Luận văn Áp dụng chương trình MCNP5 để tính toán hiệu suất của Detecto HPGe GEM 15P4

sản xuất. Cũng cần lưu ý rằng, đây chỉ là giá trị trung bình của bề dày lớp germanium bất hoạt bởi vì nó không có giá trị chính xác đồng thời thay đổi trên khắp bề mặt tinh thể [14]. Hình 2.8: Hiệu suất tính toán theo các bề dày lớp germanium bất hoạt khác nhau Lớp germanium bất hoạt là một lớp germanium có pha lithium theo phương pháp khuếch tán, nó trở thành một lớp vật liệu không thu góp năng lượng của bức xạ mà chỉ thuần túy hấp thụ và tán xạ. Bề dày lớp này nhỏ nhất khi detector xuất xưởng và tăng dần nếu detector ở nhiệt độ cao do lithium tiếp tục khuếch tán vào sâu trong thể tích tinh thể germanium. Khi mới nhập về tháng 12/2007, detector GEM 15P4 được bảo quản ở nhiệt độ phòng 6 tháng năm 2008 trước khi đưa vào phòng thí nghiệm. Sau đó 2 tháng năm 2009 và 2 tháng năm 2010, hệ phổ kế gamma không làm việc và detector không được giữ lạnh ở nhiệt độ nitơ lỏng. Để có thể định lượng sự gia tăng bề dày lớp germanium bất hoạt cần có những nghiên cứu chi tiết hơn nữa, tuy nhiên với những khảo sát ban đầu này, có thể kết luận rằng, bề dày lớp germanium bất hoạt đã tăng. Bảng 2.3: Hiệu suất detector và kết quả tính toán bề dày lớp germanium bất hoạt Năng lượng Bề dày lớp germanium bất hoạt (cm) Bề dày tính toán (cm) 0,07 0,11 0,15 0,19 80,99 0,008491* 0,006892 0,005569 0,004508 0,1404 88,03 0,008680 0,007280 0,006094 0,005097 0,1302 122,06 0,009907 0,008956 0,008081 0,007267 0,1380 136,47 0,009674 0,008828 0,008044 0,007363 0,1362 276,39 0,005770 0,005375 0,004982 0,004644 0,1142 302,85 0,005267 0,004915 0,004557 0,004239 0,1073 356,02 0,004422 0,004116 0,003821 0,003559 0,1041 383,85 0,004101 0,003804 0,003551 0,003290 0,1070 511,00 0,003069 0,002862 0,002667 0,002482 0,1234 1115,55 0,001501 0,001397 0,001300 0,001208 0,1580 1173,24 0,001436 0,001340 0,001255 0,001155 0,1669 1274,53 0,001340 0,001248 0,001159 0,001071 0,1510 1332,50 0,001285 0,001196 0,001110 0,001031 0,1641 Trung bình ± Độ lệch chuẩn = 0,1339 ± 0,0219 2.2.4. Kiểm tra độ tin cậy của chương trình Để có thể sử dụng được input đã xây dựng được cho các tính toán tiếp theo, điều quan trọng là phải xác định độ tin cậy của chương trình mô phỏng cũng như độ tin cậy của các thông tin do nhà sản xuất cung cấp. Cách hiệu quả nhất để làm việc này là so sánh với các số liệu thu được từ thực nghiệm. Ở đây hiệu suất thực nghiệm và tính toán bằng MCNP5 của detector với các cấu hình đo khác nhau sẽ được so sánh. Các thí nghiệm và mô phỏng được tiến hành trên các nguồn chuẩn có hình học đã mô tả ở phần 2.1.3. Để sai số tương đối của hiệu suất tính toán dưới 1% việc mô phỏng được thực hiện với số quá trình của hạt cỡ 108, trong đó bề dày lớp germanium bất hoạt được lấy theo giá trị đã được tính toán phía trên. Trong thực nghiệm, mỗi nguồn chuẩn phóng xạ được đo trong khoảng thời gian sao cho số đếm đỉnh lớn hơn 104 để sai số thống kê đạt dưới 1%. Kết quả xác định diện tích đỉnh từ phổ gamma của các nguồn chuẩn được trình bày trong bảng 2.4. Bảng 2.4: Dữ liệu đo phổ gamma nguồn chuẩn Đồng vị NL (keV) DT SS (%) TC (%) TD(s) Khoảng cách nguồn – detector 5 cm Co-60 1173,24 147956 0,26 4,72 1800 1332,50 130481 0,28 4,72 1800 Na-22 511,00 638263 0,13 5,98 2400 1274,53 138767 0,27 5,98 2400 Zn-65 1115,55 97480 0,32 0,18 18000 Co-57 122,06 751750 0,12 0,52 9000 136,47 91970 0,33 0,52 9000 Ba-133 80,99 720843 0,12 5,16 3000 276,39 101179 0,31 5,16 3000 302,85 238743 0,20 5,16 3000 356,02 680044 0,12 5,16 3000 383,85 90031 0,33 5,16 3000 Cd-109 88,03 99861 0,32 0,09 12600 Khoảng cách nguồn – detector 10 cm Co-60 1173,24 160507 0,25 1,80 5400 1332,50 143050 0,26 1,80 5400 Na-22 511,00 520644 0,14 2,29 5400 1274,53 115864 0,29 2,29 5400 Zn-65 1115,55 95824 0,32 0,08 50400 Co-57 122,06 793197 0,11 0,08 28800 136,47 98851 0,32 0,19 28800 Ba-133 80,99 567590 0,13 0,19 7200 276,39 85731 0,34 1,91 7200 302,85 202923 0,22 1,91 7200 356,02 579510 0,13 1,91 7200 383,85 76964 0,36 1,91 7200 Cd-109 88,03 109452 0,30 1,91 43200 Khoảng cách nguồn – detector 15 cm Co-60 1173,24 117047 0,29 1,00 7800 1332,50 104671 0,31 1,00 7800 Na-22 511,00 526302 0,14 1,27 10800 1274,53 118912 0,29 1,27 10800 Zn-65 1115,55 125138 0,28 0,05 129600 Co-57 122,06 680757 0,12 0,11 50400 136,47 84718 0,34 0,11 50400 Ba-133 80,99 954636 0,10 0,10 25200 276,39 151978 0,26 0,10 25200 302,85 354014 0,17 0,10 25200 356,02 1016387 0,10 0,10 25200 383,85 135421 0,27 0,10 25200 Cd-109 88,03 130715 0,28 0,03 108000 Trong đó: NL là năng lượng quang đỉnh, DT là diện tích quang đỉnh tại năng lượng tương ứng, SS là sai số diện tích đỉnh, TC là thời gian chết và TD là thời gian đo nguồn. Với số liệu đo được, hiệu suất thực nghiệm được tính toán theo công thức đã nêu ở phần 1.1.5.2, sau đó so sánh với kết quả có được bằng mô phỏng. Bảng 2.5 thể hiện kết quả so sánh giữa thực nghiệm và tính toán. Bảng 2.5: So sánh hiệu suất thực nghiệm và tính toán NL (keV) εTN SSTN (%) εTT SSTT (%) δ (%) Khoảng cách nguồn – detector 5 cm 80,99 0,018479 0,57 0,019313 0,23 4,51 88,03 0,020877 1,02 0,020663 0,23 1,03 122,06 0,025392 1,61 0,025925 0,22 2,10 136,47 0,024899 1,64 0,025456 0,23 2,24 276,39 0,015605 0,64 0,014905 0,33 4,48 302,85 0,014391 0,60 0,013577 0,33 5,65 356,02 0,012109 0,57 0,011398 0,37 5,87 383,85 0,011127 0,65 0,010509 0,39 5,55 511,00 0,007997 0,72 0,007778 0,47 2,73 1115,55 0,003631 1,87 0,003663 0,74 0,90 1173,24 0,003462 0,66 0,003535 0,75 2,10 1274,53 0,003315 0,76 0,003290 0,80 0,76 1332,50 0,003078 0,67 0,003156 0,82 2,53 Khoảng cách nguồn – detector 10 cm 80,99 0,005862 0,58 0,006206 0,43 5,87 88,03 0,006651 1,02 0,006665 0,41 0,21 122,06 0,008324 1,61 0,008504 0,42 2,16 136,47 0,008314 1,64 0,008434 0,42 1,44 276,39 0,005327 0,66 0,005174 0,57 2,86 302,85 0,004928 0,60 0,004727 0,60 4,07 356,02 0,004157 0,58 0,003961 0,63 4,71 383,85 0,003832 0,67 0,003673 0,63 4,14 511,00 0,002794 0,73 0,002731 0,83 2,24 1115,55 0,001281 1,87 0,001348 0,77 5,26 1173,24 0,001209 0,66 0,001262 0,83 4,39 1274,53 0,001154 0,77 0,001199 0,78 3,89 1332,50 