Xác định đặc trưng trường chuẩn liều Neutron của nguồn đồng vị phóng xạ sử dụng hệ phổ kế cầu Bonner

Mục đích của luận án: + Thiết lập trường chuẩn liều neutron tại Việt Nam sử dụng nguồn đồng vị phóng xạ. + Biến đổi đặc trưng trường chuẩn liều neutron (trên khía cạnh năng lượng và dải liều). + Xác định thành phần đóng góp của photon trong trường chuẩn liều neutron. + Hiện thực hóa quá trình hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron tại Việt Nam.

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆVIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

LÊ NGỌC THIỆM

XÁC ĐỊNH ĐẶC TRƯNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON CỦA NGUỒN ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ SỬ DỤNG HỆ PHỔ KẾ CẦU

BONNER

Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử và Hạt nhân

Mã số: 9.44.01.06

TÓM TẮTLUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Hà Nội - 2018

1 Giới thiệu tổng quan 1

2.1 Trang thiết bị 32.1.1 Nguồn neutron và phòng chuẩn 32.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner 42.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường 52.1.4 Phổ kế gamma 52.2 Phương pháp 62.2.1 Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron 62.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ 62.2.3 Mô phỏng Monte Carlo 72.2.4 Kỹ thuật tách phổ 7

3 Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron 83.1 Trường chuẩn liều neutron của nguồn 252Cf 83.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn252Cf 83.1.2 Phổ thông lượng neutron và phân bố thông lượng

tại mặt phẳng trung tâm 83.1.3 Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình nón 103.2 Trường chuẩn neutron của nguồn241Am-Be 113.2.1 Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn241Am-

3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron 11

i

Author: Le Ngoc Thiem

3.2.3 Thông lượng neutron và tương đương liều neutron

môi trường 123.3 Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn241Am-Be 133.3.1 Phổ thông lượng neutron 133.3.2 Thông lượng neutron và tương đương liều môi trường 153.3.3 Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi 173.4 Thành phần photon trong trường chuẩn neutron của nguồn

241Am − Be 193.4.1 Phổ thông lượng gamma 193.4.2 Thành phần đóng góp của tương đương liều gamma

môi trường 193.5 Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn chuẩn

241Am-Be 213.5.1 Phương pháp khớp hàm 213.5.2 Hệ số chuẩn và nguyên nhân của độ bất ổn định 21

4.1 Các nghiên cứu đã được thực hiện trong luận án này 234.2 Nghiên cứu dự định làm trong tương lai 244.3 Những công trình đã đăng tải liên quan đến luận án 24

Chương 1

Giới thiệu tổng quan

Trong luận án tiến sỹ này, các công việc sau được đề cập tới:

này của luận án cũng tóm tắt các tiêu chuẩn quốc tế trong lĩnhvực đo và chuẩn liều bức xạ neutron và do vậy các đại lượng liên

của luận án cũng được giới thiệu trong chương này

được áp dụng trong luận án Các thông tin liên quan đến nguồn

phương pháp khuyến cáo bởi tiêu chuẩn ISO 8529-2 dùng cho việcxác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron cũng được tóm tắttrong chương này

phần cơ bản sau:

• Xác định các đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của

đo liều neutron

Be sử dụng đo đạc BSS và phần mềm tách phổ MAXED

• Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của nguồn

Author: Le Ngoc Thiem

đường kính lần lượt là 15, 20, 25, 30, and 35 cm Kết quả vàcác thảo luận kết quả của chương này cũng được đề cập đến

• Xác định sự nhiểm bẩn của bức xạ photon trong trường chuẩn

suất tương đương liều photon môi trường và phổ thông lượngphoton Theo đó, đặc tính của photon được đề cập và hiệuchỉnh trong quá trình chuẩn thiết bị đo liều neutron (nếuchúng nhạy với photon)

• Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron trong trường chuẩn của

liều neutron cầm tay được tính toán

luận án và đề cập đến một số hướng nghiên cứu trong tương lai

Chương 2

Trang thiết bị và phương pháp nghiên cứu

2.1 Trang thiết bị

2.1.1 Nguồn neutron và phòng chuẩn

Hình 2.1: Mặt chiếu bằng (a) và Mặt chiếu đứng (b) của phòng chuẩnneutron

Author: Le Ngoc Thiem

2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner

Hệ phổ kế cầu Bonner (BSS) bao gồm một đầu đo neutron nhiệt

cm Hệ đi này có thể đo neutron với năng lượng lên đến 20 MeV

Hình 2.3: Hệ phổ kế cầu Bonner

2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi

trường

Trong quá trình đo tương đương liều neutron đã sử dụng 03 thiết

xuất bởi tập đoàn Hitachi bao gồm một ống đếm hình trụ với chiều dài

kính 1.6 cm và chiều dài 2.5 cm, chất làm chậm hình cầu có đường kính

9 inch Máy này không nhạy với photon có suất liều lên đến 100 µSv/h

và đo được neutron từ nhiệt đến 7 MeV, có thể đáp ứng với neutron

có năng lượng lên đến 12 MeV với suất tương đương liều neutron môi

trụ với đường kính 3.2 cm và dài 2.0 cm, có áp suất 2.7 atm kết hợp vớiđầu đo Geiger Muller nhạy với photon Máy này, có thể đo tương đươngliều neutron môi trường trong khoảng từ 0.28 µSv/h đến 700 µSv/h; và

Hình 2.4: Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường cầm tay

2.1.4 Phổ kế gamma

Để xác định thành phần đóng góp của gamma trong trường

Author: Le Ngoc Thiem

gamma với detector nhấp nháy 2" × 2" NaI(Tl) hình trụ kích thước

2 in × 2 in Hệ phổ kế này được kết nối với bộ phân tích đa kênhORTEC DART để thu nhận tín hiệu về phổ chiều cao xung gamma từ

2.2 Phương pháp

2.2.1 Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron

Theo tiêu chuẩn ISO 8529-2:2001, số đọc của thiết bị đo neutron ,

tiếp và phần tán xạ) có thể được mô tả thông qua phương trình sau

trong đó, l là khoảng cách từ nguồn đến đầu đo; k là hằng số đặc trưng

2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ

Các phương pháp khớp hàm để hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ trongquá trình đo neutron được khuyến cáo tại tiêu chuẩn ISO 8529-2 vớicác tên gọi như "Phương pháp che chắn hình nón - SCM", "Phươngpháp khớp hàm tổng quát - GFM", "Phương pháp khớp hàm bán thựcnghiệm - SEM", và "Phương pháp khớp hàm tối giản - RFM"

bị đo neutron khi không và khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và

pháp GFM, SEM, và RFM, số đọc tổng cộng của thiết bị đo neutron,

qua quá trình khớp hàm

2.2.3 Mô phỏng Monte Carlo

dụng trong luận án này với mục đích mô phỏng phổ thông lượng neutron,

mô phỏng hệ số bất đối xứng của nguồn và các vấn đề liên quan khác.Tiết diện tương tác được sử dụng trong MCNP5 là thư viện sữ liệuENDF/B-VI

2.2.4 Kỹ thuật tách phổ

Trong quá trình đo đạc số đếm gây bởi nguồn neutron lên các quảcầu Bonner khác nhau, số đếm ghi nhận được của từng quả cầu Bonner

mềm phân tách phổ neutron MAXED và FRUIT được sử dụng

b=1

Chương 3

Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều tron

neu-3.1 Trường chuẩn liều neutron của nguồn 252Cf

3.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn

252Cf

Theo đó, một hình trụ bán kính 150 cm với chiều cao bằng đường kínhcủa nguồn (có tâm trùng với tâm của nguồn và có trục vuông góc vớitrục của nguồn) được chia thành các mắt lưới bằng nhau với độ lớn cácgóc là π/19 Cường độ nguồn trong một góc khối tại góc π/2 được xácđịnh và đơn giản hóa cho cường độ của nguồn để xác định hệ số bất đối

