Xác định đường kính chùm neutron bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron

Nội dung text: Xác định đường kính chùm neutron bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron

1. TẠP CHÍ PHÁT TRIỂN KH&CN, TẬP 19, SỐ T5- 2016 Xác định đường kính chùm neutron bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron Nguyễn An Sơn Đặng Văn Tiến Trường Đại học Đà Lạt Hồ Hữu Thắng Phan Bảo Quốc Hiếu Viện Nghiên cứu Hạt nhân (Bài nhận ngày 01 tháng 12 năm 2015, nhận đăng ngày 02 tháng 12 năm 2016) TĨM TẮT Đường kính chùm neutron là tham số cĩ ý neutron và phương pháp kích hoạt neutron. nghĩa rất quan trọng trong nghiên cứu hạt nhân Trong bài báo này, chúng tơi nghiên cứu xác thực nghiệm. Xác định đúng đường kính chùm định chùm neutron tại kênh ngang số 3 của Lị neutron là phương pháp tối ưu giúp chế tạo mẫu phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng phương pháp với kích thước phù hợp, giảm các sai số đĩng gĩp kích hoạt lá dị vàng. Kết quả cho thấy, việc xác trong xử lý số liệu. Để xác định đúng đường kính định bằng phương pháp này mang lại kết quả của chùm neutron cĩ thể sử dụng các phương nhanh và chính xác hơn so với một số cơng bố pháp như: mơ phỏng Monte - Carlo, chụp ảnh trước đây [1, 2]. Từ khĩa: phân tích kích hoạt, thơng lượng neutron, kênh ngang số 3 của Lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt, đường kính chùm neutron MỞ ĐẦU Trong thực nghiệm nghiên cứu cấu trúc hạt Phương pháp chụp ảnh neutron; nhân và ứng dụng phân tích kích hoạt neutron Phương pháp kích hoạt lá dị. trên các kênh ngang của lị phản ứng nghiên cứu, Đối với phương pháp mơ phỏng Monte - các tham số của chùm neutron như: thơng lượng Carlo, về mặt nguyên tắc, cĩ thể tính tốn chùm neutron, chất lượng của chùm neutron: mức độ neutron cùng một lúc tại nhiều vị trí, và cĩ thể nhiệt hĩa, hiệu suất nhiệt hĩa, và đường kính tính tốn mơ phỏng sự tán xạ của neutron trên chùm neutron đĩng vai trị là tham số đầu vào đường đi. Tuy nhiên, giữa mơ hình tính tốn cấu cho nghiên cứu trên các kênh của lị phản ứng hạt hình theo lý thuyết và cấu hình thực nghiệm nhân. Các tham số này ảnh hưởng trực tiếp và rất thường cĩ sai số khá lớn. Do vậy, đây là phương lớn đến thời gian thực nghiệm cũng như độ tin pháp được sử dụng để đưa ra mơ hình mơ phỏng cậy của kết quả nghiên cứu. trước khi tiến hành làm thực nghiệm, và phương Xác định đúng đường kính chùm neutron cho pháp này khơng thể thay thế phương pháp thực phép chế tạo mẫu phù hợp với yêu cầu của từng nghiệm. Thơng thường, ở các kênh thực nghiệm bài tốn đặt ra và giảm thiểu tối đa sai số do đĩng của lị phản ứng hạt nhân, khi xây dựng được cấu gĩp của hình học gây nên. Thơng thường, để xác hình dẫn chùm neutron ra ngồi thì vẫn cần sử định đường kính chùm, các phương pháp sau dụng thực nghiệm để điều chỉnh cho phù hợp [2]. được sử dụng: Phương pháp thực nghiệm mang tính cổ điển Phương pháp mơ phỏng Monte – Carlo; để xác định đường kính chùm neutron là phương Trang 147
