Thiết lập trường chuẩn liều nơtron tại Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân

Download

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN

THIẾT LẬP TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NƠTRON

TẠI VIỆN KHOA HỌC VÀ KỸ THUẬT HẠT NHÂN

Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân (KH&KTHN) là cơ quan duy nhất ở Việt Nam vận hành

phòng chuẩn liều bức xạ ion hóa nằm trong mạng lưới phòng chuẩn cấp 2 của Cơ quan Năng lượng

nguyên tử quốc tế (IAEA) và Tổ chức Y tế thế giới (WHO). Phòng chuẩn có nhiệm vụ kiểm tra sự

hoạt động chính xác của các thiết bị đo liều bức xạ ion hóa (ví dụ như các máy đo liều bức xạ cầm

tay, liều kế cá nhân,…) nhằm đánh giá an toàn bức xạ cho các cán bộ làm việc trong môi trường bức

xạ. Mặc dù, phòng chuẩn đã được thành lập từ vài thập niên trước, tuy nhiên hoạt động của phòng

chuẩn cũng mới chỉ nằm trong khuôn khổ chuẩn liều bức xạ photon cho các máy đo liều photon cầm

tay mà chưa đáp ứng được việc chuẩn các thiết bị đo liều nơtron. Đây cũng là thực trạng chung của

các nước trong khu vực Đông Nam Á (chưa chuẩn được các thiết bị đo liều nơtron cầm tay). Để khắc

phục tình trạng này, trong năm 2015 Viện KH&KTHN đã đầu tư xây dựng một phòng chuẩn liều bức

xạ nơtron với những tiêu chuẩn được khuyến cáo bởi các tài liệu kỹ thuật quốc tế [1][2]. Điều này có

ý nghĩa quan trọng góp phần vào công tác đảm bảo an toàn bức xạ nơtron theo quy định của pháp

luật Việt Nam [3]. Bài báo này giới thiệu tổng quan về quy trình thiết lập một trường chuẩn liều bức

xạ nơtron của nguồn ²⁴¹Am-Be tại Viện dùng cho mục đích chuẩn máy đo liều bức xạ nơtron cầm tay.

Số 49 - áng 12/2016 17

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN

I. Giới thiệu

Trong những năm qua, việc sử dụng và

các thành phần tổng cộng, trực tiếp và tán xạ phải

được phân tách cụ thể.

ứng dụng bức xạ trong nghiên cứu, công nghiệp

và y tế ngày càng tăng. Trong đó, rất nhiều các

thiết bị bức xạ, các nguồn phóng xạ được sử

dụng gây ra trường bức xạ hỗn hợp gamma và

neutron. Do đó, việc kiểm soát liều chiếu ngoài

nghề nghiệp, liều chiếu ngoài công chúng cũng

cần phải được đánh giá đối với tất cả các loại bức

xạ trên. Để đáp ứng được nhu cầu này, bên cạnh

phòng chuẩn liều bức xạ gamma đang có, Viện

KH&KTHN đã xây dựng phòng chuẩn liều bức

xạ neutron theo tiêu chuẩn quốc tế ISO 8529 [1].

II. Trang thiết bị của phòng chuẩn

Phòng chuẩn liều neutron được xây dựng

với kích thước 700 cm x 700 cm x 700 cm, đáp

ứng tiêu chuẩn quốc tế về một phòng chuẩn [1].

Tại chính giữa phòng chuẩn được lắp đặt một

nguồn chuẩn ²⁴¹Am-Be với cường độ phát nơtron

là 1.299 x 107 vào ngày 23 tháng 1 năm 2015.

Nguồn chuẩn này được cung cấp bởi tập đoàn

Hopewell Design (Mỹ) và được hiệu chuẩn bởi

Phòng thí nghiệm chuẩn quốc gia Hoa Kỳ (NIST-

USA). Hình 1 mô tả cấu tạo của phòng chuẩn và

vị trí tương đối của nguồn chuẩn.

