boytyhoanhao132
New Member
Download Luận văn Áp dụng chương trình MCNP5 để tính toán hiệu suất của detector HPGe GEM 15P4
Phần chính của detector là tinh thể germanium siêu tinh khiết có đường kính ngoài 51,2 mm,
chiều cao 45 mm, ở giữa có một hốc hình trụ đường kính 11 mm và chiều cao 33,5 mm. Tín hiệu được lấy ra từ một điện cực bằng đồng đặt ở trong hốc của tinh thể. Mặt trên và mặt bên của tinh thể được bao phủ bởi lớp lithium khuếch tán 0,7 mm được gọi là lớp germanium bất hoạt. Đây cũng là lớp n+được nối với cực dương của nguồn điện. Vì lớp tiếp xúc lithium n+được hình thành bằng cách khuếch tán lithium vào tinh thể germanium [20], [35], do đó mật độ của lớp này được lấy xấp xỉ mật độ germanium tinh khiết. Điều này cũng có nghĩa là vùng hoạt của tinh thể nhỏ hơn kích thước vật lý của nó. Mặt trong hốc tinh thể là lớp boron được cấy ion với bề dày 0,3 μm. Đây là lớp p+
được nối với cực âm của nguồn điện. Mặt trên cùng của tinh thể có phủ hai lớp vật liệu, trong đó lớp trên là kapton 0,1 mm và lớp dưới là mylar được kim loại hóa với bề dày 0,06 mm. Tinh thể germanium đặt trong một hộp kín bằng nhôm và ghép cách điện với que tản nhiệt bằng đồng.
Để tải bản DOC Đầy Đủ xin Trả lời bài viết này, Mods sẽ gửi Link download cho bạn sớm nhất qua hòm tin nhắn.
những photon này đến được detector. Tiếp theo, giả sử photon thứ nhất (và bất kỳ photon con cháu nào
của nó được tạo ra trong detector) để lại 1 keV trong detector trước khi rời khỏi nó, photon thứ hai để
lại 2 keV, và cho đến photon thứ 10 để lại 10 keV. Khi đó độ cao xung ở detector sẽ là 1 xung trong
khoảng chia năng lượng 1 keV, 1 xung trong khe năng lượng 2 keV, cho đến 1 xung trong khoảng chia
năng lượng 10 keV.
Khi đánh giá độ cao xung tương tự bằng MCNP5 ô nguồn được cho một khoảng năng lượng nhân
với trọng số của hạt nguồn. Nếu hạt đi ngang qua một mặt thì năng lượng nhân với trọng số của hạt
được trừ khỏi đi năng lượng tích lũy của ô mà nó rời khỏi và cộng với năng lượng tích lũy của ô mà nó
đi vào. Năng lượng là động năng của hạt cộng với 2m0c
2 = 1,022 MeV nếu hạt là positron. Ở cuối mỗi
quá trình, năng lượng tích lũy trong mỗi ô đánh giá được chia cho trọng số nguồn. Năng lượng nhận
được khi đó sẽ xác định số ghi được đặt vào khoảng chia năng lượng phù hợp. Giá trị của số ghi là
trọng số nguồn đối với đánh giá F8. Giá trị số ghi này bằng 0 nếu không có hạt nào đi vào ô trong suốt
quá trình mô phỏng.
Khi đánh giá độ cao xung được sử dụng với các khoảng chia năng lượng cần lưu ý các số
đếm âm từ quá trình không tương tự và các số ghi 0 gây nên do hạt đi qua ô được đánh giá độ cao xung
nhưng không để lại năng lượng. Trong một số chương trình những sự kiện này gây nên các đóng góp
lớn vào số ghi độ cao xung ở khoảng chia năng lượng nhỏ nhất. Và trong một số chương trình khác lại
không có đóng góp nào từ chúng được thực hiện. MCNP5 dung hòa điều này bằng cách đếm những sự
kiện trên trong khoảng chia 0 và khoảng chia epsilon để những số ghi này có thể được tách ra. Các
electron truyền va chạm (knock – on electrons) được mô phỏng trong MCNP5 là không tương tự vì sự
mất mát năng lượng được bao gồm trong tỉ suất mất mát năng lượng tán xạ nhiều lần chứ không được
trừ đi ở mỗi sự kiện va chạm. Vì vậy, các electron truyền va chạm có thể gây nên các số ghi âm độ cao
xung năng lượng. Những số ghi này sẽ được đặt trong khoảng chia năng lượng 0. Một trường hợp khác
là phân biệt giữa các sự kiện các hạt không đi vào ô và các hạt đi vào ô nhưng không để lại năng lượng.
