Khảo Sát Tiết Diện Sinh Neutron Theo Phân Bố Góc Trong Phản Ứng (P,N)

DỊCH VỤ VIẾT THUÊ ĐỀ TÀI TRỌN GÓI ZALO TELEGRAM : 0909 232 620
TẢI FLIE TÀI LIỆU – BAOCAOTHUCTAP.NET
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
Chủ nhiệm đề tài: ThS. Nguyễn Quốc Thái
Đồng Tháp, 05/2023

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, 05/2023

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 GeV 1
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 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.
+ 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

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
- 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.
- Vẽ đồ thị sự phụ thuộc của tiết diện sinh neutron theo phân bố góc bằng
chương trình matlab.
4. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
+ 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.
p
n
A n
p p
B
pB
Hình 1. 1. . Sơ đồ động lượng của phản ứng (p,n)
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)

8
Trong đó vi 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].
Np
A
N
n
S
d
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.

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
1
H, 12
C, 14N, 16
O, 23
Na, 27
Al, 50,52,53,54Cr, 54,56,57,58Fe,
58,60,61,62,64Ni, 63,65Cu, 181Ta, 180,182,183,184,186W, 197Au,
(42 nuclides) 196,198,199,200,201,202,204 204,206,207,208 209 235,238
Hg, Pb, Bi, U
Ưu tiên 2
9
Be, 24,25,26Mg, 28,29,30Si, 39,41K, 40,42,43,44,46,48Ca,
46,47,48,49,50Ti, 50,51V,
55
Mn, 59
Co, 90,91,92,94,96Zr,
93
Nb,
(41 nuclides) 92,94,95,96,97,98,100 Mo, 238,239,240,241,242Pu
Ưu tiên 3
2
H, 6,7Li, 10,11B, 13C, 19F, 35,37Cl, 35,38,40Ar,
64,66,67,68,70Zn, 69,71Ga, 70,72,73,74,76Ge,
75
As, 89Y,
232
Th,
(40 nuclides) 233,234,236
U,
237 241,242,242m,243
Am,
243,244,245,246
Cm
Np,
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 12
C, 1 MeV cho 56
Fe, 208
Pb,…
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, 3
He 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.
MF=6
MT=5 Phân bố năng lượng của tiết diện tạo thành tia gamma
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.
f11
f
12 .....
f
119
f
22 .....
f
219
f
f21
(2.5)
...... ...... ...... ......
f312 ...
f
311
f
3119
2.2.3. Thuật toán dùng trong chương trình matlab
Bước 1: Nhập số liệu theo bảng 2.2. Pb 11.36(g /cm3
)
I=0.025(A)
MPb206=206(g/mol)
d=10(cm)
e=1.6.10-16
(C)
NA=6.023.1023
(phân
MNi= 62(g/mol
tử/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:
(Barn/steradi
an)
4.5
Ni 62
Ep = 0.5GeV
4
3.5
neutr
on
3
si
n
h
2.5
Tiết
diện
2
1.5
-0.8 -0.6-0.4-0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
Hình 3. 2. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n)
trên bia Ni 62 tại Ep=0.6 GeV
3.5
Tiết
diện
sinh
neutron
Ni 62
Ep = 0.6GeV
3
2.5
2
(Barn/sterad
ian)
1.5
1
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
Hình 3. 1. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia
Ni 62 tại Ep=0.6 GeV

18
4.5
Ni 62 Ep = 1.0GeV
4
3.5
3
2.5
2
1.5
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
12
diện
sinh
neutron
(Barn/steradian)
10
Ni 62
Ep = 0.5GeV
Ep = 0.6GeV
Ep = 0.7GeV
Ep = 0.8GeV
8
Ep = 1.0GeV
Ep = 1.5GeV
6
42
Tiếtdiệnsinhneutro
n(Barn/steradian)
Tiết
0
-0.8 -0.6 -0.4-0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-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
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.

19
(Barn/steradian)
4
Ni 62 Ep = 0.8GeV
3.5
3
neutro
n
2.5
sin
h
2
Tiết
diện
1.5
1
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
+ 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.

