THƯ
VIỆN
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
SCA
Radiochemical Neutron Activation
Analysis
Singer Channel Analyzer
Phân tích kích hoạt neutron hóa phóng xạ
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
24
Na 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/cm 3 [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
24
Na 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
24
Na 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]:
Tia gamma tức thời
Hạt beta
Hạt nhân bia
Neutron tới
Hạt nhân
phóng xạ
Hạt nhân hợp phần
Hạt nhân sản phẩm
Tia gamma trễ
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:
A
Z
X 01 n A Z1 X* A Z1 X
(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
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
252
Cf, 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.
Neutron nhiệt
1.1.3.1 Đặc điểm
của neutron nhiệt:
Các neutron
Neutron nhanh
Neutron trên
nhiệt
nhiệt
có
năng
lượng
cỡ
dưới
0,5eV. Ở nhiệt độ
phòng, phổ năng
lượng của neutron
nhiệt được mô tả
Hình 1.2: Hình phân bố phổ neutron trong lò phản ứng [16].
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:
23
11
Na 01 n ,
24
11
Na
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
X A n , X A1
(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:
Trong trường hợp chiếu trần:
Np
m (g )
tc
N A ... p .(1 e
.M A .
t1
).(1 e
t 3
).e
t 2
1
G th th 0 G e e I 0 ()
(1.3)
Trong trường hợp chiếu bọc Cadmi:
Np
mCd (g )
.M .
1
tc A
N A ...p .S.C.D G e Fcd e I0 ()
(1.4)
Trong đó:
m (g): Khối lượng nguyên tố được chiếu;
Np
(counts): Diện tích đỉnh gamma;
1
MA (g.mol ): Khối lượng nguyên tử;
23
NA: số Avogadro, N A 6,023 10 ;
Φth,Φe (hạt/cm2.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,
ln 2
T , T – chu kỳ bán rã của đồng vị con;
C 1 e : Thừa số hiệu chỉnh thời gian đo mẫu;
S 1 e t1 :Hệ số bão hòa, khi t = 10T thì có thể bỏ giá trị ( e t1 );
1
t 3
D e t 2 : 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);
I 0 : tích phân cộng hưởng của phân bố thông lượng neutron trên nhiệt trong trường hợp lý
I 0
tưởng 1/E ( 0 ),
E dE
1eV
1
E
E Cd
(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 :
(n,) 77m Ge
1.1.4.
76Ge
50%
(n,) 77Ge
3
77As
77Se
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 kzero.
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 thông lượng neutron,
thời gian chiếu như nhau và cuối cùng là ghi đo bức xạ trong những điều kiện về thời gian và
khoảng cách như nhau. Lưu ý: Mẫu cần phân tích và mẫu chuẩn phải được hiệu chính hiệu ứng tự
che chắn neutron trong khi chiếu và hiệu ứng suy giảm gamma trong mẫu khi đo. Đồng thời, cấu
hình đo của mẫu cần phân tích và mẫu chuẩn cũng phải đồng nhất. Tỉ số diện tích của đỉnh tương
ứng với nguyên tố quan tâm trong hai phổ được đo dùng để tính hàm lượng. Trong quy trình này, vì
mẫu phân tích và mẫu chuẩn được chuẩn bị, chiếu và ghi đo trong những điều kiện hoàn toàn như
nhau nên tất cả các số liệu hạt nhân ngoại trừ chu kỳ bán hủy của nhân phóng xạ quan tâm đều được
lược bỏ, do đó nhiều sai số không còn ảnh hưởng. Công thức tính hàm lượng bằng phương pháp
tương đối như sau:
Cx Cc
mC Sx
m X Sc
(1.6)
Trong đó:
Cx, Cc: hàm lượng của nguyên tố có trong mẫu phân tích và mẫu chuẩn (tùy theo đơn vị của
mẫu chuẩn);
mx, mc (g): Khối lượng mẫu phân tích và mẫu chuẩn;
SX, SC: diện tích đỉnh (số đếm) của mẫu phân tích và mẫu chuẩn tại cùng một năng lượng.
