KHẢO SÁT TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC … tai Giang vien/De tai Co so...bỘ giÁo dỤc vÀ ĐÀo tẠo trƯỜng ĐẠi hỌc ĐỒng thÁp bÁo cÁo tỔng

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐỒNG THÁP

BÁO CÁO TỔNG KẾT ĐỀ TÀI KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ CẤP CƠ SỞ

KHẢO SÁT TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC TRONG PHẢN ỨNG (P,N) VỚI CÁC MỨC NĂNG LƯỢNG BẮN

PHÁ KHÁC NHAU LÊN BIA NIKEN VÀ BIA CHÌ

Mã số: CS2011.01.58

Chủ nhiệm đề tài: ThS. Nguyễn Quốc Thái

Đồng Tháp, 05/2012

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

TRƯỜNG ĐẠI HỌC ĐỒNG THÁP

BÁO CÁO TỔNG KẾT ĐỀ TÀI KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ CẤP CƠ SỞ

KHẢO SÁT TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC TRONG PHẢN ỨNG (P,N) VỚI CÁC MỨC NĂNG LƯỢNG BẮN

PHÁ KHÁC NHAU LÊN BIA NIKEN VÀ BIA CHÌ

Mã số: CS2011.01.58

Xác nhận của Chủ tịch HĐ nghiệm thu Chủ nhiệm đề tài (ký, ghi rõ họ tên) (ký, họ tên)

TS. Lương Văn Tùng ThS. Nguyễn Quốc Thái

Đồng Tháp, 05/2012

i

MỤC LỤC DANH MỤC BẢNG ...................................................................................................ii

DANH MỤC HÌNH....................................................................................................iv

TÓM TẮT ...................................................................................................................v

ABSTRACT ...............................................................................................................vi

MỞ ĐẦU.....................................................................................................................1

CHƯƠNG 1. PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p,n) .............................................................4

1.1. CÁC TÍNH CHẤT CỦA PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p,n). .................................4 1.1.1. Các quá trình va chạm hạt nhân..................................................................4 1.1.2. Các định luật bảo toàn trong phản ứng hạt nhân (p,n)..................................5 1.1.3. Động học của phản ứng hạt nhân trong trường hợp không tương đối. .........7

1.2. TIẾT DIỆN PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ..............................................................9 1.2.1. Tiết diện phản ứng ......................................................................................9

CHƯƠNG 2. TIẾT DIỆN NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (p,n)...........12

2.1. THƯ VIỆN DỮ LIỆU JENDL NĂNG LƯỢNG CAO (JENDL/HE – 2007) CỦA NHẬT........................................................................................................................12

2.1.1. Các phản ứng gây bởi neutron...................................................................13 2.1.2. Các phản ứng gây bởi proton ....................................................................13 2.1.3. Tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm phụ..................................................13 2.1.4. Tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm pion.................................................13 2.1.5. Phản ứng phân hạch ..................................................................................14 2.1.6. Hệ tọa độ sử dụng trong JENDL/HE-2007 ................................................14

2.2. TIẾT DIỆN VI PHÂN CỦA NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (p,n)...............................................................................................................................15

2.2.1. Tiết diện vi phân của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) [12,29,32].......15 2.2.2. Cấu trúc của dữ liệu trong thư viện JENDL/HE ........................................15 2.2.3. Thuật toán dùng trong chương trình matlab...............................................16

CHƯƠNG 3. KẾT QUẢ VÀ BIỆN LUẬN................................................................17

3.1. TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC CỦA BIA NI62 ..........17 3.2. TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC CỦA BIA PB206........20

NHỮNG KẾT QUẢ CHÍNH THU ĐƯỢC TỪ ĐỀ TÀI VÀ HƯỚNG PHÁT TRIỂN

CỦA ĐỀ TÀI .............................................................................................................24

TÀI LIỆU THAM KHẢO..........................................................................................25

ii

Phụ lục A...................................................................................................................28

Phụ lục B...................................................................................................................31

Phụ lục C...................................................................................................................36

Phụ lục D...................................................................................................................42

iii

DANH MỤC BẢNG

Bảng 2. 1. Các Nuclide và thứ tự ưu tiên của chúng trong JENDL/HE ................................. 12

Bảng 2. 2. Định dạng file dữ liệu phản ứng gây bởi proton trong thư viện JENDL/HE ......... 14

Bảng 2. 3. Số liệu về các đồng vị Pb, Ni............................................................................... 16

iv

DANH MỤC HÌNH

Hình 3. 1. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên bia Ni 62 tại Ep=0.6 GeV. 1



Hình 3. 4. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên bia Ni 62 theo các mức năng lượng bắn phá khác nhau ....................................................................................... 1

Hình 3. 5. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên bia Ni 62 tại Ep=1.0 GeV.. 1

Hình 3. 6. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên bia Pb 206 tại Ep=0.6 GeV1



Hình 3. 9. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên bia Pb 206 theo các mức năng lượng bắn phá khác nhau ....................................................................................... 1

Hình 3. 10. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,n) trên các bia khác nhau tại Ep=0.5GeV, Ep = 0.6GeV................................................................................................. 1

Hình 3. 11. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên các bia khác nhau tại Ep=0.7GeV, Ep = 1.5GeV................................................................................................. 1

v

TÓM TẮT

Tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p, n) không chỉ phụ thuộc vào năng

lượng của chùm proton bắn phá mà còn phụ thuộc vào loại bia. Đối với bia Ni 62, khi thì tiết diện sinh neutron tăng dần khi năng lượng bắn phá của proton

vào tăng từ 0.6GeV-1.5GeV và đạt giá trị cao nhất ở mức năng lượng 1.5GeV. Đối với bia chì Pb 206, khi thì tiết diện sinh neutron tăng dần khi năng lượng bắn phá của proton vào tăng từ 0.5GeV-0.8GeV và tiết diện sinh neutron giảm khi năng lượng bắn phá của proton vào tăng từ 1.0GeV-1.5GeV nhưng tiết diện sinh neutron ở hai mức này là gần như nhau không có sự sai lệch quá lớn. Đối với cả hai bia Pb 206, Ni 62, khi thì tiết diện sinh neutron của bia Pb 206 lớn hơn tiết diện sinh neutron của bia Ni 62.

vi

ABSTRACT

Cross section of neutrons in the reaction (p, n) depends not only on the energy

of bombarding proton beams, but also depends on the type of beer. For beer Ni 62, when -1.0 ≤ μ ≤1.0, the cross section of neutrons increases as the energy of the proton bombardment from 0.6GeV-1.5GeV in increasing and reached the highest value at 1.5GeV energy. For beer Lead Pb 206, when -1.0 ≤ μ ≤ 1.0, the neutron cross section of students increase as the proton bombarding energy from 0.5GeV-0.8GeV in increasing and reducing the cross section of neutrons of energy proton bombardment on increased from 1.0GeV-1.5GeV but born neutron cross section at two different levels are almost no large deviations. For both beer Pb 206, Ni 62, when -1.0 ≤ μ ≤ 1.0, the cross section of neutrons 206 Pb target larger cross section of neutrons 62 Ni target.

1

MỞ ĐẦU

1. TỔNG QUAN TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU THUỘC LĨNH VỰC ĐỀ TÀI Ở TRONG VÀ NGOÀI NƯỚC

+ Tình hình nghiên cứu ngoài nước.

Vấn đề nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p,n) là rất quan trong nên đa phần các nghiên cứu tập trung vào nghiên cứu các phản ứng hạt nhân (p,n). Các công trình nghiên cứu vấn đề này có liên quan đến các hạt sinh ra sau phản ứng là gì hay nói cách khác chỉ mới xác định sản phẩm sinh ra sau phản ứng. Kết quả của các công trình đã nghiên cứu thu được là phân tích sản phẩm sinh ra trong các phản ứng hạt nhân nặng, tiết diện sinh neutron theo năng lượng bắn phá thấp của neutron....

Vấn đề nghiên cứu phản ứng hạt nhân đã được nghiên cứu nhiều trên thế giới, đây là vấn đề mang tính cấp thiết hiện nay, đặc biệt nghiên cứu cơ chế hoạt động của lò phản hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc ADS là vấn đề mới, chưa có công trình nghiên cứu nào mang tính toàn diện về vấn đề này.

2. TÍNH CẤP THIẾT

Lò phản ứng hạt nhân thông thường chứa những nguy hiểm tiềm ẩn như:

+ Dễ bị sự cố lò do khối lượng nhiên liệu bao giờ cũng phải trên tới hạn.

+ Tạo ra chất thải hạt nhân.

+ Tạo ra nguy cơ lan truyền vũ khí hạt nhân.

