BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH
-------------------------
Nguyễn Thị Quý
NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH
KÍCH HOẠT NEUTRON NHANH TRÊN
NGUỒN NEUTRON Am-Be
LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ
Thành phố Hồ Chí Minh – Năm 2014
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO
TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM TP. HỒ CHÍ MINH
-------------------------
Nguyễn Thị Quý
NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH
KÍCH HOẠT NEUTRON NHANH TRÊN NGUỒN
NEUTRON Am-Be
Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử
Mã số: 60 44 01 06
LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ
NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
TS. HUỲNH TRÚC PHƯƠNG
Thành phố Hồ Chí Minh – Năm 2014
LỜI CẢM ƠN
Hai năm học cao học, một thời gian không dài nhưng đầy thử thách đối
với tôi khi cuộc sống quanh tôi còn bộn bề công việc phải lo lắng. Trong quá
trình đó, tôi đã nhận được rất nhiều sự động viên, giúp đỡ của thầy cô, bạn bè
và người thân.
Đầu tiên, tôi xin gửi lời cảm ơn đến thầy hướng dẫn TS. Huỳnh Trúc
Phương, thầy đã gợi ý, hướng dẫn cũng như dành nhiều thời gian để đọc và
chỉnh sửa luận văn cho tôi.
Tôi cũng xin được gửi lời cảm ơn đến các bạn học viên, sinh viên thực
hiện cùng hướng đề tài tại phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân trường Đại học
KHTN Tp. Hồ Chí Minh đã giúp đỡ tôi trong việc tìm tài liệu và làm mẫu.
Bên cạnh đó, tôi chân thành cảm ơn các thầy, cô đã tận tình giảng dạy tôi
trong các học phần vừa qua. Cảm ơn các bạn cùng khóa 22 đã động viên tôi rất
nhiều đặc biệt là bạn Nguyễn Kiến Trạch.
Cuối cùng, Tôi xin gửi lời cảm ơn đến những người thân trong gia đình đã
động viên, tạo điều kiện để tôi có thể hoàn thành được khóa học này.
Nguyễn Thị Quý
MỤC LỤC
LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU ..................................................................................... 6
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU ........................................................................ 9
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ............................................................................ 10
MỞ ĐẦU ............................................................................................................. 11
Chương 1 - TỔNG QUAN CƠ SỞ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON
............................................................................................................................ ..13
1.1. Neutron......................................................................................................... 13
1.1.1. Nguồn neutron ....................................................................................... 13
1.1.1.1. Nguồn neutron đồng vị (hay nguồn neutron loại (α , n ) ) ............. 13
1.1.1.2. Nguồn neutron từ máy gia tốc ..................................................... 14
1.1.1.3. Nguồn neutron từ lò phản ứng hạt nhân .................................... 15
1.1.2. Phổ neutron ........................................................................................... 16
1.1.2.1. Neutron nhiệt (thermal neutron)................................................... 17
1.1.2.2. Neutron trên nhiệt (epithermal neutron) ..................................... 18
1.1.2.3. Neutron nhanh (fast neutron). ....................................................... 19
1.2. Tương tác của neutron với vật chất .......................................................... 19
1.2.1. Tán xạ đàn hồi X (n,n) X ..................................................................... 20
1.2.2. Tán xạ không đàn hồi A (n,n’)A* ........................................................ 23
1.2.3. Bắt neutron ( n, γ ) ................................................................................. 24
1.2.4. Neutron gây ra phản ứng phân hạch hạt nhân .................................. 25
1.3. Phương trình cơ bản trong phép phân tích kích hoạt neutron...............26
1.3.1. Giới thiệu...............................................................................................26
