Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều Neutron dùng nguồn 252Cf

  • Số trang: 102 |
  • Loại file: PDF |
  • Lượt xem: 22 |
  • Lượt tải: 0
nhattuvisu

Đã đăng 26946 tài liệu

Mô tả:

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN -------------o0o------------- LÊ NGỌC THIỆM NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON SỬ DỤNG NGUỒN 252Cf LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Hà Nội - 2014 ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN -------------o0o------------- Lê Ngọc Thiệm NGHIÊN CỨU XÂY DỰNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON SỬ DỤNG NGUỒN 252Cf Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử Mã số: 60440106 LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC Người hướng dẫn khoa học: TS. Nguyễn Tuấn Khải Hà Nội - 2014 LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành luận văn này, tôi xin gửi lời biết ơn sâu sắc tới tập thể các thầy, cô giáo của trường Đại học Khoa học tự nhiên thuộc Đại học Quốc gia Hà Nội nói chung và tập thể các thầy, cô giáo của Khoa Vật lý nói riêng đã tận tâm chỉ dạy, hướng dẫn tôi trên con đường tiếp cận với khoa học. Tôi xin gửi lời biết ơn chân thành nhất tới tập thể các thầy, cô giáo của bộ môn Vật lý Nguyên tử và Hạt nhân, những người thầy luôn gần gũi, động viên, chia sẻ kinh nghiệm khoa học giúp tôi vượt qua những khó khăn gặp phải trong quá trình học tập và thực hiện luận văn này. Tôi xin gửi lời biết ơn vô hạn tới TS. Nguyễn Tuấn Khải, TS. Trịnh Văn Giáp tại Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân vì sự hướng dẫn tận tình về mặt khoa học và đã tạo mọi điều kiện tốt nhất về thời gian, cơ sở vật chất trong quá trình tôi thực hiện luận văn này. Thật thiếu sót nếu tôi không nói lời cảm ơn tới các thành viên trong gia đình: bố, mẹ, anh, chị, vợ và các con tôi vì những sẻ chia, động viên và trên hết là lòng cảm thông, sự thấu hiểu sâu sắc của họ dành cho tôi trong quá trình học tập cũng như thực hiện luận văn này. Tôi xin cảm ơn tất cả những đồng nghiệp, bạn bè đã trợ giúp và đưa ra những trao đổi khoa học giúp cho luận văn này được hoàn thiện hơn. MỤC LỤC MỞ ĐẦU ............................................................................................................................... 1 CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN .................................................................................................. 3 1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa .................. 3 1.2. Các đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn liều neutron 6 1.3. Tương tác của neutron với vật chất ............................................................................ 12 CHƯƠNG 2: NGUYÊN LÝ CHUẨN THIẾT BỊ ĐO LIỀU NEUTRON .............................. 29 2.1. Đại lượng chuẩn và hệ số chuyển đổi trong đo liều neutron ....................................... 29 2.2. Nguồn bức xạ neutron chuẩn dùng trong chuẩn liều................................................... 30 2.3. Yêu cầu chung đối với một cơ sở chuẩn liều neutron .................................................. 32 2.4. Thiết bị chuẩn cần thiết .............................................................................................. 34 2.5. Nguyên lý chuẩn thiết bị đo liều neutron bằng nguồn phát xạ neutron ........................ 35 CHƯƠNG 3: CƠ SỞ VẬT CHẤT, CÔNG CỤ, THIẾT BỊ................................................... 43 3.1. Phòng chuẩn neutron ................................................................................................. 43 3.2. Nguồn phóng xạ ......................................................................................................... 44 3.3. Công cụ...................................................................................................................... 45 3.4. Thiết bị đo liều neutron .............................................................................................. 