Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5

Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

- -

THÁI VĂN TON

NGHIÊN CỨU CHUẨN HIỆU SUẤT HỆ ĐO THÙNG CHỨA CHẤT THẢI PHÓNG XẠ BẰNG PHẦN MỀM MCNP5

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

- -

THÁI VĂN TON

NGHIÊN CỨU CHUẨN HIỆU SUẤT HỆ ĐO THÙNG CHỨA CHẤT THẢI PHÓNG XẠ BẰNG PHẦN MỀM MCNP5

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

Lời cảm ơn

Trong suốt quá trình học tập và thực hiện luận văn tại Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Khoa Vật lý và VLKT, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia TP.HCM, em nhận được sự hướng dẫn, giúp đỡ tận tình của quý thầy cô, bạn học Giờ đây luận văn đã hoàn thành, em xin được gửi lời cảm ơn sâu sắc đến:

 TS Trần Thiện Thanh - người hướng dẫn khoa học, Thầy đã tạo điều kiện thật tốt và giúp đỡ em hoàn thành luận văn này một cách thuận lợi Thầy đã giảng dạy nhiệt tình, hướng dẫn chi tiết, theo dõi sát sao trong suốt quá trình thực hiện luận văn Khi gặp phải những vấn đề khó khăn, thầy luôn bên cạnh động viên và cùng em tháo gỡ vấn đề

 Quý thầy cô trong bộ môn đã giảng dạy bằng lòng nhiệt huyết, tình thương

và trách nhiệm, trang bị cho em những kiến thức cần thiết để hoàn thành tốt luận văn

 Bộ môn Vật lý Hạt nhân đã đáp ứng các điều kiện cơ sở vật chất, trang thiết

bị cần thiết để em thực hiện luận văn

 Trung tâm hạt nhân TP.HCM đã hỗ trợ cho em sử dụng các nguồn chuẩn trong quá trình thực hiện luận văn

 Các Thầy Cô trong hội đồng bảo vệ luận văn đã đọc, nhận xét và đóng góp ý kiến giúp luận văn hoàn thiện hơn

 Những người bạn thân thiết đã đồng hành, chia sẻ những khó khăn với tôi trong suốt thời gian học tập

 Các thành viên trong gia đình đã dành tất cả tình yêu thương, sự hy sinh, giúp con vượt qua những khó khăn trong học tập và cuộc sống

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 08 năm 2015

THÁI VĂN TON

MỤC LỤC

Trang

Mục lục i

Danh mục các kí hiệu và chữ viết tắt iii

Danh mục các bảng iv

Danh mục các hình vẽ và đồ thị v

MỞ ĐẦU 1

Chương 1 TỔNG QUAN 3

1.1 Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước 3

1.1.1 Ngoài nước 3

1.1.2 Trong nước 4

1.2 Tổng quan về kỹ thuật quét gamma phân đoạn 5

1.3 Tổng quan về tương tác của gamma với vật chất 10

1.3.1 Hiệu ứng quang điện 11

1.3.2 Tán xạ Compton 13

1.3.3 Hiệu ứng tạo cặp 17

1.3.4 Hệ số suy giảm toàn phần 18

1.4 Nhận xét chương 1 19

Chương 2 THIẾT BỊ VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 20

2.1 Giới thiệu chung 20

2.2 Hệ đo thực nghiệm 21

2.2.1 Nguồn và thùng thải 21

2.2.2 Thiết bị ghi nhận 23

2.2.3 Thiết bị dịch chuyển thùng 25

2.3 Chương trình MCNP 27

2.3.1 Giới thiệu về chương trình MCNP 27

2.3.2 Cấu trúc của chương trình MCNP 28

2.3.3 Đánh giá phân bố độ cao xung F8 29

2.3 Nhận xét chương 2 30

Chương 3 KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 31

3.1 Xác định tên và vị trí của nguồn phóng xạ 31

3.1.1 Thùng thải chứa một nguồn phóng xạ 32

3.1.2 Thùng thải chứa hai nguồn phóng xạ 35

3.2 Kết quả mô phỏng bằng chương trình MCNP5 38

3.2.1 Phổ ghi nhận từ thực nghiệm và mô phỏng 39

3.2.2 Số đếm ghi nhận theo góc quay 40

3.3 Xây dựng đường chuẩn hiệu suất bằng chương trình MCNP5 45

3.3.1 Hiệu suất tại 12 vị trí góc đo 45

3.3.2 Đường chuẩn hiệu suất tại 12 góc với các chất độn khác nhau 49

3.3.3 Đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng tại vị trí ống 11 53

