ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH
TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN THỊ YẾN DUYÊN
NGHIÊN CỨU PHÉP PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT
NEUTRON VỚI NGUỒN Ra – Be Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao
Mã số: 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ
NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
TS. HUỲNH TRÚC PHƯƠNG TP. Hồ Chí Minh – 2012
-i-
MỤC LỤC
LỜI CẢM ƠN i
MỤC LỤC ii
DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT iv
DANH MỤC CÁC BẢNG vi
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ vii
PHẦN MỞ ĐẦU 1
CHƯƠNG 1 – TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON 4
1.1. Sự phân bố thông lượng neutron 4
1.1.1. Vùng neutron nhanh 4
1.1.2. Vùng neutron trên nhiệt 4
1.1.3. Vùng neutron nhiệt 6
1.2. Các loại nguồn neutron quan trọng 8
1.2.1. Lò phản ứng hạt nhân 8
1.2.2. Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron 9
1.2.3. Nguồn neutron đồng vị phóng xạ 10
1.2.3.1. Nguồn Alpha (α, n) 10
1.2.3.2. Nguồn Photoneutron (γ, n) 12
1.2.3.3. Nguồn phân hạch tự phát 13
1.3. Tương tác của neutron với hạt nhân 13
1.3.1. Tán xạ 13
1.3.1.1. Tán xạ đàn hồi (n, n) 13
1.3.1.2. Tán xạ không đàn hồi (n, n
’
) 15
1.3.2. Phản ứng hấp thụ 16
1.3.2.1. Phản ứng (n, γ) 16
1.3.2.2. Phản ứng phân hạch (n, f) 16
1.4. Làm chậm neutron 16
56
Mn 42
4.4. Xác định thông lượng neutron nguồn Ra-Be 46
4.5. Phép đo tiết diện bắt neutron nhiệt của đồng vị
115
In,
55
Mn 48
4.5.1 Đồng vị
115
In 48
4.5.2 Đồng vị
55
Mn 50
4.6. Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 52
4.6.1. Xây dựng phương trình đường chuẩn 52
4.6.2. Xác định hàm lượng Mn trong mẫu phân tích 53
4.7. Đánh giá kết quả 55
KẾT LUẬN 57
KIẾN NGHỊ 58
TÀI LIỆU THAM KHẢO 59
PHỤ LỤC 62
-iv-
DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
A : nguyên tử lượng, hoạt độ mẫu ở thời điểm đo
A
0
: hoạt độ mẫu ban đầu
I
0
: số hạt tới trong một đơn vị thời gian
I
0
(α) : tích phân cộng hưởng cho phổ neutron 1/E
1+α
k : hằng số Boltzmann
n : mật độ neutron toàn phần
N
0
: số hạt nhân có trong mẫu
N
γ
: số tia gamma từ nguồn phát ra
N
A
: hằng số Avogadro (= 6,023.10
23
mol
-1
)
N
p
: số đếm trong vùng đỉnh năng lượng toàn phần
N
p
/ t
m
ξ : độ hụt năng lượng logarit trung bình sau n va chạm
σ : tiết diện phản ứng của neutron nhiệt
σ(E) : tiết diện hấp thụ neutron tại năng lượng E
σ
r
: tiết diện hấp thụ
σ
sc
: tiết diện tán xạ
φ
: thông lượng neutron
e
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt
e
'
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E
-vi-
198
Au 46
Bảng 4.14. Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu Au 47
Bảng 4.15. Thông lượng neutron tại lỗ số 1 của nguồn Ra-Be 48
Bảng 4.16. Thông số thực nghiệm tại lỗ số 1 với mẫu In 48
Bảng 4.17. Tiết diện neutron nhiệt của
115
In trong 5 lần đo 50
Bảng 4.18. Thông số thực nghiệm của 8 mẫu Mn 50
Bảng 4.19. Tiết diện neutron nhiệt của 8 mẫu
55
Mn 51
Bảng 4.20. Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng làm mẫu chuẩn 52
