết diện hấp thụ cao đối với neutron nhiệt Hợp kim thường sử dụng là hợp kim gồm Indium (chiếm 15%), Cadmium (5%) và bạc (chiếm 80%) Hợp kim này được

sử dụng thường xuyên vì dễ chế tạo, và có hiệu suất cao hơn so với các hợp kim khác Vì thế việc nghiên cứu sự tương tác neutron, đặc biệt là tiết diện bắt neutron nhiệt của Indium là rất quan trọng [27]

Mangan thuộc nhóm VII trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học, trong

tự nhiên 55Mn là đồng vị bền chiếm 100% [29,32] 55Mn là một trong những đồng vị

có tiết diện bắt neutron nhiệt cao bên cạnh các đồng vị 1

H, 14N, 35Cl, 59Co, 197Au và

235U [22] Khi 55Mn hấp thụ một neutron sẽ tạo ra đồng vị phóng xạ 56Mn và phát tia gamma, 56Mn là đồng vị có chu kỳ bán hủy là 2,579h [29], tương đối ngắn Với những điều kiện đó việc ứng dụng nguồn đồng vị Ra-Be để xác định lại tiết diện bắt neutron nhiệt của 55Mn là thực sự cần thiết

Với các lý do trên và dựa trên cơ sở trang thiết bị sẵn có của Trường Đại học

Khoa Học Tự Nhiên Thành Phố Hồ Chí Minh,, chúng tôi chọn đề tài: “Nghiên cứu

phép phân tích kích hoạt neutron với nguồn Ra - Be” để tìm hiểu phản ứng bắt

(n,γ ) của 2 đồng vị 115

49In và 5525Mn dựa vào phép chiếu xạ neutron nguồn Ra- Be

 Bố cục trong luận văn

Với những mục đích như trên, luận văn được bố cục gồm bốn chương:

Chương 1 Tổng quan lý thuyết neutron: trong chương này chúng tôi trình

bày sự phân bố thông lượng neutron, các loại nguồn neutron quan trọng, các tương tác giữa neutron với hạt nhân, làm chậm neutron, khái niệm tiết diện neutron

Chương 2 Tổng quan phân tích kích hoạt neutron: trong chương này

chúng tôi trình bày cơ sở, nguyên tắc, các bước cơ bản và một số lưu ý khi phân tích kích hoạt neutron, đo bức xạ tia gamma để xác định tiết diện bắt neutron nhiệt, phân tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu

Chương 3 Khảo sát hệ đo: trong chương này chúng tôi trình bày sơ lược

nguồn Ra-Be, vật liệu dùng trong thí nghiệm và hệ đo

Chương 4 Thực nghiệm phép phân tích kích hoạt neutron: trong chương

này chúng tôi thực hiện các phép đo để chuẩn năng lượng và hiệu suất detector NaI (Tl), tính chu kỳ bán rã 116In và 56Mn, xác định thông lượng nguồn Ra- Be, tính tiết

diện bắt neutron nhiệt của 115In và 55Mn, xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích

Kết luận và kiến nghị cũng được trình bày trong luận văn này

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON1.1 Sự phân bố thông lượng neutron [8,9,13,23]

Tiết diện bắt neutron của bia và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng lượng neutron Sự phân bố thông lượng neutron được chia làm ba vùng: vùng neutron nhanh (neutron phân hạch), vùng neutron trên nhiệt (neutron trung gian) và

vùng neutron nhiệt

1.1.1 Vùng neutron nhanh

Neutron nhanh là những neutron có năng lượng lớn hơn 0,5 MeV, tốc độ khoảng 14.000 km/s Chúng được đặt tên neutron nhanh để phân biệt với các neutron nhiệt có năng lượng thấp hơn Neutron nhanh được tạo ra từ các máy gia

tốc hoặc từ phản ứng phân hạch hạt nhân Neutron nhanh được sinh ra từ phản ứng

phân hạch của 235U có năng lượng cỡ 20 MeV, hàm phân bố phổ neutron có điểm cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bởi hàm 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 neutron nhanh thường có dạng:

f(E) 0, 484 f sinh 2E

Trong đó:

f(E)

φ : thông lượng neutron nhanh ở năng lượng E (n cm-2 s-1),

φ : thông lf ượng neutron nhanh theo qui ước (n cm-2

s-1),

E : năng lượng neutron nhanh (MeV)

1.1.2 Vùng neutron trên nhiệt

Neutron trên nhiệt là những neutron đang trong quá trình chậm dần và có

năng lượng từ 0,5 eV đến 0,5 MeV Tiết diện tương tác của neutron trung gian với vật chất trong vùng phổ neutron trên nhiệt 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

e' (E)

