ĐỊNH CHUẨN NĂNG LƯỢNG VÀ ĐỘ PHÂN GIẢI NĂNG LƯỢNG GAMMA DỰA VÀO BỜ COMPTON CHO DETECTOR NHẤP NHÁY PLASTIC

KHẢO SÁT BƯỚC ĐẦU ĐẶC TÍNH KỸ THUẬT HỆ THIẾT BỊ ĐO HOẠT ĐỘ ALPHA-BETA PHÔNG THẤP ĐA ĐẦU ĐO Nguyễn Thị Mỹ Dạ 1 , Nguyễn Văn Thắng 1 , Trương Thị Hồng Loan 2 , Lê Công Hảo 2 1 PTN Kỹ thuật

Tiểu ban VẬT LÝ KỸ THUẬT – HẢI DƯƠNG HỌC

ĐỊNH CHUẨN NĂNG LƯỢNG VÀ ĐỘ PHÂN GIẢI NĂNG LƯỢNG GAMMA DỰA VÀO BỜ

COMPTON CHO DETECTOR NHẤP NHÁY PLASTIC

Nguyễn Kim Nguyệt Phượng (1) , Võ Hồng Hải (2)

(1) Trung tâm giáo dục thường xuyên - Quận 7, Tp HCM (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

mô phỏng GEANT4 Tìm mối liên hệ giữa vị trí đỉnh bờ Compton và vị trí một nữa bờ Compton ứng với các độ phân giải khác nhau Chúng tôi thực hiện khảo sát cho một số năng lượng gamma khác nhau ứng với nguồn đơn năng Từ đó, tìm ra quy luật về sự ảnh hưởng của độ phân giải lên bờ Compton theo năng lượng Kế đó, chúng tôi thực hiện cho phổ thực nghiệm, dựa vào tính toán từ mô phỏng, xác định định chuẩn năng lượng và độ phân giải cho phổ thực nghiệm, từ đó nhận xét và đánh giá

DETERMINATION OF ENERGY RESOLUTION BASE ON COMPTON EDGE FOR

PLASTIC SCINTILLATION DETECTION

Abstract

GEANT4 Find the relationship between the peak position and location a bank of Compton Compton shore again with different resolutions We conducted surveys for a number of different gamma energy to the power source unit From there, find out about the rule's impact on bank resolution under Compton energy Next, we performed the experimental spectrum, based on calculations from the simulation, define standards and energy resolution of the experimental spectrum, which reviewed and evaluated

_

Email liên hệ: nguyetphuong125@gmail.com

KHẢO SÁT BƯỚC ĐẦU ĐẶC TÍNH KỸ THUẬT HỆ THIẾT BỊ ĐO HOẠT ĐỘ

ALPHA-BETA PHÔNG THẤP ĐA ĐẦU ĐO

Nguyễn Thị Mỹ Dạ (1) , Nguyễn Văn Thắng (1) , Trương Thị Hồng Loan (2) , Lê Công Hảo (2)

(1) PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

dụng trong đo đạc hạt nhân nhằm đánh giá nồng độ phóng xạ alpha/beta trong một đơn vị mẫu (khối lượng, thể tích, ) Ưu điểm chính của thiết bị là có thể khảo sát đồng thời nhiều mẫu đo trong một thời gian dài Thiết bị bao gồm hệ bốn detector đo mẫu và một detector ghi nhận bức xạ vũ trụ được bao bọc trong khối chì dày nhằm loại bỏ tối đa ảnh hưởng phông đến kết quả đo đạc Thiết bị kết nối với máy tính thông qua cổng USB 2.0 Các thao tác đo đạc được điều khiển hoàn toàn bằng phần mềm Apex-Alpha/Beta Hệ điện tử để ghi nhận, phân tích

dữ liệu được tích hợp bên trong detector Trong báo cáo, chúng tôi trình bày kết quả cho khảo sát bước đầu thông số kỹ thuật đặc trưng của hệ thiết bị: đường plateau đặc trưng, hiệu suất ghi nhận,… Xây dựng quy trình chuẩn khi tiến hành làm việc với hệ Đồng thời, báo cáo cũng trình bày kết quả khảo sát nồng độ phóng xạ đối với một số mẫu khí tại ĐH Khoa học Tự Nhiên (Cơ sở Linh Trung, Thủ Đức)

INITIAL INVESTIGATION THE SCIENTIFICT SPECIFICATION OF MULTI-DETECTOR

LOW BACKGROUND ALPHA/BETA COUNTING SYSTEM

Abstract

to determinate the gross alpha and gross beta concentration in the sample unit (volume, mass,…) The LB4200 is perfect for applications requiring high sample throughput with long times, or where a number of sample must be counted at the same time The equipment is configured with four detectors to measure the radiation concentration, and one extra detector to eliminate the cosmic rays signal All of the detectors are protected by the thickness lead block in order to annul the background The equipment is connected with the computer via USB 2.0 The data are recorded and treated by the electronic system which is integrated with the equipment All of the LB4200’s operations are completely controlled by the Apex-Alpha/beta software In the article, we present the initial investigation the specification of the LB4200 equipment, such as: plateau, effective, ext Moreover, the report gives information about the standard processed for the operation of equipment On the other hand, some of the measurement result of air sample is sampled in University of Science (Linh Trung, Thu Duc district) to be still show in the report

_

Email liên hệ: ntmda@hcmus.edu.vn

KHẢO SÁT DAO ĐỘNG OFFSET DỌC TRỤC CHO LÒ PHẢN ỨNG WWER-1000 SỬ

DỤNG PHẦN MỀM WWER-1000

Nguyễn Thị Thanh Tuyền, Phan Lê Hoàng Sang, Võ Hồng Hải

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

xenon không gian Bản chất của các dao động này là phần lớn công suất sẽ tập trung tại một vị trí nhỏ trong thể tích lõi lò, làm phá vỡ tính cân bằng của các phân bố công suất trong các vùng không gian lõi lò Đại lượng đặc trưng cho sự phân bố công suất theo chiều cao lõi lò là offset dọc trục Trong đề tài này, nguyên nhân hình thành dao động offset dọc trục và các đặc trưng của chúng được xem xét Chúng tôi tiến hành khảo sát dao động offset dọc trục ở đầu (BOC) và cuối (EOC) chu trình nhiên liệu ở các độ làm giàu loading 1 và loading 5 trong lò phản ứng WWER-1000, sử dụng phần mềm WWER-1000 được cung cấp bởi IAEA Kết quả đạt được đó là: (1) sự hình thành dao động offset dọc trục được giải thích là do sự chênh lệch tuần hoàn giữa nồng độ tĩnh i-ốt, xenon

và thông lượng neutron ở nửa trên lõi lò diễn ra sớm hơn so với nửa dưới lõi lò, khi đưa nhóm điều khiển số 1 vào đáy lõi lò; (2) sự khác nhau về bản chất và các đặc trưng của dao động offset dọc trục cũng được nêu rõ về mặt định tính, cụ thể là trong cùng một độ làm giàu nhiên liệu, ở đầu chu trình, offset dọc trục sẽ dao động lớn hơn và tắt dần chậm hơn so với cuối chu trình Đối với hai độ làm giàu nhiên liệu khác nhau, ở độ làm giàu cao, offset dọc trục sẽ dao động nhỏ hơn và tắt dần nhanh hơn so với độ làm giàu thấp

STUDY ON AXIAL OFFSET OSCILLATION FOR WWER-1000 REACTOR BY USING

WWER-1000 SIMULATOR

Abstract

frequently The nature of these oscillations is the most of power concentrate just at a small region in the reactor core volume The characteristic parameter for the axial power distribution is axial offset In this subject, the cause of axial offset oscillation and its characteristics are studied We investigate axial offset oscillation in begin

of fuel cycle (BOC) and end of fuel cycle (EOC) of loading 1 enrichment and loading 5 enrichment for

WWER-1000 reactor, using WWER-WWER-1000 reactor simulation program that was originally developed by IAEA The results are: (1) the formation of axial offset oscillation is due to periodic deviation from an equilibrium distribution of iodine, xenon and neutron flux density between the upper half and the lower half of the reactor core, when the control group number 1 is inserted into the bottom of reactor core; (2) regarding the same fuel enrichment, in BOC, offset oscillates with larger amplitude and slower damping than in EOC On the other hand,

in higher fuel enrichment, offset oscillates with smaller amplitude and quicker damping than in lower fuel enrichment

_

Email liên hệ: thanhtuyen.phys@gmail.com

XÂY DỰNG HỆ PHÂN TÍCH ĐA KÊNH MCA SỬ DỤNG OSCILLOSCOPE VÀ PHẦN MỀM

LABVIEW CHO DETECTOR NaI(Tl)

