Đề tài Phân tích kích hoạt neutron

hạt nhân phóng xạ là (77) Trong đó Ai = tổng hoạt độ của hạt nhân phóng xạ i Ii = tỉ số của số sự kiện xảy ra trong vùng năng lượng được đo ni = số hạt nhân phóng xạ = tiết diện phản ứng = thông lượng hạt chiếu xạ gây ra phản ứng với = hằng số phân rã t = thời gian chiếu xạ T = thời gian phân rã Sự lựa chọn lớn nhất (dựa trên tốc độ đếm tức thời) cho số hạt nhân phóng xạ j xảy ra khi Rj là số lớn nhất. Giá trị của Rj được xác định từ việc giải hai phương trình đạo hàm riêng: (78) Việc đó dẫn đến (79) (80) Trong đó Việc giải đồng thời hai phương trình này đối với t và T, sẽ cho giá trị tối ưu về thời gian phân rã và chiếu xạ, tương ứng thu được bằng một phương pháp xấp xỉ nối tiếp, chẳng hạn như phương pháp Newton Raphson. Nếu x0 là một giá trị xấp xỉ cho , một giá trị tốt hơn được cho bởi phuơng pháp Newton Raphson là (81) Giá trị x này thay thế x0 và x1 được tính . Điều này lặp lại cho tới giá trị xn, trong đó rất nhỏ. Phương pháp Isenhour và Morrison tính giá trị của Rj bằng cách làm cực đại hoá mỗi t và T khác nhau một cách phân li cho tới khi chu trình tính không thay đổi đáng kể (nhỏ hơn bậc ba) của Rj. Để bước đầu vào quá trình của máy tính với giá trị hợp lí của Rj, một ma trận của giá trị Rj được tính trên vùng thời gian chiếu xạ và phân rã và gía trị cho lớn nhất của Rj được chọn để bắt đầu tính. Một sự mô tả thủ công toàn bộ chương trình với hướng dẫn cụ thể cách sử dụng của nó đã được chuẩn bị sẵn. Bộ Giáo Dục Và Đào Tạo Trường Đại Học Sư Phạm TP HCM ––&—— Nhóm 10 TIỂU LUẬN VẬT LÝ ĐỀ TÀI Giáo viên hướng dẫn: Phạm Nguyễn Thành Vinh Sinh viên thực hiện: Đoàn Ngọc Hiền Lương Hải Dương Lưu Văn Bán Nguyễn Thị Huê Tp. Hồ Chí Minh – Năm 2010 Phân tích kích hoạt tự động Khái niệm phân tích kích hoạt tự động có thể tự động cả quá trình đo chiếu xạ và bức xạ. Sự thúc đẩy kết quả tự động từ điện thế của phân tích kích hoạt thì nhanh, chính xác, chi phí thấp cho số lượng lớn những mẫu giống nhau trong khoa học, sinh học và công nghiệp. Cách đơn giản nhất để bước đầu thực hiện phân tích kích hoạt là làm quen dần với công cụ phân tích kích hoạt. Thêm vào đó là phương pháp phóng xạ hóa học, tất nhiên đưa đến sự thuận lợi là nhận biết các nguyên tố hóa học. Sự phân ly phóng xạ hóa học tự động có thể xem lại ở phần 7.1.5. Một ý tưởng cho hệ thống tự động sẽ đưa mẫu ở khoảng cách thời gian được định trước sẽ dễ dàng cho chiếu xạ,như phản ứng, phát neutron nhanh, hoặc một máy gia tốc, dưới điều kiện chiếu xạ có thể tái sản xuất được. Cuối cùng sẽ được mẫu chiếu xạ . Sau đó một chu kỳ làm trễ thích hợp dẫn đến một hệ thống đo phổ bức xạ sẽ dành riêng đo sự bức xạ và ghi ra phân tích nguyên tố. Một máy tính sẽ được dùng để chạy chương trình tương tự chiếu xạ và tiếp đến hệ thống đo trong điều kiện tốt nhất và máy tính đưa ra kết quả số liệu. Chương trình thì đang tiến triển để hoàn thành điều kiện cần thiết tái chiếu xạ và cần thiết mức độ phân giải phức tạp của tia gama. Một kiểu tự động thích hợp là hệ thống khởi động chiếm đoạt phân tích hệ thống Mark II hoạt động ở phòng thí nghiệm nghiên cứu khởi động phân tích ở đại học Texas. Trong hệ thống này, sơ đồ hình 7.19 hệ thống máy tính lớn để giảm bớt số liệu đầu ra để phân tích định tính và định lượng. Hệ thống có thể được dùng để đo phóng xạ gây ra từ các mẫu được chiếu xạ riêng biệt bởi các hạt được tích điện trong một máy gia tốc hay từ một kích hoạt cùng một lúc của nhiều mẫu được chiếu xạ bởi neutron trong lò phản ứng hạt nhân. Hình 7.19 Hệ thống phân tích kích hoạt tự động Mark II trường đại học Texas A&M [từ R.E. Waiderdi et al., kết cấu và việc sử dụng hệ thống tiên tiến, hợp nhất, tự động và chương trình máy tính đối với phân tích kích hoạt Neutron, trong những phương pháp hóa học phóng xạ kích hoạt, Vol II (cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế, Vienna, 1935), trang 149-159] Cấu tạo lớn của hệ thống được trình bày trong dãy hàm số 7.20 . Mẫu khác chiếu xạ dễ dàng cho sự truyền để cho mỗi hệ thống detector và tia gama 3 NaI được làm khớp. Mỗi detector thì được ghép với máy phân tích có nhiều tần số. Số liệu của mỗi mẫu, bao gồm thời gian từ ngày bắt đầu và kết thúc chu kỳ đếm, như số liệu tích trữ trong bộ nhớ của máy phân tích biên độ xung, và ghi chép. Một chương trình máy tính lúc đầu được phát triển vì sự khử (giảm) những số liệu này thì ở mã AA-6 .Phép phân tích sử dung máy tính ở chương trình này có thể được làm bởi phương pháp tỉ số diện tích đỉnh, một phương pháp bình phương tối thiểu, hay một kiểu phương pháp chương trình bình phương kiểu cục bộ. Hình 7.20 Biểu đồ trình bày các khối hớp phần của hệ thống phân tích kích hoạt tự động Mark II trường đại học Texas A&M [từ R.E. Waiderdi et al., kết cấu và việc sử dụng hệ thống tiên tiến, hợp nhất, tự động và chương trình máy tính đối với phân tích kích hoạt Neutron, trong những phương pháp hóa học phóng xạ kích hoạt, Vol II (cơ quan năng lượng nguyên tử quốc tế, Vienna, 1935), trang 149-159] Chương trình AA-6 bao gồm 1 tùy ý để số phương pháp mà cho phép sự cưỡng bức dương khi phương pháp bình phương tối thiểu lựa chọn. Nó được chú ý mà phương pháp bình phương tối thiểu bị hạn chế thường kết quả trong máy tính nguyên tố trong mẫu có khối lượng âm.Hệ số chất nền của chương trình AA-6 bị cưỡng bức cho mỗi yếu tố để trở thành dương hay 0 trong lúc “làm khớp tốt nhất” Dạng (61) là hàm khớp bậc 2 mà sai khác Q thì được giảm đến mức cực tiểu. (82) Lợi thế khác của hệ thống tự động là tính linh động của chương trình.Trong phần chung, mỗi nguyên tố có 3 đến 10 tiêu chuẩn, với trọng lượng,có thể bị kích hoạt và có thể đếm được Chương trình thì đúng với tất cả tiêu chuẩn cho mỗi nguyên tố có khối lượng và tham số thời gian và được dùng như tiêu chuẩn của phổ trung bình. Nét đặc đặc trưng của sự quan tâm như việc kiểm tra điều chỉnh chất lượng ở nhóm lớn của mẫu đơn giản. Tiêu chuẩn độ lệch của mỗi nguyên tố có thể được dùng so sánh phổ được tính toán của mẫu có phổ thật. Chương trình tính toán phân tích kích hoạt phổ biến gần đây là “Hevesy”, được phát triển để giảm số liệu từ hệ thống phân tích kích hoạt tự động Bộ phận chính của chương trình Havesy được mô tả bởi Yule, được diễn tả trong hình 7.21 Sau khi tính