Sử dụng MCNP 5 để thiết kế cấu hình tối ưu cho hệ PGNAA phân tích độ tro than với khối lượng mẫu nhỏ

Tìm hiểu các nội dung và tài liệu liên quan, tổng kết cơ sở lý thuyết. Tìm hiểu cách thức hoạt đông của chương trình MCNP5 và thực hiện cáctính toán mô phỏng vật lý nhằm lựa chọn cấu hình tối ưu cho hệ thiết bị phântích than dùng kỹ thuật PGNAA, bao gồm các thông số sau:• Lựa chọn đầu dò: loại đầu dò, kích thước tinh thể, độ phân giải nănglượng.• Lựa chọn loại nguồn neutron và hoạt độ.• Cấu hình hình học chi tiết của thiết bị: thể tích thùng chứa mẫu, khốilượng mẫu cực đại và cực tiểu, bố trí hình học tương quan của mẫu đầu dò.• Cấu hình phản xạ, hấp thụ nơtron nhằm tăng hiệu suất ghi đo tổngcộng.• Cấu hình che chắn an toàn bức xạ. Thiết kế của thiết bị. Các thí nghiệm kiểm tra hệ thiết bị đã chế tạo.

Tôi cũng xin gửi lời cảm ơn sâu sắc đến các thầy cô viện Kỹ thuật Hạt nhân

và Vật lý môi trường, trường Đại học Bách khoa Hà Nội, đã tạo mọi điều kiện giúp đỡ trong quá trình tôi hoàn thành đồ án này Đặc biệt là ThS Bùi Ngọc Hà, thầy đã có những góp ý và tận tình giúp đỡ tôi trong suốt quá trình hoàn thành đồ

Sinh viên thực hiện

Đoàn Đông Bắc

TÓM TẮT NỘI DUNG ĐỒ ÁN

- Tìm hiểu các nội dung và tài liệu liên quan, tổng kết cơ sở lý thuyết

- Tìm hiểu cách thức hoạt đông của chương trình MCNP5 và thực hiện các tính toán mô phỏng vật lý nhằm lựa chọn cấu hình tối ưu cho hệ thiết bị phân tích than dùng kỹ thuật PGNAA, bao gồm các thông số sau:

• Lựa chọn đầu dò: loại đầu dò, kích thước tinh thể, độ phân giải năng lượng

• Lựa chọn loại nguồn neutron và hoạt độ

• Cấu hình hình học chi tiết của thiết bị: thể tích thùng chứa mẫu, khối lượng mẫu cực đại và cực tiểu, bố trí hình học tương quan của mẫu - đầu dò

• Cấu hình phản xạ, hấp thụ nơtron nhằm tăng hiệu suất ghi đo tổng cộng

• Cấu hình che chắn an toàn bức xạ

- Thiết kế của thiết bị

- Các thí nghiệm kiểm tra hệ thiết bị đã chế tạo

MỤC LỤC

LỜI CẢM ƠN

TÓM TẮT NỘI DUNG ĐỒ ÁN

MỤC LỤC

DANH MỤC CÁC TỪ TIẾNG ANH VIẾT TẮT

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ĐỒ THỊ

MỞ ĐẦU 1

CHƯƠNG I LÝ THUYẾT CƠ BẢN VỀ NEUTRON VÀ PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 2

1.1 Tương tác của neutron với vật chất 2

1.1.1 Định nghĩa, phân loại 2

1.1.2 Quá trình tán xạ và hấp thụ neutron 2

1.2 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron 4

1.2.1 Cơ sở vật lý 4

1.2.2 Phân loại 5

1.3 Ứng dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron - gamma trong đo độ tro than: 5

