Nghiên cứu, thiết kế và chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm để đo một số đặc trưng vật lý neutron, phân tích kích hoạt và định liều neutron phục vụ công tác đào tạo nhân lực hạt nhân

Từ hệ thiết bị đã chế tạo này, các nghiên cứu đã được tiến hành về: đo thông lượng và suất liều neutron dùng lá dò kích hoạt vàng; đo chiều dài làm chậm và khuếch tán cũng như diện tích

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

TÁC ĐÀO TẠO NHÂN LỰC HẠT NHÂN

(Mã số: 03/10/NLNT)

Cơ quan chủ trì: Viện Nghiên cứu hạt nhân Chủ nhiệm: TS NCVC Nguyễn Văn Hùng

LÂM ĐỒNG, THÁNG 11/2012

i

DANH SÁCH NHỮNG NGƯỜI CHÍNH THAM GIA THỰC HIỆN ĐỀ TÀI

-TT Họ tên ngạch công chức Học hàm, học vị, Đơn vị công tác

NCHN

6 Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài 4

Chương 3 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron dùng nguồn đồng vị 21

3.2.3 Tính toán thông lượng neutron trên nhiệt 30

Chương 4 Phương pháp đo neutron dựa trên tương tác của hạt tích điện 32

4.2 Đo neutron dùng ống đếm Bo dựa trên phản ứng 10B(n, α)7

4.3 Ống đếm tỉ lệ 3He dựa trên phản ứng 3He(n, p)3H 36

Chương 5 Phương pháp đo suất liều neutron dựa trên phép đo thông lượng 38

Chương 6 Giới thiệu chung về hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron

đồng vị

43

7.3 Xây dựng cấu hình Howitzer chứa nước mô phỏng bằng MCNP 53 7.3.1 Mô phỏng hình dạng và kích thước Howitzer nước dùng nguồn neutron 53 7.3.2 Các hình ảnh Howitzer nước được vẽ bằng chương trình MCNP 54

7.4.1 Kết quả tính toán các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron 56 7.4.2 Đánh giá an toàn bức xạ khi sử dụng Howitzer chứa nước bằng mô phỏng

MCNP

62

iv

Chương 8 Thiết kế chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm đo neutron 65

8.1.1 Tình trạng hệ ghi đo neutron ghép nối máy tính của Ấn Độ 65 8.1.2 Thiết kế, chế tạo khối nguồn nuôi thế thấp 66

8.1.4 Thiết kế, chế tạo khối khuếch đại phổ kế ngõ ra tựa Gauss 70

8.1.9 Kiểm tra độ phi tuyến vi phân và tích phân của hệ thống 78 8.1.10 Hình ảnh hệ đo neutron đã được sửa chữa và nâng cấp 80

8.2.1 Cấu hình và kích thước hệ Howitzer chứa nước 81

Chương 9 Đo thực nghiệm trên hệ thống Howitzer chứa nước đã chế tạo 90

9.1.2 Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều bán kính ngang

đối với nguồn 252

9.1.4 Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều bán kính ngang

đối với nguồn 241

Am-Be

102

9.1.5 Kết quả đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều thẳng

đứng đối với nguồn 241

9.3 Khảo sát thông số phổ neutron và khả năng xác định hàm lượng một số nguyên

tố trong mẫu xi măng và cà phê

v

10.1 Đo thông lượng neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng vị bằng

11.2 Bài toán 2: Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng,

đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng

- EVN (Vietnam Electricity): Tập đoàn Điện lực Việt Nam

- FTC (Follow-up Training Course): Khóa huấn luyện (tự tổ chức) tiếp theo

- JAEA (Japan Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản

- JTC (Joint Training Course): Cùng tổ chức khóa huấn luyện

- HTQT: Hợp tác quốc tế

- IAEA (International Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế

- INAA (Instrumental Neutron Activation Analysis): Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ

- INL: Độ phi tuyến tích phân

- ITP (Instructor Training Program): Chương trình đào tạo giảng viên

- IE (Applicaion of nuclear technique in industry and environment): Ứng dụng Kỹ thuật hạt nhân trong công nghiệp và môi trường

- KHCN: Khoa học công nghệ

- KHKTHN: Khoa học kỹ thuật hạt nhân

- KTHN: Kỹ thuật hạt nhân

- L (Diffusion length): Chiều dài khuếch tán

- LS (Slowing-down length): Chiều dài làm chậm

- LabVIEW (Laboratory Virtual Instrument Engineering Workbench): Ngôn ngữ lập trình dạng sơ đồ hình ảnh

- LOD (Limit of detection): Giới hạn xác định

- M2 (Migration area): Diện tích di cư

vii

- LPƯHNĐL: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

- NAA (Neutron Activation Analysis): Phân tích kích hoạt neutron

- NCHN: Nghiên cứu hạt nhân

- NLNT: Năng lượng nguyên tử

- NLNTVN: Năng lượng nguyên tử Việt Nam

- NRPB (Nuclear power and Renewable energy Projects pre-investment Boad): Ban chuẩn bị đầu tư dự án điện hạt nhân và năng lượng tái tạo

- NuTEC hay NuHRDeC (Nuclear Human Resourse Development Center): Trung t©m Phát triển nguồn nhân lực h¹t nh©n

- PTN: Phòng thí nghiệm

- to: Nhiệt độ

- TTĐT: Trung tâm đào tạo

- TTLPƯ: Trung tâm Lò phản ứng

- TTMT: Trung tâm Môi trường

- TTPT: Trung tâm Phân tích

- VL-ĐTHN: Vật lý – Điện tử hạt nhân

- VLHN: Vật lý hạt nhân

viii

TÓM TẮT

Báo cáo này trình bày các kết quả nghiên cứu và mô phỏng Monte-Carlo để thiết kế cấu hình hệ thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước đa chức năng dùng nguồn neutron đồng vị 252

Cf và 241Am-Be Từ đó đã chế tạo một hệ Howitzer chứa nước, gồm: thùng nhôm 2 lớp chứa nước hình trụ với kích thước trong 1,2mx1,2m và kích thước ngoài 1,3mx1,3m; hệ trao đổi nhiệt và bơm nước tuần hoàn; hệ giá đỡ và di chuyển nguồn neutron; hệ đo neutron dùng ống đếm 3

He và BF3 Từ hệ thiết bị đã chế tạo này, các nghiên cứu đã được tiến hành về:

đo thông lượng và suất liều neutron dùng lá dò kích hoạt vàng; đo chiều dài làm chậm và khuếch tán cũng như diện tích di cư của neutron trong môi trường nước; khảo sát thông số phổ neutron và xác định hàm lượng một số nguyên tố trong mẫu xi măng và cà phê; thiết lập 2 bài toán mẫu; xây dựng 5 bài thực hành liên quan phục vụ công tác đào tạo

Từ kết quả của đề tài, đã đăng tải được 3 bài báo khoa học, hoàn thành hướng dẫn 5 luận văn thạc sĩ và hệ Howitzer đã phục vụ ngay cho 3 đoàn sinh viên/cán bộ ở các cơ sở khác đến Viện NCHN thực tập Sản phẩm thực tiễn của đề tài là hệ thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước đa chức năng dùng nguồn neutron đồng vị được nghiên cứu chế tạo lần đầu tiên ở Việt Nam, rất hữu ích cho công tác đào tạo nhân lực hạt nhân

ABSTRACT

This report presents and research results and Monte-Carlo simulation for designing a configuration of system on experimental equipment including multi-function water-filled Howitzer using isotope neutron sources of 252Cf and 241Am-Be From that, the water-filled Howitzer was made It consists of the blocks as follows: water-filled two-layer aluminum cylinder tank with the inside-sizes of 1.2mx1.2m and the outside-sizes of 1.3mx1.3m; temparature exchanging system and circulation water-ejector; system for supporting and moving neutron sources; neutron measuring system using 3He and BF3 counters From the Howitzer system, researches were carried out for: measuring neutron flux and rate-dose using the activated gold foils; measuring slowing-down and diffusion lengths as well as migration area of neutrons in water medium; surveying spectrum parameters of neutron and determining contents of some elements in cement and coffee samples; establishing two benchmarks; setting

up five related experimentally exercises for training

From the results of the Project, three scientific articles were issued, five Msc thesies were completed, and the Howitzer system served at once three teams of students/staffs from the other institutions to the Nuclear Research Institute for practice The practical product of the Project has been the multi-function water-filled Howitzer using isotope neutron sources that was researched and made fist time in Vietnam It has been very useful for traning activity

in the nuclear field

1

MỞ ĐẦU

1 Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài và trong nước

1.1 Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài

Trên thế giới, để phục vụ các nghiên cứu và đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng, các trường đại học (Đại học công nghệ Tokyo, Nhật Bản; Đại học MIT, Mỹ; Đại học Thanh Hoa, Bắc Kinh, Trung Quốc, v.v…), Trung tâm đào tạo thuộc các Viện nghiên cứu (như NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản; NTC/KAERI, Hàn Quốc, v.v.) đều có các phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị thực hành để để học viên có thể tiến hành đo đạc các đặc trưng vật lý neutron như: đo phổ và thông lượng neutron, độ dài làm chậm và khuếch tán neutron, kích hoạt mẫu trên nguồn neutron đồng vị, định liều neutron và thực hiện các tính toán mô phỏng Ở NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản có phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, đo đạc thực nghiệm các đặc trưng làm chậm và khuyếch tán neutron trong môi trường graphite và môi trường nước sử dụng các nguồn neutron đồng vị như 252