E : năng lượng neutron trên nhiệt (MeV),

α : hệ số không phụ thuộc vào năng lượng, biểu diễn độ lệch phổ 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

Trên hình 1.1 cho thấy sự phân bố phổ neutron theo năng lượng trong vùng neutron trên nhiệt

Hình 1.1 Phổ neutron trên nhiệt φ’e ~ 1/E1+α

1.1.3 Vùng neutron nhiệt

Neutron nhiệt là những neutron có năng lượng từ 0 đến 0,5 eV Những neutron tạo ra sau khi va chạm với các nguyên tử chất làm chậm sẽ mất dần năng lượng và trở về trạng thái cân bằng nhiệt với môi trường gọi là neutron nhiệt Các neutron nhiệt chuyển động trong trạng thái cân bằng nhiệt với các phân tử môi trường Quá trình làm giảm năng lượng của neutron đến vùng nhiệt gọi là nhiệt hóa

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

10−

× eV/K), T: nhiệt độ môi trường (ở nhiệt độ phòng thí nghiệm T0 = 293,6 0K thì

v0 = 2200m/s và năng lượng neutron nhiệt bằng E0= 0,025eV),

E: năng lượng neutron nhiệt (MeV)

Thông lượng neutron nhiệt trong một lò phản ứng hạt nhân thường

từ 16 2 1

10 m s− − đến 18 2 1

10 m s− − Trong miền phân bố phổ thông lượng neutron thì thông lượng neutron nhiệt chiếm tỉ lệ cao nhất

Đối với lò phản ứng hạt nhân thì tốc độ phản ứng trong phương trình (1.5)

thường được thay thế bởi tổng hai thành phần trong vùng nhiệt và trên nhiệt của phương trình (1.6):

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

), th

φ : thông lượng neutron nhiệt (n cm-2

s-1), e

φ : thông lượng neutron trên nhiệt (n cm-2 s-1),

0

σ : tiết diện hấp thụ neutron nhiệt (cm2

), 0

I ( )α : tích phân cộng hưởng đối với phổ trên nhiệt 1/E

Năng lượng neutron nhiệt phụ thuộc vào nhiệt độ môi trường và tiết diện tương tác của neutron tỉ lệ với E-1/2

hay 1/v Neutron nhiệt có tiết diện phản ứng lớn hơn neutron nhanh nên các neutron nhiệt được các nguyên tử hấp thu nhiều hơn các neutron nhanh khi va chạm Sau phản ứng tạo ra đồng vị phóng xạ không bền có số khối nặng hơn

Hầu hết phản ứng phân hạch sử dụng chất làm chậm để làm giảm tốc độ phản ứng hoặc làm chậm tốc độ nhiệt của neutron Kết quả phát ra hạt nhân phân

hạch dễ bị nắm bắt hơn Bảng 1.1 trình bày các loại neutron và vùng phân bố năng

lượng tương ứng của chúng

Bảng 1.1 Phân loại neutron và các mức năng lượng tương ứng [13,23]

Neutron vùng liên tục từ 0,01 MeV đến 25 MeV

Neutron vùng cộng hưởng từ 1 eV đến 0,01 MeV

Neutron vùng năng lượng thấp < 1 eV

1.2 Các loại nguồn neutron quan trọng [2,7,8,9,26]

Có 3 loại nguồn neutron quan trọng: lò phản ứng hạt nhân, máy gia tốc và nguồn neutron đồng vị phóng xạ

1.2.1 Lò phản ứng hạt nhân

Lò phản ứng hạt nhân tạo ra neutron phân hạch được xây dựng với mục đích nghiên cứu hay thực nghiệm Sự phân loại lò phản ứng dựa vào các tính chất: loại nhiên liệu, chất làm chậm và chất tải nhiệt, năng lượng neutron, cấu trúc hình học, mục đích của lò phản ứng Phần quan trọng nhất của lò phản ứng là phần trung tâm, hay còn gọi là vùng hoạt động Vùng này chứa nhiên liệu hạt nhân, chất làm chậm, thiết bị làm mát,

Nguyên liệu hạt nhân thường dùng là U235, U233, Pu239 Trung bình mỗi sự

vỡ hạt nhân có 2,5 neutron nhanh tự do Những neutron này được hãm thành neutron nhiệt và tiếp tục gây phản ứng phân chia với hạt nhân khác Cứ thế quá trình tiếp tục, càng về sau số lượng hạt neutron càng tăng Ngoài neutron nhiệt, neutron trên nhiệt và neutron nhanh cũng được dùng trong phân tích kích hoạt

