Phương pháp ko trong phân tích kích hoạt neutron trong vùng năng lượng thấp

- 4 - CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON 1.1 Lịch sử phát triển của phân tích kích hoạt neutron Từ khi được Geoge de Hevesy và Hilde Levi lần đầu tiên khám phá ra vào năm 1936 cho đến nay, phương pháp phân tích kích hoạt đã có một bề dày lịch sử, và có đóng góp vào sự phát triển và ứng dụng trong khoa học và đời sống của chúng ta. Mục đích của phần này là tóm tắt các giai đoạn chính của sự phát triển và ứng dụng phương pháp phân tích kích hoạt neutron từ năm 1936 đến nay. Thêm vào đó, phương hướng của sự phát triển phương pháp phân tích kích hoạt neutron (NAA) trong tương lai cũng được đề cập đến. Trước tiên, phương pháp phân tích kích hoạt neutron cuốn hút sự quan tâm của các nhà vật lý hạt nhân và hóa phóng xạ có lẽ là do tính khác thường của phương pháp này, tức là nó chỉ dựa vào tính chất của hạt nhân đồng vị (hơn là dựa vào phản ứng hóa học hoặc phát xạ hay hấp thụ nguyên tử), hạt cơ bản (neutron) và sự phân rã hạt nhân phóng xạ. Phương pháp này cũng khác với các phương pháp phân tích nguyên tố khác là thời gian phân tích mẫu, bởi vì mỗi sản phẩm hạt nhân sau khi chiếu xạ neutron sẽ phân rã với chu kỳ bán hủy đặc trưng của chúng. Ban đầu, phương pháp đã được khảo sát bởi các nhà hóa phân tích chỉ là tính tò mò hơn là sự hữu dụng thực sự của nó. Phân tích kích hoạt là gì? Phân tích kích hoạt là một phương pháp phân tích định lượng các nguyên tố dựa vào sự kích hoạt các nguyên tố hiện diện trong mẫu phân tích bằng chùm hạt nhân tới như neutron nhiệt, neutron nhanh, các hạt tích điện hoặc photon năng lượng cao. Trong đó, kích hoạt với neutron nhiệt được dùng rộng rãi nhất do thông lượng lớn và các hạt nhân có tiết diện lớn trong vùng neutron nhiệt. Hàm lượng của các bức xạ phát ra (hoặc tức thời hoặc trễ) phụ thuộc vào số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt. Số hạt nhân nguyên tử bị kích hoạt tỉ lệ với số nguyên tử trong mẫu, vì vậy hàm lượng nguyên tố trong mẫu sẽ định lượng được. Đây là một trong những phương pháp phân tích có độ nạy cao nhất. - 5 - Để phát triển thành một phương pháp phân tích thực sự hữu dụng, phân tích kích hoạt neutron phải đợi đến khi khám phá ra nguồn neutron thông lượng cao hơn, tức là lò phản ứng hạt nhân, và khám phá khả năng thực hiện phép phân tích kích hoạt thuần túy bởi dụng cụ mà ta gọi là phân tích kích hoạt neutron dụng cụ (INAA) – và trước hết là khám phá ra detectơ nhấp nháy NaI(Tl) và sau đó là detectơ bán dẫn Ge. Giai đoạn 1936 – 1944 Giai đoạn này, phân tích kích hoạt neutron mang tính chất giới thiệu tổng quan là chủ yếu, bắt đầu từ năm 1936 do Hevesy và Levi giới thiệu. Sự phát triển của phương pháp trong suốt giai đoạn này rất chậm chạp do chỉ có nguồn neutron thông lượng thấp, các detectơ ghi bức xạ và các thiết bị điện tử khá thô sơ. Nguồn neutron đồng vị ( hầu hết là loại nguồn (, n)) hoặc máy gia tốc hạt đã được sử dụng cho mục đích phân tích kích hoạt. Với các loại nguồn này, thông lượng neutron nhiệt chỉ khoảng 5x105 n.cm-2s-1. Chưa có hệ phổ kế gamma tại thời kỳ này, vì thế việc tách hóa sau khi chiếu xạ và đếm hạt bêta với ống đếm Geiger-Muller hoặc ống đếm tỉ lệ là cần thiết. Vì vậy, phương pháp NAA có độ nhạy kém và chỉ có thể phân tích được vài nguyên tố có tiết diện bắt neutron lớn, hàm lượng nguyên tố cao trong mẫu là chủ yếu. Giai đoạn 1944-1950 Vào năm 1944, một sự kiện quan trọng là lần đầu tiên trên thế giới lò phản ứng hạt nhân đã được xây dựng và hoạt động ổn định, đó là lò phản ứng hạt nhân X-10 tại phòng thí nghiệm Quốc gia Oak Ridge (Mỹ). Lò phản ứng hạt nhân đóng vai tròn quan trọng trong nhiều lĩnh vực khoa học kỹ thuật và đã mở ra bước phát triển nhảy vọt trong lĩnh vực phân tích kích hoạt neutron. Lò phản ứng tạo ra thông lượng 5x1011n.cm-2s-1 gấp 106 lần nguồn neutron đồng vị và máy phát hạt trước đây. Như vậy hoạt độ riêng của hạt nhân sau khi chiếu xạ neutron cao gấp 106 lần hoạt độ thu được từ chiếu xạ bởi nguồn neutron đồng vị. Trong lĩnh vực phân tích kích hoạt neutron, điều này có ý nghĩa đối với một số lớn các nguyên tố có thể phát hiện được với hàm lượng microgram (g), nanogram (ng) và thậm chí là picogram (pg). - 6 - Đặc biệt tại Oak Ridge, các nguyên tố vết đã được nghiên cứu một cách khá chi tiết. Tuy nhiên, các nghiên cứu này vẫn không dễ dàng do không có hệ phổ kế gamma, vì vậy cần phải được tách hóa và sau đó hoạt độ được đo với ống đếm Geiger-Muller hoặc ống đếm tỉ lệ. Trong giai đoạn này, các lò phản ứng hạt nhân khác cũng được xây dựng và đi vào hoạt động, không chỉ ở Mỹ mà còn ở nhiều quốc gia khác. Phương pháp phân tích kích hoạt neutron dùng lò phản ứng hạt nhân đã được công nhận rộng rãi như là một phương pháp phân tích nguyên tố có độ nhạy và độ chính xác cao. Vào cuối giai đoạn này số lượng báo cáo cũng như xuất bản về lĩnh vực phân tích kích hoạt neutron đã tăng lên hàng chục lần. Giai đoạn 1950-1960 Sự tiến triển lớn mạnh của phân tích kích hoạt neutron là vào năm 1950, nhờ việc ứng dụng detectơ nhấp nháy NaI(Tl) để đo tia gamma của các hạt nhân bức xạ. Với detectơ này một dãy rộng năng lượng tia gamma từ 100 keV đến 3000 keV được ghi nhận với hiệu suất cao. Song song đó, các máy phân tích biên độ xung đơn kênh (SCA) rồi đa kênh (MCA) lần lượt ra đời và