hiệu suất năng lượng đầy của hình ảnh đỉnh tia gama của tiêu chuẩn của mỗi của 3 detecto, chương trình máy tính xác định mức cường độ trong ppm cho mỗi nguyên tố của quan tâm mẫu chưa biết. Một đánh giá được làm bởi giá trị mỗi mẫu cho sự xử lí những những số lớn của mẫu như một thiết bị tự động.Sự đánh giá dựa trên xác định giá trị làm cho kích hoạt, giá trị tính toán và thời gian dùng điện tích dựa trên giá trị của toàn hệ thống và thời gian cho mỗi phân tích. Thời gian phân tích bao gồm như một khoản chuyển dời của mẫu từ thư viện đến (~4 nguyên chất), đọc số liệu (<1/16 sec), và thời gian đếm(~4 sec).số của mẫu mỗi giây từ số liệu phổ mỗi tia gamma có thể được lấy. Ở đây C là thời gian đếm của mỗi mẫu trong giây. Nó thì được ghi chú cho C = 60 sec, hệ thống đếm tay của mẫu 4040/24hr ngày. Khái niệm về thiết bị phân tích kích hoạt tự động chính là khái niệm của trung tâm thiết bị chiếu xạ và phép đo chiếu xạ cho phép phân tích kích hoạt.Như hỗ trợ hợp lý có thể mang lại toán tử hạt nhân thuận tiện,cho ví dụ tổ chức thương mại nhỏ nhất đưa ra dịch vụ chiếu xạ đa dạng, đó là phản ứng hạt nhân, máy phát neutron d-t, và một máy gia tốc electron thẳng. Mẫu được tiến về phía trước dễ dàng thì được chiếu xạ tùy theo chỉ dẫn sắp đặt và được tính sự trang bị phù hợp để thu được phổ tia gama. Số liệu được truyền bởi dịch vụ điện thoại,số liệu đến khách hàng bởi sự lặp lại biểu thị số lượng bằng số và tiếp theo phân tích tính toán bằng phương pháp lựa chọn khách hàng. Dịch vụ đặc biệt hiệu suất người dùng đòi hỏi chỉ phân tích cơ hội,hiếm khi dùng điều kiện chiếu xạ,hay khi sản xuất hạt nhân có tính phóng xạ có thời gian bán rã ngắn cho phép chuyên chở trễ. Hình 7.21 Kết quả chung của chương trình máy tính phân tích kích hoạt, “ Hevesy” [Từ H.P. Yule, “Hevesy”, chương trình máy tính cho việc phân tích phổ tia Gamma phân tích kích hoạt, trong xu hướng hiện đại trong phân tích kích hoạt (cục tiêu chuẩn quốc gia, Gaithersburg, Md., 1969) trang 1108-1110] Thực hành đặc biệt Mặc dù phần lớn khi thực hành phân tích trên cơ sở phóng xạ hóa học hay tia gama xác định quang phổ học bởi chiếu xạ neutron nhiệt.những thực hành đặc biệt này thì dùng để mở rộng phạm vi chung của phân tích kích hoạt. Cái khác thì phát triển dùng phân tích kích hoạt.ví dụ phân tích kích hoạt thẳng, phân tích bề mặt, phân tích đồng vị, và vạch đánh dấu ổn định phân tích phóng xạ. Áp dụng những mẫu này trong ví dụ ở chương 9. Vẫn có phương pháp thực hành khác để phát triển như phương pháp phân tích hoạt độ phóng xạ bổ sung từ phân tích kích hoạt neutron. Những thực hành này có thể đạt tối ưu ở lớp khác của phản ứng hạt nhân hay sự biến đổi của nguyên tử với hạt tích điện và photon. Hiệu ứng của phản ứng hạt nhân có thể được hiểu là phân tích nguyên tố hóa học. Chuyển dời năng lượng phóng xạ, đàn hồi hay tán xạ đàn hồi. Tạo hạt nhân hợp phần, hiệu ứng hấp thụ. Khử kích thích của hạt nhân hợp phần, giải phóng bức xạ tức thời. Phân rã của hạt nhân hợp phần, phóng xạ. Phương pháp tán xạ đàn hồi không được phát triển rộng rãi trong phân tích kích hoạt. Phân tích hóa học bằng nguyên tử bắt hay hấp thụ của tia chiếu xạ làm tán xạ tia X, hiệu ứng Mossbauer và phương pháp phân tích hấp thụ nguyên tử. Phản ứng tán xạ không đàn hồi như và để sản xuất đồng vị không bền thì có ích như phương pháp phân tích kích hoạt. Tiềm năng phát triển của nhiều lò phản ứng và máy gia tốc đứng đầu là phép phân tích xung phóng xạ. Tiềm năng này đăc biệt hữu ích nhất là cho phép đo của sản phẩm phóng xạ với chu kì phân rã nhỏ hơn 1 phút. Đặc biệt kĩ thuật chiếu xạ phát triển làm tăng điên tích hạt máy gia tốc để cho ra kết quả bản phân tích phóng xạ. Thường dùng neutron nhanh He,3H và proton chiếu xạ. Phân tích phóng xạ bức xạ nhanh Sự đo lường của phân tử bức xạ nhanh hoặc sự giải phóng proton từ hạt nhân hợp phần sau sự hấp thụ của một hạt bị chiếu xạ là một phương pháp xen kẽ của việc phân tích phóng xạ, bổ sung vào bản phân tích kích hoạt phóng xạ.Phương pháp này đã được chứng minh thành công. Phép đo này của neutron được làm chậm từ những nguyên tố có khả năng phân hạch và của quang neutron tức thời từ phản ứng(,n) Phép đo tia nhanh sau khi bắt neutron nhanh trong phản ứng (n, ) được phát triển rộng rãi. Trong phương pháp này cường độ tia phụ thuộc vào tiết diện bắt bức xạ và không nhờ vào chu kỳ bán rã của hạt nhân sản phẩm.. Một sản phẩm có thể có một vài khó khăn 1)Thời gian bán rã ngắn : ví dụ: 9Be(n,)0.22-sec 12B 2) Thời gian bán rã dài: ví dụ: 9Be(n,)2,7.10-6-y-sec 10B 3) Kết cấu bền : ví dụ :1H(n, )2H hoặc 12C(n, )13C 4) Hạt nhân bia của đồng vị nhiễu nhỏ : ví dụ : 2H,f=0,00015 5)Một vài hoặc không có bức xạ : ví dụ : 32P,35S,45Ca,55Cr,89Sr Những nguyên tố đó là bổ sung đặc biệt từ việc phân tích bức xạ tia gama nhanh trong bảng 7.5.Những nguyên tố này bao gồm các đồng vị đó hay bổ sung các đồng vị khác lớn hơn 50% hoặc tiết diện bắt bức xạ neutron lớn hơn 10b và sản phẩm hạt nhân bền. Ngoài danh sách là các đồng vị mà sản phẩm là các nucleic phóng xạ với chu kỳ bán rã nhỏ hơn 100 yr. Bảng 7.5. Những nguyên tố với các đồng vị thích hợp cho bản phân tích phóng xạ bức xạ tia Gamma nhanh. Hạt nhân Độ phổ cập của các đồng vị (%) (n, ) Tiết diện (b) Thời gian phân rã của sản phẩm 1H 7Li 9Be 11B 12C 14N 17O 19F 20Ne 24Mg 28Si 32S 35Cl 39K 40Ca 48Ti 52Cr 56Fe 58Ni 90Zr 113Cd 143Nd 149Sm 152Sm 151Eu 153Eu 155Gd 157Gd 161Dy 162Dy 163Dy 164Dy 167Er 169Tm 199Hg 99.985 92.58 100 80.22 98.89 99.63 99.759 100 90.92 78.70 92.21 95.0 75.53 93.10 96.97 73.94 83.76 91.66 67.88 51.46 12.26 12.17 13.83 26.72 47.82 52.18 14.73 15.68 18.88 25.53 24.97 28.18 22.94 100 16.84 0.33 0.036 0.009 0.005 0.0034 0.08 0.0002 0.01 ? 0.03 0.08 ? 