Nguyễn Quốc Hùng, Nông Tiến Toản, Võ Hồng Hải

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

3inch và hệ phân tích đa kênh sử dụng phần mềm LabVIEW cho Oscilloscope 1GSa-8bits Oscilloscope này có chức năng ghi nhận dạng xung và truyền số liệu lên máy tính qua cổng COM Phần mềm LabVIEW tìm độ cao xung và hình thành phổ Một máy phát xung và ba nguồn phóng xạ gamma được sử dụng để đánh giá hoạt động của hệ đo Hệ phổ kế được phát triển nhằm phục vụ cho giảng dạy và nghiên cứu tại bộ môn Vật lý Hạt nhân, Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, Tp HCM

MULTICHANNEL ANALYZER (MCA) BASED ON OSCILLOSCOPE AND LABVIEW FOR

GAMMA RAY DETECTOR NaI(Tl)

Abstract

and a multichannel analyzer (MCA) based on using of LabVIEW for GDS-1152A Oscilloscope 1GSa-8bits data acquisition This oscilloscope have functions that make waveform measurements and transfer to Computer via COM port The pulse-height spectrum is accumulated by data processing with LabVIEW A pulse generator and three standard radioisotope sources of 133Ba, 60Co and 137Cs are used for evaluating the performance of the system The development of the gamma spectroscopy NaI(Tl) will be used for gamma study in Department of Nuclear Physics, University of Science, VNU-HCMC

_

Email liên hệ: nqhung@hcmus.edu.vn

NGHIÊN CỨU ẢNH HƯỞNG CỦA VẬT LIỆU MẪU TỚI HIỆU SUẤT ĐỈNH CỦA ĐẦU DÒ

HPGE GC3520 BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP

Vũ Ngọc Ba

PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

GC3520 được nghiên cứu bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP4C2 của phòng thí nghiệm Los Alamos, Mỹ Trong nghiên cứu này mẫu môi trường có dạng trụ đồng nhất, cao 3cm được

nhưng độ cao thay đổi từ 2 đến 4 cm cũng được đánh giá Từ dữ liệu có được tìm ra quy luật phụ thuộc của đường cong hiệu suất theo mật độ, thành phần mẫu và xây dựng hình học mẫu tối ưu cho hệ phổ kế

STUDY OF THE INFLUENCE OF SAMPLE MATERIAL ON PEAK EFFICIENCY OF

HPGE DETECTOR GC3520 BY SIMULATION USING MCNP CODE

Abstract

GC3520 were studied by using MCNP4C2 code of the Los Alamos Laboratory The environmental samples were homogeneously filled in cylindrical beaker for the sample height of 3 cm The peak efficiencies of detector were evaluated under samples of the same density of 1.52 g/cm3 with different sample compositions and the

data, the dependence of the peak efficiency curves according to the sample densities, compositions were evaluated, geometry optimization for analysis using the spectrometer were also surveyed

_

Email liên hệ: vnba@hcmus.edu.vn

TÍNH TOÁN TIẾT DIỆN COMPTON CỦA NHÔM, SẮT, ĐỒNG, THÉP C45 VÀ THÉP CT3

TRONG VÙNG NĂNG LƯỢNG 250keV–2600keV

Trần Thiện Thanh, Nguyễn Thảo Ngân, Lê Quang Vương, Nguyễn Thị Bình, Hoàng Đức Tâm,

Châu Văn Tạo

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

và CT3 đã được tính toán bằng chương trình Mathematica và Fortran95 cho vùng năng lượng từ 250keV đến 2600keV Bên cạnh đó, chương trình MCNP5 và thực nghiệm đã sử dụng kỹ thuật gamma truyền qua để xác định hệ số suy giảm tuyến tính từ đó tính toán tiết diện Compton Độ sai biệt lớn nhất 6% cho thấy chương trình tính toán phù hợp tốt với cơ sở dữ liệu NIST, chương trình MCNP5 và thực nghiệm

CALCULATION OF COMPTON CROSS SECTION OF ALUMINUM, IRON, COPPER, C45

STEEL AND CT3 STEEL IN RANGE 250keV–2600keV

Abstract

CT3 steel calculated by Mathematica and Fortran95 codes Besides, MCNP5 code and experiment used to gamma transmission technique to determine linear attenuation coefficients, which is based on calculating Compton cross section The maximum deviation about 6% shows our codes good agreement with NIST data, MCNP code and experiment

_

Email liên hệ: ttthanh@hcmus.edu.vn

MÔ PHỎNG KHÔI PHỤC SỰ CỐ EP TRỞ VỀ TRẠNG THÁI BAN ĐẦU

(CÔNG SUẤT 100%) CHO LÒ WWER-1000

Phạm Văn Hiệu

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

phục Gói phần mềm sử dụng là WWER-1000, được tài trợ từ Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA cho Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, ĐHQG-HCM Chế độ EP còn có một tên gọi khác là “Hot shutdown” Chúng tôi kích hoạt chế độ EP, tất cả các nhóm thanh điều khiển sẽ tự động nhúng ngập vào lõi lò phản ứng, kết quả là công suất sẽ lò sẽ giảm từ 100% xuống còn 0,009% trong khoảng thời gian 1 phút 30 giây Đóng vai trò là người điều khiển, chúng tôi khắc phục sự cố bằng cách điều chỉnh nồng độ acid boric trong mạch chính Qua khảo sát, chúng tôi đã tìm ra giá trị nồng độ acid boric tối ưu, vào khoảng 14,75 (g/kg), thì lò ổn định nhất Chúng tôi khảo sát và đánh giá các thông số sau: độ phản ứng, vị trí các nhóm thanh điều khiển, công suất lò phản ứng, giá trị OFFSET, mực nước bình điều áp, áp suất trong ống góp hơi chính và áp suất trong lõi lò Sau khi phục hồi khoảng 100 giờ lò vẫn hoạt động ổn định

RECOVERING REACTOR POWER FROM INCIDENT “HOT SHUTDOWN” BACK TO INITIAL STATE (POWER 100%) FOR WWER-1000 NUCLEAR REACTOR

Abstract

full-power state for WWER-1000 nulcear reactor The simulator WWER-1000 was supported for the University of Science HCMC by International Atomic Energy Agency (IAEA) In this simulator, “Hot shutdown” is also called emergency protection (EP) When we activate “hot shutdowm” mode, all of the control groups are immersed in the reactor core, and the reactor capacity drops from 100% to 0.009% in the 90 seconds Serving as the operator, we fix the problem by adjusting the concentration of boric acid in the primary circuit Through the survey, we have found an optimal concentration value of boric acid is about 14.75 (g/kg) We study and estimate the following parameters: reactivity, position of control groups, capacity, offset value, water level of pressurizer, pressure in the reactor core and MSH (main steam header) After the restoration, the nucelar reactor still works perfectly during 100 hours

_

Email liên hệ: hieu_103@yahoo.com.vn

KHẢO SÁT CÁC THÔNG SỐ ĐẶC TRƯNG BAN ĐẦU CỦA ĐẦU DÒ HPGE GC3520

Trương Hữu Ngân Thy, Vũ Ngọc Ba, Huỳnh Thị Yến Hồng, Trương Thị Hồng Loan

PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

Kỹ thuật Hạt nhân được đánh giá Các giá trị có được được so sánh với giá trị danh định của nhà sản xuất nhằm kiểm tra chất lượng của hệ phổ kế Bộ nguồn điểm chuẩn Eckert & Ziegler Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-

137, Mn-54, Na-22, Zn-65, Am-241, Eu-154 được sử dụng để đo phổ gamma trên hệ phổ kế HPGe này tại các khoảng cách thay đổi 25 cm, 20 cm, 15 cm, 10 cm , 5 cm và 0 cm so với mặt đầu dò trên giá đỡ mica Từ bộ số liệu này, đường cong hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần, đường cong P/T theo các khoảng cách nguồn – đầu

dò khác nhau được xây dựng

INVESTIGATION OF INITIAL CHARACTERISTICS OF HPGE DETECTOR GC3520

Abstract

were evaluated The values of them were compared with the nominal values from manufacturer in order to check the quality of the spectrometer Besides, the standard point sources of Eckert & Ziegler Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Mn-54, Na-22, Zn-65, Am-241, Eu-154 at different distances of 25 cm, 20 cm, 15 cm, 10 cm, 5

cm, 0 cm from the top of the HPGe detector were measured to obtain the gamma spectra data From these data, full energy peak efficiency curves, and P/T curves according to the different distances of the source – detector were built

