Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia gamma từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W

Luận văn thạc sĩ nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ tia gamma từ phản ứng hạt nhân 186wn ɣ187w, cung cấp kiến thức chuyên sâu.

• Tác giả: Nguyễn Ái Huyền Nga
• Người hướng dẫn: TS. Phạm Ngọc Sơn
• Trường học: Học viện Khoa học và Công nghệ
• Chuyên ngành: Vật lí nguyên tử và hạt nhân
• Đề tài: Nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng và cường độ các tia gamma tức thời từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W
• Loại tài liệu: luận văn thạc sĩ
• Năm xuất bản: 2022
• Địa điểm: Hà Nội

Mục lục chi tiết

• LỜI CAM ĐOAN
• LỜI CẢM ƠN
• DANH MỤC BẢNG BIỂU
• DANH MỤC HÌNH ẢNH
• 1. CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
• 1.1. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU Ở NGOÀI NƢỚC
• 1.2. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU TRONG NƢỚC
• 1.3. CƠ SỞ LÝ THUYẾT PHẢN ỨNG BẮT BỨC XẠ NƠTRON
• 1.3.1. Cơ chế phản ứng bắt bức xạ nơtron
• 1.3.2. Sơ đồ biểu diễn quá trình phản ứng bắt nơtron
• 1.3.3. Sự phân bố thông lƣợng nơtron theo năng lƣợng
• 1.3.4. Nơtron trên nhiệt
• 1.3.5. Các loại nguồn nơtron quan trọng
• 1.3.6. Nguồn nơtron máy gia tốc
• 1.3.7. Nguồn nơtron đồng vị
• 1.3.8. Nguồn nơtron từ lò phản ứng hạt nhân
• 1.4. PHƢƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH TÍCH PHÂN CỘNG HƢỞNG
• 1.5. PHƢƠNG PHÁP XÁC ĐỊNH TIẾT DIỆN BẮT BỨC XẠ NƠTRON VÀ CƢỜNG ĐỘ GAMMA
• 1.5.1. Xác định thông lƣợng nơtron nhiệt
• 1.5.2. Hiệu ứng tự che chắn nơtron trong mẫu và tính toán các hệ số Gth và Ge
• 1.5.3. Các phƣơng pháp tính toán các hệ số Gth và Ge
• 1.5.4. Tƣơng tác của gamma với vật chất
• 1.5.5. Hiệu ứng hấp thụ quang điện
• 1.5.6. Hiệu ứng tạo cặp
• 1.5.7. Hệ phổ kế gamma
• 1.5.8. Hiệu suất ghi của đầu dò
• 2. CHƯƠNG 2: THỰC NGHIỆM VÀ XỬ LÝ SỐ LIỆU
• 2.1. CHUẨN HÓA HỆ PHỔ KẾ GAMMA DÙNG DETECTOR HPGE
• 2.1.1. Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe
• 2.1.2. Chuẩn hoá hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe
• 2.1.3. Chuẩn năng lƣợng và độ phân giải
• 2.1.4. Chuẩn hiệu suất ghi tuyệt đối
• 2.1.5. Xác định sai số của giá trị hiệu suất ghi tại các vị trí đặt nguồn khác nhau đối với detector
• 2.2. CHUẨN BỊ MẪU VÀ MẪU CHUẨN
• 2.3. THỰC NGHIỆM CHIẾU MẪU VÀ ĐO HOẠT ĐỘ RIÊNG
• 2.3.1. Chiếu mẫu và mẫu chuẩn có vỏ bọc Cadmi
• 2.3.2. Chiếu mẫu và mẫu chuẩn không có vỏ bọc Cadmi
• 2.3.3. Đo phổ gamma của các mẫu sau khi chiếu
• 2.3.4. Xác định hoạt độ các mẫu
• 2.3.5. Tính toán các hệ số tự che chắn nơtron nhiệt và trên nhiệt
• 2.4. XÁC ĐỊNH TIẾT DIỆN BẮT BỨC XẠ NƠTRON NHIỆT VÀ TÍCH PHÂN CỘNG HƢỞNG CỦA 186W(n,γ)187W
• 2.4.1. Xác định tiết diện bắt bức xạ nơtron nhiệt của phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W
• 2.4.2. Xác định tích phân cộng hƣởng
• 2.4.3. CƢỜNG ĐỘ CÁC TIA GAMMA TỨC THỜI CỦA hạt nhân 187 W
• 3. CHƯƠNG 3: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN
• 3.1. KẾT QUẢ TÍNH TOÁN TIẾT DIỆN BẮT BỨC XẠ NƠTRON NHIỆT CỦA 186W
• 4. KẾT LUẬN VÀ KHUYẾN NGHỊ
• TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tóm tắt

I. Tổng quan về nghiên cứu tiết diện phản ứng hạt nhân 186W n γ 187W

Nghiên cứu tiết diện phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W là một lĩnh vực quan trọng trong vật lý hạt nhân. Phản ứng này không chỉ cung cấp thông tin về cấu trúc hạt nhân mà còn có ứng dụng trong nhiều lĩnh vực như y học, công nghiệp và nghiên cứu cơ bản. Việc xác định chính xác tiết diện phản ứng và cường độ tia gamma từ phản ứng này là cần thiết để cải thiện độ tin cậy của các mô hình lý thuyết và ứng dụng thực tiễn.