đã đóng góp rất lớn vào sự phát triển của phương pháp phân tích kích hoạt neutron. Tuy nhiên, với detectơ NaI(Tl) có độ phân giải năng lượng kém, thường vào khoảng 50 keV đối với tia gamma năng lượng 1000 keV, dẫn đến vài hạn chế cho việc phân tích đa nguyên tố trong mẫu. Vì vậy, chương trình máy tính fit bình phương tối thiểu đã được phát triển để giải quyết một số lớn các đỉnh chồng chập trong phổ. Do các ưu điểm cũng như các mặt hạn chế về thiết bị trong giai đoạn này mà số lượng các ứng dụng của INAA đạt con số hàng trăm. Giai đoạn 1960-1970 Vấn đề độ phân giải năng lượng detectơ đã được giải quyết vào năm 1960 bằng việc chế tạo thành công detectơ bán dẫn Ge(Li). Với detectơ ghi bức xạ gamma loại mới này, độ phân giải năng lượng tốt hơn 10 đến 20 lần so với detectơ NaI(Tl), nghĩa là độ phân giải năng lượng 13 keV, vì vậy vấn đề chồng chập các đỉnh năng lượng trong phổ gamma đã được giải quyết. Lúc đầu, do khó khăn trong việc sản suất tinh thể của detectơ Ge(Li) mà detectơ Ge(Li) chỉ có thể tích vùng hoạt khá nhỏ. Vì vậy, mặc dù độ phân giải - 7 - tốt nhưng hiệu suất ghi của nó kém hơn so với detectơ NaI(Tl). Tuy nhiên, trong giai đoạn này, detectơ Ge(Li) thể tích lớn hơn cũng được sản xuất và kết nối với máy phân tích đa kênh 4096 kênh, hiệu suất đạt được khoảng 530%. Với sự thuận lợi về độ phân giải năng lượng mà các ứng dụng của INAA trong nhiều lĩnh vực khoa học kỹ thuật, y học, công nghiệp tăng lên đáng kể. Vào cuối giai đoạn này, các báo cáo liên quan đã lên con số hàng ngàn. Giai đoạn 1970-1991 Giai đoạn này có lẽ được xem như là giai đoạn triển khai và ứng dụng phương pháp INAA mạnh nhất. Cũng trong thời gian này, một phương pháp mới được phát triển vào năm 1975 bởi A. Simonits: phương pháp chuẩn hóa k0 và sau này, năm 1987, F. De Corte đã hoàn thiện phương pháp k0 với việc đo mẫu bằng detectơ Ge(Li). Cho đến thời điểm này phương pháp INAA đã có một số đóng góp đáng kể cho khoa học và đời sống. Đóng góp quan trọng cho khoa học bao gồm: Phát triển phương pháp INAA, đo thông lượng neutron lò phản ứng hạt nhân, phát triển một phương pháp cho việc phân tích các nguyên tố vết mà trước đây không có phương pháp phân tích nào mà có thể phát hiện và đo định lượng một số lớn các nguyên tố hiện diện trong mẫu với hàm lượng cực thấp. Các đóng góp quan trọng của INAA gồm: - Mở ra lĩnh vực phân tích nguyên tố vết và tầm quan trọng của chúng. - Phân tích nguyên tố vết trong mẫu sinh học. - Hỗ trợ sự phát triển công nghiệp bán dẫn. - Cung cấp một phương pháp phân tích đa nguyên tố dùng trong nghiên cứu môi trường. - Cung cấp một phương pháp phân tích đa nguyên tố dùng trong nghiên cứu mỹ thuật. - Hỗ trợ trong phân tích nguyên tố trong thiên thể. - Cung cấp một phương pháp có giá trị cho việc chứng nhận các vật liệu chuẩn. - Trong công việc pháp lý, giúp phân tích các nguyên tố vết quan trọng để xác định sự bình thường hay khác thường nguồn gốc của các mẫu dùng làm chứng cớ để nhận diện tội phạm. - 8 - - Địa chất: nghiên cứu quá trình hình thành các loại đất đá, thâm dò và khai thác dầu mỏ. - Nông nghiệp: phân tích các nguyên tố vi lượng trong đất và cây trồng. - Hóa sinh, dinh dưỡng và dịch tễ học. Trong giai đoạn này, hàng loạt các phương pháp phân tích kích hoạt dùng neutron hoặc các hạt khác song song phát triển như: phân tích kích hoạt với neutron trên nhiệt, phân tích kích hoạt với gamma tức thời, phân tích kích hoạt với neutron 14 MeV, phân tích kích hoạt với nguồn Cf-252, phân tích kích hoạt với lò phản ứng xung, phân tích kích hoạt cho phép đo U và Th qua phân rã neutron, phương pháp chuẩn đơn và chuẩn hóa k0 trong phân tích kích hoạt neutron. Hai phương pháp kích hoạt không dùng nguồn neutron gồm: phân tích kích hoạt với hạt tích điện, phân tích kích hoạt photon. Mặc dù có vài phương pháp trên ra đời sớm hơn 1960 nhưng hầu hết chúng phát triển mạnh vào 1960 đến 1970, thậm chí cả những năm 1980. Giai đoạn 1991-2009 Trong giai đoạn này, hầu như tất cả các lò phản ứng trên thế giới đều dùng phương pháp INAA để phân tích các nguyên tố trong nhiều loại mẫu khác nhau, đặc biệt là phát triển và áp dụng phương pháp chuẩn hóa k0. Phương pháp mới và hiện đại này cho phép ta phân tích được đa nguyên tố trong nhiều loại mẫu mà không dùng đến mẫu chuẩn như các phương pháp thường dùng trước đây. Một tổ chức Quốc tế cho người sử dụng phương pháp k0 đã ra đời và Hội nghị Quốc tế đầu tiên được tổ chức vào năm 1992 tại trường Đại học GENT (Bỉ). Cho đến nay, hội nghị Quốc tế cho người sử dụng phương pháp k0 đã được tổ chức được 5 lần với hàng trăm báo cáo về sự phát triển và ứng dụng của phương pháp này. Điểm nổi bật nhất trong các báo cáo ở các hội nghị này là đề ra phương hướng cho sự phát triển phương pháp chuẩn hóa k0 trong giai đoạn hiện nay như sau: - Phát triển phương pháp chuẩn hóa k0 cho phân tích tia gamma tức thời. - Phát triển phương pháp chuẩn hóa k0 cho phân tích tia gamma vùng năng lượng thấp. - 9 - - Phát triển và ứng dụng các phần mềm k0-IAEA, Kayzero for Window, k0-Dalat,…. Cùng với sự phát triển chung của các nhà phân tích kích hoạt neutron sử dụng phương pháp chuẩn hóa k0 trên thế giới và ở Việt nam, luận án này đã nghiên cứu các cơ sở cho phép đo tia gamma vùng năng lượng thấp với detectơ HPGe mà trước đây đã bỏ qua vài thông số hiệu chỉnh. Với kết quả nghiên