Đề tài Ảnh hưởng của hệ số tích lũy (buildup factor) đến sai số hệ thống trong kiểm tra các thùng thải phóng xạ

Ngày nay khi lĩnh vực hạt nhân đã được sử dụng rộng rãi trong đời sống với nhiều mục đích khác nhau như: y tế, quân sự, nghiên cứu, giảng dạy, công nghiệp, Các đồng vị phóng xạ được sản xuất và sử dụng ngày càng nhiều kéo theo đó cũng tạo ra một lượng chất thải phóng xạ ngày càng lớn. Việc xử lý chất thải phóng xạ ngày càng được quan tâm do đó việc đánh giá chính xác hoạt độ chất thải trong các thùng chất thải này cũng là một nhu cầu cần thiết. Vậy việc nghiên cứu để tìm ra phương pháp thích hợp, hiệu quả để áp dụng vào thực tế là rất cần thiết. Sự phân bố không đồng đều của các nguồn phóng xạ bên trong thùng thải thường là nguyên nhân gây ra sai số lớn nhất, sự không đồng nhất của các chất độn, kích thước của vật liệu hạt nhân trong chất thải, hiệu ứng che chắn, .những yếu tố này đã được nghiên cứu. Nhưng cho đến nay tác động của các hệ số tích lũy (buildup factors) đến sai số hệ thống vẫn chưa được tìm hiểu và quan tâm đúng cách. Trong khóa luận này tôi xin giới thiệu sơ lược về hệ thống quét gamma phân đoạn (SGS) một trong những hệ thống thông dụng nhất trong công tác kiểm tra thùng thải phóng xạ, một số lý thuyết về hệ số tích lũy và các tính toán về ảnh hưởng của hệ số tích lũy đến sai số hệ thống trong kiểm tra các thùng rác thải phóng xạ.

pdf45 trang | Chia sẻ: tranhieu.10 | Ngày: 23/07/2018 | Lượt xem: 1147 | Lượt tải: 0download
Bạn đang xem trước 20 trang tài liệu Đề tài Ảnh hưởng của hệ số tích lũy (buildup factor) đến sai số hệ thống trong kiểm tra các thùng thải phóng xạ, để xem tài liệu hoàn chỉnh bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên
ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN KHOA VẬT LÝ - VẬT LÝ KỸ THUẬT CHUYÊN NGÀNH VẬT LÝ HẠT NHÂN ---------------- ---------------- KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP ĐẠI HỌC Đề tài: ẢNH HƯỞNG CỦA HỆ SỐ TÍCH LŨY (BUILDUP FACTOR) ĐẾN SAI SỐ HỆ THỐNG TRONG KIỂM TRA CÁC THÙNG THẢI PHÓNG XẠ SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG CBPB: PGS. TS. CHÂU VĂN TẠO TP. HỒ CHÍ MINH – 2011 KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 1 MỞ ĐẦU Ngày nay khi lĩnh vực hạt nhân đã được sử dụng rộng rãi trong đời sống với nhiều mục đích khác nhau như: y tế, quân sự, nghiên cứu, giảng dạy, công nghiệp, Các đồng vị phóng xạ được sản xuất và sử dụng ngày càng nhiều kéo theo đó cũng tạo ra một lượng chất thải phóng xạ ngày càng lớn. Việc xử lý chất thải phóng xạ ngày càng được quan tâm do đó việc đánh giá chính xác hoạt độ chất thải trong các thùng chất thải này cũng là một nhu cầu cần thiết. Vậy việc nghiên cứu để tìm ra phương pháp thích hợp, hiệu quả để áp dụng vào thực tế là rất cần thiết. Sự phân bố không đồng đều của các nguồn phóng xạ bên trong thùng thải thường là nguyên nhân gây ra sai số lớn nhất, sự không đồng nhất của các chất độn, kích thước của vật liệu hạt nhân trong chất thải, hiệu ứng che chắn,.những