0,001082 0,66 0,001116 0,89 3,15 Khoảng cách nguồn – detector 15 cm 80,99 0,002765 0,57 0,002919 0,57 5,56 88,03 0,003167 1,01 0,003209 0,51 1,30 122,06 0,004027 1,60 0,004132 0,52 2,59 136,47 0,004017 1,63 0,004131 0,52 2,83 276,39 0,002648 0,62 0,002598 0,72 1,91 302,85 0,002411 0,59 0,002387 0,76 1,01 356,02 0,002045 0,57 0,002009 0,84 1,75 383,85 0,001891 0,62 0,001866 0,87 1,32 511,00 0,001393 0,73 0,001402 0,73 0,60 1115,55 0,000648 1,86 0,000685 0,86 5,63 1173,24 0,000603 0,67 0,000638 0,98 5,79 1274,53 0,000566 0,77 0,000576 0,96 1,70 1332,50 0,000539 0,68 0,000570 0,95 5,78 Trong đó: εTN, SSTN, εTT, SSTT và δ là hiệu suất thực nghiệm, sai số tương đối của hiệu suất thực nghiệm, hiệu suất tính toán, sai số tương đối của hiệu suất tính toán và độ lệch tương đối giữa tính toán với thực nghiệm. Từ các bảng số liệu trên có thể thấy rằng sự sai lệch nhỏ hơn 6% ở cả 3 cấu hình đo và các số liệu hiệu suất thu được từ chương trình MCNP5 là phù hợp với thực nghiệm. Kết quả này đã khẳng định hiệu lực của chương trình mô phỏng MCNP5 cũng như sự mô tả hình học hệ đo một cách chi tiết. Từ đây có thể kết luận rằng bộ số liệu đầu vào này là đủ tin cậy cho các tính toán tiếp theo trên hệ phổ kế gamma với detector GEM 15P4. 2.3. Mô phỏng phổ gamma Để kiểm tra tính hiệu lực của chương trình mô phỏng cho bài toán về phổ, cần thiết phải so sánh phổ mô phỏng với phổ thực nghiệm. Nguồn 60Co đã được sử dụng để tiến hành đo đạc thực nghiệm và mô phỏng. Nguồn 60Co được lựa chọn với lý do đây là nguồn được sử dụng nhiều trong thực tế cho mục đích xác định các thông số danh định của hệ đo, đồng thời năng lượng gamma của nguồn 60Co có thể gây ra hầu hết các hiệu ứng đại diện cho tương tác của bức xạ gamma với detector. Nguồn được đo ở khoảng cách 10 cm so với bề mặt detector trong thời gian 216000 s để có thể khảo sát được các đỉnh thoát đơn (SE), đỉnh thoát đôi (DE), đỉnh bức xạ hủy (511 keV). Việc mô phỏng được thực hiện với cấu hình tương tự như thực nghiệm và số lịch sử hạt là 2 tỉ nhằm loại bỏ những thăng giáng thống kê trong phổ gamma. Hình 2.9 và bảng 2.6 trình bày sự so sánh giữa hai phổ gamma thực nghiệm và tính toán ở các đỉnh quan tâm. Trong đó giá trị diện tích đỉnh tính toán được chuẩn theo thực nghiệm đối với vạch năng lượng 1332,5 keV, vạch này được chọn vì có năng lượng lớn nên không bị ảnh hưởng bởi các nền Compton của các quang đỉnh khác. Hình 2.9: So sánh phổ 60Co thực nghiệm và mô phỏng theo giai đo tuyến tính Hình 2.10: So sánh phổ 60Co thực nghiệm và mô phỏng theo giai đo logarithm Bảng 2.6: Đánh giá tỷ lệ diện tích các đỉnh năng lượng quan tâm Đỉnh Tính toán (TT) Thực nghiệm (TN) Tỷ lệ TT/TN BS 3931966 3205532 1,2 DE 257469 290040 0,9 511,00 268188 284966 0,9 SE 309734 358972 0,9 1173,24 7332772 6450712 1,1 1332,50 6395542 5621706 1,1 Tỷ số P/C 45:1 51:1 0,9 0 15000 30000 45000 60000 75000 90000 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 Năng lượng (keV) S ố đ ế m Mô phỏng MCNP5 Thực nghiệm 0 3 6 9 12 15 18 21 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 Năng lượng (keV) S ố đ ế m Mô phỏng MCNP5 Thực nghiệm Hình 2.9 cho thấy phổ mô phỏng và thực nghiệm gần như trùng nhau. Các quang đỉnh 1332,5 keV, 1173,24 keV, đỉnh thoát đơn, đỉnh bức xạ hủy, đỉnh thoát đôi và đỉnh tán xạ ngược có cùng vị trí trên phổ với độ cao tương đối phù hợp. Tỉ lệ về diện tích giữa các đỉnh này gần bằng đơn vị như đã thể hiện trong bảng 2.6. Tuy nhiên phổ mô phỏng nằm hơi cao hơn so với phổ thực nghiệm. Điều này có thể xuất phát từ những nguyên nhân như ảnh hưởng của hệ điện tử, sự không phù hợp giữa số đếm tích lũy trong phổ gamma thực nghiệm và mô phỏng. Ngoài ra, phổ gamma mô phỏng chưa thể tái tạo lại hoàn toàn phổ thực nghiệm ở vùng năng lượng dưới 250 keV do các vật liệu phức tạp và khó xác định xung quanh detector chưa được đưa vào chương trình mô phỏng. Một lý do nữa gây ra sự khác biệt ở vùng năng lượng thấp là trong tính toán mô phỏng, quá trình vận chuyển electron bị bỏ qua (sử dụng mode P thay cho mode P E như đã đề cập ở phần 2.2.2), trong khi đó 60Co phát electron với năng lượng cực đại là 318 keV. Nhận xét này phù hợp với nhiều nghiên cứu khác [3], [5], [9], [41]. Hình 2.10 được biểu diễn theo giai đo logarithm cho thấy sự phù hợp tốt hơn giữa mô phỏng và thực nghiệm. Lưu ý rằng có một sự chênh lệch khá rõ giữa mô phỏng và thực nghiệm ở đuôi trái của đỉnh 1332,5 keV. Sự khác biệt này được giải thích là do MCNP mô phỏng đỉnh dạng Gauss lý tưởng với tùy chọn GEB, trong khi đó đuôi trái của phổ thực nghiệm sẽ bị nâng lên do nền tán xạ Compton. Tỷ số P/C cũng được tính toán đối với đỉnh 1332,5 keV của 60Co, hai kết quả tính toán và thực nghiệm phân bố xung quanh giá trị danh định 46:1 của detector GEM 15P4 và có tỷ lệ là 0,9. Những kết quả trên khẳng định chương trình mô phỏng được xây dựng là có hiệu lực tốt không chỉ cho việc chuẩn hiệu suất đỉnh của detector mà cả trong các bài toán về phổ gamma. CHƯƠNG 3 MÔ PHỎNG ĐƯỜNG CONG HIỆU SUẤT ĐỈNH NĂNG LƯỢNG TOÀN PHẦN 3.1. KẾT QUẢ MÔ PHỎNG Trên cơ sở khẳng định độ tin cậy của chương trình mô phỏng ở phần 2.2.4, đường cong hiệu suất sẽ được tiếp tục hoàn thiện bằng mô phỏng MCNP5. Có 32 đỉnh năng lượng trải dài từ 59 keV đến 2 MeV đã được chọn để tính toán. Các đỉnh năng lượng này được chọn theo khuyến cáo từ tài liệu IAEA-TECHDOC-619 [24], đây là những tia gamma phát với xác suất cao từ các nguồn có chu kỳ bán rã tương đối dài và thường được sử dụng để chuẩn detector gamma. Chương trình mô phỏng với cấu hình đo tương tự như thực nghiệm được chạy với số lịch sử hạt đủ lớn sao cho sai số hiệu suất dưới 1%. Ngoài ra, để có đủ dữ liệu thành lập một công thức giải tích cho hiệu suất theo năng lượng và khoảng cách như sẽ trình bày ở phần sau, 3 khoảng cách 7,5; 12,5 và 17,5 cm tiếp tục được mô phỏng. Kết quả quá trình tính toán được trình bày trong bảng 3.1 và 3.2. Kết quả này, cùng với những giá trị hiệu suất đã tính toán đối với các nguồn thực ở phần 2.2.4 cho thấy sự thay đổi của hiệu suất theo năng lượng và khoảng cách từ nguồn đến detector một cách tương đối đầy đủ. Bảng 