Theo quy định của pháp luật, tất cả các

thiết bị đo liều bức xạ ion hóa nói chung và đo

liều bức xạ nơtron nói riêng cần phải được hiệu

chuẩn trước khi đưa vào sử dụng trong thực tế

[4]. Điều này nhằm mục đích kiểm tra độ tin cậy

của các thiết bị đo liều bức xạ nơtron. Việc hiệu

chuẩn cần phải được thực hiện trong trường bức

xạ chuẩn, nơi mọi đặc tính của bức xạ tại mọi vị

trí đều được xác định. Trong không gian phòng

chuẩn thường có rất nhiều các thành phần bức

xạ khác nhau tác động vào số đọc của thiết bị đo

liều xách tay, cụ thể: thành phần trực tiếp là thành

phần gây bởi trường bức xạ trong đó tia bức xạ

đi đến thiết bị đo liều mà không tương tác với

các vật chất khác có trong phòng chuẩn, ngoài

ra còn có thành phần tán xạ của trường bức xạ là

thành phần mà trước khi đi đến thiết bị đo chúng

đã tác dụng với các vật chất có trong phòng thí

nghiệm, tổng của hai thành phần trên ta gọi là

thành phần tổng cộng. Trong quá trình chuẩn một

thiết bị đo liều bức xạ nơtron cầm tay thì thành

phần của trường bức xạ nơtron trực tiếp là quan

trọng nhất, vì chúng có đặc tính cụ thể - không

chịu ảnh hưởng của môi trường phòng chuẩn.

Nói một cách khác, công việc thiết lập trường

chuẩn liều bức xạ nơtron là việc xác định đặc tính

của trường bức xạ mà trong đó sự đóng góp của

Hình 1: Sơ đồ phòng chuẩn liều nơtron.

Quá trình xác định phổ thông lượng

nơtron thông qua hệ cầu Bonner truyền thống với

đầu dò nơtron nhiệt ⁶LiI(Eu) do hãng Ludlum chế

tạo. Trong hệ đo, có 06 quả cầu làm chậm khác

nhau đi kèm với đầu dò nơtron nhiệt, đường kính

các quả cầu lần lượt là 2, 3, 5, 8, 10 và 12 inch.

Đây là phương pháp được sử dụng rộng rãi hơn

cả trong quá trình đo phổ thông lượng nơtron so

với các phương pháp khác bởi những ưu điểm

như: hàm đáp ứng đẳng hướng, có thể đo được ở

dải năng lượng rộng,…[5]. Hình 2 mô tả hệ cầu

Bonner và các thiết bị đi kèm.

Hệ cầu Bonner có nhiều ưu điểm, tuy

nhiên yếu điểm lớn nhất là khó khăn trong quá

trình tách phổ. Quá trình tách phổ yêu cầu cần có

chương trình tách phổ với các yếu tố đầu vào là

18 Số 49 - áng 12/2016

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN

số đọc của đầu dò đi kèm với các quả cầu khác cộng bởi các quả cầu khác nhau từ khoảng cách

nhau, hàm đáp ứng của hệ đầu dò và các quả cầu 60 cm đến 250 cm với bước chạy 10 cm trong

và phổ thông lượng nơtron dự đoán ban đầu. Nếu không gian phòng chuẩn.

không được tính toán cẩn thận, sai số của phổ

2. Suất thông lượng nơtron tổng cộng đo

neutron thu được sẽ rất lớn và rất khó để đánh

đạc được trong bước 1 được sử dụng làm số liệu

giá.

đầu vào cho phần mềm tách phổ UMG (ký hiệu

UF) để xác định phổ thông lượng nơtron tổng

cộng tại từng khoảng cách. Sau đó suất tương

đương liều nơtron được tính toán tương ứng với

từng khoảng cách đó.

