Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

LỜI CẢM ƠN
Trước hết em xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới PGS.TS. Bùi Văn Loát, các thầy
cô giáo tại Bộ môn Vật lý hạt nhân, Khoa Vật lý, Phòng Sau đại học - Trường
Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc Gia Hà Nội và các cán bộ Trung tâm
Vậy lý hạt nhân - Viện Vật lý là người hướng dẫn khoa học đã giúp đỡ, chỉ bảo
tận tình cho em trong quá trình học tập, nghiên cứu và hoàn thành bản luận văn
này.
Cuối cùng, em xin bày tỏ lòng biết ơn tới gia đình và bạn bè đã thường xuyên
động viên, khuyến khích và dành mọi điều kiện có thể được để em hoàn thành
luận văn này.
Học viên

Phạm Thị Nghĩa

6


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

MỤC LỤC
DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ TÊN VIẾT TẮT...............................................................8
DANH MỤC HÌNH VẼ...................................................................................................9
DANH MỤC BẢNG BIỂU............................................................................................10

TÀI LIỆU THAM KHẢO.............................................................................................37

7


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

DANH MỤC KÝ HIỆU VÀ TÊN VIẾT TẮT
HPGe - High purity Gemanium detector- Đầu dò bán dẫn gecmani siêu tinh khiết.
BEGe

-

Broad

Energy

Germanium

detector - Đầu dò bán dẫn gecmani siêu tinh khiết dải rộng.
FWHM - Full Width at Half Maximum, độ rộng nửa chiều cao của đỉnh, còn gọi
là độ phân giải năng lượng.
EU – Enriched Uranium, Urani đã được làm giàu.
DU – Depleted Uranium, Urani nghèo.
Iγ - Gamma ray intensity, cường độ bức xạ tia gamma, còn được gọi là xác suất
phát xạ.
ICPMS - Inductively coupled plasma mass spectrometry, khối phổ kế cảm ứng

Hình 3.2: Đồ thị mô tả sự phụ thuốc tốc độ đếm trên một đơn vị khối lượng mẫu
ứng với các đỉnh năng lượng 58,57 keV
Hình 3.3: Đồ thị mô tả sự phụ thuốc tốc độ đếm trên một đơn vị khối lượng mẫu
ứng với các đỉnh năng lượng 63,29 keV
Hình 3.4: Phổ gamma U4.46 với thời gian đo là 106921 giây
Hình 3.5. Đường cong hiệu suất ghi ứng với vùng năng lượng thấp của phổ
gamma mẫu U4.46.
Hình 3.6. Phổ gamma của 6 gam mẫu nhiên liệu uran nghèo được đo trong
79932 s
Hình 3.7. Đường cong hiệu suất ghi của mẫu uran nghèo

9


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

DANH MỤC BẢNG BIỂU
Bảng 1.1: Chuỗi phân rã 238U Bảng 1.2: Chuỗi phân rã

235

206

Pb.

U - 207Pb.


chính là nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân. Để có thể sử dụng có hiệu quả, an
toàn nhà máy điện hạt nhân tất cả các kiến thức liên quan tới cơ sở vật chất, cũng
như hoạt động của lò phản ứng cần phải được chuẩn bị, kỹ lưỡng bài bản, nhất là
yếu tố con người.
Một trong những mục tiêu quan trọng nhất trong việc phát triển năng
lượng hạt nhân ở một quốc gia chính là việc phát triển công nghệ nhiên liệu hạt
nhân, tập trung vào việc đánh giá các đặc trưng của nhiên liệu hạt nhân, xa hơn
nữa là quá trình làm giàu nhiên liệu.
Urani là một loại nhiên liệu quan trọng trong lĩnh vực năng lượng hạt
nhân. Các thông tin đầy đủ về loại vật liệu này luôn thực sự cần thiết. Các số liệu
về thành phần, hàm lượng các đồng vị, các tạp chất hóa học, tuổi nhiên liệu,... có
ý nghĩa quan trọng trong quá trình sử dụng cũng như công tác quản lý, an ninh,
an toàn hạt nhân.
Để xác định các đặc trưng của nhiên liệu urani, có nhiều những phương
pháp khác nhau được sử dụng như phân tích phá hủy mẫu, thường sử dụng các
khối phổ kế hấp thụ nguyên tử, khối phổ kế cảm ứng plasma (ICP-MS), phổ kế
anpha,... và phương pháp không phá hủy mẫu (NDA) chủ yếu sử dụng phổ kế
gamma độ phân giải năng lượng cao. Mỗi phương pháp trên đều có những lợi thế
và mặt hạn chế riêng, bổ sung lẫn nhau. Tùy thuộc vào mục đích và điều kiện
nghiên cứu và đặc điểm của từng loại
Phương pháp xác định các đặc trưng của vật liệu hạt nhân sử dụng phổ kế
gamma bán dẫn được ứng dụng phổ biến, với ưu điểm không cần phá mẫu, quy
trình thực nghiệm không quá phức tạp,, tuy nhiên đòi hỏi kỹ năng phân tích xử lý
số liệu khá phức tạp và tinh tế.
Luận văn với đề tài: “Xác định một số đặc trưng của nhiên liệu hạt
nhân theo phương pháp phổ kế gamma”.

