Luận văn Định liều neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24na trong máu người

Hiện nay, ngày càng có nhiều nước, nhiều tổ chức quốc tế quan tâm đến công tác an toàn bức xạ. Bởi lẽ, công tác an toàn bức xạ là một yếu tố quan trọng đảm bảo sự phát triển bền vững của việc ứng dụng năng lượng nguyên tử và kỹ thuật hạt nhân phục vụ đời sống con người. Nhiệm vụ cơ bản của công tác an toàn bức xạ là đảm bảo sức khỏe cho người sử dụng, người được sử dụng cũng như đảm bảo sự trong sạch của môi trường về mặt phóng xạ. Một trong những nguồn bức xạ mà con người đã và đang sử dụng trong lĩnh vực nghiên cứu khoa học, đời sống kinh tế - xã hội là các nguồn bức xạ neutron. Ở nước ta, các nguồn bức xạ neutron được sử dụng khá rộng rãi trong nền kinh tế quốc dân. Ví như: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt - phục vụ cho các nghiên cứu về lò phản ứng, sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích định lượng nguyên tố bằng kỹ thuật kích hoạt neutron (NAA: Neutron Activation Analysis) ; nghiên cứu vật liệu, chiếu xạ sinh học, v.v.; các máy phát neutron ở Hà Nội - phục vụ cho phân tích kích hoạt các mẫu; các nguồn neutron đồng vị - phục vụ trong nghiên cứu dầu khí, địa chất, v.v. Vì vậy, vấn đề đặt ra là phải đảm bảo an toàn khi sử dụng các nguồn bức xạ này, nhất là trong trường hợp xảy ra tai nạn (bị chiếu xạ với liều cao) khi chúng ta không được trang bị liều kế cá nhân neutron thì việc xác định liều neutron cho các đối tượng bị chiếu xạ là rất cần thiết để có các biện pháp điều trị và xử lý tiếp theo. Do đó, đề tài được mở ra nhằm giải quyết một số vấn đề liên quan đến kỹ thuật định liều neutron nhiệt phục vụ công tác theo dõi liều cá nhân bằng kỹ thuật xác định 24Na có trong máu người khi bị chiếu xạ bởi nguồn neutron nhiệt.

pdf65 trang | Chia sẻ: duongneo | Ngày: 28/07/2017 | Lượt xem: 2632 | Lượt tải: 3download
Bạn đang xem trước 20 trang tài liệu Luận văn Định liều neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24na trong máu người, để xem tài liệu hoàn chỉnh bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH ******* TRẦN THỊ HUYỀN TRÂM ĐỊNH LIỀU NEUTRON NHIỆT BẰNG PHƯƠNG PHÁP ĐO 24Na TRONG MÁU NGƯỜI LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƯỜI HƯỚNG DẪN: TS. NGUYỄN VĂN HÙNG TP. HỒ CHÍ MINH - 2010 LỜI CẢM ƠN Tác giả xin được bày tỏ lòng biết ơn đối với các thầy cô và các bạn đồng nghiệp, những người đã giúp đỡ, tạo mọi điều kiện tốt nhất để tác giả nghiên cứu và hoàn thành luận văn này. Đặc biệt là Tiến sỹ Nguyễn Văn Hùng - Giám đốc Trung tâm đào tạo - bằng những kinh nghiệm và tâm huyết nhiều năm trong ngành, thầy đã trực tiếp hướng dẫn cho tác giả viết đề tài, truyền đạt những kinh nghiệm quý báu trong công tác nghiên cứu khoa học nói chung và Vật lí hạt nhân nói riêng. Bên cạnh đó, tác giả xin được cám ơn các thầy Ths. Cao Đông Vũ, Ths. Phạm Hùng Thái, cô Nguyễn Thị Sỹ và các bạn bè đồng nghiệp đã tạo mọi điều kiện để tác giả làm quen với thực nghiệm, nắm được quy tắc tiến hành thực nghiệm, chuẩn bị đầy đủ các loại mẫu để chiếu kích hoạt, tiến hành