3. Suất thông lượng nơtron tổng cộng ghi

nhận được trong bước 1 sẽ được khớp hàm theo

Hình 2: Hệ cầu Bonner và các thiết bị đi kèm.

các tiêu chuẩn khuyến cáo bởi ISO để phân tách

Vì vậy, trong nghiên cứu của mình, nhóm được thành phần trực tiếp và tán xạ khỏi thành

nghiên cứu đã sử dụng phần mềm MAXED [6] phần tổng cộng. Suất thông lượng nơtron tại các

cho quá trình tách phổ cùng với phần mềm mô khoảng cách đo được bởi từng quả cầu sẽ được

phỏng MCNP5 cho quá trình dự đoán phổ thông khớp theo hàm của khoảng cách. Do vậy, thành

lượng nơtron ban đầu. Phần mềm MAXED là phần trực tiếp của trường chuẩn được xác định.

phần mềm tách phổ thương mại được sử dụng

4. Mô phỏng Monte Carlo, MCNP5, được

rộng dãi trong nhiều nghiên cứu về xác định phổ

thực hiện để xác định phổ thông lượng nơtron

neutron trên thế giới. Hàm đáp ứng của hệ cầu

Bonner và đầu dò ⁶LiI(Eu) được lấy trong tài liệu

đề cập ở bước 1. Khi đó, suất tương đương liều

kỹ thuật quốc tế [7]. Phần mềm mô phỏng MCNP5

tổng cộng tại các khoảng cách khác nhau như

nơtron tương ứng được tính toán. Ngoài ra, phổ

là một trong những phần mềm mô phỏng khá phổ

thông lượng nơtron tính toán bởi MCNP5 được

biến được sử dụng rộng rãi trên toàn thế giới cho

sử dụng như dự đoán ban đầu cho phần mềm tách

mục đích mô phỏng quá trình vận chuyển bức xạ

phổ UMG.

trong vật chất [8].

5. Suất thông lượng nơtron trực tiếp xác

III. Phương pháp thực nghiệm

định trong bước 3 được sử dụng làm số liệu đầu

Theo tiêu chuẩn ISO [2], chúng ta có nhiều vào cho phần mềm tách phổ UMG để xác định

phương pháp khác nhau để tách biệt thành phần phổ thông lượng nơtron trực tiếp. Khi đó suất

trực tiếp của trường bức xạ khỏi số đếm của thành tương đương liều nơtron trực tiếp được xác định.

phần tổng cộng. Trong nghiên cứu này, nhóm tác

6. Suất tương đương liều nơtron tổng

giả đã sử dụng 02 phương pháp khớp hàm được

cộng được đo đạc bởi thiết bị đo liều nơtron cầm

khuyến cáo, đó là: phương pháp khớp hàm tổng

tay Aloka. Sau đó các số liệu này được làm khớp

quan (GFM) và phương phương pháp khớp hàm

theo hàm của khoảng cách dựa trên khuyến cáo

bán thực nghiệm (SEM). Quá trình thực nghiệm

của tiêu chuẩn ISO. Do đó, cũng như trên ta tách

và phương pháp áp dụng có thể được khái quát

biệt được các thành phần suất tương đương liều

theo các quá trình sau:

trực tiếp và tán xạ khỏi suất thông lượng nơtron

1. Đo đạc suất thông lượng nơtron tổng đo đạc bằng Aloka.

Số 49 - áng 12/2016 19

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN

7. Mặt khác, phổ thông lượng nơtron trực phương pháp khác nhau, điều này cho thấy quá

tiếp và suất tương đương liều nơtron trực tiếp trình xác định đặc trưng của trường chuẩn liều

trong trường bức xạ tự do (ký hiệu FF) được xác nơtron là có thể tin cậy được.

định và tính toán bởi các tài liệu quốc tế (dựa trên

cường độ nguồn bức xạ nơtron).

8. So sánh phổ thông lượng nơtron và suất

tương đương liều nơtron theo các thành phần xác

định bởi các phương pháp khác nhau để đánh giá

độ tin cậy của quá trình xác định đặc trưng của

trường chuẩn.