3.4 Nhận xét chương 3 54

KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 56

DANH MỤC CÔNG TRÌNH 58

TÀI LIỆU THAM KHẢO 59

PHỤ LỤC 61

Danh mục các kí hiệu và chữ viết tắt

Chữ viết tắt Tên tiếng Anh Tên tiếng Việt

HVPS High-Voltage Power Supply Nguồn cao áp

MCA Multi Channel Analyzer Bộ phân tích đa kênh

MCNP5 Monte Carlo N-Particle Version5 Chương trình mô phỏng Monte

TGS Tomographic Gamma Scanning Kỹ thuật chụp cắt lớp

LLNL Lawrence Livermore National

Laboratory

Phòng thí nghiệm quốc gia Lawrence Livermore

Danh mục các bảng

1 2.1 Thông tin các nguồn chuẩn được sử dụng 21

2 2.2 Kích thước và các vật liệu cấu tạo của đầu dò 23

3 3.1 Số đếm tổng hai đỉnh trên từng vị trí phân đoạn 33

4 3.2 Số đếm tổng theo góc dọc chu vi thùng 34

5 3.3 Số đếm tổng các đỉnh trên từng vị trí phân đoạn 36

6 3.4 Số đếm tổng theo góc dọc chu vi thùng thải 37

7 3.5 Số đếm tổng của 60Co tại ống 4 thùng chất độn không khí 40

8 3.6 Số đếm tổng của 152Eu tại ống 11 thùng độn không khí 41

9 3.7 Số đếm tổng của 152Eu đặt tại ống 11 thùng có độn cát 43

10 3.8 Số đếm tổng của 60Co đặt tại ống 11 thùng có độn cát 44

11 3.9 Hiệu suất đỉnh 2 của 60Co tại ống 4 thùng không độn 45

12 3.10 Hiệu suất của 152Eu tại ống 11 thùng chất độn không khí 46

13 3.11 Hiệu suất đỉnh 2 của 60Co tại ống 4 thùng độn cát 47

14 3.12 Hiệu suất của 152Eu đặt tại ống 11 thùng chất độn cát 48

15 3.13 Hiệu suất của 137Cs đặt tại ống 4 với chất độn khác nhau 50

16 3.14 Hiệu suất đỉnh 2 của 60Co tại ống 11 chất độn khác nhau 52

17 3.15 Hiệu suất nguồn tại ống 11 của thùng không có chất độn 53

Danh mục các hình vẽ và đồ thị

STT Chỉ

số

1 1.1 Bố trí hình học của kỹ thuật quét gamma phân đoạn 6

2 1.2 Mặt cắt ngang của một phân đoạn 9

6 2.2 Các nguồn chuẩn sử dụng trong quá trình thực nghiệm 21

7 2.3 Vị trí các ống bên trong thùng thải 22

8 2.4 Vị trí các phân đoạn và các góc của thùng thải 23

9 2.5 Đầu dò NaI(Tl) và khối Osprey 23

10 2.6 Ống chuẩn trực chì bao quanh đầu dò NaI(Tl) 24

11 2.7 Giao diện chương trình Genie 2000 25

12 2.8 Mâm quay thùng thải có gắn động cơ 25

14 3.1 Phổ của nguồn phóng xạ trong thùng tại phân đoạn 6 32

15 3.2 Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo vị trí phân đoạn 33

16 3.3 Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo vị trí góc của thùng 34

17 3.4 Phổ của nguồn phóng xạ trong thùng tại phân đoạn 6 35

18 3.5 Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo vị trí các phân đoạn 36

19 3.6 Đồ thị biểu diễn số đếm tổng theo các góc của thùng 37

20 3.7 Cấu hình hệ đo hiển thị bằng chương trình MCNP5 38

21 3.8 Đồ thị biểu diễn phổ của 60Co trong thùng độn không khí 39

STT Chỉ

số

22 3.9 Đồ thị biểu diễn phổ của 137Cs trong ống 4 thùng độn cát 39

23 3.10 Số đếm của 60Co trong ống 4 của thùng không chất độn 41

24 3.11 Số đếm của 152Eu trong ống 11 của thùng không chất độn 42

25 3.12 Số đếm của 152Eu trong ống 11 của thùng độn cát 42

26 3.13 Số đếm của 60Co trong ống 11 của thùng độn cát 44

27 3.14 Đồ thị hiệu suất đỉnh 2 60Co tại ống 4 thùng không độn 46

28 3.15 Đồ thị hiệu suất của 152

Eu tại ống 11 thùng không độn 47

29 3.16 Đồ thị hiệu suất đỉnh 2 của 60Co tại ống 11 thùng độn cát 48

30 3.17 Đồ thị hiệu suất đỉnh của 60

Eu tại ống 11 thùng độn cát 49

31 3.18 Đồ thị phổ của 137Cs tại ống 4 với chất độn khác nhau 49

32 3.19 Đồ thị hiệu suất của 137

Cs ống 4 với chất độn khác nhau 51

33 3.20 Đồ thị phổ của 60Co tại ống 11 với chất độn khác nhau 51

34 3.21 Đồ thị hiệu suất của 60

Co ống 11 với chất độn khác nhau 52

35 3.22 Đồ thị biểu diễn hiệu suất theo năng lượng tại ống 11 54

MỞ ĐẦU

Việc thiếu hụt năng lượng ngày càng nghiêm trọng trên toàn thế giới, các nguồn năng lượng nhiên liệu hóa thạch và tái tạo hầu như không thể đáp ứng được nhu cầu của xã hội Với những ưu điểm vượt trội, năng lượng hạt nhân dần trở thành sự lựa chọn hàng đầu của nhiều quốc gia

Tuy nhiên, bên cạnh những lợi ích to lớn thì việc quản lý cũng như xử lý chất thải phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân cũng là một vấn đề cấp bách Thách thức lớn nhất là tìm cách cất giữ và xử lý chất thải trong các thùng kín lớn sao cho thích hợp với từng quốc gia, bởi chất thải hạt nhân chứa những đồng vị phóng xạ có hoạt

độ khác nhau và chu kì bán rã có thể lên đến hàng triệu năm Do đó, nhằm đảm bảo các quy định về an toàn phóng xạ, chất thải phóng xạ không thể thải trực tiếp ra môi trường mà cần phải xác định các đồng vị phóng xạ có trong chất thải và phân loại chúng theo hoạt độ để có cách xử lý một cách phù hợp

