PHẦ N T Ổ NG QUAN
T ổ ng quan v ề các phương pháp, hệ đo neutron
Neutron tương tác chủ yếu với hạt nhân nguyên tử, dẫn đến các quá trình tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi và phản ứng hạt nhân Tất cả neutron sinh ra đều là neutron nhanh, và khi va chạm đàn hồi với hạt nhân môi trường, chúng mất năng lượng và trở thành neutron nhiệt hoặc trên nhiệt, cuối cùng bị hấp thụ Do neutron không mang điện, việc ghi nhận chúng được thực hiện gián tiếp thông qua các phản ứng hạt nhân với vật liệu detector, với các sản phẩm tạo thành như ion và tia gamma được ghi nhận bởi detector.
1.1.1 Phản ứng hấp thụ neutron (n, hạt tích điện)
Các vật liệu có tiết diện hấp thụneutron cao được sử dụng, bao gồm helium-
Khi lithium-6, boron-10 và uranium-235 hấp thụ neutron, phản ứng hạt nhân diễn ra, tạo ra các hạt mang điện Những hạt này có khả năng gây ion hóa trực tiếp và được hệ đo ghi nhận.
1.1.2 Phản ứng kích hoạt neutron
Các hạt nhân hấp thụ neutron và trở thành hạt nhân phóng xạ, từ đó phát ra tia beta hoặc gamma Thông lượng neutron được tính dựa trên hoạt độ của các hạt nhân sản phẩm Để tối ưu hóa quá trình này, các hạt nhân bia thường được chọn là những hạt nhân có tiết diện tương tác với neutron lớn, đặc biệt là trong dải năng lượng hẹp Một số vật liệu phổ biến được sử dụng bao gồm indium, vàng, rhodium, sắt và niobium.
Giả sử bia X được kích hoạt bằng chùm neutron có thông lượng E Số hạt nhân được tạo thành từ phản ứng hấp thụ neutron được tính (eg Phạm 2016, slide 18):
N 0 (X): Số hạt nhân có trong bia lúc ban đầu
N sp số hạt được tạo thành do phản ứng kích hoạt neutron
E là tiết diện bắt neutron phụ thuộc theo năng lượng của hạt nhân A
là hằng số phân rã của hạt nhân sản phẩm tirr là thời gian chiếu neutron t d là thời gian rã
Sốđếm mà detector đo gamma ghi nhận được khi đo mẫu đã được kích hoạt bằng:
Trong đó: t m là thời gian đo ε là hiệu suất ghi của detector γ là tỉ số phân nhánh phát gamma
Thông lượng neutron ởnăng lượng E được tính
1.1.3 Phản ứng tán xạ neutron (proton giật lùi)
Neutron năng lượng cao thường được phát hiện thông qua phương pháp này, trong đó neutron va chạm với hạt nhân nguyên tử trong detector, truyền một phần động năng cho hạt nhân đó.
Sau va chạm, năng lượng của hạt nhân giật lùi bằng (Lamarsh & Baratta) cos2
, A là số khối hạt nhân giật lùi E n là năng lượng neutron là góc tán xạ so với phương bay của neutron trong tọa độ phòng thí nghiệm
Năng lượng truyền cho hạt nhân trong va chạm lớn hơn khi khối lượng hạt nhân gần bằng khối lượng neutron, vì vậy vật liệu chứa hydro thường được sử dụng Khi hạt nhân giật lùi là proton, giá trị nhận được sẽ nằm trong khoảng từ 0 đến 90 Năng lượng của neutron được tính dựa trên E A Ống đếm được trang bị lớp Cadmium để hấp thụ neutron nhiệt, giúp loại bỏ xung giật lùi của deutron trong phản ứng bắt neutron nhiệt của hydro.
Các h ệ đo neutron
Các nguyên tố như 3 He, 6 Li, 10 B và 235 U được sử dụng trong ống đếm tỷ lệ đo neutron nhờ vào tiết diện phản ứng lớn của chúng với neutron nhiệt Những ống đếm này chủ yếu phục vụ cho việc đếm số lượng neutron thay vì đo năng lượng Đặc biệt, boron được sử dụng trong các detector cần phải được làm giàu lên đến 96% 10 B, trong khi boron tự nhiên chỉ chứa 20% 10 B và 80% 11 B.
3He is a helium isotope that absorbs neutrons, producing 1H and 3H ions This detector is less sensitive to gamma rays, making it highly effective for neutron measurement.
