NGHIÊN CỨU HIỆU XUẤT GI NHÂN CỦA DETECTOR BÁN DẪN SIÊU TINH KHIẾT (HPGe) TERONG PHỔ KẾ GAMMABẰNG PHƯƠNG PHÁP MONTE CARLO VÀ THUẬT TOÁN DI TRUYỀN

68 29 2.25 Sự phụ thuộc tỉ số hiệu suất trung bình của detector vào năng lượng tia gamma của hai mẫu ziricon-1 và ziricon-2 77 30 2.26 Sự phụ thuộc của bề dày lớp germanium bất hoạt vào

VÕ XUÂN ÂN

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

TP Hồ Chí Minh - 2008

VÕ XUÂN ÂN

Chuyên ngành: Vật lý Hạt nhân

Mã số: 1.02.03

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Người hướng dẫn khoa học: PGS TS Ngô Quang Huy

TS Đỗ Quang Bình

TP Hồ Chí Minh - 2008

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của riêng tôi hoặc của người hướng dẫn khoa học Kết quả nêu trong luận án là trung thực và chưa từng được

ai công bố trong bất kỳ công trình nào khác

Tác giả Võ Xuân Ân

thuật toán di truyền và ứng dụng của các phương pháp này để nghiên cứu các đặc trưng của hệ phổ kế gamma dùng detector germanium siêu tinh khiết và tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli tại

Bộ môn Vật lý hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia Thành phố Hồ Chí Minh

Phòng An toàn Bức xạ và Môi trường, Trung tâm Hạt nhân Thành phố Hồ Chí Minh

Tác giả đã nhận được sự quan tâm giúp đỡ nhiệt tình và chu đáo của các Thầy Cô, Cơ quan và các bạn đồng nghiệp, cho phép tôi được bày tỏ lòng biết ơn chân thành đến

PGS TS Ngô Quang Huy, người Thầy kính mến, không những đã đem đến cho tôi kiến thức khoa học và phương pháp nghiên cứu khoa học mà còn dạy bảo đạo đức trong nghiên cứu khoa học, đó là lòng nhiệt tình, tính trung thực và có trách nhiệm

TS Đỗ Quang Bình, người hướng dẫn khoa học, đã hướng dẫn, gợi ý và giúp tháo gỡ những vướng mắc trong suốt quá trình thực hiện luận án

PGS TS Mai Văn Nhơn, người Thầy kính mến, đã thường xuyên nhắc nhở tiến độ hoàn thành luận án và có những ý kiến phản biện bổ ích

CN Nguyễn Văn Mai, TS Trần Văn Luyến, ThS Thái Mỹ Phê và CN Đào Văn Hoàng, Phòng An toàn Bức xạ và Môi trường, Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh, đã nhiệt tình giúp đỡ, tạo điều kiện thuận lợi và cho phép tôi tiến hành

Lạt đã tạo điều kiện thuận lợi để tôi sử dụng bộ nguồn phóng xạ chuẩn

PGS TS Hoàng Dũng, Phụ trách Phòng Vật lý Tính toán, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia TP Hồ Chí Minh, đã tạo điều kiện tốt nhất để tôi thực thi chương trình tính toán

PGS TS Nguyễn Minh Cảo, PGS TS Châu Văn Tạo và TS Nguyễn Đơng Sơn

đã cĩ những ý kiến đĩng gĩp quí báu để tơi hồn thiện luận án một cách đầy đủ và sâu sắc hơn

Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên TPHCM, đã quan tâm tạo mọi điều kiện về cơ sở vật chất và phòng thí nghiệm hiện có để tôi hoàn thành các chuyên đề, seminar và luận án

Khoa Công nghệ Điện tử, Trường Đại học Công nghiệp TP Hồ Chí Minh đã động viên và chia sẻ công việc để tôi thực hiện các phần công việc của luận án Không thể nào quên Ba Má tôi đã dành suốt một đời tần tảo, không quản ngại nắng mưa lo lắng cho con và vì con

Các công trình thuộc nội dung luận án được thực hiện trong khuôn khổ các đề tài Nghiên cứu cơ bản trong Khoa học tự nhiên năm 2007 của Bộ Khoa học và Công nghệ (Mã số 409406)

BẢNG CÁC CHỮ VIẾT TẮT VÀ ĐƠN VỊ ĐO

ACTL thư viện số liệu ACTL ACTivation Library

ANSI Viện Tiêu chuẩn quốc gia Hoa

Detector

CAD thiết kế bằng máy tính Computer Aided Design

CAT chụp ảnh bằng phương pháp

Germanium Detector CYLTRAN chương trình mô phỏng Monte

Carlo CYLTRAN CYLTRAN An electron/photon transport

code

DETEFF chương trình mô phỏng Monte

Carlo DETEFF DETector EFFiciency A Monte Carlo code developed

for the computation of the full energy peak efficiency in detectors

E&Z hãng cung cấp nguồn phóng xạ Eckert & Ziegler, Co

EGS chương trình mô phỏng Monte

Carlo EGS Electron Gamma A computer code system is a

general purpose package for the Monte Carlo simulation of the coupled transport of electrons and photons in an arbitrary geometry for particles with energies from a few keV up to several TeV

ENDF thư viện số liệu ENDF Evaluated Nuclear Data File

Library

FWHM độ rộng đỉnh năng lượng toàn

phần tại một nửa chiều cao cực đại

full width at half maximum

GESPECOR chương trình mô phỏng Monte

Carlo GESPECOR GErmanium CORrection Factors SPEctroscopy

HPGe detector germanium siêu tinh

khiết

High Purity Gemanium

IAEA Cơ quan năng lượng nguyên tử

quốc tế International Atomic Energy Agency IEEE Viện Tiêu chuẩn kỹ thuật điện

và điện tử Institute of Electrical and Electronics Engineers INAA Phân tích kích hoạt neutron

dụng cụ Instrumental Activation Analysis Neutron INST Viện Khoa học và Kỹ thuật

Hạt nhân Institue of Nuclear Sciences & Techniques

KHKT Khoa học Kỹ thuật

KHTN Khoa học Tự nhiên

LD hãng cung cấp nguồn phóng xạ Leybold Didactic GmbH

Detector

MCNP chương trình mô phỏng Monte

Carlo MCNP Monte Carlo N-Particle A general-purpose,

continuous-energy, generalized-geometry, time-dependent, coupled neutron/photon/electron Monte Carlo transport code

NAS hãng cung cấp nguồn phóng xạ North American Scientific, Inc ĐHQG Đại học Quốc gia

NCHN Nghiên cứu Hạt nhân

NPX nguồn phóng xạ

NSS hãng cung cấp nguồn phóng xạ Nuclear Services & Supplies

Rost GmbH

PHOTON chương trình mô phỏng Monte

Carlo PHOTON PHOTON A Monte Carlo code is

designed for any beamline Its ability to calculate power deposited and spectra trans-mitted through nearly arbitrary beamline configurations as well as the scattered radiation doses through shielding walls make it a very powerful tool

Germanium Detector RNAA Phân tích kích hoạt neutron kết

hợp tách hoá Radiochemical Activation Analysis Neutron

Detector

Bội số và ước số

Kí hiệu Thang đo Cách đọc

1 m0c2 = 0,511 MeV đối với electron

1 mpc2 = 938,3 MeV đối với proton

1 mnc2 = 939,6 MeV đối với neutron Các đơn vị đo bức xạ

1 Bq (Becquerel) = 2,7×10-11 Ci (Curi)

1 Ci (Curi) = 3,7×1010 Bq (Becquerel)

1 Gy (Grey) = 100 Rad (Rad)

1 Rad (Rad) = 0,01 Gy (Grey)

1 Rem (Rem) = 0,01 Sv (Sievert)

1 Sv (Sievert) = 100 Rem (Rem)

Hằng số vật lý

AV = 6,02×1023 mol-1 - hằng số Avogadro

h = 6,626×10-34 J⋅s = 4,135×10-15 eV⋅s - hằng số Plank

k = 1,38×10-23 J/K = 8,617×10-5 eV/K - hằng số Boltzmann

e = 1,602×10-19 C - điện tích của electron

me = 9,109×10-31 kg = 0,511 MeV - khối lượng của electron

mp = 1,673×10-27 kg = 938,3 MeV - khối lượng của protron

mn = 1,675×10-27 kg = 939,6 MeV - khối lượng của neutron

DANH MỤC CÁC BẢNG

1 2.1 Thành phần và hàm lượng của các mẫu chuẩn 232Th và

2 2.2 Các giá trị của năng lượng photon E và độ rộng đỉnh

năng lượng toàn phần tại một nửa chiều cao cực đại FWHM

57

3 2.3 Các giá trị danh định cùng với dung sai của các thông số

vật lý của detector do nhà sản xuất cung cấp 66

4 2.4 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào bề dày vỏ nhôm của detector

70

5 2.5 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào khoảng cách giữa vỏ detector và mặt trên tinh thể germanium

70

6 2.6 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào bề dày vỏ hộp chứa tinh thể germanium 71

7 2.7 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào đường kính tinh thể germanium

71

8 2.8 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

9 2.9 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào độ sâu hốc tinh thể germanium