cứu này, luận án đã đóng góp một phần vào việc hoàn thiện phương pháp chuẩn hóa k0 ứng dụng vào các lĩnh vực khoa học kỹ thuật và phát triển đời sống của chúng ta. 1.2 Chuẩn hóa phân tích kích hoạt neutron Cơ sở cho việc phân tích kích hoạt neutron là dựa vào phản ứng hạt nhân của các đồng vị bia với neutron từ lò phản ứng hạt nhân. Hình 1.1 cho ta thấy mô hình tổng quát của phương pháp kích hoạt neutron đối với một hạt nhân bia cho trước: phản ứng hạt nhân thường quan tâm nhiều nhất trong phân tích kích hoạt neutron là phản ứng (n, ) với một hạt nhân X (nhân bia) hấp thụ một neutron sẽ tạo ra một nhân phóng xạ có cùng số Z nhưng khối lượng nguyên tử tăng lên một đơn vị và phát ra bức xạ gamma tức thời:   XnX 1A Z10AZ Dựa vào năng lượng và cường độ của bức xạ đặc trưng của hạt nhân A+1X ta sẽ định tính và định lượng được hạt nhân bia AX. Hình 1.1 Mô hình kích hoạt nhân bia tạo ra nhân phóng xạ. - 10 - 1.2.1 Phương trình kích hoạt (theo qui ước Hogdahl) Nhân bia sau khi bị kích hoạt neutron từ lò phản ứng và hoạt độ của các hạt nhân hình thành được đo bằng hệ phổ kế gamma với detectơ germanium, thì mối liên hệ giữa tốc độ phản ứng (R) và số đếm (Np ) thu được tại đỉnh năng lượng toàn phần như sau: p m th th 0 e e A p N / t S.D.C.WR G G I( ) N / A          (1.1) Theo qui ước Hogdahl, phương trình cơ bản cho việc xác định khối lượng một nguyên tố dùng phản ứng (n, ) và phổ kế gamma là :  Ap m th th 0 e e 0 p N W.N / t G G I ( ) .S.D.C. . A          (1.2) với Np/tm – tốc độ xung đo được của đỉnh tia gamma quan tâm, đã được hiệu chỉnh cho thời gian chết và các hiệu ứng ngẫu nhiên cũng như trùng phùng thực (Np – số đếm trong đỉnh năng lượng toàn phần; tm – thời gian đo), NA – hằng số Avogadro, W – khối lượng nguyên tố được chiếu xạ (g),  – độ phổ cập đồng vị bia, A – khối lượng nguyên tử của nguyên tố bia, 0 – tiết diện neutron tại vận tốc 2200 m.s-1, th – thông lượng neutron nhiệt, e – thông lượng neutron trên nhiệt, I0()– tiết diện tích phân cộng hưởng cho phổ 1/E1+, Gth – hệ số hiệu chỉnh cho việc tự che chắn neutron nhiệt, Ge – hệ số hiệu chỉnh cho việc tự che chắn neutron trên nhiệt, S = 1 – exp(-ti), ti – thời gian chiếu,  - hằng số phân rã, D = exp(-td) , td – thời gian phân rã, C = [1 – exp(-tm)]/( tm), γ - cường độ tuyệt đối của tia gamma được đo, - 11 - p – hiệu suất ghi tại đỉnh năng lượng toàn phần. Khối lượng (g) của nguyên tố cần phân tích (kí hiệu là a) thu được từ (1.2) như sau: p m aa A a a P,ath ,a th 0,a e,a e 0,aa N / t A 1 1W . . . S.D.C N G G I ( )                 (1.3) Trong thực tế khối lượng nguyên tố a được xác định dựa vào các phương pháp chuẩn hóa dưới đây: 1.2.2 Phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối Hàm lượng nguyên tố a, a(g/g) có thể thu được bằng việc chiếu kèm mẫu với một monitor thông lượng chuẩn (kí hiệu: m) và áp dụng phương trình (1.4) dưới đây:   6 a,p m,p a,0a,ea,th m,0m,em,th aa,0am mm,0ma m,sp a mp a 10..)(QGfG )(QGfG . A A . A C.D.S.w t/N g/g              (1.4) với w – khối lượng mẫu (g); C.D.S.W t/N A mpsp  : hoạt độ riêng (phân rã/giây/gam); e thf    : tỉ số thông lượng neutron nhiệt/neutron trên nhiệt;                       eV1 )55,0(12 429,0 E 429,0Q)(I )(Q r 0 0 0 0 (1.5) rE : năng lượng cộng hưởng trung bình. Khi áp dụng phương trình (1.4) để tính hàm lượng các nguyên tố trong một mẫu cho trước thì hệ số f và α phải không thay đổi trong quá trình chiếu xạ. Phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối về mặt thực nghiệm thì rất đơn giản, chỉ cần biết chính xác các thông số A, θ, γ và 0 của cả nguyên tố phân tích và monitor. Về nguyên tắc các số liệu hạt nhân này có thể tìm thấy trong các tài liệu tham khảo; tuy nhiên, chúng có các độ chính xác khác nhau và như vậy sẽ dẫn đến sai số trong phép phân tích. - 12 - 1.2.3 Phương pháp chuẩn hóa tương đối Trong phương pháp chuẩn hóa tương đối, một mẫu chuẩn (kí hiệu s) với khối lượng Ws biết trước của nguyên tố phân tích được chiếu kèm theo mẫu và cả hai được đo cùng điều kiện hình học ứng với một detectơ germanium. Như vậy, ta có thể viết lại phương trình (1.3) đối với nguyên tố chuẩn và lập tỉ số khối lượng giữa mẫu và chuẩn sẽ dẫn tới phương trình (1.6) dưới đây: a,p s,p a,0a,ea,th s,0s,es,th s mp a mp a .)(QGfG )(QGfG . W.C.D t/N C.D t/N W                  (1.6) do Sa = Ss, Aa = As, γa = γs, σ0,a = σ0,s, I0,a = I0,s và θa = θs. Ở đây ta cũng giả sử rằng trường thông lượng neutron giữa vị trí mẫu phân tích và vị trí mẫu chuẩn trong container chiếu xạ không đổi nên có thể bỏ qua hoặc đã được hiệu chỉnh. Hiệu suất của detectơ Ge trong (1.6) vẫn được giữ lại nhằm hiệu chỉnh trường hợp sự suy giảm cường độ gamma trong mẫu và chuẩn khác nhau; chỉ có trường hợp năng lượng tia gamma cao và khoảng cách nguồn-detectơ lớn thì ta có thể xem các tia gamma xuyên qua mẫu như là chùm tia song song đến bề mặt detectơ, vì thế tỉ số εp,s/εp,a sẽ được thay thế bằng tỉ số Fatt,s/Fatt,a ( với Fatt = hệ số hiệu chỉnh sự suy giảm tia gamma) mà không đề cập đến hiệu suất detectơ. Trong phương trình (1.6) ta chỉ có thể loại bỏ hệ số f nếu như: - Ge,s Q0,s (α) << Gth,s f và Ge,a Q0,a (α) << Gth,a f; - hoặc Gth,s = Gth,a = Ge,s = Ge,a = 1. Trong các trường hợp này cùng với điều kiện Fatt,s = Fatt,a = 1, ta thu được phương trình đơn giản như sau:   6 s mp a mp a 10. C.D.S.W