Khảo sát hiệu suất ghi của Detecto nhấp nháy theo năng lượng bức xạ Gamma bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo
MS: LVVL-VLNT010
SỐ TRANG: 61
NGÀNH: VẬT LÝ
CHUYÊN NGÀNH: VẬT LÝ NGUYÊN TỬ, HẠT NHÂN VÀ NĂNG LƯỢNG CAO
TRƯỜNG: ĐHSP TPHCM
NĂM: 2010
GIỚI THIỆU LUẬN VĂN
MỞ ĐẦU
Kể từ khi con người khám phá ra hiện tượng phóng xạ, một chân trời mới về nghiên cứu các kĩ
thuật ghi nhận bức xạ đã được mở ra. Từ đó, việc nghiên cứu các phương pháp ghi nhận trong lãnh
vực nghiên cứu hạt nhân, vật lý các hạt cơ bản được tiến hành đã hơn 70 năm nay và ngày càng phát
triển mạnh mẽ. Nhìn lại các giai đoạn phát triển của các phương pháp ghi nhận trong vật lý hạt nhân
và các hạt cơ bản, chúng ta thấy sự ra đời và phát triển của các loại detector: các buồng bọt, buồng
Strimơ, các buồng ion, buồng tỷ lệ, ống đếm Geiger Muller, ống đếm tia lửa, detector nhấp nháy,
detector tinh thể Tren-ren-cốp, detector bán dẫn Có thể nói các detector bán dẫn siêu tinh khiết là
đỉnh cao của việc ghi nhận bức xạ với ưu điểm nổi bật về khả năng phân giải. Tuy nhiên các
detector khác cũng có ưu điểm riêng và những ứng dụng phù hợp với tính chất của nó. Detector
nhấp nháy do Hofstadter phát minh từ năm 1948 tuy không có độ phân giải năng lượng cao nhưng
lại có ưu thế về hiệu suất ghi, khả năng chế tạo ra các hình học đa dạng và kích thước khác nhau đáp
ứng các yêu cầu thí nghiệm.
Mặc dù được phát kiến đã khá lâu nhưng với những ưu điểm của nó, cho đến ngày nay trên thế
giới và ở nước ta, việc ứng dụng detector nhấp nháy vẫn diễn ra hết sức mạnh mẽ trong nhiều lĩnh
vực. Trong lĩnh vực an ninh, detector nhấp nháy được sử dụng trong các thiết bị phát hiện phóng xạ
ở các lối ra vào, các máy phát hiện phóng xạ cầm tay Trong lĩnh vực an toàn bức xạ và môi
trường, detector nhấp nháy hiện diện trong các máy đo liều, các thiết bị kiểm soát an toàn, trong các
máy dò tìm rác thải độc hại Bên cạnh đó, detector nhấp nháy còn được sử dụng tích cực trong
lĩnh vực giảng dạy và nghiên cứu hạt nhân. Điều này cho thấy việc nghiên cứu để sử dụng hiệu quả
các detector loại này vẫn hết sức cần thiết.
Năm 2008, Phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân thuộc khoa Vật lý trường Đại học Sư Phạm
Tp.HCM chính thức đi vào hoạt động để phục vụ việc giảng dạy thực hành vật lý hạt nhân. Các thiết
bị được trang bị tại phòng thí nghiệm gồm có một hệ phổ gamma đầu dò Germanium siêu tinh khiết,
hai hệ phổ kế đơn kênh dùng đầu dò nhấp nháy và hệ phổ kế 8k kênh Gamma Rad 76BR76 sử dụng
đầu dò NaI(Tl) kích thước 3 inch x 3 inch. Các thiết bị này đang trong giai đoạn triển khai sử dụng
và do đó việc nghiên cứu các thiết bị này đang được diễn ra tích cực tại phòng thí nghiệm. Phạm vi
của luận văn này hướng tới việc thực hiện nghiên cứu một khía cạnh của hệ phổ kế 8k kênh đầu dò
nhấp nháy NaI(Tl) đó là nghiên cứu sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của detector này theo năng
lượng bức xạ gamma với sự hỗ trợ của phương pháp mô phỏng Monte Carlo.
Hiện nay trên thế giới, việc sử dụng phương pháp mô phỏng bằng máy tính để nghiên cứu các
đối tượng vật lý đã trở nên phổ biến và thu được những kết quả nhất định. Trong nước ta đã có những nghiên cứu áp dụng các phương pháp mô phỏng trong các ngành khoa học và kỹ thuật, đặc
biệt là trong lĩnh vực nghiên cứu vật lý hạt nhân và cũng mang lại các kết quả nhất định. Việc áp
dụng các phương pháp mô phỏng cho thấy sự phù hợp với tình hình khoa học kĩ thuật hiện tại của
đất nước: cơ sở vật chất hạn chế không cho phép thực hiện các nghiên cứu trực tiếp, nhất là trong
lĩnh vực vật lý vi mô. Điều này cũng cho thấy nếu các phương pháp mô phỏng được khai thác tốt sẽ
tạo ra hướng nghiên cứu triển vọng cho lĩnh vực vật lý hạt nhân nói riêng và khoa học kĩ thuật trong
nước nói chung.
Luận văn này hướng tới hai mục tiêu chính là khảo sát sự phụ thuộc của hiệu suất ghi của
detector nhấp nháy theo năng lượng gamma để sử dụng hiệu quả thiết bị này và thông qua quá trình
khảo sát đó nắm bắt được một phương pháp nghiên cứu mới – phương pháp mô phỏng (Monte
Carlo). Trong đó, detector nhấp nháy được khảo sát ở đây có kí hiệu 76BR76 do hãng Amptek (Mỹ)
sản xuất và dãy năng lượng khảo sát được cung cấp bởi bộ nguồn chuẩn RSS8EU do hãng
Spectrum Techniques chế tạo (cả 2 thiết bị này đều thuộc phòng Thí nghiệm vật lí hạt nhân Trường
Đại học Sư Phạm Tp.HCM).
Để thực hiện các mục tiêu trên, phương pháp Monte Carlo được áp dụng thông qua việc mô
phỏng bằng chương trình MCNP4C2. Trong luận văn này, detector nhấp nháy và bố trí hình học đo
được mô hình hóa bằng chương trình MCNP4C2. Song song với mô phỏng các đo đạc thực nghiệm
cũng được tiến hành. Các kết quả mô phỏng và thực nghiệm sẽ được đem ra so sánh với nhau để rút
ra những nhận xét và những định hướng nghiên cứu nhằm cải thiện hiệu quả làm việc của detector.
Bên cạnh phương pháp mô phỏng, phương pháp thực nghiệm và các phương pháp xử lý số liệu như
phương pháp làm khớp bình phương tối thiểu phi tuyến cũng được thực hiện.
Nội dung của luận văn gồm bốn chương:
Chương 1 là phần tổng quan, trình bày về tình hình nghiên cứu trên thế giới và trong nước
trong việc ứng dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo trong nghiên vận chuyển bức xạ và
nghiên cứu detector nhấp nháy; trình bày khái quát về các đặc trưng của bức xạ gamma và khái quát
về các thiết bị ghi nhận bức xạ trong đó đặc biệt quan tâm đến detector nhấp nháy; trình bày về hiệu
suất ghi của detector.
Chương 2 là phần khái quát về phương pháp Monte Carlo, trình bày giới thiệu chương trình
MCNP và các đặc trưng của chương trình mô phỏng vận chuyển bức xạ này.
Chương 3 là phần xây dựng mô phỏng tính toán hiệu suất. Trong chương này, cấu trúc và đặc
điểm của nguồn chuẩn RSS8EU, hệ phổ kế Gamma Rad 76BR76 và detector nhấp nháy NaI(Tl)
kích thước 3 inch x 3 icnh được thể hiện; việc mô hình hóa detector và xây dựng tệp đầu vào của
mô phỏng tính toán hiệu suất được trình bày chi tiết. Trong chương này, việc khảo sát sự phù hợp
của chương trình mô phỏng tính toán hiệu suất detector cũng được thực hiện. Chương 4 trình bày về kết quả luận văn và những nhận xét. Trong chương này, kết quả hiệu
suất mô phỏng và hiệ
61 trang |
Chia sẻ: maiphuongtl | Lượt xem: 2491 | Lượt tải: 1
Bạn đang xem trước 20 trang tài liệu Luận văn Khảo sát hiệu suất ghi của Detecto nhấp nháy theo năng lượng bức xạ Gamma bằng phương pháp mô phỏng Monte Carlo, để xem tài liệu hoàn chỉnh bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên
văn này phiên bản MCNP4C2 được sử dụng để nghiên cứu hiệu suất đỉnh của
detector nhấp nháy NaI(Tl).
2.2.2. Thư viện số liệu và phản ứng hạt nhân trong MCNP
MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các nguồn số
liệu hạt nhân chủ yếu là các đánh giá từ hệ các số liệu hạt nhân ENDF, thư viện các số liệu hạt nhân
ENDL và các thu thập thư viện kích hoạt ACTL tại Livemore, các đánh giá từ nhóm khoa học hạt
nhân ứng dụng ở Los-Alamos. Các số liệu đánh giá được xử lý theo định dạng thích hợp đối với
MCNP bằng mã NJOY
Các bảng số liệu hạt nhân bao gồm đối với các tương tác nơtron, tương tác nơtron tạo photon,
tương tác photon, liều nơtron, kích hoạt và tán xạ ...
