Đang tải... (xem toàn văn)
Mục đích của luận án: + Thiết lập trường chuẩn liều neutron tại Việt Nam sử dụng nguồn đồng vị phóng xạ. + Biến đổi đặc trưng trường chuẩn liều neutron (trên khía cạnh năng lượng và dải liều). + Xác định thành phần đóng góp của photon trong trường chuẩn liều neutron. + Hiện thực hóa quá trình hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron tại Việt Nam.
BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM LÊ NGỌC THIỆM XÁC ĐỊNH ĐẶC TRƯNG TRƯỜNG CHUẨN LIỀU NEUTRON CỦA NGUỒN ĐỒNG VỊ PHÓNG XẠ SỬ DỤNG HỆ PHỔ KẾ CẦU BONNER Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử Hạt nhân Mã số: 9.44.01.06 TÓM TẮT LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Hà Nội - 2018 Mục lục Giới thiệu tổng quan Trang thiết bị phương pháp nghiên cứu 2.1 Trang thiết bị 2.1.1 Nguồn neutron phòng chuẩn 2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner 2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường 2.1.4 Phổ kế gamma 2.2 Phương pháp 2.2.1 Đo đạc ban đầu thiết bị đo neutron 2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ 2.2.3 Mô Monte Carlo 2.2.4 Kỹ thuật tách phổ 3 5 6 7 Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron 3.1 Trường chuẩn liều neutron nguồn 252 Cf 3.1.1 Hệ số hiệu chỉnh độ đối xứng nguồn 252 Cf 3.1.2 Phổ thông lượng neutron phân bố thông lượng mặt phẳng trung tâm 3.1.3 Hiệu suất che chắn che chắn hình nón 3.2 Trường chuẩn neutron nguồn 241 Am-Be 3.2.1 Hệ số hiệu chỉnh bất đối xứng nguồn 241 AmBe 3.2.2 Tách phổ thông lượng neutron 8 i 10 11 11 11 Author: Le Ngoc Thiem 3.2.3 3.3 3.4 3.5 Kết 4.1 4.2 4.3 Thông lượng neutron tương đương liều neutron môi trường Trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 Am-Be 3.3.1 Phổ thông lượng neutron 3.3.2 Thông lượng neutron tương đương liều môi trường 3.3.3 Năng lượng trung bình hệ số chuyển đổi Thành phần photon trường chuẩn neutron nguồn 241 Am − Be 3.4.1 Phổ thông lượng gamma 3.4.2 Thành phần đóng góp tương đương liều gamma môi trường Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn chuẩn 241 Am-Be 3.5.1 Phương pháp khớp hàm 3.5.2 Hệ số chuẩn nguyên nhân độ bất ổn định luận chung Các nghiên cứu thực luận án Nghiên cứu dự định làm tương lai Những cơng trình đăng tải liên quan đến luận án REFERENCES 12 13 13 15 17 19 19 19 21 21 21 23 23 24 24 25 ii Chương Giới thiệu tổng quan Trong luận án tiến sỹ này, công việc sau đề cập tới: Chương đề cập đến mục tiêu luận án Tiến sỹ Chương luận án tóm tắt tiêu chuẩn quốc tế lĩnh vực đo chuẩn liều xạ neutron đại lượng liên quan đến lĩnh vực đề cập Chương Cấu trúc luận án giới thiệu chương Chương đề cập đến thiết bị phương pháp thực nghiên cứu áp dụng luận án Các thông tin liên quan đến nguồn neutron, hệ thiết bị đo đạc đề cập Chương Các phương pháp khuyến cáo tiêu chuẩn ISO 8529-2 dùng cho việc xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron tóm tắt chương Chương chương quan trọng luận án, bao gồm phần sau: • Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron nguồn đồng vị 252 Cf sử dụng MCNP5 đo đạc máy đo liều neutron • Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron 241 Am− Be sử dụng đo đạc BSS phần mềm tách phổ MAXED • Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron nguồn 241 Am − Be bị làm chậm 05 cầu PMMA với Author: Le Ngoc Thiem đường kính 15, 20, 25, 30, and 35 cm Kết thảo luận kết chương đề cập đến • Xác định nhiểm bẩn xạ photon trường chuẩn liều neutron nguồn 241 Am − Be thông qua đại lượng suất tương đương liều photon môi trường phổ thông lượng photon Theo đó, đặc tính photon đề cập hiệu chỉnh trình chuẩn thiết bị đo liều neutron (nếu chúng nhạy với photon) • Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron trường chuẩn nguồn 241 Am − Be, theo hệ số chuẩn 03 thiết bị đo liều neutron cầm tay tính tốn Chương tóm tắt nội dung nghiên cứu thực luận án đề cập đến số hướng nghiên cứu tương lai Chương Trang thiết bị phương pháp nghiên cứu 2.1 2.1.1 Trang thiết bị Nguồn neutron phòng chuẩn Phòng chuẩn liều neutron mơ tả Hình 2.1 02 nguồn chuẩn neutron đề cập Hình 2.2 Hình 2.1: Mặt chiếu (a) Mặt chiếu đứng (b) phòng chuẩn neutron Author: Le Ngoc Thiem Hình 2.2: Cấu tạo (a): nguồn 252 Cf bọc thép không rỉ loại 304L (b): nguồn 241 Am − Be loại vỏ X14 2.1.2 Hệ phổ kế cầu Bonner Hệ phổ kế cầu Bonner (BSS) bao gồm đầu đo neutron nhiệt tập hợp 06 cầu làm polyethylene với mật độ khối 0.95 g/cm3 Đường kính cầu 2, 3, 5, 8, 10, 12 inch, Hình 2.3 Đầu đo neutron nhiệt hình trụ làm LiI(Eu) (với thành phần gồm 96% Li) có chiều cao 0.4 cm đường kính 0.4 cm Hệ đo neutron với lượng lên đến 20 MeV LiI(Eu) Hình 2.3: Hệ phổ kế cầu Bonner Author: Le Ngoc Thiem 2.1.3 Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường Trong trình đo tương đương liều neutron sử dụng 03 thiết bị đo cầm tay, xem Hình 2.4 Trong đó, máy Aloka-TPS-451C sản xuất tập đồn Hitachi bao gồm ống đếm hình trụ với chiều dài 15.5 cm đường kính trụ 2.5 cm chứa khí He với áp suất atm 20o C Cơ bản, máy không nhạy với photon [1] Máy Model 12-4 sản xuất tập đoàn Ludlum bao gồm 01 ống đếm He hình trụ với đường kính 1.6 cm chiều dài 2.5 cm, chất làm chậm hình cầu có đường kính inch Máy khơng nhạy với photon có suất liều lên đến 100 µSv/h đo neutron từ nhiệt đến MeV, đáp ứng với neutron có lượng lên đến 12 MeV với suất tương đương liều neutron môi trường lên đến 100 Sv/h [2] Máy KSAR1U.06 sản xuất liên doanh Baltic Scientific Instruments (BSI) bao gồm 03 đầu đo He hình trụ với đường kính 3.2 cm dài 2.0 cm, có áp suất 2.7 atm kết hợp với đầu đo Geiger Muller nhạy với photon Máy này, đo tương đương liều neutron mơi trường khoảng từ 0.28 µSv/h đến 700 µSv/h; 0.14 µSv/h đến 1400 µSv/h photon [3] Hình 2.4: Thiết bị đo tương đương liều neutron môi trường cầm tay 2.1.4 Phổ kế gamma Để xác định thành phần đóng góp gamma trường neutron nguồn 241 Am − Be, tác giả luận án sử dụng hệ phổ kế Author: Le Ngoc Thiem gamma với detector nhấp nháy 2" × 2" NaI(Tl) hình trụ kích thước in × in Hệ phổ kế kết nối với phân tích đa kênh ORTEC