Ở nước ta, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận dự kiến

sẽ được vận hành thương mại vào năm 2020, quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, được chứa trong các thùng kín lớn, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lí và quản lí chất thải hạt nhân ở quy mô lớn

Trong nước và thế giới cũng đã có nhiều công trình khoa học đề cập đến vấn

đề khảo sát hoạt độ phóng xạ trong thùng rác thải Mục đích của việc khảo sát là nhận biết được các gamma đặc trưng của các đồng vị phóng xạ, xác định hoạt độ phóng xạ và thêm vào đó là thực hiện đo đạc càng nhanh càng tốt Các hệ đo sử dụng hệ phổ kế đa kênh đo gamma có thể kiểm tra thành phần thùng rác thải gồm

có những chất phóng xạ nào dựa vào các đỉnh năng lượng đặc trưng gamma trên phổ của chúng và kiểm tra hoạt độ của thùng dựa vào số đếm đầu dò ghi nhận được ứng với từng đỉnh

Tôi chọn đề tài “Nghiên cứu chuẩn hiệu suất hệ đo thùng chứa chất thải phóng xạ bằng phần mềm mô phỏng MCNP5” nhằm mục đích phục vụ cho việc tính toán hoạt độ phóng xạ trong thùng chứa chất thải phóng xạ, đồng thời là một tài

liệu tham khảo hữu ích cho việc nghiên cứu, học tập về thùng chứa chất thải phóng

xạ

Đối tượng nghiên cứu của đề tài hệ đo thùng thải được xây dựng và đặt tại

Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Khoa Vật lý – Vật lý Kỹ thuật, Trường Đại học Khoa học

Tự nhiên, Đại học Quốc gia Thành phố Hồ Chí Minh Hệ đo được xây dựng dựa trên kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS, sử dụng thùng thải khoảng 220 lít và đầu

dò nhấp nháy NaI(Tl) 7,62cm x 7,62cm

Đề tài được thực hiện kết hợp giữa phương pháp thực nghiệm và mô phỏng: tiến hành đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét gamma phân đoạn và khai báo tương tự thực nghiệm vào chương trình mô phỏng MCNP5 So sánh phổ, sự tăng giảm số đếm qua các góc quay, hiệu suất theo góc quay thu được từ thực nghiệm và mô phỏng nhằm làm cơ sở đánh giá độ tin cậy của hệ đo Tiến hành xây dựng các đường chuẩn hiệu suất

Nội dung và phạm vi nghiên cứu của đề tài bao gồm:

- Chương 1: Tìm hiểu tổng quan tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước

về một số kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một số phương pháp gamma không phá huỷ mẫu, và giới thiệu về sự truyền bức xạ gamma qua vật chất

- Chương 2: Trình bày cấu tạo chi tiết và công dụng của các bộ phận trong

hệ đo thùng thải phóng xạ, và giới thiệu sơ lược về phần mềm mô phỏng MCNP5

- Chương 3: Xác định vị trí và tên của đồng vị trong thùng thải, và tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất của hệ đo thùng chứa chất thải bằng phần mềm mô phỏng MCNP5

Chương 1 TỔNG QUAN 1.1 Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nước

1.1.1 Ngoài nước

Năm 1993, Cesana và cộng sự [7] đã xác định hoạt độ của nguồn có kích thước trong thùng chứa các chất thải phóng xạ khô, hữu cơ Trong kỹ thuật này, các tác giả đã sử dụng hai đầu dò bán dẫn Ge đặt đồng trục và đối xứng qua thùng thải Kết quả đạt được là đã xác định được hoạt độ của các nguồn, nhưng chỉ giới hạn trong một số nguồn có dãy năng lượng phù hợp như 137Cs, 134Cs, 54Mn, 60Co, và còn phụ thuộc vào mật độ vật liệu trong thùng Vật liệu trong nghiên cứu này có mật độ thấp và hệ số suy giảm tuyến tính trong khoảng từ 0,01 0,03 cm 1 Phương pháp này chính xác hơn so với phương pháp chỉ sử dụng một đầu dò đặt đồng trục với thùng thải Tuy nhiên sự phân bố hoạt độ trong thùng chưa xác định được và độ chính xác còn phụ thuộc vào vị trí của nguồn trong thùng

Năm 1995, Filb [11] đã xây dựng các công thức để tính hoạt độ trong các thùng thải mật độ cao từ tốc độ phát tia gamma, khoảng cách từ đầu dò đến bề mặt thùng, mật độ của chất độn, loại chất độn và năng lượng tia gamma phát ra Số đếm được ghi nhận bởi đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe không che chắn; hiệu suất

hệ đo được chuẩn theo khoảng cách giữa đầu dò và bề mặt thùng; tính đồng nhất của thùng là điều kiện tiên quyết Kết quả thu được có thể chấp nhận

Năm 2009, Bai và cộng sự [6] đưa ra phương pháp tính hoạt độ của thùng thải chứa các đồng vị phân bố không đồng nhất bằng phương pháp quét gamma phân đoạn Phương pháp này sử dụng biểu thức giải tích số xây dựng theo hình học của hệ đo và phương pháp cực tiểu chi bình phương để xử lý số liệu thực nghiệm thu được bằng phương pháp quét gamma phân đoạn, hai nguồn 60Co và 137Cs được xem như phân bố không đồng nhất trong thùng Kết quả thu được có cải thiện khá tốt độ sai biệt Tuy nhiên cần nghiên cứu thêm hiệu ứng đa nguồn khi tiến hành đo bằng phương pháp quét gamma phân đoạn