Chất làm chậm và tải nhiệt có nhiệm vụ làm giảm năng lượng của các hạt neutron phân hạch hình thành trong phản ứng dây chuyền thành neutron nhiệt, neutron trên nhiệt và các chất này phải có tiết diện bắt nhỏ để thu được hiệu suất neutron tối ưu Chất làm chậm có thể là nước nặng (D2O), graphit (than chì) hay berium (Be) và nước thường (H2O) Nước thường (H2O) được chọn sử dụng nhiều

vì D2O, graphit, Be có giá thành khá cao

Ưu điểm:

Các lò phản ứng có khả năng kích hoạt mạnh nhất, có độ nhạy phép phân tích cao, có hiệu quả nhất do tiết diện hấp thụ cao trong vùng nhiệt đối với đa số nguyên tố Tùy theo cấu tạo mà chúng cung cấp các thông lượng neutron không đổi Phần lớn các lò phản ứng cho thông lượng neutron từ 1011 tới 1012 n.cm-2.s-1 Lò phản ứng hạt nhân lớn hơn thì thông lượng đạt tới 1015

n.cm-2.s-1 Phổ neutron là đa năng từ 0 đến 12 MeV Phân tích được các nguyên tố từ nhôm trở về sau trong bảng

hệ thống tuần hoàn

Nhược điểm:

Các lò phản ứng hạt nhân xây dựng và vận hành tốn kém, cố định, và phải có các luật lệ an toàn nghiêm ngặt đối với mọi công việc được thực hiện trong lò

1.2.2 Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron

Máy gia tốc cũng được coi là nguồn phát neutron do nó có thể truyền năng lượng tới chùm hạt tích điện để chùm hạt này có năng lượng vượt qua ngưỡng khi

đó neutron được giải phóng Sản lượng neutron có thể điều chỉnh được tùy theo yêu cầu cần phân tích Các máy phát neutron được chế tạo theo phản ứng (p, n), (d, n), (γ, n) như:

 Máy phát neutron 2H(d, n)3He theo phản ứng 2H + 2H → 3He + 1

0n + 3,3 MeV được dùng rộng rãi vì sản xuất neutron đơn năng, hiệu suất cao

1H + H1 → 0n + He2

Ưu điểm:

Các máy phát neutron nhỏ, ít tốn kém hơn so với lò phản ứng nên được sử dụng phổ biến trong phòng thí nghiệm và trong công nghiệp Phân tích được các nguyên tố nhẹ: nitơ, oxi, cacbon Các máy gia tốc cho thông lượng neutron nhanh ngay gần sát bia từ 109 tới 1010 n.cm-2.s-1 Neutron đơn năng có năng lượng cao và dòng neutron có thể điều chỉnh được Máy phát neutron thường dùng để xác định các nguyên tố có tiết diện hấp thụ cao trong vùng năng lượng phát neutron nhanh, như: Magiê với T1/2: 37,6 giây phản ứng Mg26(n, α)Ne23, nhôm với T1/2: 9,5 phút phản ứng Al27

(n, p)Mg27, sắt với T1/2: 2,58 giờ phản ứng Fe56

(n, p)Mn56

Nhược điểm:

Máy gia tốc sử dụng hạn chế trong công nghiệp do thông lượng neutron dao động theo thời gian, phụ thuộc rất mạnh vào vị trí và giảm rất nhanh theo khoảng cách so với bia Bia Tritium chế tạo khá đắt tiền thời gian sống của bia hạn chế do hiệu ứng hóa loãng, hiệu ứng phún xạ và áp suất phân ly tăng nhanh khi nhiệt độ cao của vật liệu hấp thụ hydro và các đồng vị của nó

1.2.3 Nguồn neutron đồng vị phóng xạ

Nguồn neutron phóng xạ là nguồn neutron được tạo ra từ hạt nhân phóng xạ phát ra bức xạ α hay γ khi được trộn với vật liệu bia (9

Be hay 2D) theo phản ứng (α, n) hoặc (γ, n) Ngoài ra, nguồn neutron cũng có thể là nguồn đồng vị có thành phần phóng xạ phân rã tự nhiên

Ưu điểm:

Nguồn neutron có thể tích tương đối nhỏ, dễ vận chuyển, sự nguy hiểm đến sức khỏe được hạn chế, rẻ tiền nên thích hợp sử dụng trong các thí nghiệm về hạt nhân ở trường đại học và trong các phân tích kích hoạt trong công nghiệp

Nhược điểm:

Thông lượng neutron phát ra khá thấp từ 107

n.cm-2.s-1tới 109

n.cm-2.s-1, phổ neutron là đa năng từ 0 đến 7 MeV nên chỉ giới hạn cho việc xác định các nguyên tố

có độ phổ cập tự nhiên, tiết diện phản ứng lớn Ngoài ra, các nguồn này cũng không thể “đóng mở ” khi không dùng

