Luận văn Nghiên cứu hiện tượng tán xạ trên hệ phổ kế gamma bằng chương trình mcnp5

iên hệ giữa kết quả này với một hoặc vài đại lượng ngẫu nhiên nào đó. Xét các ví dụ sau: + Tính tích phân hàm 0,5x2-2x+10 xét trong khoảng từ 1 đến 2. Giá trị của tích phân trên là một con số cụ thể và bằng 8,16667. Tuy nhiên, giá trị của tích phân trên có thể tính bằng cách gieo số ngẫu nhiên q nằm giữa 0 và 1. Giá trị của x: x=1+q*(2-1) Các số 1, 2 là các cận của tích phân. Sau đó tính tổng S: S=S0+0,5x2-2x+10 Ta lặp lại n lần tính toán S, S0 là giá trị thứ (n-1) của tổng, ban đầu S0 = 0. Giá trị của tích phân: I=[(2-1)/n]*S. + Bài toán xác định diện tích mặt ao bằng cách ném đá [11] cũng có thể sử dụng phương pháp này: Vẽ hình chữ nhật bao quanh hoàn toàn ao nước. Lần lượt ném đá ngẫu nhiên vào bên trong hình chữ nhật và xác định số đá rơi vào ao. Diện tích mặt ao sẽ được tính theo công thức: a a hcn hcn NS S N = Trong đó: Sa − diện tích mặt ao Na − số đá rơi vào ao Nhcn − số đá rơi vào hình chữ nhật bao quanh ao Shcn − diện tích hình chữ nhật bao quanh ao. Kết quả càng chính xác nếu số lần thực hiện ném đá càng lớn. 2.2.1.3. Hai đặc điểm chính của phương pháp Monte Carlo +Thuật toán đơn giản: Khi tiến hành mô phỏng, ta chỉ cần xây dựng thuật toán cho một sự kiện, sau đó tiến hành lặp cho tất cả các sự kiện còn lại. Do đó, phương pháp này còn được gọi là phương pháp thử thống kê. + Sai số của kết quả nhận được tỉ lệ với đại lượng D N Trong đó: D là một hằng số, N là số sự kiện để mô phỏng. Nếu muốn giảm sai số, ta có thể tăng N. Trong chương trình MCNP, sai số tỉ lệ với 1/ N . Ngày nay, người ta đã ứng dụng phương pháp này trong nhiều lĩnh vực khoa học: nghiên cứu sự vận chuyển bức xạ, thiết kế lò phản ứng hạt nhân, bảo vệ bức xạ, tính liều bức xạ... cũng như trong đời sống xã hội: lý thuyết truyền thông, các bài toán kinh tế, phân luồng giao thông, nghiên cứu sự phát triển dân số Mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên dùng trong phương pháp Monte Carlo bao gồm: + Mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên bằng phương pháp dùng hàm ngược. + Mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên bằng phương pháp loại bỏ. + Mô phỏng các đại lượng ngẫu nhiên bằng phương pháp hỗn hợp. 2.2.2. Chương trình MCNP5 MCNP là chương trình mô phỏng vận chuyển của các hạt vật chất như neutron, photon, electron hoặc kết hợp neutron − photon, neutron − photon − electron... dựa trên phương pháp Monte Carlo và được phát triển bởi Trung tâm Hạt nhân Los Alamos, Hoa Kỳ. Chương trình này mô phỏng các quá trình vật lý mang tính thống kê (quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, xác định thông lượng neutron, photon...). MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân của quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo các quy luật phân bố, ghi nhận lại các sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó. Chương trình này có nhiều ứng dụng: thiết kế lò phản ứng hạt nhân, an toàn tới hạn, che chắn và bảo vệ, phân tích thiết kế detector, nghiên