Năm 2011, Krings và Mauerhofer [12] tiếp tục giảm sai số xuống bằng cách thay đổi hàm đáp ứng của ống chuẩn trực trong biểu thức toán học của Bai Đồng thời tác giả sử dụng chương trình MCNP5 để mô phỏng mô hình hình học của Bai

và cộng sự Nếu phương pháp thông thường cho sai số 10 - 40% thì sai số của phương pháp mới này giảm đáng kể chỉ còn 1 - 3%

1.1.2 Trong nước

Năm 2012, Trần Quốc Dũng và Trương Trường Sơn [8] đã nghiên cứu và chỉ

ra những hạn chế của kỹ thuật quét gamma phân đoạn, đồng thời đề nghị một phương pháp bổ sung để kiểm tra các thùng thải phóng xạ Giả thuyết của kỹ thuật mới là hoạt độ của chất thải tập trung như một nguồn điểm trong chất độn đồng nhất đối với một phân đoạn đo của thùng Các kết quả tính toán cho thấy độ chính xác của kỹ thuật này tốt hơn so với kỹ thuật quét gamma phân đoạn truyền thống trong hầu hết các trường hợp khi hỗn hợp chất phóng xạ và chất độn là không đồng nhất

Năm 2012, Trần Quốc Dũng và cộng sự [10] đã đánh giá việc kết hợp các kỹ thuật khác nhau để xác định hoạt độ các thùng thải phóng xạ, đó là đưa ra phương pháp kết hợp hai kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS dùng một đầu dò và dùng hai đầu dò đồng nhất Với phương pháp này, hai đầu dò 1 và 2 được đặt cố định và đồng trục với thùng thải ở một khoảng cách nhất định, đầu dò thứ 3 sẽ quét các phân đoạn của thùng khi thùng quay Kết quả thu được là sai số của phương pháp kết hợp là nhỏ hơn kỹ thuật sử dụng một đầu dò và thấp hơn sai số lớn nhất của kỹ thuật sử dụng hai đầu dò Ngoài ra phương pháp kết hợp còn đáp ứng tốt việc xác định hoạt độ của chất thải phóng xạ trong thùng chứa các chất độn có mật độ thấp

Năm 2013, Huỳnh Thị Yến Hồng và cộng sự [1] đã áp dụng kỹ thuật quét gamma phân đoạn để xác định vị trí một nguồn bất kỳ trong thùng thải phóng xạ

Cơ sở của việc xác định vị trí tương đối của nguồn là tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng ứng với các khoảng cách từ nguồn tới đầu dò là 10 cm; 10,9cm; 20,9cm; 30,9 cm; 40,9 cm Từ đó, xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo khoảng cách ứng với từng đỉnh năng lượng Các kết quả thực nghiệm và tính

toán dựa vào cơ sở trên cho thấy kỹ thuật quét gamma phân đoạn có thể áp dụng xác định vị trí nguồn bất kỳ đặt ngẫu nhiên trong thùng với độ sai biệt dưới 4%

Năm 2013, luận văn thạc sĩ của Trương Nhật Huy [2] với đề tài “Nghiên cứu

và xây dựng hệ đo thùng thải chất phóng xạ” từ các thiết bị đơn giản đã khảo sát sự thay đổi số đếm của nguồn theo các khoảng cách từ nguồn đến đầu dò khác nhau, xác định vị trí của một nguồn bất kỳ có trong thùng theo chiều cao và chiều ngang với các chất độn khác nhau

Năm 2014, luận văn thạc sĩ của Nguyễn Thị Thanh Thủy [4] với đề tài “Phát triển hệ kiểm tra chất thải phóng xạ” đã tập trung phát triển hệ đo, tiến hành xác định tên, vị trí các đồng vị phóng xạ trên hệ đo mới này bằng phương pháp quét gamma phân đoạn Ngoài ra tác giả còn dùng chương trình MCNP5 để xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng khi chất độn trong thùng thải khác nhau, so sánh sự hấp thụ của phổ 137Cs và 60Co trong hai trường hợp là không có chất độn và chất độn là bê tông

Năm 2014, luận văn thạc sĩ của Lâm Thu Văn [5] với đề tài “Tính toán phân

bố của đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn” đã cải tiến một số chi tiết trong hệ đo, nhận diện và xác định vị trí đồng vị phóng xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng bằng phương pháp quét gamma phân đoạn, kiểm tra độ tin cậy của hệ đo bằng chương trình PENELOPE Ngoài ra, tác giả còn sử dụng chương trình PENELOPE xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng tại một vị trí và đường chuẩn hiệu suất tại 12 vị trí ống của 60Co và

137

Cs, tính toán hoạt độ của đồng vị phóng xạ với độ sai biệt từ 3,99% đến 9,98%

1.2 Tổng quan về kỹ thuật quét gamma phân đoạn

Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) là một kỹ thuật quan trọng để đo đạc

và phân tích hoạt độ của rác thải phóng xạ, được phát triển bởi phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos - Mỹ vào đầu những năm 1970 Đây là kỹ thuật phổ biến nhất trong số các kỹ thuật phân tích không huỷ mẫu chất thải hạt nhân vì độ tiện lợi mà

nó mang lại Hệ thống SGS có một lợi thế là sử dụng các dụng cụ đo và lắp ráp không quá phức tạp với độ tin cậy cao, giá thành sản xuất phù hợp