Bảng 4.21. Thông số mẫu thực tế 54
Bảng 4.22. Thông số thực nghiệm của 5 mẫu Mn dùng để phân tích 54
Bảng 4.23. Độ sai lệch
khối lượng Mn có trong mẫu giữa kết quả đo và thực tế 55
Bảng 4.24. Bảng tóm tắt kết quả so sánh giữa thực nghiệm, lý thuyết và tài liệu
tham khảo 55-vii-
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
Hình 1.1. Phổ neutron trên nhiệt φ’
e
~ 1/E
1+α
5
116
In theo thời gian phân rã 41
Hình 4.8. Đường cong phổ năng lượng đỉnh 846,77 keV đồng vị
56
Mn 43
Hình 4.9. Đồ thị phân rã của
56
Mn theo hàm mũ của thời gian phân rã 45
Hình 4.10. Phổ năng lượng đỉnh 411,8keV của mẫu
198
Au 46
Hình 4.11. Phương trình đường chuẩn 53
-1-
PHẦN MỞ ĐẦU
Cùng với sự phát triển của kỹ thuật hạt nhân hiện đại thì kỹ thuật phân tích
kích hoạt neutron đã khẳng định được vai trò và tầm quan trọng trong lĩnh vực phân
tích nguyên tố trong nhiều loại mẫu vật khác nhau. Với sự phát triển của lò phản
ứng hạt nhân đã cho phép tạo ra những neutron có thông lượng lên đến 10
12
– 10
15
n.cm
-2
.s
-1
thì khi đó phân tích kích hoạt bằng neutron được xem như là một kỹ thuật
phân tích thông dụng nhất với độ tin cậy cao [8].
neutron, cụ thể là kích hoạt lá vàng (Au) bằng nguồn Ra-Be để xác định lại thông
lượng của nguồn này. Lá vàng với kích thước và khối lượng xác định đưa vào chiếu
-2-
với các vị trí xác định. Sau khi ngưng chiếu, mang mẫu vàng vừa chiếu đến đo trên
hệ đếm đơn kênh Single-Channel Analyzer (SCA) và số đếm (N
p
) thu được tại đỉnh
năng lượng toàn phần của
198
Au trong một thời gian đo nhất định. Dựa vào số liệu
này cùng một số thông số đã biết ta sẽ tính được thông lượng của nguồn qua các
phương trình cơ bản của phân tích kích hoạt neutron và sau đó thông lượng này
được sử dụng để xác định tiết điện bắt neutron nhiệt của một số đồng vị như
115
49
In
,
55
25
Mn
. Trên cơ sở này cho phép ta phân tích hàm lượng Mn trong các mẫu khác
nhau.
Indium thuộc nhóm III trong bảng tuần hoàn các nguyên tố hóa học, trong đó
có hai đồng vị có sẵn trong trạng thái tự nhiên là
113
In và
115
In. Trong đó,
115
U [22]. Khi
55
Mn hấp thụ một neutron sẽ tạo ra đồng vị phóng xạ
56
Mn và phát tia
gamma,
56
Mn là đồng vị có chu kỳ bán hủy là 2,579h [29], tương đối ngắn. Với
những điều kiện đó việc ứng dụng nguồn đồng vị Ra-Be để xác định lại tiết diện bắt
neutron nhiệt của
55
Mn là thực sự cần thiết.
Với các lý do trên và dựa trên cơ sở trang thiết bị sẵn có của Trường Đại học
Khoa Học Tự Nhiên Thành Phố Hồ Chí Minh,, chúng tôi chọn đề tài: “Nghiên cứu
phép phân tích kích hoạt neutron với nguồn Ra - Be” để tìm hiểu phản ứng bắt
(n,
γ
) của 2 đồng vị
115
49
In
và
55
25
Mn
dựa vào phép chiếu xạ neutron nguồn Ra- Be.
-3-
Bố cục trong luận văn
-4-
CHƯƠNG 1
TỔNG QUAN LÝ THUYẾT NEUTRON
1.1. Sự phân bố thông lượng neutron [8,9,13,23]
Tiết diện bắt neutron của bia và thông lượng neutron phụ thuộc vào năng
lượng neutron. Sự phân bố thông lượng neutron được chia làm ba vùng: vùng
neutron nhanh (neutron phân hạch), vùng neutron trên nhiệt (neutron trung gian) và
vùng neutron nhiệt.