46 3.5. Tấm che chắn hình nón .............................................................................................. 46 3.6. Phương pháp nghiên cứu ........................................................................................... 46 CHƯƠNG 4: MÔ PHỎNG VÀ THỰC NGHIỆM ................................................................ 48 4.1. Thiết kế tấm che chắn ................................................................................................. 48 4.2. Mô phỏng ................................................................................................................... 50 4.3. Thực nghiệm .............................................................................................................. 55 CHƯƠNG 5: KẾT QUẢ VÀ SO SÁNH............................................................................... 57 5.1. Kết quả mô phỏng ...................................................................................................... 57 5.2. Kết quả thực nghiệm .................................................................................................. 64 5.3. So sánh mô phỏng và thực nghiệm ............................................................................. 65 KẾT LUẬN.......................................................................................................................... 67 TÀI LIỆU THAM KHẢO .................................................................................................... 69 PHỤ LỤC 1 ......................................................................................................................... 71 PHỤ LỤC 2 ......................................................................................................................... 75 DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ ............................. 11 Bảng 1.2: Số lần tán xạ đàn hồi trung bình cần thiết để giảm năng lượng của neutron từ 2 MeV xuống 0.025 eV đối với một số nguyên tố.................. 15 Bảng 1.3: Tiết diện tương tác của neutron với một số vật liệu. Giá trị M (ở cột thứ 2) là khối lượng nguyên tử hoặc khối lượng mol. Giá trị “0” của tiết diện tương tác nghĩa là 0 so với các giá trị minh họa trên hình vẽ................ 20 Bảng 1.4: Số liệu hạt nhân của natUO2 ................................................................... 23 Bảng 1.5: Công suất làm chậm và tỷ số làm chậm của một số chất làm chậm đối với năng lượng neutron từ 1 eV đến 100 keV .............................................. 26 Bảng 1.6: Ví dụ về sự suy giảm số neutron sau tương tác ...................................... 27 Bảng 2.1: Nguồn neutron chuẩn dùng trong chuẩn các thiết bị đo liều neutron ..... 31 Bảng 2.2: Neutron đơn năng được sinh ra do máy gia tốc và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều ................................................ 31 Bảng 2.3: Neutron đơn năng sinh ra từ lò phản ứng và một số hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều ...................................................... 32 Bảng 2.4: Một số thiết bị chuẩn dùng trong chuẩn liều neutron............................. 35 Bảng 2.5: Hệ số suy giảm tuyến tính S lấy trung bình qua toàn phổ của nguồn bức xạ neutron (độ lệch chuẩn ±15%)[3,4,9] .............................................. 42 Bảng 3.1: Một số đặc tính cơ bản của máy đo liều neutron cầm tay Aloka - TPS 451C ..................................................................................................... 46 Bảng 4.1: Các mặt phẳng xung quanh của tấm che chắn ....................................... 50 Bảng 4.2: Các cấu hình mô phỏng để xác định chiều dày thích hợp của tấm che chắn...................................................................................................... 54 Bảng 4.3: Các cấu hình cơ bản của mô phỏng và thí nghiệm ................................. 