Nguyên tắc hoạt động cơ bản của kỹ thuật quét SGS là phân chia thùng rác thải phóng xạ thành các phân đoạn nằm ngang nhỏ hơn rất nhiều so với chiều cao của thùng, giả thiết rằng các nguồn phóng xạ và chất độn trong thùng thải là phân

bố đồng nhất; sử dụng đầu dò gắn ống chuẩn trực để ghi số đếm; và phân tích thành phần dựa vào phổ năng lượng thu được trên từng phân đoạn Tuy nhiên, trên thực tế nguồn và chất độn phân bố không đồng nhất nên kỹ thuật này gây ra sai số lớn

Hình 1.1 Bố trí hình học của kỹ thuật quét gamma phân đoạn

Sau đây sẽ trình bày và phân tích rõ ràng hơn về nguyên tắc hoạt động của kỹ thuật này Giả thuyết là khoảng cách từ mẫu trong phân đoạn đến đầu dò là vô hạn

và mẫu là đồng nhất

Thùng được chia thành nhiều phân đoạn, i = 1, 2, 3…n là số thứ tự đánh dấu của từng phân đoạn, mỗi phân đoạn lần lượt được đo bởi đầu dò Số đếm thô CRitrên mỗi phân đoạn được xác định bởi đầu dò Số đếm hiệu chỉnh Ci được tính bằng công thức:

Trong đó CFi là hệ số suy giảm do chất độn bởi phân đoạn thứ i, có thể được tính bằng công thức [8]:

0,823 .d i

i

1 e CF

t 0,693 T T

C eI

 td: thời gian phân rã tính từ lúc nguồn được sản xuất đến lúc đo (ngày);

 t: thời gian đo (giây);

 Th: chu kì bán rã của các đồng vị phóng xạ (ngày);

 Y: xác suất tia gamma;

 ε: hiệu suất ghi của đầu dò

 Hệ số hình học

Vì các nguồn phóng xạ trong thùng trải rộng và phân bố không đều nên số đếm Ci phụ thuộc vào vị trí của các mẫu trong thùng Điều này có thể dẫn đến các sai số tiềm tàng, việc gia tăng khoảng cách từ đầu dò đến thùng có thể giảm thiểu sai số này nhưng phải đo trong thời gian lâu do sự suy giảm số đếm Do vậy thùng được quay để giảm thiểu sai số gây ra bởi sự phân bố không đồng đều trong thùng

Sự lựa chọn khoảng cách từ thùng đến đầu dò sao cho có sự cân bằng giữa tối thiểu hóa sai số và có được số đếm chính xác tối đa Độ biến thiên số đếm tối đa theo vị

trí là nhỏ hơn 10% nếu khoảng cách từ tâm thùng đến đầu dò là bằng hoặc lớn hơn

ba lần độ lớn của bán kính thùng

 Đánh giá sai số của phương pháp

Dựa trên mô phỏng toán học của hệ thống SGS, những thông số ảnh hưởng đến sai số sẽ được nghiên cứu:

 Chất độn biểu thị sự hấp thụ gamma và sự phân bố theo không gian của hệ

số hấp thụ

 Sự phân bố của nguồn phóng xạ trong một phân đoạn

 Khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng liên quan đến việc điều chỉnh sai số của phép đo với sự suy giảm số đếm mà đầu dò ghi nhận

Mô hình thùng thải phóng xạ thường được sử dụng trong thực tế và mô phỏng có thể tích 220 lít, đường kính 58 cm và chiều cao 88 cm Phép đo gamma được thực hiện ở năng lượng của các đồng vị sản phẩm phân hạch, từ 140 keV đến

1400 keV Với khoảng năng lượng gamma đã cho, các hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình của chất độn sẽ trong khoảng 0,01 cm-1 - 0,14 cm-1 Trong luận văn này,

hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình là từ 0,03 - 0,12 cm-1 và 0,0498 cm-1 ứng với chất độn là cát Ta xét trường hợp các nguồn điểm trong chất độn là đồng nhất [10]

Giả thiết có một nguồn điểm hoạt độ thực là Id trong một phân đoạn Thì số đếm thực của nguồn đó sẽ được tính như sau [8]:

j

.L n d

2

j 1 j

I eC

 Lj: độ dài quãng đường tia gamma trong thùng (cm)

 Hj: khoảng cách từ nguồn đến đầu dò (cm)

 Lj, Hj phụ thuộc vào góc θj, khoảng cách từ nguồn đến tâm thùng r (cm), khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng K (cm), và bán kính thùng R (cm)

 n: số góc θj khác nhau cho mỗi số đếm

 µ: hệ số hấp thụ tuyến tính

 α: hệ số phụ thuộc vào năng lượng của tia gamma và hiệu suất của đầu

i 2

I α

So sánh kết quả của Id và Is được tính toán từ các công thức (1.5) và (1.10) ta

có thể rút ra được sai số tương đối của phép đo SGS

Hiện nay, phương pháp này được ứng dụng phổ biến nhất để xác định các đồng vị phóng xạ và hoạt độ của chúng trong thùng thải

1.3 Tổng quan về tương tác của gamma với vật chất

Quá trình làm chậm của lượng tử gamma trong môi trường không được thực hiện liên tục như những hạt tích điện Bởi vì khi tương tác với electron và nguyên tử của môi trường, lượng tử gamma hoặc mất tất cả (hấp thụ) hoặc phần lớn năng lượng do quá trình tán xạ Chùm gamma song song khi truyền qua vật chất có bề

dày d giảm theo quy luật hàm mũ:

d o

Ở đây I0 là số lượng tử gamma đến tấm có bề dày d (cm); I là số lượng tử gamma có cùng năng lượng sau lớp vật chất;  là hệ số suy giảm tuyến tính và có thứ nguyên cm-1 Ý nghĩa vật lý của hệ số tỉ lệ như sau: Chùm lượng tử gamma giảm đi e lần sau khi đi được quãng đường -1 Đại lượng -1 là quãng đường tự do trung bình của lượng tử gamma trong vật chất Điều này nhận được dễ dàng nếu chú