44 2.2 0.2 8.0 0.8 2.5 4.4 0.1 20,000 330 41,500 210 2800 5,900 320 58,000 240,000 600 150 125 2000 700 700 125 2000 S 0.85s 2.7.106y 0.02s S S S 11s S S S S 3 x 105y 1.3 x 109y 7.7 x 104y S S S 8 x 104y S S 2.4 x 1015y S 47h 9.3h 12.4y 16y S S S S S 15.4s 2.35h S 125d S Nguyên nhân xuất phát từ phương pháp phân tích bức xạ tia gama nhanh từ quá trình bắt bức xạ mà kết quả trong sự phân rã của hạt nhân pha trộn bởi sự phát ra của bức xạ gama đặc trưng như một photon đơn lẻ với năng lượng động học đủ lớn đến từ năng lượng kích thích ít hơn năng lượng giật lùi, bởi một tầng của 2 hoặc nhiều photon với tổng năng lượng giống nhau.Với năng lượng kích thích E* là : (84) Trong đó M* là sự khác nhau giữa hạt nhân hợp phần và hạt nhân sản phẩm.Khối lượng hạt nhân hợp phần là : (85) Trong đó En Là năng lượng phát ra của việc bắt neutron. Khi đó : (86) Năng lượng kích thích là : E* =En + Q ( 87) Tỉ lệ sản lượng của hạt nhân hợp phần từ một nguyên tố bia được chiếu xạ với các neutron mang bởi: (88) Trong đó là số hạt nhân bia của đồng vị I trong nguyên tố tương ứng với tiết diện bắt neutron là thông lượng neutron Tổng số của hạt nhân làm phóng xạ thì thường nhỏ bé so với tổng số có mặt trong mẫu, là một hằng số trong thời gian chiếu xạ và tốc độ hình thành của hạt nhân hợp phần là một hằng số (89) Nếu tia nhanh ở mỗi hạt nhân hợp phần phát ra do sự khử kích thích, tốc độ của photon phát ra là một hằng số: (90) Sự phân phối dùng cho việc phân tích phóng xạ tia nhanh. Gồm có một nguồn neutron và một phổ là tia , được che chắn từ nguồn neutron. Phản ứng hạt nhân có thể dùng như một nguồn neutron trong hai đường Sự khử một chùm tia xuyên qua một lỗ trong phản ứng của một chùm tia neutron tới để chuẩn trực trên mẫu Vị trí mẫu trong lỗ chùm tia với tấm chắn bitmit giữa mẫu và bức xạ tia gama hướng vào lõi của màn trong từ phạm vi của máy phát Một máy phát (d,t) được dùng như một nguồn neutron, khi máy phát có thể phát xung.Có thể kéo dài thời gian làm chậm trong hệ thống dò, làm khớp thời gian phát ra của sự khử kích thích với thời gian giữa hai chu kì của máy phát. Phổ tia nhanh có thể đo được với một hỗn hợp NaI (Tl) trong hệ thống quang phổ kế nhấp nháy . Hình 7.22. Phổ của tia gamma nhanh năng lượng thấp từ Cadmium Hình 7.23.(a) Phổ của 60Co với quang phổ kế toàn bộ trùng nhau ngẫu nhiên (b) Sự di chuyển của đỉnh tổng bởi sự thêm vào trùng hợp ngẫu nhiên theo yêu cầu của quang phổ kế ngẫu nhiên trùng nhau toàn bộ nhanh/ chậm Hình 7.24. Máy phát neutron, hệ thống ghi nhận tia Gamma tức thời sử dụng đơn vị trùng hợp ngẫu nhiên để cải tiến độ nhạy của hệ thống. Phổ kế đơn tinh thể được dùng thành công cho tiêu chuẩn ghi của phổ bắt tia cho nhiều nguyên tố. Ví dụ phổ tia năng lượng thấp từ cadmium, biểu đồ hình 7.22.Bởi vì sự có mặt của tia trong phổ từ nguồn lạ, như để giá xung quanh mẫu, tấm chắn và neutron nhanh phân bố không đàn hồi trong tia. Phổ toàn phần thu được từ một tổ hợp đo lường phổ dưới điều kiện chiếu xạ khác nhau. Và phương pháp có thể được dùng làm tăng độ nhạy cho việc đo lường tia nhanh. Đầu này là một máy phát trùng nhau toàn bộ bên trong có xung từ hai máy phát thêm vào trong một tổng số linh kiện. Các xung này có được từ bản phân tích tìm tổng xung tương đương với năng lượng kích thích toàn bộ từ bức xạ tia gama. Một sự cộng thêm vào khó làm tăng độ nhạy mạch trùng nhau, tác động thêm nữa bởi Radon bền trùng nhau được làm nghèo. Nhanh và nhanh/ chậm của quang phổ kế có phổ trùng nhau trùng nhau của 60Co như mô tả hình 7.23 Phương pháp khác được dùng cho máy phát neutron ( d, t ) là một máy phát trùng nhau . Khi sản xuất hạt nhân trong phản ứng 3H ( d,n ) 4He được giới hạn trong neutron ngược hướng. Máy phát hạt nhỏ nơi máy phát neutron chậm xác định tổng số của giới hạn neutron trong một vật rắn có góc nhỏ tương tự nhau. Một sự biểu diễn dưới dạng biểu đồ của hệ thống được mô tả ở hình 7.24. Độ nhạy được hoàn thiện bởi sự giảm trong phông biểu thị tia của việc nhận xung tia bởi hệ số là 100. Việc trùng nhau của tia với hạt nhân từ bức xạ neutron trong giới hạn góc của vật rắn trong máy phát và mẫu. Phân tích phóng xạ xung neutron Đặc trưng của một vài lò phản ứng hạt nhân thường dùng là làm tăng độ nhạy cho việc phân tích phóng xạ đặc biệt là cho các nguyên tố mà cung cấp các nucleic có thời gian sống ngắn, như là phản ứng TRIGA trong hình 3.7 mà có sự tự điều chỉnh công suất chạy máy, có thể an toàn và xung được phát lại tại tần số 6 phút một lần. Kết quả sự tự điều chỉnh từ nhiệt độ gadient bản âm của các nguyên tố nhiên liệu Uranium – zirconium hidrua thường dùng trong lò phản ứng này. Sự lệch xung ở thông lượng neutron đỉnh cao. Ví dụ một lò phản ứng hoạt động tại công suất ồn định là 250KW với thông lượng neutron tuyệt đối là 8.1012 n/cm2 - sec . Có thể tạo ra xung có đỉnh tại 900MW ở thông lượng hiệu suất đỉnh là 2,8.1016n/cm2-sec. Thông lượng đỉnh có thể đạt tới 1017n/cm2-sec. Ưu điểm của việc sử dụng xung neutron cường độ cao cho phân tích kích hoạt phóng xạ được báo cáo bới Yule và Guinm. Nó được chú ý trong (2) mà được chiếu xạ trong thời gian ngắn so sánh với một sản phẩm kích hoạt có chu kì phân rã hệ số bão hòa ( ) có thể xem như gần chính xác là. Một xung ngắn của phân tích kích hoạt neutron có thể biến đổi theo phương trình: (91) Trong đó: D’0 là hoạt độ phóng xạ gây bởi xung . (nvt)’ là tích phân thông lượng neutron. Hình dạng của xung neutron của lò phản ứng 900MW được mô tả trong hình 7.25 thì gần chính xác với Gaussian với bề rộng 15msec tại nửa lớn nhất. Một xung dạng Gaussion có thông lượng neutron hợp nhất mang bởi công thức: (92) Trong đó: là năng lượng đỉnh xung Năng lượng hợp nhất của xung ở 900-MW là 900.0,25~ 13,5Mwsec và thông lượng neutron hợp nhất là 1,064.2,8.0,015~4,5.1014n/cm2 . Qúa trình hoạt động của trạng thái ổn định có hoạt độ bão hòa của nucleic phóng xạ giống nhau có công thức: (93) Tỉ lệ hoạt độ của xung kích hoạt phóng xạ ,hằng số năng lượng kích hoạt bão hòa là : (94) Tỉ lệ của một xung ở 900MW khi so sánh sự khích hoạt từ một xung đơn lẻ bão hòa tại trang thái hoạt động là 250 KW tăng : (95) Đỉnh xung ở 900MW có năng lượng hợp nhất là 19,5MW-sec thay thế cho 13,5 MW-sec: (96) Hình 7.25.Hình dạng của 1 xung lò phản ứng có công suất trong phạm vi công suất đỉnh là 900MW Gợi ý của tỉ lệ này đã đưa đến việc sản xuất của một nucleit phóng xạ với chu kì bán rã là 1 sec trong một xung đơn lẻ của lò phản ứng gấp 54 lẩn sản phẩm từ chiếu xạ bão hòa (10sec) tại trạng thái năng lượng hoạt động cực đại . Hạt nhân phóng xạ có thời gian bán rã lón hơn 54sec sẽ làm tăng tỉ lệ nhỏ hơn 1. Trong chương trình mà mẫu thử chiếu xạ có thể tuyền và tính nhanh , phương pháp làm kích hoạt xung neuutron là hiển nhiên làm lợi cho nguyên tố này cho ra sản phẩm nucleic với chu kì phân rã nhỏ hơn 1 phút. Bảng 7.6 Các kết quả thực nghiệm đối với 14 nhân tố trong 1 chuỗi các mạch phản ứng 19.5 + 0.5 MW-giây Nhân tố Phản ứng Sản phẩm (MeV) Chu kỳ bán rã (sec) Năng lượng tia gamma (MeV) Photopeak mạng lưới(cpm/g at/a) Giới hạn phát hiện được tính toán (μg)b Tỉ lệ phóng xạ mạch/phóng xạ bão hoà bền O n,p 16N 7.35 6.1 2.1 x 107 48. 