_

Email liên hệ: thnthy@hcmus.edu.vn

KHẮC PHỤC SỰ CỐ MÁY BƠM TUẦN HOÀN Ở VÒNG SƠ CẤP NGỪNG HOẠT ĐỘNG

CHO LOẠI LÒ ÁP LỰC WWER-1000 BẰNG PHẦN MỀM WWER-1000

Lữ Thế Đăng

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

sơ cấp ngừng hoạt động cho loại lò WWER - 1000 (Water Water Energy Reactor – 1000) Gói phần mềm sử dụng là WWER-1000, được tài trợ từ Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế IAEA cho trường ĐH Khoa học Tự nhiên, ĐHQG-HCM Các thông số vật lý lò như nồng độ acid boric, vị trí của thanh điều khiển, độ phản ứng, công suất lò phản ứng, giá trị OFFSET của lò được khảo sát và đánh giá Kịch bản của sự cố này là một máy bơm tuần hoàn chính ở vòng sơ cấp ngừng hoạt động Chúng tôi chủ động tắt máy bơm tuần hoàn để quan sát các quá trình xảy ra sau đó Theo kịch bản, chúng tôi sẽ bắt đầu phục hồi công suất lò từ mức 66% bằng cách điều chỉnh nồng độ acid boric Sau khi làm theo đúng kịch bản của sách hướng dẫn, chúng tôi mở rộng khảo sát

là để cho công suất lò giảm xuống mức thấp hơn 66% mới bắt đầu tiến hành phục hồi sự cố Để phục hồi công suất lò từ mức thấp hơn 66% chúng tôi phải pha loãng acid boric trước khi tiến hành thực hiện các bước như kịch bản Qua khảo sát, chúng tôi rút ra kết luận ngưỡng công suất để có thể phục hồi vào khoảng 15%, nếu thấp hơn mức này thì không thể phục hồi được Ngoài ra, chúng tôi còn tiến hành khảo sát trường hợp sự cố hai máy bơm ngừng hoạt động Sau khi đã phục hồi công suất lò, chúng tôi khảo sát độ ổn định bằng thông số OFFSET (dao động xenon) của lò

SIMULATION OF REACTOR COOLANT PUMP TRIPPED IN PRESSURIZED WATER

REACTOR WWER-1000 BY WWER-1000 SIMULATOR PROGRAM

_

Email liên hệ: luthedang@yahoo.com

TÍNH TOÁN HIỆU SUẤT CỦA ĐẦU DÒ BÁN DẪN HPGE LOẠI N BẰNG

Cs-137, Cd-109, Ba-133, Mn-54, Na-22, Zn-65) tại các khoảng cách khác nhau giữa nguồn và đầu dò được xác định bằng hệ phổ kế gamma phông thấp sử dụng đầu dò bán dẫn germanium siêu tinh khiết loại n Đồng thời, cấu hình hệ đo được xây dựng bằng chương trình mô phỏng MCNP5 dựa trên những thông số được cung cấp bởi nhà sản xuất và hiệu suất đỉnh của các năng lượng từ bộ nguồn chuẩn được tính toán thông qua phương pháp Monte Carlo Do có sự sai khác giữa hiệu suất thực nghiệm và hiệu suất mô phỏng, những thông số của đầu đò từ nhà sản xuất được khảo sát để xây dựng cấu hình phù hợp cho hệ đo Cấu hình hệ đo sau khi hiệu chỉnh được dùng

đề tính toán mô phỏng trong các thí nghiệm xác định hoạt độ của mẫu phóng xạ môi trường

EFFICIENCY CALCULATION OF AN N-TYPE HPGE DETECTOR USING MCNP5 CODE

Abstract

Ba-133, Mn-54, Na-22, Zn-65) placed at various source-to-detector distances are determined via a low background gamma spectroscopy using an n-type HPGe detector The authors propose a geometrical model of the n-type detector based on the manufacturer parameters by using MCNP5 code Effectiveness of the geometrical model is examined by comparing the theoretical efficiency curve generated by Monte Carlo technique and the experimental efficiency curve Since there is considerable disagreement between experimental and calculated results, a detail study of the geometrical configuration to find optimum configuration is carried out The optimum geometrical model of the detector can be employed in conducting experiments to investigate radioactivity of environmental samples

_

Email liên hệ: tntngan@hcmus.edu.vn

NGHIÊN CỨU LIỀU HẤP THỤ TỪ NGUỒN XẠ TRỊ ÁP SÁT ĐỐI VỚI PHAN TOM MIRD-5

BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5

Trương Thị Hồng Loan (1) , Ngô Văn Thương (1) , Trần Ái Khanh (2) , Nguyễn Thị Cẩm Thu (1) , Nguyễn Thị

Trúc Linh (1) , Lưu Đặng Hoàng Oanh (1) , Lương Tiến Phát (1)

(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

(2) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang

Tóm tắt

của phantom được đánh giá bằng chương trình MCNP5 Nguồn xạ trị được khảo sát bao gồm Xe-133 và 99m Trong mô hình này nguồn xạ dạng hình cầu bán kính 0,5cm và hình trụ bán kính đáy 0,5cm có hoạt độ 0,1Ci được khảo sát Chú ý trong tính toán này thời gian điều trị cho ca bệnh là 4h Kết quả cho thấy nguồn dạng trụ phân bố tập trung hơn dạng hình cầu do đó ảnh hưởng lên mô lành ít hơn Với cùng hoạt độ, nguồn Xe-133 gây liều trung bình lớn hơn nguồn Tc-99m

Tc-STUDY ON ABSORBED DOSE FROM THE BRACHYTHERAPY SOURCE FOR MIRD-5

PHANTOM BY USING MCNP5 CODE

Abstract

in the left lung of phantom were estimated by using MCNP5 code Xe-133 and Tc-99m were studied as photon emitter used in radiotherapy In this model the spherical radiation sources with radius of 0.5cm and a cylindrical with bottom radius of 0.5cm were surveyed In this calculation, the phantom was exposed from one of these sources with its activity of 0.1Ci for a 4 hour treatment The results show that dose distribution for cylindrical source is more focused than for spherical source Therefore healthy tissue will be less vulnerable With the same activity, Xe-133 caused a higher averaged dose than Tc-99m source

_

Email liên hệ: tthloan@hcmus.edu.vn

SỬ DỤNG TÍNH TOÁN SONG SONG MCNP5 TRONG MÔ PHỎNG PHÂN BỐ LIỀU TIA X

Trần Ái Khanh (1) , Trương Thị Hồng Loan (2) , Mai Văn Nhơn (2) , Đặng Nguyên Phương (3) , Nguyễn Thị Kim

Xuyến (2) , Nguyễn Anh Tuấn (2) , Trần Chí Hiếu (2)

(1) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

(3) Viện Vật lý, ĐH Freiburg, CHLB Đức

Tóm tắt

tính liều trong y học hạt nhân Tuy nhiên, đối với việc tính toán che chắn tối ưu bằng chương trình MCNP5 trên máy tính đơn mất khá nhiều thời gian Điều này sẽ làm hạn chế khả năng tính toán và kết quả thống kê thấp Trên thực tế, phương pháp Monte Carlo được sử dụng trong chương trình MCNP5 có thể được song song hóa, bởi vì mỗi lịch sử hạt được theo dõi riêng lẻ trong một tiến trình độc lập Tuy nhiên, có nhiều vấn đề cần phải được xử lý nhằm đạt được một mức độ song song hợp lý Trong công trình, nhóm tác giả tiến hành tìm hiểu khả năng song song hóc của chương trình MCNP5 Ngoài ra, với một bài toán mẫu nghiên cứu phân bố liều của máy

X quang chẩn đoán, nhóm tác giả tiến hành tính toán song song trên máy tính đa lõi từ đó đánh giá tốc độ tính toán khi tiến hành bài toán với nhiều bộ xử lý

PARALLELIZATION OF MCNP5 CODE IN SIMULATING X-RAY DOSE DISTRIBUTION

Abstract

shielding calculation by using MCNP5 on single processor will cost us lot of time This issue will limit our calculation and give low statistics results In fact, the Monte Carlo aprroach aprroach embedded within MCNP is inhererntly parallel because each particle history can be tracked individually with an independent processor However there are many problems that must be resolved to achieve a reasonable level of parallelization In this paper, the authors conducted to parallelize the MCNP5 code A sample problem of dose distribution calculation was used to test the performance of parallel computing on multi-core computers and evaluate the running speed with different numbers of processing elements

_

Email liên hệ: tranaikhanh@tgu.edu.vn

CHUẨN HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN CHO ĐẦU DÒ HPGe

BẰNG CHƯƠNG TRÌNH ETNA

Lê Thị Ngọc Trang (1) , Huỳnh Đình Chương (1) , Trần Thiện Thanh (2)

(1) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

Trong công trình này, chương trình ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurements) được sử dụng để chuẩn hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của đầu dò HPGe cho các mẫu thể tích dạng trụ và Marinelli từ nguồn chuẩn dạng điểm Đường cong hiệu suất được chuẩn bằng nguồn điểm gamma đơn năng và

