0
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
___________________
TRẦN TUẤN ANH KỸ THUẬT ĐO NƠTRON TRUYỀN QUA TRONG
NGHIÊN CỨU SỐ LIỆU HẠT NHÂN VÀ ỨNG DỤNG

CHUYÊN ĐỀ NGHIÊN CỨU SINH
NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
1. PGS. TS. VƯƠNG HỮU TẤN
2. TS. PHẠM ĐÌNH KHANG ĐÀ LẠT – 2012

1
MỤC LỤC
MỞ ĐẦU 2
CHƯƠNG 1 3
TỔNG QUAN 3
1.1. Đo tiết diện nơtron toàn phần bằng phương pháp đo nơtron truyền qua 3

nhân, đặc biệt là các lò phản ứng nơtron nhanh - một loạt lò phân hạch của tương
lai vì rằng năng lượng nơtron trung bình của các lò này là nằm ở vùng năng lượng
keV. Xét về mặt nghiên cứu vật lý hạt nhân cơ bản thì phép đo tiết diện nơtron
toàn phần phụ thuộc vào năng lượng cũng là một trong các phương pháp xác định
hàm lực đối với các nơtron sóng s, p, d. Kỹ thuật phin lọc nơtron trên lò phản ứng
cho phép nhận được các dòng nơtron chuẩn đơn năng trong dải keV với cường độ
cao hơn so với máy phát nơtron, vì vậy đây là một công cụ rất đắc lực trong nghiên
cứu hạt nhân cơ bản.
Kỹ thuật đo nơtron truyền qua được áp dụng để đo tiết diện nơtron toàn phần
trên các dòng nơtron phin lọc, xác định chỉ số Hydro (Hydrogen Index) trong các
mẫu khung đá dầu khí, kiểm soát dòng nơtron để hiệu chính sự thăng giáng của
thông lượng nơtron trong quá trình chiếu mẫu, đo và chuẩn liều nơtron trong lĩnh
vực an toàn bức xạ, các thí nghiệm về vật lý nơtron phục vụ cho tính toán che chắn
bảo vệ an toàn bức xạ. 3
CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN
1.1. Đo tiết diện nơtron toàn phần bằng phương pháp đo nơtron truyền qua
Trên Hình 1.1 là sơ đồ thí nghiệm đo tiết diện nơtron toàn phần theo phương
pháp đo nơtron truyền qua [1].Hình 1.1: Sơ đồ nguyên lý thí nghiệm đo nơtron truyền qua.
Nếu ta đặt một mẫu vật là một bản phẳng trên dòng nơtron được chuẩn trục tốt
thì một số nơtron sẽ bị hấp thụ tại các hạt nhân của mẫu. Từ N

σ
0
0
−
==
(1.2)
Từ đó:






=
Txn
t
1
ln
1
0
σ
(1.3)
Vì số đếm của đầu dò tỷ lệ với số nơtron đi vào đầu dò nên có thể xác định độ
truyền qua của mẫu thông qua tỷ số giữa số nơtron truyền qua trong trường hợp có
mẫu và không có mẫu mà không qua tỷ số các giá trị tuyệt đối của thông lượng.
b
oo
b
aa
aa

sẽ có kết quả chính xác. Điều đặc biệt của phương
pháp này là nó cho giá trị tiết diện nơtron toàn phần tuyệt đối.
Các thí nghiệm theo phương pháp đo nơtron truyền qua chỉ có ý nghĩa đối với
dòng nơtron đơn năng. Nếu dòng nơtron có phổ năng lượng rộng J(E), việc lý giải
kết quả trở nên không khả dĩ do sự thay đổi phổ của dòng nơtron đi qua mẫu sẽ ảnh
hưởng tới độ nhạy của đầu dò.
Biểu thức (1.1) trở thành:
xn
t
eNN
σ
0
0
−
=
(1.5)

với
∫
∫
=
dEEJ
dEEJE
t
t
)(
)()(
σ
σ
(1.6)

σ
(1.7)
Như vậy từ phép đo có mẫu, không mẫu và phông với cùng một thời gian và
không có phông nơtron tán xạ thì sai số tương đối trong phép đo nơtron truyền qua
là:

0
0
2
2
2
2
0
0
b
b
b b
a
a
T a a
T a a a a
 
∆
 
 
∆
∆ ∆ ∆
 
= + + +
 

Hình 2.1: Sơ đồ khối của hệ đo nơtron
2.2 Cấu tạo và đặc trưng của ống đếm prôton giật lùi LND-281 [2]
Sơ đồ cấu tạo của ống đếm LND-281 được mô tả trên Hình 2.2.