cứu khí quyển... Chương trình đầu tiên được viết vào năm 1947, mỗi chương trình con chỉ giải quyết một bài toán cụ thể. Năm 1963, chương trình MCS được tạo ra nhằm mục đích giải quyết bài toán neutron tương tác với vật chất ở mức độ vừa phải. Năm 1965, chương trình MCN (Monte Carlo Neutron) ra đời, nó giải quyết những bài toán tương tác của neutron với vật chất trong không gian 3 chiều. Năm 1973, chương trình MCN kết hợp với chương trình MCG (Monte Carlo Gamma) tạo thành chương trình MCNG (Monte Carlo Neutron Gamma) giải quyết bài toán tương tác tia gamma năng lượng cao với vật chất. Năm 1977, chương trình MCNG kết hợp với chương trình MCP (Monte Carlo Photon) tạo thành chương trình MCNP (Monte Carlo Neutron Photon) dùng để mô phỏng tương tác neutron − photon. Về sau MCNP có nghĩa là Monte Carlo N − Partical. Chương trình này dần được hoàn thiện và phát triển. Năm 1983, MCNP được viết lại bằng ngôn ngữ FORTRAN 77 theo tiêu chuẩn ANSI và trở thành chương trình MCNP3. Đây là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế. Năm 1986, phiên bản MCNP3A được công bố. Năm 1988, MCNP3B ra đời. Nó bao gồm phần đồ họa, các dạng nguồn phổ biến, nguồn mặt. Năm 1990, MCNP4 đã được công bố. Phiên bản này được bổ sung thêm vận chuyển của electron, đánh giá độ cao xung (F8). Phiên bản MCNP4A được công bố năm 1993, các phân tích thống kê đã được nâng cao ở phiên bản này. Năm 1997, MCNP4B ra đời, nó được đưa thêm các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý photon được hiệu chỉnh chính xác hơn. Năm 1999, MCNP4C được công bố. Các chương trình dần được cải tiến thành MCNP4C2 (2000), MCNP4C3 (2001). Năm 2003, chương trình MCNP5 đã được công bố. MCNP5 được viết bằng ngôn ngữ lập trình FORTRAN 90 và ngôn ngữ C theo tiêu chuẩn ANSI bao gồm 425 chương trình con. Ngoài những đặc tính của các phiên bản trước, MCNP5 còn có thêm nhiều đặc điểm nổi trội khác như bổ sung thêm hiệu ứng Doppler, mức năng lượng của neutron xác định từ 10-11 MeV đến 20 MeV đối với tất cả các đồng vị phóng xạ và trên mức 150 MeV đối với vài đồng vị phóng xạ. Mức năng lượng của photon từ 1 keV đến 100 GeV, mức năng lượng của electron từ 1 keV đến 1 GeV. Thư viện tương tác của photon tồn tại đối với các nguyên tố có nguyên tử số Z = 1 đến Z = 100, đồng thời có trên 836 tương tác neutron đối với khoảng 100 nguyên tố và đồng vị phóng xạ. MCNP sử dụng thư viện dữ liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các thư viện này được bổ sung thêm cụ thể: hệ thống các tập tin đánh giá số liệu hạt nhân (ENDF), thư viện đánh giá số liệu hạt nhân (ENDL), sáng kiến tiến bộ của kĩ thuật tính toán (ACTI), thư viện đánh giá dữ liệu photon (EPDL), thư viện các hạt nhân kích hoạt sưu tập từ Livemore (ACTL) và những đánh giá từ nhóm vật lý hạt nhân ứng dụng (T-16) của PTN Los Alamos. Những đánh giá này được xử lý định dạng tương thích với chương trình MCNP bằng chương trình NJOY. Sau khi công bố, nhóm X5 của PTN Los Alamos đã tiến hành kiểm tra thẻ đánh giá độ cao xung của chương trình MCNP5 [13]. Phổ năng lượng