intTypePromotion=1
zunia.vn Tuyển sinh 2024 dành cho Gen-Z zunia.vn zunia.vn
ADSENSE
 » 
 » 

Tóm tắt Luận án tiến sĩ Vật lý: Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron của nguồn đồng vị phóng xạ sử dụng hệ phổ kế cầu bonner

Chia sẻ: Phong Tỉ | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:31

Thêm vào BST
Báo xấu
40
lượt xem 5
download
 
  Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Luận án được nghiên cứu với mục tiêu nhằm thiết lập và xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của nguồn 252Cf trên phương diện phổ thông lượng và tương đương liều neutron môi trường dựa trên phương pháp mô phỏng Monte Carlo sử dụng MCNP5.

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Tóm tắt Luận án tiến sĩ Vật lý: Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron của nguồn đồng vị phóng xạ sử dụng hệ phổ kế cầu bonner

  1. BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM LÊ NGỌC THIỆM XÁC ĐỊNH ĐẶC TRƯNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON CỦA NGUỒN ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ SỬ DỤNG HỆ PHỔ KẾ CẦU BONNER Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử và Hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 TÓM TẮT LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Hà Nội - 2018
  2. Mục lục 1 Giới thiệu tổng quan 1 2 Trang thiết bị và phương pháp nghiên cứu 3 2.1 Trang thiết bị . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3 2.1.1 Nguồn neutron và phòng chuẩn . . . . . . . . . . 3 2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner . . . . . . . . . . . . . . . 4 2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường 5 2.1.4 Phổ kế gamma . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 2.2 Phương pháp . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6 2.2.1 Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron . . . 6 2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ . . . . . . . . . . . . 6 2.2.3 Mô phỏng Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . 7 2.2.4 Kỹ thuật tách phổ . . . . . . . . . . . . . . . . . 7 3 Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron 8 3.1 Trường chuẩn liều neutron của nguồn 252 Cf . . . . . . . 8 3.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn 252 Cf 8 3.1.2 Phổ thông lượng neutron và phân bố thông lượng tại mặt phẳng trung tâm . . . . . . . . . . . . . . 8 3.1.3 Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình nón . 10 3.2 Trường chuẩn neutron của nguồn 241 Am-Be . . . . . . . 11 3.2.1 Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn 241 Am- Be . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11 3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron . . . . . . . . . . . 11 i
  3. Author: Le Ngoc Thiem 3.2.3 Thông lượng neutron và tương đương liều neutron môi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12 3.3 Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 Am-Be . . 13 3.3.1 Phổ thông lượng neutron . . . . . . . . . . . . . . 13 3.3.2 Thông lượng neutron và tương đương liều môi trường 15 3.3.3 Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi . . . . 17 3.4 Thành phần photon trong trường chuẩn neutron của nguồn 241 Am − Be . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 3.4.1 Phổ thông lượng gamma . . . . . . . . . . . . . . 19 3.4.2 Thành phần đóng góp của tương đương liều gamma môi trường . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19 3.5 Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn chuẩn 241 Am-Be . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 3.5.1 Phương pháp khớp hàm . . . . . . . . . . . . . . 21 3.5.2 Hệ số chuẩn và nguyên nhân của độ bất ổn định . 21 4 Kết luận chung 23 4.1 Các nghiên cứu đã được thực hiện trong luận án này . . 23 4.2 Nghiên cứu dự định làm trong tương lai . . . . . . . . . 24 4.3 Những công trình đã đăng tải liên quan đến luận án . . 24 REFERENCES 25 ii