1.3.1 Định nghĩa độ tro than: 5

1.3.2 Một số kỹ thuật đo độ tro than 6

1.3.3 Ưu điểm của kỹ thuật PGNAA khi dùng phân tích độ tro than 7

1.4 Nguồn neutron 7

1.4.1 Phân loại nguồn neutron 8

1.4.2 Lựa chọn nguồn neutron cho đề tài 9

1.5 An toàn bức xạ 10

1.5.1 Yêu cầu pháp quy 10

1.5.2 Yêu cầu kỹ thuật 10

1.5.3 Lựa chọn vật liệu để che chắn 11

1.6 Đầu dò ghi nhận 12

1.6.1 Một số đầu dò được sử dụng phổ biến 12

1.6.2 Lựa chọn đầu dò 13

CHƯƠNG II MÔ PHỎNG THIẾT KẾ HỆ PGNAA PHÂN TÍCH ĐỘ TRO THAN VỚI KHỐI LƯỢNG MẪU NHỎ 15

2.1 Tổng quan về chương trình MCNP 5 15

2.1.1 Giới thiệu chung 15

2.1.2 Phương pháp Monte Carlo dùng trong chương trình MCNP 5 15

2.1.3 Cấu trúc chương trình MCNP 5 16

2.2 Cấu hình hệ đo dự kiến 22

2.2.1 Thiết kế tổng quan 22

2.2.2 Các phần của khối 2 dự định thiết kế lại 23

2.3 Mô phỏng nguồn Cf252: 23

2.4 Mô phỏng nhiệt hóa, phản xạ neutron 25

2.4.1 Mô phỏng nhiệt hóa neutron 25

2.4.2 Mô phỏng bức xạ gamma do quá trình nhiệt hóa tạo ra 27

2.4.3 Mô phỏng phản xạ neutron 28

2.5 Mô phỏng che chắn an toàn bức xạ 29

2.5.1 Mô phỏng che chắn cho đầu dò 29

2.5.2 Mô phỏng che chắn an toàn bức xạ ngoài khối đo 33

2.6 Kết quả mô phỏng khối đo 34

2.6.1 Khối đo thiết kế hoàn chỉnh 34

2.6.2 Kiểm tra lại độ an toàn của khối đo 35

2.6.3 Phổ gamma ghi nhận được ở đầu dò 36

CHƯƠNG 3 ĐO ĐẠC THỰC NGHIỆM 39

3.1 Thông tin hệ thiết bị PGNAA 39

3.2 Phần mềm đo phổ 39

3.2.1 Các chế độ của phần mềm 39

3.2.2 Chức năng chính của các chế độ 41

3.3 Đánh giá độ ổn định của hệ đo 41

3.4 Xác định đường chuẩn thực nghiệm và bề dày chì che chắn bảo vệ đầu dò

43

3.4.1 Mục đích việc lựa chọn bề dày che chắn cho đầu dò 43

3.4.2 Các thí nghiệm xây dựng đường chuẩn 43

3.4.3 Kết quả thí nghiệm đường chuẩn và bề dày che chắn đầu dò 44

3.5 Kết quả xác định độ tro trên một số mẫu than: 46

KẾT LUẬN 48

TÀI LIỆU THAM KHẢO 50

PHỤ LỤC 51

DANH MỤC CÁC TỪ TIẾNG ANH VIẾT TẮT

PGNAA Prompt Gamma Neutron Activation Analysis – Kỹ thuật phân tích

bằng kích hoạt neutron gamma tức thời

MCNP Monte Carlo N Pratice - Chương trình ứng dụng phương pháp

Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân NAA Neutron Activation Analysis – Kỹ thuật phân tích bằng kích hoạt

neutron

DGNAA Delayed Gamma Neutron Activation Analysis– Kỹ thuật phân

tích bằng kích hoạt neutron gamma trễ

BGO Bismuth germanium oxide (Bi4Ge3O12) – Vật liệu sử dụng làm

đầu dò bức xạ

PE Polyethylene – Vật liệu nhựa nhiệt dẻo

ICRP International Commission on Radiological Protection – Ủy ban

quốc tế về bảo vệ phóng xạ

XRF X ray fluorescence – Kỹ thuật huỳnh quang tia X

ADC Analog to Digital Coverter – Mạch chuyển đổi tương tự ra số

USB Universal Serial Bus - Một chuẩn kết nối tuần tự đa dụng trong

máy tính ASCII American Standard Code for Information Interchange - Chuẩn mã

trao đổi thông tin Hoa Kỳ

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU

Bảng 1.1: Các phản ứng hấp thụ neutron 11

Bảng 1.2: Thông số đối với một số vật liệu làm chậm neutron 12

Bảng 2.1: Một số loại mặt được định nghĩa trong MCNP 5 18

Bảng 2.2: Các hàm dựng sẵn cho xác suất phân bố nguồn 29

Bảng 2.3: Các loại tally 19

Bảng 2.4: Kết quả mô phỏng suất liều tương đương ở bên ngoài khối đo 35

Bảng 2.5: Thành phần hàm lượng mẫu than tương ứng đưa vào mô phỏng 37

Bảng 3.1: Độ lệch chuẩn trung bình của số đếm từ kênh 100 đến 1650 43

Bảng 3.2: Đường chuẩn với cửa sổ 1 với số kênh từ 500 đến 1650 45

Bảng 3.3: Đường chuẩn cửa sổ 2 với kênh từ 370 đến 470 46

Bảng 3.4: Độ tro xác định bằng đường chuẩn đã chọn 47

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ ĐỒ THỊ

Hình 1.1: Sơ đồ phản ứng của neutron với vật chất 3

Hình 1.2: Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ 4

Hình 1.3: Lựa chọn kỹ thuật hạt nhân cho mục đích xác định độ tro than 7

Hình 1.4: So sánh hiệu suất ghi giữa detector BGO và NaI 14

Hình 2.1: Nguyên tắc hoạt động của phương pháp Monte Carlo 16

Hình 2.2: Giả định cấu trúc của khối đo trong hệ phân tích độ tro PGNAA 22

Hình 2.3: Biểu diễn mô phỏng thông lượng nguồn Cf 252 24

Hình 2.4: Phổ năng lượng của nguồn neutron Cf 252 24

Hình 2.5: Biểu diễn thông lượng neutron nhiệt thu được theo bề dày các vật liệu 25

Hình 2.6: Biểu diễn thông lượng neutron nhiệt thu được theo bề dày vật liệu graphite 26

Hình 2.7: Biểu diễn thông lượng gamma sinh ra khi nhiệt hóa neutron theo bề dày vật liệu 27

Hình 2.8: Biểu diễn thông lượng neutron phản xạ theo bề dày vật liệu 29

Hình 2.9: Biểu diễn thông lượng neutron từ nguồn trực tiếp đến đầu dò 30

Hình 2.10: Biểu diễn thông lượng neutron suy giảm theo bề dày vật liệu 31

Hình 2.11: Biểu diễn thông lượng gamma từ lớp nhiệt hóa đến đầu dò 32

Hình 2.12: Biểu diễn thông lượng gamma chiếu ra ngoài khối đo 33

Hình 2.13: Biểu diễn thông lượng neutron tán xạ ra ngoài khối đo 34

Hình 2.14: Khối đo sau khi được thiết kế hoàn chỉnh 35

Hình 2.15: Các vị trí mô phỏng ngoài khối đo 36

Hình 2.16: Kết quả mô phỏng phổ gamma thu nhận ở đầu dò 38

Hình 3.1: Giao diện chương trình PGNAA ver 2.0 chế độ online và offline 40

Hình 3.2: So sánh số đếm thu được trong 5 lần đo 42

Hình 3.3: Số đếm 5 lần đo từ kênh 600 đến 1600 42

MỞ ĐẦU

Kỹ thuật phân tích bằng phương pháp kích hoạt neutron-gamma PGNAA

là một trong những kỹ thuật phân tích tiên tiến, có rất nhiều ứng dụng rộng rãi trong các lĩnh vực, đặc biệt là ngành công nghiệp khai thác khoáng sản Tuy nhiên, do việc xậy dựng hệ đo sử dụng kỹ thuật này đòi hỏi phải có trình độ kỹ thuật – công nghệ cao và nguồn kinh phí khá lớn, nên ở Việt Nam vẫn chưa được nghiên cứu nhiều

Gần đây, Viện khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân đã có công trình nghiên cứu

và xây dựng thành công hệ PGNNA để phân tích tro than với mẫu than lớn khoảng 500 kg - 700 kg Nhưng khối lượng mẫu như vậy gây khó khăn trong việc lấy mẫu để nạp vào hệ đo và hệ đo cũng phải chế tạo khá cồng kềnh, không thể vận chuyển đi nhiều nơi, nên không đáp ứng được yêu cầu thực tế Do đó cần phải chế tạo một hệ PGNAA phân tích tro than với mẫu than nhỏ khoảng từ 10