Detector 3 He ban đầu được thiết kế dưới dạng ống đếm tỉ lệ hình trụ, nhưng sau đó đã được cải tiến thành buồng ion hóa hình cầu nhỏ gọn Khác với ống đếm tỉ lệ hình trụ, buồng ion hóa hình cầu có độ nhạy không phụ thuộc vào hướng của neutron tới Nhờ kích thước nhỏ, detector này rất phù hợp cho các phép đo phổ neutron trong các kênh của lò phản ứng.
Nguồn cung cấp helium-3 (3 He) hiện tại khá hạn chế do đây là sản phẩm phụ từ quá trình phân rã tritium, mà tritium lại được sản xuất trong các chương trình vũ khí hạt nhân hoặc từ lò phản ứng Trong tương lai, lượng helium-3 tạo ra chỉ đủ để chế tạo các detector có kích thước nhỏ.
Hình 1 Ống đếm 3 He (eg.Mason 2016, slide 4)
Ống đếm lót boron (Knoll 2000)
Phản ứng xảy ra khi boron hấp thu neutron nhiệt
Thành ống đếm được phủ lớp chất chứa 10 B, trong đó khi boron hấp thụ neutron, các sản phẩm sinh ra sẽ bay ra hai phía đối diện Động năng của chúng tỷ lệ nghịch với khối lượng, với năng lượng hạt α đạt 1,5 MeV và năng lượng hạt 7 Li là 0,8 MeV Tại detector, phản ứng hạt nhân diễn ra gần mặt trong, do đó chỉ một trong hai hạt sản phẩm sẽ đi vào vùng chứa khí của ống đếm tỷ lệ và gây ion hóa.
Các hạt từ phản ứng (n,α) được sinh ra ở các lớp boron sâu hơn sẽ mất một phần năng lượng khi di chuyển từ lớp lót đến vùng chứa khí của detector Những hạt có cùng năng lượng ban đầu nhưng sinh ra ở độ sâu hoặc hướng khác nhau sẽ tạo ra các biên độ xung khác nhau trong detector, dẫn đến sự biến đổi của xung tín hiệu trong một dải rộng.
Boron không phải là khí, vì vậy các detector sử dụng boron trifluoride (BF3) hoặc B(CH3)3 ở dạng khí Ống đếm BF3 có nhiều ưu điểm hơn so với ống đếm lót boron Trong các detector sử dụng 10B ở dạng khí, sản phẩm phản ứng được hình thành ngay trong môi trường khí làm việc.
Trong trường hợp phản ứng xảy ra gần thành ống đếm, nếu một hạt α (hoặc Li) bị hấp thu, hạt còn lại vẫn có thể tạo ra hiệu ứng ion hóa đủ mạnh để ghi nhận Xung tín hiệu ghi nhận không trải dài như trong ống đếm lót boron Ống đếm này có hiệu suất ghi neutron nhiệt rất cao, đạt khoảng 90% khi năng lượng neutron (E n) là 0.025 eV Tuy nhiên, khi năng lượng của neutron tăng lên, hiệu suất ghi nhận sẽ giảm xuống, chỉ còn khoảng 3% khi E n khoảng 100 eV.
Detector có cấu tạo giống ống đếm lót boron, nhưng với thành trong được phủ đồng vị phân hạch Khi neutron tương tác, phản ứng phân hạch xảy ra, tạo ra một mảnh phân hạch bay về phía tâm buồng và được ghi nhận, trong khi mảnh còn lại mất năng lượng và dừng lại trong lớp vật liệu phân hạch hoặc thành buồng.
Nếu dùng đểđo neutron nhiệt, thành buồng được phủ 235 U Đểđo neutron nhanh từ 1MeV trở lên, 238 U hay 232 Th được sử dụng
Ống đếm proton giật lùi, theo Nguyễn (2013), là thiết bị thường được sử dụng để đếm neutron nhanh chóng Trong detector, khí sử dụng thường là hỗn hợp chất như metan hoặc các khí có số nguyên tử Z thấp như heli Tuy nhiên, do mật độ khí trong ống đếm tương đối thấp so với chất nhấp nháy hữu cơ, nên hiệu suất của loại đầu dò này không cao.
Trong quá trình va chạm, proton có khả năng nhận năng lượng từ mức tối thiểu đến mức tối đa của neutron, dẫn đến việc xác định mối quan hệ giữa phổ năng lượng neutron và phân bố năng lượng proton sau va chạm trở nên phức tạp.