2. Science & Technology Development, Vol 19, No.T5-2016 pháp chụp ảnh neutron. Bằng thực nghiệm, hồn mẫu nhỏ sẽ được kích hoạt tồn bộ do đường tồn cĩ thể xác định được hình dạng của chùm kính của nĩ khơng vượt hơn đường kính thực của neutron tại vị trí quan tâm bởi hình ảnh chụp chùm neutron, cịn bia mẫu lớn sẽ cĩ một phần được trên phim chụp bằng phương pháp chụp ảnh khơng được kích hoạt vì kích thước vùng này neutron. Mức độ đậm nhạt của vết trên phim do nằm ngồi đường kính chùm neutron. Sau khi bức xạ gamma tạo nên cho biết cường độ và vùng kích hoạt, để rã và tiến hành đo bức xạ gamma đường kính của chùm neutron. Tuy nhiên, hình phát ra do giải kích thích của các lá dị sau khi ảnh hiện trên phim thường cĩ biên nhịe và độ lớn bắt neutron, việc xác định chính xác đường kính của ảnh trên phim phụ thuộc vào thời gian chiếu, chùm neutron được thực hiện dễ dàng. chất lượng phim cũng như thời gian xử lý phim CƠ SỞ LÝ THUYẾT [3, 4]. Trong thực nghiệm phân tích kích hoạt, Hiện nay, phương pháp thực nghiệm thường thơng lượng của chùm neutron đi đến bia mẫu được áp dụng để xác định đường kính chùm được xác định thơng qua mối liên hệ với cường neutron là phương pháp kích hoạt bia mẫu sau độ bức xạ gamma [5] theo cơng thức: khi tính tốn lý thuyết và xây dựng cấu hình dẫn Net/ tm A (1) chùm neutron ra ngồi kênh thực nghiệm. Để th S D C m I0    N A kiểm chứng bằng thực nghiệm, hai phương pháp kích hoạt sau được ứng dụng trước đây: Trong đĩ: Kích hoạt nhiều lá dị rất nhỏ xung quanh vị th là thơng lượng neutron nhiệt 2 trí chùm neutron. Sau đĩ, xác định hoạt độ các lá (neutron/cm /s); dị sau kích hoạt để xác định vị trí tâm chùm cũng Net là diện tích đỉnh gamma đặc trưng; như xác định đường kính hình học của chùm; tm là thời gian đo (s); Kích hoạt lá dị ở dạng dây bằng cách bố trí A là số khối của nguyên tử; các dây được kích hoạt dưới dạng lưới, sau đĩ cắt tc Se 1 là hệ số bảo hịa. tc là thời gian nhỏ các dây này và xác định hoạt độ [1, 4]. chiếu (s),  là hằng số phân rã; t Tuy nhiên, nhược điểm của các phương pháp De d là hệ số rã. td là thời gian rã (s); này là phải tiến hành nhiều phép đo, dễ bị nhầm 1 e tm C là hệ số đo; lẫn vị trí lá dị sau khi cắt. Đồng thời, sai số của tm đường kính chùm neutron phụ thuộc nhiều vào m là khối lượng lá dị (gam); kích thước của các lá dị nhỏ hoặc kích thước của I0 là cường độ phát gamma tại đỉnh năng các lá dị sau khi cắt. lượng quan tâm (xác suất phát tia gamma (%)); Phương pháp thực nghiệm sử dụng trong  là độ phổ biến của đồng vị của nguyên tố nghiên cứu này là kích hoạt hai lá dị cùng loại (ở trong mẫu (%); 197 đây sử dụng lá dị vàng, Au), cùng tâm và cùng εγ là hiệu suất ghi của hệ phổ kế tại đỉnh một vị trí tại kênh neutron. Thực nghiệm tiến gamma cần quan tâm (%); hành trên kênh ngang số 3 của lị phản ứng hạt ζ là tiết diện bắt neutron nhiệt của hạt nhân bị kích hoạt (barn); nhân Đà Lạt. Một lá dị cĩ đường kính nhỏ hơn 23 - nhiều so với đường kính chùm neutron và một lá NA hằng số Avogadro (NA  6,022×10 mol 1). dị cĩ đường kính lớn hơn đường kính chùm. 197 Đường kính chùm được tính tốn ước lượng Khi lá dị Au được kích hoạt bởi neutron, 198 - - trước theo mơ phỏng lý thuyết bằng phần mềm tạo thành Au, sau đĩ phân rã  . Sau phân rã  198 NCNP 5.0. Như vậy, với phương pháp này, bia sẽ tạo thành hạt nhân Hg. Do độ lệch spin giữa Trang 148
3. TẠP CHÍ PHÁT TRIỂN KH&CN, TẬP 19, SỐ T5- 2016 198Au và spin của 198Hg ở trạng thái cơ bản khá xạ gamma đặc trưng này, cĩ thể đo và tính tốn cao ( J = 2+), nên phần lớn (chiếm hơn 99,7%) được hoạt độ phĩng xạ, và do đĩ cĩ thể tính được trong phân rã - của 198Au sẽ về 198Hg ở mức kích giá trị thơng lượng của chùm neutron đi vào lá + 198 - với J = 2 . Hg sẽ giải kích thích bằng cách phát dị. Hình 1 minh họa quá trình phân rã  của ra các bức xạ gamma. Từ các tính chất của bức 198Au khi bắt neutron [6]. 