54 Bảng 5.1: Thông số chuẩn của trường bức xạ neutron, các giá trị tương đương liều (DE) được sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf........................... 64 Bảng 5.2: Kết quả đo đạc thực nghiệm .................................................................. 65 Bảng 5.3: Tóm tắt kết quả mô phỏng và thực nghiệm ............................................ 65 Bảng PL2.1: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 1 - Bảng 4.2 và Bảng 4.3) ............................................. 75 Bảng PL2.2: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 10cm polyethylene (cấu hình 2 - Bảng 4.2)........................ 77 Bảng PL2.3: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 20cm polyethylene (cấu hình 3 - Bảng 4.2)........................ 79 Bảng PL2.4: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 0.5cm chì + 30cm polyethylene (cấu hình 4 - Bảng 4.2)........................ 81 Bảng PL2.5: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 75 cm với tấm che chắn gồm 30cm PEB (cấu hình 2 - Bảng 4.3)....................................................... 83 Bảng PL2.6: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 3 - Bảng 4.3)................................................................. 85 Bảng PL2.7: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 125 cm với tấm che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 4 - Bảng 4.3)................................... 87 Bảng PL2.8: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm khi không có tấm che chắn (cấu hình 5 - Bảng 4.3)................................................................. 89 Bảng PL2.9: Kết quả mô phỏng phổ thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot), neutron trực tiếp (Fn-dir) sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf và sai số thống kê tương ứng tại vị trí cách nguồn 150 cm với tấm che chắn hình nón cụt gồm 30 cm PEB (cấu hình 6 - Bảng 4.3)................................... 91 Bảng PL2.10: Tỷ lệ đóng góp của các đối tượng chính vào việc xác định thông lượng neutron tổng cộng (Fn-tot) tại điểm khảo sát của các cấu hình mô phỏng trong Bảng 4.3 ........................................................................... 93 DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1: Hình ảnh mô tả a) trường bức xạ thực, b) trường bức xạ mở rộng và định hướng, c) trường bức xạ định hướng. Hình tròn nét đứt trong hình b) và c) mô tả kích thước yêu cầu đối với trường bức xạ tương ứng đó ............ 9 Hình 1.2: Cấu trúc trường bức xạ của hình cầu ICRU tại điểm P’ mà tại đó tương đương liều được xác định. Bức xạ có thể tương tác với hình cầu từ nhiều hướng khác nhau trong trường bức xạ mở rộng. H’(d,W) định nghĩa cho hướng W trên véctơ bán kính tại độ sâu d. Trong trường bức xạ mở rộng và định hướng, véctơ bán kính trong việc xác định H*(d) luôn ngược hướng với hướng của trường bức xạ ..................................................... 10 Hình 1.3: Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron chuẩn và các đại lượng dùng trong chuẩn .................... 11 Hình 1.4: Mối quan hệ giữa vận tốc và động năng của neutron ............................. 13 Hình 1.5: Tương tác của neutron với vật chất; các ký hiệu trong ngoặc đơn lần lượt diễn tả các hạt vào và hạt ra của phản ứng; n: neutron, p: proton, g: photon, a: alpha, d: deuterium, f: mảnh phân hạch .............................. 14 Hình 1.6: Sự phụ thuộc năng lượng của tiết diện tương tác của một số hạt nhân. Trục nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện tương tác tổng cộng (tính theo barn) .......................... 18 Hình 1.7: Tiết diện phân hạch của một số đồng vị phân hạch quan trọng (235U, 239 Pu) và đồng vị làm giàu (238U, 240Pu). Trục nằm ngang là năng lượng của neutron (tính theo eV), trục thẳng đứng là tiết diện phát xạ (tính theo barn)..................................................................................................... 