luan an tien si vat ly, ,chuyen nganh, vat ly hat nhan,phuong phap, k0 trong phan tich, kich hoat, neutron, trong vung, nang luong, thap , huynh truc phuong

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ 
 CHUYÊN NGÀNH: VẬT LÝ HẠT NHÂN
MÃ SỐ: 1.02.03


PHƯƠNG PHÁP K0 TRONG PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON TRONG VÙNG NĂNG LƯỢNG THẤP 

 Cán bộ hướng dẫn khoa học: PGS.TS. MAI VĂN NHƠN 

Nghiên cứu sinh: HUỲNH TRÚC PHƯƠNG 

MỞ ĐẦU

Kỹ thuật phân tích kích hoạt neutron lò phản ứng dùng phương pháp chuẩn hóa k0INAA đã được A. Simonits [10] đề xuất từ 1975, sau đó F. De Corte [25] đã nghiên cứu phát triển phương pháp này từ năm 1987 và cho đến nay các nhà phân tích kích hoạt cũng còn đang nghiên cứu phát triển nhằm hoàn thiện kỹ thuật phân tích này hơn như: Kỹ thuật phân tích kích hoạt tia gamma tức thời (PGNAA), kỹ thuật phân tích tia gamma vùng năng lượng thấp (LEPD), v.v…

Cho đến nay phương pháp chuẩn hóa k0-INAA đã được phát triển và áp dụng phân tích mẫu trong nhiều lĩnh vực khi mẫu đã kích hoạt được đo thông qua hệ phổ kế gamma với detectơ Ge (Li) Hoặc HPGe. Tuy nhiên, các loại detectơ này có hiệu suất giảm nhanh đối với tia gamma có năng lượng thấp dưới 100 keV và phổ tia gamma thường rất phức tạp trong vùng năng lượng này. Như vậy, theo nguyên tắc độ nhạy và độ chính xác sẽ giảm đi khi ta xác định hàm lượng các nguyên tố được đo thông qua các hạt nhân phát tia gamma năng lượng thấp, đặc biệt đối với các nguyên tố đất hiếm.

Tầm quan trọng cho việc xác định hàm lượng các nguyên tố đất hiếm liên quan đến nhiều lĩnh vực như: Địa chất học, địa hóa học, khoáng vật học và môi trường. Để tăng độ chính xác cho phép phân tích tia gamma vùng năng lượng thấp thì việc hiệu chỉnh vài hiệu ứng là cần thiết và đáng được nghiên cứu. Luận án này nhằm mục đích hoàn thiện phương pháp chuẩn hóa k0INAA qua việc nghiên cứu phân tích chính xác hàm lượng nguyên tố phát tia gamma vùng năng lượng thấp. Trong luận án này chúng tôi quan tâm đến vùng năng lượng từ 40 đến 400 keV được đo bởi detectơ HPGe. Đối tượng nghiên cứu là các nguyên tố đất hiếm thuộc nhóm lanthanide, tantalum, thorium và uranium trong bảng hệ thống tuần hoàn.

Để đo chính xác cường độ tia gamma vùng năng lượng quan tâm ở trên thì bài toán hiệu chỉnh các thông số trong phương trình cơ bản của phép phân tích kích hoạt neutron dùng kỹ thuật chuẩn hóa k0-INAA cần được nghiên cứu, các thông số cần hiệu chỉnh bao gồm hiệu chỉnh sự tự hấp thụ tia gamma trong mẫu và chuẩn, hiệu chỉnh trùng phùng thực, hiệu chỉnh các hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt, hiệu chỉnh các phản ứng nhiễu, đặc biệt là hiệu chỉnh sự chồng chập đỉnh tia X và tia gamma.

Hiệu chỉnh sự tự hấp thụ tia gamma trong mẫu đã được nhiều tác giả tính toán nhưng chỉ áp dụng cho mẫu thể tích, trong đó F. De Corte [25] tính cho mẫu có dạng dây và lá. Tuy nhiên khi áp dụng phương pháp này để hiệu chỉnh tự hấp thụ tia gamma năng lượng thấp thì không còn đúng nữa và ta cần phải nghiên cứu thêm. Hiệu chỉnh trùng phùng thực cũng được F. De Corte đề cập nhưng chỉ quan tâm sự trùng phùng giữa tia gamma-gamma và gamma-KX đối với các nguyên tố có bậc số Z ≥ 72, tức là từ nguyên tố Hf trở về sau, và sau đó được M. C.