DART để thu nhận tín hiệu phổ chiều cao xung gamma từ nguồn 241 Am − Be 2.2 2.2.1 Phương pháp Đo đạc ban đầu thiết bị đo neutron Theo tiêu chuẩn ISO 8529-2:2001, số đọc thiết bị đo neutron , MT (l), trường xạ neutron tổng cộng gây (tổng phần trực tiếp phần tán xạ) mơ tả thơng qua phương trình sau [4, 5]: k F1 (l) MT (l) = × FL × { + F2 (l) − 1} (2.1) l FA (l) đó, l khoảng cách từ nguồn đến đầu đo; k số đặc trưng nguồn; F1 (l) hệ số hiệu chỉnh hình học; FA (l) hệ số hiệu chỉnh suy giảm khơng khí; F2 (l) hệ số hiệu chỉnh mơ tả thành phần neutron tán xạ vào đầu đo; FL hệ số hiệu chỉnh độ tuyến tính 2.2.2 Hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ Các phương pháp khớp hàm để hiệu chỉnh hiệu ứng tán xạ trình đo neutron khuyến cáo tiêu chuẩn ISO 8529-2 với tên gọi "Phương pháp che chắn hình nón - SCM", "Phương pháp khớp hàm tổng qt - GFM", "Phương pháp khớp hàm bán thực nghiệm - SEM", "Phương pháp khớp hàm tối giản - RFM" Trong phương pháp SCM, Nếu Ms (l) MT (l) số đọc thiết bị đo neutron không có che chắn hình nón nguồn đầu đo, ta có mối liên hệ theo phương trình 2.2 Trong phương pháp GFM, SEM, RFM, số đọc tổng cộng thiết bị đo neutron, MT (l), viết theo phương trình 2.3, 2.4 2.5 Trong đó, k , A , s, A, R, Rsct tham số tự nhận thơng qua q trình khớp hàm [MT (l) − Ms (l)] × FA (l) = k l2 (2.2) Author: Le Ngoc Thiem MT (l) = MT (l) = rD 2×l k 1 + δ × × + A × l + s × l2 l2 + Σ(E) × l rD k × 1+δ× l 2l × (1 + A × l) × (1 + R × l2 ) k + Rsct l2 MT (l) = 2.2.3 (2.3) (2.4) (2.5) Mô Monte Carlo Mô Monte Carlo sử dụng code MCNP5 [6] ứng dụng luận án với mục đích mơ phổ thông lượng neutron, mô hệ số bất đối xứng nguồn vấn đề liên quan khác Tiết diện tương tác sử dụng MCNP5 thư viện sữ liệu ENDF/B-VI 2.2.4 Kỹ thuật tách phổ Trong trình đo đạc số đếm gây nguồn neutron lên cầu Bonner khác nhau, số đếm ghi nhận cầu Bonner thứ i, (Ci ), số n cầu tích phân tồn dải lượng tích hàm đáp ứng cầu thứ i (Rib (Eb )) thông lượng phổ neutron(φb (Eb )), vùng lượng Eb Số đọc Ci cầu thứ i mô tả thơng qua phương trình 2.6 Trong luận án này, hai phần mềm phân tách phổ neutron MAXED FRUIT sử dụng ∞ Rib (Eb ) × φb (Eb ).dEb Ci = b=1 i = 1, , n (2.6) Author: Le Ngoc Thiem 14 Hình 3.6: Phổ thơng lượng neutron tổng cộng nguồn 241 Am − Be làm chậm cầu PMMA với đường kính 20 cm Author: Le Ngoc Thiem 3.3.2 Thông lượng neutron tương đương liều môi trường Khi phổ thông lượng neutron xác định, xác định tương đương liều neutron môi trường cách áp dụng hệ số chuyển đổi ICRP 74 (hoặc giá trị nội suy hệ số chuyển đổi thông lượng neutron thành tương đương liều neutron mơi trương) Hình 3.7 and Hình 3.8 mơ tả suất tương đương liều neutron môi trường suất thông lượng neutron theo khoảng cách từ nguồn đến điểm chuẩn Sự khác suất thông lượng neutron suất tương đương liều neutron môi trường xác định 02 phần mềm tách phổ khác (MAXED FRUIT) phần lớn nằm khoảng 5% Điều hoàn toàn phù hợp với tiêu chuẩn ISO 12789-1 khuyến cáo độ bất ổn định việc xác định suất thông lượng neutron trường