1 MỞ ĐẦU Kể từ khi kỷ nguyên hạt nhân bắt đầu, việc quản lý cũng như xử lý chất thải phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân là vấn đề cấp bách được các nước trên thế giới quan tâm đặc biệt. Tuy nhiên, thách thức lớn nhất hiện nay là tìm cách cất giữ và xử lý chất thải trong các thùng kín lớn được tạo ra chủ yếu từ nhà máy điện hạt nhân sao cho thích hợp với từng quốc gia, bởi chất thải hạt nhân chứa những đồng vị phóng xạ có hoạt độ khác nhau và chu kì bán rã có thể lên đến hàng triệu năm. Do đó nhằm đảm bảo các quy định về an toàn phóng xạ, chất thải phóng xạ không thể thải trực tiếp ra môi trường mà cần phải xác định các đồng vị phóng xạ có trong chất thải và phân loại chúng theo hoạt độ để có cách xử lý một cách phù hợp. Ngày nay trong nước cũng như trên thế giới có nhiều công trình khoa học đề cập đến vấn đề khảo sát hoạt độ phóng xạ trong thùng rác thải. Mục đích của việc khảo sát là nhận biết được các gamma đặc trưng của các đồng vị phóng xạ, xác định hoạt độ phóng xạ và thêm vào đó là thực hiện đo đạc càng nhanh càng tốt. Các hệ đo sử dụng hệ phổ kế đa kênh đo gamma có thể kiểm tra thành phần thùng rác thải gồm có những chất phóng xạ nào dựa vào các đỉnh năng lượng đặc trưng gamma trên phổ của chúng và kiểm tra hoạt độ của thùng dựa vào số đếm đầu dò ghi nhận được ứng với từng đỉnh. Sai số của phép đo không chỉ phụ thuộc vào nguồn và chất độn trong thùng mà còn phụ thuộc vào kỹ thuật nào được sử dụng. Cho đến nay, có rất nhiều kỹ thuật phân tích và nổi bật trong số đó là ba kỹ thuật với độ tin cậy cao: - Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma (Tomographic Gamma Scanning Technique – TGS); - Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất (Two Identical Detectors Technique); - Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (Segmented Gamma Scanning Technique – SGS). 2 Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận sẽ được vận hành thương mại. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, được chứa trong các thùng kín lớn, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lí và quản lí chất thải hạt nhân ở quy mô lớn. Trước nhu cầu cần thiết trên, tôi chọn đề tài: “Tính toán phân bố của đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn”. Mục tiêu của luận văn là: xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ, sau đó tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt độ của chúng tại một số vị trí trong thùng thải, từ đó có thể phát triển hệ đo thùng thải phóng xạ. Đối tượng nghiên cứu là thùng thải thể tích 200 lít, bên trong có đặt hai tấm mút xốp để cố định các ống nhựa, nguồn phóng xạ là 60 Co và 137 Cs, dùng đầu dò NaI(Tl) 7,62cm × 7,62cm đặt trong ống chuẩn trực chì. Phương pháp nghiên cứu bao gồm đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét gamma phân đoạn để xác định phân bố của các nguồn chuẩn và tính toán hoạt độ của nguồn từ đường chuẩn hiệu suất được xây dựng bằng chương trình PENELOPE. Nội dung của luận văn được trình bày trong 3 chương: Chương 1: Trình bày tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước và thế giới về một số kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một số phương pháp gamma không phá huỷ mẫu và giới thiệu về sự truyền bức xạ gamma qua vật chất. Chương 2: Trình bày chi tiết cấu tạo và công dụng của các bộ phận trong hệ đo thùng thải phóng xạ và giới thiệu sơ lược về cơ sở dữ liệu và các tập tin dữ liệu cho quá trình mô phỏng của chương trình PENELOPE. Chương 3: Xác định vị trí, nhận diện và xác định hoạt độ của đồng vị phóng xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng thải. 3 Chƣơng 1 TỔNG QUAN 1.1. Tình hình nghiên cứu trong và ngoài nƣớc Ngoài nước 1.1.1. Năm 1993, Cesana cùng cộng sự [8] đã xác định hoạt độ của nguồn có kích thước trong thùng chứa các chất thải phóng xạ khô, hữu cơ. Trong kỹ thuật này, các tác giả đã sử dụng hai đầu dò bán dẫn Ge đặt đồng trục và đối xứng qua thùng thải. Kết quả đạt được là đã xác định được hoạt độ của các nguồn, nhưng chỉ giới hạn trong một số nguồn có dãy năng lượng phù hợp như 137 Cs, 134 Cs, 54 Mn, 60 Co, và còn phụ thuộc vào mật độ vật liệu trong thùng. Vật liệu trong nghiên cứu này có mật độ thấp và hệ số suy giảm tuyến tính trong khoảng từ 1 0,01 0,03cm   . Phương pháp này chính xác hơn so với phương pháp chỉ sử dụng một đầu dò đặt đồng trục với thùng thải. Tuy nhiên sự phân bố hoạt độ trong thùng chưa xác định được và độ chính xác còn phụ thuộc vào vị trí của nguồn trong thùng. Năm 1995, Filb [12] đã xây dựng các công thức để tính hoạt độ trong các thùng thải mật độ cao từ tốc độ phát tia gamma, khoảng cách từ đầu dò đến bề mặt thùng, mật độ của chất độn, loại chất độn và năng lượng tia gamma phát ra. Số đếm được ghi nhận bởi đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe không che chắn; hiệu suất hệ đo được chuẩn theo khoảng cách giữa đầu dò và bề mặt thùng; tính đồng nhất của thùng là điều kiện tiên quyết. Kết quả thu được có thể chấp nhận. Năm 2009, Bai cùng các cộng sự [17] đưa ra phương pháp tính hoạt độ của thùng thải chứa các đồng vị phân bố không đồng nhất bằng phương pháp quét gamma phân đoạn. Phương pháp này sử dụng biểu thức giải tích số xây dựng theo hình học của hệ đo và phương pháp chi bình phương χ 2 để xử lý số liệu thực nghiệm thu được bằng phương pháp quét gamma phân đoạn, hai nguồn 60 Co và 137 Cs được xem như phân bố không đồng nhất trong thùng. Kết quả thu được có cải thiện khá tốt độ sai biệt. Tuy nhiên cần nghiên cứu thêm hiệu ứng đa nguồn khi tiến hành đo bằng phương pháp quét gamma phân đoạn. 4 Năm 2011, Krings và Mauerhofer [13] tiếp tục giảm sai số xuống bằng cách thay đổi hàm đáp ứng của ống chuẩn trực trong biểu thức toán học của Bai. Đồng thời tác giả sử dụng chương trình MCNP5 để mô phỏng mô hình hình học của ông Bai và của tác giả. Nếu phương pháp thông thường cho sai số 10 - 40% thì sai số của phương pháp mới này giảm đáng kể chỉ còn 1 - 3%. Trong nước 1.1.2. Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh Thuận sẽ được vận hành. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lý và quản lý chất thải hạt nhân ở quy mô lớn. Trước yêu cầu thực tiễn như trên, các đề tài và luận văn nghiên cứu về thùng thải phóng xạ được quan tâm ngày càng nhiều. Năm 2012, Trần Quốc Dũng và Trương Trường Sơn [15] đã nghiên cứu và chỉ ra những hạn chế của kỹ thuật quét gamma phân đoạn, đồng thời đề nghị một phương pháp bổ sung để kiểm tra các thùng thải phóng xạ. Giả thuyết của kỹ thuật mới là hoạt độ của chất thải tập trung như một nguồn điểm trong chất độn đồng nhất đối với một phân đoạn đo của thùng. Các kết quả tính toán cho thấy độ chính xác của kỹ thuật này tốt hơn so với kỹ thuật quét gamma phân đoạn truyền thống trong hầu hết các trường hợp khi hỗn hợp chất phóng xạ và chất độn là không đồng nhất. Năm 2012, Trần Quốc Dũng tiếp tục cùng cộng sự [16] đã đánh giá việc kết hợp các kỹ thuật khác nhau để xác định hoạt độ các thùng thải phóng xạ, đó là đưa ra phương pháp kết hợp hai kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS dùng một đầu dò và dùng hai đầu dò đồng nhất. Với phương pháp này, hai đầu dò 1 và 2 được đặt cố định và đồng trục với thùng thải ở một khoảng cách nhất định, đầu dò thứ 3 sẽ quét các phân đoạn của thùng khi thùng quay. Kết quả thu được là sai số của phương pháp kết hợp là nhỏ hơn kỹ thuật sử dụng một đầu dò và thấp hơn sai số lớn nhất của kỹ thuật sử dụng hai đầu dò. Ngoài ra phương pháp kết hợp còn đáp ứng tốt việc xác định hoạt độ của chất thải phóng xạ trong thùng chứa các chất độn có mật độ thấp. 5 Năm 2012, luận văn thạc sĩ của Lê Anh Đức [1] đã tìm hiểu khả năng sử dụng phương pháp ngẫu nhiên bằng tính toán mô phỏng và thực nghiệm khi cho nguồn phóng xạ vào thùng để đánh giá sai số của kỹ thuật quét gamma phân đoạn. Trong công trình này, tác giả đã tiến hành xây dựng được hệ đo SGS để đo đạc và tính toán thực nghiệm bằng phương pháp thả các nguồn phóng xạ ngẫu nhiên vào thùng, khảo sát định lượng sai số của kỹ thuật SGS do sự phân bố của nguồn theo khoảng cách với chất độn là cát đồng nhất. Kết quả thực nghiệm thu được khá phù hợp với kết quả tính toán lý thuyết. Ngoài ra tác giả còn tiến hành khảo sát định tính khả năng quét của hệ đo bằng phương pháp SGS đối với chất độn không đồng nhất. Năm 2013, Huỳnh Thị Yến Hồng cùng các cộng sự [2] đã áp dụng kỹ thuật quét gamma phân đoạn để xác định vị trí một nguồn bất kỳ trong thùng thải phóng xạ. Cơ sở của việc xác định vị trí tương đối của nguồn là tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng ứng với các khoảng cách từ nguồn tới đầu dò là 10 cm; 10,9 cm; 20,9cm; 30,9 cm; 40,9 cm. Từ đó, xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo khoảng cách ứng với từng đỉnh năng lượng. Các kết quả thực nghiệm và tính toán dựa vào cơ sở trên cho thấy kỹ thuật quét gamma phân đoạn có thể áp dụng xác định vị trí nguồn bất kỳ đặt ngẫu nhiên trong thùng với độ sai biệt dưới 4%. Năm 2013, luận văn thạc sĩ của Trương Nhật Huy [3] với đề tài “Nghiên cứu và xây dựng hệ đo thùng thải chất phóng xạ” từ các thiết bị đơn giản đã khảo sát sự thay đổi số đếm của nguồn theo các khoảng cách từ nguồn đến đầu dò khác nhau, xác định vị trí của