khi mô phỏng bằng chương trình MCNP5 thể hiện các đỉnh thoát, đỉnh hủy tốt hơn so với khi sử dụng chương trình MCNP4C2 để mô phỏng [5]. Vì những ưu điểm trên, trong luận văn này, chúng tôi sử dụng chương trình MCNP5 để mô phỏng phổ năng lượng trong các trường hợp. Từ đó đánh giá mức độ gây tán xạ của các vật liệu xung quanh nguồn và detector. Phần quan trọng nhất của chương trình MCNP5 là tạo ra tệp đầu vào (input file). Đây là tệp chứa đựng các thông tin đầu vào của bài toán vật lý được đưa ra như các dữ liệu thông tin về hệ đo, nguồn cũng như thời gian đo, loại hạt cần quan tâm. Cấu trúc của tệp đầu vào gồm ba phần chính: mô tả các ô, mặt và thông tin vật liệu. Cụ thể như sau: + Các dòng thông báo: mỗi dòng chứa tối đa 80 kí tự, + Tiêu đề bài toán + Định nghĩa các ô mạng (cell cards) .......................................................... Giới hạn bằng dòng trống + Định nghĩa mặt (surface cards) .......................................................... Giới hạn bằng dòng trống + Thẻ dữ liệu (data cards) .......................................................... Số dòng trống (nếu cần). Các ô mạng được xác định bởi các toán tử giao, toán tử hợp và phần bù các vùng trong không gian. Mỗi ô mạng có thể tích xác định. Các mặt được mô tả bởi các phương trình bao gồm mặt phẳng, mặt cầu, mặt trụ, mặt nón, ellipxoit, hyperboloit, paraboloit, hình xuyến. Ngoài ra, các mặt có thể được khai báo theo kiểu hình khối: hình hộp, hình cầu, hình trụ, hình elip, hình nêm, khối đa diện. Phần thẻ dữ liệu khai báo các yêu cầu bài toán. Chương trình MCNP5 cũng cung cấp bảy mức tính toán chuẩn: bảy mức tính toán chuẩn cho neutron, sáu mức tính toán chuẩn cho photon và bốn mức tính toán cho electron. Những tính toán cơ bản này có thể được điều chỉnh bởi người dùng chương trình. Kí hiệu tính toán Mô tả F1: N hoặc F1:P hoặc F1:E F2: N hoặc F2:P hoặc F2:E F4: N hoặc F4:P hoặc F4:E Dòng phân tích trên bề mặt Thông lượng bề mặt Thông lượng ô trung bình F5a:N hoặc F5a:P F6: N hoặc F6:P hoặc F6:N,P F7:N F8: N hoặc F8:P hoặc F8:E hoặc F8:P,E Thông lượng điểm của detector Năng lượng trung bình để lại trong ô Năng lượng mất mát trong phản ứng phân hạch Đánh giá độ cao xung Tất cả các loại tính toán F8 (ngoại trừ tính toán F8:N) đều dùng cho cả hạt photon và electron, có nghĩa là F8:P, F8:E hay F8:P,E và đều khảo sát giống hệt nhau. Trong bài toán khảo sát sự tán xạ lên các vật liệu của các photon tới, chúng tôi sử dụng loại tính toán F8:P. Chương 3: NGHIÊN CỨU HIỆN TƯỢNG TÁN XẠ BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP5 3.1. Xây dựng mô hình áp dụng chương trình MCNP5 3.1.1. Cấu tạo hệ phổ kế gamma tại Trung tâm Hạt nhân TP HCM Buồng chì có dạng hình trụ đồng trục với bán kính ngoài là 25 cm, cao 54,2 cm, bán kính trong 15 cm, cao 30 cm. Xét từ ngoài vào trong, buồng chì có các thành phần vật liệu bao gồm lớp chì có ở mặt bên, mặt trên và mặt dưới của buồng chì, có bề dày 10 cm, có tác dụng hạn chế phông phóng xạ môi trường. Tuy nhiên, chì có thể tương tác với các bức xạ gamma để tạo ra