1.2.3.1 Nguồn Alpha (α, n)

Nguồn phóng xạ (α, n) có ý nghĩa lịch sử trong việc khám phá ra neutron và

là nguồn hữu dụng nhất trong lĩnh vực thực nghiệm hạt nhân Nguồn alpha với bia

Be có hiệu suất phát neutron cao nhất so với các nguyên tố khác khi được chiếu trực tiếp với nguồn α Hiệu suất phát neutron của bia Be gấp 4 lần bia Bo, hơn 6 lần bia

F khi ở cùng điều kiện Vì thế, Be được sử dụng làm bia trong hầu hết các nguồn phóng xạ (α, n) Các nguồn bia Be phổ biến như: 210Po-Be; 226Ra-Be; 239Pu-Be;

241

Am-Be

Be được trộn với hạt Po vì thế nó được chiếu trực tiếp với hạt α Po sử dụng

ở đây có chu kỳ bán rã 138 ngày Tốc độ phân rã của nguồn Po-Be tương đối nhanh, phát ra hạt α tại năng lượng 5,3 MeV Nguồn Po-Be phát ra bức xạ γ với cường độ rất thấp, nhỏ hơn so với nguồn (γ, n)

Có nhiều cách để chế tạo nguồn Po-Be Người ta trộn bột Be dạng mịn với dung dịch Po Sau đó sấy khô hoàn toàn, hỗn hợp tạo thành có dạng viên nhỏ, đựng trong hộp kín Ngoài ra, nguồn Po-Be có thể được tạo ra dưới những lớp mỏng xếp lên nhau Sau khi điện phân dung dịch, Po bám vào lá Platin và lá này được đưa vào khe hẹp giữa hai nữa khối hình trụ của kim loại Be

b 226 Ra-Be

Trước khi có máy gia tốc thì nguồn 226Ra-Be là cách phổ biến nhất để tạo ra neutron Người ta dùng một hỗn hợp gồm bột Be mịn trộn với RaBr2 làm nguồn phát neutron 226Ra có nhiều trong tự nhiên, chu kỳ bán hủy dài 1690 năm nên tốc

độ phát neutron sẽ không đổi theo thời gian Nhưng nguồn 226Ra-Be cũng có nhược điểm là tia gamma phát ra có cường độ lớn và khả năng đâm xuyên mạnh Tia gamma sẽ gây nguy hiểm cho sức khỏe, sinh ra một số hiệu ứng chống lại detector neutron Thể tích nguồn sẽ giảm đáng kể khi hỗn hợp bột Be trộn với Ra-Br được nén ở mật độ 1,75 mg/cm3 Khi đó, nguồn 226Ra-Be sẽ có hiệu suất neutron khoảng

M là khối lượng Radon bromua Thông thường thì tỉ lệ 10g Be với 1g Ra

Trong những năm gần đây những nguyên tố siêu uranium như 239

Pu, 241Am hay 242Cm đang được sử dụng rộng rãi Những nguồn này được tạo ra dưới dạng

kim loại bột pha với Be

c 239 Pu-Be

Hợp chất Pu- Be có mật độ 3,7 g/cm3 Người ta sử dụng đồng vị 239Pu có chu kỳ bán rã 23×104 năm, đồng vị này phát ra hạt α có năng lượng 5,1 MeV Nguồn 239Pu phát ra tia gamma có cường độ yếu, năng lượng thấp và hiệu suất neutron cũng thấp hơn nguồn Ra- Be Một nguồn Pu- Be neutron hình trụ có đường kính 2 cm, cao 3 cm sẽ cho hiệu suất 106 neutron/s

1D là 2,33 MeV Các loại nguồn photoneutron và các đặc trưng của chúng được cho thấy trên bảng 1.2

Bảng 1.2 Đặc trưng của một số nguồn photoneutron [15]

Nguồn T1/2 Eγ (MeV) En (MeV) Hiệu suất (neutron/s)

1.3 Tương tác của neutron với hạt nhân [15,16,18,27]

Tương tác giữa các neutron với hạt nhân nguyên tử được gây ra do các lực hạt nhân tác động ở cự ly rất ngắn cỡ vài Fermi ( 10-15 m) Có hai loại tương tác: tán xạ hoặc hấp thụ

1.3.1 Tán xạ [10]

Phản ứng tán xạ xảy ra khi một neutron va chạm với hạt nhân bia và phát xạ

ra một neutron khác Neutron lúc đầu và neutron lúc sau thường không giống nhau, neutron phát xạ ra chỉ đơn thuần là bị bật ra khỏi hoặc bị tán xạ từ hạt nhân Có hai loại phản ứng tán xạ: tán xạ đàn hồi và tán xạ không đàn hồi

1.3.1.1 Tán xạ đàn hồi (n, n)

Có hai trường hợp:

 Tán xạ đàn hồi thế: là tán xạ mà neutron chỉ thuần túy bị làm lệch hướng

bởi các lực hạt nhân Tán xạ thế mà neutron không bao giờ va chạm thực sự với nhân và nhân hợp phần không hình thành với neutron tới có năng lượng lên tới 1 MeV Neutron bị tán xạ bởi lực ngắn hạt nhân khi chúng gần tới hạt nhân

Hình 1.2 Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân

 Tán xạ đàn hồi cộng hưởng: neutron bị hấp thụ bởi nhân bia và hình

thành nhân hợp phần ở trạng thái trung gian, nhân này sẽ trở về trạng thái cơ bản bằng cách phát neutron Xác suất hình thành trung gian phụ thuộc rất nhiều vào

năng lượng neutron tới

Một phản ứng tán xạ đàn hồi xảy ra giữa một neutron tới và một hạt nhân bia, không có sự truyền năng lượng để kích thích hạt nhân Trong phản ứng có sự

truyền động năng từ neutron đến hạt nhân bia nhưng vẫn tuân theo định luật bảo toàn động lượng và động năng Hạt nhân bia sẽ nhận được phần năng lượng bằng với động năng neutron tới bị mất trong phản ứng là p2

2M

Hình 1.3 Tán xạ đàn hồi giữa neutron với nhân bia

Các định luật bảo toàn trong phản ứng tán xạ đàn hồi:

- Định luật bảo toàn động lượng:

1

MV2

0 = 2

Trong đó: p: động lượng của hạt nhân bia,

mn: khối lượng neutron,

M : khối lượng hạt nhân bia,

v0, v : tốc độ neutron lúc tới và neutron tán xạ,

V0 ,V : tốc độ hạt nhân bia và nhân giật lùi

1.3.1.2 Tán xạ không đàn hồi (n, n ’ )

Trong va chạm không đàn hồi, neutron tới bị hạt nhân bia hấp thụ hình thành hạt nhân hợp phần Nhân hợp phần này sẽ phát ra một neutron có năng lượng thấp hơn năng lượng neutron tới Hạt nhân bia sau va chạm ở trạng thái kích thích sẽ phát ra bức xạ gamma, giải phóng năng lượng để trở về trạng thái cơ bản Vậy trong phản ứng tán xạ không đàn hồi, một phần động năng chuyển thành năng lượng kích thích của hạt nhân sau va chạm Năng lượng này sau đó được phát ra dưới dạng bức

γ

1.3.2 Phản ứng hấp thụ

1.3.2.1 Phản ứng (n, γ)

Phản ứng (n, γ) là phản ứng của hạt nhân bia có khả năng hấp thụ neutron tạo thành nhân hợp phần Nhân hợp phần tiếp tục phân rã phát ra bức xạ tia gamma để trở về trạng thái cơ bản Nhân hợp phần có thành phần nguyên tố giống như hạt nhân ban đầu nhưng số khối tăng thêm 1 đơn vị, ví dụ như phản ứng

1

0n + 23892U → 239

92U*Uranium phân rã phát ra bức xạ tia gamma để trở về trạng thái cơ bản

Neutron được làm chậm trong cả hai loại va chạm đàn hồi và không đàn hồi

với hạt nhân nguyên tử của môi trường Tán xạ không đàn hồi chủ yếu xảy ra với nhân nặng, tán xạ đàn hồi xảy ra với nhân nhẹ

Neutron không bị mất năng lượng do ion hóa, quãng chạy của nó trong vật

chất rất dài Khi neutron di chuyển trong vật chất nó tương tác với hạt nhân chất làm chậm, neutron truyền một phần năng lượng của mình cho các hạt nhân bia dưới

dạng động năng nếu va chạm là đàn hồi hoặc năng lượng kích thích nếu va chạm là không đàn hồi và mất dần năng lượng nên động năng của neutron giảm đi, nghĩa là được làm chậm

Hầu hết neutron sinh ra trong phân hạch có năng lượng khoảng 1 đến 2MeV Sau quá trình làm chậm, nếu neutron chậm xuống từ năng lượng phân hạch đến 1eV được gọi là quá trình chậm dần và làm chậm neutron xuống dưới 1eV gọi là quá trình nhiệt hóa

