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

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINHĐẠI HỌC KHOA HOC TỰ NHIÊN LÂM THU VĂN TÍNH TOÁN PHÂN BỐ CỦA ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ TRONG THÙNG THẢI BẰNG PHƯƠNG PHÁP QUÉT GAMMA PHÂN ĐOẠN Chuyên ngành: V

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

ĐẠI HỌC KHOA HOC TỰ NHIÊN

LÂM THU VĂN

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

QUÉT GAMMA PHÂN ĐOẠN

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

Mã số: 60 44 05

Hướng dẫn khoa học: TS Lê Bảo Trân

Thiết bị và phương pháp nghiên cứu

1 Tổng quan 1.1 Tình hình nghiên cứu ngoài nước

• Năm 1993, Cesana và cộng sự [8] đã đưa ra phương pháp xác

trong thùng thải phóng xạ.

• Năm 1995, Filb [12] đã xây dựng công thức tính hoạt độ thùng thải từ tốc độ phát tia gamma.

• Năm 2009, Bai và cộng sự [17] đã đưa ra phương pháp tính hoạt

độ của thùng thải không đồng nhất bằng phương pháp quét gamma phân đoạn.

• Năm 2011, Krings và Mauerhofer [13] đã thay đổi hàm đáp ứng trong biểu thức của Bai, kết quả là giảm sai số một cách đáng kể.

1 Tổng quan 1.2 Tình hình nghiên cứu trong nước

• Năm 2012, Trần Quốc Dũng cùng cộng sự

 Nghiên cứu những hạn chế của phương pháp quét gamma phân đoạn và đề nghị một phương pháp bổ sung để kiểm tra thùng thải phóng xạ [15].

 Giảm sai số hệ thống bằng cách cải tiến dùng hai đầu dò đồng nhất và áp dụng cho phân tích thùng thải mật độ thấp [16]

• Năm 2012, Lê Anh Đức [1] trong luận văn tốt nghiệp đã nghiên cứu

sự ảnh hưởng của phân bố nguồn trong một phân đoạn đến sai số hệ thống của phép đo bằng phương pháp quét gamma phân đoạn.

1 Tổng quan 1.2 Tình hình nghiên cứu trong nước

• Năm 2013, Huỳnh Thị Yến Hồng cùng cộng sự [2] áp dụng kỹ

thuật quét gamma phân đoạn để xác định vị trí nguồn trong thùng thải

• Năm 2013, Trương Nhật Huy [3] trong luận văn tốt nghiệp đã xác định vị trí một đồng vị được thả ngẫu nhiên vào thùng có các chất độn khác nhau.

• Năm 2014, Nguyễn Thị Thanh Thủy [7] trong luận văn tốt nghiệp

đã xác định tên, vị trí đồng vị và dùng chương trình MCNP5 để xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng trong trường hợp

không có chất độn và chất độn cát.

1.3 Giới thiệu kỹ thuật quét gamma phân đoạn (Segmented Gamma Scanning Technique - SGS)

1 Tổng quan

Được phát triển bởi phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos –

Mỹ vào đầu những năm 1970.

Phổ biến nhất trong số các kỹ thuật phân tích không hủy mẫu.

Các dụng cụ đo và lắp ráp không quá phức tạp với độ tin cậy

cao, giá thành sản xuất phù hợp

Nguyên tắc cơ bản là chia thùng thải thành các phân đoạn

ngang có chiều cao nhỏ hơn nhiều so với chiều cao thùng.

Phương pháp nghiên cứu: thực nghiệm và mô phỏng

2 Thiết bị và phương pháp nghiên cứu

Chương trình PENELOPE

• Mô phỏng sự vận chuyển 3 loại hạt: photon, electron

và positron trong hệ thống vật liệu tùy chọn.

• Các tập tin dữ liệu được dùng để mô phỏng: tập tin vật liệu; tập tin hình học, tập tin đầu vào; tạo ứng dụng penmain.exe.

Xử lý phổ mô phỏng

• Tác động hàm FWHM vào đỉnh năng lượng toàn phần

để so sánh với kết quả thực tế.