thực nghiệm đo và xử lý phổ gamma. Tác giả rất mong các thầy cô và các bạn bè đồng nghiệp tiếp tục đóng góp ý kiến bổ sung để luận văn ngày càng được hoàn thiện và có ý nghĩa thiết thực trong cuộc sống. Cộng hòa xã hội chủ nghĩa Việt Nam Độc lập – Tự do – Hạnh phúc LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của tôi và thầy hướng dẫn. Các số liệu, kết quả nêu trong luận văn là trung thực và chưa được ai công bố trong bất kỳ công trình nghiên cứu nào khác. Tác giả Trần Thị Huyền Trâm DANH MỤC CÁC CHỮ VIẾT TẮT Kí hiệu Tiếng Anh Tiếng Việt ADC Analog – to – digital converter Bộ biến đổi tín hiệu số DGNAA Delay Gamma Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron gamma trễ FWHM Full width at half maximum Độ rộng nửa chiều cao INAA Instrumental Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron dụng cụ MCA Multi Channel Analyzer Máy phân tích đa kênh NAA Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron PGNAA Prompt Gamma Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời RNAA Radiochemical Neutron Activation Analysis Phân tích kích hoạt neutron hóa phóng xạ SCA Singer Channel Analyzer Máy phân tích đơn kênh MỞ ĐẦU 1. Lý do chọn đề tài Hiện nay, ngày càng có nhiều nước, nhiều tổ chức quốc tế quan tâm đến công tác an toàn bức xạ. Bởi lẽ, công tác an toàn bức xạ là một yếu tố quan trọng đảm bảo sự phát triển bền vững của việc ứng dụng năng lượng nguyên tử và kỹ thuật hạt nhân phục vụ đời sống con người. Nhiệm vụ cơ bản của công tác an toàn bức xạ là đảm bảo sức khỏe cho người sử dụng, người được sử dụng cũng như đảm bảo sự trong sạch của môi trường về mặt phóng xạ. Một trong những nguồn bức xạ mà con người đã và đang sử dụng trong lĩnh vực nghiên cứu khoa học, đời sống kinh tế - xã hội là các nguồn bức xạ neutron. Ở nước ta, các nguồn bức xạ neutron được sử dụng khá rộng rãi trong nền kinh tế quốc dân. Ví như: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt - phục vụ cho các nghiên cứu về lò phản ứng, sản xuất đồng vị phóng xạ, phân tích định lượng nguyên tố bằng kỹ thuật kích hoạt neutron (NAA: Neutron Activation Analysis) ; nghiên cứu vật liệu, chiếu xạ sinh học, v.v...; các máy phát neutron ở Hà Nội - phục vụ cho phân tích kích hoạt các mẫu; các nguồn neutron đồng vị - phục vụ trong nghiên cứu dầu khí, địa chất, v.v... Vì vậy, vấn đề đặt ra là phải đảm bảo an toàn khi sử dụng các nguồn bức xạ này, nhất là trong trường hợp xảy ra tai nạn (bị chiếu xạ với liều cao) khi chúng ta không được trang bị liều kế cá nhân neutron thì việc xác định liều neutron cho các đối tượng bị chiếu xạ là rất cần thiết để có các biện pháp điều trị và xử lý tiếp theo. Do đó, đề tài được mở ra nhằm giải quyết một số vấn đề liên quan đến kỹ thuật định liều neutron nhiệt phục vụ công tác theo dõi liều cá nhân bằng kỹ thuật xác định 24Na có trong máu người khi bị chiếu xạ bởi nguồn neutron nhiệt. 2. Mục đích nghiên cứu của đề tài: Thiết lập qui trình kỹ thuật định liều đối với neutron nhiệt bằng phương pháp xác định 24Na trong máu người. 3. Đối tượng nghiên cứu: Máu người. 