Khi những đồng vị có thời gian rã (T1/2) nhỏ và trong quá trình làm nguội mẫu hay tách hóa
phóng xạ, làm cho thời điểm đo các mẫu là khác nhau, dẫn đến cường độ phóng xạ tại các nhân
quan tâm bị giảm đi so với các mẫu đo trước. Vì vậy cần hiệu chỉnh lại diện tích theo định luật phân
0 , 693
So S e
rã phóng xạ. Việc hiệu chỉnh theo (1.7):
t s t đ
T1 / 2
(1.7)
Với: So là diện tích (số đếm) của mẫu đã được hiệu chỉnh thời gian;
S là diện tích của mẫu tại thời điểm đo (ts);
Hiệu số ts – tđ là khoảng thời gian tính từ lúc đo mẫu ở thời điểm đầu (tđ) và lúc đo mẫu ở
thời điểm sau (ts).
Do cách tính toán đơn giản và ít gây sai số hơn các phương pháp định lượng trong phân tích
kích hoạt khác nên phương pháp này thường được áp dụng nhiều. Tuy nhiên, phương pháp này
không phù hợp cho phân tích đa nguyên tố vì: Không phải dễ dàng để tìm ra mọi loại mẫu chuẩn (để
chiếu kèm với mẫu phân tích) cho một dải rộng lớn các đối tượng mẫu phân tích, có dải hàm lượng
tương ứng với mẫu phân tích và sự phân bố đồng đều của các nguyên tố có trong mẫu. Sai số phân
tích trong phương pháp này chủ yếu chỉ phụ thuộc vào sai số thống kê. Tuy nhiên có thể giảm hay
khống chế được loại sai số này.
1.1.5.3 Phương pháp chuẩn đơn:
Phương pháp chuẩn đơn được xây dựng làm cho phân tích đa nguyên tố với NAA trở nên
khả thi. Nguyên lý của phương pháp là sử dụng một nguyên tố thích hợp làm chuẩn cho nhiều
nguyên tố. Phương pháp này dựa trên việc gộp các thông số hạt nhân, điều kiện chiếu và đo vào một
hệ số k như sau:
M * 0 G th f 0 G e Q 0 p
.
.
k
M* * *0 G *th f G *e Q *e *p
(1.8)
Với f là tỉ số thông lượng neutron nhiệt trên thông lượng neutron trên nhiệt. (ký hiệu *: nếu
một monitor thông lượng).
Hệ số k được xác định bằng thực nghiệm dựa vào kết quả kích hoạt mẫu đã biết hàm lượng
của các nguyên tố cần quan tâm và sau đó lập thành bảng. Vì vậy, khi phân tích, người ta chỉ cần
chiếu kèm với mẫu một nguyên tố chuẩn đã chọn và dùng các hệ số k để tính ra hàm lượng nguyên
tố quan tâm theo công thức (1.9):
N
p
tc
SDCm
A *sp
.
1
k
(1.9)
Np
Với ρ là hàm lượng nguyên tố quan tâm,
A sp
tc
SDCm là tốc độ đếm riêng (s-1g-1)
Vì hệ số k phụ thuộc vào các thông số của thiết bị chiếu và hệ đo, do đó nhược điểm của
phương pháp này là bất tiện khi thay đổi điều kiện chiếu, hệ đo.
Lưu ý nguyên tố đưa vào làm mẫu chuẩn đòi hỏi không có mặt trong mẫu, sản phẩm kích
hoạt của nguyên tố chuẩn và nguyên tố cần phân tích phải có chu kỳ bán rã, năng lượng bức xạ gần
giống nhau. Một điều lưu ý nữa là các sản phẩm kích hoạt của nguyên tố chuẩn không gây can
nhiễu với các đồng vị phóng xạ cần quan tâm.