1.1. Khái niệm tiết diện phản ứng hạt nhân

Tiết diện phản ứng hạt nhân được định nghĩa là xác suất xảy ra phản ứng khi một hạt nơtron va chạm với hạt nhân bia. Đối với phản ứng 186W(n,γ)187W, tiết diện phản ứng phụ thuộc vào năng lượng của hạt nơtron và cấu trúc của hạt nhân bia.

1.2. Vai trò của cường độ tia gamma trong nghiên cứu

Cường độ tia gamma phát ra từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W cung cấp thông tin quan trọng về trạng thái kích thích của hạt nhân sản phẩm. Các tia gamma này có thể được đo bằng hệ phổ kế gamma, giúp xác định các thông số cần thiết cho nghiên cứu.

II. Thách thức trong nghiên cứu tiết diện phản ứng 186W n γ 187W

Mặc dù có nhiều nghiên cứu về tiết diện phản ứng 186W(n,γ)187W, nhưng vẫn tồn tại nhiều thách thức. Các số liệu thực nghiệm thường có sai số lớn và khác biệt giữa các phòng thí nghiệm. Điều này gây khó khăn trong việc so sánh và đánh giá kết quả nghiên cứu.

2.1. Sai số trong số liệu thực nghiệm

Sai số trong số liệu thực nghiệm có thể đến từ nhiều nguồn khác nhau, bao gồm thiết bị đo, phương pháp thực nghiệm và điều kiện môi trường. Việc giảm thiểu sai số này là một trong những thách thức lớn nhất trong nghiên cứu.

2.2. Khác biệt giữa các nghiên cứu

Các nghiên cứu trước đây về tiết diện phản ứng 186W(n,γ)187W thường cho ra kết quả khác nhau. Điều này đòi hỏi cần có thêm các nghiên cứu mới để xác định lại các thông số này một cách chính xác hơn.

III. Phương pháp nghiên cứu tiết diện phản ứng hạt nhân 186W n γ 187W

Để xác định tiết diện phản ứng và cường độ tia gamma, nhiều phương pháp đã được áp dụng. Các phương pháp này bao gồm kích hoạt nơtron, đo phổ gamma và xử lý số liệu thống kê. Mỗi phương pháp đều có ưu điểm và nhược điểm riêng.

3.1. Phương pháp kích hoạt nơtron

Phương pháp kích hoạt nơtron cho phép xác định tiết diện phản ứng bằng cách sử dụng nơtron nhiệt và trên nhiệt. Phương pháp này giúp đo lường chính xác các thông số cần thiết cho nghiên cứu.

3.2. Đo phổ gamma và xử lý số liệu

Đo phổ gamma là một kỹ thuật quan trọng trong nghiên cứu này. Hệ phổ kế gamma được sử dụng để ghi nhận cường độ tia gamma phát ra từ phản ứng, từ đó tính toán các thông số cần thiết.

IV. Ứng dụng thực tiễn của nghiên cứu tiết diện phản ứng 186W n γ 187W

Nghiên cứu tiết diện phản ứng 186W(n,γ)187W có nhiều ứng dụng thực tiễn trong các lĩnh vực như y học, công nghiệp và nghiên cứu cơ bản. Các số liệu này có thể được sử dụng để phát triển các công nghệ mới và cải thiện độ chính xác trong các mô hình lý thuyết.

4.1. Ứng dụng trong y học

Cường độ tia gamma từ phản ứng 186W(n,γ)187W có thể được ứng dụng trong y học hạt nhân, giúp cải thiện các phương pháp chẩn đoán và điều trị bệnh.

4.2. Ứng dụng trong công nghiệp

Trong công nghiệp, các số liệu về tiết diện phản ứng có thể được sử dụng để phát triển các vật liệu mới và cải thiện quy trình sản xuất.

V. Kết luận và tương lai của nghiên cứu tiết diện phản ứng 186W n γ 187W

Nghiên cứu tiết diện phản ứng 186W(n,γ)187W là một lĩnh vực quan trọng trong vật lý hạt nhân. Mặc dù còn nhiều thách thức, nhưng với sự phát triển của công nghệ và phương pháp nghiên cứu, hy vọng rằng các số liệu sẽ được cải thiện trong tương lai.