19 Hình 1.8: Cường độ chùm neutron song song không tương tác còn lại khi đi qua bề dày vật liệu làm bia. Trục nằm ngang là chiều dày bia, trục thẳng đứng là cường độ chùm tia ............................................................................ 21 Hình 1.9: Quá trình nhân M như là một hàm của hệ số nhân keff. Chỉ trường hợp dưới tới hạn (keff < 1) được đề cập ở hình này ..................................... 28 Hình 2.1: Tỷ số Hp(10,a)/Hp(10,0o) theo các hướng khác nhau a và năng lượng khác nhau của neutron (chiếu trên phantom cơ thể người) ................... 29 Hình 3.1: Tiết diện bằng của phòng chuẩn neutron ............................................... 43 Hình 3.2: Tiết diện đứng của phòng chuẩn neutron ............................................... 44 Hình 3.3: Thiết kế của nguồn neutron.................................................................... 45 Hình 4.1: Cấu tạo tấm che chắn dùng trong mô phỏng .......................................... 49 Hình 4.2: Cấu hình I cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc. Trục X đi từ trái sang phải. Trục Y đi từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ dưới lên trên ...................... 52 Hình 4.3: Cấu hình II cho việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm; (+): nguồn tại gốc tọa độ; (o): Vị trí tính toán/ đo đạc; ( )Tấm chắn suy giảm. Trục X đi từ trái sang phải. Trục Y đi từ ngoài vào trong trang giấy. Trục Z đi từ dưới lên trên ......................................................................................... 53 Hình 5.1: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf khi không có tấm suy giảm. Tổng: Fn-tot; Trực tiếp: Fn-dir; Tán xạ (Tổng-Trực tiếp): Fn-sct .............. 57 Hình 5.2: Tỷ lệ bị rò của tấm che chắn gồm 30 cm PE+0.5 cm Pb và 30 cm PEB theo năng lượng là tỷ số giữa Fn-dir của cấu hình 4 (trong Bảng 4.2) hoặc cấu hình 2 (Bảng 4.3) chia cho Fn-dir của cấu hình 1 (Bảng 4.2 hoặc Bảng 4.3). ............................................................................................. 58 Hình 5.3: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 75 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252 Cf. Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fn-sct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct.............................................................. 60 Hình 5.4: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 125 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf. Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fnsct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct......................................................... 60 Hình 5.5: Phổ thông lượng neutron tại vị trí cách nguồn 150 cm theo các thành phần sinh ra bởi một neutron tới từ nguồn 252Cf. Tổng: Fn-tot; Tán xạ: Fnsct; Trực tiếp: Fn-dir = Fn-tot - Fn-sct......................................................... 61 Hình 5.6: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.2. ........................ 61 Hình 5.7: Tỷ lệ (%) đóng góp của các thành phần chính trong cấu hình của bài toán mô phỏng vào giá trị thông lượng neutron tổng cộng tại vị trí khảo sát sinh ra bởi một neutron tới khi thay đổi khoảng cách từ nguồn đến điểm khảo sát. Các tường được đánh số như trong Hình 4.3. ........................ 