Freitas và F. De Corte [30] phát triển và xây dựng công thức tính hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực (COI) Có chú ý đến trùng phùng giữa tia gamma-LX khi đo mẫu kích hoạt bằng detectơ LEGe. M. C. Freitas đã viết chương trình tính hệ số COI bằng ngôn ngữ Fortran 77, tuy nhiên chương trình tính của M. C. Freitas không linh động cho người sử dụng và chúng ta cũng không dễ dàng có chương trình này.

Hiệu chỉnh hệ số tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt của molybdenum (Mo) Được M. C. Freitas [58] xác định bằng thực nghiệm, J. Salgado [46-48] và I. F Goncalves [41-43] tính lại bằng phương pháp Monte Carlo với kết quả sai lệch khá cao. Nhìn chung, các hiệu chỉnh trên đã được nhiều tác giả thực hiện bằng nhiều phương pháp khác nhau như phương pháp Monte-Carlo, phương pháp thực nghiệm, v, v…, tuy nhiên các phương pháp này đòi hỏi tốn nhiều thời gian và công sức. Trên vấn đề hiệu chỉnh này chúng tôi tính toán lại các thông số hiệu chỉnh bằng các công thức đơn giản và nhanh chóng hơn.

Luận án bao gồm 5 chương, trong đó:

 Chương 1: Tổng quan cơ sở lý thuyết trong phân tích kích hoạt neutron dùng kỹ thuật chuẩn hóa k0-INAA. Các vấn đề tồn tại và hướng nghiên cứu tiếp theo cũng được trình bày trong chương này.

 Chương 2: Phương tiện chiếu xạ và thiết bị ghi bức xạ. Khảo sát các đặc trưng của hệ thống phân tích kích hoạt neutron tại hai lò phản ứng hạt nhân: Đà Lạt (Việt Nam) Và JRR-3, Tokai (Nhật Bản). Thực nghiệm xác định nhiệt độ neutron tại kênh chiếu xạ, thực nghiệm xác định đường cong hiệu suất và tỉ số P/T của detectơ theo năng lượng tia gamma.

Chương 3 trình bày các phương pháp lựa chọn vật liệu thích hợp dùng làm chất so sánh và tính toán các hệ số hiệu chỉnh như tự che chắn neutron nhiệt và trên nhiệt, hiệu chỉnh tự hấp thụ tia gamma trong vật liệu, v, v…

Chương 4 trình bày chi tiết các hiệu ứng trùng phùng thực cho trường hợp trùng phùng giữa gamma-gamma, gamma-KX và gamma-LX. Một chương trình tính hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực có tên là COIPro đã được viết bằng ngôn ngữ C# và tính được cho hai hệ phổ kế tia gamma tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và tại lò phản ứng hạt nhân JRR-3, Tokai. Phép đo thực nghiệm xác định hệ số hiệu chỉnh COI cũng được trình bày trong chương này.

 Chương 5, áp dụng các thông số đã tính toán cũng như thực nghiệm vào việc xác định hàm lượng các nguyên tố đất hiếm, tantalum, thorium và uranium trong các mẫu chuẩn. Phép đo thực nghiệm này được thực hiện tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và lò phản ứng hạt nhân JRR-3, Tokai. Cuối cùng là phần kết luận: Nêu lên các kết quả chính, các đóng góp mới của luận án, ý nghĩa khoa học, ý nghĩa thực tiễn và các vấn đề cần tiếp tục nghiên cứu.