  4. Chương 1 Giới thiệu tổng quan Trong luận án tiến sỹ này, các công việc sau được đề cập tới: 1. Chương 1 đề cập đến mục tiêu của luận án Tiến sỹ này. Chương này của luận án cũng tóm tắt các tiêu chuẩn quốc tế trong lĩnh vực đo và chuẩn liều bức xạ neutron và do vậy các đại lượng liên quan đến lĩnh vực này cũng được đề cập tại Chương 1. Cấu trúc của luận án cũng được giới thiệu trong chương này. 2. Chương 2 đề cập đến thiết bị và phương pháp thực hiện nghiên cứu được áp dụng trong luận án. Các thông tin liên quan đến nguồn neutron, hệ thiết bị đo đạc cũng được đề cập tại Chương 2. Các phương pháp khuyến cáo bởi tiêu chuẩn ISO 8529-2 dùng cho việc xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron cũng được tóm tắt trong chương này. 3. Chương 3 là chương quan trọng nhất của luận án, bao gồm các phần cơ bản sau: • Xác định các đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của nguồn đồng vị 252 Cf sử dụng MCNP5 và đo đạc bởi các máy đo liều neutron • Xác định các đặc trưng của trường chuẩn liều neutron 241 Am− Be sử dụng đo đạc BSS và phần mềm tách phổ MAXED • Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron của nguồn 241 Am − Be khi bị làm chậm bởi 05 quá cầu PMMA với 1
  5. Author: Le Ngoc Thiem đường kính lần lượt là 15, 20, 25, 30, and 35 cm. Kết quả và các thảo luận kết quả của chương này cũng được đề cập đến. • Xác định sự nhiểm bẩn của bức xạ photon trong trường chuẩn liều neutron của nguồn 241 Am − Be thông qua đại lượng suất tương đương liều photon môi trường và phổ thông lượng photon. Theo đó, đặc tính của photon được đề cập và hiệu chỉnh trong quá trình chuẩn thiết bị đo liều neutron (nếu chúng nhạy với photon). • Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron trong trường chuẩn của nguồn 241 Am − Be, theo đó hệ số chuẩn của 03 thiết bị đo liều neutron cầm tay được tính toán. 4. Chương 4 tóm tắt các nội dung nghiên cứu được thực hiện trong luận án và đề cập đến một số hướng nghiên cứu trong tương lai. 2
  6. Chương 2 Trang thiết bị và phương pháp nghiên cứu 2.1 Trang thiết bị 2.1.1 Nguồn neutron và phòng chuẩn Phòng chuẩn liều neutron được mô tả như trong Hình 2.1 và 02 nguồn chuẩn neutron được đề cập như trong Hình 2.2. Hình 2.1: Mặt chiếu bằng (a) và Mặt chiếu đứng (b) của phòng chuẩn neutron 3
  7. Author: Le Ngoc Thiem Hình 2.2: Cấu tạo của (a): nguồn 252 Cf được bọc bởi thép không rỉ loại 304L và (b): nguồn 241 Am − Be loại vỏ X14 2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner Hệ phổ kế cầu Bonner (BSS) bao gồm một đầu đo neutron nhiệt 6 LiI(Eu) và tập hợp 06 quả cầu làm bằng polyethylene với mật độ khối là 0.95 g/cm3 . Đường kính của các quả cầu lần lượt là 2, 3, 5, 8, 10, và 12 inch, như Hình 2.3. Đầu đo neutron nhiệt hình trụ làm bằng 6 LiI(Eu) (với thành phần gồm 96% 6 Li) có chiều cao 0.4 cm và đường kính 0.4 cm. Hệ đi này có thể đo neutron với năng lượng lên đến 20 MeV. Hình 2.3: Hệ phổ kế cầu Bonner 4