Cf và 241Am-Be Vừa qua (năm 2006-2009), một số cán bộ của Viện NCHN đã sang NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản thực tập và nghiên cứu trong phòng thí nghiệm này theo Chương trình đào tạo giảng viên ITP (Instructor Training Program) Với mỗi phòng thí nghiệm, tùy theo thiết bị đo và nguồn neutron sử dụng mà có những tính toán, thiết kế không gian làm việc và phép đo đạc thực nghiệm khác nhau nhằm phục vụ tốt nhất công tác huấn luyện, đào tạo và nghiên cứu cho các đối tượng học viên khác nhau (sinh viên, học viên cao học, thực tập sinh, v.v…)cũng như đảm bảo các vấn đề

về an toàn bức xạ (ATBX) Các phòng thí nghiệm này bắt buộc phải có trong mỗi cơ sở đào tạo nhằm đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân

nói riêng

1.2 Tình hình nghiên cứu ở trong nước

Ở nước ta, có một số cơ sở nghiên cứu (như Viện KHKTHN Hà Nội, Viện Vật lý thuộc Viện KHCN Việt Nam) đã có một số nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm về các đặc trưng neutron nhưng còn rời rạc/nhỏ lẻ, chưa có hẳn phòng thí nghiệm độc lập nào để phục

vụ công tác huấn luyện và đào tạo, mà chỉ thực hiện một số thí nghiệm như đo thông lượng neutron, phân tích kích hoạt neutron cho các khóa luận tốt nghiệp hay thực tập của học viên Viện Nghiên cứu hạt nhân (NCHN), Đà Lạt là cơ sở nghiên cứu duy nhất có Lò phản ứng nghiên cứu IVV-9 với công suất danh định 500 kW phục vụ rất tốt cho công tác huấn luyện, đào tạo, giảng dạy và nghiên cứu về lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nói chung, đặc biệt là lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng nói riêng

Tuy nhiên, để chuẩn hóa công tác huấn luyện và đào tạo trong lĩnh vực này như ở các cơ sở đào tạo nước ngoài, trước khi tiến hành các bài thực nghiệm trên lò phản ứng IVV-9, trên các kênh chiếu xạ ngang của lò phản ứng, cũng như trên các kênh chiếu xạ khô (kênh No 13-2, No 7-1) thì học viên cần phải thực hiện các thí nghiệm cơ bản (về đo thông lượng và phân bố thông lượng của neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác nhau như graphite, nước nhẹ, v.v…) trên một hệ thống thiết bị thực nghiệm đa năng phù hợp nào đó để có những hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng

vị Nhưng cho đến hiện nay ở Việt Nam vẫn chưa có một cơ sở nghiên cứu/đào tạo nào có

2

một hệ thống thiết bị thực nghiệm đa năng như vậy, mà chỉ có một vài cơ sở với hệ Howitzer chứa nước đơn giản loại kích thước nhỏ dùng để thí nghiệm về phân tích kích hoạt neutron và chuẩn liều neutron (Trường ĐHBK Hà Nội, ĐHKHTN Tp.HCM, Phòng ATBX của Viện NCHN, v.v…)

2 Nhu cầu lý do thực hiện Đề tài

Theo Dự án hợp tác đào tạo thực hành về “Công nghệ Lò phản ứng” với Trung tâm Phát triển nguồn nhân lực hạt nhân thuộc Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản (NuHRDeC/JAEA), thì ngay trong năm 2009 đã tổ chức khóa hợp tác đào tạo lần thứ hai (2nd JTC on Reactor Engineering, ngày 2-13/11/2009) tại Viện NCHN, trong đó sẽ thực hiện bài thực hành về đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường làm chậm như nước nhẹ hay graphite Nhưng do không có hệ thống thiết bị để tiến hành các thí nghiệm trên nên một phần nội dung thực nghiệm của khóa đào tạo đã được thay bằng thí nghiệm khác (do đó, chưa được phù hợp) Vì vậy, việc xây dựng một hệ thống thiết bị thực nghiệm để đo đạc các đặc trưng vật lý của neutron và ứng dụng trong một số lĩnh vực liên quan là rất cần thiết hiện nay cũng như lâu dài Việc nghiên cứu chế tạo một hệ thống thực nghiệm đa mục đích dựa trên Howitzer chứa nước kích thước lớn dùng nguồn neutron đồng vị nhằm đào tạo nguồn nhân lực hạt nhân tại Viện NCHN là rất cần thiết – Đây là lý

do thực hiện Đề tài này

Theo chương trình phát triển nguồn nhân trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân nói riêng ở nước ta (Vừa qua, Chính phủ và Quốc hội nước ta đã thông qua Chương trình phát triển điện hạt nhân: sẽ xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân với tổng công suất 4000 MWe ở tỉnh Ninh Thuận, trong đó vấn đề huấn luyện và đào tạo cán bộ để đáp ứng nguồn nhân lực cho nhà máy điện hạt nhân trong tương lai rất được quan tâm), hiện nay hàng năm có nhiều đoàn cán bộ (như Tập đoàn Điện lực Việt Nam “EVN”, khóa huấn luyện “Chuyên ngành năng lượng nguyên tử” của Viện NLNTVN) và sinh viên/học viên cao học chuyên ngành công nghệ hạt nhân/vật lý hạt nhân (như ĐHKHTN Hà Nội, ĐHBK Hà Nội, ĐHSP Đà Nẵng, ĐH Đà Lạt, ĐHKHTN Tp HCM, ĐHSP Tp HCM) tới Viện NCHN để thực tập/làm khóa luận tốt nghiệp đại học/luận văn tốt nghiệp cao học, v.v Nhiều khi, sử dụng nguồn neutron đồng vị cho các bài toán kích hoạt, đo thông lượng, đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron, v.v khi Lò phản ứng không hoạt động sẽ rất thuận tiện về thời gian cho học viên trong thời gian đến Viện thực tập và làm thí nghiệm

Do vậy, việc nghiên cứu, thiết kế, chế tạo một hệ thống thiết bị thực nghiệm dùng nguồn neutron đồng vị với nhiều mục đích (đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước, phân tích kích hoạt và định liều neutron) là vấn đề mới mẻ, có ý nghĩa khoa học và có nhu cầu thực tiễn trong điều kiện Việt Nam hiện nay (ở NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản hệ thống thiết bị thực nghiệm dùng nguồn neutron đồng vị chỉ dùng với một mục đích là đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước và graphite, chứ không dùng với các mục đích khác) – Đây là điểm mới của Đề tài đặt ra

Do vậy, để chuẩn hóa chương trình huấn luyện và đào tạo cũng như phù hợp với các tiêu chuẩn quốc tế, qua các ý kiến đóng góp/đề nghị của các chuyên gia nước ngoài (như NuHRDeC/JAEA, v.v…) và dựa vào tình hình thực tế và nhu cầu thực tiễn hiện nay, việc xây dựng một đề tài nghiên cứu khoa học với nội dung như trên để phục vụ hiệu quả công tác huấn luyện và đào tạo nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân cho Ngành năng lượng nguyên tử hiện nay cũng như lâu dài tại Viện NCHN là rất cần thiết, góp phần thực hiện

Đề án “Đào tạo phát triển nguồn nhân lực trong lĩnh vực năng lượng nguyên tử” được phê duyệt theo Quyết định số 1558/QĐ-TTg ngày 18/8/2010 của Thủ tướng Chính phủ

3

3 Mục tiêu của Đề tài

Xây dựng một hệ thống thiết bị đầy đủ cho phép tiến hành đo đạc thực nghiệm các quá trình làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước, phân tích kích hoạt và định liều neutron cũng như thiết lập các bài thực hành liên quan nhằm phục vụ công tác huấn luyện và đào tạo chuyên ngành hạt nhân

4 Các nội dung nghiên cứu chính của Đề tài

- Nội dung 1: Tính toán, mô phỏng Monte-Carlo và thiết kế kỹ thuật cấu hình hệ

thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron đồng vị

- Nội dung 2: Tiến hành chế tạo, lắp đặt toàn bộ hệ thống thiết bị thực nghiệm, bao

gồm:

2.1 Howitzer là thùng nhôm 2 lớp (giữa 2 vỏ nhôm là lớp bảo ôn cách nhiệt) chứa nước (nước là môi trường làm chậm), hệ thống giữ/di chuyển nguồn neutron và mẫu đo, hệ thống thay đổi nhiệt độ cho môi trường nước trong Howitzer, bộ lọc trao đổi ion và hệ thống bơm nước tuần hoàn, giá đỡ toàn bộ Howitzer chứa nước

2.2 Sửa chữa/nâng cấp, thiết kế/chế tạo và lắp đặt hệ đo neutron (Ấn Độ) dùng ống đếm 3

He và BF3

- Nội dung 3: Tiến hành nghiên cứu, đo đạc và xử lý kết quả thực nghiệm trên hệ

thống Howitzer chứa nước đã chế tạo, bao gồm:

3.1- Đo phân bố thông lượng và liều neutron đối với nguồn đồng vị dùng lá

- Nội dung 5: Thiết lập 2 bài toán mẫu (Benchmark), bao gồm:

5.1- Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng, đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn đồng vị 241

Am-Be

5.2- Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng, đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn đồng vị 252