Có hơn 500 bảng dữ liệu tương tác nơtron khả dĩ cho khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác
nhau. Về photon, dữ liệu cung cấp cho các quá trình tương tác với vật chất, nguyên tố có bậc số Z từ
1 đến 94 như tán xạ kết hợp, tán xạ không kết hợp, hấp thụ quang điện với khả năng phát bức xạ
huỳnh quang và quá trình tạo cặp. Các tiết diện của gần 2000 phản ứng kích hoạt và liều lượng học
cho hơn 400 hạt nhân bia ở các mức kích thích và cơ bản, các tiết diện này có thể sử dụng như hàm
phụ thuộc năng lượng trong MCNP để xác định tốc độ phản ứng nhưng không dùng như tiết diện
vận chuyển.
2.2.3. Tương tác của photon lên vật chất trong MCNP
MCNP tạo ra số hạt phù hợp hợp nhất, sau đó giải quyết vấn đề va chạm của hạt qua hai mô
hình: xử lý theo vật lý đơn giản và xử lý theo vật lý chi tiết dựa trên 4 loại tương tác: tán xạ
Compton, tán xạ Thomson, hiệu ứng quang điện và hiệu ứng tạo cặp.
Xử lý vật lý đơn giản là không quan tâm đến tán xạ kết hợp (tán xạ Thomson) và các photon
huỳnh quang từ sự hấp thụ quang điện. Nó chỉ xét đến các photon có năng lượng cao và các electron
tự do và điều quan trọng là dự đoán các hiện tượng tiếp sau như là: vị trí đặt đầu dò nơi mà tán xạ
kết hợp gần như đi thẳng.
Xử lý vật lý chi tiết bao gồm tán xạ kết hợp Thomson và tính đến các photon huỳnh quang từ
sự hấp thụ quang điện. Các thừa số hiệu chỉnh và các mô tả Compton được dùng để tính cho ảnh
hưởng của electron liên kết.
2.2.3.1. Mô hình tán xạ Compton (tán xạ không kết hợp)
Để mô hình quá trình tán xạ Compton điều cần thiết là phải xác định góc tán xạ θ (góc giữa
phương chuyển động của photon tới và photon thứ cấp), năng lượng của photon thứ cấp E’ và động
năng giật lùi của electron E - E’. Trong MCNP4C2, tiết diện tán xạ vi phân được tính theo công
thức:
μd)ν,α(K).ν,Z(Iμd)μ,α,Z(σI (2.2)
Trong đó:
- 20
α ' α ' α
K (α, ν)dμ πr μ 1 dμ
α α α
là tiết diện tán xạ vi phân tính theo công thức
Klein – Nishina. Với:
r0 = 2,817938 là bán kính electron cổ điển; μ =cosθ
α, α’ lần lượt là năng lượng của photon tới và thứ cấp được tính bằng đơn vị 0,511MeV (α =
E/mec
2) và
)μ-1(α1
α
'α
- I(Z,ν) là thừa số hiệu chỉnh (thừa số này có mặt trong quá trình xử lý chi tiết). Thừa số hiệu
chỉnh I(Z,ν) sẽ làm giảm tiết diện tán xạ vi phân Klein - Nishina (tính cho một electron) theo hướng
về phía trước đối với photon có năng lượng thấp và vật liệu có Z cao. Đối với vật liệu có Z bất kỳ,
thừa số hiệu chỉnh I(Z,ν) sẽ tăng từ I(Z,0) = 0 đến I(Z,∞) = Z. Trong đó:
μ-1κα
λ
2
θ
sin
ν
và 10
8
cm1445,29
2h
cm10
κ
Với giá trị cực đại của ν là νmax = 2κα = 41,2166α khi μ = -1
Đối với các photon nhỏ hơn 1,5 MeV công thức Klein – Nishina được lấy mẫu theo phương
pháp Kahn; còn với photon lớn hơn 1,5 MeV thì lấy mẫu theo phương pháp Koblinger.
2.2.3.2. Mô hình tán xạ Thomson (tán xạ kết hợp)
Trong tán xạ Thomson, chỉ có hướng của photon tới thay đổi, còn năng lượng của nó không
thay đổi. Để mô hình tán xạ Thomson người ta chỉ tính góc tán xạ θ và quá trình vận chuyển tiếp
theo của photon tán xạ. Trong MCNP4C2, tiết diện tán xạ vi phân được tính theo công thức:
μd)μ(T).ν,Z(Cμd)μ,α,Z(σ 2coh (2.3)
Trong đó:
- μdμ1rπ)μ(T 220 là tiết diện tán xạ vi phân Thomson, độc lập với năng lượng photon tới.
- Thừa số hiệu chỉnh )ν,Z(C2 sẽ làm giảm tiết diện tán xạ vi phân Thomson theo hướng tán
xạ ngược đối với photon có E cao và vật liệu có Z thấp. Đối với vật liệu có Z bất kỳ, thừa số hiệu
chỉnh )ν,Z(C sẽ giảm từ C(Z,0 ) = Z đến C(Z,∞) = 0. Trong đó:
μ-1κα
λ
2
θ
sin
ν
và 10
8
cm1445,29
2h
cm10
κ
Với giá trị cực đại của ν là νmax = 2κα = 41,2166α khi μ = -1
Giá trị của )ν,Z(C tại μ-1καν được nội suy từ bảng các giá trị có trong thư viện tiết diện tương
tác của chương trình MCNP4C2.
2.2.3.3. Hấp thụ quang điện
Trong hiệu ứng quang điện, năng lượng E của photon tới bị hấp thụ, phát ra một vài photon
huỳnh quang và làm bật ra một electron quỹ đạo có năng lượng liên kết e < E và truyền cho electron
động năng E − e . Trong MCNP4C2, hiệu ứng quang điện được mô tả theo một trong ba trường hợp
như sau:
(1) Không có photon huỳnh quang nào năng lượng lớn hơn 1 keV được phát ra. Trong trường
hợp này chỉ có hiện tượng các electron chuyển mức liên tiếp (cascade) để lấp đầy lỗ trống do
electron quỹ đạo bị bật ra từ hiệu ứng quang điện hoặc hiệu ứng Auger. Vì không có photon huỳnh
quang phát ra cho nên quá trình vận chuyển của photon được xem như kết thúc.
(2) Có một photon huỳnh quang năng lượng lớn hơn 1 keV được phát ra. Ở đây năng lượng
photon huỳnh quang E’ = E − (E − e)− e’= e − e’ , E là năng lượng photon tới, E − e là động năng
electron thoát, e’ là phần năng lượng kích thích dư sẽ bị tiêu tán bởi các quá trình Auger tiếp theo và
được mô hình hoá bằng mode p e của chương trình MCNP4C2. Các chuyển đổi trạng thái sơ cấp
nhờ năng lượng kích thích dư e’ sẽ đóng góp vào hiệu suất huỳnh quang toàn phần và phát ra các tia
X như Kα1, (L3K); Kα2, (L3K); Kβ’1, (MK); Kβ’1, (NK).
(3) Có hai photon huỳnh quang có thể được phát ra nếu năng lượng kích thích dư e’ trong
trường hợp (2) lớn hơn 1 keV. Electron có năng lượng liên kết e’’ có thể lấp đầy lỗ trống trên quỹ
đạo của electron có năng lượng liên kết e’ và làm phát ra photon huỳnh quang thứ hai với năng
lượng E” = e’ − e” . Đến lượt mình năng lượng kích thích dư e’’ cũng sẽ bị tiêu tán bởi các quá trình
Auger tiếp theo và được mô hình hoá bằng mode p e hoặc xấp xỉ TTB của chương trình MCNP4C2.
Các chuyển đổi trạng thái thứ cấp này xảy ra khi các electron ở những lớp cao hơn chuyển về lớp L.
Do đó các chuyển đổi trạng thái sơ cấp Kα1oặc Kα2 sẽ để lại một lỗ trống ở lớp L.
Mỗi photon huỳnh quang phát ra trong các trường hợp (2) và (3) được giả thiết là đẳng hướng
và tiếp tục vận chuyển nếu E’, E’’ > 1 keV. Các năng lượng liên kết E, E’ và E’’ phải rất gần với
mép hấp thụ tia X bởi vì tiết diện hấp thụ tia X thay đổi đột ngột tại các mép này.
2.2.3.4. Hiệu ứng tạo cặp
Hiệu ứng tạo cặp xảy ra khi photon có năng lượng E > 1,022 MeV đi ngang qua trường lực hạt
nhân. Trong MCNP4C2, hiệu ứng tạo cặp được mô tả theo một trong ba trường hợp như sau:
(1) Cặp electron - positron tạo thành sẽ tiếp tục di chuyển và mất dần năng lượng nhưng không
phát ra các photon huỷ.
(2) Cặp electron - positron tạo thành với positron có động năng nhỏ hơn năng lượng kết thúc
của electron sẽ không di chuyển và phát ra các photon huỷ.
(3) Cặp electron - positron tạo thành và phần năng lượng còn lại E − 2m0c biến thành động
năng cặp electron - positron được giữ lại tại điểm tương tác. Positron huỷ với electron tại điểm
tương tác và tạo ra hai photon có cùng năng lượng 0,511 MeV nhưng có hướng ngược nhau.