1




CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN VỀ NHIÊN LIỆU HẠT NHÂN VÀ CÁC
PHƯƠNG PHÁP PHÂN TÍCH
1.1. Một số đặc trưng cơ bản của Urani
Dựa trên cơ sở sử dụng năng lượng được giải phóng sau phản ứng phân
hạch của một số đồng vị nặng, qua quá trình chuyển hóa sẽ thu được điện năng
phục vụ cho nhu cầu của con người. Trong các nguyên tố hóa học, không phải
đồng vị nặng nào cũng có thể được sử dụng để làm nhiên liệu hạt nhân. Có
những nguyên tố rất nặng nhưng lại không có cơ chế phân hạch tự phát và ngược
lại, có những nguyên tố có khả năng phân hạch tự phát và giải phóng một lượng
năng lượng rất lớn, nhưng hàm lượng trong tự nhiên lại quá thấp, dẫn đễn chi
phí xử lý rất cao và đòi hỏi công nghệ rất phức tạp. Urani và Thori là hai nguyên
tố phóng xạ được quan tâm một cách đặc biệt. Hai nguyên tố này là những loại
nhiên liệu quan trọng của ngành công nghiệp năng lượng hạt nhân. Tuy nhiên,
hiện nay Urani được lựa chọn là nhiên liệu hạt nhân lý tưởng để phục vụ con
người. Việc tìm hiểu, nghiên cứu, phân tích về nguyên tố urani là một điều hết
sức cần thiết trong quá trình sử dụng và khai thác nhiên liệu hạt nhân.
Đặc điểm hóa học, Urani là nguyên tố kim loại màu xám bạc, bị oxit hóa trong
không khí tạo thành một lớp màu đen thuộc nhóm Actini, có số nguyên tử là 92 trong
bảng tuần hoàn, được kí hiệu là U. Hiện nay người ta đã phát hiện được 23 đồng vị
Urani khác, nhưng phổ biến nhất là các đồng vị 238U và 235U. Tất cả đồng vị của urani
đều không bền và có tính phóng xạ yếu. Urani tự nhiên có 3 đồng vị là: 234U
(0.0055% ); 235U (0.720% ) và 238U ( 99.2745%). Urani có mặt trong tự nhiên với
nồng độ thấp khoảng 10,4 % trong đất, đá và nước.

Về đặc điểm phóng xạ, urani phân rã rất chậm phát ra các hạt anpha. Chu
kỳ bán rã của

238


phản ứng hạt nhân. Đồng vị có khả năng tự phân hạch khác là

233

U có thể được

tạo ra từ Thori tự nhiên và cũng là vật liệu quan trong trong công nghệ hạt nhân.
Trong khi 238U có khả năng phân hạch tự phát thấp, bao gồm cả sự phân hạch bởi
nơtron nhanh, thì

235

U và đồng vị

233

U có tiết diện hiệu dụng tự phân hạch cao

hơn nhiều đối với các neutron chậm. Khi nồng độ đủ lớn, các đồng vị này duy trì
một chuỗi phản ứng hạt nhân ổn định. Quá trình này tạo ra nhiệt trong các lò
phản ứng hạt nhân.
Trong lĩnh vực dân dụng, urani chủ yếu được dùng làm nhiên liệu cho các
nhà máy điện hạt nhân. Ngoài ra, urani còn được dùng làm chất nhuộm màu
trong công nghệ sản xuất thủy tinh và xử lý hình ảnh.
Chuỗi phân rã Urani tự nhiên:
235

U và

238


U-

Pb được hệ thống trong

các hình 1.1, 1.2 và bảng 1.1, 1.2.
Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ 235U có số khối được mô tả bằng
biểu thức: A = 4n + 3, với n có giá trị biến đổi từ 51 đến 58.