  8. Author: Le Ngoc Thiem 2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường Trong quá trình đo tương đương liều neutron đã sử dụng 03 thiết bị đo cầm tay, xem Hình 2.4. Trong đó, máy Aloka-TPS-451C được sản xuất bởi tập đoàn Hitachi bao gồm một ống đếm hình trụ với chiều dài 15.5 cm và đường kính trụ 2.5 cm chứa khí 3 He với áp suất 5 atm tại 20o C. Cơ bản, máy này không nhạy với photon [1]. Máy Model 12-4 sản xuất bởi tập đoàn Ludlum bao gồm 01 ống đếm 3 He hình trụ với đường kính 1.6 cm và chiều dài 2.5 cm, chất làm chậm hình cầu có đường kính 9 inch. Máy này không nhạy với photon có suất liều lên đến 100 µSv/h và đo được neutron từ nhiệt đến 7 MeV, có thể đáp ứng với neutron có năng lượng lên đến 12 MeV với suất tương đương liều neutron môi trường lên đến 100 Sv/h [2]. Máy KSAR1U.06 được sản xuất bởi liên doanh Baltic Scientific Instruments (BSI) bao gồm 03 đầu đo 3 He hình trụ với đường kính 3.2 cm và dài 2.0 cm, có áp suất 2.7 atm kết hợp với đầu đo Geiger Muller nhạy với photon. Máy này, có thể đo tương đương liều neutron môi trường trong khoảng từ 0.28 µSv/h đến 700 µSv/h; và 0.14 µSv/h đến 1400 µSv/h đối với photon [3]. Hình 2.4: Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường cầm tay 2.1.4 Phổ kế gamma Để xác định thành phần đóng góp của gamma trong trường neu- tron của nguồn 241 Am − Be, tác giả của luận án sử dụng hệ phổ kế 5
  9. Author: Le Ngoc Thiem gamma với detector nhấp nháy 2" × 2" NaI(Tl) hình trụ kích thước 2 in. × 2 in . Hệ phổ kế này được kết nối với bộ phân tích đa kênh ORTEC DART để thu nhận tín hiệu về phổ chiều cao xung gamma từ nguồn 241 Am − Be. 2.2 Phương pháp 2.2.1 Đo đạc ban đầu bởi các thiết bị đo neutron Theo tiêu chuẩn ISO 8529-2:2001, số đọc của thiết bị đo neutron , MT0 (l), do trường bức xạ neutron tổng cộng gây ra (tổng của phần trực tiếp và phần tán xạ) có thể được mô tả thông qua phương trình sau [4, 5]: k F1 (l) MT0 (l) = 2 × FL × { + F20 (l) − 1} (2.1) l FA (l) trong đó, l là khoảng cách từ nguồn đến đầu đo; k là hằng số đặc trưng của nguồn; F1 (l) là hệ số hiệu chỉnh hình học; FA (l) là hệ số hiệu chỉnh sự suy giảm trong không khí; F20 (l) là hệ số hiệu chỉnh mô tả thành phần neutron tán xạ vào đầu đo; và FL là hệ số hiệu chỉnh độ tuyến tính. 2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ Các phương pháp khớp hàm để hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ trong quá trình đo neutron được khuyến cáo tại tiêu chuẩn ISO 8529-2 với các tên gọi như "Phương pháp che chắn hình nón - SCM", "Phương pháp khớp hàm tổng quát - GFM", "Phương pháp khớp hàm bán thực nghiệm - SEM", và "Phương pháp khớp hàm tối giản - RFM". Trong phương pháp SCM, Nếu Ms (l) và MT (l) là số đọc của thiết bị đo neutron khi không và khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và đầu đo, khi đó ta có mối liên hệ theo phương trình 2.2. Trong phương pháp GFM, SEM, và RFM, số đọc tổng cộng của thiết bị đo neutron, MT (l), có thể được viết lần lượt theo các phương trình 2.3, 2.4 và 2.5. Trong đó, k , A0 , s, A, R, và Rsct là các tham số tự do nhận được thông qua quá trình khớp hàm. k [MT (l) − Ms (l)] × FA (l) = (2.2) l2 6
  10. Author: Le Ngoc Thiem   2  rD k 1 + δ × 2×l MT (l) = × + A0 × l + s × l 2  (2.3)  l2 1 + Σ(E) × l   r 2  k D MT (l) = 2 × 1 + δ × × (1 + A × l) × (1 + R × l2 ) (2.4) l 2l k MT (l) = + Rsct (2.5) l2 2.2.3 Mô phỏng Monte Carlo Mô phỏng Monte Carlo sử dụng code MCNP5 [6] đã được ứng dụng trong luận án này với mục đích mô phỏng phổ thông lượng neutron, mô phỏng hệ số bất đối xứng của nguồn và các vấn đề liên quan khác. Tiết diện tương tác được sử dụng trong MCNP5 là thư viện sữ liệu ENDF/B-VI. 2.2.4 Kỹ thuật tách phổ Trong quá trình đo đạc số đếm gây bởi nguồn neutron lên các quả cầu Bonner khác nhau, số đếm ghi nhận được của từng quả cầu Bonner thứ i, (Ci ), trong số n quả cầu là tích phân trên toàn dải năng lượng của tích hàm đáp ứng của quả cầu thứ i (Rib (Eb )) và thông lượng phổ neutron(φb (Eb )), tại vùng năng lượng Eb . Số đọc Ci của quả cầu thứ i được mô tả thông qua phương trình 2.6. Trong luận án này, hai phần mềm phân tách phổ neutron MAXED và FRUIT được sử dụng. Z ∞ Ci = Rib (Eb ) × φb (Eb ).dEb i = 1, ..., n. (2.6) b=1 7
  11. Chương 3 Xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neu- tron 3.1 Trường chuẩn liều neutron của nguồn 252 Cf 3.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn 252 Cf Hệ số hiệu chỉnh độ mất đối xứng của nguồn 252 Cf đươc tính toán bằng phần mềm mô phỏng MCNP5 kết hợp với các thẻ "Fmesh4" [6]. Theo đó, một hình trụ bán kính 150 cm với chiều cao bằng đường kính của nguồn (có tâm trùng với tâm của nguồn và có trục vuông góc với trục của nguồn) được chia thành các mắt lưới bằng nhau với độ lớn các góc là π/19. Cường độ nguồn trong một góc khối tại góc π/2 được xác định và đơn giản hóa cho cường độ của nguồn để xác định hệ số bất đối xứng, hệ số bất đối xứng của nguồn 252 Cf được tính toán là 1.013. 3.1.2 Phổ thông lượng neutron và phân bố thông lượng tại mặt phẳng trung tâm Hình 3.1 mô tả phổ thông lượng neutron của thành phần trực tiếp (ký hiệu là dir) và thành phần tán xạ (ký hiệu là sct) tại 03 khoảng cách chuẩn từ nguồn. Hình 3.2 mô tả đường đồng mức thông lượng neutron trong không gian của mặt phẳng trung tâm phòng được xác định bằng mô phỏng MCNP5. 8
  12. Author: Le Ngoc Thiem Hình 3.1: Thông lượng neutron của thành phần tán xạ (sct) và thành phần trực tiếp (dir), được xác định bởi mô phỏng MCNP5, tại khoảng cách 75, 125, và 150 cm từ nguồn Hình 3.2: Đường đồng mức thông lượng neutron (cm−2 /phân rã) tại mặt phảng trung tâm của phòng chuẩn, song song với trần 9
  13. Author: Le Ngoc Thiem 3.1.3 Hiệu suất che chắn của tấm che chắn hình nón Một tấm che chắn hình nón cụt làm bằng polyethylene chứa 10% Boron được sử dụng để đo thành phần neutron tán xạ. Hiệu suất cha chắn chắn của tấm che chắn hình nón này được nghiên cứu bằng cách so sánh phần thông lượng neutron xuyên qua tấm chắn (phần đóng góp từ nguồn) với toàn bộ thông lượng neutron tán xạ nhận được bởi mô phỏng MCNP5 tại khoảng cách 75 cm. Hình 3.3 chỉ ra thành phần đóng góp của các đối tượng khác nhau vào tổng thông lượng neutron tán xạ (khi có tấm che chắn hình nón giữa nguồn và đầu đo). Chúng ta có thể thấy rằng, thành phần đóng góp từ nguồn chỉ chiếm 0.43% toàn thông lượng neutron tán xạ (giá trị này có thể xem là không đáng kể). Điều này chứng tỏ, hiệu suất che chắn của tấm chắn hình nón là có thể thỏa mãn được việc che chắn thành phần trực tiếp phát ra từ nguồn. Hình 3.3: Thành phần thông lượng neutron đóng góp bởi các đối tượng khác nhau trong phòng chuẩn so với tổng thông lượng neutron tán xạ tại khoảng cách 75 cm. Số của các tường bêtông được giữ như Hình 2.1 10