Cf

5 Ý nghĩa khoa học và thực tiễn của Đề tài

5.1 Ý nghĩa khoa học của Đề tài

- Dựa vào hệ thống thiết bị thực nghiệm đã thiết kế chế tạo, có thể sử dụng để nghiên cứu về: đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron (chiều dài làm chậm và diện tích di cư của neutron), phân tích kích hoạt neutron và đo liều neutron dùng nguồn đồng vị

- Nghiên cứu, thiết kế chế tạo thêm bộ lọc trao đổi ion và lớp bảo ôn phía ngoài thùng nhôm chứa nước nhằm để nghiên cứu đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron phụ thuộc nhiệt độ trong môi trường nước;

4

- Đây là hệ thống thiết bị thực nghiệm đa mục đích được nghiên cứu, thiết kế chế tạo lần đầu tiên ở nước ta

5.2 Ý nghĩa thực tiễn của Đề tài

- Kết quả của đề tài là thiết bị và công cụ khoa học quan trọng giúp cho các cơ sở đào tạo trong nước (các trường đại học, viện/trung tâm nghiên cứu, v.v…) có điều kiện học tập và nâng cao trình độ/kinh nghiệm chuyên môn trong lĩnh vực vật lý neutron và ứng dụng kỹ thuật hạt nhân

- Kết quả của đề tài có thể ứng dụng trong công tác huấn luyện và đào tạo sinh viên/cán bộ chuyên ngành vật lý hạt nhân/công nghệ lò phản ứng nhằm phát triển nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân nói riêng ở nước ta

- Địa chỉ ứng dụng: Trung tâm đào tạo ở Viện NCHN, các trường đại học và viện/trung tâm nghiên cứu khác trong nước

6 Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài

6.1 Cách tiếp cận của Đề tài

- Dựa trên các kinh nghiệm và kết quả của các đề tài nghiên cứu trước đây tại Viện NCHN về lĩnh vực lò phản ứng, phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng và đo liều neutron;

- Thừa kế kinh nghiệm của các cán bộ Viện NCHN trong các đợt thực tập chuyên môn theo chương trình đào tạo giảng viên (ITP) tại NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản trong những năm vừa qua;

- Dựa vào nhu cầu thực tiễn hiện nay cũng như lâu dài về đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân ở nước ta;

- Cộng tác, phối hợp giữa các cán bộ nghiên cứu có kinh nghiệm ở Viện NCHN

6.2 Các phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài

Đề tài sử dụng cả phương pháp tính toán mô phỏng và đo đạc thực nghiệm, bao gồm:

- Phương pháp tính toán mô phỏng Monte-Carlo;

- Phương pháp đo lường bức xạ neutron;

- Phương pháp phân tích kích hoạt neutron đối với nguồn đồng vị;

- Phương pháp đo liều neutron đối với nguồn đồng vị;

- Phương pháp xử lý thống kê kết quả thực nghiệm

7 Đơn vị thực hiện chính: Trung tâm đào tạo, Trung tâm LPƯ, Phòng Vật lý – Điện tử

HN, Trung tâm phân tích (Viện NCHN)

8 Thời gian thực hiện: 24 tháng (tháng 3/2010 – tháng 2/2012)

9 Nguồn và mức kinh phí được cấp

5

Phần I TỔNG QUAN LÝ THUYẾT

Chương 1 ĐẶC TRƯNG LÀM CHẬM VÀ KHUẾCH TÁN CỦA NEUTRON

TRONG MÔI TRƯỜNG NƯỚC

1.1 Một số khái niệm

Sự vận chuyển của neutron (cách mà neutron di chuyển từ điểm mà nó được sinh ra đến điểm mà nó bị hấp thụ hoặc ra khỏi lò phản ứng hạt nhân) ở trong môi trường có thể được mô tả bởi các thông số vĩ mô gồm:

- Chiều dài làm chậm LS (Slowing-down length): khoảng cách neutron nhanh di

chuyển từ điểm nó sinh ra đến điểm nó trở thành neutron nhiệt

- Chiều dài khuếch tán L (Diffusion length): khoảng cách neutron nhiệt di chuyển

trước khi chúng bị hấp thụ

- Diện tích di cư M2 (Migration area): bằng bình phương chiều dài di cư (tổng

khoảng cách neutron di chuyển khi nó được làm chậm lúc là neutron nhanh và khi nó khuếch tán lúc là neutron nhiệt)

- Chiều dài suy giảm λ (Relaxation length): chiều dài ứng với sự suy giảm thông

lượng neutron từ giá trị ban đầu về giá trị giảm e lần

Ban đầu, các neutron sinh ra có động năng cao Trong các va chạm sau đó với môi trường neutron sẽ bị làm chậm lại Neutron khi di chuyển trong nước sẽ bị làm chậm trở thành neutron nhiệt và chúng tiếp tục “khuếch tán” cho đến khi chúng bị hấp thụ hoàn toàn Khuếch tán nghĩa là quỹ đạo của các neutron được di chuyển ngẫu nhiên khi chúng liên tục va chạm với các nguyên tử của môi trường Khi neutron đạt đến trạng thái cân bằng nhiệt với nguyên tử của môi trường, năng lượng sinh ra có thể bằng năng lượng mất

đi do va chạm Hành vi của các neutron rất giống với các nguyên tử trong không khí, và có thể được mô tả khá chính xác bằng lý thuyết động học phân tử Các phương trình động học phát triển cho các lý thuyết động học của khí lý tưởng có thể được dùng để mô tả sự chuyển động của neutron [4, 31, 52, 53]

1.2 Đặc trưng làm chậm của neutron trong môi trường nước

Một neutron nhanh khi đi qua môi trường vật chất sẽ xảy ra quá trình tương tác với các nhân nguyên tử thông qua quá trình tán xạ đàn hồi hoặc tán xạ không đàn hồi, khi đó neutron sẽ bị làm chậm trở thành neutron nhiệt hoặc neuron trên nhiệt Trước khi bị hạt nhân bắt giữ, chúng có thể thực hiện từ vài chục đến vài trăm va chạm Tiết diện tán xạ của neutron nhanh lớn hơn hàng chục đến hàng trăm lần tiết diện hấp thụ Tán xạ không đàn hồi chỉ xảy ra ở giai đoạn đầu của sự hãm, cỡ một hoặc hai va chạm, sau đó chỉ có tán xạ đàn hồi (có thể không có tán xạ đàn hồi) Do đó khi nghiên cứu quá trình làm chậm neutron ta chỉ chú ý đến quá trình tán xạ đàn hồi [1, 45, 53]

Xét tán xạ đàn hồi:

Năng lượng trung bình mà neutron truyền cho hạt nhân khi tán xạ:

6

Với: E là năng lượng của neutron trước khi va chạm; EM là năng lượng của neutron giật lùi sau va chạm; EM = α.E.cos2φ; φ là góc giật lùi; ; với M là khối lượng nhân giật lùi; m là khối lượng neutron; ω(EM) là xác suất sau một va chạm năng lượng đạt giá trị

EM

Do ω(EM) tỷ lệ với diện tích vi phân của va chạm tương ứng với giá trị năng lượng

EM cho biết Thường thì tiết diện vi phân d(θ) là biết trước, đó là xác suất của một tán xạ của neutron quanh góc θ Để tính ta chuyển d(θ) sang d(E)

Xét trong hệ quy chiếu khối tâm (xem như đẳng hướng), xác suất nhân giật lùi bay tới góc φ0 trong hệ khối tâm là:

(1.2)

Vì góc giật lùi trong hệ khối tâm lớn gấp đôi góc giật lùi trong hệ phòng thí nghiệm:

φ0 = 2φ nên xác suất nhân giật lùi dưới góc φ là:

(1.3) Góc φ ứng với nhân đạt EM nên:

(1.4)

Từ đó ta có mất mát năng lượng trung bình của neutron là:

(1.5) Giá trị trung bình của năng lượng neutron sau 1 va chạm:

Do đại lượng này không thay đổi khi giá trị tuyệt đối của năng lượng trong quá trình hãm thay đổi nên ta có thể xác định năng lượng của neutron sau lần va chạm thứ n như sau:

En = E0.e – n.ξ (1.8) Với E0 là năng lượng ban đầu của neutron Từ đó ta đưa vào đại lượng:

Do ξ (được gọi là Lethargy) chỉ phụ thuộc vào khối lượng nhân làm chậm do đó ta

có thể xác định ξ dựa trên việc lấy trung bình của với hàm mật độ xác suất là hàm phân bố f(E) của neutron sau va chạm như sau:

Từ đó ta tính được số va chạm trung bình cần thiết để làm chậm neutron từ năng lượng ban đầu E0 đến mức năng lượng sau cùng En là:

Phổ năng lượng neutron sau một số va chạm với các hạt nhân nguyên tử:

Giả sử có N0 neutron có năng lượng ban đầu E0 thực hiện một loạt va chạm liên tiếp với môi trường Sau va chạm thứ n, số neutron có năng lượng E trong khoảng dE được xác định:

(1.15)

(Công thức trên đã được Artzimovich và Kurchtov tìm ra năm 1935)

Năng lượng trung bình tương ứng cho sự phân bố này được xác định như sau:

Trong khi đó, số neutron sau va chạm thứ hai và các va chạm tiếp theo càng lớn khi năng lượng của chúng càng bé Phần lớn neutron có năng lượng nhỏ hơn vì phân bố phổ được cho qua đại lượng ; đại lượng này tăng khi E giảm