Hình 2.2: Cấu tạo ống đếm proton giật lùi LND-281
Ống đếm LND-281 có dạng hình ống, vỏ bọc bằng thép không rỉ, đường
kính 38.1cm, dài 208.8cm. Bên trong chứa hỗn hợp khí
4 2 2
CH H N
+ +
với áp suất
4.2 atm. C
ao thế hoạt động ổn định tốt nhất ở giá trị HV= +2700V
Ưu điểm của ống đếm prôton giật lùi là có kích thước nhỏ, độ phân giải
năng lượng tương đối tốt trong khoảng năng lượng rộng. Hơn nữa, số liệu phân bố
năng lượng prôton thu được từ ống đếm này được khớp để thu được số liệu phân
bố năng lượng nơtron tương ứng.
Ống đếm

LND-281

Tiền khuếch
đại
Khuếch

 
 
của một
electron bị tiêu tán rất nhỏ so với prôton, đối với một năng lượng đã cho nên các
electron có quãng chạy là rất dài, kết quả các phôton đã gây ra xung lối ra của ống
đếm với sự tăng chậm của thời gian so với prôton và phụ thuộc vào hướng quãng
chạy của phôton trong ống đếm. Do đó, đã có sự khác biệt về dạng xung của tín
hiệu giữa các sự kiện của prôton và tia gamma. Dựa vào sự khác biệt này, có thể sử
dụng các bộ lọc dạng xung để hạn chế sự ảnh hưởng của thành phần gamma.
2.3. Xác định phổ năng lượng nơtron bằng phổ kế prôton giật lùi
Trong thực nghiệm vật lý hạt nhân, năng lượng nơtron được xác định bằng
hai cách: cách thứ nhất là sử dụng phản ứng hạt nhân (do nơtron gây nên) sinh ra
các hạt mang điện như trong các phản ứng
10
B(n,
α
)
7
Li;
3
He(n, p)
3
H ;
14
N(n, p)
14
C
hoặc nơtron tán xạ trên prôton. Cách đo thứ hai là sử dụng các phản ứng của
nơtron tạo nên các hạt nhân phân rã phóng xạ
β

A4
+
.

8
- A : số khối của hạt nhân,
- E
n
: năng lượng của nơtron,
-
θ
: góc tán xạ so với phương bay của nơtron trong hệ toạ độ phòng thí
nghiệm.
Nếu xác định được E
A
ta sẽ xác định được E
n
. Nếu
1
α
=
(hạt nhân là
prôton) thì cực đại của E
A
trùng cực đại của E
n
. Lúc này năng lượng E
p
của prôton
sẽ nhận các giá trị từ 0 (góc


(2.2)
Nếu dòng nơtron tương tác với hợp chất có chứa hyđrô có phân bố năng
lượng là
(
)
E
φ
thì phổ prôton giật lùi được viết bằng hệ thức sau:

∫
σ=
max
E
p
E
Hp
E
dE
)E()E(Jconst)E(f
. (2.3)
Do đó:
(
)
E
φ
∼
(
)
( )

θ
trong một sự kiện tán xạ của nơtron thì có thể xác
định được năng lượng của nơtron. Nếu phép đo chỉ thu được năng lượng của
proton giật lùi thì có thể xác định được phổ năng lượng của nơtron bằng cách vi
phân phân bố năng lượng của prôton giật lùi.
2.4. Chuẩn năng lượng cho hệ phổ kế nơtron
Phương pháp chuẩn năng lượng cho hệ phổ kế nơtron là sử dụng một lượng
nhỏ thành phần khí
14
N có trong thành phần khí của ống đếm
(
4 2 2
CH H N
+ +
)
để

9
tạo ra phản ứng (n, p) với nơtron nhiệt [4]. Kết quả là prôton sinh ra từ tán xạ đàn
hồi có năng lượng đơn năng bằng 615keV cho phản ứng
14
N(n, p)
14
C (Hình 2.3).

CHƯƠNG 3
THỰC NGHIỆM
3.1. Kiểm tra đặc trưng của hệ đo nơtron tại kênh số 4
3.1.1. Xác định vùng hoạt động của cao thế
Việc khảo sát thực nghiệm các đặc trưng của hệ đo nơtron và chuẩn hóa nó là
rất cần thiết nhằm đưa hệ đo vào hoạt động và khai thác ở chế độ tối ưu nhất.
Trong các thông số cần khảo sát đối với một hệ đo như chế độ khuếch đại, thời
gian hình thành xung và cắt ngưỡng gamma thì khảo sát giá trị tối ưu của cao thế
luôn được chú trọng hàng đầu. Các kết quả khảo sát được chỉ ra ở Hình 3.1 cho
thấy ống đếm proton giật lùi LND-281 có cao thế hoạt động ổn định tốt nhất ở giá
trị HV= +2700V.