yếu tố này đã được nghiên cứu. Nhưng cho đến nay tác động của các hệ số tích lũy (buildup factors) đến sai số hệ thống vẫn chưa được tìm hiểu và quan tâm đúng cách. Trong khóa luận này tôi xin giới thiệu sơ lược về hệ thống quét gamma phân đoạn (SGS) một trong những hệ thống thông dụng nhất trong công tác kiểm tra thùng thải phóng xạ, một số lý thuyết về hệ số tích lũy và các tính toán về ảnh hưởng của hệ số tích lũy đến sai số hệ thống trong kiểm tra các thùng rác thải phóng xạ. KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 2 CHƢƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ HỆ THỐNG QUÉT GAMMA PHÂN ĐOẠN (SGS) 1.1. Giới thiệu về hệ thống quét gamma phân đoạn (SGS) Ngày nay khi nhắc đến việc kiểm tra các thùng rác thải phóng xạ ta thường áp dụng ba kỹ thuật sau:  Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS-segmented gamma-ray scanning).  Kỹ thuật sử dụng 2 detector đồng nhất.  Kỹ thuật chụp cắt lớp (Tomographic –Technique). Trong đó hệ thống quét gamma phân đoạn là phương pháp thông dụng nhất, trong khóa luận này tôi xin giới thiệu vài nét về hệ thống này. Hệ thống quét gamma phân đoạn-Segmented gamma-ray scanner (SGS) là một công cụ phân tích không phá hủy đáng tin cậy và đa năng thường được dùng để xác định hàm lượng đồng vị phóng xạ trong chất thải phóng xạ mật độ thấp và các thùng thải phóng xạ. Hệ thống quét gamma phân đoạn thường được sử dụng nhiều nhất trong việc đo lường các thùng thải chứa các vật liệu hạt nhân đặc biệt-special nuclear material (SNM), chủ yếu là các đồng vị của Uranium và Plutonium. Hệ thống quét gamma phân đoạn kết hợp các chuyển động vật lý với bức xạ phóng xạ phát hiện được trong thí nghiệm. (Hình 1.1). Hệ thống quét gamma phân đoạn đã được xây dựng trong nhiều cấu hình khác nhau cho phép đo lường được ở nhiều khoảng khác nhau. Thiết bị này cũng phù hợp để hoạt động trong các nhà máy; thiết kế của nó rất chắc chắn, các thành phần của nó hoạt động rất chính xác, đáng tin cậy và luôn có sẵn từ các nguồn thương mại. Có thể nói nó là thiết bị phân tích gamma không phá hủy mẫu được sử dụng rộng rãi nhất.[4] KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 3 Để đo lường các thùng chứa chất thải và phế liệu chúng ta phải đưa vào việc miêu tả sự biến thiên theo trục dọc trong SNM và tỉ trọng chất độn cấu thành bộ phận của những thùng thải này. Tính không đồng nhất qua tâm thường ít rõ rệt và ảnh hưởng của chúng sẽ bị giảm bớt bởi việc xoay mẫu. Hệ thống quét gamma phân đoạn được phát triển như vừa là một công cụ và vừa là một thủ tục nhằm cải thiện tính chính xác cho thí nghiệm. Nó cũng là thiết bị tự động hoàn toàn đầu tiên và ngày nay được sử dụng rộng rãi nhất trong các thiết bị chế biến nhiên liệu.