62 BẢNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT Ký hiệu/ viết tắt aE+0b Att:iPb+jPE DEn-tot DEn-dir DEn-dir(Shd-Tech) En Etb-tot Etb-dir Etb-dir(Shd-Tech) IAEA ICRU ICRP ISO n/s Fn Fn-tot Fn-dir Fn-dir(Shd-Tech) Fn-sct PE PEB Pb sr SSDL-VN VKHKTHN VNLNTVN WHO Ý nghĩa a x 10+b (a,b là hai số thực) Tấm suy giảm gồm 2 lớp: i cm chì (Pb) và j cm polyethylene (PE) Tương đương liều neutron tổng cộng trên một neutron tới (pSv.n1 ) Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới (pSv.n-1) Tương đương liều neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo phương pháp tấm che chắn (pSv.n-1) Năng lượng neutron (MeV) Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron tổng cộng (MeV) Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp (MeV) Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron trực tiếp tính theo phương pháp tấm che chắn (MeV) Cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế Cơ quan đo đạc và đơn vị bức xạ quốc tế Cơ quan an toàn bức xạ quốc tế Cơ quan tiêu chuẩn quốc tế neutron trên giây Thông lượng neutron (cm-2.n-1) Thông lượng neutron tổng cộng trên một neutron tới (cm-2.n-1) Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới (cm-2.n-1) Thông lượng neutron trực tiếp trên một neutron tới tính theo phương pháp tấm che chắn (cm-2.n-1) Thông lượng neutron tán xạ (Fn-tot - Fn-dir) Lớp polyethylene của tấm che chắn Lớp polyethylene pha với boron có mật độ khối 1.0 g/cm3 Lớp chì của tấm che chắn Đơn vị của góc khối (steradian) Phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa - của Việt Nam Viện Khoa học và kỹ thuật hạt nhân Viện năng lượng nguyên tử Việt Nam Tổ chức y tế thế giới MỞ ĐẦU Như chúng ta biết việc ứng dụng của năng lượng nguyên tử vì mục đích hòa bình, phục vụ dân sinh ngày càng được quan tâm khi ngày càng thiếu đi những nguồn năng lượng truyền thống như: dầu mỏ, than đá, thủy năng hay những nguồn năng lượng thiên nhiên khác. Mặt khác, nguồn năng lượng hạt nhân cũng thể hiện thế mạnh ưu điểm của chúng so với các nguồn năng lượng truyền thống khác như: phát thải năng lượng thấp, giảm sự gia tăng hiệu ứng nhà kính ( ), đáp ứng sự bền vững an ninh năng lượng quốc gia,… Ngoài những điểm mạnh rõ ràng, năng lượng hạt nhân cũng thể hiện những yếu điểm nhất định như: tổn thất lớn khi có sự cố xảy ra; tác động đến sức khỏe, thậm chí đến tính mạng con người khi công tác ứng dụng không được thực hiện theo đúng cách, tôn trọng những quy định an toàn bức xạ, an toàn hạt nhân. Theo Điều 24, Luật Năng Lượng Nguyên Tử Việt Nam[1], các thiết bị đo liều bức xạ phải được hiệu chuẩn định kỳ. Theo khuyến cáo của Cơ Quan Năng Lượng Nguyên Tử Quốc Tế (IAEA) thì mỗi thiết bị đo liều cầm tay phải được chuẩn trước khi sử dụng lần đầu và định kỳ được hiệu chỉnh lại sau khi sử dụng mỗi 12 đến 14 tháng[6]. Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân (VKHKTHN) thuộc Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam (VNLNTVN) là một trong những cơ quan đi đầu trong việc đưa các ứng dụng của hạt nhân, bức xạ vào cuộc sống. Công tác nghiên cứu an toàn bức xạ, an toàn hạt nhân và đo liều bức xạ cũng được quan tâm phát triển một cách đúng mức. VKHKTHN, tính đến nay, cũng là cơ quan duy nhất tại Việt Nam có phòng chuẩn cấp hai về đo liều bức xạ ion hóa (SSDL-VN) nằm trong hệ thống SSDL của WHO/IAEA. Tuy nhiên, hiện nay phòng chuẩn cũng chỉ có khả năng chuẩn liều bức xạ ion hóa photon (chuẩn liều cho các thiết bị đo liều bức xạ photon), chưa có khả năng chuẩn các thiết bị đo liều neutron (ví dụ như máy đo liều neutron cầm tay). Mục đích của việc chuẩn các thiết bị đo liều là để chắc chắn rằng chúng hoạt động bình thường với độ chính xác có thể tin cậy được. Do vậy việc đầu tư mở rộng cơ sở, phát triển năng lực, đẩy mạnh khả năng đo liều neutron nhằm đáp ứng tốt hơn nhu cầu chuẩn liều bức xạ ion hóa nói chung và chuẩn liều neutron nói 1 riêng đang được VKHKTHN xúc tiến thực hiện. Cũng với nguyên nhân đó mà luận văn thạc sĩ này được đưa ra với nội dung “Nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn ”, luận văn này có thể xem như là phần giới thiệu tới bạn đọc các công tác chuẩn bị, những cơ sở vật chất hiện có, phương pháp chuẩn máy đo liều bức xạ cầm tay. Mục tiêu của luận văn này là nghiên cứu xây dựng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn dùng cho mục đích chuẩn liều neutron cho các thiết bị đo liều neutron cầm tay. Luận văn này cũng là tiền đề cho việc hiện thực hóa quá trình xây dựng trường chuẩn liều neutron tại VKHKTHN. 