Để khắc phục những nhược điểm đó của lò phản ứng hạt nhân thông thường người ta đề ra ý tưởng về lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc ADS

+ Tình hình nghiên cứu trong nước.

Hiện tại trong nước cũng có một số đề tài nghiên cứu vấn đề nay nhưng tập trung vào nghiên cứu cơ chế hoạt động của lò phản hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc ADS hoặc trình bày kết quả tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p,n) nhưng xem neutron sinh ra trong các phản ứng là đẳng hướng. Có một số đề tài nghiên cứu neutron sinh ra nhưng sử dụng năng lượng bắn phá thấp và năng lượng bắn phá là neutron.

Trước nhu cầu sử dụng điện của quốc gia ngày càng tăng và độ an toàn cao của các nhà máy điện hạt nhân do đó cần có những công trình nghiên cứu về phản ứng hạt nhân của các nhà máy điện hạt nhân, hiện tại trong nước chủ yếu tập trung nghiên cứu các cong trình về nhà máy điện hạt nhân nhưng chưa tập trung nghiên cứu độ an toàn của nhà máy điện, nhưng chúng ta biết cơ chế hoạt động của lò phản hiện nay có nhiều rủi ro về sự cố có thể xảy ra bắt cứ lúc nào.

2

(Accelerator Driven System), đây là sự kết hợp giữa lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn và máy gia tốc.

Hệ thống ADS gồm 3 phần:

+ Máy gia tốc: Dùng để gia tốc hạt đến năng lượng cao.

+ Bia: Thường là kim loại nặng (có số khối A>82).

+ Lò phản ứng dưới tới hạn.

Nguyên tắc hoạt động của ADS: ADS là hệ dưới tới hạn nên tự nó không hoạt động được, muốn lò hoạt động, chúng ta cần phải cung cấp thêm lượng neutron được gọi là neutron bù. Muốn có lượng neutron bù này chúng ta gia tốc chùm proton lên đến năng lượng cao (Ep>500 MeV) và cho bắn phá vào một bia để tạo ra phản ứng (p, n). Neutron là sản phẩm của phản ứng (p, n) được cung cấp cho nhiên liệu trong lò phản ứng. Khi đó nhiên liệu bên trong lò nhận được lượng “neutron bù” nên phản ứng phân hạch xảy ra và sinh năng lượng. Nguồn năng lượng này được hệ thống tải nhiệt đưa ra ngoài biến đổi thành điện, phục vụ cho công nghiệp và đời sống.

Như vậy, máy gia tốc đóng vai trò chính trong việc điều khiển lò phản ứng hạt nhân. Nghĩa là, muốn tăng công suất của lò phản ứng, ta phải tăng lượng neutron bù cung cấp cho lò bằng cách tăng mật độ dòng hạt proton hoặc tăng năng lượng của chùm proton tới. Muốn lò ngưng hoạt động, ta tắt máy gia tốc. Khi đó phản ứng (p, n) không xảy ra nên không có neutron bù cung cấp cho lò.

Vì vậy, việc nghiên cứu phản ứng (p, n) là rất quan trọng trong thiết kế và điều khiển lò phản ứng hạt nhân bằng ADS. Do đó, việc tính toán số neutron sinh ra theo phân bố góc trong phản ứng (p, n) trên các bia ứng với các mức năng lượng bắn phá khác nhau là có ý nghĩa quan trọng và cần thiết, nhằm cung cấp nhiều thông số quan trọng để bố trí thanh nhiên liệu trong điều khiển lò phản ứng hạt nhân.

3. MỤC TIÊU

- Vẽ đồ thị sự phụ thuộc của tiết diện sinh neutron theo phân bố góc bằng chương trình matlab.

4. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

- Xác định tiết diện sinh neutron theo phân bố góc trong phản ứng (p,n) với các mức năng lượng khác nhau trên bia niken và bia chì.

+ Các phương pháp nghiên cứu lý thuyết

- Phương pháp nghiên cứu phản ứng hạt nhân.

+ Các phương pháp phân tích số liệu

- Phương pháp phân tích số liệu trên đồ thị

3

- Phương pháp đánh giá kết quả qua xử lý số liệu.

5. ĐỐI TƯỢNG VÀ PHẠM VI NGHIÊN CỨU, NỘI DUNG NGHIÊN CỨU

+ Đối tượng nghiên cứu: phản ứng hạt nhân (p,n) trên bia chì và bia niken

+ Phạm vi nghiên cứu: khảo sát tiết diện sinh neutron theo phân bố góc trong phản ứng (p,n) với các mức năng lượng khác nhau (0.5GeV -1.5GeV) trên bia niken và bia chì.

+ Nội dung nghiên cứu

Chương 1. Phản ứng hạt nhân (p,n)

Chương 2. Tính tiết diện sinh neutron theo phân bố góc trong phản ứng hạt nhân (p,n)

Chương 3. Kết quả và thảo luận

4

CHƯƠNG 1. PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p,n)

1.1. CÁC TÍNH CHẤT CỦA PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p,n).

1.1.1. Các quá trình va chạm hạt nhân.

Quá trình va chạm hạt nhân, hay thường gọi là phản ứng hạt nhân, là hiện tượng biến đổi các hạt nhân khi có sự va chạm giữa hai hạt nhân với nhau, giữa hạt nhân với nucleon hay sự biến đổi của hạt nhân do ảnh hưởng của trường bức xạ , trường Coulomb,… Thông thường phản ứng hạt nhân xảy ra do chùm các hạt neutron, proton, hạt α,… bắn phá các hạt nhân. Do sự va chạm mạnh giữa các hạt vào và hạt nhân bia mà sau phản ứng xuất hiện hai hạt hay một số lớn hạt bay theo các phương khác nhau. Để đơn giản, ta hãy xét phản ứng hạt nhân tạo nên hai hạt sau phản ứng.

Ta ký hiệu quá trình của hạt nhân tới a với hạt nhân bia A tạo nên hạt b và hạt nhân B là:

(1.1)

Hay gọn hơn là:

(1.2)

Theo (1.1), trong quá trình va chạm có hai trạng thái là trạng thái đầu a + A hay còn gọi là kênh lối vào và trạng thái cuối b + B hay còn gọi là kênh lối ra. Quá trình va chạm chuyển từ kênh lối vào sang kênh lối ra.

Thông thường, va chạm giữa hạt a và hạt nhân A xảy ra theo một trong các quá trình sau đây:

+ Tán xạ đàn hồi.

Tán xạ đàn hồi là quá trình có dạng như sau:

a (1.3)

Trong quá trình tán xạ đàn hồi, thành phần và trạng thái nội tại của các hạt không thay đổi. Động năng của các hạt thay đổi phụ thuộc vào góc bay của chúng.

+ Tán xạ không đàn hồi.

Tán xạ không đàn hồi là quá trình, trong đó thành phần các hạt không thay đổi nhưng trạng thái nội tại của hạt nhân bia A thay đổi thành A’, chẳng hạn nó chuyển lên trạng thái kích thích hay thay đổi định hướng spin của mình:

(1.4)

+ Phản ứng hạt nhân thật sự.

5

Phản ứng hạt nhân thực sự là quá trình trong đó các hạt sau phản ứng b và B khác các hạt trước phản ứng a và A:

(1.5)

Như vậy, tên gọi “phản ứng hạt nhân” dành cho cả quá trình tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi và quá trình phản ứng thực sự. Phản ứng hạt nhân (p, n) thuộc loại phản ứng hạt nhân thật sự.

Dùng proton (p) bắn phá vào hạt nhân bia A đứng yên tạo nên hạt neutron (n) và hạt nhân B.

(1.6)

Quá trình này được gọi là phản ứng hạt nhân (p, n), có thể viết rút gọn như sau: A(p,n)B.

1.1.2. Các định luật bảo toàn trong phản ứng hạt nhân (p, n).

Phản ứng (p, n) (1.6) tuân theo các định luận bảo toàn sau đây:

+ Bảo toàn điện tích.

Định luật bảo toàn điện tích yêu cầu tổng số điện tích trước phản ứng phải bằng tổng điện tích sau phản ứng, tức là:

(1.7)

Trong đó, Zp, ZA, Zn, ZB lần lượt là điện tích của các hạt p, A, n, B.

+ Bảo toàn số nucleon.

Định luật bảo toàn số nucleon yêu cầu tổng số các nucleon trước và sau phản ứng phải bằng nhau.

(1.8)

Trong đó, Ap, AA, An, AB lần lượt là số nucleon của các hạt p, A, n, B.

+ Bảo toàn năng lượng.