đa năng trong khoảng năng lượng 88 - 1408 keV tại khoảng cách 25 cm từ cửa sổ đầu dò để cung cấp dữ liệu đầu vào cho chương trình ETNA Các mẫu chuẩn thể tích dạng trụ và Marinelli, với các matrix khác nhau như: cát,

dụng kỹ thuật chuyển hiệu suất của chương trình ETNA với hình học mẫu giống với thực nghiệm Kết quả cho thấy có sự phù hợp tốt giữa hiệu suất thực nghiệm và tính toán

FULL ENERGY PEAK EFFICIENCY CALIBRATION OF AN HPGe DETECTOR

BY ETNA PROGRAM

Abstract

In this work, ETNA (Efficiency Transfer for Nuclide Activity measurements) program is used for full energy peak efficiency of HPGe detector with volumetric samples - cylinder and Marinelli using point sources Efficiency curve is measured with point source emit mono-energetic and multi-gamma emitters in an energy range 88 – 1408 keV at 25 cm from the detector window to provide input data for ETNA program Volumetric

determine experimental efficiency Calculated efficiency is obtained by applying efficiency transfer of ETNA program with geometry and matrix similar to experiment Results show a good agreement between experimental and calculated efficiency

_

Email liên hệ: ltntrang@hcmus.edu.vn

KHẢO SÁT PHÂN BỐ SUẤT LIỀU XUNG QUANH MÁY CHỤP X QUANG CHẨN ĐOÁN QUY ƯỚC TẠI BỆNH VIỆN NGUYỄN TRÃI BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5

Trương Thị Hồng Loan (1) , Văn Thành Trọng (1) , Trần Ái Khanh (2) , Nguyễn Thị Trúc Linh (1)

, Lương Tuấn Anh (1)

(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

(2) Khoa Khoa học Cơ bản, Trường ĐH Tiền Giang

Tóm tắt

Nguyễn Trãi tại TP HCM được khảo sát bằng chương trình mô phỏng MCNP5 với mô hình với kích thước phòng thực tế (5,4m x 4,2m x 3,5m) và kích thước phòng giảm đến giá trị tối thiểu (3m x 3m x 3m) Suất liều được đo ở khoảng cách khác nhau so với tâm phát đối với cùm sơ cấp ở chế độ chụp cột sống nghiêng 86kV; 32mAs; 160ms Phân bố suất liều mô phỏng được đánh giá tương ứng bằng chương trình MCNP5 và được chuẩn theo giá trị đo đạc tại khoảng cách 100cm so với nguồn phát Với mô hình xây dựng được phân bố suất liều xung quanh ống phát được đánh giá Sự an toàn che chắn tại phòng chụp cũng được đánh giá Kết quả cho thấy suất liều mà bệnh nhân phải chịu có giá trị quy đổi từ 2,34uSv/s đến 6367,89uSv/s Suất liều bên ngoài phòng có giá trị bằng phông môi trường từ 0,08 uSv/s đến 0,52 uSv/s Các tường che chắn ở nơi khảo sát đảm bảo an toàn bức

xạ ngay cả trong trường hợp kích thước phòng chụp giảm còn (3m x 3m x 3m)

STUDY ON DOSE RATE DISTRIBUTION AROUND X-RAY TUBE USED IN MEDICAL

DIAGNOSIS IN NGUYEN TRAI HOSPITAL BY MCNP5 CODE

Abstract

Hospital in HCM City were surveyed by simulation MCNP5 code for the actual room size (5.4 m x 4.2m x 3.5m) and the minimum room size (3m x 3m x 3m) The dose rate values were measured at the different positions from the X ray source at the working mode of 86kV; 32mAs; 160ms for spine X- ray The simulated dose rate distribution were also done correspondingly by using MCNP5 code and standardized by the measured value at the 100cm from the X ray source With MCNP5 simulation model was built, the distributions of the dose rate around X- ray tube were surveyed Radiation safety were also evaluated for the shieldings The results showed that exposure from X-ray tube to patient are from 2.34 uSv/s to 6367.89 uSv/s The calculaled dose rate values outside the room are from 0.08 uSv/s to 0.52 uSv/s shows that the shieldings here are ensuring of radiation safety even room size reduced at (3m x 3m x 3m)

_

Email liên hệ: tthloan@hcmus.edu.vn

XÁC ĐỊNH HOẠT ĐỘ PHÓNG XẠ CỦA CÁC ĐỒNG VỊ 238

U, 232Th, VÀ 40K TRONG CÁC MẪU ĐẤT Ở ĐẮK LẮK DÙNG HỆ PHỔ KẾ GMX

Trương Thị Hồng Loan (1) , Phan Thị Hồng Châu (1) , Nguyễn Thị Hạnh (1) , Trần Nguyễn Thùy Ngân (1) , Đổng Thị Như Ý (1) , Trương Hữu Ngân Thy (2) , Huỳnh Thị Yến Hồng (2) , Vũ Ngọc Ba (2) , Lê Thị Ngọc Trang (2)

(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM (2) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

thu thập tại một số vùng đất ở khu vực Ea Sol, tỉnh Đắk Lắk được xác định sử dụng hệ phổ kế GMX đầu dò HPGe Phương pháp tương đối được dùng với các mẫu chuẩn đất RGU1, RGTh1, RGK1 của IAEA Kết quả được đối chiếu với phương pháp tuyệt đối sử dụng phần mềm Angle Các mẫu đo và mẫu chuẩn được chuẩn bị trong cùng hình học mẫu dạng Marinelli và được nhốt trong khoảng thời gian một tháng để có sự cân bằng

và chỉ số nguy hiểm bức xạ do chiếu ngoài cũng được đánh giá

DETERMINATION OF GAMMA RADIOACTIVITY OF 238U, 232Th AND 40K IN SOIL AT

ĐẮK LẮK USING GMX SPECTROMETER

Abstract

area of Ea Sol, Dak Lak province were determined using GMX spectroscopy with HPGe detector Relative method was used with standard soil samples RGU1, RGTh1, RGK1 from IAEA The obtained results are compared with one from the absolute method using Angle software The analytic samples and standard samples were prepared in the same geometry of Marinelli beaker They are locked in these beaker for one month to have

disequilibrium of 238U and 226Ra were also interested From the obtained activity data, the values of absorbed dose rate, annual effective dose and radiation hazard index from external radiation were also evaluated

_

Email liên hệ: tthloan@hcmus.edu.vn

TÍNH TOÁN HỆ SỐ CHUYỂN ĐỔI LIỀU DO PHƠI CHIẾU NGOÀI TỪ NGUỒN PHÁT GAMMA CỦA CHUỔI 238

thành MIRD-5 từ nguồn phát gamma của chuỗi 238U, 232Th và 40K trong đất được tính toán bằng mô phỏng Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP5 Kết quả được so sánh với giá trị nội suy từ dữ liệu báo cáo của FGR-12 với năng lượng và cơ quan phơi chiếu tương ứng Từ đó tính toán liều tương đương và liều hiệu dụng hàng năm đối với sự chiếu ngoài của một số vùng đất ở Đắk Lắk Kết quả cho thấy có sự phù hợp tương đối giữa các giá trị hệ số chuyển đổi liều tương đương tính toán được với giá trị nội suy từ dữ liệu của FGR-12 ở đa số các cơ quan Tuy nhiên có sự sai lệch lớn đối với vùng tuyến giáp (69%), mặt xương (23%), thực quản (29%), buồng trứng (70%) Sự khác nhau giữa hai mô hình tính toán cũng như phan tom được sử dụng có thể là nguyên nhân gây nên sự lệch này Điều này sẽ được tìm hiểu thêm ở các công trình tiếp theo

CALCULATION OF DOSE CONVERSION COEFFICIENTS FOR EXTERNAL EXPOSURE FROM GAMMA SOURCES OF 238U, 232Th CHAINS AND 40K IN SOIL BY MCNP5 CODE

Abstract

Monte Carlo simulation with MCNP5 code The calculated values of dose conversion coefficients were compared with interpolated values from data of FGR-12 From these data, the equivalent dose and annual effective dose for the external expose from soil in Dak Lak highlands were calculated It is noted that there are a relatively consistent between the simulated values of the dose conversion coefficients and interpolated values from FGR-12 data in most organs However, there are major discrepancies between them for the thyroid (69%), bone surface (23%), esophagus (29%), ovarian (70%) The difference between the two models of calculation as well as used phantom could be cause of these difference This will be studied further in subsequent work of the authors

_

Email liên hệ: tthloan@hcmus.edu.vn

KHẢO SÁT ĐƯỜNG CONG HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN CỦA ĐẦU DÒ

HPGE GC3520 BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MÔ PHỎNG GEANT4