3.1.2 Phổ thông lượng neutron và phân bố thông

lượng tại mặt phẳng trung tâm

(ký hiệu là dir) và thành phần tán xạ (ký hiệu là sct) tại 03 khoảng cách

trong không gian của mặt phẳng trung tâm phòng được xác định bằng

mô phỏng MCNP5

Hình 3.1: Thông lượng neutron của thành phần tán xạ (sct) và thànhphần trực tiếp (dir), được xác định bởi mô phỏng MCNP5, tại khoảngcách 75, 125, và 150 cm từ nguồn

mặt phảng trung tâm của phòng chuẩn, song song với trần

Author: Le Ngoc Thiem

3.1.3 Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình

nón

Một tấm che chắn hình nón cụt làm bằng polyethylene chứa 10%Boron được sử dụng để đo thành phần neutron tán xạ Hiệu suất chachắn chắn của tấm che chắn hình nón này được nghiên cứu bằng cách

so sánh phần thông lượng neutron xuyên qua tấm chắn (phần đóng góp

từ nguồn) với toàn bộ thông lượng neutron tán xạ nhận được bởi mô

góp của các đối tượng khác nhau vào tổng thông lượng neutron tán xạ(khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và đầu đo) Chúng ta có thểthấy rằng, thành phần đóng góp từ nguồn chỉ chiếm 0.43% toàn thônglượng neutron tán xạ (giá trị này có thể xem là không đáng kể) Điềunày chứng tỏ, hiệu suất che chắn của tấm chắn hình nón là có thể thỏamãn được việc che chắn thành phần trực tiếp phát ra từ nguồn

Hình 3.3: Thành phần thông lượng neutron đóng góp bởi các đối tượngkhác nhau trong phòng chuẩn so với tổng thông lượng neutron tán xạ

3.2 Trường chuẩn neutron của nguồn 241Am-Be 3.2.1 Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn

241Am-Be

giá tại khoảng cách 100 cm từ nguồn theo hướng vuông góc với trục hìnhtrụ của nguồn (nghĩa là tại góc π/2) Khoảng cách này cũng chính làkhoảng cách thường được sử dụng để chuẩn các thiết bị đo liều neutron

(có tâm trùng với tâm của nguồn) được lấy một góc khối có độ lớn π/45

nhận thông lượng neutron qua bề mặt góc khối bằng lệnh F2 kết hợpvới thẻ FS2 trong MCNP5 để xác định đượng cường độ nguồn trong góckhối Làm tương tự như vậy để tính cường độ nguồn trong góc khối nhưtrên đối với nguồn điểm Sau đó, lấy kết quả cường độ nguồn trong góckhối đối với nguồn điểm đơn giản hóa đối với nguồn thực để xác định

1.030 tại khoảng cách 100 cm (với độ bất ổn định 1%, k=1 ), giá trị nàyphù hợp với giá trị đã được công bố bởi nhóm các tác giả khác (trong

3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron

lượng neutron của thành phần tổng cộng và thành phần trực tiếp tạikhoảng cách 100 và 200 cm từ nguồn nhận được bởi phần mềm tách phổMAXED Từ hình này ta thấy, phổ thông lượng neutron tổng cộng baogồm các thành phần sau: (1) thành phần neutron nhanh với năng lượng

neutron với năng lượng từ nhiệt đến 1 MeV gần như không thay đổi tỷ lệvới s hoặc R được gây nên bởi tán xạ từ các vật liệu trong phòng chuẩn(chủ yếu là tường), điều này cũng phù hợp với giải thích của nhóm tác

Author: Le Ngoc Thiem

nhỏ so với thành phần tán xạ từ tường Tất cả các tham số khớp hàmđược đề cập trong mục này có ý nghĩa tương tự như trong các phương

MeV), điều này cũng phù hợp với công bố trước đây của nhóm tác giả

Hình 3.4: Phổ thông lượng neutron tổng cộng và trực tiếp tại khoảngcách 100 và 200 cm từ nguồn được xác định bằng phần mềm tách phổMAXED kết hợp với quá trình khớp hàm theo phương pháp GFM