t/N C.D.S.w t/N g/g              (1.7) - 13 - Lưu ý rằng Np trong (1.7) không cần hiệu chỉnh các hiệu ứng trùng phùng thực bởi vì mẫu và chuẩn được đo tại cùng khoảng cách nguồn-detectơ. Vấn đề khó khăn trong phương pháp tương đối là ở chỗ phân tích mẫu đa nguyên tố, bởi vì việc chuẩn bị, đo đạc và tính phổ của mẫu chuẩn là công phu và khó khăn, chưa nói đến vấn đề mất thông tin của các nguyên tố trong mẫu phân tích do không có trong mẫu chuẩn chiếu kèm. 1.2.4 Phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố F. Girardi và cộng sự [32] đầu tiên đã đưa ra một phương pháp gọi là phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố. Trong phương pháp này, một hệ số k được dùng và được xác định bằng thực nghiệm bằng cách chiếu kèm một mẫu chuẩn với một chất so sánh đơn nguyên tố (chuẩn đơn nguyên tố, kí hiệu c), khi đó c,sp s,sp c A A )s(k  (1.8) Từ công thức (1.4) ta có: c,p s,p c,0c,ec,th s,0s,es,th cc,0cs ss,0sc c .)(QGfG )(QGfG . A A )s(k        (1.9) Như vậy hàm lượng nguyên tố phân tích có thể thu được từ việc chiếu kèm mẫu và chuẩn đơn nguyên tố:      6 cc,sp amp a 10.)s(k 1. A C.D.S.w.t/N g/g  (1.10) với điều kiện θa = θs , và - Hiệu ứng tự che chắn neutron phải giống nhau trong tất cả các lần chiếu xạ, nghĩa là th,a th ,sanal. k (s)c G G       , e,a e,sanal. k (s)cG G       , th,c th,canal. k (s)cG G       và e,c e,canal. k (s)cG G       . Lời giải dễ dàng nhất cho các trường hợp này là Gth = Ge =1. - Hệ số f và α không khác nhau trong các điều kiện chiếu xạ, tức là     )s(k.anal cff  và     )s(k.anal c . - 14 - - Hiệu suất ghi của detectơ phải giống nhau trong các lần đo, tức là các phép đo phải cùng dạng hình học nguồn-detectơ, p,a p,sanal. k (s)c         và p,c p,canal. k (s)c         Với phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố, việc phân tích đa nguyên tố trở nên dễ dàng. Tuy nhiên, phương pháp này đòi hỏi ta phải xác định chính xác hệ số kc; hệ số kc này lại phụ thuộc vào dạng phổ neutron và hiệu suất ghi của detectơ nên đòi hỏi phép đo chính xác là khó thực hiện. Do đó hạn chế của phương pháp này là không có tính linh hoạt cho việc chiếu và đo bức xạ. 1.2.5 Phương pháp chuẩn hóa k0 Để làm cho phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố có thể ứng dụng rộng rãi hơn và làm cho phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối chính xác hơn, A. Simonits [10] đã đề nghị dùng hệ số k0 xác định trước bằng thực nghiệm, nó bao gồm các hằng số hạt nhân thành phần và độc lập với phổ neutron và cấu hình detectơ. Theo khái niệm, phương pháp chuẩn hóa k0 trong kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron có thể đạt được theo hai cách khác nhau: 1. Nếu các hệ số kc xác định bằng thực nghiệm trong phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố được chuẩn hóa cho các điều kiện thực nghiệm về chiếu xạ (f, ) và đo (p), thì từ phương trình (1.9) ta thu được: s,p c,p s,0s,es,th c,0c,ec,th cc,0 .)(QGfG )(QGfG ).s(k)s(k      s,p c,p s,0s,es,th c,0c,ec,th c,sp s,sp . )(QGfG )(QGfG . A A      (1.11) Từ phương trình (1.9), hệ số k0,c(s) được định nghĩa như là tổ hợp các hằng số hạt nhân c,0ccs s,0ssc c,0 A A )s(k    (1.12) với “c” tương ứng với chất so sánh. - 15 - Hệ số k0,c(s) của các nguyên tố đã được xác định bằng thực nghiệm tại nhiều lò phản ứng như THETIS (Gent, Bỉ), WWR-M (Budapest, Hungary), v.v…, và đã xuất bản trong nhiều tài liệu [27, 28] và được xem như thông số hạt nhân hữu dụng cho bất kỳ nguồn neutron nào. Bây giờ ta giả sử rằng một mẫu được chiếu kèm theo một monitor dùng làm chất so sánh (m) thì hàm lượng của nguyên tố phân tích có thể thu được như sau:   6 a,p m,p a,0a,ea,th m,0m,em,th c,0 c,0 m,sp a mp a 10..)(QGfG )(QGfG . )a(k )m(k . A C.D.S.w t/N g/g            (1.13) Theo diễn đạt ở trên thì phương pháp chuẩn hóa k0 có thể được hiểu như là phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố nhưng hoàn toàn linh hoạt trong điều kiện chiếu và đo. 2. Nếu trong phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối tập số liệu hạt nhân [ Am a a 0,a/Aa m m 0,m] của phương trình (1.4) được thay thế bằng hằng số hạt nhân k0,m(a), thì ta thu được   6 a,p m,p a,0a,ea,th m,0m,em,th m,0m,sp a mp a 10..)(QGfG )(QGfG . )a(k 1. A C.D.S.w t/N g/g            (1.14) với k0,m(a) = k0,c(a)/k0,c(m) Ở đây ta cần lưu ý rằng tất cả thông số liên quan đến vị trí chiếu xạ (th, f và ) phải không thay đổi trong quá trình chiếu mẫu, và giá trị diện tích đỉnh năng lượng toàn phần Np phải được hiệu chỉnh. Tuy nhiên trong phép phân tích ta cũng gặp vài hạt nhân như Eu, Lu và Yb với các phản ứng hạt nhân [151Eu(n, )152mEu, 151Eu(n, )152Eu, 176Lu(n, )177Lu và 168Yb(n, )169Yb] có tiết diện không tuân theo luật 1/v. Khi đó tỉ số )(QGfG )(QGfG a,0a,ea,th m,0m,em,th   trong (1.14) được thay bằng một dạng tương tự theo đề nghị của Westcott và dẫn tới [31]: - 16 -   6 a,p m,p a,00nm,rnaa,th m,00nm,rnmm,th m,0m,sp a mp a 10..)