Lưu Đặng Hoàng Oanh

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

có tại phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân bằng chương trình mô phỏng Geant4 Nội dung nghiên cứu chủ yếu tập trung khảo sát sự thay đổi đường cong hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của các nguồn điểm tại 3 vị trí lần lượt là 15, 20 và 25 cm của nguồn so với bề mặt đầu dò HPGe Ngoài ra, còn kết hợp mô phỏng với thực nghiệm để đưa ra nhận xét, so sánh và đánh giá Độ sai biệt giữa kết quả hiệu suất mô phỏng và hiệu suất thực nghiệm từ 0,5% đến 7,5%

INVESTIGATING THE FULL PEAK ENERGY EFFICIENCY CURVE OF GC3520 HPGE

DETECTOR BY USING GEANT4 SIMULATION

Abstract

Technique Laboratory was built by Geant4 simulation We studied the change of the full peak energy efficiency curve used for point sources at 3 positions such as: 15, 20 and 25 cm (distance from source to the surface of HPGe detector) Moreover, simulation efficiency results were remarked and comparied with experimental ones Deviation of them were from 0.5% to 7.5%

_

Email liên hệ: ldhoanh@hcmus.edu.vn

KHẢO SÁT VÀ KHẮC PHỤC SỰ CỐ SAI HỎNG KIỂM SOÁT ÁP SUẤT Ở NHÀ MÁY ĐIỆN HẠT NHÂN SỬ DỤNG LÒ BWR BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG BWR_V3

Nguyễn Giang Nam, Lê Bảo Trân

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

Vấn đề hiện nay của Việt Nam là nguồn nhân lực hiện đang rất thiếu, nhất là chuyên viên vận hành nhà máy điện hạt nhân Vì tầm quan trọng và khả năng phát triển mạnh trong tương lai, chúng ta cần trang bị những hiểu biết

về công tác vận hành và khắc phục sự cố của lò phản ứng hạt nhân Trong bài báo này, sự cố mang tên “Suy giảm lưu lượng hơi ra khỏi nóc lò do sự sai hỏng kiểm soát áp suất” ở nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò BWR sẽ được mô phỏng bằng phần mềm BWR_V3 Sự cố này làm cho thiết bị kiểm soát áp suất trong vỏ áp lực lò phản ứng bị sai hỏng, dẫn tới việc nhận tín hiệu áp suất “thấp” hơn giá trị bình thường Kết quả bao gồm: 1) đóng bớt van điều tiết tua-bin; 2) gia tăng lưu lượng chất làm mát; 3) van bypass đóng Sau 388 giây, lò phản ứng bị dập

do mực nước trong lò quá cao Áp dụng tính chất thủy nhiệt của lò BWR và động học lò phản ứng, chúng ta sẽ phân tích kết quả và đưa ra hướng giải quyết cho sự cố này Mục tiêu ở đây là sử dụng những phân tích này góp phần hiểu rõ hơn về tính chất thủy nhiệt của lò BWR và động học lò phản ứng cũng như sự vận hành của nhà máy điện hạt nhân, và do đó cho phép sử dụng phần mềm mô phỏng BWR_V3 hiệu quả hơn trong tương lai

INVESTIGATING AND TROUBLESHOOTING PRESSURE CONTROL FAILURE INCIDENT IN BWR NUCLEAR POWER PLANT BY USING BWR_V3 SIMULATOR

Abstract

Ninh Thuan One of the current challenges facing Vietnam is the lack of experts in nuclear power, especially specialists to operate nuclear power plants Because of the importance and developing prospect of nuclear energy

in the future, we have to acquire the knowledge of nuclear reactor operation as well as troubleshooting incidents

In this article, the incident called “Decreasing steam flow from reactor dome due to pressure control failure” in BWR nuclear power plant will be stimulated by using BWR_V3 simulator This malfunction will cause the process variable input for the reactor pressure controller fails in “low” value The consequences include: 1) opening of the turbine governor valve is decreased; 2) coolant flow rate is increased; 3) bypass valve is closed After 388 seconds, the reactor will be scrammed due to very high reactor water level According to the thermal-hydraulic characteristics of BWR and reactor kinetics, the result will be analyzed and we will provide solution to this incident The objective is to use this analysis to contribute comprehension about the thermal-hydraulic characteristics of BWR and reactor kinetics as well as nuclear power plant operation, and thus enable the effective use of BWR_V3 simulator in the future

_

Email liên hệ: ngnphysics@gmail.com

NGHIÊN CỨU SỰ HỦY POSITRON TRONG TINH THỂ ZrO2 MONOCLINIC SỬ DỤNG XẤP XĨ HÀM SÓNG ĐƠN HẠT SLATER VÀ HÀM JASTROW HIỆU CHỈNH

Trịnh Hoa Lăng

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

Khảo sát sự hủy positron trong tinh thể ZrO2 monoclinic với giải thuyết positron sẽ liên kết với các

hủy với các electron Trong mô hình này các hàm sóng đơn hạt của electron và positron được xây dựng từ các xấp xĩ hàm sóng đơn hạt trong nguyên tử dạng Slater, xấp xĩ LCAO và hàm tương quan Jastrow đã được hiệu

zircon được xác định từ các hàm sóng này là 191ps, 248ps và 259ps

POSITRON ANNIHILATION IN PERFECT AND DEFECTIVE ZrO2 MONOCLINIC CRYSTAL WITH SINGLE PARTICLE WAVE FUNCTION: SLATER TYPE ORBITAL AND

MODIFIED JASTROW FUNCTIONS

Abstract

valance electrons of zirconium and oxygen to form the pseudo ZrO2 – positron molecule before it annihilates with these The orbital modification consisting of explicit electron-positron and electron-electron correlation into each electronic orbital, is used for the electrons and positron wave functions By these wave functions, the

259ps, respectively

_

Email liên hệ: thlang@hcmus.edu.vn

HIỆU CHỈNH HIỆU ỨNG MATRIX TRONG PHÉP PHÂN TÍCH HUỲNH QUANG TIA X

ĐỐI VỚI MẪU HAI THÀNH PHẦN Fe – Cr

Huỳnh Trúc Phương (1) , Lưu Đặng Hoàng Oanh (1) , Huỳnh Thị Thu Hương (1) , Nguyễn Ngọc Vân (1)

mẫu hai thành phần Fe – Cr đã được thực hiện dựa trên hệ phân tích huỳnh quang tia X với nguồn kích H3 – Zr tại Bộ môn Vật Lý Hạt Nhân, Trường ĐH Khoa học Tự nhiên Trong nghiên cứu này, thuật toán Claisse – Quintin được áp dụng để hiệu chỉnh hiệu ứng hấp thụ trong pháp phân tích hàm lượng mẫu Fe-Cr Kết quả của phép phân tích thu được: wFe = 0,39 ± 0,02 (g/g), wCr = 0,40 ± 0,01 (g/g) So sánh với kết quả hàm lượng mẫu chuẩn thấy có sự phù hợp rất tốt, sai lệch từ 0,01% đến 2%

CORRECTION OF MATRIX EFFECTS IN XRF WITH THE SAMPLES OF TWO

ELEMENTS OF Fe-Cr

Abstract

carried out, which based on the unit of XRF with excited by H3-Zr source, at the Nuclear Physics Department, University of Science HCM City In this study, Claisse-Quintin was applied to correction for absorption effects

in analysis of Fe-Cr concentration in the samples As results, obtained concentrations were, wFe = 0.39 ± 0.02 (g/g) and wCr = 0.40 ± 0.01 (g/g) Here, there is a very good with agreement in concentration between standard and sample, which deviation from 0.01% to 2%

_

Email liên hệ: htphuong@hcmus.edu.vn

NGHIÊN CỨU CÁC PHẢN ỨNG NHIỄU TRONG PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON

Huỳnh Trúc Phương, Trịnh Minh Tùng, Tôn Nữ Thùy My, Nguyễn Thị Hoài Thu

(1) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

phản ứng (n, g) và (n, p) được thiết lập Các thí nghiệm trên hệ phân tích kích hoạt neutron với nguồn Am-Be

g)56Mn, 56Fe(n, p)56Mn được lựa chọn để đánh giá công thức thực nghiệm Kết quả giữa thực nghiệm và lý thuyết có sự sai lệch 25% – 36% là do có sự sai số lớn trong các dữ liệu hạt nhân đã dùng trong tính toán

STUDY ON INTERFERENCE REACTIONS IN NEUTRON ACTIVATION ANALYSIS

Abstract

In this study, the experimentally formulas, which corrected to primary interference reactions of (n, g) and (n, p), were established The experiments in the unit of neutron activation analysis, which in order to check the formulas, were has studied, too In this study, reactions of 55Mn(n, g)56Mn and 56Fe(n, p)56Mn were chosen to evaluate the experimentally formulas As results, the element concentrations between theoretical and experimental with deviation form 25% to 36%, which due to error in nuclear data used in calculations