Định luật bảo toàn năng lượng yêu cầu tổng số năng lượng của các thành phần trước phản ứng phải bằng tổng số năng lượng của các thành phần sau phản ứng:

(1.9)

Trong đó, mp, mA, mn, mB; mpc2, mAc2, mnc2, mBc2 và Ep, EA, En, EB lần lượt là khối lượng, năng lượng tĩnh và động năng của các hạt p, A, n và B.

+ Bảo toàn động lượng.

Định luật bảo toàn động lượng yêu cầu tổng số động lượng của các thành phần trước phản ứng phải bằng tổng số động lượng của các thành phần sau phản ứng:

6

(1.10)

Trong đó, , , , lần lượt là động lượng của các hạt p, A, n, B.

+ Bảo toàn momen động lượng toàn phần.

Ta xét quá trình (1.6) khi các hạt có spin.

Giả sử:

- Hạt p có spin , momen động lượng tương đối so với hạt nhân A.

- Hạt nhân A có spin .

- Hạt n có spin .

- Momen động lượng tương đối so với hạt nhân B.

- Hạt nhân B có spin .

Momen động lượng toàn phần của hệ trước phản ứng là tổng của momen quỹ đạo và các spin và :

(1.11)

Momen động lượng toàn phần của hệ sau phản ứng là tổng của momen quỹ đạo và các spin và :

(1.12)

Định luật bảo toàn momen động lượng toàn phần yêu cầu momen động lượng

toàn phần sau phản ứng phải bằng momen động lượng toàn phần trước phản ứng:

(1.13)

+ Bảo toàn độ chẵn lẻ.

Giả sử:

Hạt p có độ chẵn lẻ , momen động lượng tương đối so với hạt nhân A.

Hạt nhân A có độ chẵn lẻ ,. Hạt nhân n có độ chẵn lẻ , momen động lượng tương đối so với hạt

nhân B. Hạt nhân B có độ chẵn lẻ .

Độ chẵn lẻ của hệ trước phản ứng:

(1.14)

Độ chẵn lẻ của hệ sau phản ứng:

7

(1.15)

Định luật bảo toàn chẵn lẻ yêu cầu độ chẵn lẻ sau phản ứng phải bằng độ chẵn lẻ trước phản ứng.

(1.16)

+ Bảo toàn spin đồng vị.

Định luật bảo toàn spin đồng vị yêu cầu tổng số spin đồng vị của các hạt trước phản ứng phải bằng tổng số spin đồng vị của các hạt sau phản ứng:

Trong đó, Tp, TA, Tn, TB lần lượt là spin đồng vị của các hạt p, A, n, B.

1.1.3. Động học của phản ứng hạt nhân trong trường hợp không tương đối.

Động học của phản ứng là tập hợp các giá trị khối lượng, năng lượng và động lượng của các hạt tham gia phản ứng. Các đại lượng này không hoàn toàn độc lập với nhau mà phụ thuộc nhau thông qua các biểu thức bảo toàn năng lượng (1.9) và động lượng:

(1.18)

Trong đó, mp, mA, mn, mB; mpc2, mAc2, mnc2, mBc2; Ep, EA, En, EB và , , , lần lượt là khối lượng, năng lượng tĩnh, động năng, động lượng của các hạt p, A, n

và B. Biểu thức (1.18) được minh họa trên hình 1.1.

Trong trường hợp hạt p chuyển động với vận tốc bé còn hạt nhân bia A đứng yên trước phản ứng. Các hạt tạo thành sau phản ứng cũng có động năng bé. Do đó bài toán động học có thể xét trong trường hợp không tương đối, chẳng hạn có thể áp dụng cho hạt neutron có động năng dưới 100 MeV vì khối lượng của nó là 938 MeV. Khi đó động năng của các hạt thứ i (i = p, A, n, B) được xác định như sau:

; ; (1.19)

Bp

B

np

pp A n

Hình 1. 1. . Sơ đồ động lượng của phản ứng (p,n)

8

Trong đó iv là vận tốc của hạt thứ .

Gọi các góc bay của các hạt n và B là và . Khi đó, các phương trình (1.17) và (1.18) mô tả quy luật bảo toàn năng lượng và động lượng của phản ứng được viết lại như sau:

mpc2 + Ep + mAc2 = mnc2 + En + mBc2 + EB (1.20)

(1.21)

Hay: Ep = En + EB - Q (1.22)

(1.23)

(1.24)

Trong phương trình (1.22) thì

Q = (mpc2 + mAc2) - (mnc2 + mBc2) = Mp – Mn (1.25)

Được gọi là hiệu ứng nhiệt của phản ứng.

Trong đó Mp= mpc2 + mAc2 và Mn= mnc2 + mBc2.

Từ các phương trình (1.22), (1.23) và (1.24) ta có thể tìm các mối liên hệ giữa động năng của các hạt bay ra và các góc bay của chúng với các thông số cho trước là khối lượng các hạt tham gia phản ứng và động năng Ep của hạt p vào.

Ví dụ như ta nêu ra kết quả tính toán mối liên hệ giữa động năng En và góc bay n của hạt n tạo thành sau phản ứng là:

(1.26)

Để biểu thức (1.26) có nghĩa, số hạng dưới dấu căn bậc hai phải không âm, do đó:

(1.27)

Ta thấy rằng điều kiện để phản ứng xảy ra là , nghĩa là động năng Ep phải đủ lớn. Động năng tối thiểu ứng với được gọi là động năng ngưỡng của hạt a. Từ (1.27) khi ta được:

(1.28)

Trong đó: là khối lượng rút gọn của hai hạt p và A.

Trong trường hợp phản ứng hạt nhân, khối lượng mA lớn hơn rất nhiều khối lượng mp, khi đó khối lượng rút gọn gần đúng bằng mp.

9

1.2. TIẾT DIỆN PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

1.2.1. Tiết diện phản ứng hạt nhân Trong phản ứng hạt nhân, tiết diện phản ứng là diện tích cắt ngang của miền

không gian xung quanh hạt nhân bia mà khi đi xuyên qua nó hạt điểm bay vào sẽ có xác suất 100% tương tác với hạt nhân bia. Nghĩa là tiết diện phản ứng là đại lượng đặc trưng cho xác suất xảy ra một phản ứng. Với ý nghĩa đó, ta hãy xét tiết diện của phản ứng (1.6)[4,5].

Hình 1. 2. Sơ đồ tính tiết diện hiệu dụng của phản ứng (1.6) Ta cho dòng hạt p vào có cường độ Np hạt/s tương tác với các hạt nhân A trong bia có mật độ n(hạt/cm2) không che chắn lẫn nhau. Chọn bia có diện tích S cm2, bề dày d cm (hình 1.2). Số hạt nhân A trong bia là nSd. Nếu hạt p “nhìn thấy” mỗi hạt nhân A với tiết diện cm2 thì diện tích tổng cộng của hạt nhân A là . Khi đó, cường độ hạt bay ra Nn hạt/s tỷ lệ với diện tích SA này. Do đó ta có:

(1.29)

Với n (hạt/cm2): là mật độ hạt nhân trong bia.

Đại lượng: (1.30)

Gọi là suất ra của phản ứng (1.6).

Như vậy, suất ra w của phản ứng là đại lượng không thứ nguyên, còn tiết diện có thứ nguyên diện tích.

Từ (1.29) và (1.30) ta có:

(1.31)

Đơn vị thường dùng của tiết diện phản ứng là barn với 1 barn= 10-24 cm2.

Tiết diện tính theo (1.31) là tiết diện toàn phần.

A

S

d

Np

Nn

10

Trong trường hợp các hạt bay ra không đẳng hướng, khi đó ta cần xác định xác suất hạt n bay ra theo một góc nào đó. Khi đó tiết diện tính cho một góc khối d gọi

là tiết diện vi phân. Với cường độ hạt n bay ra theo góc khối là thì tiết diện vi

phân được tính theo công thức:

(1.32)

Mặt khác các hạt bay ra có năng lượng khác nhau, khi đó ta cần xác định xác suất hạt n bay ra theo một năng lượng nào đó. Khi đó tiết diện tính cho mức năng lượng nào đó dE cũng gọi là tiết diện vi phân. Với cường độ hạt n bay ra theo năng

lượng là thì tiết diện vi phân được tính theo công thức:

(1.33)

Tiết diện toàn phần được tính theo công thức tiết diện vi phân bằng cách lấy tích phân như sau:

(1.34)

(1.35)

Nếu phản ứng có nhiều kênh ra thì mỗi kênh có tiết diện . Như vậy, tiết diện toàn bộ các kênh của phản ứng là:

(1.36)

Trong tính toán trên ta đã giả thuyết rằng các hạt nhân A trong bia không che chắn lẫn nhau. Điều này có thể chấp nhận được khi bia rất mỏng, tức là d rất bé. Trong trường hợp bề dày của bia lớn thì cần tính đến hiệu ứng che chắn giữa các hạt nhân trong bia. Phương trình mô tả cường độ dNp(x) hạt p xuyên qua lớp chiều dày bia dx theo phương x vuông góc với mặt bia và cường độ N0p (x) của hạt p ở lớp trước dx là:

(1.37)

Nghiệm của phương trình (1.37) có dạng:

(1.38)

Trong đó, Nop là cường độ hạt p tới và Np(x) cường độ hạt p sau bề dày x của bia.