Trong MCNP, điều này được thực hiện bằng tạo ra mất mát năng lượng tùy ý đủ nhỏ cho các hạt chỉ đi
qua ô và sẽ xuất hiện trong khoảng chia năng lượng zero.
1.2.3.5. Cấu trúc của chương trình
Phần quan trọng để vận hành một chương trình MCNP5 chính là input. Trong file này các thông
số như cấu hình hệ đo, thời gian gieo hạt, số hạt cần gieo, các thông số chính xác của nguồn được khai
báo. Qua các thông số nhận được, MCNP5 sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các quá trình tính toán,
gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho đến hết thời
gian sống của nó. Khả năng mô tả hình học ba chiều của MCNP5 là rất tốt, input chuẩn được chia ra
làm 3 phần là định nghĩa ô, định nghĩa mặt và định nghĩa vật liệu chúng được ngăn cách nhau bằng các
dòng trống. Định nghĩa ô dựa các mặt biên được liên kết lại với nhau tạo thành và được lấp đầy vật
chất đồng nhất tương ứng. Định nghĩa mặt là các dạng toàn phương liên kết tạo thành các ô. Trong định
nghĩa dữ liệu cần khai báo nguồn, vật liệu cấu tạo các ô, loại đánh giá cần tính toán, số hạt gieo,
độ quan trọng của các ô.
Cấu trúc input trong MCNP5 được trình bày như sau:
+ Các dòng thông báo (tùy ý)
……………………………………………..(dòng trống).
+ Một dòng thông báo tên bài toán
+ Định nghĩa các ô.
……………………………………………..(dòng trống).
+ Định nghĩa các mặt.
……………………………………………..(dòng trống).
+ Định nghĩa dữ liệu.
1.3. Phương pháp mô phỏng trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma
Cùng với sự phát triển của các máy tính điện tử, các phương pháp Monte Carlo ngày càng được
áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và công nghệ hạt nhân. Trong nghiên cứu hệ phổ kế
gamma và các đặc trưng của detector đã có nhiều chương trình đáng tin cậy sử dụng phương pháp
Monte Carlo để đánh giá các đặc trưng của hệ phổ kế tiêu biểu như các phần mềm EGS4 (Nelson et al.
1985, Stanford Linear Accelerator Center), GEANT (R. Brun et al. 1986, CERN Data Handling
Division, Geneva), CYLTRAN (Halbleib và Mehlhorn, 1986, Integrates Tiger Series), MCNP (J.F.
Briesmeister, 1997, Los Alamos National Laboratory Report, LA-12625-M), GESPECOR (O. Sima và
D. Arnold, 2000), DETEFF (Cornejo Diaz và D. Pérez Sánchez,1998; Jurado Vargas et al., 2002),
PENELOPE (PENetration and Energy LOss of Photon and Electrons, Salvat et al., 2003). Thông qua
đó người sử dụng có thể mô phỏng lại hệ đo của mình và từ đó đánh giá các đặc trưng mong muốn.
Đa số các công trình nghiên cứu về hệ phổ kế gamma và các đặc trưng của detector đều tập trung
vào các vấn đề liên quan đến mô phỏng hàm đáp ứng, sử dụng mô phỏng trong việc hỗ trợ tính toán
hiệu suất đối với các dạng hình học nguồn và mẫu khác nhau, khảo sát hiệu suất theo năng lượng, theo
khoảng cách, hiệu chỉnh trùng phùng tổng đối với gamma phân rã nhiều tầng, hiệu chỉnh tự hấp thụ đối
với hình học nguồn và mẫu thể tích. Vấn đề quan trọng khi thực hiện bài toán mô phỏng là phải có bộ
số liệu đầu vào về kích thước hình học cũng như cấu trúc và thành phần vật liệu được mô tả càng giống
thực tế càng tốt. Sự đúng đắn này được kiểm chứng bằng cách so sánh kết quả tính toán với số liệu
thực nghiệm của các nguồn chuẩn phóng xạ. Phần dưới đây sẽ liệt kê vắn tắt một số công trình tiêu
biểu liên quan đến việc ứng dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo để nghiên cứu detector bán dẫn
germanium siêu tinh khiết.