72

10 2.10 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

vào bề dày lớp boron

73

11 2.11 Kết quả tính toán về sự phụ thuộc của hiệu suất detector

12 2.12 Kết quả tính toán về độ thay đổi tương đối của hiệu suất

detector

74

13 2.13 Sự phụ thuộc của tỉ số hiệu suất detector vào năng lượng

tia gamma đo ngày 24/8/2005 so với ngày 29/10/1999 đối với 2 mẫu ziricon-1 và ziricon-2

77

14 2.14 Hiệu suất thực nghiệm của detector đối với một số vạch

16 2.16 Hiệu suất tính toán của detector và độ suy giảm hiệu suất

tương đối

81

17 2.17 Các giá trị thực nghiệm và tính toán với các bề dày lớp

germanium bất hoạt khác nhau của hiệu suất detector

84

18 2.18 Các bình phương độ lệch tương đối giữa hiệu suất tính

19 2.19 Kết quả thực nghiệm và tính toán đối với các quang đỉnh

20 2.20 Kết quả thực nghiệm và tính toán đối với các quang đỉnh

21 2.21 Kết quả thực nghiệm và tính toán đối với các quang đỉnh

22 3.1 Hiệu suất cực đại εmax và bộ giá trị tối ưu h1, r, h2 và t của

23 3.2 Các giá trị tối ưu của h1, r, h2 và t đối với 10 vạch năng

lượng tia gamma từ 255 keV đến 1926 keV 112

24 3.3 Thành phần hoá học của 9 mẫu đo được dùng để tính

toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli

113

25 3.4 Các giá trị tối ưu của h1, r, h2 và t đối với 9 mẫu đo có

26 3.5 Các giá trị tối ưu của h1, r, h2 và t đối với 5 mẫu bột đất

phù sa có mật độ khác nhau

115

27 3.6 Các giá trị tối ưu của h1, r, h2 và t được lấy trung bình

theo các kết quả tính toán khi có xét đến ảnh hưởng của 116

28 3.7 Kích thước của các hộp chứa mẫu dạng Marinelli dùng

trong thực nghiệm

119

29 3.8 So sánh hiệu suất tỉ đối giữa tính toán và thực nghiệm đối

30 3.9 Tốc độ đếm tương đối của các hộp chứa mẫu dạng

Marinelli với thể tích cho trước

124

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

1 2.1 Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe 37

2 2.2a Mặt cắt dọc của buồng chì, kích thước tính bằng cm 38

3 2.2b Mặt cắt dọc của buồng chì được mô phỏng bằng chương

6 2.3c Mặt cắt dọc của detector HPGe GC1518 và thông tin về

vật liệu và kích thước hình học

9 2.5 Sơ đồ phân rã của đồng vị phóng xạ 137Cs 44

10 2.6 Cấu trúc của nguồn 137Cs của hãng Nuclear Services &

11 2.7 Cấu trúc của nguồn 60Co của hãng An Eckert & Ziegler,

12 2.8 Sơ đồ phân rã của đồng vị phóng xạ 60Co 46

13 2.9 Nguồn phóng xạ 131I dạng dung dịch của Viện NCHN Đà

14 2.10 Sơ đồ phân rã của đồng vị phóng xạ 131I 48

15 2.11 Cấu trúc của các nguồn 241Am, 60Co, 137Cs, 54Mn, 22Na và

88Y của hãng North American Scientific, Inc

49

16 2.12 Sơ đồ phân rã của các đồng vị phóng xạ 54Mn (a), 22Na

17 2.13 Các nguồn phóng xạ 232Th và 238U với vật liệu nền là bột

đá vôi chứa trong hộp chứa mẫu dạng tựa Marinelli

20 2.16 So sánh kết quả tính toán bằng chương trình mô phỏng

21 2.17 Các đường thực nghiệm khi đặt nguồn 137Cs hướng xuống

22 2.18 Các phổ gamma thực nghiệm và tính toán khi đặt nguồn

137Cs hướng xuống dưới

60

23 2.19 Các phổ gamma thực nghiệm và tính toán khi đặt nguồn

24 2.20 Các phổ gamma thực nghiệm và tính toán của nguồn 60Co 61

25 2.21 Các phổ gamma thực nghiệm và tính toán của nguồn 131I 62

26 2.22 Cấu trúc detector HPGe GC1518, kích thước tính bằng

27 2.23 Cấu hình tính toán detector - nguồn phóng xạ 68

29 2.25 Sự phụ thuộc tỉ số hiệu suất trung bình của detector vào

năng lượng tia gamma của hai mẫu ziricon-1 và ziricon-2

77

30 2.26 Sự phụ thuộc của bề dày lớp germanium bất hoạt vào

31 2.27 Các giá trị hiệu suất thực nghiệm và họ đường cong hiệu

suất tính toán bằng chương trình MCNP4C2 theo bề dày

85

32 2.28 Sự phụ thuộc của trung bình các bình phương độ lệch

tương đối giữa hiệu suất tính toán và hiệu suất thực 86

33 2.29 Sự phụ thuộc của tỉ số diện tích các quang đỉnh tính toán

so với thực nghiệm vào năng lượng các tia gamma của nguồn 131I

89

34 2.30 Sự phụ thuộc của tỉ số diện tích các quang đỉnh tính toán

so với thực nghiệm vào năng lượng các tia gamma của nguồn 238U

90

35 2.31 Sự phụ thuộc của tỉ số diện tích các quang đỉnh tính toán

so với thực nghiệm vào năng lượng các tia gamma của nguồn 232Th

91

36 2.32 Sự phụ thuộc của tỉ số diện tích các quang đỉnh tính toán

so với thực nghiệm vào năng lượng các tia gamma của nguồn 131I, 232Th và 238U

92

37 3.1 Cấu hình nguyên thuỷ của hộp chứa mẫu dạng Marinelli 96

38 3.2 Cấu hình hộp chứa mẫu dạng Marinelli ngày nay 97

39 3.3 Sơ đồ thuật toán của quá trình chọn lọc bằng phương

41 3.5 Sơ đồ thuật toán của quá trình đột biến 105

42 3.6 Sơ đồ thuật toán của chương trình tính toán kích thước tối

ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli

107

43 3.7 Sự phụ thuộc của hiệu suất trung bình vào số thế hệ tiến

44 3.8a Đồ thị (dạng mesh) của hàm ε =εV,d(h2,r) 111

45 3.8b Đồ thị (dạng contour) của hàm ε=εV,d(h2,r) 111

46 3.9 Đồ thị (dạng contour) biểu diễn sự phụ thuộc của hiệu

suất vào chiều cao phần trên h1 và bề dày phần dưới t 118

47 3.10 Hình dạng và kích thước của hộp chứa mẫu dạng

48 3.11a Ảnh các hộp chứa mẫu dạng Marinelli Hộp tối ưu - hộp

1 (bên trái), Hộp qui ước - hộp 2 (bên phải) 120

49 3.11b Ảnh các hộp chứa mẫu dạng Marinelli Hộp không tối ưu

- hộp 3 (bên trái), Hộp không tối ưu - hộp 4 (bên phải) 120

50 3.12 Sự phụ thuộc của tốc độ đếm tương đối theo thể tích của

hộp chứa mẫu dạng Marinelli

124

MỞ ĐẦU

Việc chế tạo thành công các loại detector bán dẫn germanium siêu tinh khiết (high purity germanium - HPGe) với độ phân giải và hiệu suất đếm cao vào những năm 1980 là một bước ngoặc trong lịch sử phát triển các thiết bị ghi nhận bức xạ tia X và tia gamma vì nó đã cải thiện đáng kể độ chính xác của các phép phân tích bằng phương pháp hạt nhân [46] Phần chính của detector HPGe là tinh thể germanium siêu tinh khiết với mật độ tạp chất chỉ vào khoảng 1010 nguyên tử/cm3 và giống như một diode khổng lồ có cấu trúc gồm 3 vùng P (positive), I (intrinsic) và N (negative) làm việc ở chế độ phân cực nghịch Trong đó thể tích vùng I rất lớn so với vùng P và N, còn gọi là thể tích hoạt động của detector và tương tự như một buồng ion hoá thể rắn, đây là nơi hình thành các cặp electron-lỗ trống hoặc electron-ion khi có chùm tia gamma xuyên qua và chúng được tập hợp về phía các điện cực Tuỳ thuộc vào mục đích sử dụng và miền năng lượng tia gamma quan tâm, người ta chế tạo detector HPGe ở một số cấu hình* khác nhau như Ultra LEGe, LEGe, BEGe, Coaxial Ge hoặc HPGe, XtRa, REGe và Well [39] Hiện nay trên thế giới detector HPGe ngày càng được ứng dụng rộng rãi trong các phép đo phổ gamma của các mẫu phóng xạ [46] Ở nước ta nhiều nơi như Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân Hà Nội, Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên TP Hồ Chí Minh đã trang bị và ứng dụng hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe trong nghiên cứu khoa học và triển khai ứng dụng Để sử dụng hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe một cách có hiệu quả, có hai vấn đề quan trọng cần phải nghiên cứu đó là hiệu suất detector và độ nhạy của hệ phổ kế gamma [17] Ở khía cạnh người sử dụng, độ nhạy của hệ phổ kế gamma phụ