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:
Hình 3. 7. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng (p,
n) trên bia Pb 206 tại Ep=0.5 GeV
22
Ep = 0.6GeV
20
Pb 206
Tiết
diện
sinh
neutron
18
(Barn/steradian)
16
14
12
10
8
6
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
Hình 3. 6. Tiết diện của neutron sinh ra trong phản ứng
(p, n) trên bia Pb 206 tại Ep=0.6 GeV

21
20
(Barn/steradian)
Pb 206
Ep = 1.5GeV
18
16
14
neutron
12
diện
sinh
10
8
Tiết
6
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
trên bia Pb 206 tại Ep=1.5 GeV
26
Tiết
diện
sinh
neutron
Ep = 0.5GeV
24
Pb 206 Ep = 0.6GeV
(Barn/steradian)
Ep = 0.7GeV
Ep = 0.8GeV
22
Ep = 1.0GeV
Ep = 1.5GeV
20
18
16
14
12
10
8
6
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
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
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.

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.
25
Pb 206 Ep = 0.5GeV
(Barn/steradian)
Ni 62 Ep = 0.5GeV
Pb 206 Ep = 0.6GeV
Ni 62 Ep = 0.6GeV
20
15
sinh
neutron
10
Tiết
diện
5
0
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-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

23
25
Pb 206 Ep = 0.7GeV
Ni 62 Ep = 0.7GeV
Pb 206 Ep = 1.5GeV
(Barn/steradia
n)
Ni 62 Ep = 1.5GeV
20
15
neutr
on
10
diện
sinh
5
T
i
ế
t
0
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-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
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.

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 238
U 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
14
N(7
Be,8
B)13
C, 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 nat
Pb 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 206
Pb 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 6
He + 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;
7.99E-08 8.10E-08 8.65E-08 8.66E-08 8.78E-08 8.81E-08 8.91E-08
9.13E-08 9.31E-08 9.37E-08 9.58E-08 9.62E-08 9.77E-08 1.02E-07
1.03E-07 1.02E-07 1.03E-07 1.03E-07 1.04E-07;
7.75E-08 8.23E-08 8.00E-08 7.98E-08 8.22E-08 8.19E-08 8.41E-08
8.50E-08 8.64E-08 8.81E-08 8.96E-08 9.15E-08 9.29E-08 9.42E-08
9.50E-08 9.73E-08 9.75E-08 9.58E-08 9.70E-08;
6.54E-08 7.26E-08 7.12E-08 7.23E-08 7.32E-08 7.38E-08 7.44E-08
7.74E-08 7.96E-08 8.03E-08 8.18E-08 8.31E-08 8.42E-08 8.70E-08
8.66E-08 8.88E-08 8.83E-08 9.42E-08 8.90E-08;
6.10E-08 6.20E-08 6.23E-08 6.25E-08 6.44E-08 6.48E-08 6.52E-08
6.71E-08 6.87E-08 7.06E-08 7.18E-08 7.31E-08 7.45E-08 7.56E-08
7.77E-08 7.72E-08 8.12E-08 7.87E-08 7.61E-08;
5.30E-08 5.00E-08 5.18E-08 5.21E-08 5.33E-08 5.29E-08 5.51E-08
5.65E-08 5.69E-08 5.94E-08 6.10E-08 6.15E-08 6.35E-08 6.46E-08
6.54E-08 6.77E-08 6.77E-08 6.74E-08 6.73E-08;
4.39E-08 4.06E-08 3.94E-08 4.13E-08 4.23E-08 4.33E-08 4.44E-08
4.47E-08 4.61E-08 4.77E-08 4.91E-08 5.03E-08 5.12E-08 5.17E-08
5.31E-08 5.39E-08 5.50E-08 5.44E-08 5.24E-08;
2.72E-08 3.06E-08 2.93E-08 3.05E-08 3.12E-08 3.17E-08 3.33E-08
3.44E-08 3.56E-08 3.62E-08 3.75E-08 3.76E-08 3.89E-08 4.03E-08
4.10E-08 4.16E-08 4.18E-08 4.20E-08 4.25E-08;
2.06E-08 2.04E-08 2.10E-08 2.13E-08 2.18E-08 2.25E-08 2.34E-08
2.39E-08 2.47E-08 2.59E-08 2.67E-08 2.77E-08 2.80E-08 2.92E-08
2.92E-08 2.93E-08 3.10E-08 3.14E-08 3.13E-08;