- Đối tượng quan tâm: Độ tro than

- Kỹ thuật sử dụng: Kỹ thuật PGNAA

- Điều kiện: Lượng mẫu phân tích nhỏ dưới 20 kg

- Phạm vi nghiên cứu: Đồ án chỉ giới hạn ở việc mô phỏng thiết kế thiết bị

và kiểm nghiệm lại thiết bị đã chế tạo thực tế

- Công cụ sử dụng: Phần mềm MCNP 5

Chương I LÝ THUYẾT CƠ BẢN VỀ NEUTRON VÀ

PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT

NEUTRON

1.1 Tương tác của neutron với vật chất

1.1.1 Định nghĩa, phân loại:

Neutron là một hạt trung hòa về điện, sự tương tác của neutron với vật chất chủ yếu là tương tác với hạt nhân nguyên tử của vật chất qua hai quá trình là tán

xạ và hấp thụ Các quá trình này xảy ra phụ thuộc vào năng lượng của neutron

và bản chất của hạt nhân tương tác

Năng lượng của neutron chia thành ba loại: các neutron chậm: gồm neutron nhiệt (năng lượng neutron En từ 0 đến 0,1 eV), neutron trên nhiệt (En

từ 0,1 eV đến 1 keV); các neutron trung bình (En từ 1 keV đến 500 keV) và các neutron nhanh (En lớn hơn 500 keV).[1]

1.1.2 Quá trình tán xạ và hấp thụ neutron:

1.1.2.1 Quá trình tán xạ neutron:

Chủ yếu xảy ra với các neutron nhanh, làm cho neutron thay đổi hướng chuyển động và mất dần năng lượng (neutron bị làm chậm) Bao gồm tán xạ đàn hồi và tán xạ không đàn hồi

Tán xạ đàn hồi: xảy ra khi năng lượng của neutron lớn hơn 0,5 MeV, không làm cho trạng thái hạt nhân tương tác bị thay đổi nhưng một phần động năng của neutron được truyền cho hạt nhân Gọi E là động năng của neutron tới,

E’ là động năng của neutron sau tán xạ, tùy theo thông số va chạm động năng của neutron sau va chạm biến đổi trong khoảng sau:

𝜀𝐸 ≤ 𝐸′ ≤ 𝐸 trong đó 𝜀 = (𝐴−1

𝐴+1)2 là tỷ số động năng neutron bị hao phí (tỷ số động năng sau

va chạm và động năng neutron tới) Ta thấy rằng lim

𝐴→1𝜀= lim

𝐴+1)2= 0, khi đó E’ tiến tới 0 khi A tiến tới 1, nghĩa là hạt nhân càng nhẹ (số khối A càng bé) thì năng lượng neutron truyền qua càng nhiều, khả năng làm chậm neutron càng lớn

Tán xạ không đàn hồi: khi năng lượng neutron dưới 0,5 MeV, ngoài việc làm cho neutron mất dần năng lượng, quá trình còn làm cho hạt nhân tương tác

bị kích thích và trở về trạng thái cơ bản bằng cách phát ra các bức xạ gamma

thụ 𝜎 của hạt nhân đối với neutron tuân theo quy luật:

σ ~ 1

√𝐸 ~

1𝑣Trong đó E là năng lượng của neutron, v là vận tốc của neutron Ta có thể thấy tiết diện hấp thụ tỉ lệ nghịch với năng lượng Có nghĩa là năng lượng neutron giảm, tiết diện hấp thụ neutron tăng Tiết diện hấp thụ với neutron nhiệt

là lớn nhất Khi neutron nhiệt bị các hạt nhân nguyên tử hấp thụ (phản ứng bắt neutron) làm cho hạt nhân nguyên tử ở trạng thái kích thích Hạt nhân kích thích

sẽ trở về trạng thái cơ bản sau khi phát ra hạt mang điện, bức xạ gamma

1.2 Phương pháp phân tích kích hoạt neutron:

1.2.1 Cơ sở vật lý:

Hình 1.2: Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ

Cơ sở vật lý của phương pháp dựa trên các phản ứng tán xạ đàn hồi và tán

xạ không đàn hồi của neutron và nguyên tử môi trường Các bức xạ neutron có năng lượng nhiệt hoặc trung bình dễ dàng bị bắt bởi hạt nhân bia tạo thành hạt nhân hợp phần và phát ra các bức xạ gamma tức thời, các hạt nhân sau khi bắt neutron tạo thành các hạt nhân không bền có khả năng phân rã beta hoặc anpha

và phát ra bức xạ gamma có năng lượng xác định và đặc trưng cho nguyên tố có

trong mẫu Dựa vào các bức xạ gamma thu được, ta dễ dàng xác định được các nguyên tố có trong mẫu và căn cứ vào cường độ bức xạ gamma thu nhận được

ta có thể xác định được hàm lượng của các nguyên tố có trong mẫu đó

- Đo gamma trễ (Delay Gamma Neutron Activation Analysis – DGNAA):

do các tia gamma phân rã sau quá trình chiếu xạ neutron kết thúc Ưu điểm của phương pháp này là có thể tăng độ nhạy trong việc xác định các nguyên tố có chu kì bán rã dài, do ta có thể để mẫu kích hoạt chờ một thời gian trước khi đo

để loại các đồng vị có thời gian sống ngắn

1.3 Ứng dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron -

gamma trong đo độ tro than:

1.3.1 Định nghĩa độ tro than:

Than là một loại nhiên liệu hóa thạch, có thành phần chính là cacbon, ngoài ra còn có một số thành phần khác đều dễ cháy như hidro, lưu huỳnh, oxi, nitơ Tro than là phần còn lại sau khi cháy hết, gồm các khoáng chất vô cơ và các tạp chất khác: SiO2, Al2O3, Fe2O3, TiO, CaO, MgO, [1] Độ tro than thể hiện phần trăm của các nguyên tố đó Than chất lượng có độ tro than nhỏ, có ít

tạp chất, khi cháy có hiệu suất tỏa nhiệt cao hơn Do đó độ tro của than đóng vai trò rất quan trọng, quyết định đến giá thành của chúng