ý rằng e d là xác suất lượng tử gamma đi đoạn đường d không va chạm, lúc đó đoạn đường trung bình sẽ bằng tỉ số:

, với N số nguyên tử trong 1cm3 vật chất, ta có:

 = N (1.13)

Chúng ta đã biết một số tương tác khác nhau của bức xạ điện từ với electron, nguyên tử và hạt nhân của môi trường vật chất

Để ghi nhận lượng tử gamma và đặc biệt đối với sự suy giảm của nó trong môi trường, ba quá trình sau đây có ý nghĩa thực sự: Hấp thụ quang điện (photoeffect),

sự tạo cặp trong trường hạt nhân sinh ra electron – positron, và sự tán xạ của lượng

tử gamma lên electron tự do (tán xạ Compton) Tiết diện tương tác toàn phần của lượng tử gamma với nguyên tử  là tổng của tiết diện hấp thụ quang điện phot , tiết diện tán xạ comptonCom , và tiết diện tạo cặp pair

1.3.1 Hiệu ứng quang điện

Hiệu ứng quang điện là quá trình tương tác của lượng tử gamma với electron liên kết trong nguyên tử Tất cả năng lượng của lượng tử gamma mất đi để bứt electron từ nguyên tử

Hình 1.3 Hiệu ứng quang điện

Năng lượng của electron có thể xác định từ hệ thức Te    h Ii Ở đây Ii là thế ion hóa của electron tầng i của nguyên tử Từ hệ thức này ta thấy hiệu ứng quang điện chỉ có thể xảy ra khi h > Ii Vì vậy tiết diện của hiệu ứng quang điện sẽ

có những giá trị tăng vọt khi năng lượng của lượng tử gamma bằng với năng lượng ion hóa của những lớp K – L – M Các tính toán tiết diện của hiệu ứng quang điện chỉ ra rằng, hiệu ứng quang điện xảy ra chủ yếu ở lớp K (khoảng 80%) Đối với năng lượng phôton h  mc2, xác suất của hiệu ứng quang điện phụ thuộc rất mạnh vào điện tích của môi trường phot Z5 Điều này là do sự khác biệt về năng lượng

liên kết của các electron, trong những hạt nhân nhẹ (Z nhỏ), electron được liên kết bởi lực Coulomb yếu hơn những hạt nhân nặng Ta có tiết diện hiệu ứng quang điện phụ thuộc vào năng lượng của bức xạ gamma và điện tích hạt nhân của môi trường

có năng lượng cao Trong vật liệu nhẹ hiệu ứng này chỉ có ý nghĩa với những lượng

tử gamma có năng lượng tương đối thấp

Những biểu thức tính toán tiết diện quang điện có dạng sau:

7 2

16 5 photo K

7 2 5

Do đó tiết diện toàn phần của hiệu ứng quang điện phot 5 / 4(phot)K

Ở năng lượng 2

h mc tiết diện của hiệu ứng quang điện tỉ lệ nghịch với năng lượng của lượng tử gamma Từ công thức (1.15), ta thấy tiết diện của hiệu ứng quang điện giảm rất nhanh theo sự gia tăng năng lượng của lượng tử gamma và theo

sự giảm của điện tích hạt nhân Công thức trên không miêu tả đúng tiết diện trong miền gần với giới hạn hấp thụ của lớp vỏ nguyên tử Tuy nhiên nó chỉ ra sự phụ thuộc của tiết diện hiệu ứng quang điện vào năng lượng và điện tích của hạt nhân

Hiệu ứng quang điện kèm theo bức xạ đặc trưng do kết quả sự chuyển electron vào chỗ trống trong lớp vỏ nguyên tử Bức xạ đặc trưng không phải luôn luôn phát

ra Năng lượng có thể được truyền cho electron bên ngoài của nguyên tử Trong trường hợp này, ngoài quang electron có năng lượng Ee còn có những electron có năng lượng gần với năng lượng ion hóa I (những electron này được gọi là electron Auger) Những electron Auger có xác suất lớn được quan sát ở hiệu ứng quang điện trên những nguyên tử có giá trị Z nhỏ và trung bình

1.3.2 Tán xạ Compton

Nếu năng lượng của lượng tử gamma lớn đáng kể hơn năng lượng liên kết của electron, thì có thể xem electron là tự do trong quá trình xét sự va chạm đàn hồi của lượng tử gamma với nó

Khi đó từ định luật bảo toàn năng lượng và động lượng có thể nhận được mối liên quan giữa năng lượng h’ của lượng tử tán xạ với năng lượng h của lượng

tử tới và góc tán xạ , cũng như mối liên quan giữa năng lượng của electron Compton Ee với góc bay ra  của nó hệ thức này sẽ là:

m c

    là bước sóng Compton của electron Đối với

góc  cho trước, đại lượng  độc lập với

Hình 1.4 Hiệu ứng Compton

Ở đây hiệu ứng Compton là không có ý nghĩa đối với bức xạ có bước sóng dài, trái lại hiệu ứng này giữ vai trò quan trọng đối với bức xạ có bước sóng ngắn, khi  Giải phương trình cho '

'