một nguồn bất kỳ có trong thùng theo chiều cao và chiều ngang với các chất độn khác nhau. Năm 2014, luận văn thạc sĩ của Nguyễn Thị Thanh Thủy [7] với đề tài “Phát triển hệ kiểm tra chất thải phóng xạ” đã tập trung phát triển hệ đo, tiến hành xác định tên, vị trí các đồng vị phóng xạ trên hệ đo mới này bằng phương pháp quét gamma phân đoạn. Ngoài ra tác giả còn dùng chương trình MCNP5 để xây dựng đường chuẩn hiệu suất theo năng lượng khi chất độn trong thùng thải khác nhau, so sánh sự hấp thụ của phổ 137 Cs và 60 Co trong hai trường hợp là không có chất độn và chất độn là bê tông. 6 Hiện đã có đề tài thiết kế, nghiên cứu để phát triển một hệ đo có thể áp dụng cho nhiều loại chất thải phóng xạ với chi phí hợp lý cùng với độ tin cậy cao. Tuy nhiên, hệ đo này cũng chỉ phù hợp các thùng thải nhẹ do chất thải hoặc chất độn trong thùng có mật độ thấp, với mật độ lớn thì khối lượng của thùng khá lớn, không thuận tiện nâng hay quay thùng để quét theo các phân đoạn. Nhằm khắc phục các hạn chế trên, thay vì nâng thùng thải để quét các phân đoạn dọc theo chiều cao thùng thì luận văn này cải tiến hệ đo bằng cách cho đầu dò di chuyển dọc theo các phân đoạn, đồng thời luận văn tiến hành xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng, xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt độ của chúng tại một số vị trí trong thùng thải trong hai trường hợp là không có chất độn và chất độn là cát. 1.2. Tổng quan về các kỹ thuật đo hoạt độ thùng thải Kỹ thuật quét gamma phân đoạn 1.2.1. Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) là một kỹ thuật quan trọng để đo đạc và phân tích hoạt độ của rác thải phóng xạ, được phát triển bởi phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos – Mỹ vào đầu những năm 1970. Đây là kỹ thuật phổ biến nhất trong số các kỹ thuật phân tích không huỷ mẫu chất thải hạt nhân vì độ tiện lợi mà nó mang lại. Hệ thống SGS có một lợi thế là sử dụng các dụng cụ đo và lắp ráp không quá phức tạp với độ tin cậy cao, giá thành sản xuất phù hợp. Hình 1.1 là một hệ SGS chuẩn của hãng Canberra. Hình 1.1. Hệ SGS chuẩn của Canberra [19] 7 Nguyên tắc hoạt động cơ bản của kỹ thuật quét SGS là phân chia thùng rác thải phóng xạ thành các phân đoạn nằm ngang nhỏ hơn rất nhiều so với chiều cao của thùng, giả thiết rằng các nguồn phóng xạ và chất độn trong thùng thải là phân bố đồng nhất; sử dụng đầu dò gắn ống chuẩn trực để ghi số đếm; và phân tích thành phần dựa vào phổ năng lượng thu được trên từng phân đoạn. Tuy nhiên, trên thực tế nguồn và chất độn phân bố không đồng nhất nên kỹ thuật này gây ra sai số lớn. Sau đây sẽ trình bày và phân tích rõ ràng hơn về nguyên tắc hoạt động của kỹ thuật này. Hình 1.2. Bố trí hình học của kỹ thuật quét gamma phân đoạn Thùng được chia thành nhiều phân đoạn, i = 1, 2, 3…n là số thứ tự đánh dấu của từng phân đoạn, mỗi phân đoạn lần lượt được đo bởi đầu dò. Số đếm thô CR i trên mỗi phân đoạn được xác định bởi đầu dò. Số đếm hiệu chỉnh C i được tính bằng công thức: i i i C CR .CF (1.1) Trong đó CF i là hệ số suy giảm do chất độn bởi phân