2.2.4. Các bước thực hiện quá trình mô phỏng trong MCNP:
Quá trình mô phỏng một hiện tượng vật lý trong MCNP được thực hiện như sau:
Hình 2.1. Sơ đồ các bước trong quá trình mô phỏng bằng MCNP
Phần quan trọng trong MCNP là xây dựng tệp số liệu đầu vào. Trong tệp số liệu đầu vào này
các thông tin về trúc hình học và vật liệu hệ đo, các thông số nguồn, loại hạt quan tâm, số hạt cần
gieo...được khai báo tỉ mỉ. Từ các thông số nhận được, MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân
và tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, theo dõi sự kiện lịch sử phát ra từ
nguồn cho đến hết thời gian sống của nó và ghi nhận lại.
Trong tệp số liệu đầu vào chuẩn được chia làm 3 khối: khối ô mạng, khối định nghĩa mặt và
khối dữ liệu:
- Khối ô mạng dựa trên các mặt biên, liên kết lại với nhau tạo thành và được lấp đầy bởi vật
chất đồng nhất tương ứng.
- Định nghĩa mặt là các dạng toàn phương liên kết tạo thành các ô mạng.
- Trong định nghĩa dữ liệu cần phải khai báo: nguồn, vật liệu cấu tạo các ô mạng, loại đánh
giá cần tính toán, số hạt gieo, độ quan trọng của các ô mạng.
Sau đây là cấu trúc của một tệp đầu vào:
Khối thông tin (Tùy chọn)
Tiêu đề của bài toán ( Tùy chọn)
Định nghĩa ô mạng (Cell cards)
Giới hạn bằng dòng trống
Định nghĩa mặt (Surface card)
TỆP ĐẦU VÀO
- Định nghĩa ô
- Định nghĩa mặt
- Định nghĩa vật liệu
- Mode
MCNP
- Khởi tạo
- Tính toán hình học
- Xử lý tiết diện tương tác.
- Mô phỏng các quá trình
- Xuất kết quả
TỆP ĐẦU RA
- Các bản tóm tắt kết quả
chuẩn.
- Các bản số liệu yêu cầu
truy xuất
- Các đánh giá thống kê
Giới hạn bằng dòng trống
Định nghĩa dữ liệu
Ngoài ra còn sử dụng $ (ghi chú sau câu lệnh) hoặc c (đầu dòng) để ghi chú.
2.2.5. Đánh giá phân bố độ cao xung - Tally F8
Trong luận văn này, đối tượng được quan tâm khảo sát là hiệu suất ghi của detector vì vậy cần
đánh giá phân bố độ cao xung được quan tâm.
Khi các hạt đập vào mặt đầu dò và đi vào bên trong, chúng sẽ tương tác với các nguyên tử của
các vật liệu đầu dò và được ghi nhận vào các kênh tương ứng với năng lượng tổng mà chúng đã
truyền cho đầu dò. Hiệu suất ghi của đầu dò có thể được đánh giá dựa trên phổ năng lượng xung
được chuẩn hóa trên một hạt nguồn (còn gọi là phân bố độ cao xung).
Đánh giá F8 có chức năng cho kết quả về sự phân bố năng lượng của xung được tạo ra trong ô
(cell) mô phỏng đầu dò vật lý. Nó còn cho biết sự mất mát năng lượng trong ô đó.
Đánh giá độ cao xung là tương tự với đầu dò vật lý. Các khoảng năng lượng trong F8 tương
ứng với tổng năng lượng mỗi hạt vật lý để lại trong đầu dò ở các kênh xác định.
Trong cấu hình thực nghiệm, giả sử nguồn phát ra 100 photon năng lượng 10 MeV và 10 trong
số những photon này đến được đầu dò. Tiếp theo, giả sử photon thứ nhất (và bất kỳ photon thứ cấp
của nó được tạo ra trong đầu dò) để lại 1 keV trong đầu dò trước khi rời khỏi nó, photon thứ hai để
lại 2 keV, và v..v.. cho đến photon thứ 10 để lại 10 keV. Khi đó độ cao xung ở đầu dò sẽ là 1 xung
trong khe năng lượng 1 keV, 1 xung trong khe năng lượng 2 keV, v..v.. và 1 xung trong khe năng
lượng 10 keV.
Khi đánh giá độ cao xung tương tự bằng MCNP ô nguồn được cho một khoảng năng lượng
nhân với trọng số của hạt nguồn. Nếu hạt đi ngang qua một mặt thì năng lượng nhân với trọng số
của hạt được trừ khỏi tài khoản của ô mà nó rời khỏi và được bổ sung vào tài khoản của ô mà nó đi
vào. Năng lượng là động năng của hạt cộng với 2m0c
2 = 1,022 MeV nếu hạt là positron. Ở cuối lịch
sử, tài khoản trong mỗi ô đánh giá được chia cho trọng số nguồn. Năng lượng nhận được khi đó sẽ
xác định số ghi được đặt vào khoảng năng lượng nào. Giá trị của số ghi là trọng số nguồn đối với
đánh giá F8. Giá trị này là 0 nếu không có hạt nào đi vào ô trong quá trình lịch sử của hạt.
Mặt khác đánh giá độ cao xung còn có đặc điểm khác với các đánh giá khác của MCNP: các
đánh giá F8 : P, F8 : E, F8 : P, E là tương đương nhau. Tất cả năng lượng từ các photon lẫn electron,
nếu có mặt sẽ được tính trong ô và không ưu tiên việc đánh giá nào được sử dụng.
Khi đánh giá độ cao xung được sử dụng với các khe năng lượng thì chúng ta phải lưu ý vì các
số ghi âm từ quá trình không tương tự và các số ghi 0 gây nên do hạt đi qua ô độ cao xung nhưng
không để lại năng lượng. MCNP xử lý vấn đề này bằng các đếm những sự kiện trên vào trong
khoảng 0 và khoảng epsilon để những số ghi này có thể được tách riêng ra.
Trong thực nghiệm, do ảnh hưởng của 3 hiệu ứng là giãn nở thống kê số lượng hạt mang điện,
hiệu ứng tập hợp điện tích và sự đóng góp từ nhiễu tín hiệu của hệ điện tử làm cho các khoảng
gamma thực nghiệm toàn phần có dạng đỉnh Gauss. Trong MCNP, để cho phổ mô phỏng phù hợp
với thực nghiệm, tùy chọn GEB được đưa thêm vào đi kèm với đánh giá F8. Với sự đưa thêm vào
tùy chọn GEB phổ gamma mô phỏng phù hợp tốt hơn với phổ gamma thực nghiệm. Với tùy chọn
này, trong phổ gamma mô phỏng quang đỉnh được mở rộng bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên theo
dạng hàm Gauss:
2
2
0
σ2
)EE(
e
π2σ
1
f(E)
(2.4)
Với: E là năng lượng thuộc phần mở rộng quang đỉnh, E0 là năng lượng trung tâm quang đỉnh, σ là
độ lệch chuẩn.
Đối với phổ gamma, thay cho độ lệch chuẩn độ rộng đỉnh năng lượng toàn phần tại một nửa
chiều cao cực đại: FWHM= σ35,2σ2ln22 . FWHM là một đại lượng phụ thuộc vào E. Trong
MCNP, FWHM phụ thuộc vào E được mô tả bởi công thức:
2cEEbaFWHM (2.5)
Các tham số a, b, c được xác định bằng thực nghiệm và chúng được đưa vào sử dụng trong thẻ
tùy chọn GEB có dạng như sau: FT8 GEB a b c
2.2.6. Đánh giá các sai số Monte-Carlo
Hệ chương trình MCNP sử dụng kỹ thuật đánh giá độ chính xác Monte-Carlo và MCNP đánh
giá sai số tương đối R theo công thức:
x
S
R x (2.6)
Trong đó: đại lượng
N
i
i 1
1
x x
N
là giá trị trung bình của N quá trình mô phỏng và đại lượng
2 2 2 2x 1 1S S x (x)
N N
là phương sai của x
Do đó:
1
22
x
2
S 1 x
R 1
x N (x)
(2.7)
Sai số tương đối R sẽ được tính toán sau mỗi quá trình mô phỏng Monte Carlo và in ra trong
tệp đầu ra của quá trình mô phỏng. Nó cho phép người dùng đánh giá những đóng góp khác nhau
vào kết quả truy xuất của một quá trình mô phỏng. Đối với kết quả truy xuất tốt thì R tỉ lệ với
N/1 , do đó để giảm R một nửa cần phải tăng số lịch sử lên gấp 4 lần. Tuy nhiên đối với kết quả
truy xuất có chiều hướng xấu thì R có thể tăng khi số lịch sử tăng. Để theo dõi diễn biến của kết quả
truy xuất, MCNP còn đưa ra tiêu chuẩn FOM (Figure Of Merit) sau mỗi lần truy xuất kết quả. Giá
trị của FOM được tính theo công thức:
TR
1
FOM
2
(2.8)
Trong đó: T là thời gian tính toán bằng phút.
Giá trị FOM càng lớn thì quá trình mô phỏng Monte Carlo càng hiệu quả bởi vì chỉ cần ít thời
gian tính toán cũng có thể đạt được giá trị R mong muốn. Khi N tăng thì giá trị FOM tiến đến giá trị
không đổi vì R2 tỉ lệ với 1/N và T tỉ lệ với N. Vì vậy việc sử dụng tiêu chuẩn đánh giá FOM để kiểm
tra diễn biến của kết quả truy xuất là rất cần thiết.