2 e

hh



 của lượng tử tán xạ theo sự gia tăng góc tán xạ tương ứng với sự gia tăng về động lượng và năng lượng của electron giật lùi Từ các công thức trên ta cũng rút ra được động năng của electron giật lùi

2 e

1

h2

2 2

Ở đây

2

e 2 e

e r

  và  là góc tán xạ Công thức cho tiết diện tán

xạ Compton có được bởi việc lấy tích phân (1.25) trên cả góc khối

Có hai trường hợp đặc biệt sau đây:

1 Trường hợp  1, công thức (1.26) biến đổi thành:

2 Com Th

1 1

r ln 22

độ gắn với electron sang hệ qui chiếu phòng thí nghiệm:



E

h m c m c T (1.32) Với m c 2, m c 2 năng lượng toàn phần của e+

và e- Năng lượng giật lùi của hạt nhân, khi hai hạt sinh ra bay theo hướng vuông góc với gamma tới và tạo với nhau một góc 1800, lúc đó:

p pA 0 => h

Mvc

 

=> p2 p2A 2MTA =>  2

hT2Mc





E

Sự tạo cặp xảy ra trong trường electron ở điều kiện đó thì động năng giật lùi của electron có thể lớn đáng kể:

 2 2

nhau đối với những chất có Z khác nhau

m c   h 137m c Z và không tính đến hiệu ứng màn chắn:

2 2

1.3.4 Hệ số suy giảm toàn phần

a Hệ số suy giảm tuyến tính Hệ số hấp thụ tuyến tính

Tiết diện tương tác toàn phần là tổng tiết diện của các quá trình Gọi  là tiết diện toàn phần vi mô (tính trên một nguyên tử vật chất), ta có:

phot Com pair

Ở đây phot là tiết diện của hiệu ứng quang điện; Com là tiết diện tán xạ Compton; pair là tiết diện tạo cặp Nhân tiết diện vi mô với số nguyên tử N có trong 1cm3, ta có được tiết diện vĩ mô hay hệ số suy giảm tuyến tính

 phot aCom sCom pair

            1

cmphot aCom sCom pair

lượng tán xạ trong (1.38), khi đó ta có hệ số hấp thụ toàn phần tuyến tính của chùm tia gamma, ký hiệu là a:

a phot aCom pair

b Hệ số suy giảm khối

Khi chia hệ số suy giảm tuyến tính khối lượng riêng của môi trường vật chất  3

g / cm

 thì ta có hệ số suy giảm khối, được ký hiệu là  hoặc m

2 m

cmg

Trong chương này, luận văn đã trình bày tổng quan tình hình nghiên cứu trong

nước và thế giới về kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một phương pháp gamma không phá huỷ mẫu - kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS Đồng thời đã

giới thiệu tổng quan về tương tác bức xạ gamma qua vật chất

Chương 2 THIẾT BỊ VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1 Giới thiệu chung

Hệ đo được thiết lập dựa trên kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS Đầu dò có gắn ống chuẩn trực được đặt trên hệ cơ để dịch chuyển dọc theo các phân đoạn của thùng thải Thùng thải được đặt trên mâm quay, cho đầu dò di chuyển dọc theo từng phân đoạn của thùng để ghi nhận số đếm của từng phân đoạn Tại các phân đoạn có

số đếm cao, cho thùng quay để đầu dò ghi nhận số đếm theo từng góc quay

Hình 2.1 Bố trí hệ đo thực nghiệm

Hình 2.2 Các nguồn chuẩn sử dụng trong quá trình thực nghiệm

Bảng 2.1 Thông tin các nguồn chuẩn được sử dụng

Nguồn Hoạt độ

ban đầu

Chu kì bán rã

Ngày sản xuất

Năng lƣợng (keV) [13]

12 góc quay, mỗi góc ứng với một cung có độ dài là 15 cm

Bên trong thùng có đặt 12 ống nhựa được đánh số từ 1 đến 12 ở các vị trí ngẫu nhiên để thả nguồn Các ống này được giữ cố định bằng hai tấm xốp, 1 tấm được đặt sát đáy thùng, tấm còn lại đặt cách nắp thùng 3cm

Hình 2.3 Vị trí các ống bên trong thùng thải

Hình 2.4 Vị trí các phân đoạn và các góc của thùng thải

2.2.2 Thiết bị ghi nhận

a Đầu dò NaI(Tl)

Đầu dò được sử dụng là loại NaI(Tl) 802 - 7,62cm x 7,62cm của hãng Canberra Đầu dò có dạng hình trụ kín, nặng 1,8kg, độ phân giải 7,5%, ống nhân quang, cửa sổ nhôm và 14 đầu nối Thông số của các thành phần vật chất cấu tạo nên đầu dò được thể hiện trong bảng 2.2

Bảng 2.2 Kích thước và các vật liệu cấu tạo của đầu dò Thành phần Vật chất Bề dày (cm) Mật độ (g/cm 3 )

Hình 2.5 Đầu dò NaI(Tl) loại 802 - 7,62cm x 7,62cm và khối Osprey

Osprey đã thay thế được các thiết bị riêng biệt như trước và được kiểm soát một cách dễ dàng thông qua cổng USB và phần mềm Genie 2000 Nguồn nuôi được dùng trực tiếp từ nguồn điện của máy tính

c Ống chuẩn trực chì

Ống chuẩn trực được đúc bằng chì tương ứng với kích cỡ của đầu dò, dùng

để chuẩn trực chùm tia phóng xạ từ nguồn vào đầu dò Phía trong là trụ có đường kính trong 8,5 cm; phía ngoài là hình hộp có kích thước 10,5cm x 14,0cm; nắp đậy vừa khít dày 1cm gồm một khe chuẩn trực ngang dài 8,3cm, rộng 1cm