---------------------------------------------

MỤC LỤC

LỜI CAM ĐOAN

LỜI CẢM ƠN

LIỆT KÊ CÁC KÝ HIỆU

DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

MỞ ĐẦU

CHƯƠNG 1: TỔNG QUAN VỀ PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON

1.1 Lịch sử phát triển của phân tích kích hoạt neutron

1.2 Chuẩn hóa phân tích kích hoạt neutron

1.2.1 Phương trình kích hoạt (theo qui ước Hogdahl)

1.2.2 Phương pháp chuẩn hóa tuyệt đối

1.2.3 Phương pháp chuẩn hóa tương đối

1.2.4 Phương pháp chuẩn hóa đơn nguyên tố

1.2.5 Phương pháp chuẩn hóa k

1.3 Các phương pháp thực nghiệm cho việc xác định các thông số lò phản ứng

1.3.1 Thực nghiệm xác định hệ số lệch phổ

1.3.2 Thực nghiệm xác định hệ số f (qui ước Hogdahl)

1.3.3 Xác định chỉ số thay đổi phổ neutron 0 n T/ T) (r và nhiệt độ neutron Tn

1.4 Hiệu chỉnh các phản ứng nhiễu

1.5 Các vấn đề tồn tại và hướng nghiên cứu tiếp theo

1.5.1 Các vấn đề đã nghiên cứu và tồn tại

1.5.2 Hướng nghiên cứu tiếp theo

CHƯƠNG 2: PHƯƠNG TIỆN CHIẾU XẠ VÀ THIẾT BỊ GHI BỨC XẠ

2.1 Lò phản ứng nghiên cứu JRR-3, Tokai (Nhật Bản)

2.1.1 Vị trí chiếu xạ

2.1.2 Hệ phổ kế tia gamma

2.1.3 Thực nghiệm xác định hiệu suất của detector

2.1.4 Thực nghiệm khảo sát tỉ số P/ T

2.2 Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

2.2.1 Vị trí chiếu xạ

2.2.2 Hệ phổ kế tia gamma

2.2.3 Thực nghiệm xác định hiệu suất của detector HPGe

2.2.4 Khảo sát đường cong P/ T của detector HPGe

2.3 Kết luận chương

CHƯƠNG 3: NGHIÊN CỨU LỰA CHỌN VẬT LIỆU LÀM MONITOR VÀ TÍNH TOÁN CÁC HỆ SỐ HIỆU CHỈNH CỦA CHÚNG

3.1 Lựa chọn vật liệu làm monitor

3.1.1 Tiêu chuẩn lựa chọn

3.1.2 Chọn lựa vật liệu

3.2 Tính các hệ số tự che chắn neutron

3.2.1 Tính hệ số tự che chắn neutron nhiệt

3.2.2 Tính hệ số tự che chắn neutron trên nhiệt

3.3 Tính các hệ số tự hấp thụ tia gamma và hiệu chỉnh cường độtia gamma

3.3.1 Monitor có dạng tấm

3.3.2 Monitor có dạng hình dây ngắn hoặc trụ

3.4 Kết luận chương

CHƯƠNG 4: HIỆU CHỈNH TRÙNG PHÙNG THỰC

4.1 Tổng quan về cơ sở nghiên cứu

4.2 Hiệu ứng trùng phùng thực

4.2.1 Các khái niệm cơ bản

4.2.2 Các vạch tia X từ phép biến hoán trong

4.2.3 Các tia X phát ra từ việc bắt electron

4.2.4 Tính toán hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực cho trường hợpđơn giản

4.3 Công thức tổng quát cho hiệu chỉnh trùng phùng thực

4.3.1 Tính toán các hệ số trùng phùng thực liên quan đến biến hoántrong của e

4.3.2 Tính toán các hệ số trùng phùng thực liên quan đến quá trìnhbắt e

4.3.3 Công thức tính hệ số trùng phùng tổng SI [A] cho trường hợptổng quát

4.4 Xây dựng chương trình tính toán hệ số COI

4.4.1 Các dữ liệu đầu vào (input data)

4.4.2 Các dữ liệu xuất (output data)

4.5 Áp dụng chương trình tính hệ số COI cho các đồng vị kích hoạt

4.6 Thực nghiệm xác định hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực COIcủa các nguyên tố đất hiếm

4.7 Kết luận chương

CHƯƠNG 5: ÁP DỤNG PHÂN TÍCH NỒNG ĐỘ NGUYÊN TỐ TRONG CÁC MẪU CHUẨN

5.1 Phân tích kích hoạt tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

5.1.1 Hiệu chỉnh các phổ nhiễu

5.1.3 Hiệu chỉnh trùng phùng thực

5.1.4 Kết quả phân tích và so sánh với giá trị chứng nhận

5.2 Phân tích kích hoạt tại lò phản ứng hạt nhân JRR-3, Tokai

5.3 Chuẩn hóa “chondrite”

5.4 Kết luận chương

KẾT LUẬN VÀ HƯỚNG PHÁT TRIỂN

-----------------------------------------------

TÀI LIỆU THAM KHẢO

  TIẾNG VIỆT

[1] Huỳnh Trúc Phương và Mai Văn Nhơn (2007), Tuyển tập báo cáo Hội nghị KH&CN Hạt nhân toàn quốc lần VII-Đà nẳng (8/2007) tr.51-54.