Để tính tiết diện của phản ứng với bề dày d ta phải đo suất ra hay

hệ số suy giảm hạt a là , trong đó N0p và Np(d) là cường độ hạt p trước và sau bia.

11

Khi đó:

(1.39)

Trong thực nghiệm, chúng ta không đo được tiết diện vi phân hay tiết diện toàn phần của phản ứng mà chỉ đo được suất ra của phản ứng. Đối với mỗi thí nghiệm cụ thể, suất ra là tỉ số cường độ các hạt do hệ thống đầu dò ghi được so với cường độ các hạt vào thỏa mãn các điều kiện về góc hay năng lượng của hạt bay ra. Khi đó tiết diện được tính theo công thức (1.31), (1.32), (1.33) và (1.39).

12

CHƯƠNG 2. TIẾT DIỆN NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (p,n)

2.1. THƯ VIỆN DỮ LIỆU JENDL NĂNG LƯỢNG CAO (JENDL/HE – 2007) CỦA NHẬT

JENDL/HE – 2007 (Japanse Evaluated Nuclear Data Library/High Energy) bao gồm các file dữ liệu tương tác bởi neutron và gây ra bởi proton của các nuclide ở định dạng ENDF-6 (Evaluated Nuclear Data File) với năng lượng lên đến 3 GeV. Đây là file dữ liệu hạt nhân lớn nhất về số hạt nuclide được lưu trữ. Nguồn dữ liệu này được phát triển bởi Trung tâm dữ liệu hạt nhân của Viện nghiên cứu năng lượng nguyên tử Nhật Bản (JAERI – Japan Atomic Energy Research Institude) dưới sự cho phép của Ủy Ban dữ liệu hạt nhân Nhật (JNDC – Japan Nuclear Data Committee) [15,32].

Các nuclide trong thư viện này được sắp xếp theo thứ tự ưu tiên như bảng 2.1 sau đây:

Nhóm ưu tiên Các Nuclide

Ưu tiên 1

(42 nuclides)

1H, 12C, 14N, 16O, 23Na, 27Al, 50,52,53,54Cr, 54,56,57,58Fe, 58,60,61,62,64Ni, 63,65Cu, 181Ta, 180,182,183,184,186W, 197Au, 196,198,199,200,201,202,204Hg, 204,206,207,208Pb, 209Bi, 235,238U

Ưu tiên 2

(41 nuclides)

9Be, 24,25,26Mg, 28,29,30Si, 39,41K, 40,42,43,44,46,48Ca, 46,47,48,49,50Ti, 50,51V, 55Mn, 59Co, 90,91,92,94,96Zr, 93Nb,

92,94,95,96,97,98,100Mo, 238,239,240,241,242Pu

Ưu tiên 3

(40 nuclides)

2H, 6,7Li, 10,11B, 13C, 19F, 35,37Cl, 35,38,40Ar, 64,66,67,68,70Zn, 69,71Ga, 70,72,73,74,76Ge, 75As, 89Y, 232Th,

233,234,236U, 237Np, 241,242,242m,243Am, 243,244,245,246Cm

Bảng 2. 1. Các Nuclide và thứ tự ưu tiên của chúng trong JENDL/HE

13

2.1.1. Các phản ứng gây bởi neutron

Dữ liệu của các phản ứng gây bởi neutron có thể được chia thành ba vùng năng lượng sau:

- Từ 10-5 eV đến 20 MeV: được định nghĩa từ JENDL-3.3.

- Từ 20 MeV đến Einc MeV: được xác định từ sự kết hợp số liệu thực nghiệm và giá trị tính toán hoặc giá trị lý thuyết.

- Từ Einc MeV đến 3 GeV: được xác định từ việc tính toán.

Với Einc là giá trị năng lượng riêng của mỗi nuclide và có giá trị trong vùng từ 150 MeV đến 205 MeV. Vì các đồng vị của cacbon và vanadium được xem như là các nguyên tố tự nhiên giống như thư viện JENDL-3.3, nên các số liệu được lưu trữ trong vùng năng lượng dưới 20 MeV thì giống như trong thư viện JENDL-3.3.

2.1.2. Các phản ứng gây bởi proton

Thư viện dữ liệu proton tới có thể chia thành 2 vùng năng lượng như sau:

- Từ E1 MeV đến Einc MeV: xác định từ sự kết hợp số liệu thực nghiệm và giá trị lý thuyết.

- Từ Einc MeV đến 3 GeV: xác định từ việc tính toán.

Giá trị năng lượng E1 và Einc được áp dụng cho mỗi hạt nhân riêng lẻ, Einc được lấy trong vùng năng lượng từ 150 MeV đến 250 MeV, E1 được áp dụng trong giới hạn năng lượng thấp hơn. Trong vài trường hợp, E1 tương đương với năng lượng giới hạn như 5 MeV cho 12C, 1 MeV cho 56Fe, 208Pb,…

2.1.3. Tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm phụ

Tiết diện phản ứng của các hạt sản phẩm phụ (neutron, gamma, proton, deuteron, triton, 3He và anpha) trong thư viện JAERI/BNL sử dụng dạng MT từ 201 đến 207 và được thông qua thư viện chuẩn JENDL/HE. Dạng LANL dùng để lưu trữ các số liệu khác với tên đặc biệt là ZAP trong MT = 5, tương ứng với MT từ 201 đến 207 trong dạng JAERI/BNL. Trong thư viện JENDL/HE-2007, tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm được cho trên 20 MeV đối với neutron và toàn bộ vùng năng lượng cho proton.

2.1.4. Tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm pion

Tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm pion được lưu trữ với MT từ 208 đến 210 trong thư viện JENDL/HE-2007. Số liệu cho pi+, pi0 và pi- được gán tương ứng MT = 208, 209 và 210. Giới hạn năng lượng của tiết diện phản ứng của hạt sản phẩm pion được đặt khoảng 150 MeV. Tuy nhiên, nó không bao gồm các mức năng đang nghiên cứu hiện nay.

14

2.1.5. Phản ứng phân hạch

Trong thư viện JENDL 3.3, tiết diện phản ứng phân hạch (MT = 3 / MT = 8) được cung cấp cho hạt nhân trên Thori (Z = 90). Với phản ứng phân hạch ở năng lượng cao, tiết diện phản ứng phân hạch cho các hạt nhân trên Wonfram (Z = 74) đã được lưu trữ trong thư viện JENDL/HE-2007. Thông tin về tiết diện phản ứng phân hạch và neutron phát xạ (MT = 6 / MT = 18) cung cấp cho phản ứng gây ra bởi neutron và proton. Số neutron phát xạ (MF = 1 / MT = 452) chỉ cung cấp cho phản ứng gây bởi neutron phát xạ.

2.1.6. Hệ tọa độ sử dụng trong JENDL/HE-2007

Trong JENDL/HE-2007, hệ tọa độ tâm quán tính (LAW = 1 / LANG = 2) đã chuyển sang hệ tọa độ phòng thí nghiệm (LAW 7). Tuy nhiên, số liệu sản phẩm hạt gamma vẫn tính trong hệ tọa độ tâm quán tính.

Sử dụng những dữ liệu phản ứng gây ra bởi proton để tính tiết diện và số hạt neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) theo phân bố góc trên các bia khác nhau ứng với năng lượng bắn phá của chùm proton tới từ 0.5 GeV đến 1.5 GeV.

Định dạng file dữ liệu phản ứng gây bởi proton như bảng 2.2 bên dưới:

MT=2 Tiết diện tán xạ đàn hồi MF=3

MT=5 Tiết diện tán xạ không đàn hồi.

MT=2 Phân bố góc của tiết diện tán xạ đàn hồi

Phân bố góc – năng lượng của hạt phát ra.

Phân bố năng lượng của tiết diện tạo thành tia gamma MF=6

MT=5

Tiết diện tạo thành hạt nhân đồng vị.