các tia X đặc trưng. Để hạn chế các bức xạ này, buồng chì được thiết kế thêm các lớp thiếc và lớp đồng. Lớp thiếc được thiết kế sát lớp chì, có bề dày 0,8 cm và lớp đồng dày 0,6 cm. Lớp thiếc có bề dày 1 mm có thể hấp thụ 95 % tia X đặc trưng của chì và nếu có thêm 1,5 mm lớp đồng, tỉ lệ này sẽ tăng lên 98,5 % [1], [5]. Ngoài ra, buồng chì còn được thiết kế thêm lớp paraffin dày 6,25 cm ở nửa dưới và 4,75 cm ở nửa trên. Lớp này có tác dụng hấp thụ các neutron có nguồn gốc từ vũ trụ hoặc do sự phá vỡ các hạt nhân nặng gây ra phản ứng (n,γ). Hình 3.1. Mặt cắt dọc của buồng chì, kích thước tính bằng cm. Khoảng không gian giữa buồng chì và detector là không khí với mật độ 0,00129 g/cm3. Detector chứa tinh thể Ge có đường kính 54 mm, có bề dày bất hoạt tăng từ 0,35 mm năm 1996 (do nhà sản xuất cung cấp) lên 0,65 mm năm 1999, năm 2005 là 1,16 mm [1]. Hình 3.2. Mặt cắt dọc của detector HPGe GC1518, kích thước được tính bằng mm. Hiện nay, trên thế giới có nhiều hãng sản xuất nguồn phóng xạ: hãng Nuclear Service & Supplies − Rost GmbH, hãng An Eckert & Ziegler, Co., hãng North American Scientific, Inc Tại Việt Nam, Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt đã chế tạo ra các nguồn phóng xạ và đã được ứng dụng nhằm mục đích nghiên cứu. Trong luận văn này, chúng tôi mô hình hóa một cách tương tự nguồn phóng xạ của hãng North American Scientific, Inc. Nguồn phóng xạ được chọn để khảo sát là nguồn điểm, được đặt cố định trong thân làm bằng nhựa epoxy, dạng đĩa tròn có đường kính 25,4 mm và chiều cao 6,4 mm. Lớp epoxy Nguồn phóng xạ 25, 4 6,4 1,0 1,0 Hình 3.3. Mặt cắt dọc của nguồn được mô hình hóa bằng chương trình MCNP5, kích thước được tính bằng mm. 3.1.2. Xây dựng tệp đầu vào cho chương trình MCNP5 Để tiến hành mô phỏng, chúng tôi xây dựng tệp đầu vào cho mô hình. Tệp đầu vào của mô phỏng khi có đầy đủ các vật liệu được trình bày ở phụ lục. Tổng số ô mô tả hệ phổ kế là 28 ô. + Từ ô 1 đến ô 14: mô tả cấu trúc của detector bán dẫn siêu tinh khiết HPGe GC1518 theo các thông số danh định của nhà sản xuất. Hình 3.4. Mặt cắt dọc của detector HPGe GC1518 được mô hình hóa bằng chương trình MCNP5. + Ô 15: mô tả khoảng không gian giữa nguồn và detector. + Ô 16 đến ô 25: mô tả buồng chì. Hình 3.5. Mặt cắt dọc của buồng chì được mô hình hóa bằng chương trình MCNP5. + Ô 26: mô tả vùng không gian bên ngoài buồng chì. Giả thiết vùng không gian này là chân không. Khi các bức xạ gamma thoát ra khỏi buồng chì, lịch sử của hạt đó không được quan tâm nữa. + Ô 27 và ô 28: mô tả nguồn phóng xạ. Để mô tả hoàn chỉnh 28 ô kể trên thì cần có 57 mặt bao gồm 20 mặt trụ có trục là trục Oz, 34 mặt phẳng song song với mặt phẳng Oxy và 3 mặt trụ có trục song song với Oz. Bên trong các ô được lấp đầy vật chất bao gồm có 17 loại vật chất được mô tả. Để mô phỏng phổ năng lượng, chúng tôi lựa chọn đánh giá độ cao xung F8. Mode p được chọn để khảo sát sự vận chuyển của photon. Do phổ năng lượng trong thực nghiệm có dạng phân bố Gauss, do đó chúng tôi lựa chọn thêm thẻ FT8 GEB a b c. Các giá trị a, b, c được