[3] Vấn đề khó khăn nhất khi phân tích các thùng thải phóng xạ bằng kỹ thuật quét gamma phân đoạn là nó cho sai số hệ thống lớn vì những lý do sau:  Sự phân bố không đồng nhất của nguồn. Tính không đồng nhất của chất độn. 1.2. Nguyên lý cơ bản của kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) Nguyên lý cơ bản của SGS là phân mẫu thành những phân đoạn ngang mỏng và phân tích mỗi phân đoạn một cách độc lập bằng cách sử dụng hệ thống truyền động chính xác trong kỹ thuật phân tích. Sau khi tất cả các phân đoạn được đo lường, tất cả các kết quả này sẽ được gom lại để lấy tổng phân tích cho thùng thải. Phương pháp sẽ được trình bày trong Hình.1.2. Một detector Germanium hướng vào một phân đoạn của thùng thải và xuyên qua một khe hở hoặc ống chuẩn trực trong tấm chắn chì. Một nguồn ngoài phát gamma được đặt ở hướng ngược lại của thùng thải và thẳng hàng với detector. Để phân tích U235 nguồn phát gamma là Yb 169 . Nó phát ra các tia gamma có năng lượng 177.2 keV và 198.0 keV. Với khung sát vào nhau việc phân tích tia gamma năng lượng 185.7 keV của U235. Tia gamma năng lượng 400.6 keV của Se75 phù hợp làm nguồn phát Gamma trong phân tích Pu 239 để phát hiện tia gamma 414 keV. [4] Việc sử dụng máy tính để điều khiển các thiết bị của SGS cho phép tự động hóa việc thu thập dữ liệu trong các phép phân tích và quản lý tất cả các dụng cụ. KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 4 Người điều khiển chỉ cần đặt một thùng thải chứa mẫu lên bàn chứa mẫu phân tích và SGS sẽ thực hiện tất cả phần việc còn lại. SGS bắt đầu chuỗi phân tích bằng việc bố trí bàn chứa mẫu phân tích để phần đỉnh của mẫu nằm đúng ngay bên dưới trục của detector. Hệ thống sẽ tự động xoay mẫu liên tục và nâng nó lên từng bước một cho đến khi tất cả các phân đoạn đều được phân tích hết. Các dữ liệu thu đươc của các phân đoạn riêng có thể dùng như dữ liệu đầu ra, như tất cả SNM trong thùng chứa. Điển hình như để hoàn tất một phân tích SGS cần khoảng 3 đến 5 phút,và sai số khoảng 1- 5% cho mẫu có kích thước nhỏ.[3] Hình 1.1: Mặt cắt của một hệ thống quét gamma phân đoạn Trong hệ thống quét Gamma phân đoạn trên,các phân đoạn của mẫu đã được quét bởi nguồn ngoài (Transmission Source) mẫu được nâng lên bởi máy nâng (Elevator) và được xoay vòng quanh trục dọc bởi cơ quay (Rotator). Bức xạ gamma từ mẫu và KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 5 nguồn phát bức xạ được phát hiện bởi một detector Germanium đã được chuẩn trực và làm lạnh bằng nitrogen lỏng từ một máy điều lạnh (Cryostat). Kết hợp kết quả từ mỗi phân đoạn sẽ cho ta năng lượng đồng vị phóng xạ chứa trong mẫu. [4] Hình 1.2: Sơ đồ một hệ thống quét gamma phân đoạn. 1.3. Những cải tiến trong kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS [4] Phương pháp SGS sử dụng giả thuyết rằng nguồn phóng xạ và chất độn mẫu là đồng nhất trong một phân đoạn. Quá trình dùng SGS có thể gây sai số không thỏa mãn giả thuyết này. Do đó một số cải tiến trong kỹ thuật SGS đã và đang được nghiên cứu. Hệ thống quét Gamma phân đoạn đo các bức xạ gamma do các phân rã phóng xạ tự nhiên gây ra. Các hệ số hiệu chỉnh và các cải tiến đã được áp dụng sau đó nhằm cải thiện tính chính xác cho các phép đo. Các cải tiến rơi vào 3 loại sau:  Hiệu chỉnh sự suy giảm và hấp thụ hoàn toàn tia