1.1.5.4 Phương pháp k-zero:
Để làm cho phương pháp chuẩn đơn có thể áp dụng linh hoạt hơn khi thay đổi điều kiện
chiếu, hệ đo và để làm cho phương pháp tuyệt đối chính xác hơn, Simonits và các tác giả khác đã đề
nghị sử dụng các hệ số k-zero được xác định bằng thực nghiệm giống như các hệ số k trong phương
pháp chuẩn đơn, nhưng khác ở chỗ các hệ số k-zero chỉ bao gồm các số liệu hạt nhân mà không bao
gồm các thông số chiếu và điều kiện đo. Vậy, hệ số k0 xuất phát từ hệ số k của phương pháp chuẩn
đơn, hệ số k-zero (1.10) là tổ hợp của các thông số hạt nhân và độc lập với thiết bị chiếu và hệ đo.
k 0,c s
M c s s 0 ,s
M s c c 0,c
(1.10)
Với c biểu diễn cho nguyên tố so sánh (chọn Au) và chỉ số s biểu diễn cho nguyên tố phân
tích.
Các hệ số
k 0,c s
được xác định thực nghiệm ở hai lò phản ứng độc lập ở viện INW Gent và
ở KFKI Budapest [1], sau đó được lập thành bảng để tra cứu.
Hàm lượng của nguyên tố trong mẫu được tính như sau:
Np
tc
SDCm
G f G e ,m Q 0,m p, m
1
a
.
. th ,m
.
A sp ,m
k 0,m a G th ,a f G e,a Q 0,a p,a
k 0,m a
Với m là monitor thông lượng neutron;
(1.11)
M m a a 0, a
M a m m 0, m
là hệ số k0 của nguyên tố phân
tích a so với monitor m.
1.1.6 Các nguyên nhân gây sai số trong INAA [1]
Trong quá trình chuẩn bị mẫu, chiếu mẫu, đo phổ, xử lý kết quả sẽ gặp phải sai số. Các loại
sai số thường gặp như sau:
Sai số gây ra từ sự sai khác của hình học đo mẫu và hiệu ứng tự che chắn neutron
Do trong quá trình chuẩn bị mẫu phân tích và mẫu chuẩn có thể có sự sai khác ít hay nhiều
về khối lượng cân, về túi nylon đựng mẫu dẫn đến hình học của mẫu đo cũng sai khác.
Sai số từ quá trình chiếu mẫu:
Đa số các nguyên tố nhạy với nguồn neutron nhiệt. Khi chiếu mẫu bằng nguồn neutron nhiệt
nếu có lẫn neutron nhanh sẽ tạo ra loại phản ứng (n,p); (n,) hay (n,f) gây ảnh hưởng như sau:
* Nguyên tố có số proton là Z sẽ bị ảnh hưởng trực tiếp nếu xảy ra phản ứng dạng (n,) của
nguyên tố có số proton Z+2, do phân rã hạt là kiểu phân rã (n,2p) hoặc xảy ra phản ứng (n,p) của
nguyên tố có số proton Z+1.
Ví dụ 1: Khi phân tích Na trong máu người dùng nguồn neutron nhiệt, ngoài phản ứng 23Na
(n,) 24Na, khi có lẫn neutron nhanh sẽ tạo nên phản ứng của 27Al (n,) 24Na đóng góp thêm vào kết
quả phân tích Na gây ra sai số trong quá trình phân tích. Tuy nhiên, tiết diện xảy ra phản ứng 27Al
(n,) 24Na khá nhỏ (0,725 mbarns), hơn nữa, trong máu hàm lượng của Al nhỏ hơn nhiều so với Na
nên sai số này ta có thể bỏ qua.
Ví dụ 2: Khi phân tích scanđi (Sc) trong đối tượng mẫu địa chất dùng nguồn neutron nhiệt để
chiếu kích hoạt, khi có lẫn neutron nhanh sẽ sinh ra phản ứng của 46Ti (n,p) 46Sc do đó kết quả phân
tích thu được Sc sẽ cộng thêm vào ngoài phản ứng
quả thực của Sc có trong mẫu.