Bảng 2. 2. Định dạng file dữ liệu phản ứng gây bởi proton trong thư viện JENDL/HE

15

2.2. TIẾT DIỆN VI PHÂN CỦA NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (p,n)

2.2.1. Tiết diện vi phân của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) [12,29,32]

Theo dữ liệu ENDF (Evaluated Nuclear Data File), tiết diện sinh neutron được định dạng theo biểu thức:

Từ biểu thức xác định tiết diện sinh neutron ta suy ra biểu thức tiết diện vi phân

cấp hai được tính theo công thức:

(2.1)

Lấy tích phân công thức (2.1) theo toàn bộ miền năng lượng:

(2.2)

Với: : Cosin của góc phát ra hạt neutron.

Ep(eV): Năng lượng của hạt proton tới.

En(eV): Năng lượng của hạt neutron phát ra.

(Barn): Tiết diện phản ứng ban đầu.

: Hiệu suất phát của hạt neutron phát ra.

: Hàm phân bố đã được chuẩn hóa.

(Barn/eV-steradian): Tiết diện vi phân bậc hai của neutron phát ra.

(Barn/steradian): Tiết diện vi phân của neutron phát ra.

2.2.2. Cấu trúc của dữ liệu trong thư viện JENDL/HE

Từ file dữ liệu của thư viện JENDL/HE cho một nuclide, ta cần xác định các tham số sau:

+ Cosin của góc phát ra hạt neutron: được chia thành 19 giá trị.

(2.3)

+ Năng lượng của hạt neutron phát ra: được chia thành 31 giá trị nằm trong đoạn từ [0, Ep]. En=[E1,E2,…,E31] (2.4)

+ Tiết diện phản ứng : ứng với mỗi loại bia và mỗi mức năng lượng sẽ có một tiết diện phản ứng riêng.

16

+ Hiệu suất phát của neutron phát ra : ứng với mỗi loại bia và mỗi mức năng lượng sẽ có một tiết diện phản ứng riêng.

+ Hàm phân bố là một mảng gồm 31 dòng và 19 cột.

3119312311

2192221

1191211

...........................

..........

fff

ffffff

f (2.5)

2.2.3. Thuật toán dùng trong chương trình matlab

Bước 1: Nhập số liệu theo bảng 2.2. )/(36.11 3cmgPb

MPb206=206(g/mol) I=0.025(A)

d=10(cm)

e=1.6.10-16(C)

NA=6.023.1023(phân tử/mol).

MNi= 62(g/mol

Bảng 2. 3. Số liệu về các đồng vị Pb, Ni

Nhập , Ep, En, , ) và : Các số liệu được lấy từ thư viện JENDL.

Bước 2: Xử lí:

- Tính số proton tới

- Tính mật độ hạt nhân n trong bia.

- Tính tiết diện vi phân phụ thuộc vào phân bố góc theo công thức (2.2).

Bước 3: Vẽ đồ thị:

Sự phụ thuộc tiết diện vi phân theo phân bố góc.

17

CHƯƠNG 3. KẾT QUẢ VÀ BIỆN LUẬN

3.1. TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC CỦA BIA Ni62

Sử dụng ngôn ngữ lập trình Matlab và dữ liệu thực nghiệm từ thư viện JENDL, xác định được tiết diện của neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) theo phân bố góc trên bia Ni với năng lượng của proton bắn phá từ 0.5 đến 1.5 GeV và vẽ các đồ thị mô tả tiết diện này theo công thức (2.2) là:

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11

1.5

2

2.5

3

3.5

Ep = 0.6GeVNi 62

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11.5

2

2.5

3

3.5

4

4.5

Ep = 0.5GeVNi 62

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Hình 3. 1. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia Ni 62 tại Ep=0.6 GeV


18

Thông qua các đồ thị ta có nhận xét chung như sau:

+ có giá trị cực đại khi µ=1.

+ giảm nhanh khi 0.8 ≤ µ 1.

+ giảm chậm từ từ khi -1 ≤ µ 0.8.

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11.5

2

2.5

3

3.5

4

4.5

Ep = 1.0GeVNi 62

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 10

2

4

6

8

10

12

Ep = 0.5GeVEp = 0.6GeVEp = 0.7GeVEp = 0.8GeVEp = 1.0GeVEp = 1.5GeV

Ni 62


Hình 3. 4. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia Ni 62 theo các mức năng lượng bắn phá khác nhau

19

+ có giá trị cực tiểu khi µ =-1.

Thông qua các đồ thị ta nhận thấy rằng tiết diện sinh netron sinh ra bia Ni62 đều tăng khi năng lượng bắn phá tăng, năng lượng bắn phá 0.6GeV – 1.5GeV. Điều này chứng tỏa tiết diện sinh neutron không chỉ phụ thuộc vào góc phân bố mà còn phụ thuộc vào năng lượng của chùm hạt chiếu tới.

Đối với bia Ni62 tiết diện sinh neutron ở mức năng lượng 0.6GeV là thấp nhất và cao nhất ở mức năng 1.5GeV, sự thay đổi tiết diện sinh neutron ở các mức năng lượng là không quá lớn.

Tiết diện sinh neutron của bia Ni62 theo phân bố góc ở các mức năng lượng giảm không đồng đều, giảm nhanh khi 0.8 ≤ µ 1 tương ứng với , có giá

trị cực tiểu khi µ =-1tương ứng với . Sự thay đổi này có thể do cấu trúc của bia Ni62.

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11

1.5

2

2.5

3

3.5

4

Ep = 0.8GeVNi 62

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)


20

3.2. TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC CỦA BIA Pb206

Để tính tiết diện sinh neutron theo phân bố góc của bia pb206 ta cũng sử dụng ngôn ngữ lập trình Matlab và dữ liệu thực nghiệm từ thư viện JENDL, để xác định được tiết diện của neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) theo phân bố góc trên bia Pb206 với năng lượng của proton bắn phá từ 0.5 đến 1.5 GeV và vẽ các đồ thị mô tả tiết diện này theo công thức (2.2) là:

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 16

8

10

12

14

16

18

20

22

Ep = 0.6GeV

Pb 206

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Hình 3. 6. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia Pb 206 tại Ep=0.6 GeV


21

Thông qua các đồ thị ta nhận thấy rằng tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p,n) theo phân bố góc của bia Pb 206 hoàn toàn giống như tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p,n) theo phân bố góc của bia Ni 62 nghĩa là tiết diện sinh netron sinh ra bia Pb206 đều tăng khi năng lượng bắn phá tăng, năng lượng bắn phá 0.6GeV – 1.5GeV. Điều này chứng tỏa tiết diện sinh neutron không chỉ phụ thuộc vào góc phân bố mà còn phụ thuộc vào năng lượng của chùm hạt chiếu tới.

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 16

8

10

12

14

16

18

20

Ep = 1.5GeVPb 206

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 16

8

10

12

14

16

18

20

22

24

26Ep = 0.5GeVEp = 0.6GeVEp = 0.7GeVEp = 0.8GeVEp = 1.0GeVEp = 1.5GeV

Pb 206

Tiết

diệ

n si

nh n

eutro

n (B

arn/

ster

adia

n)


Hình 3. 9. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia Pb 206 theo các mức năng lượng bắn phá khác nhau

22

Đối với bia Pb206 tiết diện sinh neutron ở mức năng lượng 0.5GeV là thấp nhất và cao nhất ở mức năng 1.5GeV, sự thay đổi tiết diện sinh neutron ở các mức năng lượng là không quá lớn.

Tiết diện sinh neutron của bia Pb206 theo phân bố góc ở các mức năng lượng giảm không đồng đều, giảm nhanh khi 0.8 ≤ µ 1 tương ứng với , có giá

trị cực tiểu khi µ =-1tương ứng với . Sự thay đổi này có thể do cấu trúc của bia Pb206.

Đối với tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p,n) theo phân bố góc của bia Pb 206 ở các mức năng lượng khác nhau đồ thì có cùng một dạng nhưng đối tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p,n) theo phân bố góc của bia Ni 62 ở mức năng lượng 1.5GeV thì tiết diện giảm tương đối nhanh so với các mức năng lượng khác.

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 10

5

10

15

20

25Pb 206 Ep = 0.5GeVNi 62 Ep = 0.5GeVPb 206 Ep = 0.6GeVNi 62 Ep = 0.6GeV

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Hình 3. 10. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên các bia khác nhau tại Ep=0.5GeV, Ep = 0.6GeV

23

Từ các đồ thị, có nhận xét như sau: Khi năng lượng bắn phá của proton vào các bia vào khoảng 0.5GeV-1.5GeV thì tiết

diện sinh neutron của bia Pb206 lớn hơn tiết diện sinh neutron của bia Ni 62.