xác định bằng thực nghiệm [1] và có giá trị lần lượt là: a = 0,00071 ± 0,00003 MeV b = 0,00075 ± 0,00005 MeV1/2 c = 0,46493 ± 0,09193 MeV-1 Số kênh năng lượng được mô phỏng bao gồm 8192 kênh tương ứng với các kênh đo trong hệ phổ kế. Do sai số của mô phỏng được xác định theo công thức 1/ N và để đảm bảo sai số nhỏ hơn 1 %, chúng tôi đã chọn số lịch sử hạt là 400000000 hạt. Số hạt mà detector có thể ghi nhận trong kết quả mô phỏng khoảng trên 1700000 hạt, sai số từ 0,77 % trở xuống. 3.2. Khảo sát sự tán xạ của các vật liệu Trong hệ phổ kế gamma, buồng chì được thiết kế có tác dụng che chắn, giảm phông phóng xạ từ môi trường do vật liệu bên ngoài buồng chì hoặc các tia bức xạ vũ trụ gây nên. Việc lắp ráp và tháo gỡ từng thành phần của buồng chì là việc không dễ dàng. Bên cạnh đó, trong quá trình ghi đo các bức xạ, tháo bỏ buồng chì có thể làm cho phổ năng lượng đo được bị nhiễu do ảnh hưởng của môi trường, đồng thời, nó cũng gây ô nhiễm phóng xạ ở môi trường xung quanh và ảnh hưởng trực tiếp đến người đo. Do đó, để khảo sát quá trình tán xạ do các thành phần vật liệu của buồng chì gây nên, chúng tôi đã sử dụng chương trình mô phỏng MCNP5. Hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe GC1518 đặt tại Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh đã được mô phỏng bằng chương trình MCNP như trong công trình [1]. Bộ số liệu đầu vào đã được kiểm chứng bằng cách so sánh phổ mô phỏng với phổ thực nghiệm đối với các nguồn 137Cs, 60Co, 131I khi khoảng cách nguồn − detector 5cm và 10 cm. Kết quả của quá trình so sánh cho thấy có sự phù hợp tốt giữa phổ mô phỏng và phổ thực nghiệm. Đối với nguồn 60Co, tỉ số đỉnh trên Compton theo mô phỏng là 46,9:1 và thực nghiệm là 46,7:1. Độ lệch tương đối của độ phân giải năng lượng giữa mô phỏng và thực nghiệm không quá 1 %. Trong luận văn này, tệp đầu vào dựa trên cơ sở mô tả tệp đầu vào trong công trình [1], từ đó mô tả lại để phù hợp với bài toán đang khảo sát. Như vậy, bộ số liệu đầu vào có thể tin cậy được. Do đó, nó có thể là cơ sở để tiến hành các nghiên cứu tiếp theo liên quan đến hệ phổ kế gamma được đặt tại Trung tâm Hạt nhân TP Hồ Chí Minh. Để tiến hành khảo sát hiện tượng tán xạ, chúng tôi tiến hành mô phỏng trong trường hợp đặt nguồn ở các vị trí cách nguồn 5 cm, 10 cm, 15 cm và ở sát nắp buồng chì tương ứng với khoảng cách 18,76 cm. Ở từng vị trí đó, phổ gamma tán xạ ứng với bảy trường hợp sẽ được khảo sát: buồng chì với đầy đủ các các lớp vật liệu che chắn (TH1), buồng chì khi không có lớp đồng (TH2), buồng chì khi không có lớp đồng và paraffin (TH3), buồng chì khi không có lớp đồng, paraffin và thiếc (TH4), trường hợp không có buồng chì (TH5), trường hợp không có buồng chì lẫn lớp epoxy bao bọc nguồn (TH6) và trường hợp tương tự như TH6 nhưng không có không khí trong phần không gian hệ đo (TH7). 