33
1.35E-08 1.30E-08 1.41E-08 1.37E-08 1.40E-08 1.50E-08 1.52E-08
1.58E-08 1.66E-08 1.73E-08 1.79E-08 1.85E-08 1.93E-08 1.97E-08
2.03E-08 2.06E-08 2.11E-08 2.19E-08 1.93E-08;
7.11E-09 7.75E-09 8.08E-09 8.48E-09 8.42E-09 8.90E-09 9.09E-09
9.76E-09 1.02E-08 1.09E-08 1.15E-08 1.19E-08 1.21E-08 1.27E-08
1.31E-08 1.33E-08 1.36E-08 1.36E-08 1.22E-08;
4.14E-09 4.41E-09 4.18E-09 4.41E-09 4.69E-09 4.99E-09 5.16E-09
5.58E-09 5.98E-09 6.48E-09 6.78E-09 7.03E-09 7.62E-09 7.81E-09
8.32E-09 8.26E-09 8.77E-09 8.92E-09 8.74E-09;
1.75E-09 2.07E-09 2.04E-09 2.34E-09 2.39E-09 2.58E-09 2.87E-09
3.09E-09 3.34E-09 3.62E-09 3.95E-09 4.27E-09 4.44E-09 4.75E-09
4.87E-09 4.93E-09 5.23E-09 5.49E-09 5.15E-09;
1.05E-09 9.18E-10 9.86E-10 1.06E-09 1.27E-09 1.37E-09 1.54E-09
1.70E-09 1.95E-09 2.14E-09 2.28E-09 2.46E-09 2.78E-09 2.94E-09
3.00E-09 3.16E-09 3.14E-09 3.44E-09 3.01E-09;
3.57E-10 4.32E-10 4.94E-10 5.08E-10 5.79E-10 6.78E-10 8.39E-10
1.03E-09 1.14E-09 1.42E-09 1.55E-09 1.72E-09 1.86E-09 1.93E-09
2.00E-09 2.12E-09 2.18E-09 2.23E-09 2.86E-09;
3.13E-10 2.39E-10 2.65E-10 2.90E-10 3.61E-10 4.27E-10 5.14E-10
6.63E-10 7.88E-10 9.33E-10 1.14E-09 1.28E-09 1.34E-09 1.45E-09
1.50E-09 1.54E-09 1.67E-09 1.71E-09 1.99E-09;
1.81E-10 1.32E-10 1.47E-10 1.88E-10 2.15E-10 2.58E-10 3.57E-10
4.90E-10 5.93E-10 7.13E-10 8.71E-10 9.90E-10 1.08E-09 1.19E-09
1.19E-09 1.26E-09 1.34E-09 1.37E-09 1.72E-09;
2.95E-11 9.83E-11 1.03E-10 1.17E-10 1.48E-10 2.09E-10 2.70E-10
3.49E-10 4.53E-10 5.66E-10 6.92E-10 7.97E-10 8.92E-10 9.71E-10
9.40E-10 1.04E-09 1.10E-09 1.14E-09 1.34E-09;
9.59E-11 6.78E-11 6.66E-11 8.12E-11 1.00E-10 1.31E-10 1.82E-10
2.45E-10 3.39E-10 4.30E-10 5.55E-10 6.38E-10 7.49E-10 7.53E-10
8.02E-10 8.59E-10 9.14E-10 1.04E-09 1.07E-09;
9.75E-12 4.53E-11 4.92E-11 4.85E-11 7.22E-11 9.47E-11 1.17E-10
1.93E-10 2.42E-10 3.34E-10 4.39E-10 5.32E-10 6.25E-10 6.67E-10
7.00E-10 7.17E-10 7.32E-10 7.91E-10 7.21E-10;