197 1 198 97Au 0 n 97 Au 2,69 ngà y 2+ - 0,985% 2,5 ps + 1087,7 keV (2 ) - 98,995%  (1087,7 keV)  (675,9 keV) 23,16 ps - 411,8 keV (2+) 0,025%  (411,8 keV) 0 (0+) 198 80 Hg Hình 1. Sơ đồ phân rã của 198Au Với thực nghiệm này, các tham số đĩng gĩp bằng nước chứa trong một thùng nhơm hình trụ đến sai số của kết quả tính đường kính chùm đường kính 80 mm dài 1500 mm. Nước cất được neutron theo phương pháp truyền sai số bao gồm: dẫn vào thùng qua hai ống dẫn nước vào và ra sai số về tiết diện phản ứng, sai số về hiệu suất thơng qua hệ thống bơm. Trong trường hợp mở ghi của đầu dị và sai số thống kê của diện tích dịng neutron, tồn bộ nước trong thùng được đỉnh gamma (ở đây chọn đỉnh gamma 411,8 keV tháo ra thùng chứa bên ngồi và ngược lại khi để đánh giá và xác định thơng lượng chùm đĩng dịng neutron thì nước được bơm vào đầy neutron vì hiệu suất phát của đỉnh này gần 100 % thùng. Các phin lọc silic được bố trí sau thùng do đĩ giảm thiếu tối đa sai số thống kê của phép nước cĩ tác dụng nhiệt hĩa neutron nhanh thành đo). neutron nhiệt, chiều dài phin lọc được tính tối ưu VẬT LIỆU VÀ PHƯƠNG PHÁP sao cho thơng lượng neutron và tỉ số cadmium là lớn nhất. Các chuẩn trực được làm bằng paraffin Thực nghiệm được tiến hành tại kênh ngang pha B, Li, Cd là các vật liệu cĩ tiết diện hấp thụ số 3 của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Hình 2 mơ neutron lớn, cĩ tác dụng tạo đường kính chùm tả cấu trúc thực tại của kênh. neutron (tùy theo cấu hình thí nghiệm cụ thể, Hệ bao gồm một kênh dẫn neutron bằng thép trường hợp thực nghiệm này cửa sổ dịng neutron đường kính 203 mm, dài 3150 mm. Bên trong là 1,5 cm). lịng kênh bố trí một hệ đĩng mở dịng neutron Trang 149
4. Science & Technology Development, Vol 19, No.T5-2016 Hình 2. Cấu trúc hệ thống dẫn dịng neutron tại kênh số 3 của Lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt Các bia mẫu sau khi kích hoạt được đo trên lượng lần lượt là 0,0078 gam và 0,4651 gam. Các hệ phổ kế gamma phơng thấp, 8192 kênh. Hệ phổ tham số chính của 197Au: Tiết diện bắt neutron kế dùng đầu dị bán dẫn HPGe với độ phân giải nhiệt: 98,8 0,06 barn, độ giàu bia mẫu: 0,9999, 1,9 keV với hiệu suất ghi tương đối là 70 % tại cường độ phát tại đỉnh 411,8 keV: 95,56 % [7]. 60 đỉnh gamma 1332 keV của Co và số đếm phơng Hai lá dị kích hoạt được đặt đồng tâm, là ~10cps. vuơng gĩc với chùm neutron và đặt tại vị trí Hai lá dị chuẩn dùng trong thực nghiệm này chiếu mẫu của kênh ngang số 3 lị phản ứng hạt để làm bia mẫu kích hoạt là lá dị vàng do Liên nhân Đà Lạt (vị trí đặt bia mẫu cách chuẩn trực 4 bang Nga tài trợ, 197Au, cĩ độ giàu 99,99 %, bề cm). Hình 3 mơ tả đường kính chùm neutron và dày 0,05 mm, đường kính của mỗi lá dị lần lượt đường kính các lá dị tương ứng. là 1/4 inch (0,635 cm) và 1 inch (2,540 cm), khối Lá dị 197Au Chùm neutron Chùm neutron A. B. Hình 3. Mơ tả đường kính lá dị và đường kính chùm neutron cho hai trường hợp A. Xét trường hợp đường kính lá dị nhỏ hơn đường kính đường kính chùm. B. Xét trường hợp đường kính lá dị lớn hơn đường kính đường kính chùm. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN ứng khác nhau. Kết quả đo phổ gamma chỉ quan tâm đến đỉnh 411,8 keV. Thơng lượng chùm Tiến hành tính tốn thời gian chiếu để giảm neutron được tính tương ứng với hai lá dị tính tối thiểu sự tán xạ của neutron trên lá dị, chúng theo cơng thức (1). Bảng 1 trình bày các tham số tơi tiến hành chiếu, rã và đo với thời gian tương chiếu và kết quả. Trang 150