(s.T/T)(rG)T(gG )(s.T/T)(rG)T(gG . )a(k 1. A C.D.S.w t/N g/g            (1.15) với g(Tn) là hệ số Wetscott phụ thuộc vào nhiệt độ neutron Tn, 0n T/T)(r  là chỉ số phổ neutron hiệu chỉnh cho phổ neutron trên nhiệt, T0 = 293,6 0K và s0() là một phép hiệu chỉnh cho tỉ số giữa tiết diện neutron trên nhiệt và tiết diện neutron nhiệt [23, 31]. Đối với hạt nhân có tiết diện không tuân theo luật 1/v thì 484,02 00  Qs  (1.16) và  )E(s)(s r00 (1.17) Tóm lại, để phát triển và ứng dụng phương pháp chuẩn hóa k0 các vấn đề sau đây ta phải đề cập đến: 1. Thực nghiệm xác định hằng số k0 2. Thực nghiệm xác định thông số phổ neutron tại vị trí chiếu xạ th, , f và Tn 3. Thực nghiệm xác định hiệu suất detectơ p 4. Hiệu chỉnh diện tích đỉnh năng lượng toàn phần Np: hiệu chỉnh trùng phùng thực, hiệu chỉnh các phản ứng nhiễu, hiệu chỉnh sự suy giảm cường độ tia gamma, v,v…. 5. Tính toán hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt. 1.3 Các phương pháp thực nghiệm cho việc xác định các thông số lò phản ứng 1.3.1 Thực nghiệm xác định hệ số lệch phổ  Sự phân bố thông lượng neutron trên nhiệt theo qui luật 1/E chỉ có thể đúng trong trường hợp phổ lý tưởng, tuy nhiên trong thực tế thì chúng không tuân theo 1/E [44]. Khi đó phổ thông lượng neutron có thể biểu diễn dưới dạng   1e E/)eV1()E(' , với e là thông lượng neutron trên nhiệt theo qui ước và  là một hằng số âm (phổ cứng) hay dương (phổ mềm). Trong hình 1.2 ta thấy phổ neutron trên nhiệt ’e ~ 1/E1+. Thực tế thì - 17 - hệ số  không thay đổi tại mỗi vị trí chiếu xạ trừ khi có sự thay đổi cấu hình cũng như thay đổi thanh nhiên liệu của lò phản ứng. Có 3 phương pháp thực nghiệm xác định hệ số : - Phương pháp bọc cadmi cho đa lá dò. - Phương pháp tỉ số cadmi cho đa lá dò. - Phương pháp ba lá dò chiếu trần. Sau đây ta lần lượt trình bày ba phương pháp thực nghiệm này: 1.3.1.1 Phương pháp bọc cadmi cho đa lá dò Theo phương pháp này, một bộ các monitor được chiếu đồng thời có bọc một lớp cadmi và được đo trên một detectơ Ge với đường cong hiệu suất được biết khá chính xác. Nếu tất cả monitor có giá trị vv /1)(  lên tới ~1,5eV, hệ số  có thể thu được từ hệ số góc (-) của đường thẳng khi ta vẽ:     i,ei,0i,Cdi,pAu,0 Cdi,spi,r G).(Q.F.).i(k AE log   theo i,rElog (1.18) Phổ neutron nhiệt Hệ số góc = -(1+ α) α<0 α = 0 α >0 Phổ neutron trên nhiệt Hình 1.2 Phổ neutron trên nhiệt ’e ~ 1/E1+. 0,01 1 100 10000 1000000 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01 1,00E+02 1,00E+0310-2 10-3 10-1 100 101 102 1 3 T hô ng lư ợn g tù y ý,  ’( E) Năng lượng neutron, eV - 18 - với i là kí hiệu cho các đồng vị 1, 2,…N; FCd,i là hệ số hiệu chỉnh cho sự truyền qua Cd của các neutron trên nhiệt [70]. Vế trái của phương trình (1.18) là một hàm theo , như vậy một phép tính lặp có thể được áp dụng, nghĩa là bằng việc giải phương trình (1.18) với  = 0 cho kết quả của phép gần đúng bậc nhất  = 1, và cứ tiếp tục như thế lặp đến kết quả hội tụ cuối cùng. Hoặc bằng phép tính toán, hệ số  có thể nhận được cùng giá trị như trên từ phương trình:                                        N i 2N i i,r i,r N i N i i i N i i,r i,r N Elog Elog N Tlog Tlog N Elog Elog =0 (1.19) với     i,ei,0i,Cdi,Cdi,pAu,0 Cdi,spi,r i G).(Q.RF.).i(k AE T    (1.20) Nếu số monitor nhỏ nhất là 2 (N = 2) thì dẫn tới phương pháp “bọc cadmi cho lưỡng lá dò”. Khi chọn lựa các monitor ta cần chọn số monitor càng nhiều càng tốt và các giá trị i,rE của các monitor khác biệt càng lớn càng tốt. Tuy nhiên trong thực tế tốt nhất là lựa chọn một số monitor thích hợp với số liệu hạt nhân được biết chính xác và giá trị rE phân bố từ thấp đến cao. Sự lựa chọn này giúp kiểm tra sự tuyến tính trong phương trình (1.18), và chứng minh rằng α là một hằng số khắp cả vùng năng lượng neutron trên nhiệt trong lò phản ứng. Trong thực nghiệm xác định hệ số  ta thường dùng các monitor 197Au-238U- 98Mo-64Zn có bọc lớp cadmi. Nếu ta dùng các monitor 197Au-96Zr-94Zr làm monitor có bọc cadmi thì ta gọi là phương pháp “bọc cadmi cho ba lá dò”. - 19 - 1.3.1.2 Phương pháp tỉ số cadmi cho đa lá dò A. Simonits và F. De Corte [11] và L. Moens [55] đã phát triển một kỹ thuật cho việc xác định , đó là phương pháp “tỉ số Cd cho nhiều monitor”. Theo phương pháp này, một bộ các monitor kích hoạt cộng hưởng i = 1, 2,…., N, mỗi monitor được đặc trưng bằng một năng lượng ngưỡng hiệu dụng, i,rE , được chiếu với việc có bọc hoặc không bọc lớp cadmi. Với mỗi monitor, tỉ số cadmi, RCd , được cho bởi: epiCd i,sp i,sp i,0e i,0th i,Cd A A )(I. . 1R     (1.21) với i,spA và epiCdi,spA là hoạt độ riêng của monitor i, tương ứng cho việc chiếu xạ trần và có bọc Cd. Nếu tất cả monitor có giá trị vv /1)(  lên tới ~1,5eV , hệ số  có thể thu được từ hệ số góc của đường thẳng khi ta vẽ:   i,thi,ei,0i,Cdi,Cd i,r G/G)(Q1RF Elog   theo i,rElog (1.22) với FCd,i là hệ số hiệu chỉnh cho sự truyền qua Cd của các neutron trên nhiệt [70]. Trong thực nghiệm xác định hệ số  ta thường dùng các monitor được cho trong bảng 1.1. Bảng 1.1 Các monitor kích hoạt và các dữ liệu hạt nhân [65] được dùng trong phương pháp “tỉ số Cd cho đa lá dò” cho việc xác định hệ số . FCd = 1, ngoại trừ Au Phản ứng kích hoạt rE , eV Q0 T1/2 197Au(n, )198Au 232Th(n, )233Th/233Pa 59Co(n, )60Co 98Mo(n, )99Mo/99mTc 68Zn(n, )69mZn 64Zn(n, )65Zn 94Zr(n, )95Zr 5,65  0,40 54,4  0,5 136  7 241  48 590  59 2560  256 6260  250 15,71  0,28 (FCd = 0,991) 11,53  0,42 1,993  0,054 53,1  3,3 3,19  0,045 1,908  0,093 5,05  0,10 2,695 ngày 22,3 phút 27 ngày 5,271 năm 66,02 giờ 6,02 giờ 13,76 giờ 244 ngày 64,03 ngày - 20 - Cũng tương tự như phương pháp bọc cadmi cho đa lá dò, vế trái của phương trình (1.22) là một hàm theo , như vậy một phép tính lặp sẽ được áp dụng, nghĩa là bằng việc