Mà ta có: , như vậy trong mỗi va chạm trung bình logarit năng lượng giảm ξ Suy ra:

ξ càng lớn thì mất mát năng lượng trung bình của mỗi va chạm càng lớn Để mô tả tính chất hãm của môi trường, ta sử dụng đại lượng ξ.Σ gọi là khả năng hãm của chất làm chậm Với: Σ = .N (Σ: tiết diện tán xạ tổng cộng; : tiết diện tán xạ; N: số nguyên tử của chất làm chậm)

Đại lượng ξ.Σ xác định trung bình của logarit hao phí năng lượng của neutron khi xuyên qua một lớp vật chất dày 1 cm ξ.Σ càng lớn thì quãng đường đi được của neutron càng ngắn, mà Σ = .N nên khả năng hãm tỷ lệ với mật độ vật chất hãm và tiết diện tán xạ

8

Do  của neutron nhanh phụ thuộc vào En nên ξ.Σ cũng phụ thuộc vào năng lượng Trong tán xạ và hãm thì neutron thực hiện đường đi tương tự chuyển động Brown, nếu gọi khoảng cách trung bình mà neutron khi bị hãm đi được để giảm năng lượng ban đầu E0

xuống E sau n lần va chạm là Rn (với ) thì ta có:

Với là xác suất để neutron đi quãng đường r mà không có va chạm

Suy ra trung bình của bình phương quãng đường giữa hai lần va chạm của neutron là:

(1.21) Vậy thực tế, ta có:

(1.22) Với R là khoảng dịch chuyển thẳng

Từ công thức trên ta thấy: trung bình bình phương của dịch chuyển thẳng của neutron trong sự hãm của nó từ năng lượng ban đầu E0 xuống năng lượng E (với giả thiết tán xạ đối xứng cầu) thì:

Tỷ lệ nghịch với khả năng hãm ξ.Σ

Tỷ lệ với logarit của tỷ số E 0 /E tức là tăng theo sự giảm của năng lượng cuối cùng

E theo bậc logarit

Trên toàn khoảng năng lượng, trong đó neutron bị hãm chủ yếu thì tán xạ thực tế là đối xứng cầu (trong hệ quy chiếu khối tâm) Vì khối lượng của neutron không quá nhỏ nên trong hệ quy chiếu phòng thí nghiệm, tán xạ của neutron bị lệch khỏi đối xứng cầu, tán xạ

về phía trước mạnh hơn về phía sau Vì vậy khoảng cách trung bình của neutron tới chỗ ban đầu sau va chạm (độ dài vận chuyển t) là lớn hơn nhiều so với quãng đường tự do trung bình  giữa hai quá trình va chạm (còn gọi là độ dài tán xạ )

Ta xác định t bằng cách lấy trung bình quãng đường tổng cộng của neutron theo hướng ban đầu như sau :

r = r0 + r1.cosθ1 + r2.cosθ1.cosθ2 + r3 cosθ1.cosθ2.cosθ3 +…

Với f(θ) là phân bố góc của neutron tán xạ trong hệ phòng thí nghiệm (bằng

một nửa góc tán xạ trong hệ khối tâm) và

Nếu xem như cosθ dưới dấu tích phân là hàm số của cosθ0 và đưa vào biến số mới thì:

Ta gọi V là vận tốc trọng tâm trong hệ phòng thí nghiệm, v là vận tốc neutron trong

hệ phòng thí nghiệm, v0 là vận tốc neutron trong hệ khối tâm, thì:

(1.26) Gọi U là tốc độ ban đầu của neutron trong hệ phòng thí nghiệm thì:

Từ đó ta có:

(1.28) Với A là số khối của môi trường vật chất

1.3 Đặc trưng khuếch tán của neutron trong môi trường nước

Neutron với một động năng có thể so sánh được với nguyên tử của môi trường xung quanh được gọi là neutron nhiệt Trong các va chạm tán xạ với các hạt nhân của môi trường, neutron có thể tăng hoặc giảm năng lượng, nhưng năng lượng trung bình của chúng

10

vẫn không đổi Sự phân bố năng lượng của các neutron nhiệt tương ứng như là trong trường hợp của lý thuyết khí động học, tuân theo phân bố Maxwell–Boltzmann [1, 45, 53] Phương trình khuếch tán nhóm được dùng để mô tả trạng thái cân bằng của neutron trong không gian bằng cách đếm tất cả các neutron của tất cả các mức năng lượng trong nhóm

Thông thường nó được xác định như sau:

Với D là hệ số khuếch tán (cm); ø(r) là thông lượng neutron (n/cm2

); Σf là tiết diện phân hạch vĩ mô trung bình (cm-1

); Σa là tiết diện hấp thụ vĩ mô trung bình (cm-1); và S(r) là cường độ nguồn (n/s)

Đối với việc nghiên cứu neutron nhiệt, ta sử dụng các toán tử phương trình khuếch tán cho chỉ duy nhất neutron nhiệt Sau đó các hằng số của nhóm trong (1.33) được xác định giá trị trung bình trên khoảng năng lượng nhiệt Trong (1.33), giá trị Σf.ø(r) bằng không vì không có vật liệu phân hạch trong môi trường Giá trị S(r) cũng bằng không ở khắp nơi trong môi trường ngoại trừ tại điểm đặt nguồn neutron (r = 0) Trong khi tính toán gần đúng cho nhóm neutron nhiệt, nguồn điểm neutron xem như phát ra các neutron cường

độ Sth đơn năng đẳng hướng

Với định nghĩa của chiều dài khuếch tán: , thay vào (1.33) ta được:

xem như bên ngoài mở rộng đến vô cùng Điều này đòi hỏi B trong (1.35) phải bằng không

và số hạng thứ hai có thể bỏ qua (đối với một môi trường hữu hạn thì B ≠ 0 và lúc đó số hạng thứ hai cần xác định rõ ràng để đáp ứng điều kiện biên thông lượng bằng không trong một bán kính hữu hạn) Với cường độ nguồn là Sth, hằng số A có thể được xác định

Phương pháp giải liên quan đến tính toán giới hạn dòng neutron được xác định bởi định luật Flick (xem như sự khuếch tán dựa vào sự chênh lệch mật độ) Giải (1.34) cuối cùng ta được:

1.4 Chiều dài khuếch tán L

Việc tính toán thông lượng được xác định từ phương trình (1.36) có thể sử dụng để giải thích một cách vật lý học cho chiều dài khuếch tán L Bình phương khoảng cách trung bình , với r là khoảng cách từ nơi neutron trở thành neutron nhiệt cho đến nơi neutron bị hấp thụ hoàn toàn được xác định như sau [1, 4, 11, 25, 31, 42, 52]:

di chuyển khoảng cách vô cùng bé giữa các lần va chạm liên tiếp Đây là lý do mà đôi khi phương pháp này được gọi là làm chậm liên tục [1, 4, 11, 25, 31, 42, 52]

Sự phân bố trong không gian ở trạng thái cân bằng như là một hàm của năng lượng

có thể được xác định dựa vào phương trình Gaus như sau:

Công thức (1.41) là lời giải cho biểu thức tuổi Fermi cho một nguồn điểm phát các neutron đơn năng (sự hấp thụ có thể bỏ qua) Lời giải được cho trong các điều kiện mật độ làm chậm q(r,τ), tại vị trí r và năng lượng E, trong các điều kiện của thông số τ, được gọi là tuổi (thường gọi là tuổi Fermi) Mật độ làm chậm là số neutron đi qua có một năng lượng cho trước trong mỗi giây trên mỗi cm3

S là cường độ nguồn, nghĩa là số neutron phát ra trong mỗi giây với một năng lượng E0 (E0 là năng lượng ban đầu)

Tuổi của neutron, τ, quan hệ với năng lượng của neutron như sau :

Với D là hệ số khuếch tán (xem như là hàm của năng lượng), E0 là năng lượng ban đầu của neutron tại nguồn, E là năng lượng của neutron tại vị trí cụ thể r, ξ là hệ số logarit của độ giảm năng lượng, và ΣS là tiết diện tán xạ vĩ mô

Trong môi trường mà sự hấp thụ không đáng kể, dựa vào biểu thức (1.42), và giả sử rằng D, ΣS và ξ đều phụ thuộc vào năng lượng (giả định này là khá hợp lý cho mọi vật liệu) tuổi của neutron nhiệt, τth được xác định như sau :

12

Rõ ràng τth đặc trưng cho khoảng cách di chuyển của neutron suốt quá trình làm chậm đến năng lượng nhiệt Tuổi của neutron quan hệ với khoảng cách di chuyển trong suốt thời gian làm chậm nghĩa là chiều dài khuếch tán cho neutron nhiệt

Tuổi của neutron có cùng số lượng như là bình phương chiều dài làm chậm LS2:

LS2 được xác định từ biểu thức (1.45) và (1.46) Ta chú ý rằng đầu dò của chúng ta rất nhạy với neutron nhiệt nên ta đo chiều dài di cư, bao gồm cả chiều dài khuếch tán và chiều dài làm chậm [1, 21, 31, 52]

Với C(r) là cường độ đo từ đầu dò (còn gọi là tốc độ đếm)