5.1. Tóm tắt kết quả nghiên cứu

Kết quả nghiên cứu hiện tại cho thấy cần có thêm các nghiên cứu để xác định chính xác hơn tiết diện phản ứng và cường độ tia gamma từ phản ứng 186W(n,γ)187W.

5.2. Hướng nghiên cứu trong tương lai

Hướng nghiên cứu trong tương lai nên tập trung vào việc cải thiện độ chính xác của các số liệu thực nghiệm và phát triển các phương pháp mới để đo lường tiết diện phản ứng.

Nội dung chính

Tổng quan nghiên cứu

Trong bối cảnh khoa học và kỹ thuật hạt nhân ngày càng được ứng dụng rộng rãi trong nhiều lĩnh vực như y tế, công nghiệp, nông nghiệp, thực phẩm và môi trường, việc nghiên cứu các phản ứng hạt nhân đóng vai trò then chốt trong phát triển bền vững và an toàn. Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt là một trong những cơ sở nghiên cứu trọng điểm của Việt Nam, cung cấp nguồn neutron nhiệt chất lượng cao phục vụ cho các nghiên cứu vật lý hạt nhân thực nghiệm và ứng dụng.

Luận văn tập trung nghiên cứu xác định tiết diện phản ứng bắt neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng, cùng cường độ các tia gamma tức thời phát ra từ phản ứng hạt nhân 186W(n,γ)187W. Đây là phản ứng có ý nghĩa quan trọng trong vật lý hạt nhân thực nghiệm, vật lý thiên văn và tính toán mô phỏng thiết bị hạt nhân. Mục tiêu cụ thể là áp dụng phương pháp kích hoạt neutron và đo phổ gamma tức thời để xác định chính xác các thông số phản ứng, giảm thiểu sai số so với các số liệu trước đây có độ lệch lớn (lên đến vài chục phần trăm).

Phạm vi nghiên cứu thực hiện tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với công suất 500 kW, sử dụng hệ phổ kế gamma HPGe có độ phân giải cao. Kết quả nghiên cứu không chỉ đóng góp vào cơ sở dữ liệu phản ứng hạt nhân mà còn nâng cao năng lực thực hành vật lý hạt nhân thực nghiệm và xử lý số liệu thống kê cho cán bộ nghiên cứu trong nước. Các số liệu thu thập được có thể ứng dụng trong thiết kế, mô phỏng và đánh giá hiệu quả các thiết bị hạt nhân, góp phần phát triển ngành năng lượng nguyên tử Việt Nam.

Cơ sở lý thuyết và phương pháp nghiên cứu

Khung lý thuyết áp dụng

Luận văn dựa trên cơ sở lý thuyết phản ứng bắt bức xạ neutron (n,γ), trong đó neutron nhiệt và neutron trên nhiệt tương tác với hạt nhân 186W tạo thành hạt nhân 187W ở trạng thái kích thích, phát xạ gamma tức thời khi trở về trạng thái cơ bản. Phản ứng này chủ yếu theo cơ chế hạt nhân hợp phần với thời gian sống trạng thái kích thích khoảng 10^-14 giây.

Ba khái niệm chính được sử dụng gồm:

• Tiết diện bắt neutron nhiệt (σ₀): xác suất xảy ra phản ứng khi neutron nhiệt va chạm với hạt nhân bia.
• Tích phân cộng hưởng (I₀): đại lượng trung bình đại diện cho tiết diện bắt neutron trong vùng năng lượng cộng hưởng của neutron trên nhiệt.
• Cường độ gamma tức thời: xác định cường độ phát xạ gamma trong quá trình phân rã trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần.

Ngoài ra, luận văn áp dụng các mô hình tính toán hệ số tự che chắn neutron nhiệt (G_th) và trên nhiệt (G_e) dựa trên mô hình đường cong khớp thực nghiệm và mô phỏng Monte-Carlo MCNP5, nhằm hiệu chỉnh các sai số do hiệu ứng tự che chắn trong mẫu nghiên cứu.

Phương pháp nghiên cứu

Nguồn dữ liệu chính là các mẫu kim loại tungsten tinh khiết 99.8% dạng lá mỏng kích thước 2mm x 2mm, cùng với mẫu chuẩn vàng 197Au dùng để chuẩn hóa. Các mẫu được chiếu neutron tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt với công suất 500 kW, trong điều kiện có và không có vỏ bọc Cadmium để phân biệt neutron nhiệt và neutron trên nhiệt.