CHƯƠNG 3. XÂY DỰNG MÔ PHỎNG TÍNH HIỆU SUẤT
DETECTOR NHẤP NHÁY
3.1. Nguồn chuẩn
Bộ nguồn chuẩn được dùng để đo đạc thực nghiệm trong đề tài là bộ nguồn chuẩn giả điểm
RSS8EU của hãng Spectrum Techniques tại phòng Thí nghiệm vật lý hạt nhân trường Đại học Sư
phạm thành phố Hồ Chí Minh. Bộ nguồn có cấu trúc hình học đồng đều nhau gồm 8 nguồn chuẩn:
60Co, 22Na, 54Mn, 137Cs, 57Co, 133Ba, 109Cad, 65Zn. Dãy năng lượng cho phép khảo sát của của bộ
nguồn khá rộng từ năng lượng 22keV (109Cad) cho đến năng lượng 1,332 MeV (60Co) đáp ứng khá
đầy đủ cho phần thực nghiệm của đề tài.
3.1.1. Cấu
tạo của
nguồn chuẩn:
Nguồn có hình dạng đĩa trụ nhỏ gồm: vỏ bọc ngoài làm bằng plexiglas; trên vỏ có một hốc,
hoạt chất được chế tạo dạng đĩa mỏng đặt trong hốc và hốc được lấp đầy bởi expoxy. Các thông số
kĩ thuật được mô tả bên dưới đây và được thể hiện bằng hình 3.3 và hình 3.4
Hình 3.1. Bộ nguồn Bộ nguồn chuẩn RSS8EU
tại trường Đại học Sư Phạm TP HCM
Hình 3.2. Ảnh chụp nguồn chuẩn
0
.6
3
5
2.
54
0.
3
04
8
2.54
0.635
0
.2
97
0.3048
0.0127 0.0381
Đĩa plexiglas
Hốc expoxy
Hoạt chất phóng xạ
Đơn vị đo: cm
Đĩa plexiglas
Hốc expoxy
Hoạt chất phóng xạ
Đơn vị đo: cm
Hình 3.3. Mặt cắt ngang của nguồn chuẩn
Hình 3.4. Mặt cắt dọc của nguồn chuẩn
- Đường kính toàn phần: 2,54 cm 0,0254 cm
- Đường kính hoạt chất: 0,3048 cm
- Đường kính hốc expoxy: 0,635 cm 0,0254 cm
- Chiều cao toàn phần: 0,297 cm 0,038 cm
- Bề dày cửa sổ: 0,0381 cm
3.1.2. Đặc điểm của các nguồn chuẩn chuẩn sử dụng:
Nguồn
chuẩn
Đặc điểm Sơ đồ phân rã
60Co Chu kì bán rã: 5,2714 năm
Thời điểm sản xuất: tháng 1 năm 2008
Hoạt độ tại thời điểm sản xuất: 37000Bq (1μCi)
Các gamma đặc trưng phát ra khi phân rã:
+ 1173,237keV với xác xuất 99,9736%
+ 1332,501keV với xác xuất 99,9856%
22Na Chu kì bán rã: 2,602 năm
Thời điểm sản xuất:tháng 12 năm 2007
Hoạt độ tại thời điểm sản xuất: 37000Bq (1μCi)
Các gamma đặc trưng phát ra khi phân rã:
+ 511,006 keV với xác xuất 179%
+ 1274,53 keV với xác xuất 99,944%
57Co Chu kì bán rã: 271,8 ngày
Thời điểm sản xuất: tháng 12 năm 2007
Hoạt độ tại thời điểm sản xuất: 37000Bq (1μCi)
Các gamma đặc trưng phát ra khi phân rã:
+ 122,0614 keV với xác xuất 85,60%
+ 136,4743 với xác xuất 10,68%
137Ba Chu kì bán rã:10,51năm
Thời điểm sản xuất: tháng 1 năm 2008
Hoạt độ tại thời điểm sản xuất:37000Bq(1μCi)
Các gamma đặc trưng phát ra khi phân rã:
+ 80,997keV với xác xuất 34,06%
+ 276,4 keV với xác xuất 7,164%
+ 302,851 keV với xác xuất 18,33%
+ 356,013 keV với xác xuất 62,05%
+ 383,848 keV với xác xuất 8,94%
109Cad Chu kì bán rã: 463 ngày
Thời điểm sản xuất: tháng 1 năm 2008
Hoạt độ tại thời điểm sản xuất: 37000Bq (1μCi)
Các gamma đặc trưng phát ra khi phân rã:
+ 88,034 keV với xác xuất 3,61%
Các tia X đặc trưng: 22keV và 25 keV
- Nguồn chuẩn 137Cs là nguồn ẩn trong bộ nguồn chuẩn và do đó có hoạt độ không xác định
cho nên không sử dụng nguồn chuẩn này để đo thực nghiệm. Đồng vị 137Cs phát ra gamma 661,657
keV
- Nguồn chuẩn 65Zn được sản xuất vào 12/2007 có chu kì bán rã ngắn (244.3 ngày) nên tại
thời điểm khảo sát hoạt độ rất thấp không phù hợp với điều kiện thực nghiệm do đó không sử dụng
để tiến hành thực nghiệm. Đồng vị 65Zn khi phân rã phát ra gamma 1115 keV
- Nguồn chuẩn 54Mn sau khi tính toán hiệu suất thực nghiệm cho kết quả sai biệt khá lớn đối
với đường cong hiệu suất nên không lấy kết quả thực nghiệm từ nguồn chuẩn này. Đồng vị 54Mn khi
phân rã phát ra gamma 834,838 keV.
Như vậy trong luận văn này việc đo thực nghiệm sẽ được tiến hành trên 5 nguồn chuẩn 60Co,
22Na, 57Co, 133Ba, 109Cad còn thực hiện mô phỏng sẽ tiến hành sẽ tiến hành trên cả dãy năng lượng
của 8 nguồn thuộc bộ nguồn chuẩn RSS8EU.
3.2. Hệ phổ kế gamma
Hệ phổ kế Gamma Rad 76BR76 NaI(Tl) đặt tại Phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân thuộc
trường Đại học Sư Phạm Thành phố Hồ Chí Minh bao gồm các thành phần chính như sau:
(1)- Detector NaI(Tl) 3”x3”
(2)- Ống nhân quang điện
(3)- Nguồn cung cấp cao thế
(4)- Khuếch đại nhạy điện tích
(5)- Bộ lọc
(6)- Bộ chuyển đổi tương tự số
(7)- Khối xử lý xung
(8)- Khối phân tích biên độ đa kênh
(9)- Khối xử lý và lưu trữ số liệu
Ảnh chụp hệ phổ kế được trình bày trong phụ lục. Dưới đây là sơ đồ khối của hệ phổ kế
Gamma Rad 76BR76 NaI(Tl)
Hình 3.5. Sơ đồ khối hệ phổ kế gamma dùng detector NaI(Tl)[49]
Hệ phổ kế có các đặc trưng cơ bản: miền năng lượng khảo sát từ 10keV đến 3MeV (thông
thường chỉ sử dụng từ 30keV đến 3MeV), độ phân giải năng lượng <7% tại năng lượng 662keV và
<5% tại 1,33MeV, tốc độ đếm 200000cps.
3.3. Đầu dò NaI(Tl):
Các thông số chi tiết về đầu dò được cung cấp bởi nhà sản xuất (tham khảo phu lục). Đầu dò
dùng cho hệ phổ kế kí hiệu 76BR76 là đầu dò nhấp nháy NaI(Tl). Phần chính của đầu dò là tinh thể
NaI có pha một hàm lượng rất nhỏ chất hoạt hóa Tl. Tinh thể được chế tạo dạng trụ tròn có kích
thước 3 inch x 3 inch.
Hình 3.6. Mặt cắt dọc đầu dò NaI (Tl) (hình vẽ không theo đúng tỉ lệ)
Mặt trước tinh thể từ phía bên trong ra lần lượt là 3 lớp: lớp bột oxit nhôm, lớp silicon và lớp
nhôm bao bọc bên ngoài. Lớp bột oxit nhôm đóng vai trò lớp phản xạ và liên kết. Bề dày lớp bột
oxit nhôm ở phía mặt trước tinh thể là 3 mm, lớp silicon có bề dày 2 mm và lớp vỏ nhôm bên ngoài
đóng vai trò bảo vệ cho đầu dò có bề dày 1,5 mm.
Mặt bên của tinh thể từ trong ra ngoài gồm 2 lớp: lớp bột oxit nhôm và lớp nhôm bao bọc bên
ngoài. Lớp bột oxit nhôm ở mặt bên dày 2 mm; lớp nhôm vỏ ngoài có bề dày 1,5 mm.
Mặt phía sau tinh thể gắn với bản thủy tinh giới hạn bởi 2 mặt phẳng và có bề dày 6 mm. Đầu
còn lại của bản thủy tinh nối với ống nhân quang.
3.4. Xây dựng tệp đầu vào (input) cho mô phỏng hiệu suất detector
Việc xây dựng cho bài toán mô phỏng hiệu suất của detector theo năng lượng gamma bắt đầu
bằng việc xây dựng tệp số liệu đầu vào (input file). Các số liệu về kích thước vật lý, bố trí hình học,
vật liệu của hệ detector – nguồn được mô tả chi tiết trong tệp đầu vào. Bên cạnh đó, các thông tin
liên quan đến các thư viện tiết diện, loại bức xạ quan tâm và năng lượng của bức xạ, số khe năng
lượng (tương ứng số số kênh trong phổ đo thực) cũng được thể hiện cụ thể.