Sự khác nhau này là do các loại bia là khác nhau, do cấu trúc vật chất khác nhau tạo thành bia, do năng lượng liên kết của các lớp tạo thành bia, năng lượng liên kết này sẽ bị phá vỡ khi năng lượng bắn phá của proton vào lớn hơn năng lượng liên kết đó. Nhưng khi năng lượng vào càng tăng thì ở bên trong hạt xuất hiện hiện tượng cộng hưởng nên cho dù năng lượng vào của proton có tăng lên nữa thì tiết diện sinh neutron vẫn không tăng, thậm chí còn giảm dần khi năng lượng bắn phá tiếp tục tăng lên.

Hình 3. 11. So sánh tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên các bia khác nhau tại Ep=0.7GeV, Ep = 1.5GeV

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 10

5

10

15

20

25Pb 206 Ep = 0.7GeVNi 62 Ep = 0.7GeVPb 206 Ep = 1.5GeVNi 62 Ep = 1.5GeV

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

24

NHỮNG KẾT QUẢ CHÍNH THU ĐƯỢC TỪ ĐỀ TÀI VÀ HƯỚNG PHÁT TRIỂN CỦA ĐỀ TÀI

Trong đề tài này tôi đi xác định được tiết diện neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) theo phân bố góc trên các bia như Pb 206, Ni 62 với năng lượng bắn phá của proton từ 0.5 GeV đến 1.5 GeV.

Từ những kết quả thu được, tôi có các nhận xét sau:

+ Tiết diện sinh neutron trong phản ứng (p, n) không chỉ phụ thuộc vào năng lượng của chùm proton bắn phá mà còn phụ thuộc vào loại bia .

+ Đối với bia Ni 62, khi thì tiết diện sinh neutron tăng dần khi năng lượng bắn phá của proton vào tăng từ 0.6GeV-1.5GeV và đạt giá trị cao nhất ở mức năng lượng 1.5GeV.

+ Đối với bia chì Pb 206, khi thì tiết diện sinh neutron tăng dần khi năng lượng bắn phá của proton vào tăng từ 0.5GeV-0.8GeV và tiết diện sinh neutron giảm khi năng lượng bắn phá của proton vào tăng từ 1.0GeV-1.5GeV nhưng tiết diện sinh neutron ở hai mức này là gần như nhau không có sự sai lệch quá lớn.

+ Đối với cả hai bia Pb 206, Ni 62, khi thì tiết diện sinh neutron của bia Pb 206 lớn hơn tiết diện sinh neutron của bia Ni 62.

+ Khảo sát tiết diện neutron sinh ra theo phân bố góc, chúng ta sẽ biết được vị trí nào số neutron sinh ra nhiều nhất, từ đó thiết kế vị trí bia phù hợp để sao cho có được số neutron sinh ra nhiều nhất, nhằm cung cấp đủ số lượng “neutron bù” cho hệ thống đạt tới hạn và phản ứng dây chuyền xảy ra.

+ Do cấu trúc bên trong của từng loại bia khác nhau là khác nhau, do đó khi khảo sát, đã bỏ qua một số ảnh hưởng như hiệu ứng che chắn giữa các phần tử trên bia, hiệu ứng vỏ nguyên tử, ảnh hưởng của từ trường ngoài, của lực tương tác Coulomb, momen từ và spin của hạt

25

TÀI LIỆU THAM KHẢO

TÀI LIỆU TIẾNG VIỆT

[1]. Nguyễn Mộng Giao, Châu Văn Tạo, Nguyễn Thị Ái Thu, Trần Thanh Dũng, Trần Lê Hồng Phi (20/08/2009), A study of neutron production in proton reactions with heavy targets in the accelerator driven system. Hội Nghị Khoa Học và Công nghệ Hạt nhân Toàn quốc lần thứ VIII, Nha Trang, Khánh Hòa.

[2]. Nguyễn Mộng Giao, Từ Thanh Danh (01/2002), Possibility to destroy nuclear waste by neutron beam, Viet Nam – Japan semina.

[3]. Hoàng Xuân Dương, Matlab lý thuyết và ứng dụng, (http://www.ebook.edu.vn/ ?page=1.39&view=9304)

[4]. Ngô Quang Huy (2006), Cơ sở Vật lý hạt nhân, NXB Khoa học và kỹ thuật. [5]. Ngô Quang Huy, Các kết quả nghiên cứu thực nghiệm về vật lý lò phản ứng

trong giai đoạn 1983-1994, Trung tâm Hạt nhân Thành phố Hồ Chí Minh, Hội nghị Khoa học và Công nghệ hạt nhân toàn quốc lần thứ V.

[6]. Phan Thanh Tạo (2004), Giáo trình Matlab, Trường Đại học Bách Khoa, Đà Nẵng.

TÀI LIỆU TIẾNG ANH

[7]. Arjan Plompen (10-2007), NEMEA-4 Neutron Measurements Evaluations and

Applications, Nuclear data need for Generation-IV and accelerator driven systems, Proceedings of the CANDIDE workshop 16-18.

[8]. BEHKAMI, Zohreh KARGAR and Mehdi Nasiri Nasrabadi (8/2002), Analysis of Fragment Angular Distributions from Heavy-Ion Reaction, Journal of Nuclear Science and Technology, Supplement 2, p.828-830.

[9]. Dupuis and Kawano (2009), Capture and Preequilibrium Reactions, Theoretical Division, Los Alamos National Laboratory, present address: CEA/BRC, France; UNEDF Meeting, Pack Forest, June 22–25.

[10]. Eismont, Alexander V Kireev, Igor V Ryzhov, Gennadi A Tutin, Neutron-Induced fission fragment angular distribution of 238U at 96MeV, VG Khlopin Radium Institute, Saint-Petersburg, Russia.

[11]. Elmer E Lewis, Fundamentals of nuclear reactor physics. To Ann. [12]. FUKAHORI Tokio and JNDC/High Energy Nuclear Data Evaluation

Working Group and Intermediate and High Energy Data Intergral Test Working Group (2002), Present Status of JENDL High Energy File, Nuclear Data Center,

26

Dept. of Nuclear Energy System, Japan Atomic Energy Research Institute. Takao-Mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, 319-1195 Japan.

[13]. FAN Sheng, LI Zhuxia, Xia Haihong, ZHAO Zhixiang (08/2002), Analysis for Fragment products Proton-Induced Reactions on Pb with Energy up to GeV, China Institute of Atomic Energy, P.O.Box 275 (41), Bejing 102413, China.

[14]. Hashizume H Professor and T. Iwasaki Assoc. Prof(2004), Neutron Device engineering , Aoba 6-6-01-2, Aramaki, Aoba, Sendai, 980-8579, JAPAN, Department of Quantum Science and Energy Engineering; (http://www.qse.tohoku.ac.jp/laboratory/NDE/)

[15]. Herman (04/2001), ENDF-6 Format Manual (Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF/B-VI and ENDF/B-VII).

[16]. Hron M, M. Mikisek (10/2007), Research program of the SPHINX project in the framework of the Molten Salt Reactor development in the Generation IV International Forum activity, Nuclear Research Institute Rez plc, Husinec_Rec 130, 250 68 Rez Czech Republic.

[17]. Iliffe C.E (1984), An introduction to nuclear reactor theory, Manchester University Press Oxford Road, Manchester M13 9PL, UK.

[18]. Mastinu and Abbondanno (2006), Neutron cross section measurements at n-TOF for ADS, Atominstitut der Österreichischen Universitãten, Technische Universitãt wien Austria, Journal of Physics, EPS Euroconference XIX Nuclear Physics Divisional Conference.

[19]. Moro and R Crespo (18/04/2003), Breakup and core coupling in 14N(7Be,8B)13C, Departmento de Física, Institute Superior Techino, Avenida Rovisco Paris, 1049-001, Lisboa, Portugal; The American Physical Society.

[20]. Nuclear Data Center, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) Modified at 2009/02/26 11:36 JST. (http://wwwndc.jaea.go.jp/cgi-bin/evlret?Z=&A=&Selection=1&Lib=28).

[21]. Pönitz E, R. Nolte và D. Schmidt (2007), Measurement of scattering cross sections of natPb at an incident neutron energy of 2.94 MeV, Physikalisch-Technische Bundesanstalt, 38116 Braunschweig, Germany; International Conference on Nuclear Data for Science and Technology.

[22]. SIEGLER Peter, Klaus DIETZE and Pierre RIBON (08/2002), Testing of Neutron Data by Comparison of Measured and Calculated Average Transmissions, Japan Nuclear Cycle Deverlopment Institute (JNC) 4002, Narita_cho, Oarai_machi Higashi_Ibaraki_gun, Ibaraki, 311-1393 Japan; Journal of Nuclear Science and Technology, Supplement 2, p.936-939.

[23]. Sitenko A G (1990), Theory of nuclear reactions.