1.3.2 Một số kỹ thuật đo độ tro than [1] :

Các kỹ thuật hạt nhân đang được phát triển và ứng dụng trong thăm dò, khai thác than:

- Đo gamma truyền qua 2 năng lượng (kỹ thuật gamma – gamma): đây có thể là phương pháp phổ biến nhất của kỹ thuật hạt nhân đối với việc xác định độ tro trên băng tải Độ tro được xác định bằng cách đo độ truyền qua than của một chùm tia gamma hẹp có hai năng lượng thấp và cao Sự hấp thụ các tia gamma năng lượng thấp phụ thuộc vào độ tro, bởi vì thành phần tro có nguyên tử số trung bình lớn hơn so với than và phụ thuộc vào mật độ khối lượng tính theo diện tích của than Còn sự hấp thụ các tia gamma năng lượng cao hầu như chỉ phụ thuộc vào mật độ khối lượng tính theo diện tích của than Như vậy độ tro được xác định bằng cách kết hợp hai chùm tia này Phép đo này vì vậy không phụ thuộc vào độ dày của than trên băng tải cũng như khối lượng than

- Đo gamma tán xạ ngược: một số tia gamma có thể bị tán xạ ngược lại so với phương tới, với sự giảm năng lượng và cường độ phụ thuộc vào mật độ khối cũng như thành phần của vật liệu Dựa trên nguyên lý đo, có thể xác định được hàm lượng của các nguyên tố có Z cao

- Phân tích kích hoạt neutron-gamma tức thời (PGNAA): khi chiếu neutron vào mẫu, lập tức các tia gamma tức thời được phát ra Khi cố định thông lượng dòng neutron, cường độ tia gamma chỉ phụ thuộc vào hàm lượng các nguyên tố

có trong mẫu, từ đó tìm ra được hàm lượng của nguyên tố có trong mẫu cần phân tích

- Ngoài ra còn một số kỹ thuật hạt nhân khác cũng áp dụng để phân tích than như: huỳnh quang tia X (XRF), đo gamma tự nhiên, tán xạ neutron,…[1]

1.3.3 Ưu điểm của kỹ thuật PGNAA khi dùng phân tích độ tro than:

- Đây là kỹ thuật phân tích không phá hủy mẫu

- Kỹ thuật này không chịu sự ảnh hưởng của điều kiện môi trường, không yêu cầu phải chuẩn bị mẫu kĩ lưỡng, phức tạp như các kỹ thuật phân tích khác (ví dụ: phương pháp huỳnh quang tia X cần đảm bảo các yếu tố như: không làm nhiễm bẩn mẫu, có tính đồng nhất cao, lượng mẫu đủ để ép viên,…)

- Kỹ thuật PGNAA cho kết quả nhanh, ngay trong khi chiếu mẫu (~ 600s)

và có độ chính xác cao (sai số tuyệt đối khoảng 1-2%)

- Kỹ thuật này có thể phân tích được hầu hết các nguyên tố (Kỹ thuật DGNAA chỉ phân tích được nguyên tố phóng xạ có thời gian sống dài), đáp ứng được nhiều yêu cầu phân tích khác nhau phù hợp với từng loại mẫu Hình 1.3 là

sơ đồ cho thấy từ nhu cầu người dùng, họ sẽ lựa chọn dùng kỹ thuật gamma hay dùng kỹ thuật PGNAA:

gamma-Hình 1.3: Lựa chọn kỹ thuật hạt nhân cho mục đích xác định độ tro than.[1]

1.4 Nguồn neutron:

1.4.1 Phân loại nguồn neutron:

Các nguồn neutron được sử dụng trong phân tích kích hoạt NAA bao gồm nhiều loại khác nhau, từ các lò phản ứng có kích thước lớn đến các nguồn đồng vị có kích thước nhỏ có thể dễ dàng được sử dụng trong các phòng thí nghiệm

- Máy gia tốc năng lượng cao: sử dụng chùm proton có năng lượng cao để phá vỡ hạt nhân tạo ra neutron, thông lượng khoảng 1017 n

1.4.1.2 Nguồn kích thước trung bình:

- Thiết bị tạo plasma: gia tốc điện tử và nén các khí deuterium hay tritium, tạo thành một chùm plasma bức xạ tia X và neutron;

- Máy gia tốc ion nhẹ: gia tốc các hạt nhẹ: hytrogen, deuterium, tritium, lên mức năng lượng khoảng vài MeV và cho đập vào bia hạt nhân nhẹ để tạo ra phản ứng phát neutron;

- Hệ thống tạo bức xạ quang neutron hay quang phân hạch: tạo neutron thông qua phản ứng cộng hưởng lớn khi năng lượng photon tới lớn hơn năng lượng liên kết của các nucleon trong hạt nhân , khi đó hạt nhân sẽ hấp thu photon và phát ra neutron hay phân hạch

1.4.1.3 Nguồn kích thước nhỏ:

- Đồng vị phân hạch tự phát: phổ biến nhất 25298𝐶𝑓 thông lượng khoảng 107

đến 109 n/s, ngoài ra còn có các đồng vị của Uranium, Plutonium, Curium;

- Đồng vị phân rã alpha cùng với hạt nhân có Z thấp: tạo ra bằng cách kết hợp một đồng vị phân rã alpha với một đồng vị có khả năng tham gia phản ứng (α,n), thông lượng khoảng 106đến 108 n/s Nguồn thông dụng : Pu-Be, Am-Be, Am-Li;

- Đồng vị phân rã phát photon năng lượng cao với Beryllium hay Deterium: sử dụng các bức xạ gamma có năng lượng lớn hơn năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân để bứt neutron ra khỏi hạt nhân, các phản ứng phổ biến như:

1.4.2 Lựa chọn nguồn neutron cho đề tài:

- Sử dụng nguồn nhỏ loại đồng vị phân rã tự phát 𝐶𝑓252

- Nguồn phát ra bức xạ neutron có năng lượng 2,3 MeV có thể dễ dàng

che chắn cũng như đảm bảo an toàn hơn các nguồn khác (Nguồn Am-Be cũng hay được sử dụng nhưng do có năng lượng trung bình khá cao nên cần phải che chắn nhiều dẫn đến kích thước của hệ đo thường khá cồng kềnh)