1.3.1. Các nghiên cứu trên thế giới
Năm 1992, một chương trình tính toán mang tên MAR được viết bởi nhóm tác giả Bertolo,
Manduchi và Manuchi [10] dựa trên phương pháp Monte Carlo dùng để tính toán hoạt độ của mẫu
phóng xạ trong hộp dạng Marinelli với detector. Các dung dịch chuẩn để kiểm tra gồm 57Co, 134Cs,
137Cs, 88Y và 65Zn được đổ vào hộp Marinelli thể tích 3 lít. Kết quả cho thấy sự phù hợp giữa tính toán
mô phỏng và thực nghiệm. Từ đó ứng dụng trong phân tích định lượng phóng xạ vết các nguyên tố 40K,
235U, và 228Th cùng con cháu của chúng trong nhiều mẫu nước và bùn.
Năm 1993, Haase, Tait và Wiechen [22] đã triển khai mô phỏng Monte Carlo đối với hệ phổ kế
gamma cho phép tính toán quãng đường đi của photon trong nguồn và detector cũng như hiệu suất toàn
phần. Từ đó đánh giá hệ số hiệu chỉnh tự hấp thụ và trùng phùng tổng. Việc tính toán được thực hiện
khi cho biết kích thước và vị trí tương đối của nguồn với detector, cũng như hiệu suất phát gamma
tương ứng. Hệ số hiệu chỉnh trùng phùng tổng đối với các nguồn 22Na, 57Co, 60Co và 88Y dạng trụ và
Marinelli phù hợp tốt với kết quả thí nghiệm hay với mô hình tính toán khác. Đường cong hiệu suất
toàn phần và quã...
Download miễn phí Luận văn Áp dụng chương trình MCNP5 để tính toán hiệu suất của detector HPGe GEM 15P4
Phần chính của detector là tinh thể germanium siêu tinh khiết có đường kính ngoài 51,2 mm,
chiều cao 45 mm, ở giữa có một hốc hình trụ đường kính 11 mm và chiều cao 33,5 mm. Tín hiệu được lấy ra từ một điện cực bằng đồng đặt ở trong hốc của tinh thể. Mặt trên và mặt bên của tinh thể được bao phủ bởi lớp lithium khuếch tán 0,7 mm được gọi là lớp germanium bất hoạt. Đây cũng là lớp n+được nối với cực dương của nguồn điện. Vì lớp tiếp xúc lithium n+được hình thành bằng cách khuếch tán lithium vào tinh thể germanium [20], [35], do đó mật độ của lớp này được lấy xấp xỉ mật độ germanium tinh khiết. Điều này cũng có nghĩa là vùng hoạt của tinh thể nhỏ hơn kích thước vật lý của nó. Mặt trong hốc tinh thể là lớp boron được cấy ion với bề dày 0,3 μm. Đây là lớp p+
được nối với cực âm của nguồn điện. Mặt trên cùng của tinh thể có phủ hai lớp vật liệu, trong đó lớp trên là kapton 0,1 mm và lớp dưới là mylar được kim loại hóa với bề dày 0,06 mm. Tinh thể germanium đặt trong một hộp kín bằng nhôm và ghép cách điện với que tản nhiệt bằng đồng.
Để tải bản DOC Đầy Đủ xin Trả lời bài viết này, Mods sẽ gửi Link download cho bạn sớm nhất qua hòm tin nhắn.
Tóm tắt nội dung:
10 MeV và 10 trong sốnhững photon này đến được detector. Tiếp theo, giả sử photon thứ nhất (và bất kỳ photon con cháu nào
của nó được tạo ra trong detector) để lại 1 keV trong detector trước khi rời khỏi nó, photon thứ hai để
lại 2 keV, và cho đến photon thứ 10 để lại 10 keV. Khi đó độ cao xung ở detector sẽ là 1 xung trong
khoảng chia năng lượng 1 keV, 1 xung trong khe năng lượng 2 keV, cho đến 1 xung trong khoảng chia
năng lượng 10 keV.