5. TẠP CHÍ PHÁT TRIỂN KH&CN, TẬP 19, SỐ T5- 2016 Bảng 1. Thơng tin mẫu, tham số chiếu, thơng lượng chùm neutron đối với hai lá dị cĩ đường kính khác nhau Thơng Thời gian Tốc độ đếm Thời gian rã Thời gian lượng Lá dị 197Au chiếu S D C S×D×C đỉnh 411,8 (giây) đo (giây) ×105 (n/ (giây) keV cm2/s) Đường kính 3565 9575 45273,54 0,0106 0,9719 0,9355 0,0096 0,3471 1,6567 6,35 mm Đường kính 1620 57530 3838,16 0,0048 0,8426 0,9943 0,0040 6,7319 1,2833 25,40 mm Như phân tích ở trên, lá dị cĩ đường kính m r2 d (2) nhỏ sẽ được kích hoạt tồn bộ, và như thế, khi với r là bán kính bia mẫu, d là bề dày bia phân tích và tính tốn sẽ cho giá trị thơng lượng mẫu và  là khối lượng riêng của bia mẫu. neutron đúng; ngược lại, lá dị cĩ đường kính lớn Xét trường hợp lá dị đường kính lớn. Giả sử hơn đường kính chùm neutron sẽ khơng được chia lá dị làm hai đường trịn đồng tâm. Đường kích hoạt tồn bộ lá dị vì cĩ một phần lá dị nằm trịn nhỏ nằm bên trong, cĩ đường kính bằng ngồi vùng chùm neutron đi qua. Tuy nhiên, vẫn chính đường kính chùm, khối lượng của nĩ là m sử dụng cơng thức (1) để tính thơng lượng, vì vậy 1 - đây là phần được kích hoạt; đường trịn lớn nằm trường hợp này sẽ cho kết quả giá trị thơng lượng phía ngồi, là hình vành khuyên đồng tâm với chùm neutron nhỏ hơn giá trị thực. Giá trị thơng vịng trịn nhỏ, là phần vượt quá đường kính lượng neutron nhỏ hơn này phụ thuộc vào phần chùm, khối lượng m - đây là phần khơng được khối lượng nằm trong vùng đường kính mẫu lớn 2 kích hoạt. Như vậy khối lượng tổng cộng của hai hơn đường kính chùm neutron, tức phụ thuộc vào mẫu được chia này bằng khối lượng của lá dị khối lượng bia mẫu khơng được kích hoạt. lớn, m1 + m2 = 0,4651 gam. Bằng cách tính tốn để loại các hạt nhân Từ cơng thức (1) cĩ được: khơng được kích hoạt, sẽ tìm được đường kính của bia mẫu trùng với đường kính của chùm Net/ t AXX neutron. Để giảm thiểu sai số trong tính tốn giá  m S D C m I    N m() m m trị thơng lượng chùm neutron, chúng tơi tiến hành 0 A 1 2 (3) chiếu, rã và đo với thời gian như ở Bảng 1, đảm Chia hai vế cho X : bảo số đếm thống kê tại đỉnh 411,8 keV ở hai đ m1 trường hợp đo lớn hơn 15.000. Do vậy, sai số X thống kê của diện tích đỉnh 411,8 keV cĩ giá trị  m m m 1 2 1 <1%. X đ mm12 m Về mặt lý thuyết, nếu đường kính bia mẫu 1 khơng lớn hơn đường kính chùm neutron, thì kết Như vậy, hệ phương trình cho m1 và m2 như quả tính thơng lượng neutron theo cơng thức (1) sau: luơn cho th là hằng số.  1,2833 m1 (4) Mặt khác, ở cơng thức (1), sự khác biệt khi đ 1,6567 mm12 tính thơng lượng của cùng một vật liệu làm bia mm12 0,4651 mẫu, trên cùng một hệ đo và cùng một năng lượng gamma quan tâm chỉ phụ thuộc vào tích Kết quả chia 2 vế sẽ cĩ: Net/ t 5 các tham số sau: m . Trong đĩ m được Thực nghiệm đo được  = 1,2833×10 S D C m 2 5 2 xác định theo đường kính bia mẫu: n/cm /s, đ = 1,6567×10 n/cm /s. Trang 151
6. Science & Technology Development, Vol 19, No.T5-2016 1 1mm 1 1 22 Bằng phương pháp xác định đường kính đ X 1,2833 1,6567 455,068 chùm neutron trong nghiên cứu này, đã xác định Kết quả tính tốn khối lượng bia mẫu trong chính xác đường kính chùm neutron của kênh ngang số 3 của lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt. vùng đường kính chùm: m1 = m - m2 = 0,3603 gam. Sử dụng cơng thức (2), suy ra đường kính Khắc phục được hiện tượng biên đường kính chùm r = 1,968 cm. chùm neutron bị nhịe trong nghiên cứu xác định đường kính chùm bằng kỹ thuật chụp ảnh Sai số đường kính chùm được xác định bằng neutron. Kết quả cũng cho thấy, việc xác