• Hàm FWHM: FWHM  0,002 0,0656 E 0,064E   2

2 Thiết bị và phương pháp nghiên cứu

2 Thiết bị và phương pháp nghiên cứu Nguồn - Thùng thải

• Chiều cao : 85 cm

• Đường kính: 58 cm

• 11 phân đoạn, 12 góc quay

• 12 ống có đánh số

• 2 tấm xốp

• 1 nguồn kim

2 Thiết bị và phương pháp nghiên cứu

Thiết bị ghi nhận và dịch chuyển

đoạn (cm)

Số đếm

Hình 3 Đồ thị biểu diễn số đếm đỉnh theo vị trí góc

Kết luận: Nguồn 60Co, ở phân đoạn

8, giữa góc quay thứ nhất và thứ hai

Kết luận: Nguồn 60Co, ở phân đoạn

8, giữa góc quay thứ nhất và thứ hai

Bảng 2 Số đếm đỉnh theo vị trí góc

Hình 4 Phổ nguồn phóng xạ

Thả hai nguồn

3 Kết quả và thảo luận

Xác định tên nguồn

Tiến hành tương tự như với một

nguồn, phổ thu được thể hiện trên

đoạn (cm)

Số đếm

3 Kết quả và thảo luận Thả hai nguồn

Kết luận: Hai nguồn 241Am và

226Ra, ở phân đoạn 8, góc thứ sáu

Kết luận: Hai nguồn 241Am và

226Ra, ở phân đoạn 8, góc thứ sáu

Hình 6 Đồ thị biểu diễn số đếm đỉnh theo vị trí góc

Bảng 4 Số đếm đỉnh theo vị trí góc

Hình 7 Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng

Cấu hình hệ đo hiển thị

3 Kết quả và thảo luận Kết quả mô phỏng

Nguồn 60Co và 137Cs, không có chất độn Nguồn

60Co và 137Cs, chất độn cát

Nhận xét: Các đồ thị cho thấy giữa phổ thực nghiệm và phổ

mô phỏng đều xuất hiện tia X, nền Compton và các đỉnh năng lượng đặc trưng → hệ đo có độ tin cậy nhất định

Nhận xét: Các đồ thị cho thấy giữa phổ thực nghiệm và phổ

mô phỏng đều xuất hiện tia X, nền Compton và các đỉnh năng lượng đặc trưng → hệ đo có độ tin cậy nhất địnhHình 9 Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng Hình 10 Đồ thị so sánh phổ thực nghiệm và mô phỏng

3 Kết quả và thảo luận Xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng

Nhận xét: tại cùng một

vị trí, hiệu suất ghi nhận trong dãy năng lượng từ 320,08 keV đến 1836,05 keV phụ thuộc vào năng lượng và xác suất phát các đỉnh năng lượng đặc

trưng.

Nhận xét: tại cùng một

vị trí, hiệu suất ghi nhận trong dãy năng lượng từ 320,08 keV đến 1836,05 keV phụ thuộc vào năng lượng và xác suất phát các đỉnh năng lượng đặc

trưng.

Hình 11 Đồ thị biểu diễn hiệu suất theo năng lượng tại ống 6

Hình 12 Đồ thị so hiệu suất theo 12 vị trí ống

Hình 13 Đồ thị so hiệu suất theo 12 vị trí ống

3 Kết quả và thảo luận Xây dựng đường chuẩn

hiệu suất tại 12 ống

Ống nào càng xa thì hiệu suất càng

nhỏ và ngược lại Hiệu suất trong

trường hợp chất độn cát suy giảm

nhiều hơn trường hợp không có chất

độn, cụ thể là nguồn 60Co giảm 2

lần, nguồn 137Cs giảm 3 lần.

3 Kết quả và thảo luận Xác định hoạt độ

Nguồn Ống Chất độn thực (μCi)Ci) Hoạt độ tính toán Hoạt độ

(μCi)Ci)

Độ sai biệt (%)

Nhận xét: kết quả cho thấy độ sai biệt giữa hoạt độ thực hoạt

độ tính toán dao động từ 3,99 % đến 9,98 %, nguyên nhân do:

o Khoảng cách từ bề mặt ống chuẩn trực đến bề mặt thùng

được thiết lập bị chênh lệch với khoảng cách đã đặt ra là 6,3

cm Bên cạnh đó, khe chuẩn trực chưa nằm trong khoảng

giữa mỗi cung tròn khi quay thùng

o Mật độ chất độn có sự chênh lệch giữa thực tế và mô phỏng.

o Kiểm tra độ tin cậy của hệ đo bằng chương trình PENELOPE.

o Sử dụng chương trình PENELOPE xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng tại một vị trí và đường chuẩn hiệu suất tại

12 vị trí ống của 60Co và 137Cs.

o Tính toán hoạt độ của đồng vị phóng xạ với độ sai biệt từ 3,99% đến 9,98%.