27

[24]. Suleymanov M.K, O.B Abdinov, R.M Aliyev, Ya.H.Huseynaliyev, E.U Khan, A. Kravčáková, E.I.Shahaliev, S.vokál, A.S Vodopianov (2006), Angular distributions of the particles emitted in Kr (at 0.95 A GeV) and (at 10.7 A GeV) emulsion reactions, JINR, Dubna; CIIT, Islamabad; Physics Institute of AS, Baku; University of P.J Šafárik, Košice; Sumgayit State University, Azerbaijan.

[25]. Toshinobu SASA, Takanori SUGAWARA, Kazuaki KOSAKO and Tokio FUKAHORI (2008), Continuous Energy Cross Section Library for CNP/MCNPX Based on JENDL High Energy File 2007-FXJH7, Nuclear Transmutation Technology Group, Nuclear Science and Engineering Directorate, JAEA-Data/Code, 2008-022.

[26]. Tsuyoshi Kajimoto, Nobuhiro Shigyo, Tokio Fukahori (2006), Nuclear data evaluation of 206Pb for proton and neutron-induced reaction in energy region from 20 to 200 MeV, Japan Atomic Energy Agency, Tokai Naka, Ibaraki 319-1195, Japan; Symposium on Nuclear Data.

[27]. Vismes A de et al (26/04/2001), A determination of the 6He + p interaction potential, Physics Letters B 505 (01) 15-20 (www.elsevier.nl/locate/npe).

[28]. Wagner V, A. Krása, M. Majerle, O. Svoboda (10/2007), Systematic studies of neutron produced in the Pb/U assembly irratiated by relativistic protons and deuterons, Nuclear physics Institute of the Academy of Sciences of the Czech Republic.

[29]. http://www.fynu.ucl.ac.be/collaborations/hindas/ [30]. http://www.nea.fr/dbforms/data/eva/evatapes/jendl-he-2007/ [31]. http://tailieu.tapchithoidai.org/NKNhan_ChuaDHN.htm [32]. http://t2.lanl.gov/endf/title.html

28

Phụ lục A Giới thiệu chung Matlab

Matlab là viết tắt từ "MATrix LABoratory", được Cleve Moler phát minh vào cuối thập niên 1970, và sau đó là chủ nhiệm khoa máy tính tại Đại học New Mexico.

MATLAB, nguyên sơ được viết bởi ngôn ngữ Fortran, cho đến 1980 nó vẫn chỉ là một bộ phận được dùng nội bộ của Đại học Stanford.

Năm 1983, Jack Little, một người đã học ở MIT và Stanford, đã viết lại MATLAB bằng ngôn ngữ C và nó được xây dựng thêm các thư viện phục vụ cho thiết kế hệ thống điều khiển, hệ thống hộp công cụ (tool box), mô phỏng... Jack xây dựng MATLAB trở thành mô hình ngôn ngữ lập trình trên cơ sở ma trận (matrix-based programming language).

Steve Bangert là người đã viết trình thông dịch cho MATLAB. Công việc này kéo dài gần 1½ năm. Sau này, Jack Little kết hợp với Moler và Steve Bangert quyết định đưa MATLAB thành dự án thương mại - công ty The MathWorks ra đời thời gian này - năm 1984.

Phiên bản đầu tiên MATLAB 1.0 ra dời năm 1984 viết bằng C cho MS-DOS PC được phát hành đầu tiên tại IEEE Conference on Design and Control (Hội nghị IEEE về thiết kế và điều khiển) tại Las Vegas, Nevada.

Năm 1986, MATLAB 2 ra đời trong đó hỗ trợ UNIX.

Năm 1987, MATLAB 3 phát hành.

Năm 1990 Simulink 1.0 được phát hành gói chung với MATLAB.

Năm 1992 MATLAB 4 thêm vào hỗ trợ 2-D và 3-D đồ họa màu và các ma trận truy tìm. Năm này cũng cho phát hành phiên bản MATLAB Student Edition (MATLAB ấn bản cho học sinh).

Năm 1993 MATLAB cho MS Windows ra đời. Đồng thời công ty này có trang web là www.mathworks.com

Năm 1995 MATLAB cho Linux ra đời. Trình dịch MATLAB có khả năng chuyển dịch từ ngôn ngữ MATLAB sang ngôn ngữ C cũng được phát hành trong dịp này.

Năm 1996 MATLAB 5 bao gồm thêm các kiểu dữ liệu, hình ảnh hóa, bộ truy sửa lỗi (debugger), và bộ tạo dựng GUI.

29

Năm 2000 MATLAB 6 cho đổi mới môi trường làm việc MATLAB, thêm LAPACK và FFTW (Fastest Fourier Transform in the West - "biến đổi Fourier nhanh nhất của phương Tây").

Năm 2002 MATLAB 6.5 phát hành đã cải thiện tốc độ tính toán, sử dụng phương pháp dịch JIT (Just in Time) và tái hỗ trợ MAC.

Năm 2004 MATLAB 7 phát hành, có khả năng chính xác đơn và kiểu nguyên, hỗ trợ hàm lồng nhau, công cụ vẽ điểm, và có môi trường phân tích số liệu tương tác.

Đến tháng 12, 2008, phiên bản 7.7 được phát hành với SP3 cải thiện Simulink cùng với hơn 75 sản phẩm khác.

Matlab được dùng rộng rãi trong giáo dục, phổ biến nhất là giải các bài toán số trị (cả đại số tuyến tính lẫn giải tích) trong nhiều lĩnh vực kĩ thuật

2.3.2. Tính năng tính toán và vẽ đồ thị [9]:

+ Các phép tính với ma trận

Các phép cộng trừ hai ma trận cùng kích thước được thực hiện bình thường. Đặc biệt với phép nhân, MatLab phân biệt hai toán tử: * dành cho phép nhân ma trận và .* dành cho nhân từng cặp phần tử tương ứng của hai ma trận.

>> a = [2 3; 2 4]

2 3

2 4

>> a * a % chính là bình phương ma trận A

10 18

12 22

>> a .* a % chỉ là bình phương TỪNG PHẦN TỬ của A

4 9

4 16

Với phép tính lũy thừa cũng tương tự. Chẳng hạn, với ví dụ trên ta có thể viết lần lượt là a^2 và a.^2.

+ Tính năng vẽ đồ thị

Vẽ đồ thị là một tính năng được trau chuốt trong MatLab; với rất nhiều kiểu đồ thị khác nhau như biểu đồ dạng đường, biểu đồ chấm điểm, các lớp màu (patch) hai chiều, đường đồng mức và các đường cong, mặt cong ba chiều. Ngoài ra MatLab còn

30

cung cấp giao diện để người dùng trực tiếp biên tập hình vẽ, điền vào các ghi chú theo ý muốn.

+ Vẽ đồ thị dạng đường

Giả sử có dãy số liệu V đo theo thời gian t. Trong MatLab, V và t đều có dạng vec tơ có cùng độ dài. Khi đó lệnh vẽ đồ thị với trục hoành là t và trục tung là V có dạng:

plot(t, V)

xlabel('t (s)') % viết tiêu đề các trục

ylabel('V (m/s)')

+ Vẽ đồ thị dạng lớp màu

Một cách hiệu quả để biểu thị các trường vật lí trong không gian hai chiều là dùng lớp màu. Chẳng hạn T là một ma trận 2 chiều lưu giữ giá trị nhiệt độ của một tấm kim loại hình chữ nhật, thì việc hiển thị phân phối nhiệt độ bằng một lớp màu được thực hiện dễ dàng:

pcolor(T)

31

Phục lục B

ĐOẠN CHƯƠNG TRÌNH MATLAB TÍNH TIẾT DIỆN VÀ SỐ HẠT NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (P, N) TRÊN BIA PB206 VỚI

NĂNG LƯỢNG BẮN PHÁ CỦA PROTON VÀO LÀ 0.5GeV

%Lệnh xóa màn hình

clc;

%Bề dày bia

d=10;%cm

%Cường độ chùm proton tới

I=0.025; %A

e=1.6E-16; %Culong

Np=I/e; %Hạt

% Cos của góc phát ra Neutron

muy=[-1 -0.98481 -0.93969 -0.86603 -0.76604 -0.64279 -0.5 -0.34202 -0.17365 0.0000000017949 0.17365 0.34202 0.5 0.64279 0.76604 0.86603 0.93969 0.98481 1];

% Khối lượng phân tử của nguyên tố Pb206

M=206; %g

%Khối lượng riêng của bia Pb 206

pro=11.36; %g/cm3

%Hằng số Avogadro

Na=6.023E23; %phân tử/mol

%Mật độ Neutron trong bia Pb 206

n=(pro*Na)/M; %hạt/cm3

% Năng lượng của proton vào là En=0.5 GeV

Epb20605=[0.00E+00 1.00E+06 1.23E+06 1.51E+06 1.86E+06 2.29E+06 2.82E+06 3.47E+06 4.26E+06 5.24E+06 6.45E+06 7.94E+06 9.76E+06 1.20E+07 1.48E+07 1.82E+07 2.24E+07 2.75E+07 3.38E+07 4.16E+07 5.12E+07 6.30E+07 7.75E+07