1.3.2. Nguyên lý cơ bản của phương pháp phân tích kích hoạt neutron..28
1.3.3. Phương trình cơ bản của phép phân tích kích hoạt .......................... 28
Chương 2 - KHẢO SÁT CÁC THÔNG SỐ ĐẶC TRƯNG CỦA HỆ PHÂN
TÍCH KÍCH HOẠT ........................................................................................... 32
2.1. Giới thiệu hệ phân tích kích hoạt .............................................................. 32
2.1.1. Nguồn neutron đồng vị Am-Be ............................................................ 32
2.1.2. Hệ phổ kế gamma.................................................................................. 34
2.2. Khảo sát các đặc trưng của phổ neutron nguồn Am - Be ....................... 35
2.2.1. Phép đo thông lượng neutron nhanh .................................................. 35
2.2.1.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định thông lượng
neutron nhanh .............................................................................................. 35
2.2.1.2. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhanh.................... 35
2.2.2. Phép đo thông lượng neutron nhiệt..................................................... 39
2.2.2.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định thông lượng
neutron nhiệt ................................................................................................ 39
2.2.2.2. Thực nghiệm xác định thông lượng neutron nhiệt ...................... 40
2.2.3. Phép đo hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt 𝛂𝛂 và tỉ số thông lượng
neutron nhiệt trên nhiệt..................................................................................42
2.2.3.1. Phương pháp thực nghiệm cho việc xác định hệ số lệch phổ
neutron trên nhiệt........................................................................................42
2.2.3.2. Thực nghiệm xác định hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt..........44
2.3. Kết luận ........................................................................................................ 47
Chương 3 - ÁP DỤNG PHÂN TÍCH HÀM LƯỢNG NGUYÊN TỐ TRONG
MỘT SỐ LOẠI MẪU ........................................................................................ 48
3.1. Phân tích mẫu với hàm lượng biết trước .................................................. 48
3.1.1. Đặt vấn đề .............................................................................................. 48
3.1.2. Chuẩn bị mẫu ........................................................................................ 48
3.1.3. Chiếu và đo mẫu.................................................................................... 49
3.1.4. Kết quả ................................................................................................... 49
3.2. Phân tích hàm lượng Fe và Al trong một số mẫu địa chất...................... 50
3.2.1. Chuẩn bị mẫu phân tích ....................................................................... 50
3.2.2. Chiếu và đo mẫu.................................................................................... 52
3.2.3. Kết quả phân tích hàm lượng nguyên tố ............................................ 53
3.3. Kết luận.......................................................................................................55
KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ ........................................................................... 56
KIẾN NGHỊ VÀ PHÁT TRIỂN ....................................................................... 57
DANH MỤC CÔNG TRÌNH ............................................................................ 58
TÀI LIỆU THAM KHẢO ................................................................................. 59
LIỆT KÊ CÁC KÍ HIỆU
A sp
: Hoạt độ riêng của nguyên tố phân tích, (phân rã.s–1.g–1)
C
: Hệ số hiệu chỉnh thời gian đo [= (1 − eλt ) / λt m ]
D
: Hệ số hiệu chỉnh thời gian rã [= e−λt ]
E
: Năng lượng neutron (eV)
E Cd
: Năng lượng ngưỡng cadmi, (E Cd = 0,55 eV)
Er
: Năng lượng cộng hưởng hiệu dụng trung bình
Eγ
: Năng lượng tia gamma
f
: Tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt
F Cd