1.5 Khái niệm về tiết diện neutron [18]

Xác suất xảy ra tương tác giữa một neutron với một hạt nhân bia được gọi là tiết diện neutron Nếu một lượng lớn neutron có cùng năng lượng xuyên qua lớp mỏng vật liệu thì có một số neutron xuyên qua mà không tương tác với hạt nhân, một số neutron tương tác với hạt nhân nên bị đổi hướng và năng lượng, số còn lại bị hạt nhân bia hấp thụ vào trong mẫu Khi đó, ta có xác suất của từng trường hợp này khác nhau Giả sử mỗi hạt nhân trong bia được gắn với tiết diện S, gọi là tiết diện hiệu dụng theo hướng vuông góc với phương tới của neutron Bia được xem là rất mỏng để cho toàn bộ hạt nhân trong bia không bị che chắn bởi các hạt nhân khác,

và nếu neutron đi vào phần tiết diện S thì chắc chắn xảy ra tương tác với hạt nhân

Ngược lại, nếu neutron không đi qua phần tiết diện S thì không xảy ra tương tác

Hình 1.5 Tương tác neutron với bia

Với bia có diện tích là A, bề dày là dx và số hạt nhân bia trên đơn vị thể tích

là n thì tiết diện hiệu dụng toàn phần là S.n.A.dx Khi đó, tiết diện tương tác được tính bằng tỉ số của tiết diện hiệu dụng toàn phần của tất cả các hạt nhân bia và diện tích toàn phần của bia:

P = SnAdx

A Trong đó: P: tiết diện tương tác,

S: tiết diện hiệu dụng của hạt nhân

Ở cấp độ nguyên tử, tiết diện tương tác của neutron không đơn thuần là tiết diện theo cấu trúc hình học của bia mà ở cấp độ vi mô hơn nên S được thay bằng σ, khi đó:

P = nAdx

A

σ

(1.9) Nếu chùm neutron tới có cường độ I0 có N hạt neutron tham gia phản ứng thì tiết diện tương tác cũng được tính bằng công thức:

S

dx

σ

=

0

NI

⇒ σ =

0

N

Với σ: tiết diện phản ứng vi mô

Trong tương tác của neutron với nguyên tử bia thì có khả năng xảy ra phản ứng tán xạ đàn hồi (n, n), không đàn hồi (n, n’), phát photon và các hạt mang điện (n, γ), (n, p), (n, α) tương ứng có N1, N2, N3, hạt neutron tham gia phản ứng Khi

đó, tiết diện tổng cộng được tính:

và không phụ thuộc lẫn nhau Vì thế, xác suất tổng bằng tổng các xác suất, tiết diện tổng bằng tổng các tiết diện riêng phần Trong phản ứng của neutron với hạt nhân

để hình thành nhân hợp phần xảy ra phản ứng tán xạ và hấp thụ nên tiết diện tổng được tính bằng công thức:

Trong đó: σr: tiết diện hấp thụ,

sc

σ : tiết diện tán xạ

Tiết diện thường có đơn vị là cm2

hay barn, 1 barn = 10-24cm2

CHƯƠNG 2

Năm 1936, phân tích kích hoạt ra đời và được Von Hevesy và Levi lần đầu tiên áp dụng, cho đến nay phân tích kích hoạt là một phương pháp phân tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu chính xác nhất và tiện lợi nhất so với các phép phân tích khác Từ 1938 đến 1940, người ta phân tích kích hoạt bằng các hạt mang điện như proton (p), alpha (α), deutron (d) Với sự phát triển của lò phản ứng hạt nhân đã 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 kỹ thuật phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy rất cao so với các phương pháp phân tích khác

2 1 Cơ sở phân tích kích hoạt neutron [8,13]

Cơ sở cho việc phân tích kích hoạt neutron là dựa vào phản ứng của các đồng

vị bia với neutron từ lò phản ứng hạt nhân Quan trọng nhất là phản ứng bắt neutron hay gọi là phản ứng (n, γ), trong đó một hạt nhân X (nhân bia) hấp thụ một neutron

sẽ tạo ra một nhân phóng xạ có cùng số Z nhưng khối lượng nguyên tử tăng lên một đơn vị và phát ra bức xạ gamma đặc trưng, quá trình này được biểu diễn bởi phản ứng:

ZX +0n → ( +ZX)* → +ZX + γ

Trong đó:

A: số khối của nguyên tố bia,

Z: số điện tích của hạt nhân bia,

Ký hiệu (*) trong phản ứng trên biểu diễn cho nhân hợp phần ở trạng thái trung gian

Dựa vào năng lượng và cường độ của bức xạ đặc trưng của hạt nhân A 1

X

sẽ định tính và định lượng được hạt nhân bia A

X Hình 1.9 cho ta thấy sơ đồ tổng quát của quá trình kích hoạt neutron nhiệt lên hạt nhân bia X để tạo thành hạt nhân phóng xạ

Hình 1.6 Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ.