2 CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN 1.1. Các thuật ngữ, khái niệm cơ bản trong lĩnh vực chuẩn liều bức xạ ion hóa Thiết bị chuẩn + là các thiết bị chuẩn cấp hai, được chuẩn với các thiết bị chuẩn cấp một thông qua các phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận trên thế giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai cũng là phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia thì thiết bị của họ có thể được chuẩn thông qua phòng chuẩn cấp I trên thế giới (ví dụ phòng thí nghiệm chuẩn cấp I BIPM – the Bureau International des Poids et Mesures ở Paris). + khi thiết bị chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai. Nguồn chuẩn + là các nguồn chuẩn cấp hai, được chuẩn với chuẩn cấp một thông qua các phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia hoặc các phòng thí nghiệm được công nhận trên thế giới đang giữ chuẩn với các đại lượng chuẩn thích hợp. Ngoài ra, nếu nguồn chuẩn cấp hai cũng là nguồn chuẩn quốc gia thì chúng có thể được chuẩn thông qua BIPM. + khi nguồn chuẩn không phải là chuẩn cấp hai thì chúng phải được chuẩn thông qua chuẩn cấp hai hoặc chuẩn cấp ba mà đã được chuẩn dựa trên chuẩn cấp hai. Chuẩn cấp một + là chuẩn cao nhất cho các đại lượng đo lường trong các lĩnh vực riêng. Chuẩn cấp một được lưu giữ tại phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia mà tại đó thực hiện các nghiên cứu về mục đích của đo lường, tham gia các so sánh quốc tế (được tổ chức bởi các phòng chuẩn như BIPM) với các phòng thí nghiệm chuẩn cấp một khác. Chuẩn cấp hai + là chuẩn mà giá trị của nó được xác định bằng cách so sánh trực tiếp với chuẩn cấp một và được đi kèm với một chứng chỉ chuẩn xác định quá trình chuyển 3 chuẩn đó. Chuẩn cấp hai được lưu giữ tại hệ thống phòng thí nghiệm SSDL của IAEA. Các phòng thí nghiệm chuẩn cấp hai được chứng nhận bởi quyết định chính thức của quốc gia và được coi như là cơ sở cho việc xác định giá trị cho tất cả các chuẩn khác về các đại lượng liên quan trong quốc gia đó. Chuẩn cấp ba + là chuẩn mà giá trị của chúng được xác định bởi việc so sánh với chuẩn cấp hai Chuẩn quốc gia + là chuẩn được công nhận bởi quyết định chính thức của quốc gia, được coi như là cơ sở cho việc xác định giá trị của tất cả các chuẩn khác về các đại lượng liên quan trong quốc gia đó. Nói chung có thể coi chuẩn quốc gia trong một đất nước cũng chính là chuẩn cấp một trong đất nước đó. Trường bức xạ chuẩn + là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó đã được xác định bằng hệ thiết bị chuẩn tương ứng. Trường bức xạ tự do + là trường bức xạ mà các đại lượng liên quan đến trường đó được xác định với các đặc tính trong một không gian tự do (nghĩa là trong không gian không có tán xạ, không có phông phóng xạ hay các hiệu ứng ảnh hưởng khác). Thiết bị đo + là thiết bị nhằm thực hiện phép đo độc lập hoặc trong mối liên hệ với các thiết bị khác, ví dụ: thiết bị đo suất liều cầm tay, máy đo liều cầm tay, nhiệt kế, áp kế, … Hệ số chuẩn + hệ số chuẩn CF là tỷ số giữa giá trị thực của đại lượng cần đo H trên giá trị hiển thị M của thiết bị đo. = (1.1) + Ví dụ: Hệ số chuẩn của một thiết bị đo tương đương liều môi trường được diễn tả như sau: ∗ = (10) 4 (1.1 ) + hệ số chuẩn là một chỉ số cho một trường bức xạ chuẩn với các điều kiện xác định, không phải là một hệ số duy nhất có thể áp dụng cho toàn bộ dải đo của thiết bị (khi đó thiết bị đo được coi là không tuyến tính trong dải đáp ứng của nó). + hệ số chuẩn không có thứ nguyên khi mà thứ nguyên của giá trị thực và giá trị đo là như nhau. Một thiết bị được coi là tốt khi hệ số chuẩn của nó gần 1. Hệ số chuẩn luôn phải đi kèm với các điều kiện chuẩn xác định. + Nghịch đảo của hệ số chuẩn là đáp ứng của thiết bị đó dưới điều kiện chuẩn và ngược lại. Đáp ứng + đáp ứng R của thiết bị đo là tỷ số giữa chỉ số đo của thiết bị đo với giá trị thực của đại lượng đo. Ghi