4. Giả thuyết khoa học - ý nghĩa khoa học thực tiễn của đề tài nghiên cứu Natri có mặt trong tất cả các mô của cơ thể người. Hàm lượng trung bình của Natri trong mô mềm là 1,57 mg/cm3 [35, p.182], trong máu 1,9 mg/cm3 [28, p.74]. Chu kỳ bán rã của Natri khoảng 15 giờ [42]. Hàm lượng Natri tổng cộng trong cơ thể người là từ 75 – 105 g. Đối với người chuẩn ICRP (nặng 70kg) thì hàm lượng Natri là 100g (tức là 1,4g/kg) [28, p.73]. Do đó, việc sử dụng thành phần Natri trong máu người là tin cậy nhất đối với việc định liều cá nhân đối với neutron nhiệt. Khi bị tai nạn do neutron nhiệt tương tác, Natri bền (23Na) bị kích hoạt bởi neutron nhiệt sẽ tạo thành Natri phóng xạ (24Na), phát ra tia gamma (do tiết diện kích hoạt của Natri đối với neutron nhiệt rất cao). Do đó, nếu đo hoạt độ riêng của Natri phóng xạ chính xác thì có thể đưa ra thông tin giá trị để đánh giá liều. Có thể đo hoạt độ của 24Na theo hoạt độ beta hoặc gamma. Hiện nay, trên thế giới người ta thường sử dụng hai phương pháp khác nhau để đo 24Na trong cơ thể người [28, p. 59]: - Phương pháp trực tiếp: Đo liều neutron với việc đánh giá Natri phóng xạ trong toàn cơ thể bằng thiết bị đo toàn thân có che chắn để xác định liều neutron nhiệt thông qua bức xạ gamma phát ra do thành phần Natri trong cơ thể người bị kích hoạt, nhưng thiết bị loại này khá đắt tiền và số đối tượng đo không được nhiều. Ngoài ra, dùng máy đo hoạt độ beta-gamma và đo ở phía bụng gần rốn đối tượng. Do vậy phải sử dụng phantom chuẩn (với dung dịch chuẩn 24Na) để chuẩn thô. Mặc dầu, phương pháp này có thể sử dụng dã ngoại nhưng kết quả không chính xác lắm. - Phương pháp gián tiếp: Đo liều neutron với việc đo hoạt độ của Natri phóng xạ từ các mẫu máu đã thu góp của đối tượng bị chiếu xạ. Từ đó đánh giá được liều thông qua hoạt độ phóng xạ riêng của 24Na đo được. Nghiên cứu định liều đối với neutron nhiệt có ý nghĩa khoa học và thực tiễn to lớn nhằm xác định liều trong trường hợp nhân viên bức xạ hay dân chúng bị chiếu xạ với neutron (nhưng không được trang bị liều kế neutron cá nhân). Hiện nay, nước ta vẫn chưa có nơi nào sử dụng liều kế neutron cá nhân. Vì vậy, dựa trên các thiết bị sẵn có (phổ kế gamma, nguồn neutron) việc nghiên cứu để xây dựng một quy trình về định liều neutron nhiệt khi xảy ra tai nạn/sự cố cho đối tượng người Việt Nam trong quá trình sử dụng nguồn neutron là rất quan trọng và cần thiết. 5. Phạm vi nghiên cứu Đánh giá liều đối với neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người. 6. Nhiệm vụ nghiên cứu - Thu góp và chuẩn bị các mẫu máu người. - Chiếu kích hoạt neutron đối với mẫu máu trên Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. - Đo phổ gamma của Natri phóng xạ (24Na), xác định hàm lượng Natri bền (23Na) trong máu người (và một số nguyên tố khác). - Xác định đường đặc trưng liều – hoạt độ phóng xạ riêng của Natri. - Thiết lập quy trình định liều neutron nhiệt bằng phương pháp đo 24Na trong máu người. 7. Phương pháp nghiên cứu: Thực nghiệm. 