Phép đo thực nghiệm là xác định C(r) như là một hàm của vị trí Thực tế cho thấy khó đo thông lượng ở những khoảng cách khá lớn do nguồn neutron đồng vị có cường độ nhỏ so với neutron ở Lò phản ứng Do đó cần thiết phải làm một số phép ước lượng hoặc thực nghiệm về đặc tính của thông lượng, và ngoại suy từ các kết quả đo đến khoảng cách r lớn Một trong những khả năng có thể có của thông lượng tại các khoảng cách r lớn được xác định như sau:

Với λ là chiều dài suy giảm (chiều dài ứng với sự suy giảm C(r) từ giá trị ban đầu về giá trị giảm e lần)

Phương pháp Monte-Carlo đã được sử dụng qua nhiều thế kỷ, nhưng chỉ trong vài thập niên gần đây nhờ có sự phát triển của máy tính điện tử và các kỹ thuật tính nó mới trở thành một phương pháp số được phát triển đầy đủ, có khả năng áp dụng để giải quyết những vấn đề phức tạp trong khoa học và công nghệ, đã và đang được ứng dụng rộng rãi trong các lĩnh vực khác nhau của vật lý hạt nhân về lý thuyết và thực nghiệm Có thể nói rằng những thí nghiệm vật lý hạt nhân hiện đại ngày càng trở nên phức tạp và chi phí tốn kém Vì vậy trước khi tiến hành những thí nghiệm, cần phải thiết kế chúng bằng phương pháp mô phỏng, mà Monte-Carlo là phương pháp tối ưu cho việc mô phỏng này

Monte-Carlo là một phương pháp số giải mô hình với việc sử dụng các số ngẫu nhiên Để giải một bài toán bằng phương pháp này người ta cần phải:

- Tạo ra các số ngẫu nhiên phân bố đều trên khoảng [0, 1] bằng các các thuật toán đặc biệt để máy tính có thể tạo ra các số ngẫu nhiên

- Lấy mẫu các đại lượng ngẫu nhiên từ các luật phân phối đã cho trước của chúng dựa trên các số ngẫu nhiên phân bố đều trong khoảng [0, 1]

- Tính các đặc trưng trung bình được quan tâm dựa trên giá trị của các đại lượng ngẫu nhiên đã được lựa chọn và xử lý thống kê kết quả tính

Phương pháp mô phỏng thống kê có thể trái ngược với phương pháp số rời rạc truyền thống (tiêu biểu là áp dụng cho các phương trình vi phân thông thường hoặc mô tả

hệ vật lý hay toán học cơ bản nào đó) Trong rất nhiều ứng dụng của phuơng pháp Carlo, quá trình vật lý được mô phỏng trực tiếp, và không cần viết ra các phương trình vi phân mô tả phản ứng của hệ Yêu cầu duy nhất là hệ vật lý đó phải được mô tả bằng những hàm xác suất Bây giờ ta giả sử rằng phản ứng của một hệ được mô tả bằng hàm mật độ xác suất Khi hàm mật độ xác suất được biết, mô phỏng Monte-Carlo có thể được thực hiện bằng lấy mẫu ngẫu nhiên từ hàm mật độ xác suất Nhiều “phép thử” được lặp đi lặp lại và kết quả kỳ vọng nhận được bằng cách lấy trung bình trên số các sự kiện quan sát được (có thể là một quan sát đơn lẻ hoặc có thể hàng triệu các quan sát, …) Trong nhiều ứng dụng thực tế, ta có thể dự đoán sai số thống kê của kết quả trung bình này, và do đó dự đoán được số phép thử Monte-Carlo cần thiết để đạt được một sai số cho trước [26, 27]

Monte-2.2 CHƯƠNG TRÌNH MCNP

MCNP (Monte Carlo N-Particle) là một chương trình lớn, một công cụ tính toán rất

mạnh để mô phỏng quá trình vận chuyển bức xạ đa năng, các quá trình vật lý hạt nhân đối với neutron, photon, electron mang tính thống kê dựa trên phương pháp Monte Carlo (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, phân bố thông lượng neutron …) MCNP có thể nghiên cứu các hạt với các mức năng lượng khác nhau trên dải năng lượng khá rộng (năng lượng của nơtron thay đổi từ 10-11

MeV đến 20 MeV; năng lượng các photon và electron thay đổi từ 1 keV đến 1000 MeV) Ban đầu MCNP được

14

phát triển bởi nhóm Monte-Carlo và sau này bởi nhóm Radiation Transport (nhóm X-5) của phòng Vật Lý lý thuyết ứng dụng ở Phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Mỹ), nhóm này đã cải tiến và công bố phiên bản mới cứ 2 đến 3 năm 1 lần MCNP được cung cấp tới người dùng qua Trung tâm che chắn bức xạ (RSIC) ở Oak Ridge, Tennessee và ngân hàng dữ liệu OECD/NEA ở Pari, Pháp

Chương trình Monte-Carlo vận chuyển hạt đầu tiên là MCS được viết năm 1963 Tiếp đến là MCN được viết năm 1965 MCN có thể giải bài toán các neutron tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các số liệu vật lý được lưu trong các thư viện riêng rẽ, phát triển cao

MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các photon năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG (chương trình Monte-Carlo xử lý ghép cặp neutron–gamma) Sau đó MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte-Carlo với

xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron–photon và trở thành MCNP MCNP đầu tiên mang ý nghĩa là Monte Carlo neuton–photon

và hiện nay có ý nghĩa là Monte-Carlo N Partical Ở đây hạt N có thể là neutron, photon, electron

MCNP được viết lại hoàn chỉnh và công bố năm 1983 với phiên bản MCNP3 là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế Tiếp đến năm 1990 phiên bản MCNP4 ra đời,

nó thích ứng với việc mô phỏng hạt N đa tác vụ hoạt động trên các cấu trúc máy tính song song và đồng thời bổ sung thêm vận chuyển electron

MCNP4A được công bố năm 1993 với nét nổi bật là phân tích thống kê được nâng cao, đa tác vụ làm việc với nhiều bộ xử lý để chạy song song trên hệ cấu trúc máy tính song song

MCNP4B được công bố năm 1997 đã đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý pho ton được nâng cao

MCNP4C được công bố năm 2000 mô tả nét nổi bật của xử lý cộng hưởng không phân giải, các nâng cao vật lý electron

MCNP4C2 được công bố năm 2001 có các đặc trưng mới là vật lý quang hạt nhân và một vài cải tiến khác

Đến hiện nay phần mềm mới nhất được sử dụng khá rộng rãi là phiên bản MCNP5

có bổ sung thêm hiệu ứng giãn nở Doppler cùng với các thư viện tiết diện được cập nhật Chương trình MCNP5 có chức năng mô tả vẽ hình học lẫn mô phỏng hình ảnh 3D (do đó chúng ta có thể không cần thiết dùng các lệnh để vẽ hình học trong input file của MCNP) MCNP được viết với gần 4000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có khoảng 350 chương trình con MCNP xử lý cấu hình các vật liệu ba chiều tùy ý trong các khối hình học được giới hạn bởi các mặt bậc nhất, bậc hai và một số mặt bậc bốn MCNP

sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử với năng lượng liên tục MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân của các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo các qui luật phân bố thống kê, ghi lại sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu được lấy từ thư viện số liệu thực nghiệm hạt nhân và các thư viện kích hoạt thu thập từ Livemore, và các đánh giá được đưa

ra bởi nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los-Alamos Các bảng số liệu hạt nhân hiện có bao gồm: các tương tác neutron, các tương tác photon và các photon được tạo ra bởi tương tác của neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron và tán xạ phần tử nhiệt Mỗi bảng số liệu sẵn có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR

Người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu hạt nhân qua các ký hiệu nhận dạng duy nhất ZAID đối với mỗi bảng Nhìn chung, các ký hiệu nhận dạng này chứa nguyên tử

15

số Z, số khối A và thư viện riêng ID Các tiết diện đối với gần 2000 phản ứng, bao gồm hơn 400 hạt nhân bia ở các trạng thái cơ bản và kích thích là một phần của cơ sở dữ liệu MCNP

Việc sử dụng MCNP yêu cầu cần thiết phải mô tả chi tiết và rõ ràng cấu hình, vật liệu và nguồn Cấu hình cần phải định nghĩa rõ ràng và chính xác trong không gian 3 chiều Vật liệu cần phải xác định được khối lượng riêng, thành phần vật liệu bao gồm cả của các đồng vị có mặt Người dùng có thể mô tả nguồn ở các dạng khác nhau (nguồn điểm, nguồn mặt, là đường thẳng, …), các thông số nguồn như năng lượng, vị trí, loại bức xạ Người dùng có thể sử dụng các cách tính (tally) theo mục đích yêu cầu khác nhau liên quan đến dòng hạt, thông lượng hạt, năng lượng mất mát Trong kết quả tính (output file), ngoài thông tin về kết quả và sai số, còn có các bảng chứa các thông tin cần thiết cho người sử dụng Các thông tin này làm sáng tỏ các quá trình vật lý của bài toán và sự thích ứng của

mô phỏng Monte-Carlo, các bảng tóm tắt quá trình gieo hạt, tổng số hạt lịch sử Nếu có sai sót trong khi chạy chương trình thì sẽ in chi tiết để người sử dụng có thể tìm và loại bỏ Ngoài ra độ chính xác trong kết quả MCNP còn phụ thuộc vào chất lượng Code tính toán,