chú: Loại đáp ứng cần phải được chỉ rõ, ví dụ:  đáp ứng thông lượng, F = F (1.2) F  đáp ứng tương đương liều, = (1.3)  đáp ứng tương đương liều cho photon, g = g (1.4) g Nếu M là phép đo chỉ suất lượng thì đại lượng “thông lượng, F” và “tương đương liều, ” lần lượt được thay thế bằng “suất thông lượng, j” và “suất tương đương liều, ̇ ” Giá trị thực (của một đại lượng) + là giá trị được đánh giá một cách tốt nhất bởi chuẩn cấp một hoặc chuẩn cấp hai hoặc bởi thiết bị chuẩn được chuẩn tại phòng thí nghiệm chuẩn cấp một hoặc cấp hai. Giá trị thực được coi là rất gần với giá trị chính xác với sự khác nhau không đáng kể cho một mục đích xác định. 5 Hệ số chuyển đổi + hệ số chuyển đổi là tỷ số giữa đại lượng A và đại lượng B = (1.5) + trong luận văn này chúng ta đề cập nhiều đến hệ số chuyển đổi thông lượng neutron sang tương đương liều neutron, ℎF , là tỷ số giữa tương đương liều neutron và thông lượng neutron F tại một điểm trong trường bức xạ. ℎF = (1.6) F Sai số nội tại, I(%) + là tỷ số giữa sự khác biệt của giá trị thực và giá trị đo (nghĩa là: − ) trên giá trị thực , sai số nội tại được diễn tả theo công thức. (%) = − . 100 (1.7) Thời gian đáp ứng + là khoảng thời gian từ khi bức xạ chiếu vào thiết bị đo cho tới khi giá trị của thiết bị đo đạt tới 90% giá trị hiển thị của nó. Điểm chuẩn của thiết bị đo + là điểm dùng để định vị thiết bị đo tại điểm kiểm tra. Điểm chuẩn của thiết bị thường được đánh dấu trên thiết bị bởi nhà sản xuất, nếu không thể đánh dấu trên thiết bị thì chúng phải được chỉ ra trong các tài liệu đi kèm cùng thiết bị. Điểm kiểm tra + là điểm mà thiết bị đo sẽ được đặt tại đó để chuẩn, tại điểm này thì giá trị thực của đại lượng đo đã được xác định. 1.2. Các đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron trong việc chuẩn liều neutron Thông lượng neutron, F + thông lượng neutron F là tỷ số giữa số neutron đến cầu 6 trên diện tích tiết diện mặt F = (1.8) + đơn vị đo của thông lượng neutron là , đơn vị thường dùng là . Suất thông lượng neutron, j + suất thông lượng neutron (hay còn gọi là mật độ dòng neutron - j) là tỷ số giữa lượng biến thiên thông lượng neutron F trên một đơn vị thời gian j = F = (1.9) . . + đơn vị đo của suất thông lượng neutron là . , đơn vị thường dùng là . Thông lượng neutron phổ, F + là phân bố năng lượng của phổ neutron, được thể hiện là tỷ số giữa độ biến thiên thông lượng neutron, F, trên khoảng năng lượng giữa hai điểm năng lượng + và F = F (1.10) . + đơn vị của thông lượng neutron phổ là . , đơn vị thông dụng là . Suất thông lượng neutron phổ, j + suất thông lượng neutron phổ (hay còn gọi là mật độ dòng neutron phổ - j ) là biến thiên của thông lượng neutron phổ, F , theo thời gian, dt. j = F F = + đơn vị của suất thông lượng neutron phổ là . (1.11) . . . , đơn vị thường dùng là . Năng lượng neutron trung bình trên toàn phổ thông lượng, + là năng lượng neutron được lấy trung bình trên toàn phổ thông lượng neutron và được biểu diễn qua công thức: = 1 F ¥ .F ( ) 7 (1.12) Năng lượng neutron trung bình tương đương liều, + là năng lượng neutron được lấy trung bình trên toàn phổ tương đương liều = ¥ 1 . ℎF ( ). F (1.13) + trong đó: ¥ ℎF ( ) . F = (1.14) Hoạt độ phóng xạ, A + hoạt độ phóng xạ A của một lượng chất phóng xạ ở trạng thái năng lượng xác định tại một thời điểm nhất định là tỷ số giữa số dịch chuyển hạt nhân tự phát ở trạng thái năng lượng đó, , trong khoảng thời gian . = (1.15) + đơn vị của hoạt độ phóng xạ là Becquerel (Bq), 1 Bq = 1 Liều hấp thụ, D + là tỷ số giữa năng lượng trung bình e của bức xạ ion hóa truyền cho khối lượng = + đơn vị của liều hấp thụ là e . (1.16) , đơn vị thường dùng là Gray ( ); 1 = 1 . Tương đương liều, H + là tích số của liều hấp thụ, bức xạ gây ra liều hấp thụ , tại một vị trí trong mô với hệ số phẩm chất, , của tại điểm đó = . + đơn vị của liều hấp thụ là . (1.17) , đơn vị thường dùng là Sievert (Sv) Suất tương đương liều, ̇ + là tỷ số giữa