10. F n,g 20F 11. 1.63 8.3 x 109 0.12 5.2 F n,p 19O 29. 0.20 4.5 x 108 2.2 2.8 Na n,p 23Ne 38. 0.44 1.4 x 108 7.0 2.2 Na n,a 20F 11. 1.63 1.1 x 108 9.0 5.0 Mg n,p 25Na 60. 0.38 4.8 x 106 210. 2.7 S n,p 34P 12.4 2.1 1.0 x 106 1000. 7.7 Sc n,g 46mSc 20. 0.140 2.6 x 1012 0.00035 3.6 Cr n,p 52V 225. 1.44 5.0 x 106 20. 0.25 As n,p 75mGe 49. 0.139 5.2 x 106 190. 1.3 Se E 77mSe 17. 0.160 5.0 x 1011 0.0020 6.4 Y n,n’ 89mY 16.1 0.915 9.5 x 109 0.10 1.9 Tb n,2 n 158mTb 11. 0.111 8.9 x 105 1100. 8.8 W E 183mW 5.3 0.105 1.2 x 1010 0.026 7.5 Pt n,g 199mPt 14. 0.39 4.5 x 108 2.2 5.1 Au n,n’ 197mAu 7.2 0.279 1.1 x 1011 0.0089 9.2 a trích từ H.P.Yule và V.P. Guinn, Tăng các độ nhạy của phép phân tích kích hoạt neutron bằng cách sử dụng Mạch phản ứng, trong Các phương pháp phân tích hoá phóng xạ (Phân viện Năng lượng hạt nhân Quốc tế, Vienna, 1965), Quyển II, trang 111-122. b Giới hạn phát hiện được định nghĩa như 1000 photopeak cpm tại to đối với T1/2 < 1 phút, 100 photopeak cpm tại to đối với T1/2 từ 1 đến 60 phút. c đối với hai nhân tố này phóng xạ quan sát được tạo thành cùng lúc, ở các mức độ khác nhau, do các phản ứng (n, γ), (n, n’) và (n, 2n). các tỉ lệ gia tăng đã được xác định. Sự gia tăng đối với phạm vi các nhân tố này từ 30 đến 1000%. Hình 7.6 cho thấy các tỉ lệ đo này đóng vai trò như 1 hàm của chu kỳ bán rã so sánh với tỉ lệ được đưa ra ở công thức (96). Một sự điều chỉnh bình phương nhỏ nhất cho thấy thông số dữ liệu tương ứng nhất với tỉ lệ gia tăng của giá trị 70/ T1/2 (giây) thay cho giá trị mong đợi 54/ T1/2 (giây). Phép phân tích kích hoạt neutron phi nhiệt Cho đến khi sự phân tích kích hoạt gần đây được thực hiện ưu thế bằng các mẫu phóng xạ với neutron nhiệt trong các phản ứng hạt nhân, các kích hoạt với neutron nhiệt phổ biến một cách rõ rệt vì nhiều nguyên nhân: Các xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản tương đối lớn đối với sự hấp thụ neutron nhiệt Sự chuyên biệt của các nuclit phóng xạ được tạo bởi sự bắt giữ neutron nhiệt. Sự tạo thành của các nuclit phóng xạ phân rã β được đo đạc dễ dàng. Dòng neutron lớn có sẵn. Khả năng phóng xạ các mẫu tương đối lớn mà không cần phân rã quá mức năng lượng neutron hay các mất mát trong dòng. Sự tiện lợi của các hệ thống truyền khí để chèn và rút các mẫu ra nhanh chóng từ vị trí phóng xạ. Tất cả các ưu điểm trên của phóng xạ neutron trở thành vấn đề ảnh hưởng đến các mức độ khác nhau với neutron năng lượng cao, các hạt mang điện tích và phóng xạ photon. Bằng sự tương ứng với bảng trên một số vấn đề được đưa ra như sau: Các xác suất xảy ra tương tác giữa hai hạt cơ bản tương đối thấp hơn; trong khi các xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt neutron nhìn chung trong khoảng 0.1 đến 10 b, xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt mang năng lượng cao nằm trong khoảng 1 đến 100 mb. Tính không chuyên biệt của các phản ứng giữa các hạt mang năng lượng cao; ở các mức năng lượng trên khoảng 6-10 MeV, có khả năng xảy ra nhiều phản ứng làm tiêu hao năng lượng hạt nhân; ví dụ như với proton (p,n), (p,d), (p,α), (p,2n). Các nuclit phóng xạ thiếu hụt neutron được tạo ra; mặc dù điều này có thể là nguyên nhân đích xác cho việc chọn lựa một phản ứng phân tích kích hoạt riêng biệt, nhìn chung các nuclit phóng xạ này, mà một số chúng phân rã đơn lẻ do sự bắt giữ electron, thường khó định lượng hơn. Hình 7.26. Các giá trị thực nghiệm của tỉ lệ phóng xạ sinh ra trong mạch/phóng xạ bão hoà bền; các tỉ lệ cho thấy một giá trị trung bình 70/ T1/2 (trích từ H.P.Yule và V.P. Guinn, Tăng các độ nhạy của phép phân tích kích hoạt neutron bằng cách sử dụng Mạch phản ứng, trong Các phương pháp phân tích hoá phóng xạ (Phân viện Năng lượng hạt nhân Quốc tế, Vienna, 1965), Quyển II, trang 111-122.) Một số nhân tố không được xác định dễ dàng do phép phân tích kích hoạt neutron nhiệt. Bảng liệt kê một vài nhân tố trong số chúng thể hiện ở bảng 7.7. Trong số các nguyên nhân sau: xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản quá nhỏ đối với các phản ứng (n,γ); Chu kỳ bán rã của sản phẩm nuclit phóng xạ quá ngắn; Chu kỳ bán rã của sản phẩm nuclit phóng xạ quá dài; Các cải tiến về kỹ thuật trong các điều kiện chiếu xạ của máy gia tốc nguyên tử năng lượng cao: Quay các bộ phận lắp ráp mục tiêu có nhiệm vụ giữ một số mẫu trên khung làm mát đến mức sự phóng xạ đồng nhất có thể tạo nên bởi các tiêu chuẩn, khoảng không, và các mẫu; Công suất cao hơn hay các bộ phận lắp ráp mục tiêu có tuổi thọ cao hơn có nhiệm vụ tạo tia phóng xạ hạt nhân. Bảng 7.7 Các nhân tố cản trở sự phân tích kích hoạt neutron nhiệt Nhân tố Những cản trở H He Be B C N O Ne Tc Pb f 1 yr T1/2 << 1 phut T1/2 >> 1 yr T1/2<< 1 min σ > 1 yr f < 0.01; σ < 1 mb; T1/2 <1 min f < 0.01; σ < 1 mb; T1/2 <1 min T1/2 <1 min T1/2 <1 min T1/2 <1 min T1/2>> 1 yr; T1/2<< 1 min; ; σ < 1 mb Sự phát triển các vật chất phóng xạ một cách rõ ràng được thiết kế hay phù hợp hơn đối với các phóng xạ kích hoạt: máy phát neutron 14-MeV (d,t) Máy gia tốc Cyclotron 3He nhỏ Lượng 3H sẵn có tăng lên đóng vai trò như các tia phóng xạ hạt nhân Máy gia tốc tuyến tính electron. Thông thường cả hai vấn đề được đưa ra bởi các phóng xạ hạt nhân toàn năng lượng cao là sự phụ thuộc của xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản vào năng lượng hạt nhân phóng xạ và sự giảm năng lượng hạt nhân phóng xạ với quá trình xâm nhập sâu. Một thảo luận về tiết diện mục tiêu dày mỏng được đưa ra ở Mục 2.2.1, các hàm số về kích thích năng lượng nguyên tử trong bảng 2.2.6, và sự ngừng các hạt mang điện tích trong các vật liệu ở mục 4.3. Một phương pháp để rút ngắn hệ phức tạp của phép phân tích kích hoạt hạt mang điện tích các mẫu dày cho hầu hết hệ đơn giản của phép phân tích kích hoạt neutron nhiệt như miêu tả của Ricci và Hahn.