[2] Huỳnh Trúc Phương và Mai Văn Nhơn (2005), Tuyển tập báo cáo Hội nghị Khoa học & Công nghệ Hạt nhân lần VI, Đà Lạt 10/2005, tr. 61-65.

[3] Hồ Mạnh Dũng (2003), Nghiên cứu phát triển phương pháp k-zero trong phân tích kích hoạt nơtrôn lò phản ứng hạt nhân cho xác định đa nguyên tố, Luận án tiến sĩ, ĐH KHTN Tp.HCM, tr.85.

[4] Trần Văn Hùng (2005), Nghiên cứu điều kiện chiếu xạ neutron cho phân tích kích hoạt và chế tạo đồng vị phóng xạ tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, Luận án Tiến sĩ, ĐH KHTN Tp.HCM, tr.49-54.

[5] H. T. Phuong, M. V. Nhon, V.T.T. Trang and E. Ishitsuka (2009), Application of Pade Approximation for Calculation Of Epithermal Neutron Self-Shielding Factors Of Some Materials Dealing With Doppler Broadening Effects, Applied Radiation and Isotopes 68, pp.1177-1179.

[6] Huỳnh Trúc Phương, Mai Văn Nhơn, Đặng Nguyên Tuấn và V.T. Thu Trang, Tính toán và thực nghiệm xác đỊnh hệ số hiệu chỉnh trùng phùng thực cho vài đồng vị đất hiếm, Hội nghị KH&CN Hạt nhân toàn quốc lần VIII-Nha Trang 22-23/08/2009, tr.106. .[7] Huỳnh Trúc Phương và Mai Văn Nhơn (2007), Áp dụng phương pháp chuẩn hóa k0-INAA phân tích hàm lượng nguyên tố Sm và La trong mẫu bụi có tính đến việc hiệu chỉnh trùng phùng thực, Tạp chí Phát triển KH&CN, Vol.10, tr.35-39.

[8] Truc Phuong HUYNH, Yoshitomo INABA, Takuya ISHIDA, Kohji ISHIKAWA, Katsuyoshi TATENUMA and Etsuo ISHITSUKA, Study on 99 Mo Production by Mo-Solution Irradiation Method (3)-Activation Analysis of Irradiation Target-, Journal of JAEA-Technology, No.2009-039

TIẾNG ANH

[9] A. Goswami et.al (2007), J. Nucl. Radiochem. Sci., Vol.8, No.1, pp.25-30.

[10] A. Simonits and F. De Corte (1975), J. Radioanal. Chem., Vol.24, pp. 31.

[11] A. Simonits, F. De Corte, A. De Wispelaere and J. Hoste (1987), J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.113, pp.187.

[12] A. Simonits, L. Moens, F. De Corte, A. De Wispelaere and J. Hoste (1980), J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.60, pp.461-516.

[13] Anders and Grevesse (1989), Abundances of the elements: meoteric and solar, Geochimica et Cosmochimica Acta, Vol.53, pp.197-214.

[14] C. D. Vu (2008), Study and Experiment on the k0-Standardization Method for INAA by Using k0-IAEA software, Technique Report, JAEA-2008-019.

[15] C. H. Westcott, W.H. Walker and T.K. Alexander (1958), Effective Cross Section and Cadmium Ratios for Neutron Spectra of Thermal Reactors, 2nd  Geneva Conference A/CONF. 15/P1202.

[16] C. H. Westcott (1962), Effective Cross Section Values for Well-Moderated Thermal Reactor Spectra, Report CRRP-960 of the Atomic Energy of Canada Limited, November 1, 1960 ( Reprinted 1962).

[17] D. De Soete, R. Gijbels and J. Hoste (1972), Neutron Activation Analysis, John Wiley&Sons Inc., N.Y, pp.459.

[18] De Corte F. et al (1991), Anal. Chim. Acta 254, pp.127-143.

[19] D. S. Andreev, K.I. Erokhina, V.S. Zvonov and I. Kh. Lemberg (1972), Consideration of cascade transitions in determining the absolute yield of gamma rays, Pribory i Tekhnika Eksperimenta N°5, p.63-65-UDC 539-108.