45
Sc (n,)
46
Sc. Vì vậy, kết quả sẽ lớn hơn kết
Do đó tùy theo hàm lượng nguyên tố đang quan tâm có trong loại mẫu nào, tiết diện kích
hoạt của nguyên tố đó đối với từng loại neutron và của những nguyên tố gây nhiễu, tỷ số thông
lượng giữa neutron nhanh/ nhiệt mà sẽ đóng góp vào sai số của kết quả phân tích ít hay nhiều.
* Nếu có phản ứng (n,f) xảy ra khi trong mẫu phân tích có chứa các nguyên tố có khả năng
phân hạch.
Ví dụ: Khi bị chiếu bằng nguồn neutron nhiệt,
235
U phân hạch tạo thành một số các đồng vị
mà bắt đầu bằng 137I kết thúc bằng đồng vị bền 137Ba trong quá trình đó có sự tạo thành 137Cs.
Khi chiếu mẫu có thể gặp phải sai số từ hiệu ứng chắn:
Hiệu ứng chắn xảy ra khi trong thành phần mẫu chiếu có chứa những nguyên tố có khả năng
hấp thụ neutron mạnh như Cd, B,v.v... làm cho thông lượng neutron bị giảm đi khi đi qua bề dày
của mẫu chiếu, dẫn đến mẫu phân tích sẽ được chiếu không đồng đều. Khi đó dẫn đến sai số kết quả
phân tích.
Sai số tương đối của số đếm từ hệ đo mẫu:
Theo phân bố Possion, sai số tương đối của số đếm được xác định theo công thức:
100 N N
x
N0
t t
(1.12)
Trong đó: N0 là số đếm của mẫu đã trừ phông (xung/phút); N là số đếm của mẫu chưa trừ phông
(xung); N là số đếm của phông (xung); t là thời gian đo mẫu (phút);
t làthời gian đo phông (phút).
Từ công thức (1.12) có thể nhận thấy thời gian đo mẫu càng dài thì sai số thống kê số đếm
càng giảm. Nhìn chung có thể chia ra làm 3 loại sai số trong INAA khi phân tích định lượng đó là:
Sai số ngẫu nhiên: Do độ không đồng đều của mẫu, sự khác biệt về thông lượng neutron giữa mẫu
và chuẩn do sắp xếp vị trí chiếu khác nhau, thống kê của phép đo, v.v… Loại sai số này có đặc
trưng thống kê và khó ước định.
Sai số hệ thống: Gây ra bởi các yếu tố như độ ẩm trong mẫu, sai số của sự chuẩn hóa, thời gian
chết và sự mất xung khi đo phổ, sự khác biệt về hình học, sai số của các phép hiệu chỉnh blank, hiệu
chỉnh phông tự nhiên, hiệu chỉnh tự hấp thụ và tự che chắn neutron, v.v…
Các sai số khác có thể là ngẫu nhiên hay hệ thống như phương pháp làm khô mẫu không đúng
chuẩn qui định, sự mất do bay hơi, nhiễm bẩn vào mẫu, sai số phân tích phổ, v.v….
Ngoài ra, khi phân tích định tính có thể gặp sai số từ số liệu hạt nhân (tham khảo); các điều
kiện hiệu chuẩn; các phản ứng nhiễu; v.v…
Trong tất cả các loại sai số kể trên thì nguyên nhân gây ra sai số của số đếm hay nói khác hơn
là sai số từ quá trình ghi nhận tín hiệu của thiết bị là đáng quan tâm nhất. Theo nguyên tắc, để giảm
sai số này thì mẫu phải được đo trong một thời gian dài. Nhưng có nhiều đồng vị có thời gian sống
ngắn, ví dụ như
28
Al có thời gian bán rã T1/2 =2,24 phút, và trong một số đối tượng mẫu, có nhiều
đồng vị phóng xạ gây nhiễu đến đồng vị quan tâm thì việc đo mẫu trong thời gian dài ít có ý nghĩa.