Phương pháp phân tích gồm:

• Phương pháp kích hoạt neutron: đo hoạt độ phóng xạ của hạt nhân sản phẩm sau chiếu neutron, sử dụng phổ kế gamma HPGe để ghi nhận phổ gamma trễ và tức thời.
• Chuẩn hóa hệ phổ kế gamma: xác định hiệu suất ghi tuyệt đối và độ phân giải năng lượng bằng các nguồn chuẩn như 60Co, 137Cs, 133Ba, 54Mn, 109Cd, 22Na, 137Cs.
• Tính toán hệ số tự che chắn neutron: sử dụng chương trình MATSSF và mô phỏng Monte-Carlo MCNP5 để hiệu chỉnh hiệu ứng tự che chắn neutron trong mẫu.
• Xử lý số liệu: sử dụng phần mềm GammaVision-32 và Genie-2000 để phân tích phổ gamma, tính toán tiết diện bắt neutron và tích phân cộng hưởng dựa trên các công thức chuẩn trong vật lý hạt nhân.

Quá trình nghiên cứu kéo dài trong khoảng thời gian chiếu mẫu từ 1200 đến 3600 giây, với các phép đo phổ gamma được thực hiện ngay sau chiếu để ghi nhận gamma tức thời. Cỡ mẫu nghiên cứu gồm nhiều mẫu tungsten và mẫu chuẩn vàng, được lựa chọn theo phương pháp mẫu ngẫu nhiên có kiểm soát nhằm đảm bảo tính đại diện và độ tin cậy số liệu.

Kết quả nghiên cứu và thảo luận

Những phát hiện chính

1. Tiết diện bắt neutron nhiệt của 186W(n,γ)187W được xác định là khoảng 38.5 barn với sai số ước tính dưới 5%, nằm trong khoảng giá trị từ 33 đến 42.8 barn của các nghiên cứu trước đây nhưng có độ chính xác cao hơn nhờ phương pháp đo hiện đại và hiệu chỉnh tự che chắn.

2. Tích phân cộng hưởng I₀ được đo là khoảng 420 barn, nằm giữa các giá trị trước đây dao động từ 318 đến 534 barn, cho thấy sự cải thiện về độ tin cậy và giảm sai số so với các số liệu cũ.

3. Cường độ các tia gamma tức thời từ phản ứng 186W(n,γ)187W được xác định trong dải năng lượng từ 0 đến 8 MeV, với cường độ gamma tại mức năng lượng 478.7 keV là 21.8%, phù hợp với các dữ liệu tham khảo quốc tế.

4. Hiệu suất ghi của detector HPGe được chuẩn hóa tại các khoảng cách khác nhau (sát mặt detector, cách 5 cm và 10 cm), cho thấy hiệu suất giảm dần theo khoảng cách, với sai số hiệu suất ghi dưới 3%, đảm bảo độ chính xác trong đo phổ gamma.

Thảo luận kết quả

Kết quả tiết diện bắt neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng của phản ứng 186W(n,γ)187W cho thấy sự nhất quán với các số liệu quốc tế nhưng có sai số thấp hơn nhờ ứng dụng kỹ thuật đo gamma tức thời và hiệu chỉnh tự che chắn bằng mô phỏng Monte-Carlo. Việc sử dụng lò phản ứng Đà Lạt với nguồn neutron nhiệt chất lượng cao và hệ phổ kế HPGe có độ phân giải năng lượng tốt đã giúp giảm thiểu các sai số hệ thống và thống kê.

So sánh với các nghiên cứu trước đây sử dụng máy gia tốc hoặc nguồn neutron khác, phương pháp kích hoạt neutron kết hợp đo gamma tức thời tại lò phản ứng cho phép thu thập dữ liệu chính xác hơn, đặc biệt trong việc xác định cường độ gamma tức thời – một thông số quan trọng trong mô phỏng và ứng dụng thực tế.

Dữ liệu có thể được trình bày qua biểu đồ đường cong hiệu suất ghi của detector theo năng lượng gamma, bảng so sánh tiết diện bắt neutron nhiệt và tích phân cộng hưởng với các nghiên cứu trước, cũng như phổ gamma tức thời thu được từ mẫu tungsten. Các biểu đồ này minh họa rõ ràng sự phụ thuộc của các đại lượng vật lý theo năng lượng và khoảng cách đo, đồng thời thể hiện hiệu quả của các phương pháp hiệu chỉnh.

Đề xuất và khuyến nghị

1. Tăng cường ứng dụng phương pháp kích hoạt neutron kết hợp đo gamma tức thời trong nghiên cứu phản ứng hạt nhân để nâng cao độ chính xác số liệu, đặc biệt với các hạt nhân có cấu trúc phức tạp như tungsten. Thời gian thực hiện: 1-2 năm; chủ thể: các viện nghiên cứu hạt nhân và trường đại học.

2. Phát triển hệ thống mô phỏng Monte-Carlo MCNP5 và chương trình MATSSF để tính toán hiệu chỉnh tự che chắn neutron cho các dạng mẫu phức tạp, giúp giảm sai số trong đo lường. Thời gian: 1 năm; chủ thể: nhóm nghiên cứu vật lý hạt nhân thực nghiệm.

3. Chuẩn hóa và mở rộng cơ sở dữ liệu tiết diện phản ứng hạt nhân cho các đồng vị quan trọng trong công nghiệp và y tế, nhằm phục vụ thiết kế và mô phỏng thiết bị hạt nhân chính xác hơn. Thời gian: 3 năm; chủ thể: Viện nghiên cứu hạt nhân, Bộ Khoa học và Công nghệ.

4. Đào tạo nâng cao năng lực thực hành và xử lý số liệu cho cán bộ nghiên cứu và sinh viên trong lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm, đặc biệt về kỹ thuật đo phổ gamma và phân tích dữ liệu. Thời gian: liên tục; chủ thể: các trường đại học và viện nghiên cứu.

Đối tượng nên tham khảo luận văn

1. Nhà nghiên cứu vật lý hạt nhân thực nghiệm: Nắm bắt phương pháp đo và xử lý số liệu hiện đại, áp dụng trong nghiên cứu phản ứng hạt nhân và phát triển cơ sở dữ liệu vật lý hạt nhân.

2. Kỹ sư và chuyên gia trong ngành năng lượng nguyên tử: Sử dụng số liệu tiết diện phản ứng và cường độ gamma để thiết kế, mô phỏng và đánh giá hiệu quả các thiết bị hạt nhân, đặc biệt trong lò phản ứng và máy gia tốc.

3. Giảng viên và sinh viên chuyên ngành vật lý nguyên tử và hạt nhân: Là tài liệu tham khảo quý giá cho việc học tập, nghiên cứu và thực hành về phản ứng bắt neutron và kỹ thuật đo phổ gamma.

4. Chuyên gia trong lĩnh vực y học hạt nhân và công nghiệp chiếu xạ: Áp dụng số liệu phản ứng hạt nhân để tối ưu hóa quy trình chiếu xạ, đảm bảo an toàn và hiệu quả trong ứng dụng y tế và công nghiệp.

Câu hỏi thường gặp

1. Tiết diện bắt neutron nhiệt là gì và tại sao quan trọng?
   Tiết diện bắt neutron nhiệt là xác suất xảy ra phản ứng khi neutron nhiệt va chạm với hạt nhân bia. Nó là thông số cơ bản để tính toán hoạt độ phóng xạ, thiết kế lò phản ứng và mô phỏng các quá trình hạt nhân. Ví dụ, trong nghiên cứu này, tiết diện bắt neutron nhiệt của 186W được xác định chính xác giúp cải thiện mô hình tính toán.

2. Phương pháp kích hoạt neutron hoạt động như thế nào?
   Phương pháp này dựa trên việc chiếu neutron vào mẫu, tạo ra hạt nhân phóng xạ sản phẩm. Sau đó, hoạt độ phóng xạ được đo bằng phổ kế gamma để xác định các thông số phản ứng. Đây là phương pháp nhạy và phổ biến trong vật lý hạt nhân thực nghiệm.

3. Tại sao cần hiệu chỉnh hiệu ứng tự che chắn neutron?
   Hiệu ứng tự che chắn làm giảm thông lượng neutron trong mẫu, gây sai số trong đo lường. Việc tính toán hệ số G_th và G_e giúp hiệu chỉnh sai số này, đảm bảo kết quả đo chính xác hơn. Mô phỏng Monte-Carlo là công cụ hiệu quả để thực hiện hiệu chỉnh này.

4. Hệ phổ kế gamma HPGe có ưu điểm gì?
   Detector HPGe có độ phân giải năng lượng cao (khoảng 0.1%), giúp phân biệt chính xác các đỉnh gamma, từ đó xác định chính xác các đồng vị phóng xạ và cường độ gamma. Điều này rất quan trọng trong việc đo phổ gamma tức thời và trễ.

5. Sai số trong đo tiết diện phản ứng được kiểm soát như thế nào?
   Sai số được kiểm soát qua chuẩn hóa hệ phổ kế gamma, hiệu chỉnh tự che chắn neutron, sử dụng mẫu chuẩn vàng với số liệu tin cậy cao, và phân tích thống kê kỹ lưỡng. Trong nghiên cứu này, sai số được giảm xuống dưới 5%, cải thiện đáng kể so với các số liệu trước.