- Giá thành cũng rẻ hơn so với ống phát neutron nói riêng và các nguồn

trung bình nói chung

- Các nguồn lớn không phù hợp với đề tài vì kích thước quá lớn và thông

lượng neutron cung cấp quá dư thừa do đó không thỏa mãn nhu cầu cũng như yêu cầu đặt ra

- Điều kiện thực tế hiện tại không cho phép sử dụng cũng như không đáp

ứng được các nguồn lớn hơn như ống phát neutron hay lò phản ứng

- Tăng khoảng cách từ nguồn tới người làm việc: vì cường độ bức xạ giảm

tỷ lệ nghịch với bình phương khoảng cách, dùng các biện pháp như: sử dụng cặp dài, các thiết bị thao tác từ xa, người máy hoặc các thiết bị có khả năng điều khiển tự động

- Che chắn phóng xạ: khi không thể kéo dài khoảng cách hơn nữa hoặc chỉ biện pháp dùng khoảng cách không đủ, người ta dùng các tấm chắn để hạn chế

bị chiếu xạ: hộp chì, tủ chì, tấm chắn di động, màn chắn bảo hộ cá nhân Suất liều và các dạng bức xạ quyết định việc lựa chọn nguyên liệu và chiều dày lớp che chắn.[6]

1.5.2 Yêu cầu kỹ thuật:

Vì đề tài sử dụng nguồn neutron nên ta sẽ tập trung vào thủ tục che chắn neutron: đầu tiên ta phải làm chậm neutron nhanh thành neutron nhiệt, sau đó hấp thụ các neutron nhiệt, cuối cùng phải hấp thụ các tia bức xạ thứ cấp do phản ứng bắt neutron gây ra

- Làm chậm neutron nhanh: các bức xạ neutron sẽ dễ dàng bị mất năng lượng khi tương tác đàn hồi hoặc không đàn hồi với hạt nhân môi trường, đặc

biệt quá trình tán xạ đàn hồi làm neutron mất nhiều năng lượng nhất Do đó, để che chắn các bức xạ neutron nhanh cần sử dụng các vật liệu có số khối thấp và tiết diện tán xạ lớn như H, Be, Cd

- Hấp thụ neutron nhiệt: ứng dụng các phản ứng bắt neutron Các phản ứng hấp thụ neutron được quan tâm trong an toàn bức xạ như:

Bảng 1.1: Các phản ứng hấp thụ neutron Các phản ứng hấp thụ neutron Tiết diện neutron 𝜎𝑇(barn)

- Che chắn các tia bức xạ thứ cấp: với tia X/gamma sẽ sử dụng các vật liệu

có số khối cao Với bức xạ là electron thì sử dụng vật liệu nhẹ

1.5.3 Lựa chọn vật liệu để che chắn:

Từ những thủ tục đã nêu, thông thường, khi che chắn neutron, người ta dùng hai loại vật liệu kết hợp với nhau, vật liệu như nước, paraphin, polyetylen,… để làm chậm neutron và vật liệu hấp thụ mạnh neutron nhiệt như B10 hay Cd113 để hấp thụ neutron nhiệt 𝐵10 là chất được sử dụng nhiều do là phản ứng

10B(n,)7Li có tiết diện phản ứng lớn (3840 barn) và sản phẩm phóng xạ chủ yếu

của phản ứng là hạt , nó rất dễ bị hấp thụ trong môi trường Khi phải tính toán đến hấp thụ các bức xạ gamma, ta sử dụng thêm các loại vật liệu có số khối lớn như: bê tông, sắt, thép, chì,

Bảng 1.2: Thông số đối với một số vật liệu làm chậm neutron

1.6.1 Một số đầu dò được sử dụng phổ biến:

Đầu dò chứa khí: gồm buồng ion hóa, buồng tỉ lệ, ống đếm G – M Đặc điểm chung của chúng là một buồng chứa khí với điện cực ở giữa, cách nhiệt với thành buồng Một điện thế cung cấp cho điện cực ở giữa tạo ra một trường tĩnh điện ngang qua buồng Do đó, khi tia bức xạ đi vào buồng, các cặp ion là kết quả

từ sự bức xạ ion hóa được gia tốc hướng về các điện cực tạo thành tín hiệu điện

Đầu dò nhấp nháy: ghi nhận nhấp nháy dựa trên đặc tính của những tinh thể nhấp nháy tiêu hao năng lượng bởi sự ion hóa và sự kích thích do tương tác với bức xạ dưới dạng phát quang, có thể là ánh sáng nhìn thấy hoặc tia tử ngoại Tinh thể nhấp nháy bao gồm những hợp chất hữu cơ hoặc vô, một số chất nhấp nháy rắn như NaI (Tl) hay BGO, chất nhấp nháy lỏng toluen, xylen, terphylyl,… Cảm biến photon thu nhận ánh sáng theo hiệu ứng quang điện, cho ra điện tích Các điện tích sau đó được nhân lên và thu nhận tại anode tạo thành tín hiệu điện

Đầu dò bán dẫn: dựa vào số lượng cặp electron – lỗ trống là những chất mang điện tự do và tập hợp điện tịch tự do đặt trong từ trường tạo thành tín hiệu điện Ba loại đầu dò phổ biến là đầu dò chuyển tiếp n – p, đầu dò có rào chắn bề mặt và đầu dò trôi ion Lithium.[4]

1.6.2 Lựa chọn đầu dò:

Trong đo đạc xác định hàm lượng tro than dựa trên kỹ thuật phân tích kích hoạt gamma, phổ gamma tức thời thu nhận được tại đầu thu được tạo thành chủ yếu do quá trình tương tác của neutron với các nguyên tố có trong than Các nguyên tố nhẹ và trung bình như Ca, Fe, Si, Al, Ti là thành phần chính trong tro than có tiết diện bắt neutron nhiệt lớn, vì vậy dễ dàng phát ra các bức xạ γ tức thời từ phản ứng bắt (n,) tạo thành các đỉnh gamma đặc trưng Với việc ghi nhận cường độ gamma phát ra ứng với các đỉnh đặc trưng ta có thể dễ dàng xác định được độ tro than và thành phần nguyên tố có trong mẫu