Ngoài ra, có thể kiểm soát được một vài nguyên nhân gây ra sai số từ quá trình chuẩn bị mẫu như
hình học của mẫu đo, độ đồng đều mẫu, cũng như việc áp dụng các biện pháp Vật lý để khống chế
sao cho nguồn neutron sử dụng để chiếu mẫu được thuần nhất.
1.2 Phương pháp đo phổ gamma [8], [10], [38], [39]
1.2.1 Cấu tạo phổ gamma
Các photon không trực tiếp tạo nên các xung điện ở lối ra của detector mà qua các hạt tích
điện thứ cấp là electron và positron. Chúng tạo nên bởi các hiệu ứng quang điện, Compton và tạo
cặp. Do động năng của các hạt này phân bố phức tạp nên phổ năng lượng gamma thu được cũng
phức tạp.
Xét trường hợp đơn giản, gamma đi đến detector chỉ có một giá trị năng lượng: Trong hiệu
ứng quang điện, photon tương tác với môi trường trong hoặc xung quanh detector tạo nên các
photoelectron với năng lượng xác định, tất cả năng lượng của photon bị hấp thụ trong detector và
kết quả là biên độ xung điện tỷ lệ với năng lượng của gamma. Do đó, phải có một đỉnh tương ứng
với năng lượng của photon, gọi là đỉnh quang điện hay đỉnh hấp thụ toàn phần. Cũng có thể xảy ra
trường hợp năng lượng liên kết biến thành tia Rơnghen và photon này thoát ra khỏi detector. Khi đó,
trên phổ còn có một đỉnh rất nhỏ gọi là đỉnh bay ra.
Khi các gamma đơn năng gây nên khuếch tán Compton với môi trường:
Một phần năng lượng của một số photon thứ cấp sinh ra trong hiệu ứng Compton có thể bị
hấp thụ tức khắc và đóng góp vào sự hình thành xung điện. Do đó, trong phổ năng lượng còn xuất
hiện một đỉnh hấp thụ toàn phần. Ngoài ra còn có một đỉnh rất thấp, liên quan với hiện tượng tán xạ
ngược của các lượng tử gamma với vỏ bảo vệ hay môi trường xung quanh detector. Trên các phổ
gamma, thường có một đỉnh nhỏ nằm trong khoảng 150 - 300 keV (ứng với năng lượng của photon
sơ cấp < 1 MeV).
Khi năng lượng của gamma lớn hơn 1,02 MeV, hiện tượng tạo cặp có thể xảy ra. Động năng
của một cặp electron và positron dễ dàng hấp thụ trong detector. Positron khi dừng lại có thể kết
hợp với một electron nào đó để tự hủy và
Số kênh
Số kênh
sinh ra hai photon với năng lượng 0,511
MeV, các photon này có thể cùng bị hấp
thụ trong detector, do đó, trên phổ ứng với
quá trình tạo cặp cũng xuất hiện một đỉnh
hấp thụ toàn phần. Ngoài ra, có khả năng
một hoặc hai photon thứ cấp bay ra khỏi
detector. Vì thế trên phổ hình thành thêm
hai đỉnh bay ra đơn (ứng với năng lượng
0,511 MeV) và bay ra kép (ứng với năng
lượng 1,02 MeV).
Thực tế, các hiệu ứng đồng thời xảy
ra với các chùm tia gamma, nên phổ năng
lượng của gamma thu được có dạng khá
phức tạp chồng chất của cả ba phổ riêng
phần . Với các phổ kế thực, do khả năng
E0 - 1,022 E0 – 0,511 E0
E0 - 1,022 E0 – 0,511 E0
Năng
Nănglượng
lượng(MeV)
(MeV)
Hình
1.4:
Cấu
tạo
phổ
lý
thuyết
của
Hình 1.4: Cấu tạo phổ lý thuyết củamột
một
phân giải hạn chế, nên các vạch sẽ nhòe ra
gamma
gammađơn
đơnnăng
năngtheo
theohiệu
hiệuứng
ứngquang
quangđiện
điện
(a),
khuếch
tán
Compton
(b),
tạo
cặp
(c).[10]
(a), khuếch tán Compton (b), tạo cặp (c).[10]
hấp thụ toàn phần ứng với nửa chiều cao
với độ rộng nhất định. Độ rộng của đỉnh
được xem như là năng suất phân giải của
detector.