độ tin cậy của số liệu hạt nhân, thiết lập hình học của hệ được tính toán

Các hằng số được sử dụng trong MCNP có các đơn vị sau: độ dài theo cm, năng lượng theo eV, thời gian theo các thời khắc (10-8

giây), nhiệt độ theo Kelvin (K), các mật

độ nguyên tử theo nguyên tử/barn, các tiết diện theo barn (10-24

cm) [26, 27]

2.3 INPUT FILE CƠ BẢN VÀ MỘT SỐ LỆNH THƯỜNG DÙNG TRONG MCNP

Input file (tệp tin đầu vào) của MCNP mô tả hình học của vấn đề được mô phỏng,

chỉ rõ vật liệu cấu thành các phần của hệ được mô phỏng và nguồn, đồng thời định nghĩa những kết quả mà bạn mong muốn từ quá trình tính toán

Một tệp tin đầu vào của MCNP có bốn mục chính: Khối thông tin (nếu cần)

- Tiêu đề của bài toán

- Định nghĩa ô mạng (Cell cards), giới hạn bằng dòng trống

- Định nghĩa mặt (Surface card), giới hạn bằng dòng trống

- Data cards, số dòng trống (Nếu cần)

Ngoài ra còn sử dụng $ (ghi chú sau câu lệnh) hoặc c (đầu dòng) để ghi chú

2.3.1 Tiêu đề

Tiêu đề là thẻ đầu tiên trong một tệp tin đầu vào MCNP và có thể dài tối đa

80 ký tự Nó thường chứa đựng thông tin về vấn đề được mô phỏng

2.3.2 Cell cards (Các thẻ ô)

MCNP có khả năng mô tả hình học ba chiều chủ yếu dựa trên các mối quan hệ của vùng, miền hay khối được bao bởi một hay 2 mức bề mặt MCNP sử dụng hệ toạ độ Đề các 3 chiều (x, y, z) Đơn vị sử dụng trên các chiều là centimet (cm) Mọi vùng không gian đều được tiếp giáp trực tiếp với vùng không gian khác kề với nó Mỗi khu vực được bao bởi một bề mặt, hay nhiều bề mặt, hoặc cũng có thể là trải ra vô tận Căn cứ trên hệ tọa độ Decart, MCNP lấy các mặt biên của một khối vật chất để mô tả, gọi là cell

Một cell được xác định thì khái niệm quan trọng là chiều của những điểm trong cell

là các mặt liên kết với nhau Mỗi cell có phần thể tích nhất định Trong cell có thể chứa vật chất hoặc trống

Cú pháp: j m d geom params

16

Cell Material Density Surfaces

Với: j là chỉ số cell, với 1  j  99999, nếu có sự chuyển đổi thì 1  j  999

m: là số vật chất trong cell, số vật chất được thay bằng 0 để chỉ cell trống

d: là khối lượng riêng của cell (atom/cm3) hoặc (g/cm3) (d dương thì nó chỉ mật độ

nguyên tử với đơn vị tương ứng là 10 24 nguyên tử/cm 3 ; d âm chỉ mật độ khối lượng với đơn vị tương ứng là g/cm 3)

geom: là phần mô tả hình học của cell, bao gồm chỉ số các mặt tùy theo vùng giới hạn Nó gồm những mã số chỉ bề mặt với một trong hai giá trị logic âm hoặc dương Giá trị tuyệt đối của mã số cho ta biết đó là bề mặt nào được khai báo sau đó trong mục thẻ bề mặt, dấu logic của nó dùng để xác định ô đang được định nghĩa thuộc về phía bên nào của mặt giới hạn đó, hay nói cách khác là miền nào của không gian được giới hạn bởi các bề mặt đó Những bề mặt có hình học xác định cũng đồng thời được dùng để cấu thành lên các mặt biên, các mặt biên đó giới hạn nơi bắt đầu hay kết thúc vùng không gian vận chuyển các hạt bức xạ

Params: các tham số tuỳ chọn : imp, u, trcl, lat, fil…

Các ô được định nghĩa bởi sự giao nhau, sự kết hợp và phần bù của các vùng, miền

và chứa phần bên trong của mỗi ô được điền đầy bởi một loại vật liệu duy nhất do người sử

dụng định nghĩa

Phép hợp của hai vùng có thể hiểu giống như toán tử logic “or”, trong đó hợp của hai vùng A và B là một vùng mới chứa đựng tất cả không gian của cả vùng A lẫn vùng B Khi viết mã chương trình phép hợp được định nghĩa bởi dấu “:” Phép giao của hai vùng có thể hiểu giống như toán tử logic “and”, trong đó giao của hai vùng A và B là một vùng mới thoả mãn điều kiện là nó thuộc A và đồng thời cũng thuộc B Phép giao được định nghĩa bởi dấu “space “ ngăn cách giữa hai vùng Phép phủ định được định nghĩa bởi dấu “#” có

thể hiểu nó như toán tử logic “not”

a: ký hiệu loại mặt

list: các số đánh vào từ phương trình định nghĩa mặt

Mặt được mô tả: Mặt phẳng, Mặt trụ, Mặt cầu, Mặt nón, Elipsoid, hyperboloid, paraboloid, torus

Chiều của Surface

Mọi bề mặt đều có một miền logic “dương” và một miền logic “âm” Hai miền logic này được ngăn cách bởi chính bề mặt đó

Cú pháp: mn ZAID1 fraction1 ZAID2 fraction2

Mn: vật liệu ta đang tạo

Fraction i : thành phần nguyên tố có trong vật liệu

ZAIDi = ZZZAAA.nnX, với ZZZ là nguyên tử số, AAA là số khối, nn là tiết diện tương tác, X là loại hạt đến

Nếu AAA là 3 chữ số không “000” thì sẽ không ghi thành phần tương ứng với nó nữa, mà khi đó chương trình MCNP sẽ tự hiểu là ta khai báo một nguyên tố với thành phần đồng vị có trong tự nhiên, thành phần này sẽ được tự động lấy ra trong thư viện của chương trình Fraction i âm thì chỉ thành phần khối lượng (g/cm3), hoặc dương chỉ thành phần nguyên tử (1024

nguyên tử/cm3) Không sử dụng lẫn hai loại thành phần này trong việc khai báo cùng một loại vật liệu

* Source card (Thẻ nguồn):

Source card dùng để mô tả nguồn Vì các bài toán vật lý hạt nhân đều liên quan đến nguồn phát nên MCNP cho phép người dùng mô tả nguồn ở các dạng khác nhau như: nguồn tổng (SDEF: general source); nguồn mặt (SSR/SSW: surface source) ; nguồn tới hạn (KCODE: Criticality source); nguồn điểm (KSCR: Source points) và cho phép người dùng đưa vào các thông tin về nguồn như: năng lượng (Energy); thời gian (Time); hướng (Direction) u v w; vị trí (Position) x y z; loại hạt (Type particle); trọng lượng (Weight) (cell/surface nếu có)

Cú pháp: SDEF Source variable=giá trị mô tả

Source variable (tham biến) gồm có:

18

Trong đó các tham biến nhằm định nghĩa loại hạt bức xạ mà nguồn phát ra và các trọng số, không gian nguồn và vị trí nguồn, phổ năng lượng của nguồn, góc phân bố ban đầu (được mặc định là đẳng hướng đối với nguồn điểm và nguồn khối)

Mặc định là nguồn nơtron điểm, đẳng hướng với năng lượng 14 MeV, tại vị trí (0, 0, 0) với trọng số là 1 Đối với nguồn điểm và nguồn khối, giá trị mặc định sẽ được coi

là nguồn phân bố đẳng hướng

Ngoài ra còn có các phần hỗ trợ cho Source card:

SIn card (source information): thông tin về nguồn

Cú pháp: SIn option Ii…….Ik (entries)

SPn card (source probability): xác suất nguồn

Bảng 2.1 Các cách tính toán neutron, photon, electron trong MCNP

F6 Năng lượng tích lũy trung bình trong ô mạng MeV/g

F7 Năng lượng phân hạch tích luỹ trung bình trong ô mạng MeV/g

F8 Phân bố năng lượng của xung hình thành trong đầu dò Xung

x = n, tính cho neutron; x = p, tính cho photon; x = e, tính cho electron

Mode Card mặc định là n nếu vắng mặt

Mode pe- photon và electron

Mode npe- neutron, photon, electron

2.3.4.2 Lệnh Imp (Cell Importance Card):

Lệnh Imp dùng để lựa chọn tầm quan trọng của ô mạng Mỗi ô mạng đều phải có tầm quan trọng riêng đối với loại hạt mà ta lựa chọn Lệnh này giúp chương trình kết thúc lịch sử của hạt nếu hạt rơi vào ô mạng mà có tầm quan trọng bằng 0

Cấu trúc lệnh:

IMP:n x1 x2 … xi … xI

Trong đó: n – là loại hạt, với các ký hiệu N đối với hạt neutron, P đối với hạt photon, E đối với hạt electron N,P hoặc P,E hoặc N,P,E cho phép tầm quan trọng của các ô mạng đối với các hạt là giống nhau xi – tầm quan trọng của ô mạng thứ i

2.3.4.3 Lệnh giới hạn quá trình tính toán mô phỏng:

Có hai cách để ta giới hạn quá trình tính toán mô phỏng Đó là giới hạn bằng số lần chạy quá trình phát bức xạ (NPS) và giới hạn bằng thời gian chạy máy tính (CTME)

 NPS (History Cutoff Card):

Cấu trúc lệnh: NPS n

Trong đó: n - số lần chạy quy trình Monte-Carlo (được gọi là history)

 CTME (Computer Time Cutoff card):