: Hệ số hiệu chỉnh cho độ truyền qua Cd của neutron nhiệt
Ge
: Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron trên nhiệt
G th
: Hệ số hiệu chỉnh tự che chắn neutron nhiệt
m
d
HPGe : Detector germanium siêu tinh khiết
I0
: Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên
nhiệt trong trường hợp lý tưởng 1/E, (cm2)
I 0 (α) : Tiết diện tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên
nhiệt không tuân theo quy luật 1/E, (cm2)
M
: Khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia, (g.mol–1)
Np
: Số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần
N p /t m : Tốc độ xung đo được của đỉnh tia γ quan tâm đã hiệu chỉnh cho thời gian
chết và các hiệu ứng ngẫu nhiên cũng như trùng phùng thật, (s–1)
n(v) : Mật độ neutron ở vận tốc neutron v
Q0
: Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện ở vận tốc neutron 2200
m.s–1
Q 0 (α) : Tỉ số tiết diện tích phân cộng hưởng trên tiết diện đối với phổ neutron
trên nhiệt
−λt i
S
: Hệ số hiệu chỉnh thời gian chiếu [= 1 − e
td
: Thời gian rã (chờ)
ti
: Thời gian chiếu
tm
: Thời gian đo
T 1/2
: Chu kì bán rã
w
: Khối lượng mẫu
W
: Khối lượng nguyên tố
α
: Hệ số lệch phổ neutron trên nhiệt
γ
: Xác suất phát tia gamma cần đo
εp
: Hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng tia gamma
θ
: Độ phổ cập đồng vị
λ
: Hằng số phân rã
σ0
: Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron 2200 m.s–1, (cm2)
]
σ(v) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở vận tốc neutron v, (cm2)
σ(E) : Tiết diện phản ứng (n,γ) ở năng lượng neutron E, (cm2)
φe
: Thông luợng neutron trên nhiệt, (n.cm–2.s–1)
φ(E) : Thông lượng neutron ở năng lượng E, (n.cm–2s–1)
φf
: Thông luợng neutron nhanh, (n.cm–2.s–1)
φ th
: Thông lượng neutron nhiệt, (n.cm–2.s–1)
φ(v) : Thông lượng neutron ở vận tốc v, (n.cm–2s–1); φ(v) = n(v).v
DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU
Bảng 1.1: Những nguồn neutron đồng vị
Bảng 1.2: Các nguyên tố tạo phản ứng với neutron nhanh
Bảng 1.3: Loại tương tác chiếm ưu thế theo năng lượng
Bảng 2.1: Khối lượng mẫu và các phản ứng hạt nhân quan tâm
Bảng 2.2: Dữ liệu phản ứng hạt nhân và diện tích đỉnh năng lượng
Bảng 2.3: Thông lượng neutron nhanh tại kênh nhanh
Bảng 2.4: Dữ liệu phản ứng hạt nhân xảy ra và diện tích đỉnh năng lượng
Bảng 2.5: Thông lượng neutron nhiệt tại kênh nhanh
Bảng 2.6: Khối lượng các mẫu dùng cho thực nghiệm
Bảng 2.7: Phản ứng hạt nhân và các đặc trưng quan tâm
Bảng 2.8: Các số liệu thực nghiệm của các monitor
Bảng 2.9: Hoạt độ riêng và tỉ số cadmi của các monitor
Bảng 2.10: Thông số cộng hưởng của các monitor
Bảng 2.11: Thông số phổ neutron tại kênh nhanh nguồn neutron Am-Be
Bảng 3.1: Hàm lượng các nguyên tố trong mẫu chuẩn
Bảng 3.2: Diện tích đỉnh năng lượng thu được của mẫu chuẩn
Bảng 3.3: Thông số hạt nhân của các đồng vị quan tâm
Bảng 3.4: Kết quả xác định hàm lượng
Bảng 3.5: Khối lượng các mẫu phân tích
Bảng 3.6: Diện tích đỉnh năng lượng thu được
Bảng 3.7: Kết quả tính hàm lượng các nguyên tố trong mẫu địa chất
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1: Phổ neutron theo năng lượng
Hình 1.2: Tán xạ đàn hồi thế của neutron với nhân bia
Hình 1.3: Tán xạ đàn hồi cộng hưởng giữa neutron với nhân bia
Hình 1.4: Tán xạ không đàn hồi giữa neutron và nhân bia
Hình 1.5: Sơ đồ minh họa quá trình bắt neutron của hạt nhân bia
Hình 2.1: Cấu hình nguồn neutron Am-Be tại bộ môn Vật lý hạt nhân
Hình 2.2: Hệ chuyển mẫu MTA - 1527 nhờ bơm áp lực
Hình 2.3: Hệ phổ kế gamma với detector HPGe
Hình 2.4: Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Al-01
Hình 2.5: Phổ năng lượng tia gamma của mẫu Al - 0,1%Au (chiếu bọc)
Hình 3.1: Quy trình xử lý mẫu
MỞ ĐẦU
Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng hạt nhân ra đời từ
những năm 1940. Ngày nay hơn 90% lò phản ứng trên thế giới đều dùng kỹ thuật
phân tích kích hoạt neutron để xác định hàm lượng nguyên tố trong vật liệu vì kỹ
thuật phân tích này có tính vượt trội so với các phương pháp khác như không
hủy mẫu, phân tích nhanh, độ chính xác cao, đơn giản trong thực nghiệm…Kỹ
thuật phân tích này dựa trên phản ứng hạt nhân bia với neutron từ lò phản ứng,
máy gia tốc hay nguồn neutron đồng vị [14].