giải phương trình (1.22) với  = 0, cho kết quả của phép gần đúng bậc nhất  = 1, và cứ tiếp tục như thế lặp đến kết quả hội tụ cuối cùng. Hoặc bằng phép tính toán, hệ số  có thể giải được từ phương trình:                                                   N i 2N i i,r i,r N i N i i,thi,ei,0i,Cdi,Cd i,r i,thi,ei,0i,Cdi,Cd i,r N i i,r i,r N Elog Elog N G/G)(Q)1RF( Elog G/G)(Q)1RF( Elog N Elog Elog =0 (1.23) 1.3.1.3 Phương pháp đa lá dò chiếu trần Phương pháp đa lá dò chiếu trần chủ yếu thích hợp cho việc xác định hệ số  trong phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng. Theo phương pháp này, một bộ gồm N monitor cùng với một monitor “tham khảo” được chiếu không cần bọc lớp cadmi và hoạt độ của các monitor được đo với detectơ Ge đã biết đường cong hiệu suất chính xác. Nếu tất cả các monitor có tiết diện neutron vv /1)(  lên tới ~1,5eV, hệ số  có thể thu được từ hệ số góc của đường thẳng khi ta vẽ:   r,i ilog E A theo i,rElog (1.24) với ref,thref,eref,0i,thi,ei,0 ref,pAu,0ref,spi,pAu,0i,sp i G/G)(QG/G)(Q )ref(k/A)i(k/A A    (1.25) Trong phương trình (1.25) kí hiệu “ref” tương ứng với monitor “tham khảo”. Cũng tương tự như phương pháp “bọc cadmin cho đa lá dò” và “tỉ số cadmi cho đa lá dò”, hệ số α cũng có thể được xác định theo phương trình: - 21 -                                                     N i 2N i i,r i,r N i N i ii,r ii,r N i i,r i,r N Elog Elog N AElog AElog N Elog Elog = 0 (1.26) Lưu ý rằng phương trình (1.26) không tính cho monitor “ref” trong dãy i và nếu như số monitor nhỏ nhất là 3 (N = 2 cộng với một monitor “ref”) thì sẽ dẫn đến phương pháp “ba lá dò chiếu trần”. Khi đó, α được tính từ phương trình: 0G/G)(QbG/G)(QaG/G)(Q)ba( 3,th3,e3,02,th2,e2,01,th1,e1,0  (1.27) với 1 3,p 1,p Au,0 Au,0 1,sp 3,sp 1 2,p 1,p Au,0 Au,0 1,sp 2,sp . )3(k )1(k . A A 1b . )2(k )1(k . A A 1a                         (1.28) Để xác định chính xác hệ số α ta cần đo các monitor tại khoảng cách lớn so với detectơ (khoảng cách tham khảo) để tránh hiệu ứng trùng phùng thực. Thực tế việc chọn lựa monitor như thế nào là tối ưu thì chưa có báo cáo nào đề cập đến, nhưng ta thấy rằng kết quả tốt nhất trong phương pháp “ba lá dò chiếu trần” cho trường hợp xác định hệ số α tại vị trí chiếu xạ có tỉ số thông lượng neutron f cao là các monitor được chọn sao cho một monitor có giá trị Q0 thấp và hai monitor có giá trị Q0 cao. Các monitor được chọn tốt nhất cho trường hợp này là 197Au-96Zr-94Zr. 1.3.2 Thực nghiệm xác định hệ số f (qui ước Hogdahl) 1.3.2.1 Phương pháp tỉ số cadmi Tỉ số thông lượng neutron nhiệt/neutron trên nhiệt, eth /f  , thu được bằng cách dùng các thực nghiệm cho việc xác định . - 22 - Thật vậy, từ công thức (1.21) khi có tính đến hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt, f có thể xác định được từ phép đo tỉ số Cd đối với một monitor như sau:   r,thr,e0r,Cdr,Cd G/G)(Q1RFf  (1.29) Trong công thức (1.29) chỉ số r kí hiệu cho monitor tỉ số thông lượng neutron với giá trị Q0 và rE được biết khá chính xác khi chiếu có bọc và không bọc lớp Cd. 1.3.2.2 Phương pháp ba lá dò chiếu trần Từ việc xác định hệ số  theo phương pháp “ba lá dò chiếu trần”, ta có thể rút ra biểu thức xác định tỉ số thông lượng neutron f như sau: 2,p 1,p c,0 c,0 1,th 2,sp 1,sp 2,th 2,0 2,sp 1,sp 2,e1,0 2,p 1,p c,0 c,0 1,e . )2(k )1(k G A A G )(Q. A A G)(Q. )2(k )1(k G f        (1.30) Ta thấy rằng, monitor thích hợp cho trường hợp này là Zr (theo phản ứng 94Zr(n, )95Zr và 96Zr(n, )97Zr). Tại Hội nghị Khoa học và công nghệ hạt nhân Toàn quốc lần thứ 7 [1] chúng tôi đã báo cáo một phương pháp bán thực nghiệm xác định đồng thời cho cả hai hệ số α và f rất nhanh và đơn giản. Theo phương pháp này ta chỉ cần chiếu và đo một mẫu chuẩn mà không cần monitor Au, sau đó chọn hai đồng vị trong mẫu là xác định được hệ số α và f. Bằng phương pháp này chúng tôi đã xác định được hệ số α và f của nguồn neutron đồng vị Am-Be và vị trí mâm quay của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Kết quả phù hợp khá tốt với các tác giả trước đây [3, 4]. Gần đây K. J. J. Koster-Ammerlaan [53] tìm thấy ba monitor Au-Cr-Mo cũng thích hợp dùng để xác định hệ số α và f tại các vị trí chiếu xạ quan tâm. 1.3.3 Xác định chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt và nhiệt độ neutron 1.3.3.1 Xác định chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt 0n T/T)(r  Chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt 0n T/T)(r  là một phép đo tỉ số mật độ neutron trên nhiệt đối với mật độ neutron toàn phần. Theo chú thích của Westcott [15] và theo qui ước của Ryves [68] thì chỉ số thay đổi phổ có thể tính từ phương trình như sau: - 23 - r0r0 n CdCd nth 0n G)(sG)(s)('W2 )55,0()21( 2931,2/)T(g)eV1( FR )T(gG T/T)(r              (1.31) Các monitor thích hợp dùng để tính chỉ số thay đổi phổ neutron theo công thức (1.31) là 55Mn, 59Co và 197Au. Trong phương trình (1.31), W’() là hàm gần đúng của hệ số , được cho bởi:    )eV1(E'.W)('W r (1.32) với W’ – số hạng hiệu chỉnh cho tiết diện không theo luật 1/v nằm giữa kTn và ECd [69]. Đối với tiết diện 1/v thì W’ = 0. Đối với tiết diện không theo luật 1/v thì nó có thể được xem như hằng số cho dù giá trị chính xác của nó phụ thuộc vào loại lò phản ứng và vị trí chiếu xạ; tuy nhiên, sai số có thể bỏ qua khi s0 rất lớn so với W’ (ví dụ, đối với Au, xem