Hình 3.1: Mối quan hệ giữa tốc độ đếm và cao thế của ống đếm LND-281
3.1.2. Đo phổ phân bố proton giật lùi (Mode MCA)
Khảo sát phổ phân bố prôton giật lùi đối với ống đếm LND-281 là một thực
nghiệm rất quan trọng trong việc xác định hiệu suất ghi nơtron của ống đếm cũng
như xác định được thành phần phông gamma và nhiễu điện tử đóng góp vào tốc độ
đếm thu được. Qua đó người làm thực nghiệm có thể cắt ngưỡng biên độ tín hiệu
không mong muốn (phông gamma và nhiễu điện tử) một cách dễ dàng thông qua
bộ phân biệt dạng xung. Thực nghiệm được tiến hành đo trên dòng nơtron 54keV
0
2
4
6
8
10

2000 2200 2400 2600

2800

(phần năng lượng phụ). Việc đo phông gamma được thực hiện bằng phương pháp
chắn dòng nơtron sử dụng 10cm parafin + B
4
C. Sau khi trừ phông gamma ta thu
được phổ phân bố năng lượng của prôton giật lùi. Lấy vi phân ta sẽ thu được phổ
năng lượng nơtron 54keV tương ứng (Hình 3.3).
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200
Neutron Energy (keV)
Counts
0
500
1000
1500
2000
2500
3000
3500
4000
Intensity (a.u)
Counter experimental spectrum
Smoothed line
Line shape (by differentiation)

12000
14000
16000
0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 8000
ch
cps

Hình 3.4: Sự phụ thuộc tốc độ đếm nơtron theo chiều dày mẫu Uran
3.2. Thực nghiệm đo tiết diện nơtron toàn phần của
12
C và
238
U trên các dòng
nơtron phin lọc 54 keV và 148 keV.
3.2.1. Bố trí phin lọc, chuẩn trực dòng và chuẩn bị mẫu
Phin lọc được bố trí vào trong ống đựng phin bằng nhôm với đường kính ngoài
là 99 mm, độ dài là 1200 mm. Các phin lọc cùng với các ống chuẩn trực (paraphin-
B, chì, gỗ) được lắp vào trong ống đựng phin này tạo thành một hình nón cụt với
góc nhìn cực đại với vùng hoạt của lò phản ứng để có thể sử dụng một cách hiệu
quả nhất tất cả các nơtron phát ra từ vùng hoạt về phía kênh. Đường kính dòng
nơtron là 3 cm được chuẩn trực bằng các vật liệu LiF, Cd, B
4
C, Pb và parafin pha
B. Đặc trưng của các dòng nơtron phin lọc được chỉ ra ở Bảng 3.1.

54keV
1.04cm U

2.57
cm U

(mR/s)
54 keV
98 cm Si + 35 g/cm
2
S
+ 0,2 g/cm
2
B-10
5,61 × 10
5
8 3,6
148 keV
98 cm Si +1,0 cm Ti +
0,2 g/cm
2
B-10
2,14 × 10
6
22 3,5
Tại lối ra của dòng nơtron, một hệ chuẩn trực phụ được bố trí để sử dụng cho
phương pháp đo tiết diện nơtron toàn phần với đường kính dòng các ống chuẩn
trực nơtron là 1cm và 0,5 cm. Ống đếm nơtron được bao bọc bằng chì dày 5cm và
LiF dày 3 mm nhằm giảm phông gamma từ lò phản ứng và nơtron tán xạ từ các vật
liệu che chắn xung quanh (Hình 3.5).

Hình 3.5: Hệ chuẩn trực dòng nơtron tại kênh số 4
Mẫu sử dụng trong thực nghiệm này là graphite từ cột nhiệt lò phản ứng (đo

chuẩn trực mẫu
ống đếm
LND-281
che chắn nơtron
gamma

14
3.2.2. Xử lý số liệu đo tiết diện nơtron toàn phần
Đối với bia mẫu có độ dày x, tiết diện nơtron toàn phần đo được trong thực
nghiệm được xác định theo công thức (1.3 và 1.4):
0
1 1
ln
t
n x T
σ
=
;
b
oo
b
aa
aa
T
−
−
=

Trong thực nghiệm tốc độ đếm nơtron của dòng trực tiếp và dòng truyền
qua mẫu được đo bằng ống đếm proton giật lùi LND-281. Phông của các dòng trực

C1234
C12345
Intensity (a.u)
Neutron energy [keV]

Hình 3.6: Phổ nơtron 54keV đo được theo các bề dày mẫu graphite

15

25 50 75 100 125 150 175 200 225 250
0
5
10
15
20
25
30

54keV_Nspec
U1_Nspec
U12_Nspec
U123_Nspec
U1234_Nspec
Intensity (a.u)
Neutron energy [keV]