đoạn thứ i, có thể được tính bằng công thức [14]: i 0,823. .d i i 1e CF 0,823. .d     (1.2) Với hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình µ i (cm -1 ), và d (cm) là đường kính của thùng rác thải phóng xạ. Nếu hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình chưa biết, ta có thể 8 sử dụng một nguồn ngoài để tính hệ số suy giảm tuyến tính. Cách giải quyết này được sử dụng rộng rãi để xác định CF i trong phương pháp SGS vì hệ số hấp thụ tuyến tính có thể thay đổi từ phân đoạn này sang phân đoạn khác do chất độn phân bố không đồng nhất trong thùng. Số đếm tổng cộng của thùng sẽ là: n Ti i1 CC    (1.3) Kết quả cuối cùng của phép đo là hoạt độ của loại đồng vị mà ta quan tâm: d h t 0,693 T T C .e I t.Y.   (1.4) Trong đó: t d : thời gian phân rã tính từ lúc nguồn được sản xuất đến lúc đo (ngày); t: thời gian đo (giây); T h : chu kì bán rã của các đồng vị phóng xạ (ngày); Y: xác suất tia gamma; ε: hiệu suất ghi của đầu dò. Các phương trình trên đều dựa trên hai giả thuyết là khoảng cách từ mẫu trong phân đoạn đến đầu dò là vô hạn và mẫu là đồng nhất. Hệ số hình học Vì các nguồn phóng xạ trong thùng trải rộng và phân bố không đều nên số đếm C i phụ thuộc vào vị trí của các mẫu trong thùng. Điều này có thể dẫn đến các sai số tiềm tàng, việc gia tăng khoảng cách từ đầu dò đến thùng có thể giảm thiểu sai số này nhưng phải đo trong thời gian lâu do sự suy giảm số đếm. Do vậy thùng được quay để giảm thiểu sai số gây ra bởi sự phân bố không đồng đều trong thùng. Sự lựa chọn khoảng cách từ thùng đến đầu dò sao cho có sự cân bằng giữa tối thiểu hóa sai số và có được số đếm chính xác tối đa. Độ biến thiên số đếm tối đa theo vị trí là nhỏ hơn 10% nếu khoảng cách từ tâm thùng đến đầu dò là bằng hoặc lớn hơn ba lần độ lớn của bán kính thùng [4]. 9 Đánh giá sai số của phương pháp Dựa trên mô phỏng toán học của hệ thống SGS, những thông số ảnh hưởng đến sai số sẽ được nghiên cứu:  Chất độn biểu thị sự hấp thụ gamma và sự phân bố theo không gian của hệ số hấp thụ.  Sự phân bố của nguồn phóng xạ trong một phân đoạn.  Khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng liên quan đến việc điều chỉnh sai số của phép đo với sự suy giảm số đếm mà đầu dò ghi nhận. Mô hình thùng thải phóng xạ thường được sử dụng trong thực tế và mô phỏng có thể tích 220 lít, đường kính 60 cm và chiều cao 88 cm. Phép đo gamma được thực hiện ở năng lượng của các đồng vị sản phẩm phân hạch, từ 140 keV đến 1400 keV. Với khoảng năng lượng gamma đã cho, các hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình của chất độn sẽ trong khoảng 0,01 cm -1 - 0,14 cm -1 . Trong luận văn này, hệ số hấp thụ tuyến tính trung bình là từ 0,03 - 0,12 cm -1 và 0,0498 cm -1 ứng với chất độn là cát. Ta xét trường hợp các nguồn điểm trong chất độn là đồng nhất [16]. Giả thiết có một nguồn điểm hoạt độ thực là I d trong một phân đoạn. Thì số đếm thực của nguồn đó sẽ được tính như sau [14]: j .L n d 2 j1 j I. e C nH      (1.5) Trong đó: L j : độ dài quãng đường tia gamma trong thùng (cm). H j : khoảng cách từ nguồn đến đầu dò (cm). L j , H j phụ thuộc vào góc θ j , khoảng cách từ nguồn đến tâm thùng r (cm), khoảng cách từ đầu dò đến tâm thùng K (cm), và bán kính thùng R (cm). n: số góc θ j khác nhau cho mỗi số đếm. µ: hệ số hấp thụ tuyến tính. α: hệ số phụ thuộc vào năng lượng của tia gamma và hiệu suất của đầu dò. 10 Hình 1.3. Mặt cắt ngang của một phân đoạn 22 jj H K r 2.K.r.cos    (1.6)   2 2 2 2 2 j j j j j R .H K .r .sin K.cos r .r L H       (1.7) Ở đây L j , H j tính cho trường hợp phân đoạn được chia có bề dày rất nhỏ so với khoảng cách từ tâm thùng đến đầu dò, khi đó chúng ta có thể không tính tới bề dày của một phân đoạn. Kết quả sẽ chính xác hơn khi tính đến bề dày z của các phân đoạn, lúc này ta phải hiệu chỉnh lại L j , H j . Giả sử thùng với chiều cao 86 cm được chia làm 10 phân đoạn, với bề dày của mỗi phân đoạn là 8,6 cm, khi đó L j , H j sẽ được hiệu chỉnh là: ' 2 2 jj H H z (1.8) ' 2 2 jj L L z (1.9) Với 0 < z < 8,6 cm. Mối liên hệ giữa số đếm thực và hoạt độ I s của nguồn đo bởi kỹ thuật SGS được cho bởi công thức [15]: s i 2 I. C= .CF K  (1.10) So sánh kết quả của I d và I s được tính toán từ các công thức (1.5) và (1.10) ta có thể rút ra được sai số tương đối của phép đo SGS. Hiện nay, phương pháp này được ứng dụng phổ biến nhất để xác định các đồng vị phóng xạ và hoạt độ của chúng trong thùng thải. r R • K H j L j θ j Đầu dò [...]... dùng hai đầu dò đồng nhất Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (SGS) là một kỹ thuật truyền thống để xác định được đồng vị cũng như hoạt độ của đồng vị đó trong thùng thải Tuy nhiên sai số hệ thống của kỹ thuật này còn rất lớn vì nhiều yếu tố: - Sự phân bố của nguồn phóng xạ trong thùng không đồng nhất - Các thành phần có trong thùng cũng như chất độn phân bố không đồng nhất Khoảng cách từ thùng đến đầu dò…... của thùng [10] Bước thứ hai là đo gamma thụ động, đầu dò ghi nhận gamma và cho ta phổ tia gamma phát ra từ bên trong thùng Sự suy giảm gamma gây ra bởi vật liệu trong các phép đo đồng vị phóng xạ được hiệu chỉnh bằng cách sử dụng bản đồ hệ số suy giảm tuyến tính, sự điều chỉnh này cho một kết quả chính xác hơn về các đồng vị phóng xạ bên trong thùng Phổ thu được được sử dụng để tự động xác định các đồng. .. đồng nhất ở bên trong, chúng sẽ bị suy giảm ở nhiều mức độ khác nhau Ở phía bên kia của thùng, hệ phổ kế gamma sẽ đo được bức xạ gamma suy yếu Bằng cách ghi nhận và đo tia gamma cường độ 12 suy yếu ở mức năng lượng cụ thể của nguồn truyền qua, người ta có thể xác định phân bố của hệ số suy giảm tuyến tính của thùng rác thải Các phân bố này có thể được xây dựng lại để mô tả sự suy giảm do chất độn của. .. vị trí bằng các vít cố định;  Thả ngẫu nhiên nguồn vào một ống nào đó trong thùng;  Trước tiên quét gamma phân đoạn theo chiều cao thùng bằng cách bật công tắc cho hệ dịch chuyển đầu dò di chuyển từ phân đoạn 3 đến phân đoạn 11 sao cho khe chuẩn trực chùm tia nằm khoảng chính giữa của mỗi phân đoạn;  Tại các phân đoạn có số đếm cao nhất, đưa hệ dịch chuyển đầu dò đến phân đoạn đó rồi tiến hành quét. .. theo các phân đoạn của thùng thải Thùng