* Họ đề xuất sử dụng đại lượng xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản trung bình σ đối chiếu với sự thay đổi trong xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản với sự xâm nhập sâu vào mẫu. Tỉ lệ lượng nuclit phóng xạ do một tia các hạt nhân xâm nhập vào vật mỏng (được định nghĩa ở mục 2.2.1 ở nơi mà sự giảm các hạt có liên quan là không đáng kể) như sau: Ri = I0nσix (2.6) Tỉ lệ hàm lượng tất cả các sản phẩm của phản ứng (được định nghĩa trong các giới hạn về tổng xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản trong mục 2.2) như sau: (2.10) Có giá trị khi độ dày của mẫu x lớn hơn phạm vi các hạt phóng xạ. Ricci và Hahn nhận thấy hệ thống kích hoạt ở nơi mà sự mất năng lượng của mẫu là đáng kể; đó là, phương sai của σx với x là đáng kể. Với mục tiêu độ dày lớn hơn tổng phạm vi R của các hạt mang điện tích (x > R), tỉ lệ phân rã nuclit phóng xạ sản sinh ra được xác định như sau: (97) Tiết diện toàn bộ của công thức (97) có thể chuyển thành biểu thức giới hạn giảm năng lượng theo khoảng cách như sau: (98) E.Ricci và R.L.Hahn, Lý thuyết và Thực nghiệm trong phân tích kích hoạt Helium-3 nhanh, nhạy, Hoá phân tích, 37, 742-748 (1965) và Các độ nhạy cho phép phân tích kích hoạt 15 nhân ở σE = hàm phát sinh từ trường xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản, dx/dE = phép thuận nghịch âm của sự dừng năng lượng mẫu vật liệu đối với các hạt mang điện tích. Khi một hệ đơn giản thay cho các kết quả phân tích kích hoạt, một cách tổng quát cả σE và dx/dE chưa biết và các ma trận riêng trên các khoảng năng lượng riêng khó xác định được, Ricci và Hahn đề xuất 1 thông số xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản liên quan đến xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản hoàn toàn và tính độc lập của vật liệu nền. Khi một hệ đơn giản thay cho các kết quả phân tích kích hoạt, một cách tổng quát cả σE và dx/dE chưa biết và các ma trận riêng trên các khoảng năng lượng riêng khó xác định được, Ricci và Hahn đề xuất 1 thông số xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản liên quan đến xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản hoàn toàn và tính độc lập của vật liệu nền. Họ định nghĩa một xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt cơ bản trung bình σ như (99) Chúng cho thấy, đối với các hạt mang điện tích của phép phân tích kích hoạt có liên quan, mà nó dành cho năng lượng ngừng (100) Với k = ∫(z,Z,N) = hằng số đối với hạt nhân phóng xạ được đưa ra và lượng tổng cộng của vật liệu đó, I(Z) = điện thế ion hoá có hiệu quả đối với nguyên tử nền và là hằng số cho vật liệu đó. Do đó, vì (101) Công thức (99) được rút gọn với độ chính xác gần tuyệt đối (102) Họ đề xuất do σ xấp xỉ hoàn toàn, không phụ thuộc thành phần hoá học của chất nền và một giá trị hằng số cho một phản ứng hạt nhân được đưa ra và năng lượng hạt nhân phóng xạ, một thông số thoả mãn được sử dụng trong phép phân tích kích hoạt. Một minh hoạ của sự biến thiên xác suất xảy ra tương tác giữa các hạt trung bình σ với số nguyên tử Z của chất nền đối với các phản ứng 16O(3He,p)18F và 16O(3He,p)18Ne → 18F được đưa ra trong hình 7.27 Trên phạm vi nhân tố từ Z = 4 đến Z = 95, σ đổi gần 8% và từ phạm vi Z = 4 Hình 7.27 Sự biến thiên xác suất xảy ra tương tác trung bình σ với số hạt nguyên tử Z nền đối với các phản ứng 16O(3He,p)18F và 16O(3He,p)18Ne → 18F. [Trích từ E.Ricci và R.L.Hahn, “Lý thuyết và Thực nghiệm trong phân tích kích hoạt Helium-3 nhanh, nhạy, Hoá phân tích, 37, 742-748 (1965)] đến Z = 57 σ được thay đổi chỉ gần 3%. Do đó với định nghĩa về σ ở công thức (99) phương trình kích hoạt (97) được sửa thành D = I0n σR (103) Một số ví dụ về phạm vi hạt mang điện tích trong nguyên tử Al được đưa ra ở hình 7.28. Hình 7.28 Phạm vi các hạt phóng xạ trong nguyên tử Al. (Trích từ R.S.Tilbury, Phân tích kích hoạt với các hạt mang điện, NAS-NS 3110, ngày chưa rõ). Phương trình 103 đặc biệt tương ứng với phương pháp so mẫu của phép phân tích kích hoạt. Do σ độc lập với vật liệu nền nên tỉ lệ các phóng xạ được tạo ra thể hiện như sau (104) Do đó đối với các kích hoạt mà các tiêu chuẩn trong đó không phải cùng 1 chất nền như các cường độ tia mẫu đối với hai phóng xạ có thể được bình thường hoá bởi phép đo ống giác Faraday và các phạm vi có thể đạt được từ các quan hệ trong phạm vi năng lượng. Đối với các chất nền tương tự đủ với các tiêu chuẩn và các mẫu (104) rút gọn trực tiếp đến mối tương quan so sánh như ở công thức (18). Phân tích kích hoạt neutron nhanh Máy phát neutron hiện được ứng dụng mở rộng cho phép phân tích kích hoạt. Các đặc tính và các giới hạn của máy phát neutron được xem xét ở Mục 3.1.2. Các máy phát neutron (d,t) 14-MeV được ghi lại là hữu dụng khi tiếp cận các phản ứng hạt nhân bị giới hạn hay khi muốn tạo ra các sản phẩm tồn tại trong một thời gian ngắn hay các sản phẩm không (n,γ). Sự giới hạn lớn đối với máy phát neutron tạo thuận lợi cho phân tích kích hoạt là không có khả năng sản xuất các nguyên tử Tritium với lượng neutron cao theo các giai đoạn. Một sự mất mát vốn có của tritium hiện diện do sự trao đổi tritium với Deuteron từ tia phóng xạ và sự khuếch tán sau đó của tritium tự do ra khỏi đích. Một phương pháp nạp lại các đích được miêu tả bởi Hollister* mà nó cho phép một máy phát vận hành ở các công suất neutron cao hơn trong một khoảng thời gian dài hơn. Phương pháp đảo ngược quá trình phân rã toàn bộ tritium bằng cách thay đổi tia ion từ Deuterium thành tritium và tái lập mục tiêu bằng cách thay thế deuterium tích luỹ. Một đường cong công suất neutron đóng vai trò như một hàm theo thời gian đối với một mục tiêu 4-Ci/in.1 được so sánh trong hình 7.29 với đường cong mục tiêu nạp lại ở nơi mà công suất được duy trì trong 25% mức tối đa. Một loại khác của nguồn máy phát là “ống hàn kín” nó nhồi một hỗn hợp deuterium và tritium. Các ống này có sẵn với công suất neutron bất biến từ 1010 đến 1012 n/sec trong khoảng 100h. Một ví dụ về máy phát neutron không bịt kín đầu được đưa ra ở hình 7.30. Các máy gia tốc điện thế cao hơn, như các máy gia tốc Van de Graff và các máy cyclotron có khả năng duy trì công suất neutron bền vững. Các máy phát neutron nhanh được sử dụng mở rộng trong phép phân tích kích hoạt giúp sản xuất tiện lợi các nuclit phóng xạ tồn tại trong