1.1.1. Vùng neutron nhanh
Neutron nhanh là những neutron có năng lượng lớn hơn 0,5 MeV, tốc độ
khoảng 14.000 km/s. Chúng được đặt tên neutron nhanh để phân biệt với các
neutron nhiệt có năng lượng thấp hơn. Neutron nhanh được tạo ra từ các máy gia
tốc hoặc từ phản ứng phân hạch hạt nhân. Neutron nhanh được sinh ra từ phản ứng
phân hạch của
235
U có năng lượng cỡ 20 MeV, hàm phân bố phổ neutron có điểm
cực đại ở 0,7 MeV và được mô tả bởi hàm phân bố Watt, các neutron nhanh trong
lò phản ứng sau quá trình làm chậm trở thành neutron trên nhiệt và neutron nhiệt.
Tuy nhiên, vì quá trình phân hạch vẫn tiếp diễn nên tồn tại một số neutron nhanh
đồng thời với hai loại kia.
Biểu thức bán thực nghiệm mô tả neutron nhanh thường có dạng:
e
e
' (E)
E
φ
φ=
(1.2)
Tuy nhiên, trên thực tế sự phụ thuộc này thường được biểu diễn gần đúng
theo dạng:
e
e
1
' (E) (1eV)
E
α
+α
φ
φ=
(1.3)
Trong đó:
e
' (E)
φ
: thông lượng neutron trên nhiệt ở năng lượng E (n cm
-2
s
-1
),
1+α
.
0,01
1
100
10000
1000000
1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01 1,00E+02 1,00E+03
Phổ neutron
nhiệt
Hệ số góc = – (1+ α)
α<0
α = 0
α >0
Phổ neutron
trên nhiệt
10
-2
10
-3
10
-1
10
0
10
1
10
2
∞
=
∫
là mật độ neutron toàn phần,
k: hằng số Boltzmann (k = 8,61
5
10
−
×
eV/K),
T: nhiệt độ môi trường (ở nhiệt độ phòng thí nghiệm T
0
= 293,6
0
K
thì
v
0
= 2200m/s và năng lượng neutron nhiệt bằng E
0
= 0,025eV),
E: năng lượng neutron nhiệt (MeV).
Thông lượng neutron nhiệt trong một lò phản ứng hạt nhân thường
từ
16 2 1
10 m s
−−
đến
18 2 1
10 m s
với n(v): mật độ neutron ở vận tốc neutron v,
(E)φ
: thông lượng neutron ở năng lượng E (n cm
-2
s
-1
),
(v)
σ
: tiết diện phản ứng (n, γ) tại vận tốc neutron v (cm
2
),
-7- (E)σ
: tiết diện phản ứng (n,γ) tại năng lượng neutron E (cm
2
),
th
φ
: thông lượng neutron nhiệt (n cm
-2
s
-1
),
Neutron nhanh
> 0,5 MeV
Neutron chậm < 1 eV
Neutron trên nhiệt từ 0,5 eV đến 0,5 MeV
Neutron nóng ~ 2 eV
Neutron nhiệt từ 0 đến 0,5 eV
Neutron lạnh
từ 5.10
-5
eV đến 0,025 eV
Neutron rất lạnh từ 2.10
-7
eV đến 5.10
-5
eV
Neutron siêu lạnh
< 2.10
-7
eV
Neutron vùng liên tục từ 0,01 MeV đến 25 MeV
Neutron vùng cộng hưởng từ 1 eV đến 0,01 MeV
Neutron vùng năng lượng thấp < 1 eV
-8-
1.2. Các loại nguồn neutron quan trọng [2,7,8,9,26]
Có 3 loại nguồn neutron quan trọng: lò phản ứng hạt nhân, máy gia tốc và
nguồn neutron đồng vị phóng xạ.