_

Email liên hệ: htphuong@hcmus.edu.vn

PHƯƠNG PHÁP ĐỊNH LIỀU CHIẾU TRONG ĐỐI VỚI I-131 CHO NHÂN VIÊN BỨC XẠ

VIỆT NAM BẰNG KỸ THUẬT LẤY MẪU KHÔNG KHÍ

Trần Xuân Hồi (1)

, Nguyễn Văn Hùng (2) , Huỳnh Trúc Phương (3)

(1) Trường ĐH Phú Yên (2) Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt (3) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

chương trình LUDEP và sử dụng để đánh giá liều chiếu trong cho nhóm nhân viên bức xạ tham gia sản xuất

tính được từ việc phân tích mẫu nước tiểu cùng thời điểm của nhóm nhân viên bức xạ trên được đưa ra để so sánh Kết quả ban đầu cho thấy việc sử dụng phương pháp này để định liều chiếu trong có những ưu điểm nhất định, đem lại kết quả tương đối tốt và có thể áp dụng để định liều thường quy cho nhân viên bức xạ

METHOD FOR ESTIMATING INTERNAL DOSES FOR VIETNAMESE WORKERS DUE

TO INHALATION OF I-131 USING AIR SAMPLING

Abstract

are computed by LUDEP program and used for assessing internal doses of radioisotope production group at Dalat Nuclear Research Institute These committed effective doses are compared with doses evaluated simultaneously by urine analysis on the same objects Preliminary results reveal that the method has some particular advantages and can be applied for routine inhalation dosimetry assessments

_

Email liên hệ: tranxuanhoi@pyu.edu.vn

KHẢO SÁT NỒNG ĐỘ RADON TRONG TẦNG HẦM VÀ CÁC PHÒNG THÍ NGHIỆM CỦA

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN, ĐHQG-TP HCM

Nguyễn Văn Thắng (1) , Trương Thị Hồng Loan (2) , Lê Công Hảo (2) , Huỳnh Nguyễn Phong Thu (1) , Lê Quốc

Bảo (1) , Nguyễn Thị Yến (2)

(1) PTN Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

A, Cơ sở 2 Trường ĐH Khoa học Tự nhiên, ĐHQG-HCM, P Linh Trung, Q Thủ Đức, Tp HCM Trong 11 phòng thí nghiệm này có 1 phòng thuộc tầng hầm, 3 phòng thuộc tầng một, hai phòng thuộc tầng hai, và 5 phòng thuộc tầng ba Thiết bị sử dụng để quan trắc là máy đo radon chuyên dụng RAD7 của Phòng Thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân Kết quả khảo sát cho thấy nồng độ radon trung bình trong không khí của nhà A là 11,8±2,0

ở Phòng Thí nghiệm Công nghệ Gen–vi sinh tầng ba Kết quả cũng cho thấy nồng

độ radon giảm dần theo độ cao của các phòng và chịu ảnh hưởng của các điều kiện thiết kế phòng Nồng độ radon trung bình đo được thấp hơn 17 lần so với mức quy định an toàn của WHO

DETERMINATION OF RADON CONCENTRATION IN GROUND FLOORS AND LABORATORIES OF UNIVERSITY OF SCIENCE CAMPUS, VNU-HCMC

Abstract

campus, University of Science, VNU-HCM, Linh Trung ward, Thu Duc district, Ho Chi Minh city is determined There are 1 laboratory of ground floor, 3 laboratories of fist floor, 2 laboratories of second floor, and

5 laboratories of third floor among 11 laboratories RAD7 radon detector of the nuclear technique laboratory is used in this study The results show that the average radon concentration in air of building A is

the third floor The derived results show that the radon concentration decreases with the laboratories height and changes with the laboratories structure The average radon concentration is 17 times lower than the safety standard of WHO

_

Email liên hệ: nvthang@hcmus.edu.vn

TÍNH TOÁN VÀ ĐO ĐẠC SUẤT LIỀU CHIẾU TẠI CÁC KHU VỰC KIỂM SOÁT CỦA MÁY GIA TỐC CHÙM TIA ĐIỆN TỬ UELR-10-15S2 TẠI TRUNG TÂM NGHIÊN CỨU VÀ

TRIỂN KHAI CÔNG NGHỆ BỨC XẠ

Nguyễn Anh Tuấn (1) , Trần Văn Hùng (1) , Cao Văn Chung (1) , Nguyễn Hoàng Hải (2)

(1) Trung tâm Nghiên cứu và Triển khai CNBX (2) 202A đường 11, P Linh Xuân, Q Thủ Đức, Tp Hồ Chí Minh

Tóm tắt

Nhằm cung cấp bộ số liệu về suất liều tại các khu vực kiểm soát của máy gia tốc chùm tia điện tử UELR-10-15S2 cho việc đánh giá an toàn bức xạ, các phương pháp tính xấp xỉ và mô phỏng MCNP đã được sử dụng kết hợp với đo liều Fricke tại khu vực liều cao và đo TLD tại khu vực liều thấp Tại khu vực liều cao trong buồng chiếu, phòng ống gia tốc và dọc theo đường băng tải, kết quả từ các phương pháp tính có sự phù hợp rất tốt với kết quả đo liều Fricke Tại khu vực suất liều thấp, mỗi phương pháp tính và đo mang một ý nghĩa nhất định tùy thuộc vào mục đích tính toán và đo đạc Với phương pháp xấp xỉ, suất liều được tính cho trường hợp cực đoan nhất, nghĩa là toàn bộ năng lượng chùm electron 10 MeV chuyển thành năng lượng chùm bức xạ hãm, kết quả thu được trong phòng điều khiển là 6,0 mSv/h và khu nạp – dỡ hàng là 1,0 (mSv/h), phù hợp với tiêu chuẩn ICRP Chương trình MCNP được áp dụng tính toán suất liều không bao gồm phông, kết quả thu được tại các điểm bên ngoài buồng chiếu là 10-4 (mSv/h) Liều kế TLD được sử dụng để đo tích lũy trong một tháng (bao gồm phông) và thu được kết quả từ 0,3 đến 0,7 mSv/h, giá trị này bằng với phông phóng xạ môi trường

CALCULATION AND MEASUREMENT DOSE RATE AT THE CONTROL AREA OF ELECTRON BEAM ACCELERATOR UELR-10-15S2 AT RESEARCH AND

DEVELOPMENT CENTER FOR RADIATION TECHNOLOGY

Abstract

for assessing radiation safety, the approximation method and MCNP simulation were used combined with Fricke dosimetry at high dose area and TLD dosimetry at low dose area At the high dose area: inside the irradiation room, accelerator room and along the conveyor, the results of the calculation methods are good agreed with the results of Fricke dosimeters At the low dose rate, they were calculated for the most extreme cases (10 MeV bremsstrahlung energy) by approximation method; the results are 6 mSv/h at the control room and 1.0 at the product loading – unloading MCNP code was applied to calculation dose rate without natural radioactive background, and the results outside irradiation room 10-4 mSv/h TLD dosimeters were used to accumulated measure in a month (including background) and the results obtained from 0.3 to 0.7 mSv/h, these values are equal to radioactive background

_

Email liên hệ: tuanhoang666@yahoo.com

MÔ PHỎNG SỰ NHIỄU LOẠN KHỐI PLASMA KHI BỊ KÍCH THÍCH BỞI CHÙM

ELECTRON CÓ TẦN SỐ KHÔNG ĐỔI BẰNG THUẬT TOÁN

PARTICLE – IN – CELL (PIC)

Nguyễn Anh Tuấn

Trung tâm Nghiên cứu và Triển khai CNBX

Tóm tắt

chùm hạt vào khối plasma, chúng bị nhiễu loạn về điện tích vì chùm hạt đẩy các electron vốn có khối lượng rất nhỏ so với ion ra phía ngoài hình thành hai vùng tập trung một lượng lớn các điện tích trái dấu Trong báo cáo này, chùm hạt được sử dụng để kích thích khối plasma là chùm electron năng lượng cao có tần số we nhằm tạo

ra một điện trường gia tốc rất lớn Bằng việc sử dụng thuật toán PIC, các pha tăng tốc và giảm tốc của điện trường trong plasma đã được mô phỏng, điện trường gia tốc cực đại đã được tính toán lên đến 100 GeV/m Các kết qủa thu được phù hợp với các công trình đã công bố trong [1], [2] và có ý nghĩa rất lớn cho việc phát triển công nghệ máy gia tốc thế hệ plasma