Các đồng vị phóng xạ thuộc dãy phóng xạ

238

U có số khối được mô tả

bằng biểu thức: A = 4n + 2, với n là số nguyên biến đổi từ 51 đến 59.
Sự phân rã của các đồng vị phóng xạ tự nhiên phát ra các bức xạ alpha (α)
, beta (β) và gamma (γ). Năng lượng của bức xạ và chu kỳ bán rã đặc trưng cho
đồng vị phóng xạ. Trong ba loại bức xạ nói trên thì tia gamma được sử dụng
nhiều nhất vào mục đích phân tích vì:
-

Việc xác định năng lượng của tia gamma tương đối đơn giản và có thể đạt

được độ chính xác cao.
-

Sự hấp thụ các tia gamma trong mẫu ít hơn so với sự hấp thụ các tia α và
β.


Phạm Thị

Hình 1.2: Chuỗi phân rã

6

235

U - 207Pb.


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

Bảng 1.1: Chuỗi phân rã 238U Đồng

Ký hiệu

206

Pb.

Kiểu phân rã

Cường độ(%) và

vị



44% 0,1

Pa
UX2

234

230

90% 0,5

β

1,18 phút

10%1,2

U
U11

α

4,8

2,44 x 105 năm

Io

α

α

6,0

3,05 phút

β

0,7

26,8 phút

23% 3,2

19,8 phút

Bi
RaC

β

77% 1,7

Po
RaC'

210

5,5



0,03

22,3 năm


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

210

206

Phạm Thị

RaE

β

1,2

5,01 ngày

RaF

α

5,3

138,4 ngày


Năng lượng (MeV)
của bức xạ

235

231

AcU

α

4,5

7,04 x 108 năm

UY

β

0,2

25,6 giờ

-

α

83% 5,0


227

Th
54% 5,8

223

Ra
AcX

76% 5,7

α

24% 5,5

219

Rn
An

215

211

84% 6,7

α

3,96 giây

211

Bi

80% 6,6

AcC

84% 6,6
16% 6,3

α
207

Tl

2,13 phút

AcC"

1,5

4,76 phút

-

-

β
207


9


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

lượng của đồng vị mẹ. Trong cả ba dãy phóng xạ tự nhiên, các nguyên tố phóng
xạ ở đầu dãy khi phân rã phóng xạ thì hạt nhân con thường ở trạng thái cơ bản
hoặc trạng thái kích thích thấp, do đó các bức xạ gamma do nguyên tố đầu dãy
phát ra thường có năng lượng thấp và cường độ nhỏ.
1.2. Nhiên liệu uran được làm giàu và uran nghèo
1.2.1. Quá trình làm giàu Urani
Quá trình làm giàu bắt đầu từ những sản phẩm Urani công nghiệp, đó là
các dạng oxit của Urani chứa các trạng thái oxi hóa từ thấp đến cao của Urani.
Trong đó có 2 dạng oxit phổ biến nhất, tồn tại ở thể rắn, ít hòa tan trong nước,
tương đối bền trong nhiều điều kiện môi trường, đó là Triuran Octaoxit (U 3O8) và
Urani Điôxit (UO2). U3O8 là dạng oxit tự nhiên của Urani, khi đưa vào lò nung sẽ
tạo ra các trạng thái oxi hóa cao hơn của Urani, còn UO 2 chính là nguyên liệu để
làm giàu Urani.
Có nhiều phương pháp để làm giàu Urani như: tách đồng vị điện từ ,
khuyếch tán nhiệt, khuyến tán khí, khí động học, tách đồng vị Lade (Laser Isotope
Separation), trao đổi ion và hoá học, tách Plasma và khí ly tâm. Trong đó Ly tâm khí là
phương pháp phổ biến hiện nay.

