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

THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
17Số 49 - Tháng 12/2016
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.
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
18 Số 49 - Tháng 12/2016
I. Giới thiệu
Trong	 những	 năm	qua,	 việc	 sử	 dụng	 và	
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].
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	
các	thành	phần	tổng	cộng,	trực	tiếp	và	tán	xạ	phải	
được	phân	tách	cụ	thể.
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.	
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	
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
19Số 49 - Tháng 12/2016
số	đọc	của	đầu	dò	đi	kèm	với	các	quả	cầu	khác	
nhau,	hàm	đáp	ứng	của	hệ	đầu	dò	và	các	quả	cầu	
và	phổ	thông	lượng	nơtron	dự	đoán	ban	đầu.	Nếu	
không	 được	 tính	 toán	 cẩn	 thận,	 sai	 số	 của	 phổ	
neutron	 thu	được	 sẽ	 rất	 lớn	và	 rất	khó	để	đánh	
giá.	
Hình 2: Hệ cầu Bonner và các thiết bị đi kèm.
Vì	vậy,	trong	nghiên	cứu	của	mình,	nhóm	
nghiên	cứu	đã	sử	dụng	phần	mềm	MAXED	[6]	
cho	quá	 trình	 tách	phổ	cùng	với	phần	mềm	mô	
phỏng	MCNP5	cho	quá	trình	dự	đoán	phổ	thông	
lượng	 nơtron	 ban	 đầu.	 Phần	 mềm	MAXED	 là	
phần	mềm	 tách	 phổ	 thương	mại	 được	 sử	 dụng	
rộng	dãi	trong	nhiều	nghiên	cứu	về	xác	định	phổ	
neutron	 trên	 thế	giới.	Hàm	đáp	ứng	của	hệ	cầu	
Bonner	và	đầu	dò	6LiI(Eu)	được	lấy	trong	tài	liệu	
kỹ	thuật	quốc	tế	[7].	Phần	mềm	mô	phỏng	MCNP5	
là	một	trong	những	phần	mềm	mô	phỏng	khá	phổ	
biến	được	sử	dụng	rộng	rãi	trên	toàn	thế	giới	cho	
mục	đích	mô	phỏng	quá	trình	vận	chuyển	bức	xạ	
trong	vật	chất	[8].
III. Phương pháp thực nghiệm 
Theo	tiêu	chuẩn	ISO	[2],	chúng	ta	có	nhiều	
phương	pháp	khác	nhau	để	tách	biệt	thành	phần	
trực	tiếp	của	trường	bức	xạ	khỏi	số	đếm	của	thành	
phần	tổng	cộng.	Trong	nghiên	cứu	này,	nhóm	tác	
giả	đã	sử	dụng	02	phương	pháp	khớp	hàm	được	
khuyến	cáo,	đó	là:	phương	pháp	khớp	hàm	tổng	
quan	(GFM)	và	phương	phương	pháp	khớp	hàm	
bán	thực	nghiệm	(SEM).	Quá	trình	thực	nghiệm	
và	phương	pháp	áp	dụng	có	thể	được	khái	quát	
theo	các	quá	trình	sau:
1.	Đo	đạc	 suất	 thông	 lượng	nơtron	 tổng	
cộng	bởi	các	quả	cầu	khác	nhau	từ	khoảng	cách	
60	cm	đến	250	cm	với	bước	chạy	10	cm	 trong	
không	gian	phòng	chuẩn.
2.	Suất	thông	lượng	nơtron	tổng	cộng	đo	
đạc	được	trong	bước	1	được	sử	dụng	làm	số	liệu	
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	
các	tiêu	chuẩn	khuyến	cáo	bởi	ISO	để	phân	tách	
được	 thành	phần	 trực	 tiếp	và	 tán	xạ	khỏi	 thành	
phần	tổng	cộng.	Suất	thông	lượng	nơtron	tại	các	
khoảng	cách	đo	được	bởi	từng	quả	cầu	sẽ	được	
khớp	theo	hàm	của	khoảng	cách.	Do	vậy,	thành	
phần	trực	tiếp	của	trường	chuẩn	được	xác	định.
4.	Mô	phỏng	Monte	Carlo,	MCNP5,	được	
thực	 hiện	 để	 xác	 định	 phổ	 thông	 lượng	 nơtron	
tổng	 cộng	 tại	 các	 khoảng	 cách	 khác	 nhau	 như	
đề	cập	ở	bước	1.	Khi	đó,	suất	tương	đương	liều	
nơtron	tương	ứng	được	tính	toán.	Ngoài	ra,	phổ	
thông	lượng	nơtron	tính	toán	bởi	MCNP5	được	
sử	dụng	như	dự	đoán	ban	đầu	cho	phần	mềm	tách	
phổ	UMG.	
5.	Suất	thông	lượng	nơtron	trực	tiếp	xác	
định	trong	bước	3	được	sử	dụng	làm	số	liệu	đầu	
vào	cho	phần	mềm	tách	phổ	UMG	để	xác	định	
phổ	 thông	 lượng	 nơtron	 trực	 tiếp.	 Khi	 đó	 suất	
tương	đương	liều	nơtron	trực	tiếp	được	xác	định.
6.	 Suất	 tương	 đương	 liều	 nơtron	 tổng	
cộng	được	đo	đạc	bởi	thiết	bị	đo	liều	nơtron	cầm	
tay	Aloka.	Sau	đó	các	số	liệu	này	được	làm	khớp	
theo	hàm	của	khoảng	cách	dựa	trên	khuyến	cáo	
của	tiêu	chuẩn	ISO.	Do	đó,	cũng	như	trên	ta	tách	
biệt	được	các	thành	phần	suất	tương	đương	liều	
trực	tiếp	và	tán	xạ	khỏi	suất	thông	lượng	nơtron	
đo	đạc	bằng	Aloka.
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
20 Số 49 - Tháng 12/2016
7.	Mặt	khác,	phổ	thông	lượng	nơtron	trực	
tiếp	 và	 suất	 tương	 đương	 liều	 nơtron	 trực	 tiếp	
trong	trường	bức	xạ	tự	do	(ký	hiệu	FF)	được	xác	
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	
thực	hiện	các	phương	pháp	xử	lý	số	liệu	như	đề	
cập	ở	trên.	Những	kết	quả	thu	được	trong	nghiên	
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	
khoảng	cách	(xem	Hình	4).	Kết	quả	cho	thấy	sự	
khác	biệt	trong	khoảng	<2%	nhận	được	bởi	các	
phương	pháp	khác	nhau,	điều	này	cho	thấy	quá	
trình	 xác	 định	đặc	 trưng	 của	 trường	 chuẩn	 liều	
nơtron	là	có	thể	tin	cậy	được.
Hình 4: Thông lượng nơtron của thành 
phần trực tiếp được xác định bởi các phương 
pháp khác nhau.
Hình5: Một số hình ảnh phòng chuẩn liều 
bức xạ nơtron
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
21Số 49 - Tháng 12/2016
V. Kết luận
Trường	 chuẩn	 nơtron	 đã	 được	 thiết	 lập	
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./.
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.	ISO	8529-2:2001	(E),	Reference	neutron	
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,	
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.
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