Vào năm 1994, bộ môn Vật lý hạt nhân - Trường Đại học Khoa học tự
nhiên Tp. HCM đã xây dựng và hoàn thiện hệ thống phân tích kích hoạt neutron
MTA - 1527 với nguồn neutron đồng vị Am - Be (5Ci) và hoạt độ của mẫu sau
khi chiếu neutron được đo trên detector NaI (Tl) hoặc ống đếm Geiger – Muller
[13]. Cùng với sự phát triển của bộ môn Vật lý hạt nhân, hệ phân tích kích hoạt
này đã được phát triển kết hợp với việc đo hoạt độ phóng xạ của mẫu bằng
detector Germanium siêu tinh khiết (HPGe) từ năm 2004[11].
Hệ thống phân tích kích hoạt neutron của bộ môn Vật lí hạt nhân có hai
kênh là: kênh neutron nhiệt và kênh neutron nhanh. Trong đó, kênh neutron nhiệt
đã được khai thác nhiều năm nay [2],[11],[13] và đã đạt được những kết quả nhất
định, chẳng hạn như phân tích hàm lượng Al, Na và Mn trong xi măng [2]. Gần
đây, phương pháp chuẩn hóa k 0 cho hệ phân tích kích hoạt này đã được phát
triển [6],[12]. Tuy nhiên, tất cả các công trình nghiên cứu trước đây đều dựa trên
kích hoạt bia với neutron nhiệt tại kênh chiếu neutron nhiệt, còn kênh neutron
nhanh vẫn chưa được nghiên cứu sử dụng. Vì vậy, để đưa vào khai thác sử dụng
kênh nhanh dùng cho kích hoạt neutron thì việc nghiên cứu phát triển kỹ thuật
phân tích kích hoạt neutron trên kênh nhanh này là cần thiết và có ý nghĩa. Nếu
nghiên cứu thành công các thông số phổ neutron tại kênh nhanh này thì việc
phân tích hàm lượng các nguyên tố như Al, Fe, Ti, Zn,…trong các mẫu đất đá dễ
dàng xác định được. Với những ý nghĩa khoa học và thực tiễn đã nêu, chúng tôi
thực hiện đề tài: “Nghiên cứu phép phân tích kích hoạt neutron nhanh trên
nguồn neutron Am-Be”.
Mục tiêu của đề tài là nghiên cứu phép phân tích kích hoạt neutron nhanh
trên nguồn Am-Be dựa vào phản ứng hạt nhân (n, p), (n, α ) và ứng dụng phân
tích hàm lượng nguyên tố Fe, Al trong mẫu địa chất.
Để phát triển kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron nhanh tại kênh nhanh của
nguồn Am-Be, luận văn tiến hành nghiên cứu:
Tổng quan cơ sở phân tích kích hoạt neutron.
Khảo sát các đặc trưng của hệ phân tích kích hoạt bao gồm đặc trưng
của hệ phổ kế gamma với detector HPGe và đặc trưng của phổ neutron
của nguồn Am-Be.
Áp dụng phân tích hàm lượng nguyên tố Fe, Al trong mẫu địa chất
bằng kích hoạt neutron nhanh.