* Dựa theo cách viết tắt của hãng Canberra Industries, Inc.

thuộc vào các đặc trưng che chắn của buồng chì, độ nhiễm bẩn phóng xạ của thiết bị Còn hiệu suất detector phụ thuộc vào các đặc trưng của detector, nguồn phóng xạ và hình học đo Đối với hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe GC1518 đặt tại Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh, các đặc trưng che chắn của buồng chì đã được nghiên cứu chi tiết [20] và độ nhiễm bẩn phóng xạ được kiểm tra định kì bằng cách đo phông bên trong buồng chì Vấn đề quan trọng còn lại là nghiên cứu hiệu suất detector vì có hai khả năng như sau:

Thứ nhất, hiệu suất detector có xu hướng giảm dần theo thời gian, do đó cần phải xác định nguyên nhân làm giảm hiệu suất detector và tìm kiếm biện pháp khắc phục để hạn chế quá trình giảm hiệu suất detector này Một trong những nguyên nhân làm giảm hiệu suất detector đó là trong suốt quá trình hoạt động của detector, các nguyên tử lithium của lớp n+ (lớp germanium bất hoạt hay lớp chết) tiếp tục khuếch tán vào sâu bên trong tinh thể làm cho bề dày của lớp này tăng lên đáng kể, thu hẹp thể tích hoạt động của detector và số lượng các cặp hạt mang điện được hình thành sẽ giảm đi Hiện tượng khuếch tán này có thể hạn chế được bằng cách luôn giữ lạnh detector ở nhiệt độ nitrogen lỏng

Thứ hai, trong phép đo phổ gamma của các mẫu phóng xạ, hiệu suất detector còn phụ thuộc vào các đặc trưng của nguồn phóng xạ, đó là dạng hình học, kích thước và thể tích của hộp chứa mẫu Trong số các dạng hình học của hộp chứa mẫu, hộp chứa mẫu dạng Marinelli có hiệu suất đếm cao hơn vì nó được đặt áp sát vào cả mặt trên và mặt bên của detector, bao bọc gần kín thể tích hoạt động của detector Tuy nhiên, để hộp chứa mẫu dạng Marinelli với thể tích cho trước đạt được hiệu suất đếm cao nhất cần phải tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli này

Do đó mục đích nghiên cứu của đề tài luận án này là xác định hiệu suất của detector sau một thời gian dài hoạt động và xây dựng phương pháp tính toán kích

thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli để nâng cao tối đa hiệu suất đếm trong phép đo phổ gamma

Đối tượng nghiên cứu của đề tài luận án này là detector HPGe GC1518 đặt tại Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh và hộp chứa mẫu dạng Marinelli Detector HPGe GC1518 có dạng trụ đồng trục đáy kín (Coaxial Ge và cũng được viết tắt là HPGe) gồm một tinh thể germanium siêu tinh khiết có đường kính ngoài 54 mm, chiều cao 32 mm, ở giữa có một hốc hình trụ đường kính 7 mm và chiều cao 17 mm Mặt trên và mặt bên của tinh thể là lớp n+ được nối với cực dương nguồn điện, còn gọi là lớp germanium bất hoạt Mặt trong của hốc tinh thể là lớp p+ được nối với cực âm của nguồn điện Hộp chứa mẫu dạng Marinelli được chế tạo bằng các vật liệu có sẵn trên thị trường như thành hộp làm bằng vật liệu polyvinylchloride và các đáy hộp làm bằng vật liệu polyacrylic Các tấm vật liệu này được gia công bằng máy cắt laser và sau đó lắp ráp chúng với nhau bằng chất kết dính cyanoacrylate với sai số tuyệt đối tổng cộng khoảng 0,5 mm Phương pháp nghiên cứu của đề tài luận án này là kết hợp thực nghiệm đo phổ gamma với tính toán bằng phương pháp Monte Carlo và thuật toán di truyền Trong tính toán phổ gamma bằng phương pháp Monte Carlo, chương trình MCNP4C2* được sử dụng Đây là một trong những chương trình máy tính đáng tin cậy [51, 110] ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng quá trình vận chuyển của neutron, photon và electron trong môi trường vật chất Trong tính toán kích thước tối ưu hộp chứa mẫu dạng Marinelli, chương trình tính toán dựa trên cơ sở thuật toán di truyền kết hợp với chương trình MCNP4C2 được soạn thảo bằng ngôn ngữ lập trình Fortran 95 và chạy trên máy tính cá nhân HP4100 Phương pháp nghiên cứu của đề tài luận án được trình bày cụ thể như sau:

* Phiên bản MNCP4C2 đã được Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt mua bản quyền và trong suốt quá trình nghiên cứu để hoàn thành luận án chương trình này đã được sử dụng.

Các kết quả nghiên cứu trong những năm gần đây của nhiều tác giả [51, 59,

64, 65, 74, 86, 90, 96, 110] về các đặc trưng của detector HPGe cho thấy rằng hiệu suất detector mô phỏng thường lớn hơn hiệu suất detector thực tế, do đó nảy sinh một nhu cầu cấp thiết cho những người làm thực nghiệm là xác định một cách chính xác hiệu suất detector Để có sự phù hợp tốt hơn giữa kết quả tính toán và số liệu thực nghiệm, các tác giả đã điều chỉnh tăng bề dày lớp germanium bất hoạt lên khoảng gấp 2 lần số liệu do nhà sản xuất cung cấp [110] Tuy nhiên cơ sở vật lý cho việc điều chỉnh tăng này thì chưa có tác giả nào lý giải một cách định lượng Do đó mục tiêu nghiên cứu của vấn đề này là lý giải một cách định lượng để làm rõ ý nghĩa vật lý của việc điều chỉnh tăng bề dày lớp germanium bất hoạt của detector HPGe Để giải quyết vấn đề này, trước tiên cần phải xây dựng bộ số liệu đầu vào về cấu trúc hình học và thành phần vật liệu của buồng chì, detector và các nguồn phóng xạ để mô hình hoá hệ phổ kế gamma bằng chương trình MCNP4C2 Phân tích ảnh hưởng của sự biến thiên các thông số vật lý lên hiệu suất detector và xác định thực nghiệm sự giảm hiệu suất detector sau gần 10 năm hoạt động để chứng tỏ sự tăng bề dày lớp germanium bất hoạt là có thực Cuối cùng là thiết kế các thí nghiệm để kiểm chứng bộ số liệu đầu vào và giá trị tính toán của bề dày lớp germanium bất hoạt

Về việc xây dựng phương pháp tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli, căn cứ vào những kết quả đạt được trong nghiên cứu xác định kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli cho thấy rằng có công trình bằng thực nghiệm đo hiệu suất detector đối với các kích thước hình học khác nhau của hộp chứa mẫu dạng Marinelli và đã xác định được kích thước tối

ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli có thể tích V = 500 cm3 và V = 1000 cm3

[38], hoặc có công trình cải tiến cấu trúc hình học của hộp chứa mẫu dạng Marinelli có thể tích V = 1200 cm3 [66] Tuy nhiên việc xác định kích thước tối

ưu bằng các phương pháp này thường gặp phải khó khăn trong thiết kế thực nghiệm cho một loạt cấu hình khác nhau của hộp chứa mẫu dạng Marinelli, do đó sẽ tốn kém rất nhiều chi phí, thời gian và công sức Chính vì vậy mục tiêu nghiên cứu của vấn đề này là xây dựng phương pháp tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli bằng cách kết hợp thuật toán di truyền với chương trình MCNP4C2 Quá trình tính toán được tiến hành thông qua một chương trình máy tính chạy trên máy tính cá nhân thông thường Ưu điểm của thuật toán di truyền là giải quyết được các bài toán tối ưu đa tham số và đa mục tiêu, trong khi đó chương trình MCNP4C2 cho phép mô hình hoá các hình học đo phức tạp bất kì Để tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli với thể tích cho trước cần tiến hành các bước như sau Xây dựng mô hình bài toán dựa trên cơ sở thuật toán di truyền Xác định các thông số vào/ra cần thiết của chương trình MCNP4C2 để kết nối với thuật toán di truyền Nghiên cứu ảnh hưởng của năng lượng các tia gamma, mật độ và thành phần hoá học của mẫu đo lên kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli Nghiên cứu sự phụ thuộc của tốc độ đếm vào thể tích mẫu đo Cuối cùng là thiết kế thí nghiệm để kiểm chứng kết quả tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli này Trên cơ sở hoàn thành các mục tiêu đã đề ra, luận án đạt được các kết quả sau đây:

- Bằng thực nghiệm xác định sự giảm hiệu suất detector sau gần 10 năm hoạt động và tính toán mô phỏng phổ gamma dựa trên cơ sở phương pháp Monte Carlo, chúng tôi đã lý giải một cách định lượng của việc điều chỉnh tăng bề dày lớp germanium bất hoạt của detector HPGe Việc xác định thực nghiệm sự giảm hiệu suất detector này là một ý tưởng mới trong thiết kế thí nghiệm để theo dõi quá trình lão hoá của detector Việc tính toán mô phỏng phổ gamma bằng phương pháp Monte Carlo để nghiên cứu sự tăng bề dày lớp germanium bất hoạt

sẽ là một đóng góp có ý nghĩa trong lĩnh vực mô phỏng phổ gamma của các nguồn phóng xạ đo trên detector HPGe bằng phương pháp Monte Carlo