Khi đánh giá độ cao xung tương tự bằng MCNP5 ô nguồn được cho một khoảng năng lượng nhân
với trọng số của hạt nguồn. Nếu hạt đi ngang qua một mặt thì năng lượng nhân với trọng số của hạt
được trừ khỏi đi năng lượng tích lũy của ô mà nó rời khỏi và cộng với năng lượng tích lũy của ô mà nó
đi vào. Năng lượng là động năng của hạt cộng với 2m0c
2 = 1,022 MeV nếu hạt là positron. Ở cuối mỗi
quá trình, năng lượng tích lũy trong mỗi ô đánh giá được chia cho trọng số nguồn. Năng lượng nhận
được khi đó sẽ xác định số ghi được đặt vào khoảng chia năng lượng phù hợp. Giá trị của số ghi là
trọng số nguồn đối với đánh giá F8. Giá trị số ghi này bằng 0 nếu không có hạt nào đi vào ô trong suốt
quá trình mô phỏng.
Khi đánh giá độ cao xung được sử dụng với các khoảng chia năng lượng cần lưu ý các số
đếm âm từ quá trình không tương tự và các số ghi 0 gây nên do hạt đi qua ô được đánh giá độ cao xung
nhưng không để lại năng lượng. Trong một số chương trình những sự kiện này gây nên các đóng góp
lớn vào số ghi độ cao xung ở khoảng chia năng lượng nhỏ nhất. Và trong một số chương trình khác lại
không có đóng góp nào từ chúng được thực hiện. MCNP5 dung hòa điều này bằng cách đếm những sự
kiện trên trong khoảng chia 0 và khoảng chia epsilon để những số ghi này có thể được tách ra. Các
electron truyền va chạm (knock – on electrons) được mô phỏng trong MCNP5 là không tương tự vì sự
mất mát năng lượng được bao gồm trong tỉ suất mất mát năng lượng tán xạ nhiều lần chứ không được
trừ đi ở mỗi sự kiện va chạm. Vì vậy, các electron truyền va chạm có thể gây nên các số ghi âm độ cao
xung năng lượng. Những số ghi này sẽ được đặt trong khoảng chia năng lượng 0. Một trường hợp khác
là phân biệt giữa các sự kiện các hạt không đi vào ô và các hạt đi vào ô nhưng không để lại năng lượng.
Trong MCNP, điều này được thực hiện bằng tạo ra mất mát năng lượng tùy ý đủ nhỏ cho các hạt chỉ đi
qua ô và sẽ xuất hiện trong khoảng chia năng lượng zero.
1.2.3.5. Cấu trúc của chương trình
Phần quan trọng để vận hành một chương trình MCNP5 chính là input. Trong file này các thông
số như cấu hình hệ đo, thời gian gieo hạt, số hạt cần gieo, các thông số chính xác của nguồn được khai
báo. Qua các thông số nhận được, MCNP5 sử dụng thư viện số liệu hạt nhân và các quá trình tính toán,
gieo số ngẫu nhiên tuân theo quy luật phân bố, ghi lại sự kiện lịch sử phát ra từ nguồn cho đến hết thời
gian sống của nó. Khả năng mô tả hình học ba chiều của MCNP5 là rất tốt, input chuẩn được chia ra
làm 3 phần là định nghĩa ô, định nghĩa mặt và định nghĩa vật liệu chúng được ngăn cách nhau bằng các
dòng trống. Định nghĩa ô dựa các mặt biên được liên kết lại với nhau tạo thành và được lấp đầy vật
chất đồng nhất tương ứng. Định nghĩa mặt là các dạng toàn phương liên kết tạo thành các ô. Trong định
nghĩa dữ liệu cần khai báo nguồn, vật liệu cấu tạo các ô, loại đánh giá cần tính toán, số hạt gieo,
độ quan trọng của các ô.
Cấu trúc input trong MCNP5 được trình bày như sau:
+ Các dòng thông báo (tùy ý)
……………………………………………..(dòng trống).
+ Một dòng thông báo tên bài toán
+ Định nghĩa các ô.
……………………………………………..(dòng trống).
+ Định nghĩa các mặt.
……………………………………………..(dòng trống).
+ Định nghĩa dữ liệu.