Trình tự các bước xây dựng một tệp số liệu đầu vào có thể tóm tắt như sau:
(1) Mô tả hình học của hệ cần mô phỏng thông qua việc chia hệ thành nhiều ô; mỗi ô có vật
liệu đồng chất, giới hạn bởi các mặt cơ bản như trụ, cầu và phẳng.
(2) Mô tả vật liệu và toàn bộ tiết diện tương tác sử dụng. Dữ liệu về tương tác photon trong
thư viện với Z từ 1 đến 94 cho phép thực hiện cả tán xạ một lần và tán xạ nhiều lần, hấp thụ quang
điện với xác suất phát huỳnh quang và tạo cặp.
1.5 mm
3.0 mm
1.
5m
m
2.0 mm
2.
0
m
m
6.0 mm
76 mm
7
6
m
m
Lớp Silicon
Lớp bột oxit nhôm
Tinh thể NaI(Tl)
Lớp thủy tinh ở
phía sau
Lớp vỏ nhôm
(3) Mô tả vị trí, hình học và đặc tính của nguồn đo
(4) Mô tả loại đánh giá (tally) cần sử dụng.
Trở lại với bài toán mô phỏng hiệu suất ghi của detector nhấp nháy của luận văn này, mô tả hình
học của hệ nguồn – đầu dò bao gồm các phần sau:
- Đầu dò
- Các vật liệu bao bọc phía trước, sau và xung quanh đầu dò
- Nguồn
- Không khí giữa nguồn và đầu dò.
Ở đây, phần hệ phổ kế từ ống nhân quang trở về sau có cấu tạo phức tạp và thiếu thông tin cung cấp
từ nhà sản xuất nên chỉ thực hiện mô phỏng đến lớp thủy tinh kết nối đầu dò với ống nhân quang
(chi tiết về cấu tạo của detector xem ở phụ lục), phần còn lại của hệ phổ kế được mô phỏng xem
như là không khí.
Với các phần như thế, hệ cần mô phỏng được chia thành các ô đồng chất giới hạn bởi các mặt
được định nghĩa trước. Mỗi ô thể hiện một thành phần của hệ đầu dò. Hệ detector – nguồn được
chia thành 10 ô (cell) cơ bản được lấp đầy bằng các vật liệu tương ứng:
Ô 1: tinh thể NaI( Tl)
Ô 2: lớp đệm nhôm oxit
Ô 3: lớp Silicon
Ô 4: lớp thủy tinh ở phía sau tinh thể
Ô 5: lớp vỏ nhôm bọc ngoài
Ô 6: không khí xung quanh detector và nguồn đo
Ô 7: đĩa plexiglas đựng hoạt chất phóng xạ
Ô 8: hốc expoxy
Ô 9: lớp hoạt chất phóng xạ (dạng đĩa phẳng)
Ô 10: phần không gian bên ngoài vùng quan tâm
Tương ứng với 10 ô ở trên cần 17 mặt khác nhau để liên kết tạo thành 10 ô với độ quan trọng
của 9 ô đầu bằng 1 và ô thứ 10 bằng 0 nghĩa là trong quá trình mô phỏng nếu có hạt nào ra ngoài
vùng không khí quan tâm xung quanh hệ detector – nguồn thì MCNP sẽ không theo dõi hạt này nữa.
Sau đó mô phỏng N hạt phát ra từ nguồn. Chúng được ngẫu nhiên hoá bằng phương pháp
Monte – Carlo theo đúng như bản chất thống kê xảy ra trong quá trình tương tác với hệ đầu dò. Tức
là có hạt bay vào và có hạt thì không. Những hạt sau khi bay vào đầu dò tiếp tục lịch sử của chúng,
chúng có thể tham gia vào các tương tác khác nhau bên trong đầu dò hoặc thoát khỏi đầu dò mà
không chịu tương tác nào. Tất cả các sự kiện này đều được ghi nhận theo xác suất tương ứng của
chúng.
Hình 3.7. Mặt cắt dọc của hệ nguồn - đầu dò- buồng
chì ở khoảng cách 5cm vẽ bằng MCNP4C2
Hình 3.8. Mặt cắt dọc của nguồn
chuẩn vẽ bằng MCNP4C2
Vì đối tượng khảo sát là hiệu suất ghi của detector nên đánh giá phân bố độ cao xung F8 được
sử dụng. Với đánh giá này, các hạt bay vào đầu dò, tương tác với vật chất đầu dò và được chương
trình ghi nhận vào các kênh năng lượng tương ứng với năng lượng mà chúng truyền cho đầu dò.
Thống kê số đếm tại các kênh tương ứng với năng lượng quan tâm ta thu được số tia gamma ứng
với năng lượng đó đã được đầu dò ghi nhận. Để việc mô phỏng hệ đo giống với thực nghiệm, các
khe năng lượng được chia thành 8192 khe tương ứng với 8192 kênh của hệ phổ kế.
Trong quá trình mô phỏng “mode p” được sử dụng. Đối với mode p quá trình tương tác của
electron với vật chất được mô phỏng theo mô hình gần đúng TTB (thick target bremsstrahlung) của
chương trình MCNP4C2. Với mode p được sử dụng thì MCNP sẽ áp dụng xử lý vật lý chi tiết cho
đến 10MeV trong đó đã bao hàm khoảng năng lượng khảo sát trong luận văn này.
Các tham số của tùy chọn GEB đi kèm theo đánh giá F8 được xác định bằng việc làm khớp
các số liệu thực nghiệm theo dạng: 2cEEba FWHM và thu được kết quả:
a = - 0,00736 ± 0.00101
b = 0,04966 ± 0.00247
c = 0,27789 ± 0.08009
Trong việc làm khớp các giá trị a, b, c cho detector nhấp nháy NaI(Tl) 76BR76 còn mắc phải
sai số khá lớn vì các trị thực nghiệm không thay đổi đều đặn và các FWHM của các giá trị năng
lượng thấp (đồng vị 133Ba và 57Co) có được từ việc tách các đỉnh chập còn chứa sai số.
Khi mô phỏng dạng GEB cho đồng vị 133Ba và 57Co sẽ xảy ra hiện tượng chập đỉnh, để giải
quyết vấn đề này buộc ta phải tiến hành tách đỉnh chập và do đó sẽ mắc sai số; sai số này là điều
không mong muốn. Để tránh điều này, trong luận văn việc mô phỏng hiệu suất detector sẽ tiến hành
theo dạng vạch. Hơn nữa, hiệu suất tính theo dạng GEB và dạng vạch là tương đương nhau. Việc sử
dụng tùy chọn GEB là thật sự cần thiết khi mà hàm đáp ứng của detector được quan tâm.
Để sai số tương đối của hiệu suất là dưới 1%, việc mô phỏng với số lịch sử hạt cỡ 108 hạt.
3.5. Khảo sát khả năng mô phỏng của tệp đầu vào
Trước khi sử dụng mô hình mô phỏng để khảo sát hiệu suất của detector, ta sẽ tiến hành xem
xét sự phù hợp của chương trình mô phỏng vừa được xây dựng. Ở phần này, ta sẽ đối chiếu dạng
hàm đáp ứng thu được từ thực nghiệm với hàm đáp ứng mô phỏng để có thể kết luận về khả năng
mô phỏng của tệp đầu vào.
Dưới đây là hình vẽ các phổ mô phỏng và phổ thực nghiệm (đã trừ phông môi trường) của các
đồng vị 60Co, 57Co và 133Ba. ( Trong đó: đường màu xanh biểu diễn phổ thực nghiệm, đường màu
đỏ biểu diễn phổ mô phỏng và các phổ được biểu diễn theo giai đo thông thường)
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
0.000 0.200 0.400 0.600 0.800 1.000 1.200 1.400 1.600
Năng lượng (MeV)
S
ố
đ
ếm
Hình 3.9. Phổ thực nghiệm và phổ mô phỏng của đồng vị 60Co ở khoảng cách 10cm
0
1000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
9000
0 0.02 0.04 0.06 0.08 0.1 0.12 0.14 0.16 0.18
S
ố
đ
ế
m
Năng lượng (MeV)
Hình 3.10. Phổ thực nghiệm và phổ mô phỏng của đồng vị 57Co ở khoảng cách 10cm
050000
100000
150000
200000
250000
0 500 1000 1500 2000 2500 3000
S
ố
đ
ế
m
Năng lượng (MeV)
Hình 3.11. Phổ thực nghiệm và phổ mô phỏng của đồng vị 133Ba ở khoảng cách đo 10cm
So sánh phổ mô phỏng và phổ thực nghiệm của đồng vị 60Co ta thấy, phổ mô phỏng phù hợp
tốt với thực nghiệm ở vùng năng lượng cao ( trên 400 keV). Ở vùng năng lượng thấp (dưới 400
keV) phổ mô phỏng thấp hơn phổ thực nghiệm. Ở vùng năng lượng rất thấp sự khác biệt là rất lớn;
nguyên nhân của sự khác biệt này có thể là do sự ảnh hưởng đáng kể của phông môi trường (thực
nghiệm được khảo sát mà không có sự che chắn nào, trong khi đó phông môi trường là rất lớn ở
vùng năng lượng thấp) và các hiệu ứng thứ cấp cũng như các nhiễu của detector ở vùng năng lượng
này mà chương trình mô phỏng chưa xác định được vì tính phức tạp của chúng.