Để phân tích độ tro ứng dụng đo đạc trong các xí nghiệp tuyển than, việc lựa chọn đầu thu là vô cùng quan trọng nhằm đảm bảo khả năng ghi nhận với dải bức xạ gamma lên tới 10 MeV phù hợp với công tác đo đạc, phân tích ngoài hiện trường (liên quan tới các yếu tố như nhiệt độ, độ ẩm,…) Với việc sử dụng các detector nhấp nháy với cửa sổ lớn trong các hệ thống phân tích than có thể cho hiệu suất ghi cao, là điều kiện khả dĩ và phù hợp để tích hợp kèm hệ thống đo

Thông thường với các hệ đo than, các nhà sản xuất thường sử dụng đầu dò NaI(Tl), đây là đầu dò có khả năng ghi nhận tốt với dải năng lượng thấp dưới 4 MeV vì NaI(Tl) có số Z thấp Trong khi đó, để phân tích chính xác độ tro than với sai số không vượt quá 3% thì các bức xạ gamma có năng lượng cao hơn cần được quan tâm và chú trọng Để khắc phục điều này, detector nhấp nháy BGO được sử dụng nhằm mở rộng xác suất ghi nhận ở vùng năng lượng cao khoảng

10 MeV, tuy nhiên giá thành để trang bị detector BGO cao hơn với các detector nhấp nháy cùng kích thước

Đặc trưng của vật liệu BGO (Bi4Ge3O12): là vật liệu có số Z cao (Bi 83), mật độ vật chất nhấp nháy cao (7,13g/cm3), nên BGO hấp thụ tia gamma hiệu quả, cho chất lượng hình ảnh phổ tốt Hình 1.4 cho thấy hiệu suất ghi của detector NaI với BGO[10]:

Hình 1.4: So sánh hiệu suất ghi giữa detector BGO và NaI

Trong đề tài này, ta sẽ lựa chọn đầu dò BGO với kích thước 2’’×2’’ (51mm×51mm) vì phù hợp với yêu cầu đặt ra và điều kiện thực tế cho phép

Chương II MÔ PHỎNG THIẾT KẾ HỆ PGNAA PHÂN TÍCH ĐỘ TRO THAN VỚI KHỐI LƯỢNG MẪU NHỎ

2.1.1 Giới thiệu chung:

MCNP là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân đối với neutron, photon và electron (các quá trình phân

rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xạ với vật chất, thông lượng neutron,…) với các miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đên 20 MeV (đối với một số đồng vị có thể lên tới 150 MeV), photon từ 1 keV đến 100 GeV và electron từ 1 keV đến 1 GeV Chương trình là một công cụ tính toán rất mạnh, cho phép người sử dụng xây dựng các dạng hình học phức tạp và mô phỏng dựa trên các thư viện hạt nhân

Ngày nay, trên thế giới có hơn 3000 người dùng trong hơn 200 cơ sở ứng dụng Tại Việt Nam, trong một thập kỷ trở lại đây, các tính toán mô phỏng bằng chương trình MCNP đã được triển khai ở nhiều cơ sở nghiên cứu: Viện nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, trung tâm Nghiên cứu và Triển khai Công nghệ Bức xạ Thành phố Hồ Chí Minh, Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam,…và các trường Đại học như: Đại học Bách khoa Hà Nội, Đại học Khoa học Tự nhiên Thành phố Hồ Chí Minh

2.1.2 Phương pháp Monte Carlo dùng trong chương trình MCNP 5:

2.1.2.1 Nền tảng của phương pháp Monte Carlo:

- Các số ngẫu nhiên: sử dụng để mô phỏng lại các hiện tượng ngẫu nhiên xảy ra trong thực tế và để lấy mẫu ngẫu nhiên của một phân bố nào đó

- Luật số lớn: đảm bảo cho sự ổn định của các giá trị trung bình của các biến ngẫu nhiên khi số phép thử đủ lớn

- Định lý giới hạn trung tâm: giúp dễ dàng tính toán được giá trị kết quả trung bình và phương sai của chúng

- Quy luật lấy mẫu: mô tả việc lấy mẫu từ một hàm phân bố cụ thể

- Ghi nhận: dữ liệu đầu ra phải được tích lũy trong các khoảng giá trị của đại lượng cần quan tâm

- Ước lượng sai số: ước lượng sai số thống kê theo số phép thử và theo đại lượng quan tâm

Hình 2.1: Nguyên tắc hoạt động của phương pháp Monte Carlo

- Các kỹ thuật giảm phương sai: ước lượng để giảm thời gian tính toán mô phỏng Monte Carlo

- Song song hóa và vector hóa: các thuật toán cho phép phương pháp Monte Carlo được thực thi một cách hiệu quả trên một cấu trúc máy tính hiệu năng cao

2.1.3 Cấu trúc chương trình MCNP 5:

2.1.3.1 Cách thức hoạt động:

Người dùng sử dụng MCNP 5 sẽ nhập một input file chương trình đọc, input file sẽ chứa thông tin về nguồn: loại nguồn, vị trí, và môi trường xung quanh: vật liệu, cấu trúc hình học

Sau khi có lệnh chạy (run), chương trình thực hiện quy trình mô phỏng tính toán:

- Khởi động: đọc input file, khởi tạo kích thước các biến, khởi động thủ tục cho nguồn phát, tally, vật liệu, tính thể tích và diện tích

- Xác định đồ họa hình học

- Tạo và quản lý các số ngẫu nhiên

- Tính toán tiết diện: đọc các thư viện, loại bỏ dữ liệu nằm ngoài cùng khảo sát,…

- Chạy chương trình: phát hạt từ nguồn, tìm khoảng cách đến biên, tìm tiết diện toàn phần, tán xạ, tính toán các tally,…

Trong khi thực hiện, chương trình sẽ tuần tự in ra các file output, các kết quả thống kê tạm thời trong quá trình chạy, cập nhật các chu kì kế tiếp,… Khi thực hiện xong, chương trình sẽ in kết quả thống kê, kết quả tally Dựa vào các file output này ta có thể biết được quá trình cũng như kết quả tính toán mong muốn

2.1.3.2 Input file:

Cấu trúc của một file input được quy định theo các khối lớn (block):