2 2 Nguyên tắc trong phân tích kích hoạt neutron [8,13]

Phân tích kích hoạt là phương pháp phân tích nguyên tố hiện đại dựa trên hai nguyên tắc sau:

- Dùng một chùm hạt bắn vào mẫu cần phân tích Các nguyên tố chứa trong

mẫu cần phân tích cũng như các đồng vị của nguyên tố đó được biến đổi qua các phản ứng hạt nhân để tạo thành các đồng vị phóng xạ Những đồng vị phóng xạ này

có thể phân biệt được dựa trên các tính chất bức xạ khác nhau của chúng như: loại bức xạ phát ra, năng lượng bức xạ, thời gian bán rã Từ sự khác nhau này, ta xác định định tính các nguyên tố Ngoài ra, độ phóng xạ của các đồng vị sinh ra do phản ứng hạt nhân dưới những điều kiện không đổi tỉ lệ với hàm lượng nguyên tố chứa trong mẫu nên ta xác định được định lượng các nguyên tố

- Độ phóng xạ do kích hoạt không chỉ phụ thuộc vào lượng nguyên tố chứa trong mẫu mà còn vào thông lượng chùm hạt chiếu, tiết diện kích hoạt của nhân bia, thời gian chiếu, đặc trưng phân rã của nguyên tố phóng xạ tạo thành

Để kích hoạt ta có thể dùng neutron, photon hay các hạt mang điện từ các lò phản ứng, máy gia tốc: proton, 3

He, 4He Trong đó kích hoạt bằng neutron đóng vai trò đặc biệt vì:

- Neutron trung hòa điện nên có khả năng đi sâu vào nguyên tử

Gamma trễ Nhân hợp phần

Gamma tức thời

- Dễ dàng xuyên qua mọi vật chất

- Không làm thay đổi thành phần hóa học của nguyên tố được chiếu và không hủy mẫu

2 3 Các bước cơ bản trong phân tích kích hoạt [8,13]

Những bước sau đây cơ bản trong phân tích kích hoạt:

- Mẫu sau khi đo khối lượng chính xác được cho vào hộp hay bình chứa thích hợp để chiếu xạ Mẫu cần được bịt kín để tránh sự nhiễm bẩn từ bên ngoài

- Chiếu xạ mẫu trong nguồn neutron với thời gian đủ dài Khi mẫu trong lò phản ứng, các hạt nhân bia sẽ hấp thụ neutron tạo thành nhân hợp phần ở trạng thái kích thích Sau khoảng thời gian rất ngắn, nhân này phát tia gamma tức thời và trở thành nhân phóng xạ Các tia gamma tức thời này cũng có thể được dùng trong phân tích kích hoạt, gọi là phân tích kích hoạt gamma tức thời (PGAA) Các nhân phóng xạ này tiếp tục phát tia gamma đặc trưng để trở thành đồng vị phóng xạ bền Trong phân tích kích hoạt neutron người ta thường đo tia gamma này để phân tích

- Sau khi chiếu xạ, mẫu được đo ngay lập tức đối với các nguyên tố có chu

kỳ bán hủy ngắn hoặc đo sau khi chờ một thời gian đối với các đồng vị có chu kỳ bán hủy dài

- Mẫu được đo nhờ một detector nhấp nháy NaI (Tl) hay detector bán dẫn HPGe kết hợp với máy phân tích đơn kênh hay đa kênh

2 4 Một số lưu ý khi phân tích kích hoạt [8,13]

Trong phân tích kích hoạt cần lưu ý một số vấn đề sau:

- Mẫu và mẫu chuẩn phải có cùng một bố trí hình học Chiếu xạ mẫu và mẫu chuẩn dưới cùng điều kiện, đếm cả hai dưới cùng điều kiện, tỉ lệ số đếm của mẫu và mẫu chuẩn phải tỉ lệ với khối lượng của chúng

- Để việc phân tích đạt hiệu quả cao, người phân tích nên được hiểu biết về hóa học và có kiến thức vững về hóa hạt nhân, về việc đo, thiết bị đo, nguồn chiếu

- Khi phân tích, mẫu có thể thay đổi từ nơi này đến nơi khác trong lò nên thông lượng có thể thay đổi dẫn đến việc ảnh hưởng phản ứng hạt nhân và kết quả

đo

- Việc đo bức xạ cũng phức tạp và khó khăn như: sự hấp thụ bức xạ, sự không ổn định của thiết bị, tính không tuyến tính trong detector

- Trong phân tích kích hoạt ta cần chú ý đến loại và năng lượng bức xạ, các thông số như: tiết diện bắt neutron, độ phổ cập đồng vị bia, chu kỳ bán rã của đồng

vị phải đủ lớn để ghi nhận được bức xạ

2 5 Đo bức xạ tia gamma để xác định tiết diện bắt neutron nhiệt [8,13]

Neutron nhiệt và trên nhiệt chủ yếu xảy ra phản ứng bắt neutron phát tia gamma (n, γ) Chiếu mẫu có N0 hạt nhân bằng chùm neutron có thông lượng