Tuy nhiên từ cả 3 hình vẽ ta thấy rằng dạng phổ ở vùng đỉnh năng lượng toàn phần của phổ
mô phỏng là phù hợp với dạng phổ thực nghiệm. Điều này cho thấy chương trình có hiệu lực tốt
trong việc sử dụng để đánh giá hiệu suất đỉnh của đầu dò.
CHƯƠNG 4. KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM VÀ MÔ PHỎNG
Sau khi xây dựng tệp đầu vào, bước kế tiếp là thực hiện chạy chương trình với dãy năng lượng
của bộ nguồn chuẩn và thu kết quả hiệu suất mô phỏng. Song song với mô phỏng bằng máy tính,
các đo đạc thực nghiệm cũng được tiến hành với các nguồn chuẩn và cho bộ kết quả hiệu suất thực
nghiệm. Việc mô phỏng và đo đạc thực nghiệm được tiến hành ở các khoảng cách 5cm, 10cm và
15cm. Trong chương này sẽ kết quả thu được từ mô phỏng và thực nghiệm sẽ được trình bày và so
sánh với nhau và từ đó rút ra các kết luận và các định hướng nghiên cứu.
4.1. Dữ liệu thực nghiệm
Trong đề tài này kết quả thực nghiệm được tiến hành đo đạc trên 5 nguồn chuẩn 60Co, 22Na,
57Co, 133Ba, 109Cad. Các nguồn chuẩn được đặt đồng trục với detector tại các khoảng cách 5cm,
10cm, 15cm. Vì hạn chế cơ sở vật chất, việc đo đạc được thực hiện trong điều kiện không có sự che
chắn cho nên sự đóng góp của phông môi trường rất lớn.
Quá trình xử lý phổ thực nghiệm để thu diện tích đỉnh cũng gặp nhiều khó khăn do nhược
điểm phân giải năng lượng kém của detector nhấp nháy. Phổ năng lượng của 57Co có sự chồng chập
của đỉnh 122 keV với đỉnh 136 keV (xem phụ lục); phổ năng lượng của 133Ba có sự chồng chập
phức tạp của 4 đỉnh 276 keV, 303 keV, 356 keV, 384 keV (xem phụ lục). Việc thu diện tích đỉnh
được thực hiện bằng cách tách đỉnh chập với phần mềm Origin phiên bản 7.5. Việc tách các đỉnh
chập được thực hiện nghiêm túc theo trình tự làm trơn phổ, trừ phông rồi tách đỉnh chập bằng phần
mềm Origin, tuy nhiên vẫn không thể tách triệt để được và mắc phải các sai số.
Các diện tích đỉnh của các đồng vị còn lại được xác định bằng chương trình xử lý phổ đi kèm
theo hệ phổ kế do nhà sản xuất cung cấp.
Kết quả thực nghiệm ở các khoảng cách:
Năng
lượng
(keV)
Diện tích
đỉnh
Sai
số
(%)
Năng
lượng
(keV)
Diện tích
đỉnh
Sai
số
(%)
Năng
lượng
(keV)
Diện tích
đỉnh
Sai
số
(%)
88 251684 0,48 88 131698 0,97 88 33778 3,01
122 1180061 5,19 122 521768 5,37 122 354435 5,62
136 123093 6,70 136 60172 8,19 136 42484 10,43
276 549386 5,64 276 491451 5,82 276 256415 6,38
302 1382850 5,28 302 1205273 5,37 302 623231 5,61
356 4449763 5,10 356 3940650 5,11 356 2111187 5,18
384 574220 5,64 384 423173 5,89 384 229632 6,43
511 14918251 0,03 511 4843140 0,05 511 3190164 0,06
1173 3757092 0,07 1173 1730855 0,10 1173 1179269 0,12
1275 3523526 0,06 1275 1177398 0,10 1275 819062 0,12
1333 3414666 0,06 1333 1582810 0,09 1333 1053929 0,11
Bảng 4.1. Diện tích đỉnh
tại các giá trị năng lượng
ở khoảng cách 5cm
Bảng 4.2. Diện tích đỉnh
tại các giá trị năng lượng
ở khoảng cách 10 cm
Bảng 4.3. Diện tích đỉnh
tại các giá trị năng lượng ở
khoảng cách 15 cm
4.2. So sánh hiệu suất mô phỏng và hiệu suất thực nghiệm
Hiệu suất thực nghiệm là hiệu suất đỉnh được định nghĩa:
t.y.A
S
ε đ
Trong đó:
Sđ: số đếm đỉnh toàn phần đã trừ phông và hiệu chỉnh thời gian chết
A: hoạt độ của nguồn phóng xạ ở thời điểm đang đo (tính theo Bq)
y: xác suất phát gamma; và t - thời gian đo (s)
Hiệu suất mô phỏng có được từ việc thu kết quả chạy chương trình MCNP với tệp đầu vào đã
xây dựng.
Trong phần này ta sẽ so sánh các kết quả hiệu suất mô phỏng với các với các hiệu suất thực
nghiệm tại một số giá trị năng lượng mà thực nghiệm có thể thực hiện được.
Dưới đây là các bảng so sánh hiệu suất thực nghiệm và mô phỏng và các đường cong hiệu suất
ở các khoảng cách 5cm, 10cm và 15cm
So sánh hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 5 cm:
Năng lượng
(keV)
Hiệu suất thực
nghiệm εtn
Sai số thực
nghiệm(%)
Hiệu suất mô
phỏng εmp
Sai số mô
phỏng (%)
Tỉ số
tn
mp
ε
ε
81 ─ ─ 0,04081 0,051 ─
88 0,05086 2,06 0,04663 0,047 0,917
122 0,06088 5,56 0,05387 0,044 0,885
136 0,05090 6,99 0,05378 0,044 1,057
276 0,04637 5,99 0,04308 0,049 0,929
302 0,04559 5,65 0,04072 0,051 0,893
356 0,04334 5,47 0,03647 0,053 0,841
384 0,03881 5,98 0,03447 0,055 0,888
511 0,02911 2,09 0,02741 0,061 0,942
662 ─ ─ 0,02049 0,086 ─
834 ─ ─ 0,01809 0,089 ─
1115 ─ ─ 0,01431 0,091 ─
1173 0,01263 2,00 0,01358 0,071 1,075
1275 0,01231 2,00 0,01288 0,075 1,046
1333 0,01148 2,00 0,01225 0,084 1,067
Bảng 4.4. Hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 5cm
Hình 4.1. Đường cong hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 5cm theo thang đo
logarithm (các đường cong được làm khớp theo hàm đa thức bậc 4)
So sánh hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 10 cm:
Năng lượng
(keV)
Hiệu suất thực
nghiệm εtn
Sai số thực
nghiệm(%)
Hiệu suất mô
phỏng εmp
Sai số mô
phỏng (%)
Tỉ số
tn
mp
ε
ε
81 ─ ─ 0,01465 0,083 ─
88 0,01887 2,23 0,01663 0,078 0,881
122 0,02260 5,73 0,01919 0,073 0,849
136 0,02089 8,43 0,01925 0,073 0,921
276 0,01797 6,16 0,01630 0,079 0,907
302 0,01722 5,73 0,01552 0,081 0,901
356 0,01663 5,49 0,01409 0,085 0,847
384 0,01240 6,22 0,01339 0,087 1,080
511 0,01158 2,09 0,01083 0,097 0,935
662 ─ ─ 0,00879 0,107 ─
834 ─ ─ 0,00727 0,118 ─
1115 ─ ─ 0,00580 0,132 ─
1173 0,00521 2,00 0,00556 0,135 1,067
1275 0,00504 2,00 0,00522 0,139 1,036
1333 0,00477 2,00 0,00503 0,141 1,055
Bảng 4.5. Hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 10 cm
Hình 4.2. Đường cong hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 10 cm theo thang đo
logarithm (các đường cong được làm khớp theo hàm đa thức bậc 4)
So sánh hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 15 cm:
Năng lượng
(keV)
Hiệu suất thực
nghiệm εtn
Sai số thực
nghiệm(%)
Hiệu suất mô
phỏng εmp
Sai số mô
phỏng (%)
Tỉ số
tn
mp
ε
ε
81 ─ ─ 0,007224 0,118 ─
88 0,009276 3,62 0,008176 0,111 0,881
122 0,011224 5,97 0,009530 0,103 0,849
136 0,010783 10,62 0,009530 0,103 0,884
276 0,009438 6,69 0,008406 0,110 0,891
302 0,008960 5,96 0,008043 0,112 0,898
356 0,008966 5,55 0,007355 0,117 0,820
384 0,006769 6,73 0,007007 0,120 1,035
511 0,006195 2,09 0,005716 0,133 0,923
662 ─ ─ 0,004682 0,146 ─
834 ─ ─ 0,003883 0,161 ─
1115 ─ ─ 0,003117 0,179 ─
1173 0,002904 2,00 0,002985 0,183 1,028
1275 0,002849 2,00 0,002803 0,189 0,984
1333 0,002595 2,00 0,002705 0,193 1,042
Bảng 4.6. Hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 15cm
Hình 4.3. Đường cong hiệu suất mô phỏng và thực nghiệm ở khoảng cách 15cm theo thang đo
logarithm (các đường cong được làm khớp theo hàm đa thức bậc 4)
Nhận xét:
Từ bảng các bảng so sánh và các đường cong hiệu suất ta thấy:
- Có sự phù hợp giữa đường cong hiệu suất mô phỏng và đường cong hiệu suất thực nghiệm:
hiệu suất tăng nhanh theo năng lượng tia gamma ở vùng năng lượng dưới 100 keV và đạt cực đại
trong khoảng năng lượng 120 keV - 150 keV, sau đó khi năng lượng tia gamma tăng lên nữa thì
hiệu suất giảm dần. Quy luật này là phù hợp lý thuyết và các nghiên cứu về hiệu suất của detector
nhấp nháy, cho thấy sự hợp lý của chương trình mô phỏng.
