Chia sẻ cho các bạn link tải đồ án
MỞ ĐẦU
Kể từ khi kỷ nguyên hạt nhân bắt đầu, việc quản lý cũng như xử lý chất thải
phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân là vấn đề cấp bách được các nước trên thế giới
quan tâm đặc biệt.
Tuy nhiên, thách thức lớn nhất hiện nay là tìm cách cất giữ và xử lý chất thải
trong các thùng kín lớn được tạo ra chủ yếu từ nhà máy điện hạt nhân sao cho thích
hợp với từng quốc gia, bởi chất thải hạt nhân chứa những đồng vị phóng xạ có hoạt
độ khác nhau và chu kì bán rã có thể lên đến hàng triệu năm. Do đó nhằm đảm bảo
các quy định về an toàn phóng xạ, chất thải phóng xạ không thể thải trực tiếp ra môi
trường mà cần xác định các đồng vị phóng xạ có trong chất thải và phân loại
chúng theo hoạt độ để có cách xử lý một cách phù hợp.
Ngày nay trong nước cũng như trên thế giới có nhiều công trình khoa học đề
cập đến vấn đề khảo sát hoạt độ phóng xạ trong thùng rác thải. Mục đích của việc
khảo sát là nhận biết được các gamma đặc trưng của các đồng vị phóng xạ, xác định
hoạt độ phóng xạ và thêm vào đó là thực hiện đo đạc càng nhanh càng tốt.
Các hệ đo sử dụng hệ phổ kế đa kênh đo gamma có thể kiểm tra thành phần
thùng rác thải gồm có những chất phóng xạ nào dựa vào các đỉnh năng lượng đặc
trưng gamma trên phổ của chúng và kiểm tra hoạt độ của thùng dựa vào số đếm đầu
dò ghi nhận được ứng với từng đỉnh.
Sai số của phép đo không chỉ phụ thuộc vào nguồn và chất độn trong thùng mà
còn phụ thuộc vào kỹ thuật nào được sử dụng. Cho đến nay, có rất nhiều kỹ thuật
phân tích và nổi bật trong số đó là ba kỹ thuật với độ tin cậy cao:
- Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma (Tomographic Gamma Scanning
Technique – TGS);
- Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất (Two Identical Detectors
Technique);
- Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (Segmented Gamma Scanning
Technique – SGS).
Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh
Thuận sẽ được vận hành thương mại. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt
nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, được chứa trong các thùng
kín lớn, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lí và quản lí chất thải hạt nhân ở
quy mô lớn. Trước nhu cầu cần thiết trên, tui chọn đề tài: “Tính toán phân bố của
đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn”.
Mục tiêu của luận văn là: xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ, sau đó
tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt độ của chúng tại một số
vị trí trong thùng thải, từ đó có thể phát triển hệ đo thùng thải phóng xạ.
Đối tượng nghiên cứu là thùng thải thể tích 200 lít, bên trong có đặt hai tấm
mút xốp để cố định các ống nhựa, nguồn phóng xạ là
60
Co và
137
Cs, dùng đầu dò
NaI(Tl) 7,62cm × 7,62cm đặt trong ống chuẩn trực chì.
Phương pháp nghiên cứu bao gồm đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét
gamma phân đoạn để xác định phân bố của các nguồn chuẩn và tính toán hoạt độ
của nguồn từ đường chuẩn hiệu suất được xây dựng bằng chương trình
PENELOPE.
Nội dung của luận văn được trình bày trong 3 chương:
Chương 1: Trình bày tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước và thế giới về
một số kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một số phương pháp gamma
không phá huỷ mẫu và giới thiệu về sự truyền bức xạ gamma qua vật chất.
Chương 2: Trình bày chi tiết cấu tạo và công dụng của các bộ phận trong hệ
đo thùng thải phóng xạ và giới thiệu sơ lược về cơ sở dữ liệu và các tập tin dữ liệu
cho quá trình mô phỏng của chương trình PENELOPE.
Chương 3: Xác định vị trí, nhận diện và xác định hoạt độ của đồng vị phóng
xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng thải.
Do Drive thay đổi chính sách, nên một số link cũ yêu cầu duyệt download. các bạn chỉ cần làm theo hướng dẫn.
Password giải nén nếu cần: ket-noi.com | Bấm trực tiếp vào Link để tải:
MỞ ĐẦU
Kể từ khi kỷ nguyên hạt nhân bắt đầu, việc quản lý cũng như xử lý chất thải
phóng xạ từ nhà máy điện hạt nhân là vấn đề cấp bách được các nước trên thế giới
quan tâm đặc biệt.