3.2.3 Thông lượng neutron và tương đương liều

neutron môi trường

Từ quá trình tách phổ bằng phần mềm MAXED, phổ thông lượngneutron được xác định và do đó, tương đương liều neutron cũng đượctính toán

khoảng cách được tính toán (dựa theo các phương pháp khớp hàm khácnhau kết hợp với phần mềm tách phổ MAXED) và biểu diễn trên Hình

neutron trực tiếp này khác nhau trong khoảng 3% Điều này chứng tỏ,

kỹ thuật áp dụng trong quá trình xác định đặc trưng của trường chuẩnliều neutron là có thể chấp nhận được cho mục đích hiệu chuẩn thiết bị

đo bức xạ và đánh giá an toàn bức xạ

Hình 3.5: Suất tương đương liều neutron môi trường của thành phầntrực tiếp phân bố theo khoảng cách được xác định bởi các phương phápkhác nhau được biểu diễn cùng với độ lệch 3% của giá trị theo phươngpháp (GFM-UF)

3.3 Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn241

Am-Be

3.3.1 Phổ thông lượng neutron

do được làm chậm bởi quả cầu PMMA đường kính 20 cm (tách phổ bởi

nhận thấy, phổ này bao gồm ba phần năng lượng chính: một đỉnh nănglượng nhiệt gây ra bởi quá trình làm chậm, phần năng lượng trung bìnhgây bởi quá trình tán xạ và đỉnh năng lượng cao suy giảm theo quy luật

3.3.2 Thông lượng neutron và tương đương liều môi

trường

Khi phổ thông lượng neutron được xác định, chúng ta có thể xácđịnh được tương đương liều neutron môi trường bằng cách áp dụng hệ

số chuyển đổi ICRP 74 (hoặc giá trị nội suy của hệ số chuyển đổi thông

và suất thông lượng neutron theo khoảng cách từ nguồn đến điểm chuẩn

Sự khác nhau của suất thông lượng neutron và suất tương đương liềuneutron môi trường xác định bởi 02 phần mềm tách phổ khác nhau(MAXED và FRUIT) phần lớn nằm trong khoảng 5% Điều này hoàntoàn phù hợp với tiêu chuẩn ISO 12789-1 khuyến cáo về độ bất ổn địnhtrong việc xác định suất thông lượng neutron của trường bức xạ neutron

Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.8: Suất thông lượng neutron môi trường tổng cộng (tính toán từcác phần mềm tách phổ MAXED và FRUIT) theo khoảng cách từ tâm

kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm

3.3.3 Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi

Khi biết phổ thông lượng neutron, tương đương liều neutron môitrường, và thông lượng neutron, ta có thể tính toán được các đại lượngsau theo khuyến cáo của ISO 8529-2: (a) năng lượng trung bình trêntoàn phổ tương đương liều của neutron và (b) hệ số chuyển đổi từ thônglượng neutron sang tương đương liều neutron lần lượt theo các phương

tương đương liều neutron môi trường và hệ số chuyển đổi thông lượngsang tương đương liều neutron môi trường nhận được bởi MAXED vàFRUIT nhận thấy sự khác nhau phần lớn trong khoảng 10% (thỏa mãn

Author: Le Ngoc Thiem

Hình 3.9: Năng lượng trung bình toàn phổ tương đương liều môi trường(tính toán từ các phần mềm tách phổ MAXED) theo khoảng cách từ

3.4 Thành phần photon trong trường chuẩn

neu-tron của nguồn 241Am − Be

3.4.1 Phổ thông lượng gamma

sử dụng đầu đo 2" × 2" NaI(Tl) tại các khoảng cách khác nhau Trong

lượng tại 4.4 MeV, 3.9 MeV và 3.4 MeV

Hình 3.11: Phổ thông lượng gamma đo đạc bởi phổ kế đa kênh sử dụng

Be

3.4.2 Thành phần đóng góp của tương đương liều

gamma môi trường

Để tính toán tương đương liều gamma môi trường từ phổ thônglượng gamma ghi nhận được, trong luận án này sử dụng 02 phương pháp