Ngoài sự phụ thuộc vào loại detector, dạng phổ có thể thay đổi ít nhiều tùy theo kích thước
của detector và yếu tố hình học giữa nguồn phóng xạ và detector. Detector càng lớn thì tỷ số giữa
các diện tích đỉnh hấp thụ toàn phần và toàn phổ càng tăng.
1.2.2 Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma: Hệ phổ kế gamma bao gồm detector, khối phân
Detector
MCA
Tiền
HPGe
khuếch đại
Khuếch đại
ADC
Bộ nhớ
chính
HV
Máy vi tính
Hình 1.5: Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma [39].
tích và xử lý số liệu.
● Detector bao gồm một tinh thể bán dẫn và một tiền khuếch đại. Để ghi phổ gamma với chất
lượng cao hiện nay ta thường dùng loại detector bán dẫn làm bằng Gecmani siêu tinh khiết (HPGe)
có độ phân giải cao và có các khối che chắn để làm giảm phông bức xạ. Nguồn cao thế cung cấp
điện áp một chiều cho detector. Khi bức xạ gamma đi vào detector bán dẫn, tương tác của tia
gamma với vật chất sẽ tạo nên các cặp điện tích (electron - lỗ trống) và dưới tác động của điện
trường, các điện tích này sẽ chuyển động về các điện cực và tạo nên một dòng điện dạng xung. Số
lượng cặp điện tích này (hay độ lớn của xung dòng điện) tỉ lệ với năng lượng của tia gamma mất đi
trong detector. Khối tiền khuếch đại được nối trực tiếp ngay sau detector. Nhiệm vụ của nó là
khuếch đại sơ bộ tín hiệu rất bé từ detector mà vẫn phải đảm bảo quan hệ tỉ lệ nói trên.
● Khối phân tích bao gồm khối khuếch đại chính và khối phân tích đa kênh (MCA: Multi
Channel Analyzer). Tín hiệu lối ra tiền khuếch đại không thể đếm trực tiếp được do có biên độ rất
bé cỡ vài chục đến vài trăm mV. Vì vậy, tín hiệu lối ra tiền khuếch đại được đưa vào khối khuếch
đại chính để khuếch đại biên độ lên đến khoảng giá trị thích hợp để có thể xử lý tiếp một cách dễ
dàng và chính xác. Ngoài ra trong khối này còn có các mạch tạo dạng xung nhằm cải thiện tỉ số tín
hiệu/ồn (S/N) và ngăn ngừa sự chồng chập xung. Sau đó, tín hiệu này được đưa qua MCA để đo
biên độ xung. MCA hoạt động dựa trên nguyên lý biến đổi tín hiệu tương tự thành tín hiệu số tương
đương. Khối chức năng cơ bản của một MCA là bộ biến đổi tín hiệu số (ADC: Analog – to – digital
converter) và bộ nhớ. Khi một xung được ADC chuyển từ tín hiệu biên độ sang dãy số, bộ phận
điều khiển máy phân tích sẽ tìm đến vị trí bộ nhớ tương ứng với biên độ đã được số hóa và dung
lượng của vị trí đó được tăng thêm một đơn vị. Nếu các xung vào ADC trong lúc ADC đang bận số
hóa tín hiệu trước đó thì cổng lối vào sẽ ngăn các xung này, do đó số xung này sẽ bị mất. Để xác
định thời gian đo thực thì MCA dùng đồng hồ thời gian sống mà xung ở lối ra của nó được đưa tới
sơ đồ khóa và ghi lại tại kênh zero trong bộ nhớ. Số xung đồng hồ bị mất bằng với số xung tín hiệu
- Xem thêm -