xạ neutron hoạt động 20% (k=1) [14] Hình 3.7: Suất tương đương liều neutron mơi trường tổng cộng (tính toán từ phần mềm tách phổ MAXED FRUIT) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be làm chậm cầu PMMA với đường kính 15, 20, 25, 30, 35 cm 15 Author: Le Ngoc Thiem Hình 3.8: Suất thơng lượng neutron mơi trường tổng cộng (tính tốn từ phần mềm tách phổ MAXED FRUIT) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be làm chậm cầu PMMA có đường kính 15, 20, 25, 30, 35 cm 16 Author: Le Ngoc Thiem 3.3.3 Năng lượng trung bình hệ số chuyển đổi Khi biết phổ thông lượng neutron, tương đương liều neutron môi trường, thơng lượng neutron, ta tính tốn đại lượng sau theo khuyến cáo ISO 8529-2: (a) lượng trung bình tồn phổ tương đương liều neutron (b) hệ số chuyển đổi từ thông lượng neutron sang tương đương liều neutron theo phương trình 3.1 3.2 Hai đại lượng minh họa Hình 3.9 Hình 3.10 So sánh kết giá trị lượng trung bình tồn phổ tương đương liều neutron mơi trường hệ số chuyển đổi thông lượng sang tương đương liều neutron môi trường nhận MAXED FRUIT nhận thấy khác phần lớn khoảng 10% (thỏa mãn tiêu chuẩn ISO 12789 cho phép sai khác khoảng 20%) [14] Trong phương trình 3.1, Hb (Eb ) tương đương liều neutron môi trường lượng Eb , tính theo cơng thức Hb (Eb ) = hφ (Eb ).φb (Eb ) ∞ b=1 Hb (Eb ) = H ∗ (10) E= ∞ b=1 (Eb ) × Hb (Eb ).dEb ∞ b=1 Hb (Eb ).dEb (3.1) H ∗ (10) ∞ b=1 φb (Eb ).dEb (3.2) hφ = 17 Author: Le Ngoc Thiem Hình 3.9: Năng lượng trung bình tồn phổ tương đương liều mơi trường (tính tốn từ phần mềm tách phổ MAXED) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be làm chậm cầu PMMA với đường kính 15, 20, 25, 30, 35 cm Hình 3.10: Hệ số chuyển đổi từ thơng lượng sang tương đương liều neutron (tính tốn từ phần mềm tách phổ MAXED) theo khoảng cách từ tâm nguồn chuẩn 241 Am − Be làm chậm cầu PMMA có đường kính 15, 20, 25, 30, 35 cm 18 Author: Le Ngoc Thiem 3.4 3.4.1 Thành phần photon trường chuẩn neutron nguồn 241 Am − Be Phổ thơng lượng gamma Hình 3.11 mơ tả phổ độ cao xung gamma đo đạc hệ phổ kế sử dụng đầu đo 2" × 2" NaI(Tl) khoảng cách khác Trong phổ thông lượng gamma Hình 3.11 ta thấy rõ 03 đỉnh lượng 4.4 MeV, 3.9 MeV 3.4 MeV Hình 3.11: Phổ thông lượng gamma đo đạc phổ kế đa kênh sử dụng đầu đo 2" × 2" NaI(Tl) khoảng cách khác từ nguồn 241 Am− Be 3.4.2 Thành phần đóng góp tương đương liều gamma mơi trường Để tính tốn tương đương liều gamma môi trường từ phổ thông lượng gamma ghi nhận được, luận án sử dụng 02 phương pháp sau: (1) Sử dụng phương pháp hàm G(E)(xem phương trình 3.3) (2) Sử dụng hệ số chuyển đổi ICRP kết hợp với hiệu suất ghi đo đầu đo (xem phương trình 3.4) 19 Author: Le Ngoc Thiem H ∗ (10)G(E) = M eV P (Ei ) × G(Ei ).dEi , (3.3) φ(Ei ) × hφ (Ei ) dEi η(Ei ) (3.4) Ei =50 keV H ∗ (10)ICRP = M eV Ei =50 keV Số đọc thiết bị đo tương đương liều gamma mơi trường mô tả qua công thức sau H ∗ (10) = Hγ + sn × Hn Trong đó, thành phần đóng góp tương đương liều neutron vào số đọc liều thiết bị đo liều gamma sn × Hn biểu