Phương pháp ly tâm khí để tách đồng vị 235U ra khỏi 238U dựa trên sự khác
nhau về khối lượng của



(1.3)

UF6 là chất kết tủa màu trắng, có áp suất hơi và hoạt tính cao nên dễ dàng bay
hơi ngay cả ở nhiệt độ phòng, và đây cũng là hợp chất dễ bay hơi nhất của Urani. Hỗn
hợp này sau đó sẽ được đưa vào hàng nghìn xilanh quay vận tốc cao để chia tách và làm
giàu theo các mức độ, tùy vào mục đích sử dụng khác nhau.

1.2.2.Urani nghèo
Urani nghèo (Depleted Uranium, viết tắt là DU) để chỉ loại Urani có hàm
lượng đồng vị 235U thấp. Trong kỹ thuật hạt nhân người ta dùng Urani thiên nhiên
(chứa 0.71 % đồng bị

235

U) để làm giàu đồng vị này lên mức 3.2% hay 3.6% ,

được gọi chung là Urani đã làm giàu (Enriched Uranium). Quá trình tạo ra Urani
làm giàu đồng thời sinh ra một sản phẩm phụ, cũng có thể xem là phế liệu, là DU
chỉ còn chứa 0.2 - 0.3 %

235

U. Với công nghệ hiện nay từ 8.05 tấn Urani thiên

nhiên chứa 0.72 % 235U, người ta sản xuất được 1 tấn Urani làm giàu (chứa 3.6 %
235

U) đồng thời tạo ra 7.05 tấn DU (chứa 0.3 %



chứ không phải ứng dụng của DU sau phản ứng phân hạch trong lò hạt nhân. Do
các đặc thù như mật độ, trọng lượng lớn, độ cứng cao, động năng di chuyển lớn
và tính dễ bốc cháy, phát nổ của hỗn hợp DU,…
Do tuổi của nhiên liệu lớn nhất cũng không vượt quá 80 năm, tức là vẫn
quá nhỏ so với chu kỳ bán rã của

238

U(4,47 x 109 năm), cho nên trong thời gian

sống của thanh nhiên liệu, ta coi số hạt nhân

238

U phân rã thành

234

U là không

đáng kể so với lượng 234U có sẵn trong thanh nhiên liệu. Do đó trong thanh nhiên
liệu, ta chỉ coi các đồng vị phóng xạ đứng sau

234

U đều do

234


β
233
232
(1.4) n + 90Th→ 90Th → 91 Pa → 92 U + n→ 92 U + 2n

1.3. Các phương pháp phân tích nhiên liệu hạt nhân Urani
1.3.1. Phương pháp phân tích phá hủy mẫu
Phương pháp xác định hàm lượng có tính chính xác và độ tin cậy khá cao,
tuy nhiên việc xử lý mẫu bắt buộc phải phá hủy, nghiền mịn mẫu đo thì mới có
thể áp dụng được. Các công đoạn trong quá trình đo đạc xác định thường phức
tạp dẫn đến các chi phí phát sinh khá lớn.
Trong các phương pháp phân tích có phá hủy mẫu, phải kể đến 4 phương
pháp phổ biến nhất là đo bức xạ alpha, sử dụng khối phổ kế, phân tích sắc ký, và
đo bức xạ gamma trong ống khí ly tâm UF6.[5]
Đo bức xạ alpha:
Trong tất cả các phương pháp phân tích nhiên liệu hạt nhân có phá hủy
mẫu thì phương pháp do bức xạ alpha là cơ bản nhất . Ta đã biết rằng các đồng vị
Urani đều là đồng vị không bền, hoạt độ phóng xạ thấp và đều phát ra tia alpha

12


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

(α) nhưng có các mức năng lượng đặc trưng khác nhau. Việc nghiền nhỏ hỗn hợp
Urani và đưa vào thiết bị đo trực tiếp alpha, đếm và tính tỉ số hoạt độ và tỉ số
khối lượng sẽ xác định được hàm lượng và độ giàu của mẫu nhiên liệu cần đo.