gamma  Quét xoay mẫu và theo trục dọc  Sự hiệu chỉnh tỉ lệ mất (rate-loss corrections) KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 6 1.3.1. Hiệu chỉnh sự suy giảm và hấp thụ hoàn toàn tia gamma Hiệu chỉnh sự suy giảm và hấp thụ hoàn toàn tia gamma nhằm bù lại cho sự hấp thụ hoàn toàn bởi các thành phần của mẫu. Hệ thống quét gamma phân đoạn đo được trong thí nghiệm có bao nhiêu khoảng suy giảm của chính các tia gamma có tính chất quyết định đến sự suy giảm của các tia gamma bằng một nguồn phóng xạ bên ngoài. Loại hiệu chỉnh thứ nhất đó là hàm của sự suy giảm một cách đều đặn này đã được ứng dụng cho các tia gamma được tạo ra bên trong mẫu mà sau đó chúng bị hấp thụ hoàn toàn trước khi chúng thoát khỏi mẫu. Loại hiệu chỉnh thứ hai sử dụng cho các phép đo của vài tia gamma phát ra từ mẫu để hiệu chỉnh cho việc tăng sự tự hấp thụ, các phân tử nặng hoặc các “khuyết tật” của vật liệu hạt nhân đặc biệt trong chất độn của mẫu (tất cả những gì trong mẫu mà không phải là vật liệu hạt nhân đặc biệt) so sánh với trường hợp trong đó vật liệu hạt nhân đặc biệt được phân bố đều trong khuôn. Hình 1.3 sẽ minh họa cho 2 loại hiệu chỉnh trên. Ví dụ như nếu không có hai sự hiệu chỉnh trên độ chính xác của thí nghiệm sẽ giảm khoảng 10% đối với mẫu có chứa các ”khuyết tật” uranium lớn 100µm trong một chất độn có mật độ thấp. KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 7 Hình 1.3: Minh họa cho vấn đề gây ra bởi tính không đồng nhất của các vật liệu hạt nhân đặc biệt (SNM) trong mẫu. Đo lường phản ánh sự suy giảm trung bình bởi chất độn và SNM.Với các “Khuyết tật” có tỉ trọng lớn sẽ làm tăng sự tự hấp thụ bức xạ của các vật liệu hạt nhân đặc biệt.[4] 1.3.2. Quét xoay mẫu và theo trục dọc Quét mẫu theo trục dọc và quét xoay quanh mẫu cho phép một phản ứng đều hơn từ vật liệu phóng xạ trong các khoảng thí nghiệm (trình bày ở hình 1.4). Hệ thống quét Gamma phân đoạn xoay mẫu suốt quá trình đo nhằm hạn chế sai lệch từ sự không đồng nhất qua tâm. Nó cũng từng bước nâng mẫu để quét các phân đoạn nằm ngang (do đó kĩ thuật này có tên như vậy) để giải thích sự suy giảm khác nhau giữa các phân đoạn với nhau. Tổng hàm lượng vật liệu hạt nhân đặc biệt chứa trong KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 8 mẫu thu được bằng cách cộng lại tất cả các kết quả thí nghiệm từ các phân đoạn riêng lẽ. Hình 1.4: Các thành phần của thiết bị trong một phép phân tích sử dụng hệ thống quét gamma phân đoạn.[4] 1.3.3. Sự hiệu chỉnh tỉ lệ mất (rate-loss corrections) Các hiệu chỉnh tỉ lệ mất thích hợp cho tổng số đếm được liên quan đến các tỉ lệ mất trong các linh kiện điện tử trong hệ thống phân tích phổ gamma. Tỉ lệ tương đối của các nguồn phóng xạ nhỏ được đặt trước detector cung cấp cơ sở cho sự hiệu chỉnh này. Sự hiệu chỉnh trên làm cho phương pháp quét gamma phân đoạn thích hợp với nhiều loại vật liệu hạt nhân đặc biệt mật độ thấp có liên quan đến các vật liệu như giấy, các loại chất dẻo, tro, cát và các loại chất lỏng. Các thành phần có khối