3.2.1. Khảo sát sự ảnh hưởng của từng vật liệu lên phổ năng lượng tán xạ ở vùng năng lượng thấp Nguồn 241Am là nguồn đa năng lượng, phát các bức xạ 13,9 keV, 26,34 keV, 33,20 keV, 59,54 keV. Phổ năng lượng gamma của nguồn 241Am khá phức tạp. Để khảo sát sự ảnh hưởng tán xạ của từng lớp vật liệu lên phổ năng lượng, chúng tôi đã mô hình hóa nguồn 241Am dạng đơn năng, phát tia gamma có năng lượng 59,54 keV. Mức năng lượng của photon tới tương đối thấp nên năng lượng của photon tán xạ cũng thấp, chúng có thể bị hấp thụ bởi các lớp vật liệu. Dựa vào công thức (1.16), giá trị của đỉnh tán xạ ngược tương ứng với góc tán xạ 1800 là 48,29 keV, cạnh Compton tại vị trí 11,25 keV trên phổ năng lượng. Vì vậy, trong vùng năng lượng thấp, chúng tôi chỉ khảo sát số photon trong vùng tán xạ ngược và trong khoảng năng lượng xung quanh cạnh Compton. 3.2.1.1. Miền tán xạ ngược Trong phổ năng lượng của nguồn 241Am, miền tán xạ ngược được chọn nằm trong khoảng năng lượng 30 − 56 keV. Bảng 3.1 trình bày số photon tán xạ trong miền năng lượng này. Bảng 3.1. Số photon tán xạ trong miền tán xạ ngược và phép so sánh tương đối khi năng lượng photon tới là 59,54 keV. Trường hợp Khoảng cách nguồn – detector 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối TH1 298573 1,0000 173059 1,0000 106549 1,0000 78467 1,0000 TH2 682202 2,2849 433492 2,5049 268552 2,5205 195595 2,4927 TH3 245266 0,8215 124884 0,7216 71235 0,6686 51713 0,6590 TH4 246407 0,8253 126138 0,7289 72147 0,6771 52553 0,6697 TH5 242719 0,8129 122653 0,7087 69399 0,6513 49723 0,6337 TH6 123012 0,4120 51375 0,2969 33554 0,3149 25629 0,3266 TH7 119263 0,3994 48639 0,2811 31782 0,2983 24338 0,3102 Hình 3.6. Tỉ lệ photon tán xạ ở miền tán xạ ngược theo vật liệu 0,0 1,0 2,0 3,0 TH1 TH2 TH3 TH4 TH5 TH6 TH7 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Vật liệu tham gia che chắn T ỉ l ệ ph ot on tá n xạ Trong bảng 3.1, các cột 2, 4, 6 và 8 trình bày số photon tán xạ của bảy trường hợp, các cột 3, 5, 7 và 9 trình bày phép so sánh tương đối số photon trong miền tán xạ ngược của các trường hợp so với TH1 đối với các khoảng cách nguồn – detector 5 cm, 10 cm, 15 cm và 18,76 cm khi dùng nguồn 241Am chỉ phát photon năng lượng 59,54 keV. Tỉ lệ photon tán xạ ở miền tán xạ ngược theo vật liệu tham gia che chắn và theo khoảng cách nguồn – detector của nguồn 241Am được trình bày trong hình 3.6. Từ bảng 3.1 kết hợp với hình 3.6 nhận thấy rằng số photon tán xạ giảm dần khi tăng khoảng cách nguồn − detector. Do năng lượng photon tới thấp nên cơ chế hấp thụ quang điện sẽ chiếm ưu thế hơn so với cơ chế tán xạ Compton. Cụ thể là lớp đồng, trong lớp vật liệu này cơ chế hấp thụ chiếm ưu thế thể hiện ở lượng photon khi có lớp đồng, trong vùng năng lượng 30 − 56 keV, đã giảm khoảng 56,2 − 60,3 % so với khi không có lớp đồng. Lớp paraffin gây tán xạ mạnh, số photon trong miền này đã tăng gấp 1,78 − 2,78 lần so với trường hợp không có paraffin khi tăng dần khoảng cách nguồn − detector. Vì paraffin được cấu tạo chủ yếu từ carbon và hydrogen nên nguyên tử số của lớp vật liệu này thấp, do đó tiết diện tương tác của hiệu ứng quang điện thấp. Đồng thời, mật độ của paraffin là 0,88 g/cm3 nên khả năng gây ra tán xạ là cao [23]. Do đó, các photon tương tác với paraffin sẽ bị tán xạ mạnh. Khi