[20] D. S. Andreev, K.I. Erokhina, V.S. Zvonov and I. Kh. Lemberg (1973), Determination of the γ-detection efficiency in energy peaks by means of nuclides having a complicated decay scheme in close-geometry conditions, Izvestiya Akademii Nauk SSSR. Seriya Fizicheskaya, Vol 37 N°8 p.1609-1612

[21] D. S. Andreev and K.I. Erokhina (1972), Instrum.& Exp. Tech., Vol.25, pp.1358. -117-[22] E. Browne and R.B. Firestone (1986), Table of Radioactive Isotopes, John Wiley& Sons Inc., New York (CD-ROM).

[23] E. H. K. Akaho (2002), Applied Radiation and Isotopes, Vol.57, pp.265-273.

[24] E. M. Gryntakis and J. I. Kim (1974), J. Inorg. Nucl. Chem., Vol.36, pp.1447-1452.

[25] F. De Corte (1987), The k0-Standardization Method: A move to the optimization of Neutron Activation Analysis, PhD Thesis, GENT University.

[26] F. De Corte, L. Moens, S. Jovanovic, A. Simonits and A. De Wispelaere (1986),  J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.102, pp.37-57.

[27] F. De Cote, A. Simonits, A. De Wispelaere and E. Elek (1989), J. Radioanal. Nucl. Chem., Articles, Vol.133, No.1, pp.3-41.

[28] F. De Corte and A. Simonits (2003), Atomic Data and Nuclear Data Tables, Vol.85, pp.47-67.

[29] F. De Corte and M. C. Freitas (1990), Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A299, pp.335-343.

[30] F. De Corte and M. Carmo Freitas (1992), J. Radioanal. and Nucl. Chem., Vol.160, No.1, pp.253-267.

[31] F. De Corte et al.(1993), J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.169, No.1, pp.125-158.

[32] F. Girardi, G. Guzzi and J. Pauli (1965), Anal. Chem., Vo.37, No.9, pp.1085.

[33] F. Sasajima et al.(2000), The Verification of Neutron Activation Analysis Support System, JAERI-Tech-2000-073.

[34] G. J. McCallum and G. E. Coote (1975), Nucl. Instr. Meth. Phys. Res., Vol.130, pp.189.

[35] G. M. Roe (1954), The Absorption of Neutron in Doppler Broadened Resonances, KAPL-1241, pp.39

[36] H. Goldstein, J. A. Harvey, J. S. Story and C. M. Westcott (1961), Recommended Definitions for Resonance Integral Cross Sections, Report EANDC-12. -118-[37] H. Marcussen (2007), Contents and Risks of Potentially Toxic Elements in Waterwaste-fed Food Production systems in Southeast Asia, PhD Thesis, Univ. Copenhagen, pp.68.

[38] http://www.rsphysse.anu.edu.au/nuclear/biricc

[39] http://nucleardata.nuclear.lu.se/nucleardata/toi/

[40] http://www.jimfitz.demon.co.uk/fitzpeak.htm

[41] I. F Goncalves, J. Salgado and E. Martinho (2002), Applied Radiation and Isotopes, Vol.56, pp. 945-951.

[42] I. F Goncalves, E. Martinho and J. Salgado (2001), Applied Radiation and Isotopes, Vol.55, pp. 447-451.

[43] I. F Goncalves, E. Martinho and J. Salgado (2001), Radiation Physics and Chemistry, Vol.61, pp. 461-462.

[44] D. De Soete, R. Gijbels and J. Hoste (1972), Neutron Activation Analysis, John Wiley&Sons Inc., pp.97

[45] I. Kawabe et.al (1994), Geochemical Journal, Vol.28, pp.19-29.

[46] J. Salgado, E. Martinho and I. F Goncalves (2004), Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol.260, No.2, pp. 317-320.

[47] J. Salgado, I. F Goncalves and E. Martinho (2004), Applied Radiation and Isotopes, Vol.60, pp. 677-681.

[48] J. Salgado, I. F Goncalves and E. Martinho (2003), Applied Radiation and Isotopes, Vol.58, pp. 371-375.

[49] Jae Choon Yang (1979), J. Korean Nuclear Society, Vol.11, No.1, pp.21-27.

[50] Jarmo J. Ala-Heikkila (1994), Coincidence Correction in SHAMAN for Environmental Measurements, Report TKK-F-C166, Helsinki Univ., Finnish.