Nghĩa

Phạm Thị

1.3.2. Phương pháp phân tích không phá hủy mẫu (NDA)
Phương pháp phân tích urani không phá hủy mẫu chủ yếu sử dụng phổ kế gamma
HPGe, đây phương pháp đo nhanh, trực tiếp trên nguyên mẫu, dựa trên các tính
chất đặc trưng của các đồng vị, qua xử lý và hiệu chỉnh để đưa ra kết quả đánh
giá độ giàu của mẫu nhiên liệu. Trong các phương pháp đo không phá hủy mẫu,
có ba kỹ thuật được ứng dụng rộng rãi, đó là: đo đỉnh gamma 186 keV, phân tích
kích hoạt nơtron và phương pháp tỉ lệ chuẩn trong .
Sự phân rã của các đồng vị phóng xạ tự nhiên phát ra các bức xạ alpha ( α), beta
(β) và gamma (γ). Năng lượng của bức xạ và chu kỳ bán rã đặc trưng cho đồng vị
phóng xạ. Trong ba loại bức xạ nói trên thì tia gamma được sử dụng nhiều nhất
vào mục đích phân tích vì:
-

Việc xác định năng lượng của tia gamma tương đối đơn giản và có thể đạt
được độ chính xác cao.

-

Sự hấp thụ các tia gamma trong mẫu ít hơn so với sự hấp thụ các tia α và β.

-

Trong trường hợp các tia gamma bị hấp thụ vẫn có thể hiệu chính được một
cách chính xác.
Ngày nay sự phát triển của kỹ thuật đetectơ bán dẫn và kỹ thuật điện tử



Phạm Thị

phóng xạ 234Th và 234Pa luôn luôn được coi là cân bằng phóng xạ với

238

U. Ngoài

ra còn có thể lựa chọn tia gamma 185,72 keV của 235U để phân tích urani.
1.3.3. Phương pháp phổ kế gamma và kỹ thuật chuẩn trong
Dựa vào đặc điểm bức xạ gamma có khả năng đâm xuyên lớn và dựa vào
đặc điểm dãy phóng xạ Uran, phòng thí nghiệm Vật lý hạt nhân của Viện Khoa
học Đồng vị phóng xạ Hungary đã đưa vào ứng dụng và phát triển lý thuyết về
phương pháp dựa vào phổ kế gamma để xác định các đặc trưng của nhiên liệu
Uran nói riêng và của các dạng vật liệu hạt nhân nói chung [7,8]. Tới năm 2009
TS. Nguyễn Công Tâm, Viện Khoa học Đồng vị phóng xạ Hungary, đề xuất
thêm phương pháp ứng dụng tỉ số chuẩn trong để xác định thêm tuổi của thanh
nhiên liệu hạt nhân. Lý thuyết này đã được Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Đại học
Khoa Học Tự nhiên Hà Nội triển khai, ứng dụng vào thực tế và cho ra kết quả đo
đạc với độ chính xác cao.
Nguyên lý chủ yếu của phương pháp này chính là dựa vào đặc điểm về sự
cân bằng phóng xạ trong các dãy các đồng vị phóng xạ tự nhiên của các họ Uran,
lập nên đường cong hiệu suất ghi của thiết bị cho từng vùng năng lượng cụ thể,
lựa chọn ra các đỉnh năng lượng đặc trưng, thông qua diện tích các đỉnh năng
lượng đó tính toán ra tỉ số hoạt độ cũng như tỉ lệ về khối lượng của các đồng vị
có trong mẫu đo. Kết quả cho ra sẽ là các đặc trưng về thanh nhiên liệu như
thành phần đồng vị, cấu trúc hóa học, độ giàu 235U,.. với độ chính xác tương
đương với các phương pháp đo phổ alpha hay khối phổ kế.
Cho đến nay, tại Bộ môn Vật lý hạt nhân, trường Đại học Khoa Học Tự


N 235
100% =
100%
N 234 N 235
N 234 + N 238 + N 235
1+
+
N 238 N 238

Trong đó N234,N235 và N238 là số hạt nhân của các đồng vị
ứng có trong nhiên liệu. Vì các đồng vị

234

(2.1)