  14. Author: Le Ngoc Thiem 3.2 Trường chuẩn neutron của nguồn 241 Am-Be 3.2.1 Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn 241 Am-Be Hệ số hiệu chỉnh sự bất đối xứng của nguồn 241 Am-Be được đánh giá tại khoảng cách 100 cm từ nguồn theo hướng vuông góc với trục hình trụ của nguồn (nghĩa là tại góc π/2). Khoảng cách này cũng chính là khoảng cách thường được sử dụng để chuẩn các thiết bị đo liều neutron cầm tay [7]. Trong mô phỏng MCNP5, một mặt cầu có bán kính 100 cm (có tâm trùng với tâm của nguồn) được lấy một góc khối có độ lớn π/45 với trục trung tâm vuông góc với trục trung tâm của nguồn [8]. Ghi nhận thông lượng neutron qua bề mặt góc khối bằng lệnh F2 kết hợp với thẻ FS2 trong MCNP5 để xác định đượng cường độ nguồn trong góc khối. Làm tương tự như vậy để tính cường độ nguồn trong góc khối như trên đối với nguồn điểm. Sau đó, lấy kết quả cường độ nguồn trong góc khối đối với nguồn điểm đơn giản hóa đối với nguồn thực để xác định hệ số bất đối xứng của nguồn 241 Am-Be. Hệ số này được xác định là 1.030 tại khoảng cách 100 cm (với độ bất ổn định 1%, k=1 ), giá trị này phù hợp với giá trị đã được công bố bởi nhóm các tác giả khác (trong khoảng 1.0265 – 1.030) [9, 10] đối với nguồn 241 Am − Be loại vỏ X14. 3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron Sau khi khớp hàm theo phường trình (2.3) và (2.4), các tham số của trong phương trình sẽ được xác định. Hình 3.4 mô tả phổ thông lượng neutron của thành phần tổng cộng và thành phần trực tiếp tại khoảng cách 100 và 200 cm từ nguồn nhận được bởi phần mềm tách phổ MAXED. Từ hình này ta thấy, phổ thông lượng neutron tổng cộng bao gồm các thành phần sau: (1) thành phần neutron nhanh với năng lượng lớn hơn 1 MeV suy giảm nhanh chóng theo hàm k.l−2 ; (2) thành phần neutron với năng lượng từ nhiệt đến 1 MeV gần như không thay đổi tỷ lệ với s hoặc R được gây nên bởi tán xạ từ các vật liệu trong phòng chuẩn (chủ yếu là tường), điều này cũng phù hợp với giải thích của nhóm tác giả khác [11, 12]. Lưu ý rằng, thành phần suy giảm do không khí ( phần tỷ lệ với A0 .l−1 hoặc A.l−1 không thấy trong Hình 3.4 là do sự đóng góp 11
  15. Author: Le Ngoc Thiem nhỏ so với thành phần tán xạ từ tường. Tất cả các tham số khớp hàm được đề cập trong mục này có ý nghĩa tương tự như trong các phương trình (2.3) và (2.4). Phổ thông lượng neutron xác định được bởi phần mềm tách phổ MAXED mô tả trong Hình 3.4 có dải năng lượng rộng hơn (trên 2.10−5 MeV) so với giá trị chỉ ra trong ISO 8529-1 (trên 10−1 MeV), điều này cũng phù hợp với công bố trước đây của nhóm tác giả khác [13]. Hình 3.4: Phổ thông lượng neutron tổng cộng và trực tiếp tại khoảng cách 100 và 200 cm từ nguồn được xác định bằng phần mềm tách phổ MAXED kết hợp với quá trình khớp hàm theo phương pháp GFM 3.2.3 Thông lượng neutron và tương đương liều neutron môi trường Từ quá trình tách phổ bằng phần mềm MAXED, phổ thông lượng neutron được xác định và do đó, tương đương liều neutron cũng được tính toán. Suất tương đương liều neutron trực tiếp H ∗ (10) phân bố theo khoảng cách được tính toán (dựa theo các phương pháp khớp hàm khác nhau kết hợp với phần mềm tách phổ MAXED) và biểu diễn trên Hình 3.5 cùng với giá trị tương đương liều neutron trong trường bức xạ tự do(ký hiệu là H ∗ (10)F F ). Sự khác nhau giữa hai giá trị tương đương liều 12
  16. Author: Le Ngoc Thiem neutron trực tiếp này khác nhau trong khoảng 3%. Điều này chứng tỏ, kỹ thuật áp dụng trong quá trình xác định đặc trưng của trường chuẩn liều neutron là có thể chấp nhận được cho mục đích hiệu chuẩn thiết bị đo bức xạ và đánh giá an toàn bức xạ. Hình 3.5: Suất tương đương liều neutron môi trường của thành phần trực tiếp phân bố theo khoảng cách được xác định bởi các phương pháp khác nhau được biểu diễn cùng với độ lệch 3% của giá trị theo phương pháp (GFM-UF) 3.3 Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 Am- Be 3.3.1 Phổ thông lượng neutron Phổ thông lượng neutron tổng cộng sinh ra bởi nguồn 241 Am−Be do được làm chậm bởi quả cầu PMMA đường kính 20 cm (tách phổ bởi MAXED) được trình bày trong Hình. 3.6 như ví dụ minh họa. Có thể nhận thấy, phổ này bao gồm ba phần năng lượng chính: một đỉnh năng lượng nhiệt gây ra bởi quá trình làm chậm, phần năng lượng trung bình gây bởi quá trình tán xạ và đỉnh năng lượng cao suy giảm theo quy luật tỷ lệ nghịch với bình phương khoảng cách (l−2 ). 13