3.1: Kết quả mô phỏng MCNP5 hiệu suất cho 3 khoảng cách 5, 10 và 15 cm Năng lượng (keV) Khoảng cách nguồn – detector 5 cm Khoảng cách nguồn – detector 10 cm Khoảng cách nguồn – detector 15 cm Hiệu suất Sai số (%) Hiệu suất Sai số (%) Hiệu suất Sai số (%) 59,54 0,005142 0,36 0,001707 0,61 0,000821 0,83 74,66 0,012415 0,24 0,004032 0,37 0,001951 0,56 96,73 0,023503 0,22 0,007584 0,38 0,003647 0,48 165,85 0,022517 0,22 0,007595 0,36 0,003765 0,53 171,28 0,022247 0,22 0,007534 0,37 0,003722 0,51 188,25 0,020815 0,23 0,007092 0,38 0,003521 0,55 244,69 0,016594 0,31 0,005768 0,50 0,002877 0,68 255,06 0,015961 0,31 0,005548 0,49 0,002767 0,62 344,28 0,011661 0,37 0,004074 0,61 0,002061 0,92 391,69 0,010153 0,40 0,003557 0,66 0,001810 0,81 411,12 0,009622 0,41 0,003374 0,69 0,001717 0,97 443,97 0,008876 0,42 0,003125 0,72 0,001598 0,81 514,01 0,007673 0,38 0,002709 0,48 0,001384 0,59 591,76 0,006678 0,44 0,002359 0,51 0,001201 0,75 661,66 0,006005 0,43 0,002126 0,55 0,001084 0,68 702,65 0,005665 0,39 0,002001 0,56 0,001023 0,62 778,90 0,005154 0,38 0,001822 0,63 0,000921 0,96 834,84 0,004827 0,50 0,001709 0,63 0,000875 0,77 867,38 0,004660 0,39 0,001656 0,67 0,000846 0,92 898,04 0,004522 0,52 0,001607 0,65 0,000824 0,83 964,07 0,004228 0,41 0,001512 0,71 0,000773 0,97 1085,84 0,003800 0,44 0,001377 0,75 0,000703 0,93 1212,95 0,003442 0,47 0,001241 0,81 0,000631 0,82 1299,14 0,003228 0,52 0,001167 0,84 0,000595 0,76 1408,02 0,003014 0,55 0,001093 0,88 0,000555 0,77 1494,05 0,002847 0,54 0,001029 0,73 0,000525 0,76 1596,49 0,002689 0,56 0,000980 0,78 0,000508 0,86 1620,74 0,002642 0,57 0,000961 0,77 0,000495 0,88 1771,35 0,002440 0,60 0,000891 0,81 0,000459 0,73 1810,70 0,002387 0,62 0,000869 0,83 0,000448 0,92 1836,06 0,002370 0,80 0,000863 0,92 0,000444 0,72 1963,80 0,002231 0,65 0,000814 0,87 0,000423 0,75 Bảng 3.2: Kết quả mô phỏng MCNP5 hiệu suất cho khoảng cách 7,5, 12,5 và 17,5 cm Năng lượng (keV) Khoảng cách nguồn – detector 7,5 cm Khoảng cách nguồn – detector 12,5 cm Khoảng cách nguồn – detector 17,5 cm Hiệu suất Sai số (%) Hiệu suất Sai số (%) Hiệu suất Sai số (%) 59,54 0,002764 0,45 0,001144 0,82 0,000621 0,84 74,66 0,006585 0,32 0,002792 0,58 0,001463 0,59 80,99 0,009892 0,31 0,004052 0,56 0,002152 0,57 88,03 0,010690 0,34 0,004386 0,51 0,002427 0,55 96,73 0,012400 0,29 0,005110 0,53 0,002747 0,55 122,06 0,013662 0,32 0,005678 0,50 0,003030 0,54 136,47 0,013515 0,34 0,005664 0,51 0,003050 0,55 165,85 0,012190 0,31 0,005182 0,50 0,002842 0,58 171,28 0,012069 0,33 0,005126 0,51 0,002819 0,59 188,25 0,011335 0,36 0,004832 0,53 0,002662 0,61 244,69 0,009110 0,41 0,003939 0,60 0,002188 0,69 255,06 0,008759 0,42 0,003784 0,61 0,002111 0,81 276,39 0,008146 0,42 0,003516 0,70 0,001950 0,75 302,85 0,007412 0,47 0,003228 0,68 0,001784 0,85 344,28 0,006441 0,47 0,002806 0,73 0,001557 0,87 356,02 0,006209 0,55 0,002713 0,75 0,001505 0,87 383,85 0,005745 0,57 0,002511 0,78 0,001404 0,91 391,69 0,005613 0,51 0,002451 0,82 0,001377 0,91 411,12 0,005325 0,53 0,002321 0,82 0,001308 0,85 443,97 0,004919 0,56 0,002163 0,76 0,001212 0,89 511,00 0,004271 0,70 0,001878 0,93 0,001056 0,98 514,01 0,004257 0,51 0,001862 0,76 0,001052 0,92 591,76 0,003707 0,61 0,001619 0,84 0,000912 0,98 661,66 0,003322 0,61 0,001460 0,88 0,000822 0,99 702,56 0,003139 0,52 0,001376 0,91 0,000779 0,91 778,90 0,002857 0,57 0,001252 0,97 0,000705 0,95 834,84 0,002672 0,59 0,001176 0,94 0,000662 0,98 867,38 0,002595 0,54 0,001137 0,95 0,000641 0,96 898,04 0,002530 0,54 0,001108 0,91 0,000625 0,98 964,07 0,002373 0,54 0,001043 0,89 0,000590 0,92 1085,84 0,002148 0,54 0,000948 0,95 0,000534 0,95 1115,55 0,002080 0,68 0,000925 0,97 0,000519 0,99 1173,24 0,001990 0,71 0,000880 0,95 0,000494 0,94 1212,95 0,001953 0,58 0,000850 0,97 0,000484 0,93 1274,53 0,001859 0,68 0,000813 0,92 0,000459 0,97 1299,14 0,001837 0,61 0,000796 0,94 0,000457 0,98 1332,50 0,001790 0,70 0,000782 0,91 0,000445 0,95 1408,02 0,001708 0,64 0,000744 0,98 0,000424 0,91 1494,05 0,001618 0,66 0,000710 0,91 0,000405 0,92 1596,49 0,001515 0,73 0,000677 0,91 0,000390 0,99 1620,74 0,001488 0,73 0,000664 0,95 0,000381 0,97 1771,35 0,001381 0,73 0,000619 0,93 0,000353 0,98 1810,70 0,001354 0,74 0,000603 0,91 0,000343 0,95 1836,06 0,001346 0,69 0,000598 0,98 0,000341 0,94 1963,80 0,001263 0,71 0,000566 0,96 0,000323 0,92 Hình 3.1: Đồ thị hiệu suất theo năng lượng ở những cấu hình khác nhau Từ hình 3.1 có thể nhận thấy giá trị hiệu suất detector luôn đạt cực đại tại vạch 122 keV trong khi khoảng cách nguồn – detector thay đổi, nghĩa là đối với vùng năng lượng thấp hơn 122 keV thì hiệu suất detector có xu hướng tăng dần theo năng lượng, ngược lại hiệu suất sẽ giảm dần trong vùng năng 0.000 0.005 0.010 0.015 0.020 0.025 0.030 0 300 600 900 1200 1500 1800 Năng lượng (keV) H iệ u s u ấ t Nguồn - detector 5 cm Nguồn - detector 7.5 cm Nguồn - detector 10 cm Nguồn - detector 12.5 cm Nguồn - detector 15 cm Nguồn - detector 17.5 cm lượng lớn hơn 122 keV. Tại các vạch ứng với vùng năng lượng thấp (E < 122 keV), trước khi các photon phát ra từ nguồn đến tương tác trong vùng thể tích nhạy của detector, chúng phải trải qua quá trình tương tác và mất mát năng lượng với các vật liệu bên ngoài detector, chẳng hạn như lớp nhôm bảo vệ, không khí, lớp germanium bất hoạt. Các photon này mang năng lượng thấp nên phần lớn năng lượng của chúng đã bị các vật liệu trên giữ lại và phần năng lượng mất mát này không được detector ghi nhận, đây là lý do tại sao hiệu suất detector trong trường hợp này thường nhỏ và tăng dần theo năng lượng photon. Ở vùng năng lượng cao (E > 122 keV), các photon phát ra từ nguồn có thể thoát ra khỏi vùng làm việc giới hạn của detector. Vì thế tia gamm với năng lượng càng lớn thì càng có nhiều khả năng thoát ra khỏi vùng nhạy của detector hơn, kết quả là hiệu suất ghi giảm. Hình 3.1 cũng cho thấy hiệu suất thay đổi rõ rệt theo khoảng cách từ nguồn đến detector, hiệu suất càng lớn khi khoảng cách càng gần. Hiệu suất ở khoảng cách 5 cm khác biệt nhiều so với khoảng cách 10 hay 15 cm. Điều này được giải thích