bảng 1.2). Bảng 1.2 Số liệu hạt nhân dùng để tính chỉ số thay đổi phổ 0n T/T)(r  Phản ứng kích hoạt rE , eV s0 W’ FCd g(Tn) 197Au(n, )198Au 59Co(n, )60Co 5,65  0,40 136  7 17,24 1,765 0,055 0 0,991 1 1 1 Sau này E. M. Gryntakis và J. I. Kim [24] đã đề nghị phương pháp xác định chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt, 0n T/T)(r  , mà không cần bọc lớp cadmi. Cơ sở của phương pháp này là dùng hai monitor: một monitor nhạy với neutron nhiệt và một monitor nhạy với neutron trên nhiệt. Sau khi chiếu xạ đồng thời hai monitor này, chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt tại vị trí chiếu xạ được tính như sau: 01010202 02n201n1 0n sRs R)T(g)T(g T/T)(r    (1.33) với R là phép đo tỉ số hoạt độ riêng của hai monitor 1 và 2. Jae Choon Yang [49] đã đề nghị dùng hai monitor là Mn và Au, trong đó Mn là monitor nhạy với neutron nhiệt và Au là monitor nhạy với neutron trên nhiệt. Hai monitor - 24 - này được chiếu tại hai vị trí khác nhau, trong đó có một vị trí nhiệt hóa neutron tốt. Khi đó chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt được tính theo công thức: )Mn(s)T(g.R)T(g)Au(s )T(g)T(g)T(g)T(g.R T/T)(r 02Au2Mn0 2Mn1Au2Au1Mn 0n    (1.34) Monitor Au không tuân theo chính xác luật 1/v trong vùng neutron nhiệt, nhưng lệch nhẹ trong vùng này và có thể hiệu chỉnh bằng hệ số gAu. Hệ số gMn rất gần với 1 và ở đây ta giả sử gMn = 1. Để thu được chỉ số thay đổi phổ neutron trên nhiệt trong phương trình (1.34) thì các giá trị s0(Au), s0(Mn), gAu(T1) và gAu(T2) cần phải biết. Theo phân tích số liệu từ các thí nghiệm chiếu xạ, các giá trị sau đây có thể được dùng theo Westcott: gAu(T1) = gAu(T2) = 1,0053, s0(Au) = 17,3 và s0(Mn) = 0,666. 1.3.3.2 Thực nghiệm xác định nhiệt độ neutron Tn Để tính hệ số Westcott g(Tn) thì ta cần xác định nhiệt độ neutron Tn. Nhiệt độ này được xác định bằng việc chiếu kèm một monitor Lutetium (Lu) và một monitor 1/v ( Au chẳng hạn). Mục tiêu là đo [g(Tn)]Lu tại kênh chiếu xạ và từ các bảng cho trước [g(Tn)]Lu theo Tn ta suy ra được nhiệt độ neutron Tn. Giá trị của [g(Tn)]Lu được tính từ:   Lu,thLu,00nLu,r v/1,00nv/1,rnv/1v/1,th v/1,pAu,0 v/1,sp Lu,pAu,0 Lu,thLu,sp nLu G/)(s.T/T)(r.G )(s.T/T)(r.G)T(g.Gx )v/1(k A / )Lu(k G/A )T(g             (1.35) Monitor được chọn là Au và số liệu hạt nhân của nó cho thấy ở bảng 1.3. Bảng 1.3 Số liệu hạt nhân dùng để tính nhiệt độ neutron Tn Phản ứng kích hoạt E , keV T1/2 k0,Au s0 rE , eV 176Lu(n, )177Lu 197Au(n, )198Au 112,9 208,4 411,8 6,71 ngày 2,695 ngày 4,16.10-2 7,14.10-2 1 1,67 17,24 0,158 5,65 0,40 - 25 - 1.4 Hiệu chỉnh các phản ứng nhiễu Thực tế trong phân tích kích hoạt neutron ta thường gặp phản ứng gây nhiễu từ các nguyên tố khác, phản ứng (n, ) dùng để xác định một nguyên tố không chỉ là phản ứng tạo ra từ hạt nhân quan tâm mà còn tạo ra từ các hạt nhân khác hiện diện trong mẫu. Trong việc phân tích nguyên tố đất hiếm ta thường gặp các phản ứng nhiễu sau: i) hạt nhân quan tâm sinh ra bởi các loại phản ứng khác (ví dụ, 140La được tạo ra qua phản ứng 139La(n, )140La và 140Ce(n, p)140La; 141Ce được tạo ra qua phản ứng 140Ce(n , )141Ce và 235U(n , f)141Ce) ii) hạt nhân quan tâm được tạo ra bởi hai phản ứng (n, ) (ví vụ, 177Lu được tạo ra qua phản ứng 176Lu(n, )177Lu và 176Yb(n, )177Yb   177Lu) Để thu được kết quả phân tích chính xác thì phổ nhiễu cần phải được hiệu chỉnh. Phương pháp hiệu chỉnh nhiễu bậc nhất được thực hiện như sau [56]: nếu đỉnh quan tâm kí hiệu là “x”, đỉnh của nguyên tố nhiễu vào đỉnh “x” là “y” và hạt nhân gây nhiễu có một đỉnh năng lượng khác là “z” không bị nhiễu bởi các đỉnh năng lượng của các hạt nhân khác (hoặc đỉnh này đã được hiệu chỉnh trước đó), thì diện tích đỉnh năng lượng “x” được tính: Np,x = Np,x+y – Np,z.Rint (1.36) với: )z(COI.. )y(COI.. R z,pz y,py int    (1.37) hoặc, viết dưới dạng hệ số k0: )z(COI.).z(k )y(COI.).y(k R z,pAu,0 y,pAu,0 int    (1.38) Gần đây, một phép tính gần đúng đã được dùng để hiệu chỉnh cho hàm lượng nguyên tố như sau [18]:            ' y y' xx 1 (1.39) với x là hàm lượng của nguyên tố x (dựa vào tia gamma x) đã hiệu chỉnh nhiễu; - 26 - ’x là hàm lượng của nguyên tố x (dựa vào tia gamma x+y) chưa hiệu chỉnh nhiễu bởi tia gamma y của nguyên tố y; y là hàm lượng của nguyên tố y được tính từ tia gamma y không bị nhiễu bởi hạt nhân khác; ’y là hàm lượng của nguyên tố y (dựa vào tia gamma x+y) chưa hiệu chỉnh nhiễu bởi tia gamma x của nguyên tố x. Một cách tổng quát, nếu có n hạt nhân nhiễu thì: n i ' i 1 i ' 1           (1.40) Từ biểu thức (1.40) ta thấy rằng nhiễu bậc nhất dễ dàng hiệu chỉnh được, ta có thể tính bằng tay mà không cần dùng đến chương trình máy tính nào. 1.5 Các vấn đề tồn tại và hướng nghiên cứu tiếp theo Trong các mục 1.1 đến 1.4 chúng tôi đã tổng quan các nét cơ bản về cơ sở của phép phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng hạt nhân dùng phương pháp chuẩn hóa k0 để phân tích hàm lượng nguyên tố trong một mẫu cho trước. Từ các nghiên cứu này và những kinh nghiệm thu thập được trong thực tế chúng tôi rút ra những vấn đề đã nghiên cứu, những vấn đề đang tồn tại và những vấn đề cần tiếp tục nghiên cứu tiếp theo. 1.5.1 Các vấn đề đã nghiên cứu và tồn tại Theo tìm hiểu của chúng tôi thì từ khi ra đời đến nay, phương pháp chuẩn hóa k0 đã được áp dụng để phân tích hầu hết các nguyên tố trong