[51] K. Debertin and U. Schotzig (1979), Nucl. Instr. Meth. Phys. Res., Vol.158, pp.471.

[52] K. Debertin and R.G. Helmer (1988), Gamma and X-rays Spectrometry with Semi-conductor Detector, North Holland, Amsterdam.

[53] K. J. J. Koster-Ammerlaan, P. Bode (2008), Applied Radiation and Isotopes, Vol.66, pp.1964-1969. -119-[54] L. Moens et al. (1982), J. Radioanal. Chem., Vol.70, No.1-2, pp.539-550.

[55] L. Moens and J. De Donder (1981), Nucl. Instr. Meth., Vol.187, pp.451.

[56] Lin Xilei, De Corte F., Moens L., Simonits A. and Hoste J.(1984), J. Radioanal. Nucl. Chem., Articles 81/2, pp.333-343.

[57] M. A. Garland (2004), Neutronic effects on Tungsten-1 86 Double Neutron Capture, PhD Thesis, Univ. Maryland, pp.114-122.

[58] M. C. Freitas (1993), The development of k0-standardization neutron activation analysis with counting using a low energy photon detector, PhD Thesis, GENT University.

[59] M. M. Bé, V. Chisté, C. Dulieu, E. Browne, V. Chechev, N. Kuzmenko, R. Helmer, A. Nichols, E. Schönfeld and R. Dersch (2004), Table of Radionuclides, Vol. 1&2, A = 1 to 242, Monographie BIPM-5.

[60] M. Thomson et.al (2006), The international Harmonized Protocol for the Proficiency Testing of Analytical Laboratories, Pure and Appl. Chem., Vol.78, No.1, pp.145-196.

[61] Norman E. Holden (1999), Pure Appl. Chem., Vol.71, No.12, pp.2039-2315.

[62] O. Shcherbakov and H. Harada (2002), Journal of Nuclear Sciences and Technology, Vol. 39, No. 5, pp.548-553.

[63] R. B. Firestone, S.Y.Frank Chu, and C. M. Baglin (1999), The 8th edition of the Table of Isotopes, John Wiley & Sons Inc., New.York (CD-ROM)

[64] R. S. Keshavamurhy (1993), Use of Pade approximations in the analytical evaluation of the J(, ) function and its temperature derivative, Nucl. Sci. Eng., Vol.115, pp.81-88.

[65] S. F. Mughabghab, M. Divadeenam and N. E. Holden (1981), Neutron Cross Section, Vol. 1, Part A: Z = 1-60, Acad. Press, New York.

[66] S. F. Mughabghab (1981), Neutron Cross sections – Neutron Resonance Parameters and Thermal Cross Sections, Vol.1&2, Academic Press.

[67] S. Landsberger (1989), Chemical Geology, Vol.77, pp.65-70.

[68] T. B. Ryves and E. B. Paul (1968), J. Nucl. En., Vol.22 , pp.759-775. -120-[69] T. B. Ryves and K. J. Zieba (1974), J. Phys., A7, pp.2318-2332.

[70] T. Elnimr, F. De Corte, L. Moens, A. Simonits and J. Hoste (1981), J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.67, No.2, pp. 421-425.

[71] W. L. Zijp and J.H. Baard (1979), Nuclear Data Guide for Reactor Neutron Metrology, Part I, Activation Reactions, Reports ECN-70.

[72] W. Bambynek and H. Behrens (1977), Rev. Mod. Phys., Vol.49, No. 1, pp.104-105

[73] W. Michaelis (1969), Experimental gamma ray response characteristics of Ge(Li) detectơ, Nuclear Instruments and Methods, Vol.70, pp.253-261.

[74] M. A. Gouveia et al (1987), J. Radioanal. Nucl. Chem., Vol.114, No.2, pp.309-318.

[75] www-naweb.iaea.org/napc/lachem/K0-IAEA.html

[76] www.kayzero.com 

----------------------------------

keyword: download luan an tien si vat ly, ,chuyen nganh, vat ly hat nhan,phuong phap, k0 trong phan tich, kich hoat, neutron, trong vung, nang luong, thap , huynh truc phuong

linkdownload: LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ 

PHƯƠNG PHÁP K0 TRONG PHÂN TÍCH KÍCH HOẠT NEUTRON TRONG VÙNG NĂNG LƯỢNG THẤP