1.2.1. Lò phản ứng hạt nhân
Lò phản ứng hạt nhân tạo ra neutron phân hạch được xây dựng với mục đích
nghiên cứu hay thực nghiệm. Sự phân loại lò phản ứng dựa vào các tính chất: loại
Các lò phản ứng có khả năng kích hoạt mạnh nhất, có độ nhạy phép phân
tích cao, có hiệu quả nhất do tiết diện hấp thụ cao trong vùng nhiệt đối với đa số
nguyên tố. Tùy theo cấu tạo mà chúng cung cấp các thông lượng neutron không đổi.
Phần lớn các lò phản ứng cho thông lượng neutron từ 10
11
tới 10
12
n.cm
-2
.s
-1
. Lò
phản ứng hạt nhân lớn hơn thì thông lượng đạt tới 10
15
n.cm
-2
.s
-1
. Phổ neutron là đa
năng từ 0 đến 12 MeV. Phân tích được các nguyên tố từ nhôm trở về sau trong bảng
hệ thống tuần hoàn.
-9-
Nhược điểm:
Các lò phản ứng hạt nhân xây dựng và vận hành tốn kém, cố định, và phải có
các luật lệ an toàn nghiêm ngặt đối với mọi công việc được thực hiện trong lò.
1.2.2. Máy gia tốc hay còn gọi là máy phát neutron
Máy gia tốc cũng được coi là nguồn phát neutron do nó có thể truyền năng
lượng tới chùm hạt tích điện để chùm hạt này có năng lượng vượt qua ngưỡng khi
đó neutron được giải phóng. Sản lượng neutron có thể điều chỉnh được tùy theo yêu
→
150 keV, sau đó đập vào bia chất rắn. Bia chất rắn làm bằng đồng phủ
titan hoặc zicon có hấp thụ tritium, xảy ra theo phản ứng :
2 3 14
1 1 02
H + H n + He→
Ưu điểm:
Các máy phát neutron nhỏ, ít tốn kém hơn so với lò phản ứng nên được sử
dụng phổ biến trong phòng thí nghiệm và trong công nghiệp. Phân tích được các
nguyên tố nhẹ: nitơ, oxi, cacbon. Các máy gia tốc cho thông lượng neutron nhanh
ngay gần sát bia từ 10
9
tới 10
10
n.cm
-2
.s
-1
. Neutron đơn năng có năng lượng cao và
dòng neutron có thể điều chỉnh được. Máy phát neutron thường dùng để xác định
các nguyên tố có tiết diện hấp thụ cao trong vùng năng lượng phát neutron nhanh,
như: Magiê với T
1/2
: 37,6 giây phản ứng Mg
26
(n, α)Ne
23
, nhôm với T
1/2
Nguồn neutron có thể tích tương đối nhỏ, dễ vận chuyển, sự nguy hiểm đến
sức khỏe được hạn chế, rẻ tiền nên thích hợp sử dụng trong các thí nghiệm về hạt
nhân ở trường đại học và trong các phân tích kích hoạt trong công nghiệp.
Nhược điểm:
Thông lượng neutron phát ra khá thấp từ 10
7
n.cm
-2
.s
-1
tới 10
9
n.cm
-2
.s
-1
, phổ
neutron là đa năng từ 0 đến 7 MeV nên chỉ giới hạn cho việc xác định các nguyên tố
có độ phổ cập tự nhiên, tiết diện phản ứng lớn. Ngoài ra, các nguồn này cũng không
thể “đóng mở ” khi không dùng.
1.2.3.1. Nguồn Alpha (α, n)
Nguồn phóng xạ (α, n) có ý nghĩa lịch sử trong việc khám phá ra neutron và
là nguồn hữu dụng nhất trong lĩnh vực thực nghiệm hạt nhân. Nguồn alpha với bia
Be có hiệu suất phát neutron cao nhất so với các nguyên tố khác khi được chiếu trực
tiếp với nguồn α. Hiệu suất phát neutron của bia Be gấp 4 lần bia Bo, hơn 6 lần bia
F khi ở cùng điều kiện. Vì thế, Be được sử dụng làm bia trong hầu hết các nguồn
phóng xạ (α, n). Các nguồn bia Be phổ biến như:
210
Po-Be;
226
n
+ 5,7 MeV
Be được trộn với hạt Po vì thế nó được chiếu trực tiếp với hạt α. Po sử dụng
ở đây có chu kỳ bán rã 138 ngày. Tốc độ phân rã của nguồn Po-Be tương đối nhanh,
phát ra hạt α tại năng lượng 5,3 MeV. Nguồn Po-Be phát ra bức xạ γ với cường độ
rất thấp, nhỏ hơn so với nguồn (γ, n).