- Ở vùng năng lượng cao (trên 500 keV), giá trị hiệu suất mô phỏng phù hợp khá tốt với thực
nghiệm; tại vùng năng lượng này giá trị hiệu suất mô phỏng cao hơn giá trị hiệu suất thực nghiệm.
Khi khoảng cách nguồn đến detector tăng lên sự sai biệt giữa mô phỏng và thực nghiệm cũng giảm
xuống. Điều này có thể giải thích là do khi đo đạc ở khoảng cách xa, các tia gamma bức ra từ nguồn
bớt loe ra và các chớp sáng nhấp nháy được tạo ra ở phần rìa tinh thể ít đi dẫn tới sự giảm hiện
tượng các nhấp nháy sáng thoát ra ngoài tinh thể mà không truyền đến ống nhân quang; hơn nữa lớp
hoạt chất phóng xạ của nguồn chuẩn có thể khác biệt so với dạng đĩa trong mô phỏng, ở khoảng
cách càng xa sự tương đồng giữa lớp hoạt chất mô phỏng và thực tế càng tốt.
- Tại các giá trị năng lượng thấp (dưới 500 keV) sự sai biệt giữa mô phỏng và thực nghiệm là
khá lớn (lên đến hơn 15% ở khoảng cách 5cm và 18% ở khoảng cách 15cm), hiệu suất thực nghiệm
ở vùng này cao hơn hiệu suất mô phỏng. Có thể giải thích cho sự tăng cao của hiệu suất thực
nghiệm so với hiệu suất mô phỏng ở vùng năng lượng này bởi các lí do. Vùng năng lượng này là
vùng nhạy của detector và do đó các nhiễu ở vùng cũng rất lớn và đóng góp đáng kể vào số đếm.
Bên cạnh đó, phông tự nhiên ở vùng năng lượng này là rất lớn làm ảnh hưởng đến số đếm và cũng
làm tăng thêm lượng tạp âm. Tạp âm nhiệt của ống nhân quang và các xung tạp âm so sự ion hóa
các nguyên tử hay phân tử bởi chùm electron thứ cấp bên trong ống nhân quang cũng là một lí do
dẫn đến sự tăng số đếm ghi nhận được. Thêm vào đó, các sai số do sự tách đỉnh chập cũng có thể là
một nguyên nhân.
Kết luận:
Quy luật thay đổi của đường cong hiệu suất mô phỏng cho thấy sự phù hợp của chương trình
mô phỏng trong việc khảo sát hiệu suất detector. Trong quá trình khảo sát, sự sai khác đường cong
hiệu suất thực nghiệm và mô phỏng làm nảy sinh những vấn đề đáng quan tâm. Trong việc tìm lời
giải xác đáng cho các vấn đề này các nghiên cứu tiếp theo cần được thực hiện:
- Khảo sát điện thế hoạt động tối ưu của ống nhân quang.
- Khảo sát hệ số nhân của ống nhân quang theo nhiệt độ.
- Tiến hành đo đạt có che chắn buồng chì để đánh gia sự ảnh hưởng của phông môi trường.
- Nghiên cứu nâng cao hiệu quả tách đỉnh chập bằng phương pháp mô phỏng.
KẾT LUẬN CHUNG
Phương pháp mô phỏng nổi bật lên như là một công cụ đắc lực để giải quyết các vấn đề hóc
búa trong nghiên cứu gặp phải mà vì các lý do khác nhau mà ta không thể giải quyết được trong
thực tế, ý nghĩa phương pháp mô phỏng của còn thể hiện ở chỗ phương pháp này xây dựng các mô
hình khảo sát làm định hướng cho việc nghiên cứu. Thông qua việc thực hiện luận văn, người thực
hiện đã bước đầu tiếp cận và áp dụng phương pháp nghiên cứu khoa học này - phương pháp mô
phỏng Monte Carlo.
Với mục tiêu học tập phương pháp nghiên cứu khoa học mới và nâng cao hiệu quả sử dụng
detector nhấp nháy, luận văn đã đạt được các kết quả sau:
- Mô hình hóa và tính toán hiệu suất mô phỏng đối với detector nhấp nháy NaI(Tl) của phổ
kế Gamma Rad 76BR76 đặt tại Phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân thuộc trường Đại học Sư Phạm
Thành phố Hồ Chí Minh bằng chương trình MCNP4C2
- Xây dựng đường cong hiệu suất theo năng lượng mô phỏng và đường cong hiệu suất theo
năng lượng thực nghiệm. Đường cong hiệu suất mô phỏng cho thấy sự phù hợp với lý thuyết và các
nghiên cứu đã có về hiệu suất của detector nhấp nháy
- Khảo sát so sánh hiệu suất mô phỏng với hiệu suất thực nghiệm. Kết quả khảo sát cho thấy
hiệu suất mô phỏng phù hợp với hiệu suất thực nghiệm ở vùng năng lượng trên 500 keV và còn ở
vùng năng lượng dưới 500 keV hiệu suất thực nghiệm có giá trị cao hơn mô phỏng. Việc so sánh và
giải thích kết quả so sánh định hướng đến nhiều nghiên cứu mới góp phần nâng cao hiệu quả sử
dụng detector.
Do điều kiện thực nghiệm còn thiếu thốn, khả năng và hiểu biết có giới hạn của người thực
hiện, luận văn còn mắc phải khá nhiều hạn chế:
- Chưa quan tâm đúng mức đến các nhiễu của ống nhân quang điện cũng như chưa khảo sát
điện thế tối ưu của detector.
- Chưa thực hiện được tách đỉnh phổ chập một cách triệt để có thể thu được các giá trị thực
nghiệm thật tin cậy ở vùng năng lượng thấp (dưới 500 keV) để từ đó có thể đánh giá thật xác đáng
các kết quả mô phỏng.
- Chưa thiết lập được điều kiện thực nghiệm tốt nhất – che chắn hệ đo để giảm nhiễu môi
trường. Từ đó cũng chưa có sự quan tâm đúng mức đến các sai số do môi trường gây ra.
- Việc thực hiện mô phỏng hoàn toàn dựa trên các thông số kĩ thuật mà nhà sản xuất đưa ra
mà chưa quan tâm đến việc hiệu chỉnh các thông số này như: bề dày lớp chết, các sai số của các
thông số kĩ thuật…
Các đề xuất nghiên cứu tiếp theo:
- Khảo sát điện thế hoạt động tối ưu của detector.
- Khảo sát hệ số nhân của ống nhân quang theo nhiệt độ để có thể đánh giá tạp âm nhiệt của
ống nhân quang.
- Nghiên cứu hiệu suất trong điều kiện có che chắn và tiến hành thực hiện mô phỏng khảo sát
hàm đáp ứng của detector, từ đó phục vụ cho việc nâng cao hiệu quả tách đỉnh chập trong phổ
gamma.
- Nghiên cứu các vấn đề hiệu chỉnh các thông số kĩ thuật của detector như bề dày lớp chết và
sự ảnh hưởng đến hiệu suất vào các yếu tố khác khoảng cách, hình học mẫu…
TÀI LIỆU THAM KHẢO
Tiếng Việt
[1] Trần Khắc Ân, Cao Văn Chung, Trần Văn Hùng (2007), “Sử dụng code MCNP4C xác định vị
trí liều cực tiểu trong thùng hàng ở các tỷ trọng hàng chiếu khác nhau phục vụ công tác vận hành
máy chiếu xạ STSV-Co60/B tại trung tâm nghiên cứu và triển khai công nghệ bức xạ”, Báo cáo
Hội nghị Khoa học và Công nghệ Hạt nhân toàn quốc lần thứ VII, Đà Nẵng, trang 39.
[2] Võ Xuân Ân (2008), “Mô phỏng phổ hạt nhân phóng xạ bằng phương pháp Monte Carlo”, Luận
án tiến sĩ, ĐH. Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[3] Nguyễn Minh Cảo (2007), “ Giáo trình Detector các hạt cơ bản”.
[4] Trần Phong Dũng, Châu Văn Tạo, Nguyễn Hải Dương (2005), “Phương pháp ghi bức xạ ion
hóa”, Nhà xuất bản Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh.
[5] Ngô Quang Huy (2006), “Cơ sở vật lý hạt nhân”, Nhà Xuất Bản Khoa Học và Kỹ Thuật.
[6] 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 HPGe 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.
[7] 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.
[8] Võ Văn Hoàng (2004), "Mô phỏng trong vật lý", Nhà Xuất Bản Đại Học Quốc Gia TP. Hồ Chí
Minh.