bảng hệ thống tuần hoàn thông qua phép đo tia gamma tức thời và tia gamma trễ. Đối tượng phân tích gồm đa lĩnh vực như: môi trường, dầu khí, khoáng sản, khảo cổ học, v,v…Tuy nhiên đối với các nguyên tố khi chiếu xạ neutron phát ra tia gamma năng lượng thấp, đặc biệt là các nguyên tố đất hiếm, thì không phải phòng thí nghiệm nào cũng cho kết quả chính xác. Cụ thể là nếu ta xem tất cả các mẫu chuẩn quốc tế, hầu hết các nguyên tố đất hiếm đều nằm ở phần giá trị thông tin chứ không phải giá trị đã chứng nhận. Từ công thức (1.14) và (1.15), để phát triển phương pháp chuẩn hóa k0 nhằm phân tích chính xác hàm lượng nguyên tố thì cần điểm qua vấn đề đã nghiên cứu và đang tồn tại cần được nghiên cứu tiếp theo sau đây: - 27 - 1. Về phép đo thực nghiệm xác định hằng số k0 Hằng số k0 của các hạt nhân từ F đến U đã được đo chính xác tại hai lò phản ứng THETIS (Gent, Bỉ) và WWR-M (Budapest, Hungary) và đã xuất bản trên nhiều tạp chí [25, 27, 28]. Các hằng số k0 được xem là hằng số cơ bản ta có thể sử dụng cho bất kỳ nguồn neutron nào. 2. Thực nghiệm xác định thông số phổ neutron tại vị trí chiếu xạ th, e, , f và Tn Các phương pháp tính toán cũng như thực nghiệm các thông số phổ neutron đã được công bố trên nhiều tạp chí uy tín. Trong đó, ở quốc tế nổi bậc hơn cả là luận án Tiến sĩ của F. De Corte [25], ở Việt Nam nổi bậc là luận án Tiến sĩ của Hồ Mạnh Dũng và Trần Văn Hùng [3, 4] và được trình bày trong mục 1.3. 3. Thực nghiệm xác định hiệu suất p và tỉ số P/T của detectơ tại vị trí đo. - Các phương pháp thực nghiệm xác định đặc trưng của các loại detectơ đã được công bố trên nhiều tạp chí cũng như luận án và nổi bậc nhất là trong các công trình nghiên cứu của F. De Corte và L. Moens [25, 54] - Gần đây các bài toán mô phỏng nhằm xác định hiệu suất và tỉ số P/T đã được nghiên cứu và phát triển trong nhiều công trình được công bố ở tạp chí Quốc tế và Việt nam. Tuy nhiên, bài toán này không thể giải được nếu không biết chính xác một trong các thông số về cấu trúc của detectơ như lớp chết, khe không khí,… - Về mặt xác định tỉ số P/T, nếu gặp một lý do nào đó mà ta không thể đo bằng thực nghiệm (không đủ bộ nguồn chuẩn đơn năng chẳng hạn) hoặc không thể mô phỏng (thiếu thông tin về cấu trúc của detector) thì một phương pháp thực nghiệm khác không dùng nguồn chuẩn đơn năng để đo tỉ số P/T cần phải nghiên cứu. 4. Tính toán hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt - Hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt của các vật liệu làm monitor thông lượng neutron và làm chất so sánh trong phương pháp k0 đã được đo bằng thực nghiệm cũng như mô phỏng [25, 41-43, 46-48, 58]. - Trong thực nghiệm, các vật liệu thường được bọc một lớp Cd khi chiếu xạ và dẫn đến sự thay đổi thông lượng neutron một cách đột ngột và gây nguy hiểm cho lò phản - 28 - ứng. Gần đây, lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã có cảnh báo không nên dùng Cd trong quá trình chiếu mẫu tại tất cả các kênh trong lò phản ứng. - Trong mô phỏng thường không tính đến hiệu ứng nở Doppler và dẫn đến sai số vài chục % so với thực nghiệm. - Vì vậy, để tránh việc dùng Cd trong chiếu mẫu mà vẫn cho kết quả chính xác so với thực nghiệm thì một phương pháp tính toán hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt có tính đến hiệu ứng nở Doppler cần được nghiên cứu và phát triển. 5. Hiệu chỉnh diện tích đỉnh năng lượng toàn phần Np  Hiệu chỉnh sự suy giảm tia gamma trong mẫu F. De Corte [25] đã thiết lập công thức cho việc tính hệ số hiệu chỉnh sự suy giảm tia gamma trong mẫu. Tuy nhiên, nếu áp dụng các công thức này để hiệu chỉnh cho tia gamma năng lượng thấp thì không thỏa mãn. Để mở rộng cho trường hợp vùng tia gamma năng lượng thấp thì một phương pháp tính hệ số hiệu chỉnh sự suy giảm tia gamma cần nghiên cứu tiếp theo.  Hiệu chỉnh trùng phùng thực - Hiệu chỉnh trùng phùng thực giữa tia gamma-gamma đã được công bố trong các công trình [19-21] và gần đây F. De Corte và cộng sự [25, 30, 50] đã tính toán cho trường hợp trùng phùng giữa tia gamma-gamma, tia gamma-KX và tia gamma-LX. Trong đó, trùng phùng giữa tia gamma-KX được tính cho các hạt nhân từ Hf trở về sau (Z ≥72, tức năng lượng tia KX ≥ 60 keV) khi đo với detector HPGe hoặc Ge(Li) có dãy năng lượng từ 60 keV đến 2 MeV. - Tuy nhiên, ngày nay có nhiều hệ phổ kế gamma đo được năng lượng từ 40 keV nên vùng năng lượng tia KX ≥ 40 keV (Z ≥ 57, từ nguyên tố La trở về sau trong bảng hệ thống tuần hoàn) cần phải tính đến hiệu ứng trùng phùng giữa tia gamma-KX nếu đo với detector HPGe (Ge(Li)). 1.5.2 Hướng nghiên cứu tiếp theo Từ các vấn đề tồn tại nêu trên chúng tôi đề ra hướng nghiên cứu chính trong bản luận án này như sau: - 29 - - Lựa chọn vật liệu thích hợp dùng làm chất so sánh khi có chú ý đến phép đo tia gamma vùng năng lượng thấp. - Tính toán hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt dựa trên cơ sở lý thuyết gần đúng Pade. - Tính toán hệ số tự hấp thụ tia gamma trong các vật liệu làm chất so sánh bằng phương pháp chia nhỏ. - Xây dựng chương trình tính toán hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực tổng quát cho trường hợp trùng phùng giữa tia gamma-gamma, gamma-KX và gamma-LX. - Việc phân tích hàm lượng nguyên tố đất hiếm (với vùng năng lượng thấp) trong các mẫu chuẩn để đánh giá kết quả cũng được thực hiện.