- Dựa trên cơ sở thuật toán di truyền và phương pháp mô phỏng Monte Carlo, chúng tôi đã xây dựng thành công phương pháp tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli Việc xây dựng thành công phương pháp tính toán tối ưu này sẽ là một đóng góp có ý nghĩa trong việc sử dụng các phương pháp toán học mạnh và ứng dụng các chương trình máy tính trong lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nhằm giải quyết các vấn đề phức tạp của thiết kế thí nghiệm một cách chính xác và hiệu quả hơn

Nội dung của đề tài luận án sẽ được trình bày trong bốn chương như sau:

• Chương 1 là phần tổng quan, trình bày những tiến bộ trong quá trình phát triển detector ghi bức xạ tia X và tia gamma, những kết quả đạt được của việc ứng dụng phương pháp Monte Carlo và thuật toán di truyền trong lĩnh vực vật lý hạt nhân và những vấn đề tồn tại cần nghiên cứu

• Chương 2 là phần trình bày vấn đề áp dụng chương trình MCNP4C2 và thiết kế các thí nghiệm để nghiên cứu các đặc trưng của detector và sự thay đổi của chúng trong suốt quá trình hoạt động vận hành và khai thác từ lúc đưa detector đi vào hoạt động cho đến thời điểm nghiên cứu

• Chương 3 là phần trình bày vấn đề xây dựng phương pháp tính toán kích thước tối ưu của hộp chứa mẫu dạng Marinelli dựa trên cơ sở thuật toán di truyền kết hợp với phương pháp mô phỏng Monte Carlo và nghiên cứu sự phụ thuộc của tốc độ đếm vào thể tích mẫu đo chứa trong hộp đựng mẫu dạng Marinelli

• Chương 4 là phần kết luận, trình bày các nhận định về phương pháp luận khoa học và ý tưởng vật lý đã đề xuất cùng với các kết quả nghiên cứu mới của luận án đã đạt được

Chương 1 TỔNG QUAN

1.1 NHỮNG TIẾN BỘ TRONG LĨNH VỰC CHẾ TẠO DETECTOR GHI

BỨC XẠ TIA X VÀ TIA GAMMA

Detector ghi bức xạ tia X và tia gamma ban đầu chỉ dùng để xác định sự có mặt của chùm bức xạ tia X và tia gamma và sau đó là xác định cường độ của chùm bức xạ này Các detector ghi bức xạ tia X và tia gamma ngày nay cho phép xác định đặc trưng phân bố độ cao xung theo năng lượng tia X và tia gamma Sau đây là các mốc thời gian đáng chú ý trong suốt quá trình phát triển và ứng dụng detector ghi bức xạ tia X và tia gamma

- 1895, Roentgen đã thực hiện phép đo tia X phát ra từ ống phóng điện chứa khí Tia X có thể được đo bằng phương pháp huỳnh quang vì chúng có thể làm phát xạ huỳnh quang một số loại vật liệu Phổ kế quang học ứng dụng hiện tượng tán sắc ánh sáng có thể được dùng để đo bước sóng tia X nhưng cũng chỉ đo được bước sóng tia X lớn hơn 0,1 nm Bằng phương pháp nhiễu xạ tia X trên mặt phẳng tinh thể tinh khiết tự nhiên, Bragg đã đo được tia X có bước sóng bé hơn và nhận thấy rằng phổ tia X có cấu trúc vạch phân biệt rõ trên nền phông liên tục

- 1896, Becquerel đã khám phá ra hiện tượng phóng xạ tự nhiên khi tình cờ đặt các mẫu quặng phóng xạ uranium gần kính ảnh

- 1900, Villard đã nhận thấy rằng các chất phóng xạ tự nhiên không những phát ra các tia α và β có thể bị lệch trong từ trường mà còn phát ra một loại bức xạ có khả năng đâm xuyên mạnh được gọi là tia gamma Cùng với những nghiên cứu đầu tiên về tia X và tia gamma, các thiết bị ghi bức xạ tia X và tia gamma cũng phát triển theo

- 1908, Rutherford và Geiger đã phát minh ra ống đếm chứa khí cho phép

đo cường độ của chùm tia X và tia gamma, đây là tiến bộ nhảy vọt so với kỹ thuật xử lý bằng kính ảnh trước đó Các loại ống đếm tỉ lệ có khả năng đo cường độ của chùm bức xạ tia X và tia gamma nhưng không xác định được năng lượng của chùm bức xạ đó

- 1948, Hofstadter đã chế tạo ra detector nhấp nháy NaI(Tl) có khả năng đo được phổ gamma với dải năng lượng rộng hơn Tinh thể chất nhấp nháy được chế tạo có kích thước ngày càng lớn cho nên có khả năng hấp thụ các tia gamma có năng lượng cao, thậm chí lên đến 1 MeV Các đặc trưng cơ bản của detector nhấp nháy là có hiệu suất và độ phân giải* tương đối cao (FWHM cỡ 45 keV tại vạch năng lượng 662 keV của đồng vị phóng xạ 137Cs), tinh thể nhấp nháy có tính chất vật lý và tính chất hoá học ít bị thay đổi trong quá trình sử dụng Hiện nay detector nhấp nháy vẫn còn đang được sử dụng khá phổ biến vì chúng đơn giản trong kỹ thuật bảo quản và vận hành

- 1960, một thế hệ phổ kế gamma mới được nghiên cứu chế tạo dựa theo cơ chế nhiễu xạ chùm tia gamma trên tinh thể của Bragg, gọi là phổ kế tinh thể Loại phổ kế gamma này có độ phân giải rất cao (FWHM cỡ 1 eV tại vạch năng lượng 100 keV) ở vùng năng lượng thấp Nhược điểm cơ bản của loại phổ kế gamma này là hiệu suất ghi rất thấp, do đó chỉ dùng để đo một số ít nguồn phóng xạ tia gamma có cường độ lớn và nhờ có độ chính xác cao nên chúng được dùng để chuẩn hoá các hệ phổ kế gamma khác trong suốt một thời gian dài của kỷ nguyên ứng dụng detector nhấp nháy

* Trong nhiều tài liệu gần đây [85], đối với detector ghi bức xạ tia X và tia gamma có độ phân giải cao người ta thường dùng độ rộng đỉnh năng lượng toàn phần tại một nửa chiều cao cực đại (full width at half maximum - FWHM) để chỉ độ phân giải detector.

- 1962, Pell và một số nhóm nghiên cứu khác đã chế tạo thành công detector Ge(Li) đã mở ra một cuộc cách mạng trong lĩnh vực nghiên cứu ứng dụng vật liệu bán dẫn để chế tạo detector ghi bức xạ tia X và tia gamma cũng như các loại detector phát hiện các hạt mang điện khác Để tập hợp điện tích tốt, loại detector này phải được chế tạo dưới dạng đơn tinh thể từ vật liệu bán dẫn có độ tinh khiết cao Bởi vì việc chế tạo các đơn tinh thể rất khó khăn cho nên chỉ có một số ít vật liệu bán dẫn như silicon và germanium mới có thể dùng để chế tạo các loại detector ghi bức xạ tia X và tia gamma có độ phân giải cao này Các detector làm bằng vật liệu bán dẫn Ge cho phép đo được một dải rộng năng lượng, trong khi đó các detector làm bằng vật liệu bán dẫn Si chỉ đo được ở vùng năng lượng thấp vì bậc số nguyên tử của silicon thấp Detector Ge(Li)ø có độ phân giải cao (FWHM cỡ 5 keV tại vạch năng lượng 1332 keV của đồng vị phóng xạ 60Co) và tốt hơn 10 lần so với detector nhấp nháy NaI(Tl) Việc nâng cao độ phân giải có ý nghĩa đặc biệt quan trọng trong lịch sử chế tạo phổ kế gamma ở cả hai mặt nghiên cứu và ứng dụng, cho phép các nhà phổ kế học xác định gần như tất cả các nhóm gamma đơn năng có mặt trong phổ

Đặc biệt từ những năm 1980 người ta đã chế tạo thành công các detector bán dẫn germanium siêu tinh khiết (high purity germanium - HPGe) có nhiều tính chất tốt hơn so với các thế hệ detector bán dẫn trước đây và nâng cao đáng kể độ chính xác trong các phương pháp phân tích hạt nhân Detector HPGe cho phép bảo quản ở nhiệt độ thường giữa các lần sử dụng, có hiệu suất ghi và độ phân giải tốt hơn (FWHM nhỏ hơn 2 keV tại vạch năng lượng 1332 keV của đồng

vị phóng xạ 60Co) so với detector Ge(Li) có cùng kích thước, phổ gamma thu được có khả năng phân tích tốt hơn Hiện nay detector HPGe ngày càng được ứng dụng rộng rãi trong kỹ thuật đo hoạt độ của các mẫu phóng xạ trong nhiều lĩnh vực nghiên cứu khác nhau Sự xuất hiện các thế hệ detector bán dẫn đã dần dần

thay thế các loại detector nhấp nháy và các loại detector khác ra đời trước đó Hiện nay người ta không còn quan tâm đến độ phân giải của detector ghi bức xạ tia X và tia gamma nữa mà chỉ tập trung cải thiện hệ thống điện tử sao cho tín hiệu ra lớn nhất, nâng cao hiệu suất detector* bằng cách chế tạo các đơn tinh thể bán dẫn lớn hơn hoặc lựa chọn hình học đo giữa nguồn và detector thích hợp