8. Bố cục luận văn: Nội dung chính của luận văn bao gồm: ●Mở đầu ●Chương 1: Tổng quan lý thuyết ●Chương 2: Thiết bị và dụng cụ thí nghiệm ●Chương 3: Thực nghiệm ●Kết luận Chương 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT Hoạt độ riêng của Natri phóng xạ có thể tính được khi biết hàm lượng Natri bền trong máu (mối liên hệ giữa hoạt độ riêng của Natri phóng xạ và hàm lượng Natri bền trong máu được trình bày sau).Việc xác định hàm lượng Natri trong máu người có thể được thực hiện bằng các phương pháp: phát xạ ngọn lửa; hấp thụ nguyên tử hoặc phân tích kích hoạt neuron. Trong luận văn này đã sử dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron dụng cụ (INAA: Instrumental Neutron Activation Analysis) - một kỹ thuật của phương pháp NAA. Cụ thể phương pháp này được trình bày dưới đây: 1.1 Phương pháp NAA 1.1.1 Nguyên lý của phương pháp NAA [1], [4], [16], [18], [22], [36] Cơ sở của phương pháp là phản ứng của neutron với hạt nhân nguyên tử. Khi một neutron tương tác với hạt nhân bia qua quá trình tán xạ không đàn hồi, một hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích được tạo ra (năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần chính là năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân). Quá trình bắt neutron và phát các tia gamma của hạt nhân bia được minh họa như Hình 1.1 [22]: Hình 1.1: Quá trình bắt giữ neutron của hạt nhân bia kèm theo phát xạ tia gamma. Hạt nhân X trở thành hạt nhân hợp phần là hạt nhân phóng xạ với cùng số nguyên tử Z nhưng có khối lượng nguyên tử A tăng lên một đơn vị so với X:   XXnX 1A Z *1A Z 1 0 A Z (1.1) Hầu hết các hạt nhân hợp phần có thể khử kích thích bằng cách phát ra một hoặc vài tia gamma tức thời đặc trưng để trở về trạng thái bền vững hơn. Trong nhiều trường hợp, trạng thái cân bằng mới này lại tạo ra một hạt nhân phóng xạ phân rã bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia gamma trễ đặc trưng, nhưng ở một tốc độ chậm hơn nhiều so với quá trình phát tia gamma tức thời tùy theo chu kỳ bán rã xác định, thông qua quá trình phân rã. Đồng vị phóng xạ tạo thành sau phản ứng có các đặc trưng như: Chu kỳ bán hủy, hoạt độ, cường độ bức xạ, năng lượng bức xạ phát ra, v.v Vì Neutron tới Hạt nhân bia Tia gamma tức thời Hạt beta Hạt nhân hợp phần Hạt nhân sản phẩm Hạt nhân phóng xạ Tia gamma trễ các tia gamma phát ra trong quá trình phân rã có năng lượng đặc trưng cho từng hạt nhân nên trên cơ sở đo năng lượng của các tia gamma và chu kỳ bán rã của các đồng vị phóng xạ nói trên có thể nhận diện được những nguyên tố đã tham gia phản ứng. Hàm lượng của các nguyên tố đó được xác định dựa vào cường độ của các tia gamma. Để tiến hành NAA cần có nguồn neutron; thiết bị đo, phân tích phổ gamma; người phân tích phải có kiến thức cơ bản về phản ứng hạt nhân của neutron tương tác với hạt nhân bia trong mẫu, quá trình phân rã của các hạt nhân tạo thành sau phản ứng. Độ nhạy của NAA phụ thuộc vào các thông số chiếu (thông lượng neutron, thời gian chiếu và thời gian rã), các điều kiện đo (thời gian đo, hiệu suất detector), các thông số hạt nhân của nguyên tố được đo (độ phổ biến đồng vị, tiết diện bắt neutron, chu kỳ bán hủy, và hiệu suất phát tia gamma). Lợi thế khi lựa chọn phương pháp NAA đó là: NAA có độ nhạy khá cao ở bậc phần triệu (ppm), thậm chí dưới phần tỉ (ppb); đây là phương pháp vừa định tính, vừa định lượng và có thể phân tích đa nguyên tố. Hơn nữa, NAA đóng vai trò đánh giá các phương pháp phân tích khác để phê chuẩn (certification) và các vật liệu tham khảo chuẩn (SRM). 