32

9.53E+07 1.17E+08 1.44E+08 1.77E+08 2.18E+08 2.69E+08 3.30E+08 4.06E+08 5.00E+08];

%Hàm phân bố của bia Pb 206 ứng với mức năng lượng proton vào là 0.5 GeV

fpb20605=[7.00E-08 6.80E-08 6.92E-08 6.87E-08 7.01E-08 7.01E-08 7.00E-08 7.10E-08 7.08E-08 7.21E-08 7.10E-08 7.14E-08 7.17E-08 7.18E-08 7.22E-08 7.24E-08 7.17E-08 7.29E-08 7.24E-08;

7.24E-08 8.44E-08 8.87E-08 8.82E-08 8.99E-08 9.07E-08 9.30E-08 9.28E-08 9.45E-08 9.75E-08 9.86E-08 9.89E-08 1.01E-07 1.03E-07 1.04E-07 1.05E-07 1.04E-07 1.04E-07 1.04E-07;









33












34






0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 6.14E-13 1.91E-13 3.21E-13 1.42E-12 1.70E-12 4.61E-12 1.14E-11 2.61E-11 5.87E-11 1.09E-10 1.91E-10 2.25E-10 2.18E-10 2.68E-10 3.20E-10 1.76E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 7.77E-14 6.52E-14 1.15E-13 2.66E-13 6.59E-13 1.90E-12 8.47E-12 2.31E-11 5.43E-11 1.19E-10 1.99E-10 1.86E-10 1.90E-10 2.56E-10 1.46E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 8.64E-14 1.24E-13 3.25E-13 1.11E-12 4.97E-12 1.73E-11 5.65E-11 1.47E-10 1.91E-10 1.51E-10 1.73E-10 7.29E-10;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 3.35E-14 4.91E-13 2.40E-12 1.30E-11 5.62E-11 1.87E-10 2.25E-10 1.49E-10 2.84E-10;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 3.10E-14 5.25E-13 3.55E-12 3.56E-11 2.54E-10 6.63E-10 6.08E-10;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00];

%Tiết diện ban đầu

35

Xigma0=1.61; %

%Hiệu suất phát của Neutron phát ra

=11.7;

E=Epb20605;

f=fpb20605;

for j=1:19

t=0;

for i=1:31

k=i+1;

Z(i)=((E(k)-E(i))*(f(i,j)+f(k,j))/2);

end

V=0;

for t=1:31

V=V+Z(t);

end

CS(j)=V*y6*Xigma0;

end

%Hiện các giá trị của muy, CS

muy'

CS’

% Ve do thi

plot(muy,CS);

%Hiện lưới trên đồ thị.

grid on;

36

Phục lục C

ĐOẠN CHƯƠNG TRÌNH MATLAB TÍNH TIẾT DIỆN VÀ SỐ HẠT NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (P, N) TRÊN BIA Ni62 VỚI NĂNG

LƯỢNG BẮN PHÁ CỦA PROTON VÀO LÀ 0.5GEV

%Lệnh xóa màn hình

clc;

%Bề dày bia

d=10;%cm

%Cường độ chùm proton tới

I=0.025; %A

e=1.6E-16; %Culong

Np=I/e; %Hạt

% Cos của góc phát ra Neutron

muy=[-1 -0.98481 -0.93969 -0.86603 -0.76604 -0.64279 -0.5 -0.34202 -0.17365 0.0000000017949 0.17365 0.34202 0.5 0.64279 0.76604 0.86603 0.93969 0.98481 1];

% Khối lượng phân tử của nguyên tố Pb206

M=62; %g

%Khối lượng riêng của bia Ni 62

pro= 8.9; %g/cm3

%Hằng số Avogadro

Na=6.023E23; %phân tử/mol

%Mật độ Neutron trong bia Ni 62

n=(pro*Na)/M; %hạt/cm3

% Năng lượng của proton vào là En=0.5 GeV

Eni6205=[0.00E+00 1.00E+06 1.23E+06 1.51E+06 1.86E+06 2.29E+06 2.82E+06 3.47E+06 4.26E+06 5.24E+06 6.45E+06 7.94E+06 9.76E+06 1.20E+07 1.48E+07 1.82E+07 2.24E+07 2.75E+07 3.38E+07 4.16E+07 5.12E+07 6.30E+07 7.75E+07

37

9.53E+07 1.17E+08 1.44E+08 1.77E+08 2.18E+08 2.69E+08 3.30E+08 4.06E+08 5.00E+08];

%Hàm phân bố của bia Ni 58 ứng với mức năng lượng proton vào là 0.5 GeV

fNi6205=[4.11E-08 3.90E-08 4.03E-08 3.82E-08 3.98E-08 4.03E-08 3.97E-08 4.12E-08 4.11E-08 4.14E-08 4.21E-08 4.26E-08 4.31E-08 4.36E-08 4.47E-08 4.42E-08 4.53E-08 4.52E-08 4.18E-08;







2.85E-08 2.76E-08 2.80E-08 2.83E-08 2.82E-08 3.04E-08 3.24E-08 3.32E-08 3.62E-08 3.67E-08 3.78E-08 4.03E-08

38

4.25E-08 4.39E-08 4.48E-08 4.52E-08 4.70E-08 4.73E-08 4.48E-08;









39







0.00E+00 3.06E-11 2.53E-11 2.93E-11 2.74E-11 3.47E-11 4.95E-11 8.53E-11 1.41E-10 2.27E-10 4.02E-10 5.95E-10 8.70E-10 9.81E-10 1.05E-09 1.18E-09 1.39E-09 1.30E-09 1.28E-09;



40

0.00E+00 0.00E+00 5.22E-13 0.00E+00 1.11E-12 1.87E-12 1.65E-12 3.04E-12 7.26E-12 1.89E-11 6.20E-11 1.44E-10 3.08E-10 5.69E-10 6.78E-10 6.29E-10 8.44E-10 1.06E-09 8.42E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 3.35E-13 4.64E-13 1.47E-12 5.37E-12 1.73E-11 5.67E-11 1.58E-10 3.73E-10 6.48E-10 5.70E-10 6.00E-10 8.06E-10 6.79E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 8.26E-13 2.64E-12 1.44E-11 5.11E-11 1.72E-10 5.00E-10 6.41E-10 4.74E-10 6.01E-10 3.17E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 9.75E-14 1.02E-12 5.10E-12 4.08E-11 1.91E-10 6.96E-10 8.11E-10 5.13E-10 9.50E-10;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 1.63E-12 1.29E-11 1.35E-10 1.02E-09 2.72E-09 2.09E-09;

0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00 0.00E+00];

%Tiết diện ban đầu

Xigma=0.817

%Hiệu suất phát của Neutron phát ra

=6.48;

E=Eni6205;

f=fni6205;

for j=1:19

t=0;

for i=1:31

41

k=i+1;

Z(i)=((E(k)-E(i))*(f(i,j)+f(k,j))/2);

end

V=0;

for t=1:31

V=V+Z(t);

end

CS(j)=V*y6*Xigma0;

end

%Hiện các giá trị của muy, CS

muy'

CS’

% Ve do thi

plot(muy,CS);

%Hiện lưới trên đồ thị.

grid on;

42

Phụ lục D

TIẾT DIỆN CỦA NEUTRON SINH RA TRONG PHẢN ỨNG (P, N) TRÊN BIA CÁC BIA KHÁC NHAU VÀ MỨC NĂNG LƯỢNG KHÁC NHAU

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11

1.5

2

2.5

3

3.5

4

Ep = 0.8GeVNi 62

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 11.5

2

2.5

3

3.5

4

4.5

Ep = 1.0GeVNi 62

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 10

2

4

6

8

10

12

Ep = 1.5GeVNi 62

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

43

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 18

10

12

14

16

18

20

22

24

26

Ep = 0.8GeVPb 206

-1 -0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 16

8

10

12

14

16

18

20

Ep = 1.0GeVPb 206

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Tiết

diệ

n sin

h ne

utro

n (B

arn/

ster

adia

n)

Documents

KHẢO SÁT TIẾT DIỆN SINH NEUTRON THEO PHÂN BỐ GÓC … tai Giang vien/De tai Co so...bỘ giÁo dỤc vÀ ĐÀo tẠo trƯỜng ĐẠi hỌc ĐỒng thÁp bÁo cÁo tỔng