độ biến thiên tương đương liều ̇ = trong khoảng thời gian (1.18) 8 + đơn vị của suất tương đương liều là . Tương đương liều môi trường, ∗ . , đơn vị thường dùng là . ( ) ∗ + tương đương liều môi trường, ( ), tại một điểm trong trường bức xạ là tương đương liều tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng và định hướng trong quả cầu ICRU tại độ sâu trên bán kính ngược hướng của trường bức xạ (minh họa trong Hình 1.2b). Đơn vị của tương đương liều môi trường là . a) , đơn vị thường dùng là b) c) Hình 1.1: Hình ảnh mô tả a) trường bức xạ thực, b) trường bức xạ mở rộng và định hướng, c) trường bức xạ định hướng. Hình tròn nét đứt trong hình b) và c) mô tả kích thước yêu cầu đối với trường bức xạ tương ứng đó + đối với bức xạ đâm xuyên mạnh, độ sâu = 10 mm hiện tại đang được khuyến cáo sử dụng. Tương đương liều môi trường trong trường hợp này ký hiệu là ∗ (10). + đối với bức xạ đâm xuyên yếu, độ sâu = 0.07 mm và = 3 mm hiện tại đang được khuyến cáo sử dụng cho da và mắt. Tương đương liều môi trường trong trường hợp này được ký hiệu lần lượt là Tương đương liều định hướng, ∗( 0.07) và ∗( 3). ( , W) + tương đương liều định hướng, ( , W), tại một điểm trong trường bức xạ là tương đương liều được tạo ra bởi trường bức xạ mở rộng tại độ sâu trên bán kính của quả cầu ICRU theo hướng W xác định (minh họa trong Hình 1.2a). Đơn vị đo của tương đương liều định hướng là . 9 , đơn vị thường dùng là . a) trường bức xạ mở rộng b) trường bức xạ mở rộng và định hướng Hình 1.2: Cấu trúc trường bức xạ của hình cầu ICRU tại điểm P’ mà tại đó tương đương liều được xác định. Bức xạ có thể tương tác với hình cầu từ nhiều hướng khác nhau trong trường bức xạ mở rộng. H’(d,W) định nghĩa cho hướng W trên véctơ bán kính tại độ sâu d. Trong trường bức xạ mở rộng và định hướng, véctơ bán kính trong việc xác định H*(d) luôn ngược hướng với hướng của trường bức xạ Tương đương liều cá nhân, ( ) + là tương đương liều trong mô ICRU, tại một điểm thích hợp Đơn vị của tương đương liều cá nhân là . bên dưới cơ thể. , đơn vị thường dùng là . Mọi giá trị tương đương liều cá nhân cần phải đưa ra giá trị độ sâu . + đối với bức xạ đâm xuyên mạnh, độ sâu = 10 mm hiện tại đang được khuyến cáo sử dụng. Tương đương liều cá nhân trong trường hợp này ký hiệu là + đối với bức xạ đâm xuyên yếu, độ sâu = 0.07 mm và (10). = 3 mm hiện tại đang được khuyến cáo sử dụng cho da và mắt. Tương đương liều cá nhân trong trường hợp này được ký hiệu lần lượt là (0.07) và (3). + Việc chuẩn liều kế cá nhân, các đại lượng được định nghĩa ( ), phải quan tâm tới các phantom tương ứng chứa mô ICRU như sau:  phantom cơ thể người với kích thước 30 cm x 30 cm x 15 cm để mô tả cơ thể người (cho việc chuẩn liều toàn thân) 10  phantom gối, là một hình trụ tròn với đường kính 7.3 cm, dài 30 cm, để mô tả cẳng tay hoặc cẳng chân (cho việc chuẩn liều kế đeo tại cổ tay hoặc mắt cá chân)  phantom que, là một hình trụ tròn với đường kính 1.9 cm, dài 30 cm, để mô tả ngón tay (cho việc chuẩn liều kế nhẫn) Bảng tóm tắt các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ Bảng 1.1: Các đại lượng hoạt động dùng trong an toàn bức xạ Đại lượng hoạt động Bức xạ chiếu ngoài Đại lượng giới hạn Bức xạ đâm xuyên mạnh Liều hiệu dụng Bức xạ đâm xuyên yếu Liều da đo liều môi trường ∗ ∗ đo liều cá nhân (10) (10) (0.07, W) (0.07) Liều cho thủy tinh thể của mắt ∗ (3, W) (3) Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng hoạt động và trường bức xạ neutron Trường bức xạ neutron chuẩn Đại lượng vật lý mô tả trường bức xạ neutron chuẩn Thông lượng neutron, F ( , W) Liều hấp thụ, Đại lượng dùng trong chuẩn, bắt nguồn từ đại lượng vật lý Tương đương liều môi trường, ∗ ( ) Tương đương liều định hướng, ( , W) Tương đương liều cá nhân, ( ), trong phantom với thành phần mô Hình 1.3: Mối quan hệ giữa đại lượng vật lý, đại lượng đặc trưng cho một trường bức xạ neutron chuẩn và các đại lượng dùng trong chuẩn 11
- Xem thêm -