là do khi nguồn để xa detector, góc khối thu nhận bức xạ giảm và sự hấp thụ bức xạ của không khí trên đường đi nhiều hơn. 3.2. Đường cong hiệu suất Khi khảo sát hiệu suất của detector ở nhiều năng lượng khác nhau, người ta nhận thấy cần thiết phải làm khớp nó thành một đường cong từ các điểm này để có thể mô tả hiệu suất toàn vùng năng lượng mà ta quan tâm. Khi đó hiệu suất detector ở những năng lượng không thể xác định trong thực nghiệm có thể được tính toán bằng phương pháp nội suy. Một số công thức lý thuyết đã được mô tả trong các tài liệu và cũng được đưa vào trong các gói phần mềm sử dụng cho việc phân tích phổ gamma. Năm 1966, Freeman và Jenkin đã đưa ra một công thức liên hệ giữa hiệu suất và năng lượng, trong đó ngoài các hệ số còn chứa tiết diện quang điện và Compton của photon với germanium. Công thức này đã có vài thành công hạn chế đối với các detector nhỏ trong vùng năng lượng từ 500 đến 1500 keV. Sau đó ý tưởng này được Mowatt (1969) tiếp tục phát triển cho các detector lớn ở vùng năng lượng thấp hơn bằng việc đưa vào hai thông số mô tả sự suy giảm của gamma trước khi đến được đến detector và tỉ lệ giữa số gamma đến detector với số gamma tương tác trong thể tích nhạy của detector. Phương pháp này cũng cho thấy sự phù hợp với thực nghiệm cho những detector có thể tích 6 đến 60 cm3 trong vùng năng lượng 40 keV đến 11 MeV [13]. Mặc dù có những thành công, nhưng các công thức bán thực nghiệm này chứa các tiết diện tương tác và tương đối phức tạp. Do đó nhiều nghiên cứu đã tập trung vào việc tìm kiếm một mối liên hệ đơn giản hơn giữa hiệu suất và năng lượng, trong đó không chứa tiết diện tương tác. Kể từ khi các hệ phổ kế với detector bán dẫn ra đời, người ta nhận thấy rằng có thể mô tả các dữ liệu thực nghiệm bằng một hàm giải tích đơn giản ở giai đo logarithm. Nói chung, đối với mỗi loại cấu hình của detector chúng ta lại có những dạng đường cong hiệu suất khác nhau. Ở đây chúng ta chỉ đề cập đến đường cong hiệu suất của detector dạng đồng trục. Đối với detector đồng trục, có nhiều hàm làm khớp được đề nghị. Đối với khoảng năng lượng từ 60 keV đến 2000 keV, người ta thường sử dụng một công thức tuyến tính thể hiện mối tương quan giữa logarithm của hiệu suất và logarithm của năng lượng [13], [25], [34], [37]     n i i i EEa 0 0 )/ln(ln (3.1) Với ai, E, ε lần lượt là hệ số có được từ việc làm khớp, năng lượng đỉnh, hiệu suất ở năng lượng E tương ứng, hệ số E0 = 1 keV. Để bao quát hết cả dải năng lượng, người ta thường chia khoảng năng lượng này ra làm hai phần với biên ở khoảng 200 keV và làm khớp theo từng phần riêng biệt này [13]. Trong luận văn này, các đường cong hiệu suất được chia thành 2 phần với công thức giải tích tương ứng như sau  202010 )/ln()/ln(ln EEaEEaa  với E < 188,25 keV (3.2) )/ln(ln 010 EEaa  với E > 188,25 keV (3.3) Hiệu suất mô phỏng sẽ được làm khớp theo các đa thức (3.2) và (3.3) bằng chương trình Microcal Origin 6.0. Kết quả được thể hiện trong bảng 3.3. Hình 3.2 là các đường cong hiệu suất đỉnh của detector GEM 15P4 đối với nguồn điểm. Bảng 3.3: Kết quả làm khớp hiệu suất mô phỏng với hàm đa thức ở giai đo logarithm Khoảng cách Hệ số ai của đa thức làm khớp E 188,25 keV a0 a1 a2 a0 a1 5 cm -61,08 ± 6,95 27,60 ± 2,97 -2,85 ± 0,32 10,36 ± 0,03 -0,96 ± 0,01 7,5 cm -59.90 ± 6.29 26.78 ± 2.69 -2.76 ± 0.29 9.67 ± 0.04 -0.94 ± 0.01 10 cm -58,98 ± 5,36 26,12 ± 2,29 -2,69 ± 0,24 9,14 ± 0,04 -0,93 ± 0,01 12,5 cm -59.56 ± 6.73 26.24 ± 2.88 -2.70 ± 0.31 8.75 ± 0.04 -0.93 ± 0.01 15 cm -60,74 ± 7,79 26,63 ± 3,33 -2,74 ± 0,35 8,41 ± 0,04 -0,92 ± 0,01 17,5 cm -59.87 ± 6.25 26.03 ± 2.68 -2.67 ± 0.28 8.09 ± 0.04 -0.92 ± 0.01 Hình 3.2: Đường cong hiệu suất đỉnh của detector theo giai đo logarithm 3.3. Hiệu suất theo năng lượng và khoảng cách Đối với lĩnh vực phân tích kích hoạt neutron và đo phổ gamma, trong nhiều trường hợp các phép đo đòi hỏi việc chuẩn hiệu suất detector trên một dải năng lượng rộng từ vài keV đến vài MeV với nhiều cấu hình đo khác nhau. Dễ dàng nhận thấy rằng hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần của hệ đo không chỉ phụ thuộc vào năng lượng tia gamma mà còn phụ thuộc vào cả hình học đo. Để khảo sát hiệu suất của detector theo cả hai thông số này, người ta phải làm từng bước. Trước hết là cố định hình học đo, sử dụng nhiều nguồn chuẩn khác nhau để xây dựng nên một đường cong hiệu suất bằng cách làm khớp dữ liệu thực nghiệm với một đường cong lý thuyết. Sau đó đường cong hiệu suất này sẽ được xây dựng cho nhiều cấu hình đo khác nhau. Các đường cong hiệu suất khi đó được vẽ trên cùng một đồ thị và ta thu được hiệu suất của detector theo năng lượng ở các cấu hình đo khác nhau. Tất nhiên, để kết quả khảo sát càng chi tiết cần phải tiến hành càng nhiều phép đo, tuy nhiên việc chuẩn detector như vậy luôn gặp những khó khăn và tốn kém khi tiến hành thực nghiệm. Do đó đã có nhiều cách tiếp cận để giải quyết vấn đề này. Nhiều gói phần mềm đã được xây dựng dựa trên những giả thiết, mô hình và nguyên lý khác nhau để tính toán hiệu suất [31]. Một cách tiếp cận khác là tính toán lý thuyết thuần túy sử dụng các cơ chế tương tác của bức xạ gamma với vật chất detector [42]. Ngoài ra, tính toán Monte Carlo cũng được xem như một giải pháp hiệu quả. Trong luận văn này, từ những số liệu thu được ở trên, một hàm giải tích đơn giản sẽ được xây dựng để biểu diễn sự phụ thuộc của hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần vào năng lượng và khoảng 1.00 1.70 2.40 3.10 3.80 4.50 5.20 5.90 3.50 4.30 5.10 5.90 6.70 7.50 Năng lượng (keV) H iệ u s u ất x 1 04 Nguồn - detector 5 cm Nguồn - detector 7.5 cm Nguồn - detector 10 cm Nguồn - detector 12.5 cm Nguồn - detector 15 cm Nguồn - detector 17.5 cm cách nguồn – detector đối với nguồn điểm thay cho việc sử dụng nhiều hàm giải tích ở các khoảng cách khác nhau. Như trên ta đã biết hiệu suất đỉnh của detector có thể được biểu diễn theo đa thức (3.1)     n i i i EEa 0 0 )/ln(ln Giả sử các hệ số ai có thể được tính toán theo khoảng cách nguồn – detector (d) theo công thức [32]    m j j iji daa 0 (3.4) Trong đó: aij là các hệ số của đa