lượng KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 9 cao hơn như các loại kim loại cũng có thể đo được với độ chính xác thấp hơn nếu các thùng chứa không quá lớn. Việc kiểm định thường được thực hiện với các mẫu gồm có hỗn hợp loãng của vật liệu hạt nhân đặc biệt dạng ô-xít với cát và graphite. Kỹ thuật này cung cấp những lợi thế quan trọng của việc không yêu cầu hiệu chuẩn tiêu chuẩn để được một chất hóa học, vật lý hoặc kết hợp với các cấu trúc hình học chưa biết. 1.4. Một số Hệ thống quét gamma phân đoạn thƣờng gặp Các thiết bị SGS ngày nay đã được thương mại hóa rộng rãi và được sử dụng trong hầu hết các ngành về tái chế nhiên liệu để đo lường các loại chất thải và phế liệu. Có hai Hệ thống quét gamma phân đoạn thường găp: Hệ thống lớn hơn dùng để đo lường các thùng tròn và các khối trụ có sức chứa khoảng 100-200 lít (30-55 gal.); loại nhỏ hơn dùng để đo lường các vật có kích thước khoảng vài inch đường kính chứa được tới 5-gallon.[4] Hệ thống quét Gamma phân đoạn được xây dựng để xác định một cách chính xác khối lượng các đồng vị phóng xạ trong mẫu và có khả năng đo lường chính xác với sai số 1% cho các mẫu nhỏ và đồng nhất. Nếu các mẫu trở nên lớn hơn, tỉ trọng nặng hơn,đồng nhất hơn, thay đổi nhiều hơn trong cả sự phân bố của các vật liệu hạt nhân đặc biệt lẫn trong mật độ của chất độn, độ chính xác của phép đo có thể bị giảm 5%, 10% hoặc nhiều hơn nữa. Các vật chứa khoảng 1g Pu239 hoặc U235 trình bày một giới hạn thấp hơn có ích hơn cho việc xác định số lượng hợp lý hơn [Độ chính xác của phép đo ~10% (1 độ lệch chuẩn tương đối)]. Trong khi Hệ thống quét gamma phân đoạn không được thiết kế đặc biệt để phát hiện các bức xạ ở mức độ thấp thì giới hạn phát hiện bức xạ thấp hơn của nó đối với Pu239 hoặc U235 dao động trong khoảng từ 10mg đến 100mg, phụ thuộc vào điều kiện cụ thể của phép đo. Điều này có nghĩa là một hệ thống quét gamma phân đoạn các thùng thải dưới nhiều điều kiện khác nhau có thể xử dụng để phân loại chất thải với mức 10nCi/g trong phép đo khoảng 20 phút.[4] KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 10 Thậm chí với tính ứng dụng cao như vậy Hệ thống quét Gamma phân đoạn cũng không phải là sự lựa chọn tốt nhất cho các phép đo trong mọi hoàn cảnh. Trong một vài thí nghiệm như với các vật có khối lượng nặng bộ phận truyền động của nó không thể chuyển động nhịp nhàng được, với các vật nhỏ (có chiều cao nhỏ hơn bán kính ), Những vật có khuôn hoặc vật liệu hạt nhân đặc biệt có quá nhiều tạp chất hoặc không đồng nhất, những vật lớn như thùng chứa khoảng 55-gallon đồng vị phóng xạ phát ra các tia gamma có năng lượng thấp (ví dụ như phát tia gamma có năng lượng 185keV từ U235). Một số trong những thứ kể trên có thể được đo lường tốt hơn với các kỹ thuật phân tích neutron chủ động và neutron bị động. (Hình 1.5)[4] Hình 1.5: Kết quả từ một hệ thống SGS (bên trái) ở Savannah River kết hợp với một máy đếm neutron trùng phùng-neutron coincidence counter [NCC] [4] 1.5. Sai số và các nguyên nhân gây