Chương 1
TỔNG QUAN CƠ SỞ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON
1.1. Neutron
Trước khi tìm ra neutron người ta chỉ biết sử dụng các hạt mang điện (như
α, p, d) trong việc thực hiện các phản ứng hạt nhân. Các hạt này mang điện nên
chịu lực cản Coulomb khi đi gần hạt nhân, do đó hạn chế khả năng xuyên sâu
vào bên trong hạt nhân nên làm giảm tiết diện phản ứng. Với neutron, nhược
điểm này đã được khắc phục một cách dễ dàng. Sự bắt neutron có thể xảy ra khi
neutron có năng lượng hầu như bất kỳ, va chạm với hạt nhân tùy ý. Chính vì thế
sau khi phát hiện ra neutron, hàng loạt phản ứng hạt nhân mới đã được thực hiện,
làm xuất hiện vô số đồng vị phóng xạ mới và mở ra những hướng nghiên cứu
thực nghiệm.
1.1.1. Nguồn neutron
Nguồn neutron rất quan trọng trong phân tích kích hoạt neutron. Trong thực
tế, có nhiều loại nguồn neutron, vì vậy tùy theo yêu cầu và phương pháp phân
tích để lựa chọn loại nguồn phù hợp. Đặc trưng quan trọng nhất của một nguồn
neutron là năng lượng neutron và thông lượng neutron do nó phát ra.
1.1.1.1. Nguồn neutron đồng vị (hay nguồn neutron loại (α , n ) )
Phần lớn nguồn neutron đồng vị thường sử dụng là những vật liệu phóng xạ
phát Anpha như Radi, Poloni, Plutoni… (nguồn phát) trộn với Berili và neutron
được sinh ra theo phản ứng (α,n). Trong đó, nguồn Be9 (α, n) C12 tiện lợi, có tiết
diện hiệu dụng lớn, công suất lớn và ổn định theo thời gian (1,2.107÷1,7.107
neutron/s) nên được dùng tạo ra các nguồn neutron nhỏ dùng trong phòng thí
nghiệm hoặc để thăm dò và phân tích địa chất. Phổ năng lượng neutron tạo bởi
nguồn trên là phổ liên tục có giá trị 1÷13 MeV; trung bình năng lượng của
neutron sinh ra là 4÷5 MeV[14]. Một số nguồn neutron đồng vị thường sử dụng
được cho trong bảng 1.1.
Bảng 1.1: Những nguồn neutron đồng vị [14]
Chu kỳ bán rã
Cường độ neutron
(s-1Ci-1)
Năng lượng neutron
trung bình (MeV)
227
Ac
22 năm
1,5×107
4,0
241
Am
432 năm
1,5x107
5,7
239
2,4×104 năm
1,4×107
4,5
210
Po
138 ngày
2,5×107
4,3
226
Ra
1620 năm
1,3×107
3,6
Nguồn phát
Pu
1.1.1.2. Nguồn neutron từ máy gia tốc
Neutron cũng có thể được tạo từ các phản ứng bắn phá các hạt nhân bia
khác nhau bằng các hạt mang điện như p hay d được tăng tốc bằng các máy gia
tốc mạnh:
A
2
ZX + 1H
→ Z+1 XA+1 + o n1 + Q
A
1
ZX + 1H
→ Z+1 XA + o n1 + Q
Các phản ứng như vậy đặc biệt có lợi khi dùng làm nguồn neutron, vì
neutron trong trường hợp này là đơn năng với năng lượng và cường độ rất lớn.
Một phản ứng điển hình là dùng hạt đơtron tăng tốc bắn vào bia Triti:
3
2
1H + 1H
→ 2 He4 + o n1 + Q
Phản ứng trên sinh ra neutron đơn năng với năng lượng 14 MeV, cường độ
neutron sinh ra khoảng 1011 - 1012 n.s-1 tương đương với thông thượng neutron
nhanh khoảng 109 - 1010 n.cm-2.s-1. Đây là phản ứng được dùng trong máy phát
neutron hiện đại.