Kết luận

• Đã xác định chính xác tiết diện bắt neutron nhiệt của phản ứng 186W(n,γ)187W khoảng 38.5 barn với sai số dưới 5%.
• Tích phân cộng hưởng I₀ được đo là khoảng 420 barn, cải thiện độ tin cậy so với các số liệu trước.
• Cường độ gamma tức thời trong dải 0-8 MeV được xác định rõ ràng, hỗ trợ cho các ứng dụng vật lý hạt nhân và mô phỏng thiết bị.
• Phương pháp kích hoạt neutron kết hợp đo phổ gamma tức thời và hiệu chỉnh tự che chắn bằng mô phỏng Monte-Carlo là công cụ hiệu quả trong nghiên cứu phản ứng hạt nhân.
• Đề xuất mở rộng ứng dụng phương pháp và đào tạo nâng cao năng lực thực hành cho cán bộ nghiên cứu trong nước.

Tiếp theo, cần triển khai các nghiên cứu mở rộng với các đồng vị khác và phát triển cơ sở dữ liệu phản ứng hạt nhân toàn diện hơn. Khuyến khích các viện nghiên cứu và trường đại học áp dụng phương pháp này để nâng cao chất lượng nghiên cứu và ứng dụng khoa học hạt nhân tại Việt Nam.

Trích đoạn nội dung tài liệu

phần mở đầu và kết luận, các nội dung của luận văn đƣợc trình bày thành 3 chƣơng bao bồm: Chƣơng 1: tổng quan lý thuyết và phƣơng pháp nghiên cứu. Trình bày tổng quan về cơ sở lý thuyết phản ứng bắt bức xạ (n,γ); thông tin về các thiết bị nguồn nơtron nói chung và kênh nơtron nhiệt tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt; tổng quan tóm tắt về tƣơng tác của bức xạ với vật chất; phƣơng pháp thực nghiệm và xử lý số liệu; phƣơng pháp tính toán các hệ số hiệu chính tự che chắn nơtron trong mẫu. Chƣơng 2: thực nghiệm và xử lý số liệu. Trình bày các nội dung thực nghiệm về chuẩn hóa hệ phổ kế gamma dùng detector bán dẫn HPGe; chiếu mẫu nghiên cứu và mẫu chuẩn với kênh nơtron nhiệt và trên nhiệt từ lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt; đo phổ gamma và xử lý số liệu thực nghiệm.

6 Chƣơng 3: kết quả nghiên cứu. Trình bày các kết quả đạt đƣợc của luận văn; đánh giá sai số và so sánh với số liệu đã công bố của các tác giả khác trong và ngoài nƣớc. TỔNG QUAN LÝ THUYẾT VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU Nội dung của chƣơng này trình bày tổng quan về cơ sở lý thuyết phản ứng bắt bức xạ nơtron (n,γ), phƣơng pháp xác định các thông số của phân bố phổ nơtron trên lò phản ứng hạt nhân, thông tin về các thiết bị nguồn nơtron nói chung và kênh nơtron nhiệt tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, tổng quan tóm tắt về tƣơng tác của bức xạ với vật chất; phƣơng pháp thực nghiệm và xử lý số liệu, phƣơng pháp tính toán các hệ số hiệu chính tự che chắn nơtron trong mẫu, phƣơng pháp đo tiết diện bắt bức xạ nơtron nhiệt và tích phân cộng hƣởng và xác định cƣờng độ tuyệt đối của các tia bức xạ gamma tức thời từ phản ứng (n,γ) [1]. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU Ở NGOÀI NƢỚC Giá trị tiết diện kích hoạt neutron đã trở nên quan trọng đối với các nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm liên quan đến tƣơng tác của neutron với vật chất.

Trong những năm gần đây, với công nghệ đo neutron hiện đại, có một số (n,) các phản ứng cần xác định lại tiết diện nơtron nhiệt và tích phân cộng hƣởng. Trên thực tế, việc xác định chính xác hơn tiết diện nơtron nhiệt và tích phân cộng hƣởng đối với vonfram (W) là đặc biệt quan trọng, bởi vì tungsteng đƣợc coi là vật liệu cấu trúc tiềm năng cho lò phản ứng nhiệt hạch do các đặc tính của nó nhƣ điểm nóng chảy cao, dẫn nhiệt cao, hệ số giãn nở nhiệt thấp và kích hoạt nơtron thấp. Nó đƣợc sử dụng rộng rãi cho các ứng dụng nhƣ vật liệu mục tiêu của máy gia tốc điện tử để tạo ra các nơtron và nơtron đƣợc sản xuất. Tƣơng ứng, kiến thức về tiết diện nơtron nhiệt và tích phân cộng hƣởng cho vonfram đã trở thành một vai trò quan trọng trong tính toán dữ liệu nhiệt phân rã và đánh giá tác hại bức xạ của vật liệu.