có lớp thiếc và lớp chì, số photon thay đổi không đáng kể so với khi không có các lớp vật liệu này trong buồng chì. Lớp epoxy gây tán xạ mạnh, số photon tán xạ tăng thêm gần 97 − 120 % so với khi không có lớp epoxy. Do epoxy tiếp xúc trực tiếp với nguồn phóng xạ, đây là vật liệu nhẹ và có mật độ thấp (1,15 g/cm3) nên gây tán xạ mạnh các photon tới. Không khí bên trong buồng chì có mật độ 0,00129 g/cm3, làm tăng thêm 3,14 % photon tán xạ so với khi không có không khí. 3.2.1.2. Miền năng lượng xung quanh cạnh Compton Miền năng lượng xung quanh cạnh Compton được chọn trong khoảng 5,944 − 12,092 keV. Dựa vào bảng 3.2 kết hợp với hình 3.7, số photon tán xạ giảm khoảng 3,3 − 8,4 % trong trường hợp có lớp đồng (TH1) so với khi không có lớp đồng (TH2) khi tăng dần khoảng cách nguồn − detector. Điều này cho thấy đồng đã hấp thụ một lượng đáng kể photon năng lượng thấp. Khi có lớp paraffin (TH2), số photon tán xạ tăng cao hơn (4,4 − 14,2 %) so với khi không có paraffin (TH3). Lớp epoxy xung quanh nguồn gây tán xạ mạnh. Số photon tán xạ đã tăng 2,5 − 4,8 % so với khi không có epoxy. Các vật liệu còn lại không ảnh hưởng nhiều đến phổ năng lượng xung quanh cạnh Compton. Bảng 3.2. Số photon tán xạ trong miền năng lượng xung quanh cạnh Compton và phép so sánh tương đối khi năng lượng photon tới là 59,54 keV. Trường hợp Khoảng cách nguồn – detector 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối Số photon tán xạ So sánh tương đối TH1 82136 1,0000 28548 1,0000 14136 1,0000 9436 1,0000 TH2 84962 1,0344 30447 1,0665 15401 1,0895 10299 1,0915 TH3 81357 0,9905 27811 0,9742 13588 0,9612 9021 0,9560 TH4 81375 0,9907 27830 0,9748 13630 0,9642 9050 0,9591 TH5 81280 0,9896 27736 0,9716 13528 0,9570 8962 0,9498 TH6 79322 0,9657 26562 0,9304 12904 0,9128 8552 0,9063 TH7 79312 0,9656 26586 0,9313 13035 0,9221 8644 0,9161 Hình 3.7. Tỉ lệ photon tán xạ ở miền năng lượng xung quanh cạnh Compton theo vật liệu tham gia che chắn và theo khoảng cách nguồn – detector khi năng lượng photon tới là 59,54 keV. Vật liệu tham gia che hắ 0,90 0,95 1,00 1,05 1,10 TH1 TH2 TH3 TH4 TH5 TH6 TH7 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm T ỉ l ệ ph ot ot n tá n xạ Trong quá trình đo đạc phổ gamma vùng năng lượng thấp, cần tính bề dày của lớp paraffin cũng như các vật liệu quanh nguồn phù hợp để giảm sự ảnh hưởng của hiện tượng tán xạ lên phổ năng lượng. 3.2.2. Khảo sát sự ảnh hưởng của từng vật liệu lên phổ năng lượng tán xạ ở vùng năng lượng trung bình. Đối với photon phát ra từ nguồn có mức năng lượng trung bình, chúng tôi đánh giá ảnh hưởng tán xạ của các vật liệu theo từng miền năng lượng trong phổ năng lượng gamma: miền tán xạ ngược, miền Compton và miền tán xạ nhiều lần được tính từ cạnh Compton đến đỉnh năng lượng toàn phần. Nguồn đơn năng được khảo sát bao gồm nguồn 137Cs và 54Mn. Nguồn 137Cs phát tia gamma năng lượng 661,66 keV, nguồn 54Mn phát tia gamma năng lượng 834,85 keV. Các mức năng lượng này thuộc miền năng lượng trung bình, không có hiệu ứng tạo cặp, phổ năng lượng tán xạ không quá phức tạp nhưng vẫn đầy đủ các tính chất đặc trưng. 