1.1.2 Phân loại NAA [16], [4] Có thể phân loại NAA theo hai cách sau: - Cách 1: Nếu dựa theo thời gian thì có 2 loại, thứ nhất là phân tích kích hoạt neutron gamma tức thời (PGNAA), thứ hai là phân tích kích hoạt neutron gamma trễ (DGNAA). Trong phương pháp PGNAA các phép đo được thực hiện ngay trong khi chiếu. Còn trong phương pháp DGNAA các phép đo được thực hiện sau quá trình phân rã phóng xạ. - Cách 2: Nếu dựa theo công cụ thì có 2 loại là INAA và phân tích kích hoạt neutron hóa phóng xạ (RNAA: Radiochemical Neutron Activation Analysis).  Trong phương pháp INAA: Mẫu phân tích không sử dụng bất kỳ biện pháp hóa học nào như tách, làm giàu nguyên tố trước hay sau khi chiếu xạ; mẫu phân tích được kích hoạt và sau đó được ghi nhận trên một phổ kế gamma sau thời gian phân rã thích hợp. Kỹ thuật INAA được áp dụng thuận lợi khi nguyên tố cần phân tích có một số đặc điểm sau:  Có tiết diện bắt neutron lớn,  Có cấp hàm lượng không quá thấp trên mức ppm có thể đáp ứng cho phương pháp,  Không hoặc ít bị nhiễu bởi những đồng vị khác có trong mẫu, v.v Kỹ thuật INAA được thực hiện như sau: Chọn nguồn neutron chiếu xạ để ưu tiên cho loại phản ứng hạt nhân nào được xảy ra. Chuẩn bị mẫu nghiên cứu và mẫu chuẩn (sấy, cân, đóng gói), chiếu kích hoạt neutron (tùy theo nguyên tố quan tâm mà lựa chọn thời gian chiếu, rã, đo thích hợp). Đo hoạt độ phóng xạ của đồng vị quan tâm, sau đó xử lý số liệu và tính toán kết quả. Kỹ thuật INAA có ưu điểm là tương đối đơn giản, phân tích mẫu nhanh và không phá mẫu. Tuy nhiên, nếu mẫu được chiếu với một cường độ lớn thì vẫn có thể có những ảnh hưởng về mặt hóa học đối với mẫu nhưng chỉ là rất nhỏ, và thành phần nguyên tố của mẫu vẫn không bị thay đổi. Kỹ thuật này cũng chỉ có thể áp dụng được với một số không nhiều các nguyên tố và đối tượng mẫu phân tích cũng không lớn do vẫn còn nhiều vấn đề mà INAA chưa giải quyết được.  Trong phương pháp RNAA: Khi hàm lượng nguyên tố của đồng vị đang quan tâm có trong mẫu quá nhỏ, hay đồng vị đang quan tâm bị các đồng vị khác gây nhiễu thì quá trình RNAA được tiến hành để tách đồng vị cần đo ra khỏi các đồng vị phóng xạ khác. Đây là kỹ thuật phân tích kích hoạt có kết hợp với xử lý hóa như phá hủy mẫu, tách, làm giàu nguyên tố trước hoặc sau khi chiếu xạ neutron. Trong kỹ thuật này, có thể tách trước hoặc tách sau. Tách trước hay tách sau đều có ưu, nhược điểm riêng. Nếu mẫu được tách trước thì người làm phân tích không chịu liều phóng xạ không cần thiết và mẫu có thể được chuẩn bị trong một thời gian dài trước đó. Tuy nhiên, khả năng gây bẩn từ các loại hóa chất dẫn đến có sự đóng góp thêm một lượng nguyên tố quan tâm làm cho phương pháp mắc thêm sai số. Nếu mẫu được tách sau thì trong quá trình xử lý, có thể loại bỏ được những đồng vị gây nhiễu