Tuy nhiên, thách thức lớn nhất hiện nay là tìm cách cất giữ và xử lý chất thải
trong các thùng kín lớn được tạo ra chủ yếu từ nhà máy điện hạt nhân sao cho thích
hợp với từng quốc gia, bởi chất thải hạt nhân chứa những đồng vị phóng xạ có hoạt
độ khác nhau và chu kì bán rã có thể lên đến hàng triệu năm. Do đó nhằm đảm bảo
các quy định về an toàn phóng xạ, chất thải phóng xạ không thể thải trực tiếp ra môi
trường mà cần xác định các đồng vị phóng xạ có trong chất thải và phân loại
chúng theo hoạt độ để có cách xử lý một cách phù hợp.
Ngày nay trong nước cũng như trên thế giới có nhiều công trình khoa học đề
cập đến vấn đề khảo sát hoạt độ phóng xạ trong thùng rác thải. Mục đích của việc
khảo sát là nhận biết được các gamma đặc trưng của các đồng vị phóng xạ, xác định
hoạt độ phóng xạ và thêm vào đó là thực hiện đo đạc càng nhanh càng tốt.
Các hệ đo sử dụng hệ phổ kế đa kênh đo gamma có thể kiểm tra thành phần
thùng rác thải gồm có những chất phóng xạ nào dựa vào các đỉnh năng lượng đặc
trưng gamma trên phổ của chúng và kiểm tra hoạt độ của thùng dựa vào số đếm đầu
dò ghi nhận được ứng với từng đỉnh.
Sai số của phép đo không chỉ phụ thuộc vào nguồn và chất độn trong thùng mà
còn phụ thuộc vào kỹ thuật nào được sử dụng. Cho đến nay, có rất nhiều kỹ thuật
phân tích và nổi bật trong số đó là ba kỹ thuật với độ tin cậy cao:
- Kỹ thuật chụp cắt lớp gamma (Tomographic Gamma Scanning
Technique – TGS);
- Kỹ thuật dùng hai đầu dò đồng nhất (Two Identical Detectors
Technique);
- Kỹ thuật quét gamma phân đoạn (Segmented Gamma Scanning
Technique – SGS).
Dự kiến đến năm 2020, tổ máy đầu tiên của Nhà máy điện hạt nhân Ninh
Thuận sẽ được vận hành thương mại. Quá trình hoạt động của các lò phản ứng hạt
nhân này sinh ra một lượng rác thải phóng xạ đáng kể, được chứa trong các thùng
kín lớn, và chúng ta sẽ phải đối mặt với vấn đề xử lí và quản lí chất thải hạt nhân ở
quy mô lớn. Trước nhu cầu cần thiết trên, tui chọn đề tài: “Tính toán phân bố của
đồng vị phóng xạ trong thùng thải bằng phương pháp quét gamma phân đoạn”.
Mục tiêu của luận văn là: xác định tên và vị trí các đồng vị phóng xạ, sau đó
tiến hành xây dựng đường chuẩn hiệu suất để tính toán hoạt độ của chúng tại một số
vị trí trong thùng thải, từ đó có thể phát triển hệ đo thùng thải phóng xạ.
Đối tượng nghiên cứu là thùng thải thể tích 200 lít, bên trong có đặt hai tấm
mút xốp để cố định các ống nhựa, nguồn phóng xạ là
60
Co và
137
Cs, dùng đầu dò
NaI(Tl) 7,62cm × 7,62cm đặt trong ống chuẩn trực chì.
Phương pháp nghiên cứu bao gồm đo đạc thực nghiệm bằng phương pháp quét
gamma phân đoạn để xác định phân bố của các nguồn chuẩn và tính toán hoạt độ
của nguồn từ đường chuẩn hiệu suất được xây dựng bằng chương trình
PENELOPE.
Nội dung của luận văn được trình bày trong 3 chương:
Chương 1: Trình bày tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước và thế giới về
một số kỹ thuật kiểm tra chất thải phóng xạ bằng một số phương pháp gamma
không phá huỷ mẫu và giới thiệu về sự truyền bức xạ gamma qua vật chất.
Chương 2: Trình bày chi tiết cấu tạo và công dụng của các bộ phận trong hệ
đo thùng thải phóng xạ và giới thiệu sơ lược về cơ sở dữ liệu và các tập tin dữ liệu
cho quá trình mô phỏng của chương trình PENELOPE.
Chương 3: Xác định vị trí, nhận diện và xác định hoạt độ của đồng vị phóng
xạ được thả ngẫu nhiên vào thùng thải.
Do Drive thay đổi chính sách, nên một số link cũ yêu cầu duyệt download. các bạn chỉ cần làm theo hướng dẫn.
Password giải nén nếu cần: ket-noi.com | Bấm trực tiếp vào Link để tải:
You must be registered for see links