Ở nước ta nhiều nơi như Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân Hà Nội, Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên TP Hồ Chí Minh đã trang bị và ứng dụng hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe trong nhiều lĩnh vực khác nhau Hệ phổ kế gamma tại Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh dùng detector HPGe GC1518 có các thông số danh định như sau:

- Hiệu suất tương đối 15% so với detector nhấp nháy NaI(Tl) kích

thước 7,62 cm × 7,62 cm

- Độ phân giải năng lượng 1,8 keV tại vạch năng lượng 1332 keV của

đồng vị phóng xạ 60Co và 0,8 keV tại vạch năng lượng 122 keV của đồng vị phóng xạ 57Co

- Tỉ số đỉnh/Compton bằng 45:1 tại vạch năng lượng 1332 keV của

đồng vị phóng xạ 60Co

1.2 PHƯƠNG PHÁP MONTE CARLO

1.2.1 Lịch sử phát triển

Phương pháp Monte Carlo là phương pháp đánh giá các đại lượng có tính chất xác suất của các quá trình ngẫu nhiên, thường được dùng để mô phỏng các quá trình vận chuyển phức tạp và rất khó mô hình hoá bằng các phương pháp

* Có nhiều khái niệm khác nhau về hiệu suất ghi bức xạ của detector [85], trong luận án này thuật ngữ "hiệu suất detector" dùng để chỉ hiệu suất tuyệt đối của detector là tỉ số giữa số xung được tạo ra bởi detector và số photon từ nguồn phát ra theo mọi hướng.

toán học giải tích Cơ sở toán học của phương pháp Monte Carlo dựa trên hai tính chất quan trọng của lý thuyết xác suất và thống kê đó là luật số lớn đối với các đại lượng ngẫu nhiên và định lý giới hạn trung tâm [16] Các biến cố riêng biệt có tính chất xác suất xảy ra trong một quá trình ngẫu nhiên sẽ được mô phỏng một cách tuần tự Do số phép thử cần phải khá lớn cho nên quá trình mô phỏng được thực hiện bằng máy tính Vì vậy phương pháp Monte Carlo* còn được gọi là công cụ toán học định hướng máy tính, rất hữu hiệu trong việc mô phỏng các quá trình tương tác hạt nhân, từ lúc hạt sinh ra cho đến khi kết thúc

Năm 1772, Georges Louis Leclerc và Comte de Buffon đã sử dụng phương pháp Monte Carlo để tính số π bằng cách gieo ngẫu nhiên một cái kim khâu có

* Thuật ngữ "phương pháp Monte Carlo" bắt đầu xuất hiện vào năm 1946 liên quan đến câu chuyện Nicholas Constantine Metropolis đề nghị đặt tên cho kỹ thuật lấy mẫu ngẫu nhiên đang sử dụng phổ biến lúc bấy giờ và cũng chính ông đã thông báo cho Stanislaw Marcin Ulam rằng người chú của Ulam đã mượn tiền từ những người bà con để đi Monte Carlo (Monaco), nơi có nhiều casino nổi tiếng, và kỹ thuật lấy mẫu ngẫu nhiên được đặt tên là phương pháp Monte Carlo kể từ đó Tuy nhiên Emilio Segre cho rằng chính Enrico Fermi mới là người đầu tiên đưa

ra dạng thức phương pháp Monte Carlo và áp dụng để nghiên cứu hiện tượng khuếch tán neutron trong thời gian làm việc tại Rome [99].

khuếch tán neutron bên trong các vật liệu phân hạch trong thời gian triển khai dự án Manhattan chế tạo bom nguyên tử Với nhu cầu tính toán ngày càng tăng, các thế hệ máy tính điện tử mới ra đời thay cho loại máy tính cơ điện trước đó, kỹ thuật lấy mẫu ngẫu nhiên bằng máy tính điện tử trở nên thực tế hơn Năm 1946, Stanislaw Marcin Ulam đã ứng dụng phương pháp Monte Carlo để giải các bài toán về hiện tượng khuếch tán neutron bên trong các vật liệu nhiệt hạch và phân hạch hoặc tính tích phân bằng phương pháp số trên máy tính điện tử [71, 99] Cho đến nay phương pháp Monte Carlo đã và đang được sử dụng rộng rãi để giải quyết nhiều bài toán khoa học và kỹ thuật khác nhau [68] Trong vật lý hạt nhân phương pháp Monte Carlo đã được sử dụng rộng rãi để mô hình hoá các cấu hình phức tạp nhằm mục đích giải các bài toán tương tác [40, 84, 100, 116]

1.2.2 Phương pháp Monte Carlo trong mô phỏng tương tác của photon với vật chất của chương trình MCNP4C2

Phương pháp Monte Carlo cho phép mô phỏng lần lượt từng photon riêng biệt đi xuyên qua thể tích hoạt động của detector Các đại lượng vật lý tuân theo qui luật thống kê được lấy mẫu tương ứng theo một hàm phân bố xác suất thích hợp Chẳng hạn, trong trường hợp nguồn điểm, hướng và điểm tới của tia gamma trên bề mặt detector được xác định bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên từ phân bố đồng dạng Điểm tương tác của tia gamma trong thể tích hoạt động của detector được xác định bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên từ phân bố hàm mũ theo cường độ tia gamma Cường độ tia gamma trong môi trường được mô tả theo một hàm số phụ thuộc vào hệ số hấp thụ tuyến tính toàn phần µt và bề dày lớp vật chất r:

r 0

t

eI

photoelect

Trong đó:

- I là cường độ tia gamma tại độ sâu r bên trong thể tích hoạt động của detector;

- I0 là cường độ tia gamma tại bề mặt detector;

- N là mật độ nguyên tử;

- σt là tiết diện tương tác hiệu dụng toàn phần

Đặt R là số ngẫu nhiên thuộc khoảng (0, 1) và thoả mãn công thức:

∫

∫

∞ µ

µ

=

0

r 0

r

0

r 0

dreI

dreIR

t

−µ

−

Nếu r vượt quá kích thước giới hạn phần thể tích hoạt động của detector thì tia gamma được xem như không tương tác và thoát khỏi detector Còn nếu r nhỏ hơn kích thước giới hạn thì tia gamma được xem như trải qua một tương tác Sau đó bản chất của tương tác được xác định bằng cách lấy mẫu theo các tiết diện tương tác tương ứng với các quá trình tương tác như hấp thụ quang điện, tán xạ Compton, tán xạ Thomson, tạo cặp* Hướng và năng lượng của tia gamma tán xạ sau đó lại được xác định bằng việc lấy mẫu theo các hàm phân bố xác suất thích hợp Các sản phẩm con cháu (quang electron, electron vỏ K, tia X của quá trình quang điện; electron và tia gamma tán xạ của quá trình tán xạ Compton; electron, positron và các photon huỷ cặp của quá trình tạo cặp .) sẽ tiếp tục tương tác bên trong thể tích hoạt động của detector cho đến khi năng lượng tia

* Có thể đọc thêm các tài liệu [46, 85] về cơ sở vật lý tương tác của tia gamma với vật chất

gamma tới được hấp thụ toàn bộ hoặc hấp thụ một phần và một phần thoát khỏi thể tích hoạt động của detector Phần năng lượng hấp thụ này sẽ được chuyển đổi thành xung điện áp với độ cao xung tỉ lệ tương ứng Phân bố độ cao xung (pulse height distribution) theo năng lượng hay còn gọi là phổ gamma mô phỏng được lấy ra bằng thẻ truy xuất kết quả F8 của chương trình MCNP4C2 Ngoài ra do ảnh hưởng của ba hiệu ứng là sự giãn rộng thống kê số lượng các hạt mang điện, hiệu suất tập hợp điện tích và đóng góp của các nhiễu điện tử [85] làm cho các quang đỉnh của phổ gamma thực nghiệm có dạng Gauss Do đó trong quá trình mô phỏng phổ gamma còn sử dụng lựa chọn GEB (Gaussian Energy Broadening) của thẻ FT8 trong chương trình MCNP4C2 Khi đó phổ gamma mô phỏng phù hợp tốt hơn với phổ gamma thực nghiệm Dựa trên cơ sở phổ gamma mô phỏng này hiệu suất tính toán của detector được xác định bằng cách lấy số photon đóng góp trong đỉnh năng lượng toàn phần chia cho số photon phát ra từ nguồn theo mọi hướng và được trình bày chi tiết trong phần 2.4.2

1.2.2.1 Mô hình tán xạ Compton (tán xạ không kết hợp)

Để mô hình quá trình tán xạ Compton điều cần thiết là phải xác định góc tán xạ θ (góc giữa phương chuyển động của photon tới và photon thứ cấp), năng lượng của photon thứ cấp E’ và động năng giật lùi của electron E - E’ Trong MCNP4C2 [35, 124], tiết diện tán xạ vi phân được tính theo công thức:

=σ

1

1 inc scatt.