một cách dễ dàng mà không bị nhiễm bẩn, dẫn đến ít bị sai số khi xác định hiệu suất tách. Tuy nhiên, khi xử lý hóa mẫu, do tiếp xúc trực tiếp với nguồn bức xạ hở nên người phân tích có khả năng bị liều chiếu trong. Ngoài ra, người phân tích còn phải chịu một liều bức xạ chiếu ngoài nhất định. Phương pháp RNAA cho độ nhạy cao hơn phương pháp INAA nhưng quy trình phân tích phức tạp; tốn nhiều hóa chất, thời gian; và khó thực hiện đối với các đồng vị phóng xạ có chu kỳ bán rã ngắn. 1.1.3 Các loại neutron dùng để kích hoạt [14], 15] Có thể sử dụng nguồn neutron đồng vị (α, Be), nguồn phân hạch 252Cf, máy phát neutron 14 MeV và lò phản ứng hạt nhân để sử dụng vào mục đích NAA. Trong đó, nguồn neutron từ lò phản ứng có thông lượng lớn hơn nhiều bậc so với các nguồn neutron còn lại. Vì vậy, độ nhạy phân tích trên lò sẽ cao hơn, đặc biệt có khả năng phân tích nhiều nguyên tố có hàm lượng nhỏ. Các neutron từ lò phản ứng được tạo thành từ phản ứng phân hạch, ban đầu là các neutron nhanh, sau đó do va chạm với vật liệu xung quanh các neutron nhanh mất dần năng lượng và cuối cùng bị nhiệt hóa. Nói chung, trong lò phản ứng các loại neutron có thể chia làm 3 loại gồm neutron nhanh, neutron nhiệt và neutron trên nhiệt có năng lượng cỡ từ 0 đến 20MeV. Trong khoảng năng lượng này tính chất tương tác của neutron với vật chất khác nhau trong miền năng lượng khác nhau. 1.1.3.1 Đặc điểm của neutron nhiệt: Các neutron nhiệt có năng lượng cỡ dưới 0,5eV. Ở nhiệt độ phòng, phổ năng lượng của neutron nhiệt được mô tả tốt nhất bởi phân bố Maxwell- Boltzman với năng lượng trung bình 0,025eV, trong vùng này tiết diện bắt neutron của các nguyên tố tương đối lớn. Phản ứng hạt nhân đối với neutron nhiệt chủ yếu xảy ra là (n,). Do đó, khi nguồn neutron nhiệt càng tốt thì sẽ hạn chế được nhiều sai số sinh ra từ các phản ứng gây nhiễu như (n,p) hay (n,). Ví dụ:   Na,nNa 24 11 0 1 23 11  1.1.3.2 Đặc điểm của neutron trên nhiệt hay còn gọi là neutron trung gian, neutron cộng hưởng: Là neutron có năng lượng trong khoảng 0,5eV – 100keV, phản ứng hạt nhân xảy ra khi dùng loại neutron này có dạng (n,), dùng nguồn neutron này để phân tích các nguyên tố có tiết diện bắt neutron lớn như Au, Zn, Co, v.v... 1.1.3.3 Đặc điểm của neutron nhanh: Là các neutron sinh ra ngay sau khi phản ứng phân hạch có năng lượng lên đến 20MeV, mô tả bởi phân bố Watt. Phản ứng hạt nhân xảy ra khi dùng neutron nhanh có dạng (n,2n), (n,p), hay (n,). Tiết diện tương tác của neutron nhanh với hạt nhân thường khá thấp. Mặc dù vậy, khi phân tích những nguyên tố có số prôton (Z) nhỏ hơn 20, thông thường nguồn neutron nhanh được dùng để chiếu. Các neutron nhanh trong lò phản ứng sau quá trình làm chậm chuyển về neutron trên nhiệt và neutron nhiệt. Tuy nhiên, quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên vẫn tồn tại một số neutron nhanh đồng thời với hai loại kia. 1.1.4 Phương trình phân tích kích hoạt và tiết diện kích hoạt [1] 1.1.4.1 Kích hoạt trực tiếp:    2,n 1AA XX (1.2) Nhân phóng xạ được đo XA+1 được tạo thành trực tiếp bởi phản ứng ( ,n ). Khi đó, mối tương quan giữa khối lượng nguyên tố được chiếu m(g) có trong mẫu phân tích và các đại lượng như thời gian chiếu xạ, thông lượng neutron, thời gian đo mẫu, v.v... một cách đầy đủ có thể viết như sau: Neutron nhiệt Neutron trên nhiệt Neutron nhanh Hình 1.2: Hình phân bố phổ neutron trong lò phản ứng [16]. Trong trường hợp chiếu trần: )(IGG 1 e).e1).