234

U,235U và

238

tương

U,235U và 238 đều phân rã phóng xạ, nên

biểu thức (2.1) có thể được biểu diễn qua hoạt độ phóng xạ của chúng. Xuất phát
từ mối liên hệ số hạt nhân phóng xạ N và hoạt độ A theo biểu thức sau:


q235 =

1
A
A
1 + 3.479.10−4. U 234 + 6.43. U 238
AU 235
AU 235

định độ giàu cần phải xác định tỷ số hoạt độ của các đồng vị uran.
2.2. Xác định tỷ số hoạt độ phóng xạ theo phương pháp phổ gamma.
2.2.1.Phương pháp xác định hàm lượng urani sử dụng phổ kế gamma.
Các đồng vị 234U, 235U và 238U hoặc sản phẩm con cháu của chúng khi phân
rã đều phát ra các bức xạ gamma đặc trưng. Số bức xạ gamma đặc trưng của mỗi
đồng vị phát ra từ mẫu tỷ lệ thuận với hoạt độ phóng xạ của chúng.Trong bảng
2.1 đưa ra các bức xạ đặc trưng có năng lượng thấp của

234

U,

235

U,

238

U và sản

phẩm con cháu của chúng.

phát

rã
4,47x109

0,064 ± 0,008

238

3,70 ± 0,40
0,060 ± 0,006
2,13 ± 0,20
2,10 ± 0,21
0,0764 ±

234Th

63,29 ± 0,02
83,30 ± 0,05
92,38 ± 0,01
92,80 ± 0,02

Γ
Γ
Γ
Γ

258,227 ± 0,003

Γ

231

chiếm Kα

143,76 ± 0,02

Γ

10,96 ± 0,140

235

163,33 ± 0,02

Γ

5,08 ± 0,06

235

185,715 ± 0,005

Γ

57,2 ± 0,80

235

5,01 ± 0,07


7,04x108


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

Phạm Thị

Đồng

Năng lượng

vị mẹ

(keV)

234

Dạng

Cường độ tia

Đồng vị

Chu kỳ bán

γ (%)

phát


Trên thực tế hoạt độ của

234

U

năm
2,46x105

U

năm
2,46x105

U

năm
U được xác định trực tiếp dựa vào các vạch gamma

53,20 KeV hoặc 120,90 keV do chính 234U phát ra.
Với

238

U do sản phẩm con cháu của nó là

234

Th và


U do đó hoạt độ phóng xạ của

235

U có thể

được xác định dựa vào các vạch gamma do 235U hoặc của 231Th phát ra.
2.2.2. Mẫu phân tích và thiết bị đo phổ gamma của nhiên liệu hạt nhân.
Trong luận văn này sẽ trình bày thực nghiệm tính tuổi của thanh nhiên
liệu Uran từ khi nó được làm giàu thông qua mẫu bột U 3O8 có thành phần đồng
vị 235U được làm giàu cao. Mẫu phân tích có khối lượng có các khối lượng khác
(0,55g, 2,23g; 5,55 g và 10,49g) được đựng trong xi lanh bằng nhựa mỏng, hình
trụ đóng kín nắp với đường kính bên trong là 2,9cm. Độ dày của lớp bột U 3O8 ở
đáy của các xi lanh là khoảng 0,6 cm. Phổ gamma của mẫu được ghi nhận và gửi
về thông qua chương trình hợp tác giữa Viện Khoa Học Đồng vị phóng xạ
Hungary và trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên – ĐHQG Hà Nội. Trên Hình
2.1 đưa ra sơ đồ khối của phổ kế gamma bán dẫn tại Phòng Vật lý hạt nhân, Viện
Khoa Học Đồng vị phóng xạ Hungary.

18


Luận văn Thạc sĩ
Nghĩa

1

2

Phạm Thị

2.3. Phương pháp chuẩn nội xác định tỷ số hoạt độ.
2.3.1. Phương pháp chuẩn nội hiệu suất ghi xác định tỷ số hoạt độ.
Cơ sở căn bản của phương pháp phổ MGA chính là việc sử dụng các tia
gamma đa nhóm, nghĩa là đo hai hay nhiều đỉnh gamma với năng lượng tương tự
nhưng từ đồng vị khác nhau, trong cùng một vùng năng lượng. Sau đó, tính tỷ lệ
hoạt độ của hai đồng vị khác nhau, từ tỉ lệ hoạt độ có thể suy ra được các tính
chất khác như độ giàu, hàm lượng hay “tuổi” của nhiên liệu hạt nhân. Việc tính tỉ
lệ hoạt độ được thể hiện qua biểu thức sau:

19