Detector nhấp nháy vô cơ:
Detector này sử dụng 6 Li, một chất có tiết diện bắt neutron nhiệt cao, với phản ứng xảy ra khi neutron đến là 6 Li(n,α) 3 T Phản ứng hấp thu neutron của 6 Li tương tự như của 10 B, nhưng năng lượng sinh ra từ phản ứng của 6 Li lớn hơn.
Hạt alpha và triton tương tác với ma trận tinh thể, làm bật ra electron, dẫn đến việc các nguyên tử trong mạng tinh thể nhảy lên trạng thái kích thích Khi trở về mức năng lượng thấp hơn, các nguyên tử phát ra photon, thường có bước sóng nhỏ và nằm ngoài vùng ánh sáng khả kiến Để khắc phục việc ống nhân quang trong detector nhấp nháy chỉ nhạy với ánh sáng khả kiến và vùng gần tử ngoại, một số tạp chất được thêm vào ma trận.
Ion Ce 3+ được thêm vào tinh thể đầu dò với nồng độ rất thấp, tương tự như một nguyên tố vết Khi ion Ce 3+ trở về trạng thái cơ bản, chúng phát ra photon với bước sóng đặc trưng.
Dải bước sóng từ 390 nm đến 600 nm rất phù hợp cho ống nhân quang Để giảm thiểu phông nền do tạp chất, tinh thể Liti được chế tạo với độ tinh khiết cao, với yêu cầu hoạt độ alpha của tinh thể này phải nhỏ hơn 20 phân rã/ phút/ 100g.
Hình 2 Detector nhấp nháy đo neutron (eg.Mason 2016, slide 7)
Detector nhấp nháy hữu cơ:
C ấ u t ạ o và nguyên lý ghi nh ậ n neutron c ủ a BSS và BSE
1.3.1 Cấu tạo và nguyên lý ghi nhận neutroncủa BSS
Phổ kế BSS chủ động bao gồm một detector đo neutron, có thể là detector chứa khí (3 He) hoặc detector nhấp nháy (6 Li) như đã trình bày ở mục 1.2, cùng với chất làm chậm neutron được bọc bên ngoài detector.
Trong BSS, chất làm chậm thường là các vật liệu chứa hydro như polyethylene, vì neutron mất nhiều năng lượng nhất khi va chạm với hạt nhân có khối lượng tương đương Hơn nữa, các hạt nhân carbon trong polyethylene cũng có khả năng làm chậm neutron một cách hiệu quả.
Hình 6 Cấu tạo của BSS chủđộng (Begdoni, 2010)
Chất làm chậm neutron bao bọc ngoài detector thường có hình dạng cầu, với đường kính vùng làm chậm tăng lên khi năng lượng neutron tới cao, nhưng thường không vượt quá 18 inch.
BSS còn có một biến thể gọi là BSS thụ động, trong đó detector đo neutron được thay thế bằng một lá dò như indium, vàng hoặc dyprosium Thông lượng neutron được đo gián tiếp thông qua hoạt độ của lá dò khi nó bị kích hoạt bởi các phản ứng hấp thụ neutron.
Hình 7 Cấu tạo của BSS thụđộng (Bedgoni, 2010)
Các neutron đến lá dò có năng lượng khác nhau, dẫn đến giá trị thông lượng phụ thuộc vào En Tiết diện phản ứng E cũng là hàm của năng lượng, làm cho các phản ứng trở nên phức tạp hơn so với chùm neutron đơn năng Đối với BSS thụ động, tốc độ phản ứng P E E có thể được đơn giản hóa bằng cách gộp E , E thành một ẩn duy nhất Công thức tính số đếm C ở detector gamma vẫn giữ nguyên dạng như trước.
Tốc độ phản ứng P sẽđược tính:
Tốc độ phản ứng P này cũng chính là số neutron bị hấp thụ bởi lá dò trên một đơn vị thời gian, tương tựnhư sốđếm ghi được ở BSS chủđộng.
Khi không sử dụng chất làm chậm bên ngoài cho detector hoặc các lá dò, các detector đo neutron và lá dò chỉ nhạy cảm với các neutron có năng lượng nhất định.
Đối với đồng vị 6 Li, tiết diện phản ứng với neutron tuân theo quy luật 1/v, với tiết diện phản ứng lớn khoảng 940 barns cho neutron nhiệt Khi năng lượng neutron đạt khoảng 0.4 eV, tiết diện phản ứng giảm xuống còn 470 barns, và khi năng lượng vượt quá 40 keV, tiết diện phản ứng gần như không đáng kể (