Có nhiều cách để chế tạo nguồn Po-Be. Người ta trộn bột Be dạng mịn với
dung dịch Po. Sau đó sấy khô hoàn toàn, hỗn hợp tạo thành có dạng viên nhỏ, đựng
trong hộp kín. Ngoài ra, nguồn Po-Be có thể được tạo ra dưới những lớp mỏng xếp
lên nhau. Sau khi điện phân dung dịch, Po bám vào lá Platin và lá này được đưa vào
khe hẹp giữa hai nữa khối hình trụ của kim loại Be.
b.
226
Ra-Be
Trước khi có máy gia tốc thì nguồn
226
Ra-Be là cách phổ biến nhất để tạo ra
neutron. Người ta dùng một hỗn hợp gồm bột Be mịn trộn với RaBr
2
làm nguồn
phát neutron.
226
Ra có nhiều trong tự nhiên, chu kỳ bán hủy dài 1690 năm nên tốc
độ phát neutron sẽ không đổi theo thời gian. Nhưng nguồn
226
Ra-Be cũng có nhược
điểm là tia gamma phát ra có cường độ lớn và khả năng đâm xuyên mạnh. Tia
gamma sẽ gây nguy hiểm cho sức khỏe, sinh ra một số hiệu ứng chống lại detector
neutron. Thể tích nguồn sẽ giảm đáng kể khi hỗn hợp bột Be trộn với Ra-Br được
nén ở mật độ 1,75 mg/cm
241
Am
hay
242
Cm đang được sử dụng rộng rãi. Những nguồn này được tạo ra dưới dạng
kim loại bột pha với Be.
-12-
c.
239
Pu-Be
Hợp chất Pu- Be có mật độ 3,7 g/cm
3
. Người ta sử dụng đồng vị
239
Pu
có
chu kỳ bán rã 23
×
10
4
năm, đồng vị này phát ra hạt
α
có năng lượng 5,1 MeV.
Nguồn
239
Pu
phát ra tia gamma có cường độ yếu, năng lượng thấp và hiệu suất
neutron cũng thấp hơn nguồn Ra- Be. Một nguồn Pu- Be neutron hình trụ có đường
kính 2 cm, cao 3 cm sẽ cho hiệu suất 10
MeV và của
2
1
D
là 2,33 MeV. Các loại nguồn photoneutron và các đặc trưng của
chúng được cho thấy trên bảng 1.2.
Bảng 1.2. Đặc trưng của một số nguồn photoneutron [15]
Nguồn T
1/2
E
γ
(MeV) E
n
(MeV) Hiệu suất (neutron/s)
24
2
Na +D O
14,8 h 2,76 0,8 29
×
10
4
24
Na +Be
14,8 h 2,76 0,2 14
56
2
Mn +D O
La + Be
40 h 2,5 0,6 0,20
1.2.3.3. Nguồn phân hạch tự phát
Ngoài hai loại nguồn trên nguồn neutron đồng vị còn có một số nguồn phân
hạch tự phát như nguồn
252
Cf tạo ra 3,7 neutron có năng lượng 1,5 MeV trên mỗi
phản ứng. Một miligam
252
Cf phát ra 2,28×10
9
neutron/s.
1.3. Tương tác của neutron với hạt nhân [15,16,18,27]
Tương tác giữa các neutron với hạt nhân nguyên tử được gây ra do các lực
hạt nhân tác động ở cự ly rất ngắn cỡ vài Fermi (
10
-15
m). Có hai loại tương tác:
tán xạ hoặc hấp thụ.