một thời gian ngắn ở nơi mà các hàm số bổ sung của sự vận động nhanh và từ vị trí phóng xạ và H.Hollister, Nạp lại các mục tiêu trong Các máy phát neutron, Kỹ thuật hạt nhân 22, Số 6, 68-69 (1964). Hình 7.29 Sự so sánh công suất neutron đóng vai trò như một hàm theo thời gian đối với sự nạp lại mục tiêu và các mục tiêu quy ước [Trích từ H.Hollister, Nạp lại các mục tiêu trong Các máy phát neutron, Kỹ thuật hạt nhân 22, Số 6, 68-69 (1964)] Pirani gauge = máy đo bằng piranic RF Coil = lõi RF Target shield electrode = điện cực chắn bảo vệ mục tiêu Sample irradiation position = vị trí nạp mẫu phóng xạ Deuterium – Tritium replenisher = chất độn giữa Deuterium – Tritium Electron back stop = thanh chặn lùi electron Extractor electrode = điện cực ép Target = Mục tiêu Hình 7.30 Một ống neutron không bịt kín đầu. Ống này cung cấp một công suất 1010/sec trong khoảng 100h. [ Trích từ J.E.Bouden, P.D.Lomer, và J.D.Wood, High output neutron tubes, trong Các khuynh hướng phân tích kích hoạt hiện đại (Texas A&M University, College Station, 1965), tr. 182-185.] Phép phân tích sự kích hoạt hạt tích điện Sự thuận lợi và khó khăn của phép phân tích sự kích hoạt hạt tích điện đã được nhắc lại ở phần 7.3. Đường đặc trưng của các loại hạt tích điện và máy gia tốc cũng được nhắc lại ở phần 3. Gía trị dài hơn của proton, hạt đơteri và máy gia tốc hạt alpha đã có kết quả trong một sự khảo sát của những hạt này khi thực hiện phản ứng kích hoạt. Những máy gia tốc có giá trị thu, nó có thể gây ra hạt hữu dụng của hạt 3He và 3H đã tăng khả năng của lò phản ứng hạt tích điện. Tính chất của hai hạt bức xạ này được khảo sát khá kỹ.   Kích hoạt 3He  Những sự thuận lợi khi sử dụng phương pháp kích hoạt ion 3SHe trong lò phản ứng kích hoạt đã được chú ý bởi Markowitz và Mahoney. Những phản ứng của 3He rất hữu dụng cho lò phản ứng kích hoạt của oxygen và những nguyên tố chiếu xạ khác, điều này thì khó xác định bởi sự kích hoạt nơtron. Sự thuận lợi đặc biệt của bức xạ 3He cho kết quả từ năng lượng nhỏ của 7.7MeV cho hạt nhân 3He, năng lượng nhỏ này tạo ra nhiều phản ứng với sự tỏa năng lượng của 3He. Mặc dù, những hạt nhân nhẹ với rào Coulomb thấp, lò phản ứng hạt nhân có thể xảy ra vớitiết diện phản ứng cao ở năng lượng nhỏ 3He, ví dụ: so sánh phản ứng giữa 3He và 4He với oxygen.   16O(3He,p)18F, Q=+2.0MeV, 16O(4He,p)19F, Q=-8.1MeV .  Sự thuận lợi của phản ứng 3He là lò phản ứng deteron bao gồm kênh phản ứng (n,) sinh ra bởi phông nơtron cao của những máy gia tốc deteron, những phản ứng (n,) này tạo ra một chất giống như phản ứng (d,p). Những thuận lợi khác của phản ứng 3He là chất phóng xạ , nó cho phép sự đo lường bức xạ của bức xạ hủy, so sánh với bức xạ proton xảy ra khi phản ứng, sự so sánh phản ứng proton là thu năng lượng chung với tiết diện nhỏ hơn. Nâng cao hơn độ nhạy cho phản ứng kích hoạt 3He kết quả là vì phản ứng xảy ra bị thiếu hụt nơtron làm chu kì bán rã của hạt nhân phóng xạ dài hơn, ví dụ: khi quan sát sự kích thích chức năng cho chất 18F từ bức xạ 3He của 16O thì tổng 2 phản ứng hạt nhân: 16O(3He,p) 110-m 18F 16O(3He,n) 1,6-s 18Ne18F   Phép kích thích chức năng cho những phản ứng này được thể hiện ở hình vẽ 7.31. Tiết diện lớn nhất là 0.4b ở một năng lượng 3He 7.5 MeV, phép phân tích năng lượng kích thích xác định 12C cũng được thể hiện ở hình vẽ 7.31. Tiết diện lớn nhất của phản ứng 12C (3He,) 11C là 0.32 tại =10Mev. Những tiết diện cao<6MeV,mà không liên quan đến phản ứng 12C(3He,d)13N đề nghị Cacbon, Nitơ và Oxy có thể được xác định, không tiêu hủy và xảy ra đồng thời trong sự giống. Ba thành phần có thể gây ra được phản ứng: 12C(3He,)11C Q=+1.9 MeV, 12C(3He,)13N Q=+10 MeV, 12C(3He,p hoặc n)18F Q=+2..MeV, Theo thống kế hơn 150 phản ứng hạt nhân của những nguyên tố từ Liti Z=3 đến Canxi , Z=20, với năng lượng của hạt 3He nhỏ hơn 8MeV, được cung cấp bởi Markowitz và Mahoney. Gía trị máy gia tốc 3He nhỏ nên phải tăng việc sử dụng phép phản ứng kích họat 3He. Kích hoạt 3H Những thuận lợi của 3H thể hiện như một hạt bức xạ thì tương tự như của 3He và bởi vì bức xạ 3H đang tăng lên tạo điều kiện thuận lợi cho 3H tăng lên. 3H được sinh ra trong lò phản ứng hạt nhân tiết diện cao (940b) theo phản ứng: 6Li(n,)3H Tạo ra những hạt triton với năng lượng 2.74 MeV, nhân triton được sử dụng như những hạt bức xạ trong những nơi tạo ra vật liệu khi kết nối với Liti, phương pháp này đã trở thành phương pháp rất hữu dụng khi xác định ở phản ứng: 16O(t,n)18F, Những bức xạ hạt tích điện trong máy gia tốc của lò phản ứng có thể hóa hợp sự thuận lợi của khuôn cho sự xác định nguyên tố nhẹ với giá bức xạ thấp đã nhận được. Năng lượng 2.74 MeV của hạt triton giới hạn những nguyên tố hữu dụng này của số nguyên tử từ 11, trong khi rào Coulomb đối với nguyên tố 12Mg lớn hơn 2.75 MeV. Vấn đề này có thể làm nhẹ bớt bởi sự phát triển của những máy gia tốc cái mà có thể sinh ra năng lượng Triton cao phù hợp với sự yêu cầu về tính an toàn ngăn chặn hoạt độ phóng xạ của Triti thoatt1 ra khỏi bề mặt phóng xạ. Hình 7.31a. Năng lượng kích hoạt của phóng xạ 3He Hình 7.31b.Năng lượng kích hoạt của phóng xạ 12C Phép phân tích kích hoạt photon Nhìn chung, phép phân tích kích hoạt photon được sử dụng như là 1 sự bổ sung đối với việc sử dụng phép kích hoạt nơtron ngày càng rộng rãi hơn bởi vì tiết diện thấp của phản ứng quang hạt nhân. Tuy nhiên, đối với những trường hợp mà phản ứng quang hạt nhân thì thuận lợi như là phương pháp phân tích kích hoạt photon phù hợp. Để làm tăng giá trị hạt của máy gia tốc tuyến tính nên tăng việc sử dụng phép phân tích kích hoạt phôton Photon, được tạo ra giống như là 1 bức xạ đơn năng hoặc như là một bức xạ hãm bởi sự chiếu xã của các electron của những kim loại có Z lớn, có những nơtron thuận lợi thâm nhập vào sâu bên trong mẫu, tạo ra những đồng vị nữa bền bởi tán xạ đàn hồi, và có thể được sử dụng để thay cho những nơtron khi mà hoạt độ của những nơtron này không phù hợp Hai loại phép phân tích kích hoạt nơtron kết quả từ năng lượng ngưỡng từ 6 đến 12 MeV cho phản ứng . Với những máy gia tốc , tạo ra những photon với năng lượng thấp hơn 6 MeV, phép phân tích kích hoạt photon có thể đạt được bởi phản ứng tán xạ đàn hồi và đo sự khử kích thích của những đồng vị bán bền. Những máy có