nên sai số trong phƣơng pháp SGS [1] 1.5.1. Sai số của phƣơng pháp: Trong phương pháp SGS, thùng thải được chia thành một số các phân đoạn nằm ngang. Nếu kết quả đo cho mỗi phân đoạn là tốt thì kết quả cuối cùng cho cả thùng KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 11 sẻ chính xác. Dựa trên mô phỏng toán học hệ thống SGS, những thông số ảnh hưởng đến sai số đã được nghiên cứu:  Chất độn biểu thị sự hấp thụ tia gamma và sự phân bố theo không gian của hệ số hấp thụ.  Sự phân bố nguồn phóng xạ trong một phân đoạn.  Khoảng cách từ detector đến tâm thùng. Mô hình chất thải phóng xạ chứa trong một thùng chuẩn 210 lít với đường kính 60 cm và chiều cao 90 cm được xem xét. Nếu sai số của phép đo quá lớn thì ta không thể áp dụng mô hình vào phép đo thực tế vì như vậy ta không đánh giá được hoạt độ của thùng rác thải một cách chính xác nhất. Điều này thật sự nguy hiểm vì khi ta đánh giá sai hoạt độ của nguồn rác thải phóng xạ dẫn đến việc bảo quản cất giữ chưa đúng thông số kỹ thuật về an toàn bức xạ. Nếu ta đánh giá hoạt độ của thùng rác thải cao hơn hoạt độ thực của thùng sẽ dẫn tới việc thừa vật che chắn gây lãng phí, ngược lại nếu ta đánh giá hoạt độ thùng rác thải thấp hơn hoạt độ thực của thùng sẽ dẫn đến việc che chắn thiếu an toàn gây nguy hiểm cho vùng lân cận nơi cất giữ các thùng rác thải. 1.5.2. Nguyên nhân gây ra sai số Trong thực nghiệm việc tiến hành một phép đo luôn luôn tồn tại những sai số, trong kỹ thuật SGS cũng gây ra sai số bởi những nguyên nhân sau:  Khoảng cách từ detector đến tâm thùng.  Sự phân bố của nguồn trong thùng.  Sự hấp thụ và tính không đồng nhất của chất độn. Cùng với một số hạn chế của dụng cụ đo như: độ phân giải năng lượng, hiệu suất ghi của detector, KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 12 Ngoài ra còn phải tính đến sự suy giảm hoạt độ của nguồn theo thời gian (đối với các đồng vị có thời gian bán hủy ngắn), do đó phép đo phải được thực hiện càng nhanh càng tốt. 1.5.3. Tính toán sai số bằng phƣơng pháp tất định Phương pháp tất định là phương pháp mà ta định trước cho nguồn tại một tọa độ để ta có thể dễ dàng khảo sát. Phương pháp tất định còn được gọi là phương pháp phân bố cực đoan. Các trường hợp tiêu biểu cho thấy sai số trong phương pháp tất định là: Trường hợp a: Nguồn điểm được bố trí ở ngay tâm của một phân đoạn (r=0 cm) Trường hợp b: Nguồn điểm được bố trí ở sát vành ngoài của phân đoạn (r=30 cm) Hình 1.6: Các trường hợp đánh giá sai số của phương pháp tất định [1] KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 13 CHƢƠNG 2 MỘT SỐ LÝ THUYẾT VỀ HỆ SỐ TÍCH LŨY (BUILDUP FACTORS) 2.1. Sự suy giảm cƣờng độ của chùm bức xạ [2] Khi chùm bức xạ gamma hẹp đi qua lớp vật chất, cường độ dòng bức xạ I sau khi lớp vật chất phụ thuộc vào cường độ chùm gamma trước khi qua tấm vật liệu I0, được cho bởi công thức: I=I0e -µx (2.1) Với µ là hệ số suy giảm tuyến tính, x là bề dày của lớp vật chất. Trong thực tế khi chùm lượng tử gamma đi qua lớp vật chất dày cường độ dòng bức