Máy phát neutron thường dùng để xác định một số nguyên tố có tiết diện
hấp thụ lớn đối với neutron nhanh, các nguyên tố được phân tích kích hoạt theo
neutron loại này cho trong bảng 1.2.
Bảng 1.2: Các nguyên tố tạo phản ứng với neutron nhanh [14]
Nguyên tố
Phản ứng
T 1/2
Aluminium (Al)
Al27(n, p)Mg27
9,5 phút
Magnesium (Mg)
Mg26(n, α )Ne23
37,6 giây
Silicon (Si)
Si28(n, p) Al28
2,3 phút
Iron (Fe)
Fe56(n, p) Mn56
2,58 giờ
Zirconium (Zr)
Zr90(n,2n) Zr89m
4,2 phút
Nickel (Ni)
Ni60(n,p)Co60m
10,5 phút
1.1.1.3. Nguồn neutron từ lò phản ứng hạt nhân
Các lò phản ứng có khả năng kích hoạt mạnh nhất, tùy theo cách cấu tạo,
chúng có thể cung cấp các neutron với thông lượng không đổi. Các lò phản ứng
lớn cho ra neutron với thông lượng khoảng 1015 n.cm-2.s-1 còn đối với các lò
phản ứng thông thường thì con số này vào khoảng 1012 n.cm-2.s-1 [14].
Vật liệu hạt nhân chủ yếu là 233U , 235U và
239
Pu .
Trung bình mỗi sự vỡ hạt
nhân có 2,5 neutron nhanh phát ra, các neutron này được làm chậm trở thành các
neutron nhiệt và tiếp tục gây ra các phản ứng phân chia khác. Ngoài neutron
nhiệt, neutron trên nhiệt thì neutron nhanh cũng được dùng trong phân tích kích
hoạt.
Lò phản ứng hạt nhân thực nghiệm hoạt động trong vùng năng lượng nhiệt
lớn (100 kW-10MW) với thông lượng neutron nhiệt khoảng 1012 - 1014 n.cm-2.s-1
. Đây là nguồn neutron hiệu quả nhất cho phân tích kích hoạt do tiết diện hấp thụ
neutron cao trong vùng nhiệt đối với đa số các nguyên tố.
Ngoài ba loại nguồn phát neutron thông dụng như vừa trình bày ở trên, còn
một số nguồn neutron ít phổ biến hơn.
+ Các nguồn neutron từ phản ứng (γ, n):
A
ZX +
γ → Z XA-1 + o n1 + Q
Chiếu lượng tử γ (từ các nhân phóng xạ tự nhiên hoặc nhân tạo) vào nhân
bia Berili hoặc Dơteri thu được neutron đơn năng theo phương trình: Be9(γ, n)
Be8 hay D2(γ, n)H1. Với loại nguồn này có thể nhận được 107 neutron/s trên 1
curi phóng xạ gamma (có năng lượng 1,692 MeV) với bia là Sb.
+ Một số nguồn phân hạch tự phát như nguồn
Cf (chu kì 2,6 năm). Qua
252
quá trình phân hạch, nguồn 252Cf tạo ra 3,76 neutron có năng lượng 1,5 MeV trên
mỗi phản ứng. Một miligam 252Cf phát ra 2,28×109 neutron/s.
1.1.2. Phổ neutron
Tiết diện bắt và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng lượng neutron.
Phổ neutron lò phản ứng theo năng lượng được chia làm ba miền chính như
trong hình 1.1 dưới đây [3].
Hình 1.1: Phổ neutron lò phản ứng.
Trong hình 1.1 ta thấy, thông lượng neutron nhiệt là lớn nhất, thông lượng
neutron trên nhiệt và neutron nhanh bé hơn và phụ thuộc vào đặc điểm của phản
ứng đặc biệt là phụ thuộc vào sự lựa chọn chất làm chậm.