  17. Author: Le Ngoc Thiem 14 Hình 3.6: Phổ thông lượng neutron tổng cộng của nguồn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA với đường kính 20 cm
  18. Author: Le Ngoc Thiem 3.3.2 Thông lượng neutron và tương đương liều môi trường Khi phổ thông lượng neutron được xác định, chúng ta có thể xác định được tương đương liều neutron môi trường bằng cách áp dụng hệ số chuyển đổi ICRP 74 (hoặc giá trị nội suy của hệ số chuyển đổi thông lượng neutron thành tương đương liều neutron môi trương). Hình 3.7 and Hình 3.8 lần lượt mô tả suất tương đương liều neutron môi trường và suất thông lượng neutron theo khoảng cách từ nguồn đến điểm chuẩn. Sự khác nhau của suất thông lượng neutron và suất tương đương liều neutron môi trường xác định bởi 02 phần mềm tách phổ khác nhau (MAXED và FRUIT) phần lớn nằm trong khoảng 5%. Điều này hoàn toàn phù hợp với tiêu chuẩn ISO 12789-1 khuyến cáo về độ bất ổn định trong việc xác định suất thông lượng neutron của trường bức xạ neutron hoạt động là 20% (k=1) [14]. Hình 3.7: Suất tương đương liều neutron môi trường tổng cộng (tính toán từ các phần mềm tách phổ MAXED và FRUIT) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA với các đường kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm 15
  19. Author: Le Ngoc Thiem Hình 3.8: Suất thông lượng neutron môi trường tổng cộng (tính toán từ các phần mềm tách phổ MAXED và FRUIT) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be được làm chậm bởi quả cầu PMMA có đường kính 15, 20, 25, 30, và 35 cm 16
  20. Author: Le Ngoc Thiem 3.3.3 Năng lượng trung bình và hệ số chuyển đổi Khi biết phổ thông lượng neutron, tương đương liều neutron môi trường, và thông lượng neutron, ta có thể tính toán được các đại lượng sau theo khuyến cáo của ISO 8529-2: (a) năng lượng trung bình trên toàn phổ tương đương liều của neutron và (b) hệ số chuyển đổi từ thông lượng neutron sang tương đương liều neutron lần lượt theo các phương trình 3.1 và 3.2. Hai đại lượng này được lần lượt minh họa trong Hình 3.9 và Hình 3.10. So sánh các kết quả giá trị năng lượng trung bình toàn phổ tương đương liều neutron môi trường và hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều neutron môi trường nhận được bởi MAXED và FRUIT nhận thấy sự khác nhau phần lớn trong khoảng 10% (thỏa mãn bộ tiêu chuẩn ISO 12789 cho phép sai khác trong khoảng 20%) [14] Trong phương trình 3.1, Hb (Eb ) là tương đương liều neutron môi trường tại Rnăng lượng Eb , được tính theo công thức Hb (Eb ) = hφ (Eb ).φb (Eb ) ∞ và b=1 Hb (Eb ) = H ∗ (10). R∞ b=1R(Eb ) × Hb (Eb ).dEb E e= ∞ (3.1) b=1 Hb (Eb ).dEb H ∗ (10) hφ = R ∞ (3.2) b=1 φb (Eb ).dEb 17
ADSENSE

CÓ THỂ BẠN MUỐN DOWNLOAD

TL.01: Bộ Tiểu Luận Triết Học
207 tài liệu
1455 lượt tải
THÔNG TIN
TRỢ GIÚP
HỖ TRỢ KHÁCH HÀNG
Theo dõi chúng tôi

Chịu trách nhiệm nội dung:

Nguyễn Công Hà - Giám đốc Công ty TNHH TÀI LIỆU TRỰC TUYẾN VI NA

LIÊN HỆ

Địa chỉ: P402, 54A Nơ Trang Long, Phường 14, Q.Bình Thạnh, TP.HCM

Hotline: 093 303 0098

Email: support@tailieu.vn

Giấy phép Mạng Xã Hội số: 670/GP-BTTTT cấp ngày 30/11/2015 Copyright © 2022-2032 TaiLieu.VN. All rights reserved.

 

Đồng bộ tài khoản
2=>2