xạ qua lớp vật chất được đóng góp bởi bức xạ tán xạ và bức xạ không tán xạ. Nghĩa là cường độ của chùm bức xạ rộng sau khi qua tấm vật liệu được đóng góp thêm bởi các bức xạ tán xạ thứ cấp và được mô tả bằng công thức: I=I0e -µx B(E, µx) (2.2) Trong đó B (E, µx) ≥ 1 là hệ số tích lũy năng lượng khi có chú ý đến đóng góp của bức xạ tán xạ, E năng lượng của bức xạ tới, x là bề dày của lớp vật liệu. Nếu dùng máy đo để xác định cường độ bức xạ trong điều kiện chùm rộng và hẹp với các tham số (E, µx) như nhau, thì chỉ số của máy dò trong các điều kiện của chùm rộng sẽ lớn hơn trong điều kiện của chùm hẹp một đại lượng do đóng góp của bức xạ tán xạ. Hệ số tích lũy phụ thuộc vào năng lượng của lượng tử gamma, bậc số nguyên tử và bề dày của vật liệu, vị trí của nguồn và máy dò so với lớp bảo vệ, dạng hình học và tổ hợp của lớp bảo vệ. KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 14 2.2. Hệ số suy giảm tuyến tính [5] Sự suy giảm dφ của các tia gamma trong một bề dày nhỏ dx của vật liệu tại bất kì điểm nào trong một môi trường tỉ lệ với cường độ bức xạ φ tại điểm đó, và độ dày dx hay: dφ(x)= -µφ(x)dx (2.3) Cường độ φ (x) có thể được tính như đơn vị photon hoặc MeV trên cm2 trên giây. Hằng số tương ứng µ được gọi là hệ số suy giảm tuyến tính của sự hấp thụ các bức xạ tới và thường được tính theo các đơn vị chiều dài như cm-1 Hệ số suy giảm tuyến tính cho các nguyên tố có số khối trung bình được trình bày trong hình 2.1 và các nguyên tố có số khối nặng ở hình 2.2. Nếu không có dữ liệu của một vài nguyên tố ta có thể dùng phép nội suy để có được các giá trị thích hợp. KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 15 Hình 2.1: Hệ số suy giảm tuyến tính đối với tia gamma của các nguyên tố Ni, Cr, V, Ti, B, P, S, Mg, K và Co [5] KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 16 Hình 2.2: Hệ số suy giảm tuyến tính đối với tia gamma của các nguyên tố Pt, U, W, Pb, Mo, Ta, Bi và Ag [5] 2.3. Hệ số hấp thụ khối [5] Hệ số hấp thụ khối có thể được dùng để thay thế hệ số suy giảm tuyến tính trong việc tính toán. Nó được định nghĩa như: µ µ (2.4) Trong đó: µ: Hệ số suy giảm tuyến tính [cm-1] : Khối lượng riêng [ ] KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 17 Nó là thước đo khả năng tương tác của một photon gamma trong một đơn vị khối lượng của một chất nào đó thường được lấy 1gram Hệ số hấp thụ khối của một số nguyên tố nhẹ bao gồm các mô được trình bày trong Hình 2.3 Hình 2.3 Hệ số hấp thụ khối của tia gamma trong H, H2O, mô, không khí,C, N,O[5] 2.4. Các chùm tia đã đƣợc chuẩn trực Sự suy giảm của các chùm bức xạ hẹp hoặc các chùm bức xạ đã được chuẩn trực tốt về mặt hình học (được thể hiện trong hình 2.4) hoặc của tia gamma hoặc các neutron của một năng lượng nhất định có thể thu được bằng cách tách các biến số và lấy tích phân phương trình 2.3: ∫ µ∫ (2.5) µ (2.6) KHÓA LUẬN TỐT NGHIỆP SVTH: NGUYỄN ANH TUẤN CBHD: TS. TRẦN QUỐC DŨNG 18 µ (2.7) Vì vậy cường độ suy giảm theo hàm mũ. Hình 2.4: Trường hợp các chùm bức xạ