thải được đặt trên mâm quay, cho đầu dò di chuyển dọc theo từng phân đoạn của thùng để ghi nhận số đếm của từng phân đoạn Tại các phân đoạn có số đếm cao, cho thùng quay để đầu dò ghi nhận số đếm theo từng góc quay Thùng thải Ống chuẩn trực chì Thƣớc đo Đầu dò NaI(Tl) và Khung sắt khối Ospray Đế sắt Bàn đặt Thanh răng Mô-tơ Công tắc Mâm quay Hình 2.1 Bố trí hệ đo... năng để hiệu chỉnh, chụp cắt lớp vi tính để xác định sự phân bố và phân tích thành phần nguồn phóng xạ trong thùng thải bằng cách sử dụng đầu dò cùng hệ phổ kế gamma có độ phân giải cao Kỹ thuật này là một bước tiến đáng kể trong công nghệ phân tích không huỷ mẫu, nó hướng tới một kết quả chính xác vì có thể thấy được hình ảnh về sự phân bố của chất độn và nguồn phóng xạ Tuy nhiên, kỹ thuật này đòi hỏi... 137 241 223 Ra 24 b Thùng thải Thùng thải trong luận văn có chiều cao 85cm, đường kính 58cm, chu vi 180cm, thể tích là khoảng 220 lít và được đặt trên mâm quay để có thể quay thùng Thùng được chia thành 11 phân đoạn, trong đó phân đoạn 1 cao 5cm, các phân đoạn còn lại cao 8cm Đánh dấu một điểm trên thùng để chia thành 12 góc quay, mỗi góc ứng với một cung có độ dài là 15 cm Bên trong thùng có đặt 12 ống... độ phân giải 2.4 Nhận xét chƣơng 2 Chương này đã giới thiệu chi tiết cấu tạo và công dụng của các bộ phận trong hệ đo thùng thải phóng xạ Với hệ đo có hệ dịch chuyển đầu dò dọc theo thân thùng nên có thể đo được thùng thải có trọng lượng lớn Ngoài ra, các ống nhựa được cố định bằng hai tấm mút bên trong thùng nên có thể đặt nguồn tại nhiều vị trí để khảo sát cũng như định vị nguồn chính xác hơn Trong. .. đồng nhất [11] Sự chuyển động tương đối của thùng chất thải và đầu dò cũng khác nhau Thay vì chỉ là xoay và nâng thùng thì có thể đồng thời xoay và dịch theo chiều ngang Đối với một một thùng thải có hoạt độ và chất độn không đồng nhất, kết quả đo lường TGS cho một sai số thấp hơn nhiều so với các kỹ thuật khác Hình 1.5 Hệ TGS chuẩn của Canberra Hình 1.6 Hình cắt lớp về phân bố đồng [18] vị phóng xạ. .. thuật quét gamma phân đoạn SGS, kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất, kỹ thuật chụp cắt lớp gamma TGS Đồng thời đã giới thiệu tổng quan về về tương tác bức xạ gamma qua vật chất 22 Chƣơng 2 THIẾT BỊ VÀ PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1 Giới thiệu chung Hệ đo được thiết lập dựa trên kỹ thuật quét gamma phân đoạn SGS như trong hình 2.1 Đầu dò có gắn ống chuẩn trực được đặt trên hệ cơ để dịch chuyển dọc theo các phân . chất thải hạt nhân ở quy mô lớn. Trước nhu cầu cần thiết trên, tôi chọn đề tài: Tính toán phân bố của đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn . Mục tiêu của. các đồng vị phân bố không đồng nhất bằng phương pháp quét gamma phân đoạn. Phương pháp này sử dụng biểu thức giải tích số xây dựng theo hình học của hệ đo và phương pháp chi bình phương χ 2 . 7,62cm đặt trong ống chuẩn trực chì. Phương pháp nghiên cứu bao gồm đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét gamma phân đoạn để xác định phân bố của các nguồn chuẩn và tính toán hoạt độ của nguồn