φ(n.cm-2.s-1), mỗi hạt nhân bia có tiết diện phản ứng σ (cm2) thì tốc độ phản ứng được xác định bởi:

Độ phân rã của hạt nhân phóng xạ được mô tả:

Với detector có hiệu suất ghi ɛp tại đỉnh năng lượng Eγcó cường độ tuyệt đối

γ diện tích đỉnh thu được trong thời gian đo tm là:

.[1 exp( t )]exp( t )[1 exp( t )]/ t M

⇒ Np / tm = .W .NA p

.S.D.C M

(2.6) Vậy tiết diện phản ứng của neutron nhiệt được xác định bằng công thức:

(N / t ).M.W .N S.D.C

σ =

Với: σ: tiết diện phản ứng của neutron nhiệt (cm2),

Np / tm: tốc độ đếm xung đo được của đỉnh tia gamma quan tâm đã được hiệu chỉnh 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 = 6,023.1023 mol-1: hằng số Avogadro,

W: khối lượng nguyên tố được chiếu xạ (g),

θ: độ phổ cập đồng vị bia (%),

M: khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia,

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

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

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

γ: cường độ tuyệt đối của tia gamma được đo,

ɛp: hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng,

φ: thông lượng neutron trên mỗi khoảng năng lượng (n.cm-2

Từ phương trình (2.7), để xác định tiết diện của mẫu ta phải biết các thông số

vị trí chiếu xạ của nguồn neutron đồng vị phóng xạ như thông lượng neutron nhiệt Đối với thiết bị ghi bức xạ ta phải xác định đường cong hiệu suất theo năng lượng của detector

2.6 Phân tích hàm lượng nguyên tố trong mẫu [8,13]

Do cường độ tia gamma của đồng vị phóng xạ tỉ lệ thuận với hàm lượng nguyên tố trong mẫu nên dựa vào tính chất này ta sẽ xác định được hàm lượng nguyên tố có trong mẫu Vì thế ta thường dùng mẫu chuẩn (hàm lượng W* biết

trước) chiếu và đo cùng điều kiện với mẫu Khi đó ta có:

A : hoạt độ riêng mẫu chuẩn,

W : khối lượng nguyên tố quan tâm (g),

W* : khối lượng nguyên tố trong mẫu chuẩn (g)

Thông thường ta dùng 1 bộ mẫu chuẩn có khối lượng thay đổi và xây dựng đường tuyến tính biểu diễn mối liên hệ giữa khối lượng và cường độ (diện tích đỉnh năng lượng) đỉnh gamma quan tâm

Trong đó:

m: khối lượng nguyên tố quan tâm (g),

a, b: hệ số đường tuyến tính,

S: diện tích đỉnh năng lượng của đồng vị quan tâm

Dựa vào số liệu mẫu phân tích và phương trình đường chuẩn (2.9) tính được khối lượng các nguyên tố có trong mẫu phân tích

CHƯƠNG 3 KHẢO SÁT HỆ ĐO

3 1 Sơ lược nguồn Ra- Be

Thùng chứa nguồn có dạng hình học được bao bọc phía ngoài bằng kim loại, bên trong là khối bê tông chen giữa các khối paraffin gồm nhiều ống nhôm rỗng xuyên suốt khối Đường kính khối hình trụ ngoài là 81 cm, đường kính khối hình trụ bên trong là 48 cm Mặt bên trên của nguồn gồm 5 ống kim loại nằm chính giữa nguồn có chiều sâu 33 cm dùng để đưa mẫu vào nguồn chiếu Hình 2.1 và hình 2.2 cho thấy thùng chứa nguồn neutron và các lỗ chiếu mẫu dùng trong thí nghiệm

Hình 2.1 Nguồn Ra-Be ở bộ môn Vật lý hạt nhân

Hình 2.2 Mặt trên của nguồn Ra-Be và các lỗ chiếu

1

Lỗ số 1

3.2 Vật liệu dùng trong thí nghiệm

- Nguồn neutron nhiệt Ra- Be ở phòng thí nghiệm chuyên đề 2 Bộ Môn Vật lý Hạt Nhân trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên

- Lá 115In mỏng ( thành phần 100 %) có khối lượng 0,6256g

- 8 mẫu bột Mn (100%) có khối lượng khác nhau; 5 mẫu bột Mn được trộn với chất nền graphit theo tỉ lệ phần trăm từ 10%-50% khối lượng mẫu (5g)

- Nguồn phóng xạ chuẩn

+ 60Co hoạt độ 1µ Ci+ 137Cs hoạt độ 1µ Ci+ 22Na hoạt độ 1µ Ci