Hình 3.7: Phổ nơtron 54keV đo được theo các bề dày mẫu uran
100 150 200
0
5


148keV-NSpec
U1
U5
U2
U3
U35
U4
U45
U34
U245
U234
Intensity (a.u)
Neutron energy [keV]

Hình 3.8: Phổ nơtron 148keV đo được theo các bề dày mẫu uran
Do hiệu ứng tự che chắn cộng hưởng lớn trong vùng năng lượng này nên
tiết diện nơtron toàn phần đo được trong thực nghiệm là phụ thuộc vào độ dày của
mẫu nghiên cứu [1, 8]. Hình 3.10 và 3.11 biểu diễn sự phụ thuộc của tiết diện
nơtron toàn phần đo được trong thực nghiệm phụ thuộc vào độ dày mẫu
12
C,
238
U
đối với các dòng nơtron 54 keV và 148 keV. Tại các năng lượng này hiệu ứng tự
che chắn là khá yếu và độ dày của tiết diện nơtron toàn phần thực nghiệm có thể
được biểu diễn bởi hàm tuyến tính như sau:
σ
σσ
σ

17

Hình 3.7: Sự phụ thuộc của tiết diện nơtron toàn phần vào độ dày mẫu Uran

3.2.3. Kết quả và thảo luận
Với hệ đo tiết diện nơtron toàn phần như đã mô tả ở trên, chúng tôi đã tiến hành
xác định tiết diện nơtron toàn phần của
12
C và
238
U đối với các dòng nơtron phin
lọc 54 keV và 148 keV tại kênh số 4 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Khớp các số
liệu thực nghiệm cho kết quả tính tiết diện nơtron toàn phần trung bình đối với mẫu
12
C và
238
U (Bảng 3.3 và 3.4).
Bảng 3.3: Tiết diện nơtron toàn phần của
238
U trên dòng nơtron
phin lọc 54 keV và 148 keV
Năng lượng
nơtron
ENDF/B
VII.0
C.T.Hibdon
et al
W.P.Poenitz

et al

Litvinski et al

V. V.
Filipov et al
P. D Hien
et al
Present
54 keV 12.97
13.343
± 0.051
12.95
± 0.2
13.31
± 0.11
13.45
± 0.13
148 keV 11.44
11.55
± 0.022
11.7
± 0.15
11.52
± 0.10
12.02
± 0.18
Từ bảng kết quả có thể nhận thấy rằng các kết quả trong đề tài này có sự phù
hợp khá tốt với kết quả thu được trong công trình trước của tác giả P.D.Hien và các
cộng sự [5,6,7,8], tuy nhiên sai số thực nghiệm tương đối lớn hơn so với sai số
10


Thống kê <=2
Hiệu chỉnh do tán xạ và suy giảm <0.5
Phông <1
Khối lượng mẫu <0.05
Biểu diễn số liệu đo được so sánh với số liệu thực nghiệm từ thư viện EXFOR-
2003 và số liệu đánh giá ENDF/B VII.0 [3] được chỉ ra ở Hình 3.8 và 3.9.
12
C(n,tot)
3
4
5
6
1 10 100 1000
Neutron energy (keV)
Cross section (b)
ENDF/B VII.0
JENDL 4.0
D.H.Frisch (1946)
C.T.Hibdon (1954)
W.P.Poenitz (1981)
Y.Danon (2007)
O.Gritzay (2007)
T.T.Anh (2012)Hình 3.8: Tiết diện nơtron toàn phần của
12
C trong dải năng lượng keV

19

Hướng nghiên cứu này có thể tham gia vào các hoạt động của Cơ quan năng lượng
nguyên tử quốc tế trong lĩnh vực số liệu hạt nhân và mở rộng hợp tác khu vực về
các hoạt động khai thác lò phản ứng nghiên cứu. Trong lĩnh vực đào tạo cán bộ đây
cũng là một công cụ rất cơ bản của vật lý hạt nhân thực nghiệm. 21
TÀI LIỆU THAM KHẢO
[1].
Vương Hữu Tấn và cộng sự, Nghiên cứu ứng dụng các hiệu ứng tương tác của
nơtron, gamma và các hạt mang điện được tạo ra trên các thiết bị đã có sẵn ở Việt
Nam, Đề tài cấp nhà nước KC-09-08,1995.
[2].
T. W. Crane et al. Neutron Detectors. www.fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/lib-
www/la-pubs/00326408.pdf
[3].
Janis 2.2, OEDC Nuclear Energy Agency, June 2005.
[4].
Handbook on Nuclear Activation Data, Technical Reports Series No. 273,
International Atomic Energy Agency, Vienna, 1987.
[5].
Herve DERRIEN et al, Average Total Neutron Cross Section of
233
U,
235
U and
239
Pu from ORELA Transmission Measurements and Statistical Analysis of the
Data, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN 37831, USA
[6].