α+α

α′

π

=ξξ

2 2

r0 = 2,817938.10-13 - bán kính electron cổ điển,

α và α’ lần lượt là năng lượng của photon tới và photon thứ cấp tính bằng đơn vị 0,511 MeV ( 2

ecmE

Klein-sẽ tăng từ I(Z,0)=0 đến I(Z,∞)=Z Trong đó: θ =κα −ξ

λ

=

2sin

1.2.2.2 Mô hình tán xạ Thomson (tán xạ kết hợp)

Trong tán xạ Thomson, chỉ có hướng của photon tới thay đổi, còn năng lượng của nó không thay đổi Để mô hình tán xạ Thomson người ta chỉ tính góc tán xạ θ và quá trình vận chuyển tiếp theo của photon tán xạ Trong MCNP4C2 [35, 124], tiết diện tán xạ vi phân được tính theo công thức:

=σ

1

1 coh scatt.

son hom

Trong đĩ:

( )ξdξ=πr (1+ξ )dξ

0 độc lập với năng lượng photon tới

Thừa số hiệu chỉnh C2(Z,ν) sẽ làm giảm tiết diện tán xạ vi phân Thomson theo hướng tán xạ ngược đối với photon có E cao và vật liệu có Z thấp Đối với vật liệu có Z bất kỳ, thừa số hiệu chỉnh C(Z,ν) sẽ giảm từ C(Z,0)=Z đến

C ∞ = Giá trị của C2(Z,ν) tại ν=κα 1−ξ được nội suy từ bảng các giá trị

cm

1.2.2.3 Hấp thụ quang điện

Trong hiệu ứng quang điện, năng lượng E của photon tới bị hấp thụ, phát ra một vài photon huỳnh quang và làm bật ra một electron quỹ đạo có năng lượng liên kết e < E và truyền cho electron động năng E −e Trong MCNP4C2 [35, 124], hiệu ứng quang điện được mô tả theo một trong ba trường hợp như sau: (1) Không có photon huỳnh quang nào năng lượng lớn hơn 1 keV được phát

ra Trong trường hợp này chỉ có hiện tượng các electron chuyển mức liên tiếp (cascade) để lấp đầy lỗ trống do electron quỹ đạo bị bật ra từ hiệu ứng quang điện hoặc hiệu ứng Auger Vì không có photon huỳnh quang phát ra cho nên quá trình vận chuyển của photon được xem như kết thúc

(2) Có một photon huỳnh quang năng lượng lớn hơn 1 keV được phát ra Ở đây năng lượng photon huỳnh quang E′=E−(E−e)−e′=e−e′, E là năng lượng photon tới, E −e là động năng electron thoát, e’ là phần năng lượng kích thích dư sẽ bị tiêu tán bởi các quá trình Auger tiếp theo và được mô hình hoá bằng mode

p e của chương trình MCNP4C2 Các chuyển đổi trạng thái sơ cấp nhờ năng lượng kích thích dư e’ sẽ đóng góp vào hiệu suất huỳnh quang toàn phần và phát

ra các tia X như Kα1, (L3→K); Kα2, (L3→K); Kβ’1, (M→K); Kβ’2, (N→K)

(3) Có hai photon huỳnh quang có thể được phát ra nếu năng lượng kích thích dư e’ trong trường hợp (2) lớn hơn 1 keV Electron có năng lượng liên kết e’’ có thể lấp đầy lỗ trống trên quỹ đạo của electron có năng lượng liên kết e’ và làm phát ra photon huỳnh quang thứ hai với năng lượng E′′=e′−e′′ Đến lượt

mình năng lượng kích thích dư e’’ cũng sẽ bị tiêu tán bởi các quá trình Auger tiếp theo và được mô hình hoá bằng mode p e của chương trình MCNP4C2 Các chuyển đổi trạng thái thứ cấp này xảy ra khi các electron ở những lớp cao hơn chuyển về lớp L Do đó các chuyển đổi trạng thái sơ cấp Kα1 hoặc Kα2 sẽ để lại một lỗ trống ở lớp L

Mỗi photon huỳnh quang phát ra trong các trường hợp (2) và (3) được giả thiết là đẳng hướng và tiếp tục vận chuyển nếu E’, E’’ > 1 keV Các năng lượng liên kết e, e’ và e’’ phải rất gần với mép hấp thụ tia X bởi vì tiết diện hấp thụ tia

X thay đổi đột ngột tại các mép này

1.2.2.4 Tạo cặp

Hiệu ứng tạo cặp xảy ra khi photon có năng lượng E > 1,022 MeV đi ngang qua trường lực hạt nhân Trong MCNP4C2 [35, 124], hiệu ứng tạo cặp được mô tả theo một trong ba trường hợp như sau:

(1) Cặp electron - positron tạo thành sẽø tiếp tục di chuyển và mất dần năng lượng nhưng không phát ra các photon huỷ

(2) Cặp electron - positron tạo thành với positron có động năng nhỏ hơn năng lượng kết thúc của electron sẽ không di chuyển và phát ra các photon huỷ (3) Cặp electron - positron tạo thành và phần năng lượng còn lại 2

0cm2

E −biến thành động năng cặp electron - positron được giữ lại tại điểm tương tác Positron huỷ với electron tại điểm tương tác và tạo ra hai photon có cùng năng lượng 0,511 MeV nhưng có hướng ngược nhau

1.2.3 Phương pháp Monte Carlo trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma và các

đặc trưng của detector

Trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma và các đặc trưng của detector đã có nhiều công trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng và tính toán

phổ gamma đo trên các hệ phổ kế dùng detector nhấp nháy và detector bán dẫn Ban đầu các tác giả thường xây dựng chương trình máy tính riêng để tính toán đối với bài toán cụ thể của mình Cho đến nay đã có nhiều chương trình máy tính đáng tin cậy dựa vào phương pháp Monte Carlo để tính toán hầu hết các tính chất đặc trưng của detector, thậm chí cho phép tiên đoán những thay đổi của các tính chất đặc trưng này, nổi bật trong số đó là các chương trình mô phỏng Monte Carlo như MCNP, DETEFF, GEANT, GESPECOR, CYLTRAN, EGS, PHOTON Ngày càng có nhiều công trình nghiên cứu ứng dụng các chương trình mô phỏng Monte Carlo nói trên để đánh giá các thông số đặc trưng của detector như xác suất hấp thụ photon toàn phần, hiệu suất tuyệt đối, hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần, hiệu suất đỉnh thoát kép, phân bố năng lượng theo độ cao xung, xác suất hấp thụ toàn phần do hiệu ứng quang điện sơ cấp, xác suất hấp thụ toàn phần của electron thứ cấp, năng lượng mất trung bình của electron thứ cấp, đánh giá sự thay đổi các thông số vật lý của detector Vấn đề quan trọng là khi ứng dụng các chương trình mô phỏng Monte Carlo này phải có bộ số liệu đầu vào về kích thước hình học cũng như cấu trúc và thành phần vật liệu được mô tả càng giống như thực tế càng tốt Sự đúng đắn này được kiểm chứng bằng cách so sánh kết quả tính toán và số liệu thực nghiệm của các nguồn phóng xạ chuẩn Sau đây là phần trình bày tóm tắt một số công trình khoa học tiêu biểu trên thế giới trong những năm gần đây ứng dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo để nghiên cứu detector nhấp nháy và bán dẫn, đáng chú ý là detector bán dẫn germanium siêu tinh khiết

* Chúng tôi cũng đã xây dựng một chương trình mô phỏng Monte Carlo về tương tác của photon với vật chất bằng ngôn ngữ lập trình Turbo Pascal 7.0 để mô phỏng phổ gamma và nghiên cứu các đặc trưng của detector Ge(Li) [1]

a) Đối với detector nhấp nháy: Năm 1966, Snyder và Knoll [115] đã tính toán tỉ số photon hấp thụ toàn phần trong detector nhấp nháy hình giếng đối với các chất nhấp nháy khác nhau gồm NaI, CsI và CaI2 với thể tích khác nhau Năm

1972, Beattie và Byrne [30] đã xây dựng chương trình mô phỏng đánh giá các đặc trưng của detector nhấp nháy NaI(Tl) đối với nguồn gamma đơn năng 137Cs và phân tích phổ bức xạ bremsstrahlung Năm 1973, Grosswendt [62] đã xây dựng chương trình tính toán hiệu suất phát bức xạ hãm bremsstrahlung do tán xạ của electron thứ cấp với hạt nhân nguyên tử đối với các detector NaI, CsI, Si và