3.2.2.1. Miền tán xạ ngược Trong phổ gamma tán xạ thường xuất hiện một đỉnh trong khoảng năng lượng 200 – 250 keV, gọi là đỉnh tán xạ ngược [9], [22]. Đối với nguồn 137Cs, đỉnh tán xạ ngược tương ứng với vạch năng lượng 184,3 keV, do đó miền tán xạ ngược được chọn trong khoảng 180 – 300 keV. Đối với nguồn 54Mn phát tia gamma năng lượng 834,85 keV, đỉnh tán xạ ngược tương ứng với vạch năng lượng 195,6 keV, miền tán xạ ngược được chọn 190 − 300 keV. Trong bảng 3.3, các cột 2, 4, 6 và 8 trình bày số photon tán xạ của bảy trường hợp, các cột 3, 5, 7 và 9 trình bày phép so sánh tương đối của các trường hợp so với TH1 đối với các khoảng cách nguồn – detector 5 cm, 10 cm, 15 cm và 18,76 cm khi dùng nguồn 137Cs phát photon năng lượng 661,66 keV. Hình 3.8 biểu diễn tỉ lệ photon tán xạ ở miền tán xạ ngược theo vật liệu tham gia che chắn và theo khoảng cách nguồn – detector khi năng lượng photon tới là 661,66 keV. Bảng 3.3. Số photon tán xạ trong miền tán xạ ngược và phép so sánh tương đối khi năng lượng photon tới là 661,66 keV. Trường hợp Khoảng cách nguồn – detector 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Photon Tán xạ So sánh tương đối Photon tán xạ So sánh tương đối Photon tán xạ So sánh tương đối Photon tán xạ So sánh tương đối TH1 1952302 1,000 859438 1,000 515715 1,000 415676 1,000 TH2 1850447 0,948 808855 0,941 485611 0,942 390661 0,940 TH3 1626318 0,833 644634 0,750 379663 0,736 316974 0,763 TH4 1555398 0,797 577315 0,672 313281 0,607 234864 0,565 TH5 1524605 0,781 544459 0,634 276094 0,535 185780 0,447 TH6 1339789 0,686 477272 0,555 241813 0,469 162787 0,392 TH7 1337835 0,685 474530 0,552 240572 0,466 162168 0,390 Hình 3.8. Tỉ lệ photon tán xạ ở miền tán xạ ngược theo vật liệu tham gia che chắn và theo khoảng cách nguồn – detector khi năng lượng photon tới là 661,66 keV. Bảng 3.4. Tỉ lệ % đóng góp số photon tán xạ của các vật liệu khi năng lượng photon tới là 661,66 keV. Vật liệu Khoảng cách nguồn − detector 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Đồng 16,6 (5,2) 13,1 (5,9) 10,9 (5,8) 9,9 (6,0) Paraffin 36,5 (12,1) 42,7 (20,3) 38,5 (21,8) 29,1 (18,9) Thiếc 11,5 (4,6) 17,5 (10,4) 24,1 (17,5) 32,4 (25,9) Chì 5,0 (2,0) 8,5 (5,7) 13,5 (11,9) 19,4 (20,9) Epoxy 30,1 (12,1) 17,5 (12,3) 12,5 (12,4) 9,1 (12,4) Không khí 0,3 (0,2) 0,7 (0,8) 0,5 (0,5) 0,2 (0,4) Tỉ lệ đóng góp số photon tán xạ của từng loại vật liệu so với tổng số photon tán xạ chênh lệch giữa trường hợp có (TH1) và không có (TH7) các vật liệu xung 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0 TH1 TH2 TH3 TH4 TH5 TH6 TH7 5 cm 10 cm 15 cm 18,76 cm Vật liệu tham gia che hắ T ỉ l ệ ph ot ot n tá n quanh nguồn và detector được trình bày trong bảng 3.4. Các chữ số trong ngoặc đơn là tỉ lệ % photon tán xạ tăng thêm khi có vật liệu so với khi không có vật liệu đó. Bảng 3.5. Số photon tán xạ trong miền tán xạ ngược và phép so sánh tương đối khi năng lượng photon tới là 834,85 keV. Trường hợp Khoảng cách nguồn – detector 5 cm 10 cm 15 cm 18,76