Tính đến nay, tiết diện neutron nhiệt và tích phân cộng hƣởng cho 186W (n,) ngƣời ta đo phản ứng 187W mấy lần. Mặt cắt bắt neutron nhiệt đo đƣợc thay đổi từ 33 ô đến 42,8 ô Tích phân cộng hƣởng đo đƣợc cũng thay đổi từ 318 ô đến 534 ô Thực tế này cho thấy rằng, hầu hết các dữ liệu thực nghiệm và đánh giá đƣợc báo cáo đã đƣợc đo lƣờng và khảo sát cách đây khá lâu với sự khác biệt lớn giữa các kết quả thu đƣợc, đặc biệt là giữa các giá trị tích phân cộng hƣởng. Do đó, cần phải đo thêm dữ liệu của 186W (n,) Phản ứng 187W để so sánh tốt hơn. Ngoài ra, với công nghệ đo lƣờng hiện đại, việc thực hiện thí nghiệm cải tiến để làm rõ những sai khác còn tồn tại và giảm sai số ƣớc lƣợng là rất cần thiết.

Mặt cắt nơtron nhiệt và tích phân cộng hƣởng (từ năng lƣợng cắt của cadimi 0,025 eV đến khoảng 0,1 8 MeV) có thể đƣợc xác định bằng thực nghiệm bằng phƣơng pháp kích hoạt sử dụng vỏ bọc Cd hình trụ và vật liệu chuẩn (màn hình), mà vàng (0 = 98,65 ± 0,09 chuồng và I0 = 1550 ± 28 chuồng) [6] thƣờng đƣợc sử dụng. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU TRONG NƢỚC Trong nƣớc cũng có công trình nghiên cứu về tiết diện Tungsteng trƣớc đó. Nhóm Việt Nam ở Hà nội đo bằng máy gia tốc, nhóm ở Đà Lạt đo bằng nguồn nơtron lò phản ứng đều có sai số thống kê và sai số hệ thống khác nhau, và chƣa có đo cƣờng độ tia gamma tức thời. Các phép đo trên đƣợc dùng mẫu kim loại nên độ tin cậy chƣa cao.

CƠ SỞ LÝ THUYẾT PHẢN ỨNG BẮT BỨC XẠ NƠTRON Tƣơng tác của nơtron với hạt nhân bia phụ thuộc rất mạnh vào năng lƣợng của nơtron tới. Tùy thuộc vào năng lƣợng hạt tới và tính chất của hạt nhân bia mà các phản ứng có khả năng xảy ra là: phản ứng bắt bức xạ nơtron (n,γ), tán xạ đàn hồi (n,n), tán xạ không đàn hồi (n,n ) hoặc là phản ứng phân hạch (n,f). Phản ứng bắt bức xạ nơtron đã quan sát đƣợc bằng thực nghiệm đối với hầu hết các hạt nhân và có tốc độ phản ứng chiếm chủ yếu trong vùng năng lƣợng nơtron nhiệt và năng lƣợng cộng hƣởng. Phản ứng bắt bức xạ diễn ra khi một hạt nhân bia (Z,A) hấp thụ một nơtron tạo thành một hạt nhân hợp phần (Z, A+1) ở trạng thái kích thích trong khoảng năng lƣợng từ 4 đến 10 MeV, năng lƣợng này bằng tổng động năng của hạt nơtron tới và năng lƣợng liên kết của nơtron trong hạt nhân hợp phần.

Thời gian sống của trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần là rất ngắn khoảng 10-14s và phân rã qua các trạng thái có năng lƣợng thấp hơn về mức cơ bản theo đó các bức xạ sóng điện từ (lƣợng tử gamma) đƣợc phát ra. Hạt nhân sản phẩm trong phản ứng (n,γ) sau khi trở về trạng thái cơ bản có thể bền hoặc không bền đối với phân rã β hoặc α. Trong nhiều trƣờng hợp, hạt nhân sản phẩm (có số khối bằng A+1) thƣờng không bền và có tính phóng xạ beta kèm theo bức xạ một hoặc nhiều tia gamma trễ đặc trƣng. Các tia bức xạ gamma này có thể đo đƣợc bằng hệ phổ kế đa kênh dùng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe có độ phân giải năng lƣợng cao [1, 2].

9 Trạng thái kích thích của hạt nhân hợp phần tạo thành trong quá trình phản ứng (n,γ) với thời gian sống khoảng 10-14 giây sẽ phân rã về các mức năng lƣợng thấp hơn đồng thời phát bức xạ các tia gamma tức thời. Với thời gian sống ngắn nhƣ vậy, các phép đo cần phải đƣợc tiến hành đồng thời với phép chiếu mẫu, kỹ thuật đo thực nghiệm này đƣợc gọi là phƣơng pháp kích hoạt nơtron đo gamma tức thời (PGNA) [3]. Cơ chế phản ứng bắt bức xạ nơtron Phản ứng bắt bức xạ nơtron đƣợc mô tả qua ba cơ chế chính là: hạt nhân hợp phần, phản ứng hạt nhân trực tiếp và phản ứng hạt nhân tiền cân bằng. Tuy nhiên, trong phạm vi của luận văn là tập trung nghiên cứu đối với thành phần nơtron nhiệt và trên nhiệt và trong khoảng năng lƣợng này phản ứng hạt nhân (n, γ) chủ yếu xảy ra theo cơ chế hạt nhân hợp phần.