1.3.1. Tán xạ [10]
Phản ứng tán xạ xảy ra khi một neutron va chạm với hạt nhân bia và phát xạ
ra một neutron khác. Neutron lúc đầu và neutron lúc sau thường không giống nhau,
neutron phát xạ ra chỉ đơn thuần là bị bật ra khỏi hoặc bị tán xạ từ hạt nhân. Có hai
loại phản ứng tán xạ: tán xạ đàn hồi và tán xạ không đàn hồi.
1.3.1.1. Tán xạ đàn hồi (n, n)
Có hai trường hợp:
Tán xạ đàn hồi thế: là tán xạ mà neutron chỉ thuần túy bị làm lệch hướng
bởi các lực hạt nhân. Tán xạ thế mà neutron không bao giờ va chạm thực sự với
nhân và nhân hợp phần không hình thành với neutron tới có năng lượng lên tới 1
X
A
X
A
X
n
Neutron tán xạ
0
v
v
v
Nhân giật lùi
Nhân bia
m
n
Neutron
M
-15-
- Định luật bảo toàn động lượng:
m
n
v
1
MV
2
(1.8)
Trong đó: p: động lượng của hạt nhân bia,
m
n
: khối lượng neutron,
M : khối lượng hạt nhân bia,
v
0
, v : tốc độ neutron lúc tới và neutron tán xạ,
V
0
,V : tốc độ hạt nhân bia và nhân giật lùi.
1.3.1.2. Tán xạ không đàn hồi (n, n
’
)
Trong va chạm không đàn hồi, neutron tới bị hạt nhân bia hấp thụ hình thành
hạt nhân hợp phần. Nhân hợp phần này sẽ phát ra một neutron có năng lượng thấp
hơn năng lượng neutron tới. Hạt nhân bia sau va chạm ở trạng thái kích thích sẽ
phát ra bức xạ gamma, giải phóng năng lượng để trở về trạng thái cơ bản. Vậy trong
phản ứng tán xạ không đàn hồi, một phần động năng chuyển thành năng lượng kích
thích của hạt nhân sau va chạm. Năng lượng này sau đó được phát ra dưới dạng bức
xạ tia gamma.
+
238
92
U
→
239
92
U
*
Uranium phân rã phát ra bức xạ tia gamma để trở về trạng thái cơ bản
239
92
U
*
→
239
92
U
+ γ
Phản ứng bắt neutron nhiệt của
115
In tạo thành
116
In. Sau đó,
+
0
-1
β
+ γ
1.3.2.2. Phản ứng phân hạch (n, f)
Phản ứng phân hạch (n, f) cũng là một dạng của phản ứng hấp thụ trong đó
hạt nhân nặng hấp thụ neutron rồi phân ly thành hai hạt nhân có số khối trung bình.
Phản ứng phân hạch chỉ xãy ra đối với hạt nhân nặng, ví dụ như
235
U,
239
Pu.
Ngoài ra còn có các phản ứng (n, p), (n, d), (n, α) như:
1
0
n
+
16
8
O
→
16
7
N
+
1
được gọi là quá trình chậm dần và làm chậm neutron xuống dưới 1eV gọi là quá
trình nhiệt hóa.
1.5. Khái niệm về tiết diện neutron [18]
Xác suất xảy ra tương tác giữa một neutron với một hạt nhân bia được gọi là
tiết diện neutron. Nếu một lượng lớn neutron có cùng năng lượng xuyên qua lớp
mỏng vật liệu thì có một số neutron xuyên qua mà không tương tác với hạt nhân,
một số neutron tương tác với hạt nhân nên bị đổi hướng và năng lượng, số còn lại bị
hạt nhân bia hấp thụ vào trong mẫu. Khi đó, ta có xác suất của từng trường hợp này
khác nhau. Giả sử mỗi hạt nhân trong bia được gắn với tiết diện S, gọi là tiết diện
hiệu dụng theo hướng vuông góc với phương tới của neutron. Bia được xem là rất
mỏng để cho toàn bộ hạt nhân trong bia không bị che chắn bởi các hạt nhân khác,
và nếu neutron đi vào phần tiết diện S thì chắc chắn xảy ra tương tác với hạt nhân.
Ngược lại, nếu neutron không đi qua phần tiết diện S thì không xảy ra tương tác.
Copyright: Tài liệu đại học ©