diễn thông qua hệ số độ nhạy neutron sn = 0.01 (thường khoảng 1%, nghĩa sn = 0.01) [15–17] Khi ta tính tốn thành phần đóng góp tương đương liều gamma mơi trường, Hγ Hình 3.12 mơ tả tỷ số Hγ Hn theo khoảng cách 02 phương pháp khác P e rc e n ta g e o f g a m m a to n e u tro n a m b ie n t d o s e e q u iv a le n t te tio (% ) G (E ) fu n c tio n IC R P 4 3 2 0 0 2 D is ta n c e (c m ) Hình 3.12: Tỷ số tương đương liều mơi trường gamma neutron biến thiên theo khoảng cách trường chuẩn liều neutron nguồn 241 Am − Be 20 Author: Le Ngoc Thiem 3.5 3.5.1 Hiệu chuẩn thiết bị đo liều neutron với nguồn chuẩn 241 Am-Be Phương pháp khớp hàm Để phân tách phần tán xạ khỏi thành phần tương đương liều neutron môi trường tổng cộng (mục đích để xác định thành phần trực tiếp), 03 phương pháp khớp hàm theo khuyến cáo ISO (với tên gọi GFM, SEM RFM) sử dụng Theo đó, tương đương liều neutron mơi trường tổng cộng , ký hiệu H ∗ (10)tot , biến thiên theo khoảng cách mô tả theo phương Eq (6–refeq7) Theo tham số (k , A , s GFM; k , A, R SEM; k , Rsct RFM) xác định Trong phương trình trên, giá trị k quan trọng đặc trưng cho thành phần trực tiếp ghi nhận thiết bị đo neutron, sử dụng để đánh giá hệ số chuẩn thiết bị đo neutron 3.5.2 Hệ số chuẩn nguyên nhân độ bất ổn định Khi xác định thành phần k/l2 khớp hàm hệ số chuẩn thiết bị đo liều neutron tính tốn theo cơng thức sau: CF = B × F1 (θ) × hφ 4π.k (3.5) đó, B cường độ nguồn neutron, F1 (θ) số bất đối xứng nguồn, hφ = 391 pSv.cm2 nguồn 241 Am − Be Do đó, hệ số chuẩn thiết bị đo neutron xác định biểu diễn Hình 3.13 Dựa theo phương trình 3.5, độ bất ổn định hệ số chuẩn (uCF với k=1) tính toán dựa nguyên lý dẫn truyền độ bất ổn định Nguồn gốc độ bất ổn định CF phụ thuộc vào sai số loại A số đặc trưng trình khớp hàm (uk ) sai số loại B cường độ nguồn neutron (uB ), giá trị tổng kết Bảng 3.1 với giá trị tính tốn uCF 21 Author: Le Ngoc Thiem Hình 3.13: Hệ số chuẩn thiết bị đo liều neutron nhận từ 03 phương pháp khớp hàm 22 Bảng 3.1: Độ bất ổn định hệ số chuẩn (uCF ) nguồn gốc gây nên (nghĩa độ bất ổn định loại A số đặc trưng (uk ) phụ thuộc vào trình khớp hàm độ bất ổn định loại B cường độ nguồn neutron (uB )) Phương pháp GFM SEM RFM Nguồn gốc gây nên độ bất ổn định uk (%) uB (%) Aloka TPS-451C KSAR1U.06 Model 12-4 Source strength 2.27 7.00 18.41 1.45 1.88 6.65 14.12 1.45 0.40 1.38 3.99 1.45 uCF (%) Aloka TPS-451C 2.63 2.33 1.47 KSAR1U.06 7.10 6.92 2.00 M Chương Kết luận chung 4.1 Các nghiên cứu thực luận án Trong luận án này, nội dung sau thực trình bày: • Đã thiết lập xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron nguồn 252 Cf phương diện phổ thông lượng tương đương liều neutron môi trường dựa phương pháp mô Monte Carlo sử dụng MCNP5 • Đã thực việc xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn 241 Am − Be phương diện phổ thông lượng tương đương liều neutron môi trường sử dụng hệ phổ kế cầu BSS phương pháp khớp hàm khuyến cáo ISO 8529-2 Từ kết thấy, việc chuẩn thiết bị đo liều neutron nên thực khoảng