thức, có thể thu được bằng cách làm khớp dữ liệu (dj,ai) theo đa thức (3.4). So sánh (3.1) và (3.4), một công thức tổng quát cho hiệu suất có thể được viết như sau      n i m j ij ij EEda 0 0 0 )/ln(ln (3.5) Khi đó có thể tính toán hiệu suất trong một dải năng lượng rộng cho nhiều khoảng cách nguồn – detector khác nhau từ những hệ số aij. Kết quả tính toán hệ số aij bằng chương trình Microcal Origin 6.0 được cho trong bảng 3.4. Từ dữ liệu làm khớp này, hiệu suất của detector trong dải năng lượng từ 59,54 keV đến 1963,80 keV khi nguồn ở một độ cao bất kỳ từ 5 cm đến 17,5 cm so với bề mặt detector có thể được tính toán từ những công thức giải tích sau      2 0 4 0 0 )/ln(ln i j ij ij EEda với E < 188,25 keV (3.6)      1 0 4 0 0 )/ln(ln i j ij ij EEda với E > 188,25 keV (3.7) Bảng 3.4: Kết quả tính toán các hệ số aij Hệ số aij Vùng năng lượng E 188,25 keV a0 a1 a2 a0 a1 ai0 -49,999290 22,992380 -2,373810 12,429760 -1,151430 ai1 -6,223060 2,817680 -0,295110 -0,519980 0,072350 ai2 1,174030 -0,558130 0,058930 0,023030 -0,009130 ai3 -0,084920 0,040810 -0,004330 -0,000335 0,000516 ai4 0,002070 -0,001000 0,000107 -0,000005 -0,000011 Do điều kiện không cho phép tiến hành xác định hiệu suất thực nghiệm cho nhiều khoảng cách khác trong khoảng từ 5 cm đến 17,5 cm nên để kiểm tra tính đúng đắn của công thức giải tích (3.6), (3.7), dữ liệu thực nghiệm cho 3 khoảng cách nguồn – detector 5cm, 10 cm và 15 cm đã được sử dụng làm chuẩn so sánh. Hiệu suất cho 13 đỉnh năng lượng của các nguồn phóng xạ chuẩn 133Ba, 109Cd, 57Co, 60Co, 22Na, 65Zn tương ứng với các cấu hình thực nghiệm đã được tính toán bằng công thức giải tích và đối chiếu với thực nghiệm. Kết quả tính toán được trình bày trong bảng 3.5. Hình 3.3 cho thấy với năng lượng gamma lớn hơn 250 keV, tất cả giá trị tính toán lệch so với thực nghiệm dưới 10%, đặc biệt ở vùng trên 300 keV sai lệch trong khoảng 5%. Kết quả này có thể bắt nguồn từ lý do chương trình mô phỏng chưa thể tái tạo hoàn chỉnh phần phổ gamma dưới 250 keV như đã đề cập ở phần 2.3. Một nguyên nhân nữa cũng có thể đề cập đến là chất lượng buồng chì chưa tốt. Hiện tượng tán xạ từ thành buồng chì có thể đã ảnh hưởng đến phổ gamma thực nghiệm ở vùng năng lượng tia X và gây ra sự thay đổi hiệu suất detector trong vùng năng lượng này. Theo công trình [32], để thu được một công thức giải tích có hiệu lực cao, tất cả dữ liệu sử dụng làm khớp phải là dữ liệu thực nghiệm. Tuy nhiên, ở đây trên cơ sở khẳng định độ tin cậy của chương trình mô phỏng MCNP5, các công thức giải tích được xây dựng hoàn toàn từ dữ liệu mô phỏng. Do đó nếu tính đến những sai số mắc phải khi tiến hành làm khớp, sai số thực nghiệm và sai số mô phỏng thì kết quả tính toán là đáng tin cậy và có thể sử dụng tốt các công thức giải tích này cho vùng năng lượng trên 250 keV. Bảng 3.5: Hiệu suất thực nghiệm (TN) và tính toán (TT) theo công thức giải tích Năng lượng (keV) Khoảng cách 5 cm Khoảng cách 10 cm Khoảng cách 15 cm TN TT TN TT TN TT 80,99 0,018479 0,017628 0,005862 0,005220 0,002765 0,004648 88,03 0,020877 0,021372 0,006651 0,006313 0,003167 0,005721 122,06 0,025392 0,031072 0,008324 0,009281 0,004027 0,008957 136,47 0,024899 0,030711 0,008314 0,009280 0,004017 0,009130 276,39 0,015605 0,014287 0,005327 0,004901 0,002648 0,002374 302,85 0,014391 0,013086 0,004928 0,004499 0,002411 0,002179 356,02 0,012109 0,011204 0,004157 0,003868 0,002045 0,001873 383,85 0,011127 0,010423 0,003832 0,003605 0,001891 0,001746 511,00 0,007997 0,007919 0,002794 0,002759 0,001393 0,001336 1115,55 0,003631 0,003741 0,001281 0,001330 0,000648 0,000643 1173,24 0,003462 0,003565 0,001209 0,001268 0,000603 0,000614 1274,53 0,003315 0,003292 0,001154 0,001174 0,000566 0,000568 1332,50 0,003078 0,003154 0,001082 0,001126 0,000539 0,000545 Hình 3.3: So sánh hiệu suất thực nghiệm và tính toán từ công thức giải tích -15 -10 -5 0 5 10 15 0 200 400 600 800 1000 1200 1400 Năng lượng (keV) Đ ộ l ệ c h s o v ớ i th ự c n g h iệ m ( % ) Nguồn - detector 5 cm Nguồn - detector 10 cm Nguồn - detector 15 cm CHƯƠNG 4 KẾT LUẬN CHUNG Với mục tiêu ban đầu là tính toán hiệu suất của detector GEM 15P4 bằng chương trình MCNP5, kết hợp giữa thực nghiệm và tính toán, luận văn đã đạt được những kết quả cụ thể sau đây: 1. Xây dựng được một bộ số liệu đầu vào về cấu trúc hình học và thành phần vật liệu cho hệ phổ kế gamma dùng detector GEM 15P4 của hãng Ortec, đặt tại Phòng thí nghiệm Vật lý Hạt nhân, Trường Đại học Sư phạm TP HCM nhằm mô hình hóa hệ phổ kế bằng chương trình MCNP. Trong đó, thông tin về buồng chì có được từ khảo sát và đo đạc trực tiếp, thông tin về nguồn chuẩn phóng xạ và detector do nhà sản xuất cung cấp. 2. Tính toán lại bề dày lớp germanium bất hoạt dựa trên cơ sở phương pháp luận của công trình [6]. Kết quả tính toán là 0,1339 cm cao hơn so với số liệu từ nhà sản xuất (0,07 cm). Cùng với những khảo sát ban đầu, kết quả tính toán này đã khẳng định bề dày lớp germanium bất hoạt của detector đã tăng lên đáng kể so với ngày xuất xưởng. 3. Khẳng định hiệu lực của chương trình mô phỏng xây dựng được cũng như các thông tin về mô hình hệ đo bằng việc so sánh hiệu suất mô phỏng với thực nghiệm của 13 đỉnh năng lượng ở 3 cấu hình đo 5, 10 và 15 cm. Với bề dày lớp germanium bất hoạt 0,1339 cm, độ sai biệt giữa hiệu suất tính toán và thực nghiệm luôn nhỏ hơn 6%. 4. Mô phỏng hàm đáp ứng của detector dùng nguồn 60Co tại khoảng cách 10 cm. Việc so sánh dạng phổ và diện tích các đỉnh năng lượng quan tâm cho thấy có sự phù hợp tốt giữa phổ mô phỏng và phổ thực nghiệm ngoại trừ vùng năng lượng dưới 250 keV. Kết quả này khẳng định chương trình mô phỏng không chỉ có hiệu lực trong việc chuẩn hiệu suất detector mà còn có thể được sử dụng cho các bài toán về phổ gamma. 