[9] Trần Ái Khanh (2007), “ Khảo sát hiệu suất của detector HPGe với hình học mẫu lớn bằng
phương pháp Monte Carlo”, Luận văn thạc sĩ vật lý, ĐH. Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[10] Trương Thị Hồng Loan (2010), “Mô phỏng Monte Carlo một số bài toán trong vật lý hạt
nhân”, Luận án tiến sĩ, ĐH. Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[11] Trương thị Hồng Loan, Mai Văn Nhơn, Đặng Nguyên Phương, Trần Ái Khanh và Trần Thiện
Thanh (2007), “Mô phỏng Monte Carlo đường cong hiệu suất đỉnh của đầu dò HPGe trong hệ
phổ kế gamma môi trường sử dụng chương trình MCNP4C2”, Tạp chí phát triển Khoa học
&Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 10, số 5, trang 33-40.
[12] Đặng Nguyên Phương (2006), “Khảo sát dường cong hiệu suất của đầu dò HPGe bằng chương
trình MCNP”, Khóa luận tốt nghiệp đại học, ĐH. Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[13] Trần Thiện Thanh (2007), “ Hiệu chỉnh trùng phùng tổng trong hệ phổ kế gamma sử dụng
chương trình MCNP”, Luận văn thạc sĩ vật lý, ĐH. Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh.
[14] Hồ Hữu Thắng, Nguyễn Xuân Hải, Trần Tuấn Anh, Nguyễn Kiên Cường (2007), “Ứng dụng
MCNP4C2 xác định cấu hình che chắn tối ưu cho hệ phổ kế cộng biên độ các xung trùng
phùng”, Báo cáo Hội nghị Khoa học và Công nghệ Hạt nhân toàn quốc lần thứ VII, Đà Nẵng,
trang 55.
Tiếng Anh
[15] Beattie R.J.D. and Byrne J. (1972), "A Monte Carlo Program for Evaluating the Response of a
Scintillation Counter to Monoenergetic Gamma Rays", Nucl. Instrum. Methods., 104 163-168.
[16] Belluscio M., de Leo R., Pantaleo A. and Vox A. (1974), "Efficiencies and Response Functions
of NaI(Tl) Crystals for Gamma Rays from Thick Disk Sources", Nucl. Instrum. Methods., 118
553-563.
[17] Ceùsar Marques Salgado, Claudio C. Conti and Paulo H.B. Becker (2006), "Determination of
HPGe Detector Response using MCNP5 for 20-150 keV Xrays", Appl. Rad. and Isot., 64 700-
705.
[18] Briesmeister J.F., Ed. (2001), “MCNP4C2- Monte Carlo N-particle Transport Code System”,
Los Alamos National Laboratory, LA-13709-M.
[19] Debertin K. and Helmer R.G. (1988), “Gamma And X-Ray Spectrometry With Semiconductor
Detector”, Amsterdam, North-Holland.
[20] Hayez H. H. Al-Ghorabie (2003), “The use of the EGS4 simulation code to evaluate the
response of NaI(Tl) detector for photons in the energy range <300 keV”, Umm Al-Qura Univ. J.
Sci. Med. Eng. Vol 15, No.2, pp.81-93.
[21] García-Talavera M., Neder H., Daza M.J. and Quintana B. (2000), "Towards a Proper
Modeling of Detector and Source Characteristics in Monte Carlo Simulations", Appl. Rad. and
Isot., 52 777-783.
[22] Ghanem S.A. (2000), "Monte Carlo Calculations of the Response Features for NaI Detectors",
Appl. Rad. and Isot., 53 877-880.
[23] Grosswendt B. (1974), "Berechnung der Elektronen-Bremsstrahlspektren in NaJ, CsJ, Si und
Ge", Nucl. Instrum. Methods., 116 97-104.
[24] Grosswendt B. and Waibel E. (1975), "Determination of Detector Efficiencies for Gamma Ray
Energies up to 12 MeV", Nucl. Instrum. Methods., 131 143-156.
[25] Gardner R.P. and Doster J.M. (1982), “Treatment of the Si(Li) detector response as a
probability density function”, Nucl. Instr. and Meth., 198 381-390.
[26] Hashem Miri Hakimabad, Hamed Panjeh, Alireza Vejdani-Noghreiyan (2007), “Nonlinear
Response Function of a 3×3 in. NaI Scintillation Detector”, Asian J. Exp. Sci., Vol. 21, No. 1,
2007, 1-12
[27] 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
[28]. He T., Gardner R.P. and Verghese K. (1990), “An improved Si(Li) detector response
function”, Nucl. Instr. and Meth. , A299 354-366.
[29] R. L. Heath (1997), “ Sciltillation Spectrometry”, γ – ray Spectrometry Center, Ihado National
Engineering & Environmental Laboratory
[30] R. L. Heath (1998), “ Gamma - Ray Spectrum Catalogue Ge and Si Detector spectra, Fourth
Edition”, γ – ray Spectrometry Center, Ihado National Engineering & Environmental Laboratory
[31] Hoover A.S. (2007), “Characterization of the virtual point detector effect for coaxial HPGe
detectors using Monte Carlo simulation”, Nucl. Instr. and Meth., A572 839-843.
[32] Hurtado S., García - Leoùn M. and García - Tenorio R. (2004), "Monte Carlo Simulation of the
Response of a Germanium Detector for Low-level Spectrometry Measurements using
GEANT4", Appl. Rad. and Isot., 61 139- 143
[33] Hu-Xia Shi, Bo-Xian Chen, Ti-Zhu Li, Di Yun (2002), “Precise Monte Carlo simulation of
gamma ray response functions for an NaI(Tl) detector”, Appl. Radiat. Isot., 57 517-524.
[34] Huy N.Q., Binh D.Q., An V.X. (2007), “Study on the increase of inactive germanium layer in a
high purity germanium detector after a long time operation applying MCNP code”, Nucl. Instr.
and Meth., A573 384-388
[35] Knoll G.F. (1999), “Radiation Detection and Measurement, Third Edition”, John Wiley & Sons,
Inc., New York
[36] Martin Schlager (2007), “Precise modelling of coaxial germanium detectors in preparation for
a mathematical calibration”, Nucl. Instr. and Meth., A580 137-149
[37] N. Ghal-Eh, G.R. Etaati and M. Mottaghian (2010), “Monte Carlo Simulation of Inorganic
Scintillators Response to Gamma Rays: A Comparative Study”, World Appl. Sci. J., 8 (6): 784-
788
[38] Orion and L. Wielopolski (2000), “Response Function of the BGO and NaI(Tl) Detectors
Using Monte Carlo Simulations”, IN VIVO BODY COMPOSITION STUDIES Annals of the New
York Academy of Science, 904: 271-5
[39] Peterman B.F., Hontzeas S. and Rystephanick R.G. (1972), "Monte Carlo Calculations of
Relative Efficiencies of Ge(Li) Detectors", Nucl Instrum. Methods., 104 461-468.
[40] Rieppo R. (1976), “Monte Carlo Calculation of the Self Absorption of gamma rays in a
Volume Shaped Source Connecting a Face – Type and a Well – Type NaI- Detector” ,
International Journal of Applied Radiation and Isotopes, 27, p. 605-607.
[41] Robin P. Gardner *, Avneet Sood (2003), “A Monte Carlo simulation approach for generating
NaI detector response functions (DRFs) that accounts for non-linearity and variable flat
continua”, Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. B 213 (2004) 87–99
[42] Sánchez F., Navarro E., Ferrero J.L., Moreno A. and Roldán C., Baeza A. and Paniagua J.
(1991), “A Monte Carlo based method of including gamma self absorption for the analysis of
environmental samples”, Nucl. Instr. and Meth. B61 535-540
[43] Sima O. and Dovlete C. (1997), “Matrix Effects in the Activity Measurement of Environmental
Samples – Implementation of Specific Corrections in a Gamma ray Spectrometry Analysis
Program”, Appl. Radiat. Isot., Vol. 48, No. 1, p. 59-69
[44] Snyder B.J. and Knoll G.F. (1966), "Calculated Gamma Ray Photofractions for Well-Type
Scintillation Detectors", Nucl. Instrum. Methods., 40 261-266.
[45] 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.
[46] Yoo G.H., Chunand K.J., Ha S.H. (2001), “Measurement of Gamma ray spectra with HPGe
detector and Unfolding of the Spectra with EGS4 code Using Monte Carlo Simulations”,
Department of Electrical Engineering, Daebul University, Chonnam, Korea.
[47] Vidmar T., Korun M., Likar A., cicMartin
R. (2001), “A semi-empirical model of the
efficiency curve for extended sources in gamma-ray spectrometry”, Nucl. Instr. and Meth. A470
533-547.
[48] X-5 Monte Carlo Team (2005), “MCNP5 - Monte Carlo N-Particle Transport Code System”,
Los Alamos National Laboratory, LA-UR-03-1987.
[49]
Phụ lục 1. Bố trí thí nghiệm
Hình PL.1. Bố trí thí nghiệm
Phụ lục 2. Phổ đo thực nghiệm của đồng vị 57Co và 133Ba
Hình PL.2. Phổ đo của đồng vị 57Co ở
khoảng cách 10cm
Hình PL.3. Phổ đo của đồng vị 133Ba ở
khoảng cách 10cm
Phụ lục 3. Thông tin về detector
Hình PL.4. Bản vẽ mặt cắt dọc của detector 76BR76 NaI(Tl)
Các file đính kèm theo tài liệu này:
- LVVLVLNT010.pdf