cách 200 cm để đảm bảo ảnh hưởng tán xạ nhỏ 40% thành phần trực tiếp • Đã thiết lập xác định đặc trưng trường neutron hoạt động sử dụng nguồn 241 Am−Be làm chậm 03 cầu PMMA với đường kính khác (15, 20, 25, 30, 35 cm) Trong trình này, hệ phổ cầu Bonner phương pháp tách phổ sử dụng 02 phần mềm (MAXED and FRUIT) sử dụng 23 Author: Le Ngoc Thiem • Thành phần đóng góp gamma trường chuẩn nguồn 241 Am − Be xác định hệ phổ kế nhấp nháy NaI(Tl) kích thc 2" ì 2" ó thc hin hiu chun 03 thiết bị đo liều neutron cầm tay, nghĩa Aloka TPS-451C (Hitachi), KSAR1U.06 (Baltic Scientific Instruments) and Model 12-4 (Ludlum), nguồn chuẩn 241 Am − Be 4.2 Nghiên cứu dự định làm tương lai • Sẽ phát triển hệ phổ kế đo liều neutron sau lần chiếu sử dụng đầu rò thụ động chíp nhiệt phát quang (TLD) hay chíp quang phát quang (OSL) • Phát triển phần mềm tách phổ ứng dụng đo phổ neutron 4.3 Những cơng trình đăng tải liên quan đến luận án T N Le, H.-N Tran, Q N Nguyen, G V Trinh, K T Nguyen; Characterization of a neutron calibration field with 241 Am − Be source using bonner sphere spectrometers; Applied Radiation and Isotopes; Vol., 2017; pp aa-bb T N Le, H.-N Tran, T D Duong, Q N Nguyen, T Q Ho, G V Trinh, K T Nguyen; Evaluation of gamma contribution in a neutron calibration field of 241 Am − Be source; Applied Radiation and Isotopes; Vol., 2017; pp aa-bb T N Le, H.-N Tran, K T Nguyen, G V Trinh, Neutron calibration field of a bare 252 Cf source in Vietnam, Nuclear Engineering and Technology; Vol 49(1), 2017; pp 277–284 N T Le, N Q Nguyen, Q T Ho, V G Trinh, T K Nguyen, H Q Nguyen; Neutron calibration field at Institute for nuclear science and technology; Nuclear Science and Technology; Vol 6(4), 2016; pp 1–7 24 Tài liệu tham khảo [1] Aloka TPS-451C-Hitachi, Neutron Survey Meter TPS-451C (accessed on April 15, 2017) URL http://www.hitachi.com/businesses/healthcare/ products-support/radiation/surveymeter/tps451c/index html [2] Model 12-4-Ludlum, Neutron Dose Ratemeter, Model 12-4 (accessed on April 15, 2017) URL http://ludlums.com/component/virtuemart/ equipment-type-3/handheld-rem-dose-rate-radiation-measuremen neutron-dose-ratemeter-49-detail? [3] KSAR1U.06-BSI, Neutron Search Detector KSAR1U.06 (accessed on April 15, 2017) URL http://bsi.lv/en/products/ neutron-search-detectors-infrare/ neutron-search-detector-ksar1u06/ [4] ISO 8529-2:2000 (E), Reference neutron radiations – Part 2: Calibration fundamentals of radiation protection devices related to the basic quantities characterizing the radiation field, Tech rep., International Standard Organization, Switzerland (2000) [5] H Kluge, K Weise, J B Hunt, Calibration of neutron sensitive spherical devices with bare and D2 O-moderated 252 Cf sources in rooms of different sizes, Radiation Protection Dosimetry, Vol 32 (1990) pp 233–244 [6] X-5 Monte Carlo Team, Mcnp-a general monte carlo n–particle 25 transport code, version 5-vol ii: User’s guide, Tech rep., Los Alamos National Laboratory, California, USA (2005) [7] S