Nghiên cứu, thiết kế chế tạo máy đo liều neutron

Nội dung text: Nghiên cứu, thiết kế chế tạo máy đo liều neutron

1. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN NGHIÊN CỨU, THIẾT KẾ CHẾ TẠO MÁY ĐO LIỀU NEUTRON Mai Văn Diện Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân Báo cáo trình bày các kết quả nghiên cứu trong việc thiết kế, chế tạo máy đo suất tương đương liều neutron môi trường. Thiết bị được chế tạo bao gồm một khối đầu dò có cấu trúc làm chậm đa lớp và hệ điện tử ghi nhận đi kèm. Khả năng đo đạc suất tương đương liều neutron môi trường H*(10) của thiết bị đo được kiểm chứng tại phòng chuẩn neutron của Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân. Các kết quả khảo sát cho thấy thiết bị có độ nhạy cao (2.84 cps/µSv.h-1) và có khả năng thực thi tốt trong các trường neutron thực tế. 1. GIỚI THIỆU tốc năng lượng cao, thường hiện diện các thành Vi êc khai thác và ứng dụng năng lượng nguyên phần bức xạ gamma và neutron với phân bố năng tử, hạt nhân trong đời sống khoa học ngày càng lượng phức tạp. Suất liều gây bởi các thành phần được phát triển mạnh mẽ ở nhiều quốc gia trên bức xạ này là rất lớn, do đó cần phải đo đạc và thế giới. Hiệu quả kinh tế - xã hội mà chúng đem giám sát thường xuyên. Việc đo liều gamma tại lại là không nho. Tuy nhiên, bên canh cac lơi ich, các cơ sở hạt nhân đã được trang bị tương đối đầy cac bức xạ ion hóa còn có thể gây ra những ảnh đủ, tuy nhiên vấn đề kiểm soát liều lượng gây bởi hưởng xâu tới sức khỏe con người và môi trường thành phần neutron tại các cơ sở này còn nhiều xung quanh [1, 2]. Theo thống kê, nước ta có hạn chế. Các thiết bị đo liều neutron thường dùng khoảng 2100 nguồn phóng xạ đang được sử dụng là các thiết bị xách tay được sử dụng cho việc giám tại các cơ sở ứng dụng kỹ thuật hạt nhân; 4 cơ sát định kỳ mà chưa có các thiết bị chuyên dụng sở sử dụng máy gia tốc hạt để sản xuất đồng vị giúp kiểm soát liều lượng một cách thường xuyên phóng xạ phục vụ trong y tế; 4 trung tâm chiếu xạ và liên tục. Bên cạnh đó, các máy đo thường là sử dụng nguồn 60Co với hoạt độ phóng xạ lên tới thiết bị nhập ngoại có giá thành rất đắt và gây khó hàng triệu Ci; 1 lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu khăn trong quá trình sửa chữa, bảo dưỡng. tại Đà Lạt có công suất 0,5 MW; 35 cơ sở y học hạt Nhằm tiến tới việc nội địa hóa các thiết bị đo liều nhân; hàng trăm cơ sở sử dụng X quang và 60 cơ neutron tại nước ta, mục tiêu của nghiên cứu này sở quản lý về an toàn bức xạ được thành lập theo là phát triển một thiết bị đo tương đương liều neu- pháp lệnh về an toàn bức xạ đã được chính phủ tron môi trường dựa trên ống đếm tỉ lệ 3He. Thiết ban hành [3, 4]. Trước tình hình đó, vấn đề giám bị được chế tạo theo nguyên lý thiết kế của các sát và đảm bảo an toàn bức xạ tại các cơ sở ứng máy đo liều neutron truyền thống (Conventional dụng kỹ thuật hạt nhân ngày càng được các cơ neutron survey meter [5, 6]) với cấu hình làm quan nhà nước và xã hội quan tâm. chậm sử dụng polyethylen mật độ cao (HDPE) và Trường bức xạ xung quanh lò phản ứng hạt nhân, Cadimi (Cd). Hệ điện tử được xây dựng đi kèm kho lưu giữ nguồn và các cơ sở sử dụng máy gia có chức năng xử lý tín hiệu, hiển thị và truyền dữ 40 Số 68 - Tháng 9/2021
2. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN liệu tới máy tính chủ thông qua chuẩn giao tiếp (1.2) RS232. Các đặc trưng về độ nhạy, độ tuyến tính và khả năng đo đạc suất tương đương liều neu- Từ (1.1) và (1.2): tron môi trường được kiểm chứng thông qua các đo đạc thực nghiệm tại Phòng chuẩn neutron của (1.3) Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân. trong trường hợp đáp ứng thông lượng của thiết 2. NỘI DUNG bị đo có dạng tương tự như đường chuyển đổi 2.1. Nguyên lý thiết kế liều, khi đó tỷ số giữa h(Ek) và R(Ek) là một hằng số và giá trị tương đương liều neutron môi trường Tương đương liều neutron môi trường H*(10) H*(10) sẽ được chuẩn hóa thông qua số đọc của được xác định theo công thức sau: thiết bị đo với hệ số hiệu chuẩn, c, như được mô (1.1) tả trong công thức (1.5). -2 Trong đo: Φ(E) (cm ) la phổ thông lương neu- (1.4) tron tại vị trí đo; h(E)(pSv.cm2) la hệ số chuyển đổi từ thông lượng sang tương đương liều neu- H*(d) = c x M (1.5) tron môi trường (cung cấp bơi ICRP 74 [7]). Để đạt được cấu hình đầu dò thỏa mãn điều kiện Phương trình (1.1) cho phép xác định tương trên, chúng tôi đã thực hiện các tính toán Monte- đương liêu neutron môi trương H*(10) khi biết Carlo nhằm xác định cấu hình tối ưu cho thiết bị phổ thông lượng neutron tới. Đại lượng này có đo. Các mô phỏng được thực hiện với ống đếm tỉ thể được đo đạc bằng phổ kế cầu Bonner hoặc lệ 3He có kích thước 15 x 2,54 (cm) do hãng Cen- phổ kế thời gian bay (TOF). Tuy nhiên, các tronics (UK) chế tạo. Đáp ứng thông lượng của phương pháp này cần thời gian đo dài và yêu cầu ống đếm với các cấu hình làm chậm khác nhau thuật toán xử lý phức tạp. Ngoài ra, các đầu dò sử được tính toán dựa trên số phản ứng 3He(n, p) dụng để đo đạc neutron hiện nay thường chỉ nhạy t sinh ra trong vùng hoạt của đầu dò. Trong quá với một dải năng lượng nhất định, do đó việc xác trình mô phỏng, các tham số như bề dày nhiệt định phổ thông lượng neutron đối với các thiết bị hóa, vị trí và kích thước của lớp hấp thụ được đo liều là rất khó khăn. Để khắc phục điều này, điều chỉnh cho tới khi thu được một hàm đáp các thiết bị đo thường được thiết kế để có một ứng năng lượng phù hợp theo khuyến cáo của cấu hình đầu dò với đáp ứng thông lượng có dạng tiêu chuẩn quốc tế IEC 61005-2014 [8] tương tự như đường chuyển đổi liều h(E) [1, 5, 6]. 2.2. Cấu hình của thiết bị đo Phương pháp này cho phép xác định giá trị của Thiết bị được chế tạo có cấu trúc như hình 1. H*(10) một cách đơn giản qua số đếm ghi nhận Trong đó, ống đếm tỷ lệ 3He được đặt tại vị trí được mà không cần quan tâm tới năng lượng của trung tâm, bao quanh là khối làm chậm có kích bức xạ tới. thước là 20,5 x 24,5 (cm). Cấu trúc làm chậm gồm Giả sử rằng: M và R(Ek) lần lượt là số đọc và đáp 2 lớp polyethylene mật độ cao với bề dày lần lượt ứng thông lượng của thiết bị đo liều neutron. Ta là 6 cm và 2,7 cm, ở giữa là lớp Cd có bề dày 3 có thể biểu diễn mối quan hệ giữa các đại lượng mm. Để tăng cường đáp ứng của thiết bị đo tại này theo công thức sau: vùng neutron nhiệt, lớp Cd được đục lỗ với tổng Số 68 - Tháng 9/2021 41
3. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN diện tích mở bằng 10% diện tích đầu dò. Các lỗ xung, MCA (1024 kênh) và SCA (hình 2). Trong mở này được bố trí tại các vị trí cách đều nhau đó, tiền khuếch đại được thiết kế có hệ số khuếch dọc theo trục của ống đếm nhằm cải thiện đáp đại là 1400 mV/pC, độ ổn định cao và nhiễu thấp ứng góc của thiết bị đo. (ENC = 200 electron). Khối hình thành xung có nhiệm vụ khuếch đại và hình thành xung với biên độ lối ra có giá trị từ 0-5 V. Các xung này sau đó được đưa vào MCA và SCA để hình thành hai chế độ đo đạc độc lập. Trong đó, chế độ MCA đóng vai trò như một chức năng phụ trợ và chỉ được sử dụng trong quá trình hiệu chuẩn nhằm khảo sát phổ năng lượng đặc trưng của phản ứng (n, p) và xác định ngưỡng cắt phù hợp cho SCA. Các giá trị này sẽ được thiết lập bởi việc điều khiển một DAC-10bit (MCP 4912) thông qua hệ thống phần mềm trên máy tính chủ. Khi hoạt động ở chế độ SCA, thiết bị sẽ đếm các xung bức xạ và tính toán suất tương đương liều neutron môi trường tương Hình 1. Cấu trúc của khối đầu dò ứng. Hình 3 là phổ năng lượng đặc trưng của Hệ điện tử được chế tạo với các khối chức năng phản ứng bắt 3He(n,p)t được ghi nhận bởi thiết bị bao gồm: cao thế, tiền khuếch đại, khối hình thành đo khi chiếu với nguồn 241Am-Be. Hình 2.1. Sơ đồ khối của hệ điện tử đã được chế tạo 42 Số 68 - Tháng 9/2021
4. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN Phổ đặc trưng ghi nhận bởi thiết bị đo bao gồm một đỉnh năng lượng toàn phần tại 764 keV và các đỉnh thoát đơn của triton và proton tại 191 và 573 keV. Tại vùng năng lượng thấp, xuất hiện một đỉnh nhỏ gây ra do các bức xạ gamma sinh ra trong quá trình làm chậm neutron. Để loại trừ các đóng góp của gamma và nhiễu điện tử, ngưỡng thấp của SCA sẽ được lựa chọn gần đỉnh thoát của proton sao cho hệ thống ghi nhận có thể loại trừ hầu hết các bức xạ gamma ở suất liều 10 mSv/h tại năng lượng 662 keV của 137Cs (hình 4). Hình 2.2. Hình ảnh của hệ điện tử đã được chế tạo 3. KẾT QUẢ THỰC NGHIỆM Nhằm khảo sát độ nhạy và khả năng làm việc của thiết bị đo, các đo đạc thực nghiệm được tiến hành tại phòng chuẩn neutron của Viện Khoa học và Kỹ thuật Hạt nhân. Hệ đo được chiếu chuẩn với nguồn 241Am-Be có năng lượng trung bình là 4,2 MeV và suất lượng là 1,287 x 107 n/s. Hình 3. Phổ năng lượng đặc trưng của phản ứng bắt 3He(n,p)t Hình 5. Bố trí thí nghiệm tại phòng chuẩn neu- tron viện KH&KT hạt nhân - Độ tuyến tính của thiết bị đo Các phép đo được thực hiện tại khoảng cách 80 cm, 100 cm, 150 cm và 200 cm nhằm đánh giá độ tuyến tính của thiết bị đo trong dải liều từ 50 µSv/h tới 300 µSv/h. Hình 6 là đồ thị biểu diễn mối quan hệ giữa tốc độ đếm mà thiết bị ghi nhận được và suất tương đương liều môi trường tại vị trí khảo sát. Các kết quả cho thấy hệ đo có độ Hình 4. Khảo sát thiết bị đo trên trường chuẩn nhạy cao (2.84 cps/µSv.h-1) và độ tuyến tính tốt 137Cs (662 keV) với các suất liều khác nhau Số 68 - Tháng 9/2021 43
5. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN trong toàn dải đo. bị đo với các trường biến điệu của 241Am-Be sử dụng các khối làm chậm có đường kính 20cm, 25cm, 30cm, 35cm, cho phép đánh giá khả năng làm việc của thiết bị đo trong trường thực tế. Các kết quả ghi nhận bởi thiết bị đo sẽ được so sánh với suất liều chuẩn do phòng chuẩn cung cấp và kết quả ghi nhận bởi thiết bị Aloka TPS-451C trên cùng một cấu hình đo. Bảng 1 trình bày các kết quả đo ghi nhận được. Hầu hết các kết quả đo đều cho sai số nhỏ hơn 12% so với giá trị liều chuẩn. Các kết quả này cũng tương tự như kết quả ghi nhận bởi hệ Aloka Hình 6. Mối liên hệ giữa tốc độ đếm và tương TPS-451C do hãng Hitachi (Nhật Bản) chế tạo. đương liều môi trường H*(10) - Khả năng làm việc của thiết bị đo trong các 4. KẾT LUẬN trường neutron giả lập thực tế Thiết bị được chế tạo dựa trên ống đếm tỷ lệ 3He Trong trường bức xạ thực tế, neutron thường có với cấu hình làm chậm đa lớp làm từ vật liệu pol- phân bố năng lượng phức tạp. Việc khảo sát thiết Bảng 1. Kết quả đo đạc tương đương liều neutron môi trường tại một số trường biến điệu của 241Am-Be 44 Số 68 - Tháng 9/2021
6. THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN yethylen mật độ cao và Cd. Hệ đo có kích thước khoảng 20,5 cm x 24,5 cm và trọng lượng nhỏ hơn 6 kg. Hệ điện tử ghi nhận đi kèm được thiết kế tích hợp một MCA và một SCA cho phép loại trừ hầu hết các tín hiệu gamma và nhiễu điện tử mà vẫn duy trì hiệu suất ghi nhận đối với bức xạ neutron. Với độ nhạy cao (2,84 cps/µSv/h) và khả năng thực thi tốt trong các trường neutron thực tế, thiết bị có thể được sử dụng cho việc kiểm soát an toàn bức xạ tại các cơ sở ứng dụng kỹ thuật hạt nhân trong nước. TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] RJ Tanner et al., “Practical Implications of neutron survey instrument performance”, Radiation Protec- tion Dosimetry, HPA-RPD-016, 2016. [2] IAEA, “Neutron monitoring for radiological pro- techtion”, IAEA Technique report, 1985. [3] Vũ Văn Tiến, “Nghiên cứu, khảo sát đặc trưng ống đếm neutron để thiết kế các thiết bị đo liều neutron”, Báo cáo tổng kết ĐTCS, 2013. [4] Lương thị Hồng, “Nghiên cứu, chế tạo thử nghiệm thiết bị đo liều neutron nhằm kiểm soát liều lượng bức xạ neutron sử dụng trong công nghiệp”, Báo cáo tổng kết ĐTCB, 2018. [5] T. M. Oakes et al., “An accurate and portable solid state neutron rem meter” Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 719, 6-12. [6] J. Saegusa et al., “Evaluation of energy responses for neutron dose-equivalent meters made in Japan”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Re- search A 516 (2004), p.p 193–202. [7] ICRP, “The International Commission on Radio- logical Protection”, Publication 74, 1996. [8] IEC international standard, “Radiation protection instrumentation – Neutron ambient dose equivalent (rate) meters”, IEC-61005 (2014). Số 68 - Tháng 9/2021 45