Danh mục công trình

6 Tài liệu tham khảo

Tiếng Việt

[1] Lê Văn Đức (2012), Đánh giá sai số của kỹ thuật quét gamma phân đoạn bằng phương

pháp ngẫu nhiên, Luận văn Thạc sĩ Vật lý, Trường Đại học Sư phạm TP Hồ Chí Minh.

[2] Huỳnh Thị Yến Hồng, Huỳnh Đình Chương, Vũ Ngọc Ba, Bùi Tuấn Khải, Trần Kim Tuyết, Lê Thị Ngọc Trang, Vũ Tiến Bảo Đăng, Trương Nhật Huy, Hoàng Đức Tâm, Trần

Thiện Thanh (2013), Áp dụng kỹ thuật quét gamma phân đoạn xác định vị trí một nguồn bất

kỳ trong thúng thải phóng xạ, Hội nghị Toàn quốc lần thứ III về Vật lý Kỹ thuật và Ứng

dụng (chấp nhận đăng)

[3] Trương Nhật Huy (2013), Nghiên cứu và thiết kế hệ đo thùng thải phóng xạ, luận văn

Thạc sĩ Vật lý, Trường Đại học Sư Phạm TP Hồ Chí Minh

[4] Trương Thị Hồng Loan (2006), Các phương pháp thống kê đánh giá số liệu thực nghiệm

hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên TP Hồ Chí Minh.

[5] Châu Văn Tạo (2004), An toàn bức xạ ion hóa, NXB Đại học Quốc gia TP Hồ Chí Minh [6] Trần Thiện Thanh (2013), “Hiệu chỉnh phổ gamma bằng phương pháp Monte Carlo”,

Luận án Tiến sĩ, Trường Đại Học KHTN, Đại học Quốc Gia Tp.HCM

[7] Nguyễn Thị Thu Thủy (2014), Phát triển hệ kiểm tra chất thải phóng xạ, luận văn Thạc

sĩ Vật lý, Trường Đại học Cần Thơ

Tiếng Anh

[8] A Cesana, M Terrani, and G Sandrelli (1993), Gamma Activity Determination in Waste

Tiếng Anh

[8] A Cesana, M Terrani, and G Sandrelli (1993), Gamma Activity Determination in Waste

Drums from Nuclear Plants, Applied Radiation Isotopes Vol 44, No 3, 517 – 520.

[9] F Salvat, J M Fernández-Vaera, J Sempau (2008) PENELOPE-2008, A Code System for Monte Carlo Simulation of Electron and Photon Transport Nuclear Energy Agency

[10]J Steven Hansen (2010), Tomographic gamma-ray scanning of uranium and plutonium,

LA-UR-07-5150, 4, 1 – 27

[11] ORTEC®ANTECH (2009), Comparison of Gamma-Ray Nondestructive Assay

Measurement Techniques, www.ortec-online.com

[12] P Filb (1995), Relation Between the Activity of a High-Density Waste Drum and its

Gamma Count Rate Measured with an Unshielded Ge-detector, Applied Radiation Isotopes

Vol 46, No.8, 805 – 812

[13] T Krings, E Mauerhofer (2011), Reconstruction of the activity of point sources for the

acurate characterization of nuclear waste drums by segmented gamma scanning, Applied

Radiation and Isotopes 69, 880 – 889

[14] T Q Dung (1996), Non-destructive techniques for assay of radioactive waste, Doctor of

Philosophy Dissertation, Technical University of Budapest, 57 – 72

[15] T Q Dung, T T Son (2012), Limitation of the segmented gamma scanning technique

and an additonal method for assay of radwaste drums, Scientific Journal of Pedagogy

University HCMC, Vol 33, 70 – 76

6 Tài liệu tham khảo

[16] T Q Dung, P T Phuc, T T Son, L A Đuc (2012), Evaluation of combination of

different methods for determination of activity of radioactive waste in sealed drum, Scientific

Journal of Pedagogy University HCMC, Vol 36, 96 – 101

[17] Y F Bai, E Mauerhofer, D Z Wang, R Odoj (2009), An improved method for the

non-destructive characterization of radioactive waste by gamma scanning, Applied

Radiation and Isotopes 67, 1897 – 1903

Trang web:

[18]http://www.canberra.com/products/waste_safeguard_systems/gamma-waste-systems.asp.[19] https://www.llnl.gov/str/Roberson.html

[20] http://laraweb.free.fr/

6 Tài liệu tham khảo

Cám ơn quý thầy cô và các bạn đã lắng nghe