Sử dụng hệ số chuyển đổi ICRP kết hợp với hiệu suất ghi đo của đầu

Author: Le Ngoc Thiem

Số đọc của thiết bị đo tương đương liều gamma môi trường có thể

đóng góp của tương đương liều neutron vào số đọc liều của thiết bị đo

thể tính toán được thành phần đóng góp của tương đương liều gamma

của 02 phương pháp khác nhau

3.5 Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn

chuẩn 241Am-Be

3.5.1 Phương pháp khớp hàm

Để phân tách phần tán xạ khỏi thành phần tương đương liềuneutron môi trường tổng cộng (mục đích để xác định được thành phầntrực tiếp), 03 phương pháp khớp hàm theo khuyến cáo ISO (với tên gọiGFM, SEM và RFM) được sử dụng Theo đó, tương đương liều neutron

được lần lượt mô tả theo các phương Eq (6–refeq7) Theo đó các tham

xác định Trong các phương trình trên, giá trị k là quan trọng nhất đặctrưng cho thành phần trực tiếp ghi nhận được bởi thiết bị đo neutron,được sử dụng để đánh giá hệ số chuẩn của thiết bị đo neutron

3.5.2 Hệ số chuẩn và nguyên nhân của độ bất ổn

số chuẩn của thiết bị đo neutron được xác định và biểu diễn trên Hình

với k=1) có thể được tính toán dựa trên nguyên lý dẫn truyền độ bất ổnđịnh Nguồn gốc của độ bất ổn định của CF phụ thuộc vào sai số loại

Hình 3.13: Hệ số chuẩn của thiết bị đo liều neutron nhận được từ 03 phương pháp khớp hàm

• Đã thiết lập và xác định đặc trưng của trường chuẩn liều

đương liều neutron môi trường dựa trên phương pháp mô phỏngMonte Carlo sử dụng MCNP5

• Đã thực hiện việc xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron

tương đương liều neutron môi trường sử dụng hệ phổ kế cầu BSS

và các phương pháp khớp hàm được khuyến cáo bởi ISO 8529-2

Từ kết quả cũng thấy, việc chuẩn thiết bị đo liều neutron chỉ nênthực hiện ở khoảng cách dưới 200 cm để đảm bảo sự ảnh hưởng

do tán xạ là nhỏ hơn 40% thành phần trực tiếp

• Đã thiết lập và xác định đặc trưng của trường neutron hoạt động

với các đường kính khác nhau (15, 20, 25, 30, và 35 cm) Trongquá trình này, hệ phổ cầu Bonner và phương pháp tách phổ sửdụng 02 phần mềm (MAXED and FRUIT) đã được sử dụng

Author: Le Ngoc Thiem

• Thành phần đóng góp của gamma trong trường chuẩn của nguồn

kích thước 2" × 2"

• Đã thực hiện hiệu chuẩn 03 thiết bị đo liều neutron cầm tay,nghĩa là Aloka TPS-451C (Hitachi), KSAR1U.06 (Baltic Scien-tific Instruments) and Model 12-4 (Ludlum), trên nguồn chuẩn

4.2 Nghiên cứu dự định làm trong tương lai

• Sẽ phát triển hệ phổ kế đo liều neutron sau một lần chiếu sử dụngcác đầu rò thụ động như các chíp nhiệt phát quang (TLD) hay cácchíp quang phát quang (OSL)

• Phát triển phần mềm tách phổ ứng dụng trong đo phổ neutron

4.3 Những công trình đã đăng tải liên quan đến

luận án

1 T N Le, H.-N Tran, Q N Nguyen, G V Trinh, K T Nguyen;

source using bonner sphere spectrometers; Applied Radiation andIsotopes; Vol., 2017; pp aa-bb

2 T N Le, H.-N Tran, T D Duong, Q N Nguyen, T Q Ho, G

V Trinh, K T Nguyen; Evaluation of gamma contribution in a

and Isotopes; Vol., 2017; pp aa-bb

3 T N Le, H.-N Tran, K T Nguyen, G V Trinh, Neutron

and Technology; Vol 49(1), 2017; pp 277–284

4 N T Le, N Q Nguyen, Q T Ho, V G Trinh, T K Nguyen,

H Q Nguyen; Neutron calibration field at Institute for nuclearscience and technology; Nuclear Science and Technology; Vol 6(4),2016; pp 1–7