IV. Kết quả và thảo luận

Các kết quả nghiên cứu có được sau khi

Hình 4: Thông lượng nơtron của thành

thực hiện các phương pháp xử lý số liệu như đề

phần trực tiếp được xác định bởi các phương

cập ở trên. Những kết quả thu được trong nghiên

pháp khác nhau.

cứu này được tóm tắt như sau:

Thông lượng nơtron biến thiên theo

khoảng cách sinh ra bởi các thành phần khác

nhau của trường bức xạ (xem Hình 3). Theo kết

quả này ta thấy, thành phần thông lượng nơtron

tán xạ gần như không thay đổi trong không gian

phòng chuẩn. Các phương pháp khác nhau dùng

để tách biệt thành phần trực tiếp của trường bức

xạ có kết quả phù hợp với nhau trong khoảng 2%.

Hình 3: Thông lượng nơtron theo các

thành phần được xác định bởi các phương pháp

khác nhau.

Tương đương liều nơtron môi trường của

thành phần trực tiếp được xác định theo hàm của

Hình5: Một số hình ảnh phòng chuẩn liều

khoảng cách (xem Hình 4). Kết quả cho thấy sự

bức xạ nơtron

khác biệt trong khoảng <2% nhận được bởi các

20 Số 49 - áng 12/2016

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN

V. Kết luận

Trường chuẩn nơtron đã được thiết lập

476 12-20, 2002

6. M. Reginatto and P. Goldhagen,

“MAXED, A Computer Code For Maximum

Entropy Deconvolution Of Multisphere Neutron

Spectrometer Data”, Health Phys. 77, 579, 1999.

thành công tại Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt

nhân dựa trên những tiêu chuẩn quốc tế hiện

hành. Đây là phòng chuẩn liều nơtron đầu tiên tại

Việt Nam được phát triển, do đó nó mang ý nghĩa

tích cực thúc đẩy quá trình nghiên cứu cũng như

đáp ứng nhu cầu thực tiễn trong lĩnh vực chuẩn

thiết bị đo liều nơtron cầm tay. Những nghiên cứu

liên quan trong lĩnh vực này sẽ tiếp tục được triển

khai tại Viện trong thời gian tới./.

7. IAEA Technical Reports Series,

Conversion coefﬁcients for use in radiological

protection against external radiation, Supplement

to Technical Reports Series No.318. No. 403,

p.276 (1996)

8. X-5 Monte Carlo Team, “MCNP – A

General N-Particle Transport Code, Version 5”,

2003

Trịnh Văn Giáp và cộng sự

Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân

Tài liệu tham khảo

1. ISO 8529-1:2001 (E), Reference

neutron radiations - part 1: Characteristics and

methods of production, p.32, Switzerland (2001)

2.ISO8529-2:2001(E),Referenceneutron

radiations - part 2: Calibration fundamentals of

radiation protection devices related to the basic

quantities characterizing the radiation ﬁeld,

Switzerland (2000)

3. Quốc hội, Luật Năng lượng Nguyên tử

(2008).

4. Bộ Khoa học Công nghệ - Bộ Y tế;

Thông tư liên tịch số 13/2014/ TTLT-BKHCN-

BYT; Quy định về đảm bảo an toàn bức xạ trong

y tế; 2014.

5. D.J. Thomas, A.V. Alevra. “Bonner

sphere spectrometers – a critical review”, Nuclear

Instruments and Methods in Physics Research A,

Số 49 - áng 12/2016 21

5 trang yennguyen 121760

Download

Bạn đang xem tài liệu "Thiết lập trường chuẩn liều nơtron tại Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân", để tải tài liệu gốc về máy hãy click vào nút Download ở trên

File đính kèm:

thiet_lap_truong_chuan_lieu_notron_tai_vien_khoa_hoc_va_ky_t.pdf