Ge Trong tính toán ngoài hiệu chỉnh do hiệu ứng mật độ Sternheimer trong công trình nghiên cứu của Zerby và Moran (1958) [126], tác giả còn đề cập đến sự mất dần năng lượng electron do phát bức xạ hãm bremsstrahlung và hiệu chỉnh biểu thức tính tiết diện tán xạ bremsstrahlung của Bethe-Heitler Năm 1974, Belluscio, De Leo, Pantaleo và Vox [32] đã xây dựng chương trình tính toán đối với detector nhấp nháy NaI(Tl) và nguồn gamma dày với năng lượng lên đến 10 MeV và tất cả đều có dạng hình trụ để tính toán một số đặc trưng gồm phân bố năng lượng theo độ cao xung, hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần và hiệu suất toàn phần của detector và đối với các hình học đo giữa nguồn và detector khác nhau Năm 2000, Ghanem [60] đã xây dựng chương trình tính toán các thông số đặc trưng của detector nhấp nháy NaI gồm đỉnh năng lượng toàn phần, đỉnh thoát đơn, đỉnh thoát tán xạ đơn, đỉnh thoát kép, đỉnh thoát tán xạ kép, phông Compton liên tục đơn, phông Compton liên tục kép, phông Compton liên tục của photon Compton Năm 2000, Tawara, Sasaki, Saito và Shibamura [117] đã ứng dụng chương trình EGS-4 trong nghiên cứu các tính chất đặc trưng của detector nhấp nháy NaI(Tl) dựa trên cơ sở phổ gamma của nguồn 137Cs Năm 2000, Orion và Wielopolski [102] cũng đã ứng dụng các chương trình EGS-4, MCNP4B và PHOTON trong nghiên cứu phổ gamma đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector

nhấp nháy BGO (Bi4Ge3O12) và NaI(Tl) Mặt khác trong công trình này các tác giả cũng tính toán tỉ số đỉnh trên toàn phần và hiệu suất tuyệt đối tương ứng với các trường hợp nói trên Năm 2002, Hendriks, Maucêec và Meijer [70] bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP4C đã mô phỏng phổ gamma của các chuỗi 40K, 232Th và 238U được đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy BGO So sánh kết quả tính toán tỉ số cường độ photon phát ra từ nguồn giữa lý thuyết và thực nghiệm cho thấy khá phù hợp với nhau Quá trình tính toán có áp dụng kỹ thuật SSW/SSR của MCNP4C đã rút ngắn đáng kể thời gian tính toán nhưng không ảnh hưởng đáng kể đến kết quả của phổ gamma mô phỏng Năm

2005, Vitorelli, Silva, Crispim, da Fonseca và Pereira [120] bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP4B đã tiến hành mô phỏng phổ gamma đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector nhấp nháy NaI(Tl) đối với các photon phát ra từ nguồn kích hoạt neutron 241Am/Be Các tác giả nhận thấy rằng có sự phù hợp khá tốt giữa phổ gamma mô phỏng và phổ gamma thực nghiệm

b) Đối với detector bán dẫn Ge(Li) và Si(Li): Năm 1966, Wainio và Knoll [121] đã xây dựng chương trình mô phỏng đánh giá các tính chất đặc trưng của detector bán dẫn Si và Ge gồm phân bố độ cao xung theo năng lượng photon, xác suất hấp thụ toàn phần, hiệu suất đỉnh thoát kép, hiệu suất thuần, tỉ số đỉnh trên toàn phần và xác suất thoát của electron thứ cấp Năm 1967, De Castro Faria và Lévesque [45] đã tính toán hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần và đỉnh thoát kép của detector Ge(Li) dạng hình trụ đối với chùm tia gamma có năng lượng từ

100 keV đến 10 MeV Năm 1969, Aubin, Barrette, Lamoureux và Monaro [27] đã tính toán hiệu suất tương đối của detector Ge(Li) dạng planar và dạng đồng trục đối với các nguồn gamma đơn năng dạng điểm trong dải năng lượng từ 100 keV đến 4 MeV Năm 1970, Lal và Iyengar [91] đã tính toán hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của detector Ge(Li) dạng hình trụ đối với nguồn gamma dạng

điểm trong miền năng lượng 100 keV - 2,5 MeV và hiệu suất đỉnh thoát kép trong dải năng lượng từ 1,7 MeV đến 4 MeV Chương trình tính toán được viết bằng ngôn ngữ lập trình FORTRAN và chạy trên hệ máy tính CDC3600 Năm

1971, Gaggero [57] đã tính toán tỉ số hấp thụ photon toàn phần trong detector bán dẫn Ge(Li) và phân bố độ cao xung theo năng lượng photon đối với chùm tia gamma hẹp, song song và đơn năng trong dải năng lượng từ 323 keV đến 1,78 MeV Năm 1972, Peterman, Hontzeas và Rystephanick [106] đã xây dựng chương trình tính toán các thông số đặc trưng của detector Ge(Li) gồm hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần, hiệu suất tương đối của đỉnh thoát kép dạng hình trụ, thể tích 50 cm3, detector Ge(Li) dạng hình hộp chữ nhật, thể tích 30 cm3 và detector Ge(Li) dạng hộp hình thang, thể tích 50 cm3 Các nguồn gamma được sử dụng là 22Na, 60Co, 57Co và 226Ra dạng điểm Từ đường cong hiệu suất tính toán, các tác giả đã xác định cường độ tương đối của các tia gamma phát ra từ các nguồn gamma nói trên với sai số tương đối 5% Năm 1975, Grosswendt và Waibel [63] đã xây dựng chương trình tính toán hiệu suất đỉnh thoát kép đối với detector bán dẫn Ge(Li) dạng planar và dạng hình trụ với thể tích hoạt động 26

cm3 và năng lượng photon từ 100 keV đến 15 MeV Trong công trình này các tác giả cũng tính toán hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần đối với detector bán dẫn Ge(Li) dạng hình trụ với thể tích hoạt động 42 cm3 và năng lượng photon đến 3 MeV Năm 2004, Belkaid, Oukebdane và Khiari [31] đã xây dựng chương trình tính toán để nghiên cứu sự phụ thuộc của hiệu suất detector theo độ sâu vùng hấp thụ photon và theo năng lượng photon đối với detector germanium dạng hình trụ

c) Đối với detector HPGe: Năm 2000, Korun và Vidmar [86] đã ứng dụng chương trình mô phỏng Monte Carlo GEANT3 để tính tỉ số đỉnh trên toàn phần của hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe đồng trục đáy kín kiểu n của hãng

Ortec và nhận thấy rằng hiệu suất tính toán lớn hơn hiệu suất thực nghiệm Để giải thích sự khác biệt này các tác giả cho rằng cần phải hiệu chỉnh các thông số lớp lithium ở bề mặt lõi, lớp boron ở bề mặt ngoài tinh thể germanium siêu tinh khiết và bề dày lớp vỏ nhôm của detector Năm 2000, Laborie, Le Petit, Abt và Girard [90] bằng chương trình GEANT3 đã tính toán hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của các vạch gamma trong miền năng lượng 46 - 1836 keV được đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe dạng hình giếng Các tác giả nhận thấy rằng hiệu suất tính toán bằng chương trình GEANT3 với các thông số của detector được nhà sản xuất cung cấp cao hơn hiệu suất thực nghiệm và thay đổi theo năng lượng Sự khác biệt giữa hiệu suất tính toán và thực nghiệm sẽ không đáng kể và không phụ thuộc năng lượng khi bề dày lớp chết dùng để tính toán là 1,5 mm Năm 2000, García Talavera, Neder, Daza và Quintana [59] đã ứng dụng chương trình GEANT3 trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe kiểu n của hãng Canberra đối với các nguồn gamma dạng thể tích hoặc dạng điểm trong miền năng lượng 46 - 1800 keV Các tác giả đã phân tích sự khác nhau giữa kết quả tính toán và kết quả thực nghiệm đối với các cấu hình khác nhau để phát hiện sự không chính xác trong việc mô tả các đặc trưng của detector và nguồn nhằm xác định lại các thông số đặc trưng này Năm 2001, Tsutsumi, Oishi, Kinouchi, Sakamoto và Yoshida [118] đã ứng dụng chương trình mô phỏng Monte Carlo EGS-4 để nghiên cứu phổ phông môi trường phát ra từ vật liệu xây dựng được đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe kiểu n có trang bị hệ thống triệt Compton với ống đếm nhấp nháy NaI(Tl) bao bọc xung quanh Các tác giả nhận thấy rằng phổ gamma mô phỏng hơi thấp hơn phổ gamma thực nghiệm Sự khác biệt này có thể giải thích là do các đóng góp của các chuỗi 238U và 232Th chưa được đề cập trong phần mô phỏng Năm 2001, Ewa, Bodizs, Czifrus và Molnar [51] đã ứng dụng chương trình mô phỏng Monte Carlo