Ống chuẩn trực bao lấy đầu dò và cùng đặt cố định trên bàn đặt đầu dò Đầu

dò được nối với máy tính bằng cáp để hiện thị phổ gamma tương ứng của các đồng

vị phóng xạ và số đếm

Hình 2.6 Ống chuẩn trực chì bao quanh đầu dò NaI(Tl)

d Chương trình hiển thị và phân tích phổ

Sử dụng chương trình Genie 2000 cung cấp một môi trường làm việc tốt cho MCA như kiểm soát, thu thập dữ liệu, hiển thị và phân tích Ghi nhận và phân tích

số liệu thực nghiệm được ghi nhận từ đầu dò

Hình 2.7 Giao diện chương trình Genie 2000

Để xác định các đỉnh năng lượng chương trình cung cấp một công cụ giúp xác định các hệ số của đường chuẩn năng lượng bằng cách nhập số kênh tương ứng với các đỉnh năng lượng đã biết Ngoài ra chương trình còn giúp xác định được số đếm của các đỉnh năng lượng

2.2.3 Thiết bị dịch chuyển thùng

a Mâm quay thùng thải

Mâm quay thùng thải bao gồm một đĩa tròn có đường kính 62cm, trên đĩa có các chốt để cố định thùng thải, một động cơ quay nối với đĩa tròn

Hình 2.8 Mâm quay thùng thải có gắn động cơ

Động cơ quay có công suất lớn đã gắn hệ giảm tốc, quay với tốc độc chậm để đầu dò có thể quét được toàn bộ thùng rác thải phóng xạ một cách chi tiết nhất, động cơ được gắn hệ truyền động gồm các bánh răng gắn liền với trục quay của giá

đỡ thùng rác thải phóng xạ

b Hệ dịch chuyển đầu dò

Hệ dịch chuyển đầu dò bao gồm:

 Bàn đặt để đặt đầu dò lên đó, có thể trượt trên hai thanh răng nằm dọc thân khung;

 Mô-tơ điều khiển đầu dò di chuyển lên xuống dọc theo thân thùng thải bằng một nút gạt;

 Công tắc đóng ngắt mô-tơ;

 Thước đo để định khoảng dịch chuyển đầu dò theo mong muốn

Hình 2.9 Hệ dịch chuyển đầu dò

2.3 Chương trình MCNP

2.3.1 Giới thiệu về chương trình MCNP

MCNP (Monte Carlo N- Particles) là chương trình ứng dụng phương pháp Monte Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý hat nhân đối với neutron, photon, electron (các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa các tia bức xa với vật chất, thông lượng neutron, .) Chương trình ban đầu được phát triển bởi nhóm Monte Carlo và hiện nay là nhóm Transport Methods Group (nhóm XTM) của Phòng ứng dụng vật lý lý thuyết và tính toán (X Division) ở Trung tâm thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Los Alamos National Laboratory–Mỹ) Trong mỗi hai hoặc ba năm lại cho

ra một phiên bản mới của chương trình

Đây là một công cụ mô phỏng vận chuyển neutron, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượng liên tục trong các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng neutron từ 10-11MeV đến 20MeV và các miền năng lượng photon và electron từ 1keV đến 1000MeV Chương trình này là công cụ mô phỏng được thiết lập rất tốt cho phép người sử dụng xây dựng dạng hình học phức tạp và mô phỏng được thực hiện trên máy tính vì số lần thử cần thiết thường rất lớn

Do đó trong luận văn này chúng tôi sử dụng chương trình MCNP5 được công bố vào năm 2003 cùng với việc cập nhật các quá trình tương tác mới chẳng hạn như các hiên tượng va chạm quang hạt nhân, hiệu ứng giãn nở Dopper…

MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục Các dữ liệu hạt nhân được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng chương trình NJOY Các nguồn cung cấp dữ liệu hạt nhân chủ yếu cho MCNP gồm có:

The Evaluated Nuclear Data File (ENDF)

The Evaluated Nuclear Data Library (ENDL)

The Activation Library (ACTL)

Applied Nuclear Science (T–2) Group tại Phòng thí nghiệm Los Alamos

2.3.2 Cấu trúc của chương trình MCNP

Trong cấu trúc của MCNP, phần quan trọng để tạo một chương trình MCNP chính là bộ dữ liệu đầu vào Trong bộ dữ liệu đầu vào chứa các thông số như cấu hình hệ đo, thời gian gieo hạt, số hạt cần gieo, các thông số chính xác của nguồn được khai báo Qua các thông số nhận được MCNP sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho đến hết thời gian sống của nó

Bộ số liệu đầu vào của chương trình MCNP được chia ra làm 3 phần: định nghĩa ô mạng, định nghĩa mặt và định nghĩa vật liệu, chúng được ngăn cách nhau bằng dòng trống

Cấu trúc file input bộ số liệu đầu vào trong MCNP được trình bày như sau: Các dòng thông báo (Ví dụ: Một dòng thông báo tên bài toán) ………[Dòng trống] ………

 Định nghĩa ô mạng là một vùng không gian được hình thành bởi các mặt biên (các mặt biên này được định nghĩa trong phần thẻ mặt), mỗi ô được lấp đầy bởi một loại vật liệu tương ứng với phần không gian của đối tượng cần

mô phỏng Các ô được khai báo sao cho tập hợp tất cả các ô phải tạo thành mô hình của đối tượng