5. Xây dựng được bộ dữ liệu về hiệu suất đỉnh ở 6 khoảng cách nguồn – detector 5cm, 7,5 cm, 10 cm, 12,5 cm, 15 cm và 17,5 cm trải dài trên khoảng năng lượng từ 59 đến 1963 keV cho dạng nguồn điểm, khớp hóa dữ liệu ở giai đo logarithm với các hàm đa thức để có được bộ đường cong hiệu suất. Trên cơ sở đó đánh giá sự phụ thuộc của hiệu suất vào năng lượng tia gamma và khoảng cách đặt nguồn phóng xạ. 6. Thiết lập được các công thức giải tích cho việc tính toán hiệu suất của detector như là hàm của năng lượng và khoảng cách. So sánh với dữ liệu thực nghiệm cho thấy, các công thức này cho phép tính toán chính xác hiệu suất của detector ở vùng năng lượng phía trên 250 keV với độ sai lệch dưới 10% và dưới 5% ở vùng năng lượng cao hơn. KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 1. Mặc dù so với bề dày lớp germanium bất hoạt thì các thông số khác của detector có ảnh hưởng không đáng kể đến hiệu suất đỉnh năng lượng toàn phần, chỉ vài phần trăm [9]. Do đó ở đây, trong quá trình mô hình hóa detector bằng MCNP5, tất cả các thông số còn lại đều có giá trị như nhà sản xuất đưa ra. Thực tế khi mô tả detector, các thông số này đều được hiệu chỉnh lại bằng phương pháp chụp ảnh tia X và chụp ảnh phóng xạ. Tuy nhiên những phương pháp này đều vượt quá điều kiện hiện có của Phòng thí nghiệm, nên để có được mô hình detector gần với thực tế nhất, các nghiên cứu tiếp theo cần sử dụng Monte Carlo khảo sát ảnh hưởng các thông số còn lại đến hiệu suất, từ đó tối ưu mô hình detector. Đồng thời tiến hành những đo đạc và tính toán chi tiết hơn nữa để định lượng quá trình gia tăng bề dày lớp germanium bất hoạt. 2. Những kết quả trong phần 2.3 cho thấy phổ gamma mô phỏng chưa thể tái tạo hoàn chỉnh phổ thực nghiệm ở vùng dưới 250 keV. Do đó cần khảo sát chi tiết ảnh hưởng của các vật liệu xung quanh detector lên hàm đáp ứng. Đặc biệt cần kết hợp với các phương pháp khác để tính toán bề dày tối ưu của buồng chì và các lớp bổ sung để tiết kiệm vật liệu và nâng cao khả năng che chắn phông gamma từ môi trường. 3. Như đã đề cập ở phần mở đầu, khi cần đạt độ chính xác cao trong phân tích hàm lượng phóng xạ chúng ta cần phải quan tâm đến các hiệu ứng trùng phùng và tự hấp thụ. Có nhiều cách tiếp cận để giải quyết các vấn đề này, trong đó MCNP5 là một công cụ hiệu quả. Do đó trên cơ sở đã mô hình hóa hệ phổ kế, với sự hỗ trợ của MCNP, cần tiếp tục đi sâu nghiên cứu hiệu ứng trùng phùng và tự hấp thụ cho nhiều cấu hình đo và dạng mẫu khác nhau nhằm phục vụ có hiệu quả cho các đo đạc và phân tích trên hệ phổ kế gamma. 4. Quá trình mô phỏng phải xử lý rất nhiều file dữ liệu input và output, kinh nghiệm cho thấy việc xử lý thủ công sẽ mất nhiều thời gian và công sức đồng thời dễ gặp sai sót. Do đó cần thiết phải xây dựng một chương trình kết nối với MCNP5 nhằm tự động hóa quá trình đọc input và trích xuất thông tin từ output. Việc làm này sẽ giúp người dùng MCNP5 tiết kiệm được thời gian, tránh sai sót và nâng cao hiệu quả sử dụng chương trình. DANH MỤC CÁC CÔNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ [1] T.V. Luyen, T.H. Vinh, T.K. Dinh (2007), “Distribution of natural radioactivity on size particles in soil profiles”, 7th National Conference On Nuclear Science and Technology, Da nang, 347-348. [2] T.H.Vinh, V.X. An, H.D. Tam, P.N.T. Vinh (2010), “Modelling of the GEM 15P4 HPGe detector used in gamma spectrometry by the MCNP5 code”, 7th Scientific Conference, University of Natural Sciences VNU- HCMC. (Submitted) [3] H.D. Tam, P.N.T. Vinh, T.H. Vinh, L.T.M. Thuan (2010), “Building the curve efficiency of HPGe detector system using dish source for nuclear laboratory of Ho Chi Minh City University of Pedagogy”, Journal of Natural Science of University of Pedagogy of HCM City, 85-90. TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] Đặng Nguyên Phương, Nguyễn Võ Hoài Thơ, Trương Thị Hồng Loan (2008), “Xây dựng chương trình hiệu chỉnh trùng phùng cho hệ phổ kế gamma”, Hội nghị khoa học lần thứ 6, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên Đại Học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, trang 53. [2] Lê Văn Ngọc, Trần Văn Hùng (2005), Bài giảng tại lớp tập huấn MCNP, Trung Tâm Đào Tạo, viện Nghiên cứu Hạt Nhân Đà Lạt. [3] Mai Văn Nhơn, Trương Thị Hồng Loan, Trần Ái Khanh, Trần Thiện Thanh, Đặng Nguyên Phương (2008), “Nghiên cứu ảnh hưởng tán xạ nhiều lần từ vật liệu xung quanh đầu dò lên phổ năng lượng gamma của đầu dò bằng chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 11, số 10, trang 66-76. [4] Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2007), “Khảo sát ảnh hưởng của các thông số vật lý đến hiệu suất đếm của detector bán dẫn siêu tinh khiết bằng chương trình MCNP4C2”, Tạp chí phát triển Khoa học và Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 10, số 5, trang 21-26. [5] Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2006), “Mô phỏng các phổ gamma phức tạp đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector bằng chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 9, số 9, trang 63-70. [6] Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2005), “Nghiên cứu sự tăng bề dày lớp germanium bất hoạt trong detector bán dẫn siêu tinh khiết bằng chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 8, số 12, trang 35-43. [7] Trương Thị Hồng Loan, Đặng Nguyên Phương, Mai Văn Nhơn (2008), “Khảo sát ảnh hưởng của việc trừ phông có và không có che chắn mẫu trong hệ phổ kế gamma ”, Hội nghị Khoa học lần thứ 6, Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc Gia TP HCM, trang 54. [8] Võ Văn Hoàng (2004), Mô phỏng trong vât lý, Nhà Xuất Bản Đại học Quốc gia TP HCM. [9] Võ Xuân Ân (2008), Nghiên cứu hiệu suất ghi nhận của detector bán dẫn siêu tinh khiết (HPGe) trong phổ kế gamma bằng phương pháp Monte Carlo và thuật toán di truyền, Luận án tiến sĩ vật lý, Trường ĐHKHTN TP HCM. Tiếng Anh [10] Bertolo A., Manduchi C. and Manuchi G. (1992), “The computer code MAR for calculating the activity of radioactive samples in Marinelli beakers”, Nucl. Instr. and Meth. A314, 584-589. [11] Boson J., Agren G., Johansson L. (2008), “A detailed investigaion of detector response for improved Monte Carlo efficiency calculations”, Nucl. Instr. and Meth, A 587, 304 – 3114. [12] Briesmeister J.F., Ed. (2001), MCNP4C2- Monte Carlo N-particle Transport Code System, Los Alamos National Laboratory, LA-13709-M. [13] Debertin K., Helmer