I Kim, B H Kim, J L Kim, J I Lee, A review of neutron scattering correction for the calibration of neutron survey meters using the shadow cone method, Nuclear Engineering and Technology, Vol 47 (7) (2015) pp 939–944 [8] ISO 8529-1:2001 (E), Reference neutron radiations – Part 1: Characteristics and methods of production, Tech Rep p.32, International Standard Organization, Switzerland (2001) [9] S Loreti, A Pietropaolo, Assessment of the neutron emission anisotropy factor of a sealed ambe source by means of measurements and Monte Carlo simulations, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, Vol 797 (2015) pp 201–205 [10] H Mazrou, T Sidahmed, M Allab, Neutron field characterisation of the OB26 CRNA irradiator in view of its use for calibration purposes, Radiation Protection Dosimetry, Vol 141 (2) (2010) pp 114–126 [11] H R Vega-Carrillo, E Manzanares-Acua, M Pilar Iiguez, E Gallego, A Lorente, Study of room-return neutrons, Radiation Measurements, Vol 42 (3) (2007) pp 413–419 [12] H Ren Vega-Carrillo, E Manzanares-Acua, M Pilar Iiguez, E Gallego, A Lorente, Spectrum of isotopic neutron sources inside concrete wall spherical cavities, Radiation Measurements, Vol 42 (8) (2007) pp 1373–1379 [13] R Bedogni, C Domingo, N Roberts, D J Thomas, M Chiti, A Esposito, M J Garcia, A Gentile, Z Z Liu, M de San-Pedro, Investigation of the neutron spectrum of Americium-Beryllium sources by Bonner sphere spectrometry, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section A: Accelerators, Spectrometers, Detectors and Associated Equipment, Vol 763 (2014) pp 547–552 [14] ISO 12789-1:2008(E), Reference radiation fields – Simulated workplace neutron fields – Part 1: Characteristics and methods of production., Tech rep., International Standard Organization, Switzerland (2008) [15] H Hoedlmoser, M Boschung, K Meier, H Stadtmann, C Hranitzky, M Figel, S Mayer, Photon contributions from the 252 Cf and 241 Am-Be neutron sources at the PSI calibration laboratory, Radiation Measurements, 47 (8) (2012) pp 567–570 [16] R Schmidt, E Magiera, W Scobel, Neutron and gamma spectrometry for clinical dosimetry, Medical Physics, Vol (1980) p 507 [17] S Guldbakke, R Jahr, H Lesiecki, H Scholermann, Neutron response of Geiger-Mueller photon dosemeters for neutron energies between 100 keV and 19 MeV., Health Physics, Vol 39 (6) (1980) pp 963–970 27 ... phần sau: • Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron nguồn đồng vị 252 Cf sử dụng MCNP5 đo đạc máy đo liều neutron • Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron 241 Am− Be sử dụng đo đạc... (2.6) Chương Xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron 3.1 3.1.1 Trường chuẩn liều neutron nguồn 252 Cf Hệ số hiệu chỉnh độ đối xứng nguồn 252 Cf Hệ số hiệu chỉnh độ đối xứng nguồn 252 Cf... tương đương liều neutron môi trường dựa phương pháp mô Monte Carlo sử dụng MCNP5 • Đã thực việc xác định đặc trưng trường chuẩn liều neutron sử dụng nguồn 241 Am − Be phương diện phổ thông lượng