năng lượng cao cho phép phân tích kích hoạt photon bởi phản ứng quang hạt nhân mà tạo ra những hạt nhân phóng xạ phân rã ở vị trí phát ra hoặc bắt electron quỹ đạo. Tán xạ đàn hồi. Nhiều nguyên tố nặng trong bảng bao gồm một hoặc nhiều hơn những đồng vị mà có đồng vị ở trạng tháy nữa bền có thể đo được chu kì bán rã. Những hạt nhân có đồng vị bền được làm giàu hơn 1% với trạng thái nữa bền của chu kì bán rã hơn 1 giây, được cho trong bảng 7.8.Những nguyên tố tuân theo phép phân tích kích hoạt photon năng lượng thấp; độ nhạy của 16 nguyên tố được cho trong bảng 7.9. Những giá trị để xác định nồng độ tối thiểu được tính đối với chiếu xạ của mẫu dung dịch 30 ml chiếu xạ 1 giờ hoặc bảo hòa đối với những sản phẩm có chu kì bán rã ngắn, số đếm từ 1 giờ với 1 máy detector có số đếm phông 300 số đếm/phút với nồng độ chuẩn là Phản ứng quang nơtron Hai trường hợp đặc biệt tồn tại đối với phép phân tích kích hoat photon với phép đo chiếu xạ nơtron tức thời. Những phản ứng quang nơtron của Beri và deteron, mà năng lượng liên kết của nơtron thấp tương ứng với 1.67 MeV và 2.23 MeV Những nguyên tố khác đòi hoài năng lượng trong vùng từ 10 đến 25MeV.Tương tự đối với vùng năng lượng mà hầu hết các nguyên tố có tiết diện đỉnh của nó đối với phản ứng (,n). Những phản ứng mà năng lượng photon cao hơn như (,2n),( ,p),( ,d) có thể tạo ra những nguyên tố phóng xạ nhiểu xạ.Tốt nhất là tiết diện đỉnh của phản ứng (,n) trong vùng từ vài bar đến vài trăm mbar. Một vài giá trị được biểu diễn từ giáo trình phân tích kích hoạt của Koch được đưa ra trong bảng 7.10. Bảng 7.8 . Trạng thái nữa bền của những hạt nhân bền Chất đồng phân Chu kì bán rã Năng lượng(IT) Tỉ số chuyển đổi (MeV) (e/) 79mSi 17.5s 0.161 0.8 77mBr 4.8s 0.21 _ 87mSr 2.83h 0.388 0.28 89mY 16s 0.91 0.01 93mNb 13.6y 0.030 ? 103mRh 57m 0.040 40 109mAg 40s 0.088 10.3 111mCd 48.6m 0.150+0.246 1.5+0.054 113mIn 100m 0.93 0.43 115mIn 4.50h 0.355(95%)+() 0.8 117mSn 14.0d 0.159+0.162 v.larg+0.10 119mSn 250d 0.024+0.065 5.2+? 125mTe 58d 0.035+0.110 11+160 129mXe 8.0d 0.040+0.197 7+11 131mXe 11.8d 0.164 29 135mBa 28.7h 0.268 3.8 137mBa 2.55m 0.662 0.11 167mEr 2.3s 0.208 0.50 176mLu 3.7h _ 178mHf 4.3s 0.089+0.427+0.326 ? +0.214+0.093 179mHf 18.6s 0.161+0.217 19+0.05 180mHf 5.5h 0.058+0.093+0.215 0.54+1.1+0.12 +0.333+0.444+0.501 +0.04+0.02+0.04 183mW 5.3s 0.046+0.052+0.105 ? +0.160 190mOs 9.9m 0.038+0.187+0.319 >00+0.2+0.04 +500+0.614 0.02+0.01 191mIr 4.9s 0.418+0.129 larg+1.9 193mIr 12d 0.080 ? 195mPt 4.1d 0.031+0.099+0.129 >7+9+larg 197mAu 7.2s 0.130+0.279 <1.2+0.29 199mHg 43m 0.159+0.375+0.622 0.37+0.04+? 204mPb 66.9m 0.289+0.375+0.622 0.008+0.054\ 0.899+0.912 Bảng 7.9 Nguyên tố A0 (cmp)b Khối lượng tối thiểu có Nồng độ tối Thể xác định được thiểu có thể xác (mg) định được (ppm) Se 460 3.3 110 Sr 32 3.2 110 Y 460 77 2,600 Rb 50 62 2,100 Ag 300 3.0 100 Cd 64 1.0 33 In 32 0.21 7 Sn 32 3,200 110,000 Ba 160 200 6,700 Er 3,000 10 330 Lu 32 6.4 210 Hf 440 0.11 3.7 Ir 1,300 1.3 43 Pt 32 6.4 2,100 Au 1,000 2.5 83 Hg 74 37 12,00 Bảng 7.10 Nguyên tố Sản phẩm T1/2 Engưỡng E (MeV) (MeV) (mb) H prompt n … Be prompt n … 1.63 9 1.6 C 12C 20.5m 18.7 22.5 10 N 13N 10.0m 10.7 22.5 15 O 15N 124s 15.5 24.2 11.4 F 18N 111m 10.4 12 2.5 Ne 19Ne 18s 16.9 21.5 7.7 Na 22Na 2.58y 12.05 18.5 13 Mg 23Mg 12s 17 19.5 8.4 Al 26mAl 6.5s 13.4 19.5 22 Si 27Si 4.2s 16.9 20.9 21 P 30P 2.6m 12.33 19 16.4 S 31S 2.6s 11.5 20.1 19 Cl 34mCl 32.4m 9.95 17.6 4.4 Ar 39Ar 260y <10 20 38 K 38K 7.7m 13.2 17.5 5.4 Ca 39Ca 0.9s 15.8 19.3 15 Cr 49Cr 42s 13.4 19 52 Mn 54Mn 314d 10.0 19 100 Fe 53Fe 9m 13.8 18.3 67 Co 58mCo 9h 10.25 16.9 130 Ni 57Ne 36h 11.7 18.5 57 Cu 62Cu 9.9h 11 17 850 Zn 63Zn 38m 11.6 18.5 123 As 74As 18d 10.1 17 91 Br 78Br 6.5m 10 16 100 80Br 18m 11 18 88 80mBr 4.5h 11 18 42 Rb 86Rb 18.7d 9.3 17.5 230 Sr 85Sr 64d 11.5 15.9 160 Y 88Y 108d 11.8 16.3 190 Zr 89Zr 79d 11.8 17.8 120 89mZr 4.4m 12.3 17.8 150 Nb 92Nb 10.1d 8.86 17 230 Mo 91Mo 15.6m 13.1 18.7 120 92mMo 65s 13.2 18.7 24 Rh 102Rh 206d 9.4 16.5 210 Ag 108Ag 2.4m 9.05 16.5 320 In 114In 72s 9.05 15 70 114mIn 50d 9.05 15 350 Sb 122Sb 2.8d 9.3 15 362 I 127I 13.2d 9.1 15.2 450 Lu 174Lu 165d 7.77 16 225 Ta 180mTa 8.1h 7.6 14 600 Au 196Au 6.1d 8.0 14.5 600 Bi 208Bi 7.5105y 7.4 13.5 450 Th 231Th 25.6h 6 14.2 990 U 232U 73.6y 7.0 14 1670 237U 6.75d 6.0 15.2 1290 Pu 238Pu 89y 6 13.6 1580 7.4 Phụ lục Mục lục Tài liệu về phép phân tích kích hoạt trở nên rất là nhiều. Có rất nhiều sách đã được xuất bản. Một số lượng lớn các bài bài đã nói lên những ứng dụng của nói trong những lĩnh vực đặc biệt đã xuất xuất nhiều năm. Công việc tổng quát trong kích hoạt neutron SÁCH CHUYÊN NGÀNH H.J.Bowen và D. Gibbons, Radioactivation Analysis (Oxford, London, 1963) R. C. Koch, Activation Analysis Handbook ( Academic, New York, 1960) J. M. A. Lenihan và S.J. Thompson, Eds., Advances in Activation Analysis, Vol. 1 (Academic, New York, 1969). W. S. Lyon, Jr., Ed., Guide to Activation Analysis ( Van Nostrand, Princeton, N.J., 1964). M. Rakovic, (được dịch bởi D. Cohen) Activation Analysis (CRC Press, Cleveland, 1970). D. Taylor, Neutron Irradiation and Activation Analysis ( Van Nostrand, Princeton, N.J.,1964). HỘI NGHỊ CHUYÊN ĐỀ TỐ TỤNG M. W. Brown, Ed., Modern Trends in Activation Analysis (A&M College of Texas, 1961), 178 pp. Proc., 1961 International Conference, College Station, December 15-16, 1961. J. R. DeVoe, Ed., Modern Trends in Activation Analysis, Special Publication 312, 2 vols ( National Bureau of Standards, Gaithersburg, 1969). J. P. Guinn, Ed., Modern Trends in Activation Analysis (Texas A&M University, 1965), 390 pp. Proc. 1965 International Conference, College Station, April 19-22, 1965. J. M. A. Lenihan và S. J. Thomson, Eds., Activation Analysis: Principles and Applications ( Academic, London, 1965), 211pp. Proc., NATO Advanced Study Institute, Glasgow, Scotland, August 1964. B. R. Payne, Ed., Radioactivation Analysis Symposium ( Butterworth, London, 1960), 141 pp. Proc., Radioactivation Analysis Symposium, Vienna, June 1-3, 1959. Nuclear Activation Techniques in the Life Sciences ( International Atomic Energy Agency, Vienna, 1967) 709 pp. Proc., Symposium on Nuclear Activation Techniques in the Life Sciences, Amsterdam, May 8-12, 1967. Radiochemical Methods of Analysis ( International Atomic Energy Agency, Vienna, 1965) 2 vols., Proc., Symposium on Radiochemical Methods of Analysis, Salzburg, October 19-23, 1964. THƯ MỤC W. Bock-Werthmann và W.Schulze, Aktivierungsanalyse, Atomic Energy Document (Gmelin-Institute), AED-C-14-1 (plus supplements -2, -3), 1961 (1962-1963). D. Gibbons et al., Radioactivation Analysis, A Bibliography, U.K. Atomic Energy Authority Report A.E.R.E.