(e1.(...N .M. t N )g(m 0ee0thth ttt pA A c p 231      (1.3) Trong trường hợp chiếu bọc Cadmi: )(IFG 1 D.C.S....N .M. t N )g(m 0ecdepA A c p Cd     (1.4) Trong đó: m (g): Khối lượng nguyên tố được chiếu; pN (counts): Diện tích đỉnh gamma; MA (g.mol 1 ): Khối lượng nguyên tử; NA: số Avogadro, 23 A 10023,6N  ; Φth,Φe (hạt/cm 2.s): Thông lượng neutron nhiệt, neutron trên nhiệt;  (%): Độ phổ biến đồng vị bền của của nguyên tố cần xác định;  (%) : Hiệu suất phát gamma tại năng lượng quan tâm; εp(%) : Hiệu suất ghi đỉnh của detector;  : Hằng số phân rã phóng xạ của đồng vị con, T 2ln  , T – chu kỳ bán rã của đồng vị con;  1te1S  :Hệ số bão hòa, khi t1 = 10T thì có thể bỏ giá trị ( 1 te  );  3te1C  : Thừa số hiệu chỉnh thời gian đo mẫu; 2teD  : Thừa số hiệu chỉnh thời gian để nguội; t1 ; t2; t3 (s): Thời gian chiếu, thời gian để nguội và thời gian đo mẫu; Gth & Ge: Các hệ số hiệu chính tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt; 0 (barn/nguyên tử): Tiết diện bắt neutron của hạt nhân đang quan tâm, (1barn =10-24 cm2); 0I : tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt trong trường hợp lý tưởng 1/E ( 0 ),           eV1 E dEE I CdE 10 (1.5) Từ phương trình kích hoạt nêu trên ta nhận thấy, để làm tăng độ nhạy của phương pháp thì phải xem xét đến các yếu tố sau:  Loại mẫu đang nghiên cứu và đồng vị đang quan tâm,  Thông lượng neutron phải đủ lớn,  Thời gian chiếu mẫu dài, Độ phổ biến của đồng vị lớn,v.v 1.1.4.2 Kích hoạt nhánh và phân rã mẹ con: Khi kích hoạt nhánh xảy ra, sẽ hình thành trạng thái giả bền (ký hiệu chỉ số trên m) và trạng thái bền (ký hiệu chỉ số trên g). Trong trường hợp này, nhân phóng xạ quan tâm là nhân con hoặc cháu của nhân được hình thành trực tiếp theo sơ đồ ở Hình 1.3: Hình 1.3: Sơ đồ kích hoạt nhánh và phân rã mẹ con [1]. Ví dụ : 1.1.4. 3 Hiệu ứng đốt cháy: Là sự biến mất đáng kể do phản ứng  ,n của nhân bia hoặc nhân hình thành. Trong thực tế hiệu ứng này xảy ra có xác suất tương đối nhỏ nên có thể bỏ qua. 1.1.5 Các phương pháp xác định hàm lượng nguyên tố trong NAA [1], [4] Có 4 phương pháp xác định hàm lượng trong NAA là: tuyệt đối, tương đối, chuẩn đơn và k- zero. 1.1.5.1 Phương pháp tuyệt đối: Phương pháp tuyệt đối có thể được áp dụng khi không có mẫu chuẩn. Cách tính toán khối lượng nguyên tố dựa vào phương trình kích hoạt neutron. Phương pháp này đòi hỏi phải đo cường độ phóng xạ tuyệt đối và phải sử dụng một loạt số liệu hạt nhân và số liệu thực nghiệm (  ,,,M 0 ). Vì vậy, kết quả phân tích sẽ bị ảnh hưởng từ nhiều nguồn sai số. 1.1.5.2 Phương pháp tương đối: Trong phương pháp này, mẫu phân tích và mẫu chuẩn (đã biết hàm lượng của nguyên tố cần phân tích) được chiếu trong điều kiện hoàn toàn giống nhau: Được chiếu với
Luận văn liên quan