SIMULATION PERTURBATION OF THE PLASMA EXCITED BY ELECTRON BEAM

USING PARTICLE – IN – CELL (PIC) ALGORITHMS

Abstract

shooting beams into the plasma, it perturbed charge because electron which is lighter than the ions are pushed outward, so the negative and positive field are created In this report, the high energy electron beam with frequency we is used to excite the plasma to create high acceleration electric field By using the PIC algorithm, the acceleration and deceleration phases of the electric fields in the plasma have been simulated, and the maximum acceleration electric field has been calculated up to 100 GeV/m The results are agreed with others in [1], [2] and have great significance for the development of plasma accelerator technology

_

Email liên hệ: tuanhoang666@yahoo.com

XÁC ĐỊNH ARSENIC VÀ SELENIUM TRONG MẪU ĐỊA CHẤT BẰNG PHƯƠNG PHÁP

TRÙNG PHÙNG GAMMA-GAMMA

Trương Văn Minh (1) , Phạm Đình Khang (2) , Nguyễn Xuân Hải (2) , Trần Minh Hùng (1) , Hồ Hữu Thắng (2) , Nguyễn Ngọc Anh (2)

(1) Trường ĐH Đồng Nai (2) Viện Nghiên Cứu Hạt Nhân, 01 Nguyên Tử Lực, Đà Lạt

Tóm tắt

dụng trong phân tích kích hoạt Các nghiên cứu thử nghiệm phân tích kích hoạt trên các mẫu địa chất, mẫu sinh học và mẫu môi trường đã được tiến hành ở một số phòng thí nghiệm trên thế giới Trong báo cáo này, chúng tôi trình bày các kết quả nghiên cứu xác định Arsenic và Selenium trong mẫu địa chất bằng phương pháp trùng phùng gamma - gamma Kết quả cho thấy phương pháp này có khả năng loại bỏ ảnh hưởng của các đồng vị gây

khi phân tích Arsenic, do đó đã cải thiện được giới hạn phát hiện đối với Arsenic và Selenium trong mẫu địa chất khi phân tích bằng phương pháp kích hoạt nơtron

DETERMINATION OF ARSENIC AND SELENIUM IN GEOLOGY SAMPLE BY GAMMA –

GAMMA COINCIDENCE MENTHOD

Abstract

technique has been studied and applications for neutron activation analysis The experimental for the neutron activation analysis of geological samples, biological samples and environmental samples has been conducted by several some laboratories in the world In this page, we would like to present the results of Arsenic and Selenium determination in geology sample by neutron activation analysis with technique of gamma – gamma coincidence

152

from spectrometric measurement when analyzing arsenic Thus improved detection limits for Arsenic and selenium in geological samples when analyzed by neutron activation analysis method

_

Email liên hệ: truongminhdnu@mail.com

MÔ PHỎNG QUỸ ĐẠO PROTON TRONG MÁY GIA TỐC VÒNG CYCLOTRON DÙNG

PHẦN MỀM GEANT4

Cao Thị Vĩnh Phương

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

ảnh hưởng của các thông số điện từ trường lên các chuyển động của hạt mang điện trong máy gia tốc cyclotron Các nghiên cứu bao gồm: đánh giá các hưởng của pha điện trường lên năng lượng và quỹ đạo của hạt gia tốc, khảo sát ảnh hưởng của từ trường biến thiên lên quỹ đạo của hạt gia tốc Các kết quả đạt được cho thấy sự phụ thuộc của năng lượng gia tốc hạt, bán kính quỹ đạo của hạt vào các thông số điện từ trường, cấu trúc hình học của khe gia tốc và vị trí nguồn phát hạt Các kết quả này là cơ sở dữ liệu ban đầu cho việc nghiên cứu và thiết kế máy gia tốc cyclotron

SIMULATE MOVING OF PROTON IN CYCLOTRON WITH GEANT4 TOOLKIT

Abstract

cyclotron using the Geant4 toolkit We evaluate effects of electromagnetic phase and the variance of the electromagnetic field on kinetic and orbit of the accelerated proton Results give us the dependence of particle's kinetic and its orbit on electromagnetic field, geometry of electric gap and position of ion source These are preliminary results for further cyclotron studies

_

Email liên hệ: caovinhphuong@gmail.com

ÁP DỤNG MẪU QUANG HỌC TÍNH TOÁN TIẾT DIỆN PHẢN ỨNG NEUTRON

Phan Thanh Quang, Châu Văn Tạo, Lê Hoàng Chiến, Nguyễn Điền Quốc Bảo, Phạm Minh Quân

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

ứng của neutron với các hạt nhân Những tiết diện này đóng vai trò rất quan trọng trong lĩnh vực nghiên cứu vật

lý neutron Đối với báo cáo này, chúng tôi sử sử dụng mẫu quang học để tính tiết diện phản ứng của neutron với các hạt nhân bia có khối lượng nguyên tử nằm trong khoảng từ 40 tới 238 ở mức năng lượng tới từ 1 MeV tới

100 MeV đồng thời so sánh, biện luận những kết quả thu được với những số liệu tham khảo khác Những tính toán tiếp theo có liên quan đến việc sử dụng mẫu quang học sẽ được chúng tôi trình bày trong những công trình sắp tới

APPLYING THE OPTICAL MODEL TO CALCULATE THE NEUTRON CROSS-SECTION

Abstract

neutron-nucleus reactions which are very important to the study of neutron physics Some target nuclei with mass numbers from 40 to 238 and incident neutron energies varying in the range of 1 MeV to 100 MeV are taken into account in this article The obtained results in this work are compared and reasonable to other results Also, the further calculations relating to OM are carried out in our next work

_

Email liên hệ: thanhquang2392@gmail.com

KHẢO SÁT CÁC ĐẶC TÍNH CỦA THIẾT BỊ GHI ĐO BỨC XẠ CẦM TAY

INSPECTOR 1000

Trần Kim Tuyết (1) , Võ Hồng Hải (2) , Nguyễn Quốc Hùng (2) , Bùi Tuấn Khải (1)

(1) Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM (2) Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

dụng các ứng dụng các nguồn phóng xạ vào đời sống con người ngày một tăng Do đó, việc tìm hiểu và ứng dụng các thiết bị với khả năng phân tích tốt, độ chính xác cao cho mục đích khảo sát cũng là điều đáng quan tâm Tại Phòng thí nghiệm Kỹ thuật Hạt nhân, thiết bị Inspector 1000 sử dụng đầu dò NaI(Tl) ổn định nhiệt với bộ phân tích đa kênh cầm tay, rất tiện dụng cho việc khảo sát và đánh giá phông phóng xạ Thiết bị này bao gồm các chứng năng chính: đo liều bức xạ, định vị được những nơi có nồng độ phóng xạ cao, xác định đồng vị phóng

xạ, cũng như ghi nhận và phân tích phổ năng lượng Trong báo cáo này, nhóm tác giả trình bày các thí nghiệm

và kết quả nhằm đánh giá đặc trưng của thiết bị Kết quả cho thấy khả năng đáp ứng tuyến tính cao ở chức năng ghi nhận suất liều, khả năng phát hiện một số đồng vị phóng xạ, đáp ứng việc ghi nhận và phân tích phổ gamma,

và hỗ trợ dãi đo gamma lên đến 3MeV (ghi nhận được tất cả các bức xạ gamma trong tự nhiên) Các kết quả đo được là dữ liệu ban đầu cho việc sử dụng thiết bị để khảo sát phóng xạ môi trường

INVESTIGATION OF SPECIFICATIONS OF HAND-HELD SPECTROMETER

INSPECTOR 1000

Abstract

applications in human life Thus, applying high-performance instruments for environmental investigation should

be considered In the Nuclear Techniques Laboratory (NTLab), Inspector 1000 using temperature-stabilized NaI(Tl) detector and hand-held multi-channel analyzer is very comfortable to investigate and estimate the background radiations The instrument includes four modes of operation: dose rate meter, locating high-dose concentration area, nuclear identification, acquiring and analyzing energy spectrum In this report, we present some initial experiments in order to estimate some specifications of Inspector 1000 These experiments show good performance of this instrument: linearity response in dose rate function, successful identification of a few

of radioisotopes, ability in gamma measurement and spectrum analysis with energy range up to 3MeV (acquires all gamma-rays from natural background) Further environmental investigation with Inspector 1000 is applied based on obtained results