-1/R 2208 (plus supplement 1), 1957 (1960). G. L. Lutz, R. J. Boreni, R. S. Maddock, và W. W. Meinke, Activation Analysis: A Bibliography, National Bureau of Standards, Technical Note 467, 2 parts (plus revision), 1968 (1969). H. D. Raleigh, Activation Analysis: A Literature Search, USAEC Report TID-3735, 1963. ĐÁNH GIÁ BÀI R. F. Coleman, Activation Analysis, A Review, Analyst 92, 1-19, (1967). W. R. Corliss, Neutron Activation Analysis (USAEC booklet in a series on Understanding the Atom, 1963) 27 pp. Single copies may be obtained free by writing USAEC, P.O.Box 62, Oak Ridge, Tennessee 37831. F. Girardi, Some Recent Developments in Radioactivation Analysis, Talanta 12, 1017-1041 (1965). D. Mapper, Radioactivation Analysis, Chapter 9 in A. A. Smales và L. R. Wager, Methods in Geochemistry (Interscience, New York, 1960), pp. 297-357. H. D. Raleigh, Activation Analysis-Principles và Applications, Atomics 16, (No. 4) 15-33 (1963). G. W. Reed, Activation Analysis Applied to Geochemical Problems in P. H. Abelson, Researches in Geochemistry (Wiley, New York, 1959). E. V. Sayre, Methods và Applications of Activation Analysis in Ann. Rev. Nucl. Sci. 13 (Annual Review, Stanford, 1963), pp. 145-162. A. A. Smales, Neutron Activation Analysis, Chapter 19 in J. H. Yoe và H. J. Koch, Trace Analysis (Wiley, New York, 1957), pp. 518-546. John W. Winchester, Radioactivation Analysis in Inorganic Geochemistry, in F. A. Cotton, Progress in Inorganic Chemistry, Vol. 2 (Interscience, New York, 1960), pp. 1-32. Nguồn dữ liệu DỮ LIỆU HẠT NHÂN D. J. Hughes và J. A. Harvey, Neutron Cross Sections, BNL-325 (1958). R. C. Koch, Activation Analysis Handbook, (Academic, New York, 1960). Nuclear Data Tables, National Academy of Sciences, National Research Council, 1960. Chart of the Nuclides, 10th ed., 1969. Single copies available from General Electric Co., Schenectady, New York 12305. C. M. Lederer, J. M. Hollander, và I. Perlman, Table of Isotopes, (Wiley, New York, 1967). K. Way et al., Nuclear Data Group, Nuclear Data Sheets, available from National Academy of Science-National Research Council, Washington, D.C., 1961 on. TIÊU CHUẨN CỦA QUANG PHỔ TIA γ O. U. Anders, Gamma Ray Spectra of Neutron Activated Elements, Dow Chemical Co., Midland, Mich., 1961. C. E. Crouthamel, Applied Gamma Ray Spectrometry, (Pergamon, New York, 1960). R. Heath, Scintillation, Spectrometry, Gamma-Ray Spectrum Catalog, 2nd ed., AEC Report No. IDO-16880, 1964. TIÊU CHUẨN VỀ ĐỘ NHẠY CẢM A. S. Gillespie và W. W. Hill, Sensitivities for Activation Analysis with 14-MeV Neutrons, Nucleonics 19 No.11, 170-173 (1961). E. Ricci và R. L Hahn, Sensitivities for Activation Analysis of 15 Light Elements with 18-MeV Helium Particles, Anal. Chem. 39, 794-797 (1967). Phần thực hành cụ thể ĐỊNH LƯỢNG HÓA PHÓNG XẠ J. Ruzicka và J. Stary, Substoichiometry in Radiochemical Analysis, (Pergamon, Oxford, 1968). ỨNG DỤNG CỦA MÁY TÍNH ĐỂ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT T. R. Dickson, The Computer and Chemistry (Freeman, San Francisco, 1968). D. Gibbons, Computer Methods in Activation Analysis, in Lenihan and Thompson, Eds., Activation Analysis (Academic, London, 1965), Chapter 15. G. Guzzi, J. Pauly, F. Girardi, và B. Dorpema, Computer Program for Activation Analysis with Ge(Li)-Drifted Detectors, Euratom Report EUR 3469.e, 1967. D. L. Morrison, Computers Applied to Nuclear Chemistry, in L. Yafe, Ed., Nuclear Chemistry, Vol II (Academic, New York, 1968), Chapter 11. G. D. O’Kelley, Ed., Applications of Computers to Nuclear and Radiochemistry, NAS-NS 3107, 1963. Available from CFSTI, Springfield, Va. P. C. Stevenson, Processing of Counting Data, NAS-NS 3109, 1966. Available from CFSTI, Springfield, Va. TỰ ĐỘNG HÓA PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT D. Comar và C. LePoec, On the Use of an Automatic Chemical Treatment System in Activation Analysis of Biological Samples, in Modern Trends in Activation Analysis (Texas A&M University, College Station, 1965), pp. 351-356. F. Girardi, G. Guzzi, J. Pauly, và R. Pietra, The Use of an Automated System including a Radiochemical Step in Activation Analysis, in Modern Trends in Activation Analysis (Texas A&M University, College Station, 1965), pp. 337-343. F. Girardi, M.Merlini, J. Pauly, và R. Pietra, Progess Towards Automated Radiochemical Separations, in Radiochemical Methods of Analysis, Vol. II (International Atomic Energy Agency, Vienna, 1965), pp. 3-14. R. L. Heath, Gamma-Ray Spectrometry and Automated Data Systems for Activation Analysis, in J. R. DeVoe, Ed., Modern Trends in Activation Analysis (National Bureau of Standards Special Publication No. 312, Vol 2, 1969), pp. 959-1031. L. T. Skegg, Ed., Automation in Analytical Chemistry (Mediad, New York, 1966+). GỢI Ý VỀ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT PHÓNG XẠ R. C. Greenwood và J. Reed, Scintillation Spectrometer Measurements of Capture Gramma Rays from Natural Sources, in Modern Trends in Activation Analysis, (Texas A&M University College Station, 1961). W G Lussie và J. L. Brownlee, Measurement and Utilization of Neutron-Capture Gamma Radiation, in Modern Trends in Activation Analysis, (Texas A&M University College Station, 1965). D. Taylor, Neutron Irradiation and Activation Analysis (Van Nostrand, Princeton, N. J., 1964), Chapter 3. PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT CỦA HẠT MANG ĐIỆN VÀ PHOTON R. S. Tilbury, Activation Analysis with Charged Particles, NAS-NS 3110, undated. C. A. Baker, Gamma-activation Analysis: A Review, Analyst 92, 601-610 (1967). S. S. Markowitz và J. D. Mahony, Activation Analysis for Oxygen and Other Elements by Means of He3- induced Nuclear Reactions, Anal. Chem. 34, 329-335 (1962).