định phương pháp truyền sai số với 3 tham số là sai số đường kính chùm neutron bằng phương pháp này tiết diện bắt neutron nhiệt của 197Au, sai số hiệu khơng phụ thuộc vào đường kính của các lá dị suất tại đỉnh 411,8 keV và sai số thơng kê. nhỏ, cũng như kích thước lá dị sau khi cắt và giảm thiểu phép đo phổ gamma như các thực dN  2 2 2 1% 2 3% 2 1% 2 3,32% nghiệm trước đây đối với phương pháp kích hoạt. Mặt khác, phương pháp nghiên cứu này cĩ Như vậy, khi loại bỏ các hạt nhân khơng bị thể tái sử dụng các lá dị với những lần nghiên kích hoạt ra khỏi cơng thức tính như trên thì giá cứu và xác định đường kính chùm neutron ở trị đường kính thực của chùm neutron được xác những nghiên cứu sau. Việc tái sử dụng các lá dị định d = 1,968 3,32 % (cm). vàng rất đơn giản, chỉ cần cân lại bia mẫu (do KẾT LUẬN một phần 197Au chuyển thành 180Hg). Như vậy đã Việc xác định chính xác đường kính của tiết kiệm được vật liệu thực nghiệm mà khơng chùm neutron giúp chế tạo bia mẫu thí nghiệm cĩ làm mất đi tính chính xác của phương pháp kích thước tối ưu nhất tùy thuộc vào yêu cầu của nghiên cứu. bài tốn. Do vậy, kết quả nghiên cứu giúp giảm Lời cản ơn: Nhĩm nghiên cứu xin chân thiểu sai số trong đo đạc các nghiên cứu thực thành cảm ơn các đồng nghiệp trong nhĩm Số nghiệm khác. liệu hạt nhân tại Viện Nghiên cứu hạt nhân đã ủng hộ và giúp đỡ trong quá trình làm thực nghiệm này. Trang 152
7. TẠP CHÍ PHÁT TRIỂN KH&CN, TẬP 19, SỐ T5- 2016 Determination of the neutron beam diameter based on the neutron activation analysis Nguyen An Son Dang Van Tien Dalat University Ho Huu Thang Phan Bao Quoc Hieu Nuclear Research Institute, Dalat ABSTRACT Neutron beam diameter is a very important neutron activation analysis. In this report, we parameter in the experimental nuclear research. determined the neutron beam diameter of the 3rd Determination of the correct neutron beam horizontal channel of the Dalat nuclear reactor diameter is the best method to prepare corectly that activated gold foils. The result shows that the optimal sample size correctly, reduced data this method offer quick and more correct results analysis errors. To measure the neutron than other methods which had been published diameter, some methods were used: Simulation preiously [1, 2]. by Monte – Carlo method, neutron image, and Keywords: Neutron activation analysis, Neutron flux, The 3rd horizontal channel of Dalat nuclear reactor, Neutron beam diameter TÀI LIỆU THAM KHẢO [1]. P.N. Sơn và cs, Phát triển dịng neutron phin [4]. J.D. Brockman, J.C. McKibben, Design and lọc trên kênh ngang số 2 của lị phản ứng performance Of a thermal neutron beam for hạt nhân Đà Lạt, Báo cáo tổng kết đề tài boron neutron capture therapy at The nghiên cứu khoa học cấp bộ, Viện NLNT University Of Missouri Research Reactor Việt Nam (2009-2011). (2010). [2]. T.T. Anh et al, Calculation and design of [5]. IAEA, Database of prompt gamma rays radiation shielding configuration for nuclear from slow neutron capture for elemental research system on neutron beam, Science analysis, the IAEA in Austria (2007). and technics publishing house, Annual [6]. report (2009). brary/DOE/bnl/nuclidedata/MIRAu198.htm [3]. A. Pazirandeh et al, Measurement of [7]. Karlsruher Nuklidkarte, Chart of the thermal neutron flux in photo-neutron nuclides, 7th edition 2006. source, World Congress on Medical Physics and Biomedical Engineering, Beijing, IFMBE Proceedings, 39, 26–31 (2012). Trang 153