MCNP4A để tính toán hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe của hãng Ortec trong miền năng lượng 50 - 2000 keV dựa vào các thông tin về hệ phổ kế do nhà sản xuất cung cấp So sánh với kết quả thực nghiệm thấy rằng hiệu suất tính toán lớn hơn hiệu suất thực nghiệm đặc biệt ở miền năng lượng thấp 50 - 300 keV Để giải thích sự khác biệt này các tác giả cho rằng có thể do ảnh hưởng của các nguyên nhân như hạn chế của lý thuyết tương tác của bức xạ với vật chất, sự suy giảm photon khi chúng xuyên qua các lớp vật liệu của hệ phổ kế trước khi đi vào thể tích tinh thể germanium hoạt động, độ hụt phóng xạ, bề dày lớp chết, sai số của tỉ số phân nhánh, tính thăng giáng của quá trình tập hợp điện tích Năm 2002, Jurado Vargas, García - León và García - Tenorio [83] bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo DETEFF đã tính toán hoạt độ của các mẫu môi trường với kích thước hình học lớn trong trường hợp có tính đến ảnh hưởng của hiện tượng tự hấp thụ theo mật độ, thành phần hoá học và năng lượng photon ngay bên trong mẫu đo khi chùm photon truyền qua Năm 2002, Hardy, Iacob, Sanchez-Vega, Effinger, Lipnik, Mayes, Willis và Helmer [64] trong nghiên cứu tính toán chính xác cường độ tia gamma phát ra từ các đồng vị phóng xạ có thời gian sống ngắn (nhỏ hơn 5 s) được tạo ra từ các máy gia tốc, đã tiến hành chuẩn hiệu suất đối với detector HPGe trong vùng năng lượng từ 53 keV đến 1836 keV thông qua thực nghiệm đo phổ gamma và tính toán bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo CYLTRAN Các tác giả cho rằng để có sự phù hợp giữa tính toán và thực nghiệm cần phải hiệu chỉnh bề dày cửa sổ beryllium và bề dày lớp lithium khuếch tán Năm 2002, Tsutsumi, Oishi, Kinouchi, Sakamoto và Yoshida [119] đã ứng dụng chương trình mô phỏng Monte Carlo EGS-4 để tính toán mô phỏng và nghiên cứu thiết kế hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe triệt Compton được sử dụng trong việc xác định hoạt độ của mẫu đo mà bản thân nó là nguồn phông đáng kể Năm 2003,

Ródenas, Pascual, Zarza, Serradell, Ortiz và Ballesteros [110] đã cho rằng tinh thể germanium có một lớp germanium bất hoạt là nguyên nhân làm giảm hiệu suất detector, bởi vì lớp germanium bất hoạt này không ghi nhận bức xạ gamma mà chỉ làm suy giảm mạnh bức xạ gamma Bề dày của lớp germanium bất hoạt này không thể đo bằng các phương pháp đo thông thường vì đây là một vùng chuyển tiếp tồn tại trong tinh thể germanium, photon bị hấp thụ khá mạnh Vì vậy việc sử dụng bộ số liệu về các thông số vật lý của detector do nhà sản xuất cung cấp trong chương trình MCNP4B để mô phỏng hệ phổ kế gamma sẽ gây ra sự khác biệt đáng kể giữa hiệu suất tính toán và hiệu suất thực nghiệm Trong công trình này các tác giả đã tính toán đối với các bề dày lớp germanium bất hoạt khác nhau và cho rằng để có sự phù hợp tốt hơn giữa hiệu suất tính toán và hiệu suất thực nghiệm, cần thiết phải lựa chọn bề dày lớp germanium bất hoạt lớn gấp đôi so với giá trị của nhà sản xuất cung cấp Năm 2004, Hurtado, García León và García Tenorio [74] bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo GEANT4 đã xây dựng đường cong hiệu suất đặc trưng của detector REGe (Reverse Electrode Germanium) và khi tiến hành hiệu chỉnh một số thông số vật lý của detector được nhà sản xuất cung cấp trong tính toán đã làm cho hiệu suất tính toán phù hợp với hiệu suất thực nghiệm Năm 2004, Helmer, Nica, Hardy và Iacob [65] đã tiếp tục xác định chính xác hiệu suất của detector HPGe bằng cách kết hợp thực nghiệm đo phổ gamma và tính toán bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo CYLTRAN với vùng năng lượng được mở rộng đến 3,5 MeV Kết quả cho thấy vẫn chưa có sự phù hợp giữa hiệu suất tính toán và hiệu suất thực nghiệm Năm 2006, Salgado, Conti và Becker [41] đã tính toán các đặc trưng của detector HPGe kiểu planar bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP5 đối với các tia X trong miền năng lượng 20 - 150 keV và đã phát hiện có sự khác biệt về hiệu suất detector giữa tính toán và thực nghiệm khoảng 10% Các tác

giả đã xác định bề dày lớp germanium bất hoạt (trong trường hợp này đây là lớp

p+ được chế tạo bằng phương pháp cấy ion boron) bằng mô phỏng và thực nghiệm, tính toán hiệu suất detector đối với 5 vạch tia X khác nhau trong miền năng lượng 13,9 - 59,5 keV của nguồn phóng xạ 241Am đặt cách detector 10 cm, và đã điều chỉnh tăng bề dày lớp germanium bất hoạt từ 0,5 µm do nhà sản xuất cung cấp lên đến 4 µm Năm 2006, Bochud, Bailat, Buchillier, Byrde, Schmid và Laedermann [53] bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo GEANT3.21 đã tính toán các đặc trưng của detector HPGe kiểu giếng Các tác giả đã xác định bề dày lớp germanium bất hoạt bằng mô phỏng và thực nghiệm, tính toán tỉ số hiệu suất detector đối với 2 vạch năng lượng 122 keV và 1408 keV của đồng vị phóng xạ

152Eu, và đã điều chỉnh tăng bề dày lớp germanium bất hoạt từ 0,5 mm do nhà sản xuất cung cấp lên đến 0,74 mm với độ thay đổi tương đối của hiệu suất detector nhỏ hơn 10% Năm 2006, Dryak và Kovar [105] đã tiến hành đo các thông số vật lý của detector HPGe, chẳng hạn bề dày lớp germanium bất hoạt đo bằng phương pháp suy giảm chùm tia gamma 59,5 keV của nguồn phóng xạ

241Am, đường kính và chiều cao tinh thể germanium đo bằng phương pháp chụp ảnh bằng tia X, đường kính và độ sâu hốc khoan bên trong tinh thể germanium

đo bằng phương pháp chụp ảnh phóng xạ bằng nguồn 137Cs, 192Ir Bộ số liệu này được đưa vào input của chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP4C để mô phỏng phổ gamma và tính toán hiệu suất detector trong miền năng lượng 40 -

2754 keV So sánh kết quả tính toán với số liệu thực nghiệm cho thấy rằng độ thay đổi tương đối của hiệu suất detector không vượt quá 1,5% Năm 2007, Huy, Binh và An [10] bằng thực nghiệm đã chứng tỏ hiệu suất detector giảm 8% trong

6 năm hoạt động từ năm 1999 đến năm 2005 và kết hợp với tính toán bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP4C2 đã xác định bề dày lớp germanium bất hoạt của detector HPGe tăng từ 0,35 mm năm 1996 lên đến 1,16

mm năm 2005; đây là công trình khoa học công bố một trong những kết quả nghiên cứu của luận án này Năm 2008, Boson, ÅÅÅgren và Johansson [29] cũng đã nhận thấy rằng có sự khác biệt giữa số liệu thực nghiệm và kết quả tính toán bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo MCNP5 Bằng phương pháp dùng chùm tia gamma 59,5 keV từ nguồn phóng xạ 241Am đã xác định bề dày lớp germanium bất hoạt của detector HPGe tăng lên gấp 2 lần giá trị danh định trong hơn 20 năm hoạt động

Các công trình nghiên cứu nói trên đã chứng tỏ rằng các chương trình mô phỏng Monte Carlo hiện có rất đáng tin cậy để mô hình hoá chính xác hệ phổ kế, mô phỏng phổ gamma và đánh giá các đặc trưng của detector nhấp nháy và detector bán dẫn Thực vậy, chẳng hạn chương trình MCNP4C, độ tin cậy của nó đã được kiểm chứng bằng cách so sánh số liệu thực nghiệm đo hiệu suất detector với hiệu suất tính toán của detector được mô hình hoá với các thông số vật lý đã được xác định chính xác bằng các phương pháp đo hiện đại; trong trường hợp này độ thay đổi tương đối của hiệu suất detector không vượt quá 1,5% [105] Mặt khác, trong các công trình nghiên cứu detector bán dẫn germanium siêu tinh khiết [51, 59, 64, 65, 74, 86, 90, 110] kết quả tính toán thường không trùng hoàn toàn với số liệu thực nghiệm Như vậy sự khác biệt giữa kết quả tính toán và số liệu thực nghiệm về hiệu suất detector có thể là do sự thay đổi nào đó của bản thân detector Chẳng hạn sự phá huỷ vật liệu detector do tia gamma và các hạt mang điện năng lượng cao, cường độ lớn có nguồn gốc từ vũ trụ (hạn chế được nhờ buồng chì che chắn); sự giãn rộng bề dày các lớp vật liệu pha tạp chất của detector theo thời gian và điều kiện hoạt động Do đó vấn đề chính mà hầu hết các công trình cần phải giải quyết là đo lại một số thông số của detector và điều chỉnh một số thông số không đo được để làm phù hợp giữa tính toán và thực nghiệm Các thông số này bao gồm bề dày lớp germanium bất hoạt, bề dày lớp