R. G. (1988), “Gamma and X – Ray Spectrometry with Semiconductor Dectectors”, Science Publishing Copany, Inc., Amsterdam. [14] Debertin K., Grosswendt B. (1982), Nucl. Instr. and Meth. 203. [15] Dowdal M., “Practicable Monte Carlo calibration of detector for environmental measurements”, Norwegian Radiation Protection Authority. [16] Dryak P., Kovar P. (2006), “Experimental and MC determination of detector efficiency in the 40 – 2754 keV energy range for measuring point source geometry with the source – to – detector distance of 25 cm”, Appl. Rad. and Isot., 1346 – 1349. [17] Ewa I.O.B, Bodizs D., Czifrus Sz. And Molnar Zs. (2001), “Monte Carlo Determination of Full Energy Peak Efficiency for a Detector”, Appl. Rad. and Isot., 55 103 – 108. [18] Friedman R.J., Reichard M.C., Blue T.E., Brown A.S. (2001), Health Phys, 80. [19] Glenn F. K. (1988), Radiation Detection and Measurements, 2nd ed., John Wiley and Sons. [20] Gilmore G., Hemingway J.D. (1995), Practical Gamma – ray Spectrometry, Wiley, Chichester. [21] Gelsema Sjoerd J. (2001), “Advanced -ray spectrometry dealing with coincidence and attenuation effects”, Delft University Press, The Netherlands. [22] Hasse G., Tail D. and Wiechen A. (1993), “Monte Carlo simulation of several gamma – emitting source and detector arrangements for determining corrections of self attenuation and coincidence summation in gamma spectrometry”, Nucl. Instr. and Meth., A329 483-492. [23] Helmer R.G., Nica N., Hardy J.C., Iacob V.E. (2004), “Precise efficiency calibration of an detector up to 3.5 MeV with measurments and Monte – Carlo calculations”, Appl. Rad. and Isot., 60, 173 – 177. [24] IAEA (1991), X – ray and gamma – ray standards for detector calibration. IAEA-TECHDOC- 619. [25] Knoll G.F. (1999), “Radiation Detection and Measurement, Third Edition”, John Wiley & Sons, Inc., New York. [26] Korum M., Vidmar T. (2000), “Monte Carlo Calculations of the Total to – Peak Ratio in Gamma – ray Spectrometry”, Appl. Rad. and Isot., 52 785 – 789. [27] Korun M., Vidmar T. (1997), Nucl. Instr. and Meth. A 390, 203. [28] Laborie J.M., Le Petit G., Abt D. and Girard M. (2000), “Monter Carlo Calculations of the Efficiency Calibration Curve and Coincidence – summing Correction in Low – level Gamma – ray Spectrometry using Well – type Detector”, Appl. Rad. and Isot., 53 57 – 62. [29] Le Van Ngoc (2005), “Study on determination of the detector’s registering characteristics by MCNP4C2”, Internal Report, CD/05/04-13, VAEC. [30] Le Van Ngoc, Nguyen Thi Thanh Huyen and Nguyen Hao Quang (2007), “Study on Monte Carlo calculation of peak efficiencies of the superpure detector (GMX) in environmental gamma spectrometry with using MCNP4C2”, VNU Journal of Science, Hanoi, Vol. 23, No.2, 99-104. [31] Liyu W. (1995), IAE/SPAN V5.1 Multipurpose Gamma – ray Spectrum Analysis Software, China Institute of Atomic Energy, Beijing. [32] Medhat M. E., Ali M. A., Awaad Z. (2001), “A new expression for the full energy peak efficiency of a high pure germanium detector”, Communication of the Joint Institute for Nuclear Research, Dubna. [33] Marsegurra M., Zio E. and Cadini F. (2005), “Genetic Algorithm Optimization of a Model – Free Fuzzy Control System”, Annals of Nuclear Energy, 32 712 – 728. [34] Nix D. E. and Scott N. E. (1976), “Detection efficiency calibration for radiological monitoring of nuclear plants”. Radioelement Analysis Progress and Problem Proc. Of the 23rd Conf on Analytical Chemistry in Energy and Technology, Gatlinburg, Tennessee. [35] Ortec, detector manufacturing. [36] Rodenas J., Pascual A., Zarza I., Serradell V., Ortiz J., Ballesteros L. (2003), “Analysis of the influence of germanium dead layer on detector calibration simulation for environmental radiactive samples using the Monte Carlo method Nucl. Instr. and Meth, A 496, 390 – 399. [37] Sanderson C. G. (1976), “Comparison of Ge(Li) well and N – type coaxial detectors for low energy gamma ray analysis of environment samples”, Radioelement analysis Progress and Problems Proc. Of the 23rd Conf on Analytical Chemistry in Energy and Technology, Gatlinburg, Tennessee. [38] Salgado C. M., Claudio C. Conti and Paulo H.B. Becker (2006), “Determination of Detector Response using MCNP5 for 20 – 150 keV X - rays”, Appl. Rad. and Isot., 64 700 – 705. [39] Talavera M. García, Neder H., Daza M.J., Quintana B. (2000), “Towards a proper modeling of detector and source characteristics in Monte Carlo simulations”, Appl. Radiat. Isot., 52, 777-783. [40] Tsutsumi M., Oishi T., Kinouchi N., Sakamoto R. and Yoshida M. (2002), “Design of an Anti – Compton Spectrometer for Low – level Radioactive Wastes using Monte Carlo Techniques”, Journal of Nucl. Sci. and Techno., Vol 39, No. 9 p. 957 – 963. [41] Truong Thi Hong Loan, Tran Thien Thanh, Dang Nguyen Phuong, Tran Ai Khanh, Mai Van Nhon and Le Van Ngoc (2007), “Gamma spectrum simulation and coincidence summing factor calculation for point sources with using MCNP code”, Communication in Physics. [42] Vnatomwicz V. (1986), Handbook of Nuclear Data for Neutron Activation Analysis, Vol. 1. [43] X – 5 Monte Carlo Team (2003), MCNP – A General Purpose Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 5, Volume I: Overview and Theory, Los Alamos National Laboratory, LA-UR-03-1987. [44] Zerby and Moran (1958), National Laboratory Report ORNL-2454. PHỤ LỤC Phụ lục 1: Hệ phổ kế gamma tại Phòng thí nghiệm Vật lý Hạt nhân Phụ lục 2: Thông tin về detector do nhà sản xuất cung cấp Phụ lục 3: Thông tin về bộ nguồn chuẩn phóng xạ model RSS – 8EU Nguồn T1/2 Năng lượng (keV) Cường độ phát (%) Hoạt độ (μCi) Nơi sản xuất Ngày sản xuất 133Ba 10,51 năm 80,99 276,39 302,85 356,02 383,85 43,10 7,164 18,33 62,05 8,94 1 USA 1/2008 109Cd 462,6 ngày 88,03 3,61 1 USA 1/2008 57Co 271,8 ngày 122,06 136,47 85,60 10,68 1 USA 12/2007 60Co 5,271 năm 1173,24 1332,55 99,9736 99,9856 1 USA 1/2008 22Na 2,602 năm 511,00 1274,53 179,79 99,944 1 USA 12/2007 65Zn 244,3 ngày 1115,55 50,6 1 USA 12/2007 226Ra 1602 năm - - 5 Germany 1968 Phụ lục 4: Đặc trưng của các nguồn