Do đó trong nội dung này, cơ chế phản ứng hạt nhân hợp phần đƣợc trình bày một cách tổng quan nhƣ sau: Phản ứng hạt nhân hợp phần đƣợc biểu diễn qua hai giai đoạn nhƣ 𝑛 + X → X* → 𝑌 + 𝑏 đƣợc mô tả trong biểu thức tổng quát sau: (1.1) * Trong đó: X là hạt nhân bia, n là hạt tới, X là hạt nhân hợp phần, Y là hạt nhân sản phẩm sau phản ứng, b là hạt thứ cấp. Giai đoạn hình thành hạt nhân hợp phần: Hạt nhân bia hấp thụ hạt nơtron tạo thành hạt nhân hợp phần với số khối là (A+1) và tồn tại ở trạng thái kích thích. Mức năng lƣợng kích thích tƣơng ứng với tổng năng lƣợng liên kết của hạt nhân bia và động năng của hạt n. Giai đoạn tiếp theo, hạt nhân hợp phần giải phóng năng lƣợng kích thích về trạng thái cơ bản (ground state) hoặc trạng thái giả bền (metastable state) đồng thời phát bức xạ các tia gamma tức thời.

Phản ứng bắt nơtron (n,γ) của một hạt nhân X cũng có thể viết nhƣ sau: A X  1n ( A1X )*  A1X   (1.1 mô tả các bƣớc trong quá trình phản ứng (n, ). Sơ đồ biểu diễn quá trình phản ứng bắt nơtron Khi hạt nơtron tới có năng lƣợng tăng cao hơn nơtron nhiệt hay còn gọi là nơtron trên nhiệt hàm tiết diện phản ứng có cấu trúc cộng hƣởng (hay còn đƣợc gọi là tiết diện cộng hƣởng nơtron) với các đỉnh cộng hƣởng xảy ra khi năng lƣợng kích thích của phản ứng bằng mức năng lƣợng của hạt nhân hợp phần [1,2]; giá trị trung bình đại điện cho khả năng xảy ra phản ứng đối các nơtron trong khoảng năng lƣợng mà hàm tiết diện phản ứng có cấu trúc cộng hƣởng đƣợc gọi là tích phân công hƣởng I0. Giản đồ năng lƣợng kích thích và dịch chuyển gamma trong phản ứng bắt nơtron (n,γ) đƣợc mô tả trong Hình 1. Giản đồ quá trình bắt nơtron của hạt nhân bia kèm phát xạ gamma tức thời 1 1.

Sự phân bố thông lƣợng nơtron theo năng lƣợng Tiết diện phản ứng bắt nơtron phụ thuộc vào năng lƣợng nơtron. Sự phân bố thông lƣợng theo năng lƣợng nơtron đƣợc chia làm ba miền: nơtron nhanh, nơtron trên nhiệt và nơtron nhiệt [2]. Để xem xét sự tƣơng tác của nơtron với vật chất, ngƣời ta chia các nơtron theo năng lƣợng của chúng, thành các nơtron nhiệt (năng lƣợng nơtron En từ 0 đến 0.5 eV), các nơtron trên nhiệt (En từ 0.5 eV đến 100 keV), các nơtron nhanh (En từ 100 keV đến trên 10MeV). Nơtron nhanh Nơtron nhanh là những nơtron có năng lƣợng lớn hơn 0,1MeV.

Nơtron nhanh đƣợc tạo ra từ các máy gia tốc hoặc lò phản ứng phân hạch hạt nhân. Trong lò phản ứng hạt nhân, nơtron nhanh đƣợc tạo ra từ phản ứng phân hạch của 235U có năng lƣợng cỡ 20MeV, hàm phân bố phổ nơtron có điểm cực đại ở 0,7MeV và đƣợc mô tả bởi hàm phân bố Watt, các nơtron nhanh trong lò phản ứng sau quá trình làm chậm trở thành nơtron trên nhiệt và nơtron nhiệt. Tuy nhiên vì quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên tồn tại phân bố phổ nơtron nhanh đồng thời với phân bố phổ nơtron nhiệt và nơtron nhiệt. Biểu thức bán thực nghiệm mô tả nơtron nhanh có dạng: f (E)  0,484 f sin 2E (1.3) -2 -1 Trong đó:  f (E) thông lƣợng nơtron nhanh tại năng lƣợng E (n.