_

Email liên hệ: tktuyet@hcmus.edu.vn

XÁC ĐỊNH CÁC TÍNH CHẤT CỦA ĐẦU DÒ GAAS BẰNG VIỆC SỬ DỤNG PENELOPE

Nguyễn Trường Thanh Hải

Khoa khoa hoc cơ bản, Trường ĐH Bách khoa, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

về các quá trình vật lý xảy ra trong vật liệu là vật liệu bán dẫn GaAs Đầu dò GaAs khoảng 50 lần rẻ hơn CdTe, các thể làm việc dài hạn trong môi trường bức xạ ion hóa cường độ cao, với một độ phân giải năng lượng tốt ở nhiệt độ phòng và có một tốc độ phản ứng nhanh Nội dung chính của báo cáo này là sử dụng chương trình mô phỏng PENELOPE để xác định các tính chất của đầu dò GaAs Các nghiên cứu bao gồm mô phỏng tín hiệu, sự phụ thuộc của hiệu suất của đầu dò GaAs vào năng lượng bức xạ, bề dày lớp tinh thể kim cương, vị trí đặt nguồn bức xạ và vật liệu điện cực

DETERMINATION OF PROPERTIES OF GAAS DETECTOR BY USING PENELOPE

Abstract

understanding of the physical processes occurring in the material is a semiconductor material GaAs GaAs probe about 50 times cheaper than CdTe, the long-term work in the environment from high intensity ionizing radiation, with a good energy resolution at room temperature and has a fast response speed The main purpose of this report is using program of simulation PENELOPE to determine the properties of GaAs detectors The studies cover simulation of signal, the efficiency of GaAs detector depends on radiation energy, diamond thicknesses, source position and electrode materials

_

Email liên hệ: hai.physics7486@gmail.com

NGHIÊN CỨU PHÂN BỐ HIỆU SUẤT BÊN TRONG BUỒNG CHÌ ĐỐI VỚI DETECTOR

BÁN DẪN SIÊU TINH KHIẾT

Võ Xuân Ân

Trường ĐH Công nghiệp Tp HCM

Tóm tắt

vấn đề nghiên cứu phân bố hiệu suất bên trong buồng chì là rất cần thiết nhằm xác định vị trí đặt nguồn phóng xạ tối ưu, cũng như việc lựa chọn hình học nguồn phóng xạ thích hợp Trong công trình này phân bố hiệu suất của nguồn điểm theo vị trí từ mặt trên và mặt bên của detector đã được khảo sát bằng chương trình mô phỏng MCNP5 Vị trí khảo sát được chia theo lưới số liệu, bước lưới bằng 1mm Năng lượng tia gamma được chọn 59,5 – 1332,5keV Môi trường bên trong buồng chì là không khí Kết quả cho thấy rằng miền hiệu suất cao trùng khớp với hình học hộp đựng mẫu dạng Marinelli thường dùng trong thực nghiệm Ngoài ra dạng phân bố hiệu suất tại các miền hiệu suất cao hầu như không thay đổi theo năng lượng tia gamma

STUDY ON THE EFFICIENCY DISTRIBUTION ON SPATIAL POSITION FOR THE HPGE

DETECTOR

Abstract

necessary to study on the efficiency distribution on spatial position It allows to determine the positions of putting the radioactive source and also to select the suitable geometries of the radioactive source In this work, the efficiency distribution based on the monoenergy point sources was investigated by the MCNP5 code The positions of putting the radioactive source are distributed on the data mesh and mesh-size is set at 1mm The gamma energy of 59.5 – 1332.5 keV is selected The volume in the lead shield is filled by air The result showed that the high efficiency regions agree with the geometry of the Marinelli beaker widely used in the experiment

In addition, the efficiency distribution on spatial position at this region is not variable with the gamma energy

_

Email liên hệ: vx_an@yahoo.com

XÁC ĐỊNH BỘT ỚT ĐÃ CHIẾU XẠ BẰNG CƠ CHẾ NHIỆT HUỲNH QUANG

Nguyễn Duy Sang

Trường ĐH Cần Thơ

Tóm tắt

phóng xạ và đặc biệt là trong việc xác định mẫu thực phẩm chiếu xạ ở Việt Nam Xác định đúng liều chiếu sẽ kiểm chứng được tính an toàn của thực phẩm chiếu xạ trên thị trường và đảm bảo sức khỏe cho người tiêu dùng Bài viết này nêu ra cơ sở của việc xác định mẫu bột ớt đã chiếu xạ trên thiết bị nhiệt huỳnh quang nhằm đánh giá đầy đủ hơn về khả năng ứng dụng của hiện tượng nhiệt huỳnh quang trên thực tế

DETECTING CHILI POWDER IRRADIATED BY THERMOLUMINESCENCE

Abstract

the radiation field and especially in identifying food samples irradiated in Vietnam Determining right radiation dose will check the safety of irradiated food on the market and ensure the health of the consumers This paper demonstrates the foundation of the detecting chili powder irradiated on thermoluminescence equipment for more fully assessment the applicability of this phenomenon in reality

_

Email liên hệ: ndsang@ctu.edu.vn

KHẢO SÁT ẢNH HƯỞNG CỦA LỚP VỎ LÊN TÍNH CHẤT QUANG CỦA

CHẤM LƯỢNG TỬ CdSe/ZnS

Võ Thị Ngọc Thuỷ, Lâm Quang Vinh, Dương Ái Phương

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

của các nhà khoa học do tiềm năng ứng dụng của chúng trong nhiều lĩnh vực Đặc biệt các tính chất quang của chúng càng trở nên ưu việt hơn khi được bọc các lớp vỏ vô cơ Bằng phương pháp hoá học một lần trong bình phản ứng (one –pot) và SILAR chúng tôi đã tổng hợp thành công chấm lượng tử cấu trúc lõi/vỏ CdSe/ZnS Chúng tôi tiến hành đo PL, Uv-Vis, TEM, XRD để xác định hình thái, cấu trúc và tính chất của chúng Số lớp

vỏ ZnS được xác định thông qua phổ AAS Các kết quả cho thấy chấm lượng tử CdSe được bọc ZnS cho cường

độ phát quang cao hơn CdSe và có sự dịch sang đỏ của các đỉnh phổ Cường độ phát quang của CdSe/ZnS sẽ tăng khi bắt đầu bọc vỏ, và sau đó bắt đầu giảm khi lớp vỏ tiếp tục tăng lên Ảnh TEM cho thấy kích thước hạt tăng lên, chứng tỏ đã bọc thành công lớp vỏ ZnS Đồng thời phổ XRD có sự dịch đỉnh phổ, đặc trưng cho cấu trúc pha lập phương của ZnS

STUDY ON THE EFFECT OF SHELL ON OPTICAL PROPERTIES OF CdSe/ZnS

CORE – SHELL QUANTUM DOT

Abstract

researchers due to their potential applications in many fields Inparticular, their optical properties become more novel when they are coated with inorganic shells By using simple one-step aqueous chemical approach and SILAR method we have successfully synthesized CdSe/ZnS core /shell structure The structure and optical properties are characterized by PL, Uv-Vis, TEM, XRD Number of ZnS shell is determined by AAS spectrum The results show that in case of CdSe quantum dots coated ZnS, luminescence intensity is much higher than CdSe alone and there occurs the red shift of peaks Luminescence intensity of the CdSe/ZnS increases as shell forms, and then declines when the shell thickness continues to increase TEM images show that the particle size increases, which proves the success of ZnS coating XRD spectrum simultaneously shows the shift of peak toward the characteristic cubic structure of ZnS

_

Email liên hệ: nthuy218@gmail.com

NGHIÊN CỨU CHẾ TẠO CẤU TRÚC PT/(TiO2 - NANOTUBES) ỨNG DỤNG CHO

PIN NHIÊN LIỆU DÙNG METHANOL TRỰC TIẾP

Nguyễn Thị Thương

Khoa Vật lý - Vật lý Kỹ thuật, Trường ĐH KHTN, ĐHQG-HCM

Tóm tắt

nanotubes) được đánh giá bằng các phương pháp hóa lý hiện đại: nhiễu xạ tía X (XRD), kính hiển vi điện tử quét (SEM), kính hiển vi điện tử truyền qua (TEM) , phương pháp quét thế tuần hoàn (CV), phổ tán sắc năng lượng

suất cho pin nhiên liệu dùng methanol trực tiếp

SYNTHESIS OF PT/(TiO2 NANOTUBES) APPLIED FOR DIRECT METHANOL

FUEL CELLS

Abstract

TiO2-nanotubes (TNTs) from commercial TiO2 by hydrothermal synthesis catalyst and Pt/TNTs with H2PtCl6

homogeneous nanotube, with a diameter of average size 9 nm, a length of about 300 nm concentration In the second process, Pt/TNTs synthesized consisting of Pt particles stick them onto the tube TNTs The modern measurement methods such as transmission electron microscopy through (TEM), energy dispersive X-ray (EDS), scanning methods like cyclic (CV) was used to evaluate the Pt/TNTs fabricated The results showed that catalytic Pt/TNTs obtained capable of methanol oxidation good, the catalyst is capable of improving battery performance for direct methanol fuel

_

Email liên hệ: nguyenthithuong1004@gmail.com