Cấu trúc lệnh: CTME x

Trong đó: x - thời gian tối đa để máy chạy chương trình MCNP

Trong một cùng một tệp tin đầu vào ta có thể khai báo đồng thời cả hai lệnh giới hạn trên (NPS n và CTME x) và khi chương trình chạy thoả mãn 1 trong 2 lệnh giới hạn thì máy tính sẽ ngừng quá trình tính toán Sau khi chương trình chạy hết số history n hoặc hết thời gian x thì sẽ dừng lại và đưa ra kết quả

2.4 OUTPUT FILE CỦA CHƯƠNG TRÌNH MCNP

Quá trình tính toán tới hạn được chương trình MCNP thực hiện xuất ra output file Ngoài các thông tin về kết quả, trong output của MCNP có các bảng chứa các thông tin cần thiết cho người sử dụng Các thông tin này làm sáng tỏ vấn đề vật lý của bài toán và sự thích ứng của mô phỏng Monte Carlo Nếu có sai trong khi chạy chương trình thì sẽ in chi

20

tiết để người sử dụng có thể tìm và loại bỏ Trong phần kết của bài toán, MCNP trình bày những bảng tóm tắt quá trình gieo hạt, tổng số hạt lịch sử, kết quả bài toán cùng sai số

2.5 SỐ LIỆU HẠT NHÂN TRONG MCNP

MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử với năng lượng liên tục Các nguồn dữ liệu từ: the Evaluated nuclear data file (ENDF); the Evaluated nuclear data library (ENDL); the activation library (ACTL)

Các bảng số liệu hạt nhân bao gồm đối với các tương tác neutron, tương tác neutron tạo photon, tương tác photon, liều neutron, kích hoạt và tán xạ, … [10]

Dải năng lượng từ 1 keV  100 Gev; Số liệu là chỉ số Z; Đồng vị hạt nhân bia từ H

 Pu; Phản ứng thứ cấp phát ra photon, electron

 Photon (photonuclear):

Dải năng lượng từ ngưỡng đến 150 MeV; Số liệu là các chỉ số Z và A; Đồng vị hạt nhân bia là 12 (C12 Pb208); Phản ứng thứ cấp phát ra neutron, photon và hạt tích điện

21

Chương 3 PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON DÙNG NGUỒN

ĐỒNG VỊ

3.1 P HƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON

Năm 1936 Georg von Hevesy và Hilde Levi đã khởi xướng phương pháp phân tích kích hoạt neutron (Neutron Activation Analysis – NAA) Các tính chất của phân tích kích hoạt neutron dựa trên phản ứng (n,γ), với khả năng xuyên sâu cao của neutron đối với vật chất; khả năng tạo ra các tín hiệu trễ (bên cạnh các tia gamma tức thời), nghĩa là bức xạ đặc trưng phát ra trong quá trình phân rã với chu kỳ bán hủy xác định của hạt nhân bền được tạo thành từ phản ứng (n,γ) Dựa vào các tính chất đó, chuẩn và mẫu có thể được kích thích (chiếu) đồng thời, sau đó các tín hiệu được phát ra của cả hai có thể đo sau một thời gian thích hợp

Các hệ quả khác của hai tính chất này là: (a) NAA là phương pháp phân tích định lượng có khả năng phân tích đa nguyên tố; (b) mối quan hệ giữa hàm lượng nguyên tố và tín hiệu đo gần như độc lập với thành phần nền; (c) việc chuẩn bị mẫu khá đơn giản – vì thế giảm thiểu sự cố mất mẫu và tránh nhiễm bẩn; (d) việc xử lý mẫu sau khi chiếu là có thể - cho phép hòa tan, phá mẫu và tách hóa [5, 15, 28, 32, 36, 38]

3.1.1 Nguyên lý của phương pháp NAA

Cơ sở của phân tích kích hoạt neutron là phản ứng của các neutron với các hạt nhân bền trong mẫu Quan trọng nhất trong NAA là phản ứng bắt neutron (n, ) được mô tả theo

sơ đồ phản ứng sau: A 1 A 1 * A 1

ZX0n ZX  ZX  X* là hạt nhân hợp phần, nó phát ra tia gamma tức thời (prompt gamma) đặc trưng

để biến đổi thành hạt nhân phóng xạ A 1

ZX

 Các hạt nhân phóng xạ sẽ phân rã và phát ra các tia gamma trễ (delayed gamma) có năng lượng đặc trưng cho từng hạt nhân Quá trình phản ứng được minh họa bằng Hình 3.1

Hình 3.1 Phản ứng bắt neutron trong NAA

Khi bị kích hoạt bằng neutron, số hạt nhân phóng xạ tạo thành và tốc độ phân rã của chúng (hoạt độ) tỷ lệ với số hạt nhân bền ban đầu

Sử dụng thiết bị để ghi nhận phổ gamma phát ra Dựa vào các đỉnh phổ ta xác định được sự có mặt của các nguyên tố trong mẫu (phân tích định tính) Dựa vào số đếm ghi

Neutron tới

Hạt nhân bia

Hạt nhân hợp phần

Hạt nhân phóng xạ Hạt nhân sản phẩm

Tia gamma trễ Tia gamma tức thời Hạt beta

22

được (diện tích đỉnh) của lượng tử  tương ứng với đồng vị phóng xạ của nguyên tố đó phát ra ta xác định được hoạt độ (hoạt độ tỷ lệ với số đếm) và xác định được hàm lượng (phân tích định lượng)

Như vậy, để phân tích mẫu bằng NAA đòi hỏi phải có nguồn neutron (nguồn đồng vị hoặc lò phản ứng), hệ phổ kế gamma để phát hiện và ghi nhận các tia gamma, kiến thức tổng hợp về các phản ứng hạt nhân xảy ra khi neutron tương tác với hạt nhân bia trong mẫu và quá trình phân rã của các hạt nhân tạo thành sau phản ứng

3.1.2 Phương trình kích hoạt

Xét trường hợp nhân phóng xạ đo được hình thành trực tiếp trong phản ứng bắt neutron (n,) theo sơ đồ sau: A n , A 1 2

ZX ZXGọi R (s-1) là tốc độ phản ứng trên hạt nhân (số phản ứng xảy ra trong một giây khi đặt hạt nhân trong trường neutron), thì hoạt độ của mẫu phân tích đối với nguyên tố quan tâm sau thời gian chiếu xạ (tc) là:

A(t ) N(t )RN 1 e  (3.1) Hoạt độ trong khoảng thời gian sau khi đưa ra khỏi trường neutron (thời gian rã – tr):

 t c t r

r

A(t )RN 1 e  e (3.2)

Hình 3.2 Sự phụ thuộc hoạt độ phóng xạ vào thời gian kích hoạt (t c ), thời gian rã (t r ) và

thời gian đo (t d )

Sử dụng hệ đo có hiệu suất ghi p đối với năng lượng bức xạ mà ta quan tâm và xác suất phát tia gamma cần đo là  thì số đếm của đỉnh gamma quan tâm được tính theo công thức (thời gian đo – td):

S.D.C.N



  (3.4)

23

Trong đó: Np là diện tích đỉnh gamma (số đếm); t c

S 1 e   là hệ số bão hòa, hiệu chỉnh cho thời gian chiếu; tc là thời gian chiếu và

1/ 2

ln 2T

  với T1/2 là chu kỳ bán hủy;

M



 là số hạt nhân;  là độ phổ biến hay độ giàu đồng vị (%); w là khối lượng nguyên tố được chiếu (g); M là khối lượng nguyên tử của nguyên tố (g.mol-1

); NA là số Avogadro ( 6,023  1023 mol-1);  là xác suất phát gamma cần đo (%); p là hiệu suất ghi đỉnh (%)

Thay N vào phương trình (3.4) và sắp xếp lại, ta được:

N / tS.D.C.wR



   (3.5) Mặt khác tốc độ phản ứng R được xác định theo công thức:

Theo quy ước Hogdahl (áp dụng cho các hạt nhân có tiết diện tuân theo qui luật

kích hoạt bởi các neutron nhiệt và trên nhiệt tương ứng

th th 0 e e 0

RG    G I ( ) (3.7) Trong đó: th, e là thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt (hạt/cm2s); 0 là tiết diện bắt neutron nhiệt của hạt nhân quan tâm (cm2

); Gth, Ge tương ứng là hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt; 0

1 0

sp

N / tA

  p d Cd

3.1.3 Các phương pháp chuẩn hóa xác định hàm lượng nguyên tố trong NAA

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

đã chọn của NAA Có 4 phương pháp chuẩn hóa NAA: tuyệt đối, tương đối, chuẩn đơn và k-zero [5, 32, 36, 37, 48, 51]

3.1.3.1 Phương pháp tuyệt đối

Hàm lượng nguyên tố ρ (g/g) thu được bằng cách chiếu kèm mẫu với một monitor chuẩn (ký hiệu *) và áp dụng phương trình (3.12) với w = ρ.W:

Mặc dù thực nghiệm đơn giản và không cần chuẩn nhưng phương pháp này cho kết quả

ít chính xác do sai số lớn xuất phát từ dữ liệu hạt nhân (M, θ, σ0, γ) được lấy từ tài liệu tra cứu Đối với nhiều phản ứng (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 không chính xác của các thông số này sẽ đóng góp vào khi tính hàm lượng bằng công thức tuyệt đối Đây chính là nhược điểm cơ bản của phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối

3.1.3.2 Phương pháp tương đối

Trong phương pháp chuẩn hóa tương đối, mẫu cần phân tích được chiếu cùng với mẫu chuẩn hay mẫu tham khảo chứa một lượng đã biết của nguyên tố quan tâm Mẫu tham khảo hay mẫu chuẩn được chiếu và đo dưới cùng một điều kiện như mẫu phân tích Do đó, các giá trị như: tiết diện bắt neutron, thông lượng, hiệu suất ghi, thời gian chiếu,… bị triệt tiêu

Trong đó “x” chỉ mẫu phân tích, “s” chỉ mẫu chuẩn

Có thể nói đây là phương pháp cho kết quả chính xác nhất trong các phương pháp chuẩn hóa của NAA Nhược điểm của phương pháp này là trong một số trường hợp không tìm được mẫu chuẩn có thành phần và cấp hàm lượng tương đồng (matrice) với mẫu phân tích

3.1.3.3 Phương pháp chuẩn đơn

Chiếu mẫu cùng với một monitor dùng làm chuẩn Phương pháp này dựa trên việc gộp các thông số hạt nhân, điều kiện chiếu và đo lại thành hệ số k:

Ưu điểm của phương pháp này là thuận tiện cho việc phân tích đa nguyên tố Tuy nhiên

vì hệ số k phụ thuộc vào các thông số của thiết bị chiếu và hệ đo, do đó nhược điểm của phương pháp chuẩn đơn là không linh hoạt mỗi khi thay đổi điều kiện chiếu hoặc hệ đo thì phải xác định lại tập hợp hệ số k, đây là công việc mất rất nhiều thời gian

3.1.3.4 Phương pháp chuẩn hóa k-zero (k 0 )

Các phương pháp chuẩn hóa thông thường có một số nhược điểm cần khắc phục, người

ta đã nghiên cứu đưa ra một phương pháp mới là phương pháp chuẩn hóa k0 trong NAA (k0-NAA) để khắc phục một số nhược điểm của các phương pháp đã trình bày ở trên, phương pháp này thỏa các yêu cầu sau: (i) đơn giản trong thực nghiệm; (ii) độ chính xác cao; (iii) linh hoạt khi thay đổi điều kiện chiếu và đo; (iv) thích hợp với việc tự động hóa (máy tính hóa) Phương pháp này được phát triển như là phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối, trong đó dữ liệu hạt nhân không tin cậy được thay bởi hằng số hạt nhân tổ hợp được xác định chính xác bằng thực nghiệm được gọi là hệ số k-zero (k0), hay như là phương pháp chuẩn đơn được làm cho linh hoạt khi thay đổi vị trí chiếu và hệ đo

Xuất phát từ hệ số k của phương pháp chuẩn đơn, người ta định nghĩa hệ số k0 sao cho độc lập với điều kiện chiếu và đo:

0, 0,

0,

( )

.

m a a a m

3.2.1 Phương pháp xác định hệ số lệch phổ 

Trong trường hợp lý tưởng sự phân bố thông lượng neutron trên nhiệt tuân theo qui luật 1/E, tuy nhiên trong thực tế chúng không tuân theo qui luật này Phổ thông lượng neutron có thể được biểu diễn dưới dạng      eV 

E

1'  1 Trong đó, e là thông lượng neutron trên nhiệt theo qui ước và là một hệ số biểu diễn cho sự lệch phổ khỏi qui luật 1/E Khi  âm ta gọi phổ cứng, còn dương ta gọi phổ mềm Hệ số  không thay đổi tại mỗi vị trí chiếu xạ trừ khi có sự thay đổi cấu hình của hệ chiếu xạ

Có 3 phương pháp thực nghiệm xác định hệ số  : Phương pháp bọc cadmi cho đa lá

dò; Phương pháp tỉ số Cadmi cho đa lá dò; Phương pháp đa lá dò chiếu trần Sau đây ta

lần lượt trình bày 3 phương pháp thực nghiệm này [5, 15, 28, 32, 36, 38]

3.2.1.1 Phương pháp bọc Cadmi cho đa lá dò

Trong phương pháp này, một bộ các monitor được chiếu đồng thời có bọc một lớp cadmi và được đo trên một hệ detector Ge với đường cong hiệu suất đã biết chính xác Nếu tất cả các monitor có giá trị  v ~ 1/v lên tới 1,5eV , hệ số có thể thu được từ hệ số góc của đường thẳng khi ta vẽ :

Vế trái của phương trình (3.20) là một hàm theo, như vậy một phép tính lặp có thể được áp dụng, nghĩa là bằng việc giải phương trình (3.20) với 0 cho kết quả của phép gần đúng bậc nhất  1, và cứ tiếp tục như thế lặp đến kết quả thích hợp cuối cùng Hoặc bằng phép tính toán, hệ số  có thể nhận được cùng giá trị như trên từ phương trình:

27

, ,

2 , ,

0log

i

r i i

E E

E của các monitor khác biệt càng lớn càng tốt Tuy nhiên trong thực tế tốt nhất là lựa

chọn một số monitor thích hợp với số liệu hạt nhân được biết chính xác và giá trị E phân r

bố từ thấp đến cao Sự lựa chọn này giúp kiểm tra sự tuyến tính trong phương trình (3.20),

và chứng minh rằng  là một hằng số khắp cả vùng năng lượng neutron trên nhiệt Trong thực nghiệm các định hệ số  ta thường dùng các monitor 197 238 98 64

Au U Mo Zncó bọc cadmi Nếu ta dùng các monitor 197 96 94

Au Zr Zr làm monitor có bọc Cadmi thì ta gọi là phương pháp “bọc Cadmi cho ba lá dò”

3.2.1.2 Phương pháp tỉ số Cadmi cho đa lá dò

F.De Corte, A.Simonits và L.Monens đã phát triển một kỹ thuật cho việc xác định  ,

đó là phương pháp “tỉ số Cd cho nhiều lá dò” Theo phương pháp này, một bộ các monitor kích hoạt cộng hưởng i = 1, 2, , N, mỗi monitor được dặc trưng bằng một năng lượng ngưỡng hiệu dụng, E r i, , được chiếu với việc có bọc hoặc không bọc lớp Cadmi Với mỗi monitor, tỉ số Cadmi (RCd) được cho bởi:

 0, ,,

.1

Với FCd,i là hệ số hiệu chỉnh cho sự truyền qua Cd của các neutron trên nhiệt

Trong thực nghiệm xác định hệ số  ta thường dùng các monitor được cho trong Bảng 3.1

Au n Au 5,650,40 15,710,28 2,695 ngày 0,991

 233 232

,

Th n Th

 233 232

,

Mo n Mo

 99 98

,

Zn n Zn 2560256 1,9080,093 244 ngày 1

 95 94

Hoặc bằng phép tính toán, hệ số có thể giải được từ phương trình:

,

2 , ,

log log

0 log

i

r i i

E

F R Q G G E

E E

sp Cd

A R

Q , F, E rtra bảng số liệu hạt nhân; G epilấy kết quả tính toán thực nghiệm

Giải phương trình (3.26) ta thu được hệ số lệch phổ

3.2.1.3 Phương pháp đa lá dò chiếu trần

Phương pháp đa lá dò chiếu trần chủ yếu thích hợp cho việc xác định hệ số  trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng Theo phương pháp này, một bộ gồm N monitor cùng với một monitor “tham khảo” được chiếu không bọc Cd và hoạt độ các monitor được

đo với detector Ge đã biết đường cong hiệu suất chính xác Nếu tất cả các monitor có giá trị  v ~ 1/v lên tới 1,5 eV, hệ số  có thể thu được từ hệ số góc của đường thẳng khi ta vẽ:

0log

i

r i i

E E

Lưu ý rằng phương trình (3.29) không tính cho monitor “ref” trong dãy i và nếu như

số monitor nhỏ nhất là 3 (N = 2 cộng với một monitor “ref”) thì sẽ dẫn đến phương pháp

“ba lá dò chiếu trần” Khi đó,  được tính từ phương trình:

tại vị trí chiếu xạ có tỉ số thông lượng neutron f cao là các monitor được chọn sao cho

một monitor có giá trị Q0 thấp và hai monitor có giá trị Q0 cao Cụ thể là Q0,1 < Q0,2 < Q0,3

và Er,2 < Er,1 < Er,3 và các monitor được chọn tốt nhất cho trường hợp này là

từ phép đo tỉ số Cd đối với một monitor như sau:

3.2.2.2 Phương pháp đa lá dò chiếu trần

Từ việc xác định hệ số lệch phổ  theo phương pháp “đa lá dò chiếu trần”, ta có thể rút ra biểu thức xác định tỉ số thông lượng neutron như sau:

3.2.3 Tính toán thông lượng neutron trên nhiệt

Thông lượng neutron trên nhiệt epiđuợc tính toán chính xác sau khi đã tính toán thực nghiệm hệ số Tốc độ phản ứng khi bọc Cd là:

 

p c

sp,Cd Cd

N / t

AS.D.C.w

3.2.4 Tính toán thông lượng neutron nhiệt

Thông lượng neutron nhiệt thđuợc tính toán chính xác sau khi đã tính toán thực nghiệm hệ số, tỉ số thông lượng f và xác định được thông lượng neutron trên nhiệt Tốc độ phản ứng khi không bọc Cd:

R

      (3.39) Mặt khác, tốc độ phản ứng khi không bọc Cd:

th

th epi epi