phóng xạ sử dụng trong thực nghiệm Phụ lục 5: Đặc trưng của các nguồn phóng xạ sử dụng trong tính toán Nguồn T1/2 Năng lượng (keV) Cường độ phát (%) 241Am 432,2 năm 59,54 35,78 75Se 119,78 ngày 96,73 3,41 113Sn 115,1 ngày 255,06 1,82 85Sr 64,84 ngày 514,01 98,5 54Mn 312,7 ngày 834,84 10 113Sn 115,1 ngày 391,69 64 137Cs 30,17 năm 661,66 84,99 56Co 78,76 ngày 1771,35 1810,70 1963,80 15,49 0,71 0,71 94Nb 20300 năm 702,65 99,79 111In 2,8 ngày 171,28 90,78 139Ce 137,6 ngày 165,85 79,87 228Th 1,913 năm 1620,74 1,49 243Am 7380 năm 74,66 67,4 154Eu 8,8 năm 188,25 591,76 1494,05 1596,49 0,22 4,99 0,71 1,81 Phụ lục 6: Một input điển hình của chương trình MCNP5 152Eu 13,6 năm 244,69 344,28 411,12 443,97 778,90 867,38 964,07 1085,84 1212,95 1299,14 1408,02 7,55 26,58 2,237 3,125 12,96 4,241 14,62 10,13 1,415 1,632 20,85 88Y 106,6 ngày 1836,06 898,04 99,36 94 1- Problem - Coaxial Detector Efficiencies And Pulse height distribution 2- c Cell Cards 3- c ---------------------------------------- Dectector ------------------------------------------ 4- 1 5 -8.94 -2 -24 20 imp:p,e=1 $ Loi Cu dan tin hieu 5- 2 8 -2.31 (-3 -25 24):(2 -3 -24 23) imp:p,e=1 $ Lop Boron 6- 3 1 -5.35 (-6 -26 25):(3 -6 -25 23) imp:p=1 imp:e=0 $ Tinh the 7- 4 9 -5.05 (-7 -27 26):(6 -7 -26 23) imp:p,e=1 $ Lop Li khuech tan 8- 5 2 -2.6989 ((7 -8 -27 22):(4 -8 -22 21):(4 -5 -21 19) & 9- :(1 -5 -19 18))#(-36 -22 21) imp:p,e=1 $ Holder Al 10- 6 3 -0.00129 ((-9 -30 29):(8 -9 -29 21):(5 -9 -21 18) & 11- :(-9 -18 15))#(-36 -21 20) imp:p,e=1 $ Khong khi trong Detector 12- 7 2 -2.6989 (-10 -31 30):(9 -10 -30 15) imp:p,e=1 $ Vo Al 13- 8 11 -1.11 -8 -29 28 imp:p,e=1 $ Lop Kapton 14- 9 10 -1.435 -8 -28 27 imp:p,e=1 $ Lop Mylar 15- 10 4 -0.92 (35 -37 -23 22):(35 -36 -22 20) imp:p,e=1 $ Vo cach dien in/out 16- 11 14 -7.14 -35 -23 20 imp:p,e=1 $ Loi day dan in/out 18- 12 3 -0.00129 (2 -7 -23 22) & #1#(-37 -23 22) imp:p,e=1 $ Khoang chan khong 19- 13 12 -2.2 (-4 -22 19)#1 imp:p,e=1 $ Coc Teflon 20- 14 5 -8.94 -1 -19 18 imp:p,e=1 $ Que dan lanh bang Cu 21- c ----------------------------------------- Lead Shield ---------------------------------------- 22- 15 3 -0.00129 ((-12 -32 31):(10 -12 -31 17) & 23- :(10 -11 -17 15))#(-40 -44 41) imp:p,e=1 $ Khong khi trong buong chi 24- 16 6 -11.34 (-14 -34 33) imp:p,e=1 $ Nap buong chi 25- 17 6 -11.34 (13 -14 -32 16):(11 -14 -16 15) imp:p,e=1 $ Than buong chi 26- 18 7 -7.86 -14 -33 32 imp:p,e=1 $ Lop sat 27- 19 5 -8.94 (12 -13 -32 16):(11 -12 -17 16) imp:p,e=1 $ Lop Cu 28- c ----------------------------------------- Standard Source ----------------------------------- 29- 20 14 -7.14 -38 -43 42 imp:p,e=1 $ Active Element (Zn) 30- 21 13 -1.15 (-39 -44 42)#20 imp:p,e=1 $ Holder Epoxy 31- 22 15 -1.19 (-40 -44 41)#(-39 -44 42) imp:p,e=1 $ Dia Plexiglas 32- 23 0 14:-15:34 imp:p,e=0 $ Universe 33- 34- c Surface Cards 35- c ----------------------------------- From inner to outer------------------------------------- 36- 1 cz 0.13 $ Que dan lanh bang Cu 37- 2 cz 0.54997 $ Mat ngoai loi Cu dan tin hieu 38- 3 cz 0.55 $ Mat ngoai lop Boron 39- 4 cz 0.88 $ Mat ngoai lop Teflon 40- 5 cz 1.546 $ Mat ngoai holder Al 1 41- 6 cz 2.56 $ Ban kinh tinh the Ge 42- 7 cz 2.63 $ Mat ngoai lop Li khuech tan 43- 8 cz 2.706 $ Mat ngoai holder Al 2 44- 9 cz 3.37 $ Mat trong vo Al 45- 10 cz 3.5 $ Mat ngoai vo Al 46- 11 cz 5.75 $ Mat trong than buong Pb 47- 12 cz 22.15 $ Mat trong lop Cu 48- 13 cz 22.3 $ Mat ngoai lop Cu 49- 14 cz 30.1 $ Mat ngoai than buong Pb 50- c ----------------------------------- From bottom to top ------------------------------------ 51- 15 pz 0 $ Mat day than buong Pb 52- 16 pz 6.05 $ Mat duoi lop Cu 53- 17 pz 6.2 $ Mat tren lop Cu 54- 18 pz 18.514 $ Mat day Mount Cup 55- 19 pz 20.114 $ Mat duoi Coc Teflon 56- 20 pz 20.644 $ Mat duoi loi Cu dan tin hieu 57- 21 pz 21.164 $ Mat duoi Mount Cup 58- 22 pz 21.484 $ Mat duoi lop chan khong 59- 23 pz 22.484 $ Mat duoi tinh the Ge 60- 24 pz 25.83397 $ Mat tren loi Cu dan tin hieu 61- 25 pz 25.834 $ Mat tren lop Boron 62- 26 pz 26.984 $ Mat duoi lop Li khuech tan 63- 27 pz 27.054 $ Mat tren lop Li khuech tan 64- 28 pz 27.06 $ Mat tren lop Mylar 65- 29 pz 27.07 $ Mat tren lop Kapton 66- 30 pz 27.37 $ Mat duoi End Cap 67- 31 pz 27.5 $ Mat tren End Cap 68- 32 pz 46 $ Mat duoi lop Fe 69- 33 pz 46.93 $ Mat tren lop Fe 70- 34 pz 51.93 $ Mat tren nap Pb 71- c ---------------------------------- High Voltage Contact ----------------------------------- 72- 35 c/z 0 -2.14 0.1 $ Loi day dan in/out 73- 36 c/z 0 -2.14 0.2 $ Lop cach dien day dan in/out 1 74- 37 c/z 0 -2.14 0.48 $ Lop cach dien day dan in/out 2 75- c -------------------------------- Standard Source ------------------------------------------- 76- 38 cz 0.1524 $ Ban kinh vien phong xa 77- 39 cz 0.3175 $ Ban kinh Holder epoxy 78- 40 cz 1.27 $ Ban kinh Dia Plexiglas 79- 41 pz 32.5 $ Mat duoi Dia Plexiglas 80- 42 pz 32.5381 $ Mat duoi Vien phong xa 81- 43 pz 32.5508 $ Mat tren Vien phong xa 82- 44 pz 32.8 $ Mat tren Dia Plexigla 83- 84- c Data Cards 85- mode p 86- m1 32000 -1.0 cond=-1 $ Ge 87- m2 13000 -1.0 cond=-1 $ Al 88- m3 7000 -0.755 8000 -0.232 18000 -0.013 $ Atmosphere 89- m4 1000 -0.14372 6000 -0.85628 $ Polyethylene 90- m5 29000 -1.0 cond=-1 $ Cu 91- m6 82000 -1.0 cond=-1 $ Pb 92- m7 26000 -1.0 cond=-1 $ Fe 93- m8 5000 -1.0 cond=-1 $ B 94- m9 32000 -0.9999 3000 -0.0001 cond=-1 $ Ge Li 95- m10 1000 -0.053 6000 -0.526 8000 -0.421 $ Mylar C10H12O6 96- m11 1000 -0.028 6000 -0.720 7000 -0.077 8000 -0.175 $ Kapton C22H10N204 97- m12 6000 -0.24 9000 -0.76 $ Teflon (C2F4)n 98- m13 1000 -0.06 6000 -0.721 8000 -0.219 $ Epoxy 99- m14 30000 -1.0 cond=-1 $ Zn 100- m15 1000 -0.054 6000 -0.405 8000 -0.541 $ Plexiglas (C5H8O5)n 101- c ==> Standard Source 102- sdef cel=20 pos=0 0 0 axs=0 0 1 ext=d1 rad=d2 erg=d3 par=2 wgt=10 103- si1 32.5381 32.5508 104- s1 -21 0 105- si2 0.0 0.1524 106- sp2 -21 1 107- si3 l 0.511 1.1155 108- sp3 d 0.0283 0.5075 $ Zn65 109- ft8 geb 0.00093 0.00077 0.45092 110- f8:p 3 111- e8 0 .0001 .0002 8190i 1.99839 112- nps 900000 113- ctme 2 0.18 0.20