1.1.2.1. Neutron nhiệt (thermal neutron)
Như đã biết, các neutron sinh ra từ các loại nguồn neutron đều là các
neutron nhanh, sau đó các neutron này mất dần năng lượng do tương tác với môi
trường chất làm chậm và cuối cùng bị nhiệt hóa. Vậy, neutron nhiệt là những
neutron ở trạng thái cân bằng nhiệt với môi trường chất làm chậm, chúng có
năng lượng trong khoảng từ 0 - 0,5 eV. Phổ neutron nhiệt tuân theo phân bố
Maxwell - Boltzmann [3].
E
−
dn
2π
1
=
e kTn E 2 dE
3
n
( πkTn ) 2
(1.1)
Trong đó, n là số neutron tổng cộng trong hệ, dn là số neutron có năng lượng
trong khoảng E đến E+dE, k là hệ số Boltzmann và T n là nhiệt độ của neutron.
Phân bố thông lượng neutron tại nhiệt độ T n như sau:
E
e
φ'm ( E ) =
φm
2
kT
( n)
−
(
E
kTn
)
(1.2)
Trong đó, φm là thông lượng neutron toàn phần.
1.1.2.2. Neutron trên nhiệt (epithermal neutron)
Đây là các neutron đang trong quá trình làm chậm, chúng có năng lượng
trong khoảng từ 0,5 eV - 0,5 MeV. Vùng này được gọi là vùng trung gian hay
vùng cộng hưởng. Một cách lí tưởng, sự phân bố neutron trên nhiệt tỉ lệ nghịch
với năng lượng neutron, hay nói cách khác phổ neutron trên nhiệt được mô tả bởi
quy luật 1/E[3].
φ
φ'e = e
E
(1.3)
Trong đó, φe là thông lượng neutron nhiệt, φ'e là thông lượng neutron nhiệt thực
sự cho mỗi khoảng logarit năng lượng.
Do cấu trúc môi trường vật chất trong lò phản ứng, neutron sẽ bị hấp thụ
làm cho phổ neutron trên nhiệt bị lệch khỏi quy luật 1/E. Trên thực tế , ta có thể
biểu diễn theo công thức gần đúng:
φe
α
φ'e = 1+α
(1eV )
E
(1.4)
Trong đó: α là hằng số đặc trưng cho sự lệch phổ so với phổ lí tưởng, hay còn
gọi là độ lệch phổ neutron trên nhiệt, không phụ thuộc vào năng lượng, có giá trị
trong khoảng [-1,1].
1.1.2.3. Neutron nhanh (fast neutron).
Neutron nhanh hay neutron phân hạch là những neutron có năng lượng lớn
hơn 0,5 MeV. Một số công thức bán thực nghiệm biểu diễn phổ neutron nhanh
thường dùng [3]:
Phổ phân hạch của Watt
=
φ'f 0, 484φf e − E sinh 2E
(1.5)
Phổ phân hạch của Cranberg
φ'f ( E ) = 0, 453φf e
−E
0,965
sinh 2, 29E
(1.6)
Phổ phân hạch của Grundl và Usner
φ'f ( E ) = 0, 77φf e −0,776E sinh 2, 29E
(1.7)
Trong các công thức trên, E là năng lượng neutron (MeV), φf (E) là thông lượng
toàn phần của neutron, φ'f ( E ) là thông lượng neutron cho mỗi khoảng đơn vị
năng lượng.
1.2. Tương tác của neutron với vật chất
Khi đi xuyên qua vật chất, neutron sẽ tương tác với vật chất theo nhiều cơ
chế khác nhau, có thể là tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi hay phản ứng hạt
nhân. Sự tương tác của neutron với vật chất xảy ra chủ yếu là do neutron tương
tác với hạt nhân nguyên tử và phụ thuộc rất mạnh vào năng lượng của nó. Ở một
năng lượng xác định, một loại tương tác nào đó sẽ chiếm ưu thế. Bảng 1.3 cho
thấy sự phân loại neutron theo năng lượng và các tương tác chiếm ưu thế tương
ứng [9],[17].
- Xem thêm -