1.3. Phương pháp mô phỏng trong nghiên cứu hệ phổ kế gamma
Cùng với sự phát triển của các máy tính điện tử, các phương pháp Monte Carlo ngày càng được
áp dụng rộng rãi trong các nghiên cứu khoa học và công nghệ hạt nhân. Trong nghiên cứu hệ phổ kế
gamma và các đặc trưng của detector đã có nhiều chương trình đáng tin cậy sử dụng phương pháp
Monte Carlo để đánh giá các đặc trưng của hệ phổ kế tiêu biểu như các phần mềm EGS4 (Nelson et al.
1985, Stanford Linear Accelerator Center), GEANT (R. Brun et al. 1986, CERN Data Handling
Division, Geneva), CYLTRAN (Halbleib và Mehlhorn, 1986, Integrates Tiger Series), MCNP (J.F.
Briesmeister, 1997, Los Alamos National Laboratory Report, LA-12625-M), GESPECOR (O. Sima và
D. Arnold, 2000), DETEFF (Cornejo Diaz và D. Pérez Sánchez,1998; Jurado Vargas et al., 2002),
PENELOPE (PENetration and Energy LOss of Photon and Electrons, Salvat et al., 2003). Thông qua
đó người sử dụng có thể mô phỏng lại hệ đo của mình và từ đó đánh giá các đặc trưng mong muốn.
Đa số các công trình nghiên cứu về hệ phổ kế gamma và các đặc trưng của detector đều tập trung
vào các vấn đề liên quan đến mô phỏng hàm đáp ứng, sử dụng mô phỏng trong việc hỗ trợ tính toán
hiệu suất đối với các dạng hình học nguồn và mẫu khác nhau, khảo sát hiệu suất theo năng lượng, theo
khoảng cách, hiệu chỉnh trùng phùng tổng đối với gamma phân rã nhiều tầng, hiệu chỉnh tự hấp thụ đối
với hình học nguồn và mẫu thể tích. Vấn đề quan trọng khi thực hiện bài toán mô phỏng là phải có bộ
số liệu đầu vào về kích thước hình học cũng như cấu trúc và thành phần vật liệu được mô tả càng giống
thực tế càng tốt. Sự đúng đắn này được kiểm chứng bằng cách so sánh kết quả tính toán với số liệu
thực nghiệm của các nguồn chuẩn phóng xạ. Phần dưới đây sẽ liệt kê vắn tắt một số công trình tiêu
biểu liên quan đến việc ứng dụng phương pháp mô phỏng Monte Carlo để nghiên cứu detector bán dẫn
germanium siêu tinh khiết.
1.3.1. Các nghiên cứu trên thế giới
Năm 1992, một chương trình tính toán mang tên MAR được viết bởi nhóm tác giả Bertolo,
Manduchi và Manuchi [10] dựa trên phương pháp Monte Carlo dùng để tính toán hoạt độ của mẫu
phóng xạ trong hộp dạng Marinelli với detector. Các dung dịch chuẩn để kiểm tra gồm 57Co, 134Cs,
137Cs, 88Y và 65Zn được đổ vào hộp Marinelli thể tích 3 lít. Kết quả cho thấy sự phù hợp giữa tính toán
mô phỏng và thực nghiệm. Từ đó ứng dụng trong phân tích định lượng phóng xạ vết các nguyên tố 40K,
235U, và 228Th cùng con cháu của chúng trong nhiều mẫu nước và bùn.
Năm 1993, Haase, Tait và Wiechen [22] đã triển khai mô phỏng Monte Carlo đối với hệ phổ kế
gamma cho phép tính toán quãng đường đi của photon trong nguồn và detector cũng như hiệu suất toàn
phần. Từ đó đánh giá hệ số hiệu chỉnh tự hấp thụ và trùng phùng tổng. Việc tính toán được thực hiện
khi cho biết kích thước và vị trí tương đối của nguồn với detector, cũng như hiệu suất phát gamma
tương ứng. Hệ số hiệu chỉnh trùng phùng tổng đối với các nguồn 22Na, 57Co, 60Co và 88Y dạng trụ và
Marinelli phù hợp tốt với kết quả thí nghiệm hay với mô hình tính toán khác. Đường cong hiệu suất
toàn phần và quã...