Tiêu đề và thông tin về input file (nếu cần) Cell cards (định nghĩa các không gian)

Mode Cards Material Cards Source cards Tally cards

a Cell cards:

Cell cards là phần định nghĩa không gian phục vụ cho việc mô phỏng (gọi

là các cell), mỗi cell được diễn tả bởi loại vật chất, mật độ vật chất trong cell và các mặt kết hợp với nhau bằng các toán tử giao hoán để tạo thành cell

b Surface cards:

Surface cards cung cấp các dạng mặt cơ bản như mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ,… mà cell cards sử dụng để tạo thành các khối hình học chứa không gian Bảng 2.1 là một số dạng mặt sẽ sử dụng trong đồ án này:

Bảng 2.1: Một số loại mặt được định nghĩa trong MCNP 5

x2 + y2 + z2 – R2= 0 (x - 𝑥̅)2 + y2 + z2 – R2= 0

x2 + (y –𝑦̅)2+ z2 – R2= 0

x2 + y2 + (z – 𝑧̅)2 – R2= 0

R 𝑥̅R

𝑦̅ R 𝑧̅R

c Data cards:

Data cards là phần khai báo tất cả các thông tin về vật liệu dùng trong vùng không gian khảo sát, mô tả các loại hạt cần khảo sát và cách thức phát các hạt này Gồm các phần chính như sau:

- Mode Cards:khai báo loại hạt muốn mô phỏng

- Material Cards: mô tả loại vật liệu được lấp đầy trong cell trong quá trình

mô phỏng

- Source cards:mô tả nguồn ở các dạng khác nhau thông qua các thông số

nguồn như năng lượng, thời gian, vị trí và hướng phát nguồn hay các thông số hình học khác như cell hoặc surface Bảng 2.2 là một số hàm dự định sử dụng cho đề tài này:

Bảng 2.2: Các hàm dựng sẵn cho xác suất phân bố nguồn Biến nguồn Chỉ số hàm Mô tả phân bố nguồn

p(E) = C E1/2.exp(-E/a)

p(E) = C.exp(-E/a).sinh(bE)1/2 DIR, RAD, EXT -21 a Hàm mũ: p(x) = c|x|a

DIR, EXT -31 a Hàm exponential: p(µ) = c.exp(aµ)

- Tally cards: mô phỏng tính toán các giá trị cần tìm, MCNP cung cấp các

loại tally sau:

Bảng 2.3: Các loại tally

F5 Thông lượng ở detector vòng

F7 Năng lượng phân hạch để lại

trung bình trong cell

W.Tl.𝜎f(E).Q.𝜌a/m MeV/g

F8 Phân bố năng lượng của xung

được tạo ra trong detector

Ws trong bin E.W/Ws Xung

- Một số card khai báo khác cần thiết cho tally được sử dụng trong đồ án này:

 Khai báo bin (khoảng chia) năng lượng cho tally

 Khai báo hàm đáp ứng cho tally như bộ hệ số chuyển đổi thông lượng sang liều, theo các khoảng chia năng lượng xác định

d Ngừng chương trình: sử dụng hai card NPS khi chạy đủ số lịch sử hạt và

CTME khi chạy đủ thời gian.Ta sẽ sử dụng card NPS với N = 106 để ngừng chương trình Số này được lựa chọn sau khi đã thử nghiệm với các mô phỏng

khác nhau để đảm bảo tính chính xác của kết quả

e Các đơn vị mặc định trong MCNP:

- Năng lượng: Mega electronVolts (MeV)

- Khối lượng: gram (g)

- Độ dài: centimeters (cm)

- Thời gian: shake = 10-8s

Khi chương trình kết thúc và muốn xem số liệu mô phỏng, ta sử dụng file outq, file chứa dữ liệu đầu ra chuẩn của MCNP, cung cấp các thông tin về quá trình mô phỏng cũng như các kết quả của nó Thông thường, dưới phần kết quả của tally, sẽ có bảng kê khai 10 kiểm tra thống kê, càng nhiều giá trị đáp ứng được kiểm tra thì độ tin cậy của kết quả mô phỏng càng cao, dựa vào đó ta có thể đánh giá độ chính xác của kết quả và chọn lựa để ghi nhận Trong thực tế, nếu kiểm tra thống kê có giá trị không đáp ứng được thì ta có thể thay đổi số lịch sử hạt lớn hơn Bởi tính chất của phương pháp Monte Carlo là khi khảo sát với số lịch sử hạt càng lớn (số phép thử lớn hơn) thì kết quả thống kê sẽ ổn định hơn hay nói cách khác là sẽ càng chính xác

2.2 Cấu hình hệ đo dự kiến:

2.2.1 Thiết kế tổng quan:

Hệ đo độ tro than bằng phương pháp PGNAA với khối lượng mẫu lớn đã được viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân chế tạo thành công, hệ gồm ba khối chức năng:

- Khối 1: lưu giữ, bảo quản nguồn phóng xạ khi hệ không hoạt động

- Khối 2: khối chứa mẫu cần phân tích và bộ phận thu tín hiệu Nguồn sẽ

được đưa từ khối 1 đến đây khi hệ hoạt động

- Khối 3: khối điện tử biến đổi tín hiệu và xử lý kết quả

Để phục vụ mục đích của đồ án là thiết kế được hệ thiết bị phân tích độ tro than bằng kỹ thuật PGNAA với khối lượng mẫu nhỏ, dựa trên hệ đo đã có sẵn thì các mô phỏng trong đồ án này chỉ thực hiện tính toán nhằm thiết kế lại khối 2 Khối 2 sẽ được thiết kế thêm các phần gia tăng thông lượng neutron kích hoạt mẫu để tăng hiệu suất khi đo và các lớp bảo vệ an toàn bức xạ (chi tiết trong phần 2.2.2) Khối 2 được thiết kế có dạng hình trụ tròn, gồm các phần chính như hình 2.2:

Hình 2.2: Giả định cấu trúc của khối đo trong hệ phân tích độ tro PGNAA

Các ô chứa mẫu đo Các lớp gia tăng

hiệu suất

Ống đo Đầu dò

Nguồn Cf-252 Lớp bảo vệ đầu dò

Nắp đậy

Khối điện

tử

2.2.2 Các phần của khối 2 dự định thiết kế lại:

Phần chứa nguồn phóng xạ khi hệ hoạt động, vị trí nguồn phóng xạ được đặt trên trục tâm, các lớp gia tăng hiệu suất bao gồm: phía trên nguồn là lớp làm chậm dùng để nhiệt hóa neutron, phía dưới là lớp vật liệu để phản xạ neutron, tăng cường thông lượng neutron trong vùng chứa mẫu

Ống thu tín hiệu, bên trong bao gồm: đầu dò BGO; các thiết bị điện tử phục

vụ cho việc thu tín hiệu; các lớp vật liệu để bảo vệ đầu dò, dự định gồm 2 lớp: lớp che chắn neutron đi trực tiếp từ nguồn tới đầu dò và lớp che chắn gamma thứ cấp do neutron tương tác với các phần khác trong hệ không phải mẫu đo; đầu ống là một chóp nhọn được thiết kế sẵn

Bao quanh ống thu là thùng chứa mẫu đo, hình vành khăn, có thể chứa từ 15 đến 20 kg mẫu than

Phần nắp của khối dự định làm bằng 2 lớp che chắn neutron và gamma, có thể đóng mở để thay đổi mẫu, có thiết kế khoảng rỗng hình trụ đồng tâm ở giữa

để đưa ống thu tín hiệu vào

Bên ngoài khối sẽ được thiết kế với một lớp làm chậm + hấp thụ neutron và một lớp che chắn bức xạ gamma đi ra ngoài

2.2.3 Các vật liệu lựa chọn cho việc thiết kế, mô phỏng:

- Dùng để làm chậm và hấp thụ neutron: polyethylene, paraffin, borat

- Dùng để nhiệt hóa neutron: polyethylene, paraffin, graphite

- Dùng để phản xạ neutron: polyethylene, paraffin, graphite, beryllium

- Dùng để che chắn tia gamma: chì

năng lượng trung bình 2,3 MeV; phổ của nguồn tuần theo phân bố Watt, công

trong đó E là năng lượng neutron, a = 1,025, b = 2,926; với phân bố năng lượng theo chiều cao là phân bố đều, theo bán kính là phân bố theo hàm mũ

Hình 2.3: Biểu diễn thông lượng nguồn Cf252

Hình 2.4: Phổ năng lượng của nguồn neutron Cf252[7]

Nguồn mô phỏng có đặc điểm của phổ: dạng phổ, vị trí đỉnh phổ theo năng lượng, sườn trước và sau tương tự với phổ của Cf252 thực nghiệm (Hình 2.4), đảm bảo cho việc ta mô phỏng nguồn giống với nguồn thực tế Do đó,ta có thể

sử dụng nguồn mô phỏng theo phương pháp này

0 20000

2.4 Mô phỏng nhiệt hóa, phản xạ neutron:

2.4.1 Mô phỏng nhiệt hóa neutron:

Khi đo mẫu, quá trình kích hoạt mẫu than cần phân tích hầu hết sử dụng neutron nhiệt, mà neutron khi sinh ra từ nguồn là neutron nhanh nên ta phải làm chậm (nhiệt hóa) neutron trước khi neutron đi tới mẫu Do đó giữa nguồn và thùng chứa mẫu đo ta phải thiết kế một lớp vật liệu có số khối nhỏ để có thể làm chậm neutron tốt Bằng MCNP 5 mô phỏng từng loại vật liệu: polyethylen, paraffin, graphite; ta có thể so sánh vật liệu nào nên sử dụng và ước lượng độ dày cần thiết để hiệu quả nhiệt hóa neutron tốt nhất

Để tìm thông lượng của neutron nhiệt được sinh ra khi đi qua lớp nhiệt hóa,

mô phỏng chỉ xét trong khoảng năng lượng 5×10-7MeV = 0,5 keV, số đếm ở khoảng năng lượng này chính là thông lượng của neutron nhiệt Lần lượt thay các loại vật liệu khác nhau với độ dày khác nhau rồi tính toán mô phỏng, ta thu được dữ liệu được biểu diễn như hình 2.5

Hình 2.5: Biểu diễn thông lượng neutron nhiệt thu được theo bề dày các vật liệu

Hình 2.6: Biểu diễn thông lượng neutron nhiệt theo bề dày vật liệu graphite

Từ đồ thị ta nhận thấy, các vật liệu polyethylene và paraffin nhiệt hóa neutron tốt hơn là graphite Các đỉnh phổ nhiệt hóa tồn tại do sự tương quan tỉ lệ giữa neutron bị làm chậm và neutron bị hấp thụ

Khi neutron đi vào trong vật liệu làm chậm, càng đi sâu thì tỉ lệ neutron nhanh bị nhiệt hóa càng cao và thông lượng neutron nhiệt sinh ra càng nhiều, sườn trước của phổ dốc đứng chứng tỏ thông lượng neutron nhiệt tăng mạnh

Như ở phần 1.1.2 đã nêu, neutron nhiệt có tiết diện hấp thụ lớn nhất, nghĩa là khi neutron nhanh bị làm chậm thì một phần neutron nhiệt sinh ra cũng bị hấp thụ Do đó,bề dày vật liệu làm chậm lớn hơn thì cũng sẽ làm tỉ lệ neutron nhiệt bị hấp thụ tăng lên và tỉ lệ này tăng nhanh hơn so với tỉ lệ neutron bị làm chậm Vị trí đỉnh của đồ thị chính là bề dày nhiệt hóa tối đa biểu diễn, nơi mà tỉ lệ hấp thụ neutron nhiệt bằng với tỉ lệ làm chậm neutron nhanh

Sau khoảng này, tỉ lệ neutron nhiệt bị hấp thụ đã lớn hơn vì vậy trên đồ thị ta

có thể thấy sườn sau của phổ dốc thoải, thể hiện sự suy giảm của thông lượng neutron nhiệt khi tiếp tục tăng bề dày lớp vật liệu

Quan sát từng đỉnh phổ trong đồ thị biểu diễn, ta ước tính được khoảng bề dày vật liệu nhiệt hóa tốt neutron tốt nhất: đối với paraffin là từ 5 cm đến 7 cm, với polyethylene là từ 6 cm đến 8 cm và graphite là từ 33 cm đến 35 cm