34
3.17E-11 3.09E-11 2.18E-11 3.49E-11 4.01E-11 5.49E-11 8.17E-11
1.16E-10 1.64E-10 2.38E-10 3.28E-10 4.44E-10 5.13E-10 5.10E-10
5.38E-10 5.93E-10 6.44E-10 6.58E-10 6.26E-10;
1.93E-11 2.43E-11 2.01E-11 1.94E-11 2.71E-11 3.49E-11 4.86E-11
6.94E-11 1.11E-10 1.69E-10 2.53E-10 3.34E-10 4.16E-10 4.43E-10
4.72E-10 5.26E-10 5.97E-10 5.52E-10 5.73E-10;
1.05E-11 6.58E-12 6.35E-12 1.14E-11 1.35E-11 1.79E-11 2.98E-11
3.92E-11 6.79E-11 1.05E-10 1.69E-10 2.51E-10 3.36E-10 3.80E-10
3.90E-10 4.30E-10 4.75E-10 4.90E-10 4.66E-10;
1.28E-11 4.28E-12 4.08E-12 3.53E-12 4.19E-12 7.89E-12 1.28E-11
1.67E-11 3.25E-11 6.28E-11 1.09E-10 1.68E-10 2.55E-10 3.13E-10
3.22E-10 3.71E-10 4.15E-10 4.68E-10 6.00E-10;
3.46E-12 1.31E-12 1.10E-12 2.87E-12 1.41E-12 1.58E-12 3.40E-12
5.79E-12 1.49E-11 2.81E-11 5.98E-11 1.04E-10 1.72E-10 2.45E-10
2.59E-10 2.92E-10 3.35E-10 4.34E-10 1.17E-09;
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;
5.52E-08 5.72E-08 5.01E-08 5.19E-08 5.37E-08 5.47E-08
5.27E-08 5.91E-08 5.90E-08 6.45E-08 6.31E-08 6.55E-08
6.70E-08 6.95E-08 7.26E-08 7.15E-08 7.20E-08 7.10E-08
7.12E-08;
4.60E-08 4.99E-08 5.07E-08 5.11E-08 5.29E-08 5.37E-08
5.81E-08 5.74E-08 6.13E-08 6.18E-08 6.13E-08 6.48E-08
6.91E-08 7.18E-08 7.01E-08 7.24E-08 7.20E-08 7.21E-08
7.79E-08;
4.32E-08 4.69E-08 4.83E-08 4.89E-08 4.93E-08 4.95E-08
5.18E-08 5.64E-08 5.68E-08 5.73E-08 6.20E-08 6.42E-08
6.37E-08 6.66E-08 6.87E-08 6.79E-08 7.20E-08 7.44E-08
7.29E-08;
4.06E-08 4.44E-08 4.44E-08 4.47E-08 4.71E-08 4.83E-08
4.87E-08 5.24E-08 5.42E-08 5.48E-08 5.99E-08 6.12E-08
6.20E-08 6.41E-08 6.34E-08 6.38E-08 6.63E-08 6.73E-08
7.96E-08;
4.31E-08 3.99E-08 4.12E-08 4.07E-08 4.05E-08 4.21E-08
4.46E-08 4.57E-08 4.72E-08 4.91E-08 5.30E-08 5.56E-08
5.73E-08 5.72E-08 6.11E-08 5.78E-08 6.07E-08 6.46E-08
7.23E-08;
4.12E-08 3.20E-08 3.49E-08 3.54E-08 3.66E-08 3.75E-08
3.85E-08 4.02E-08 4.32E-08 4.46E-08 4.84E-08 4.78E-08
4.99E-08 5.29E-08 5.33E-08 5.32E-08 5.63E-08 5.61E-08
5.72E-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;
2.28E-08 2.12E-08 2.15E-08 2.20E-08 2.22E-08 2.39E-08
2.51E-08 2.63E-08 2.80E-08 2.85E-08 3.21E-08 3.32E-08
3.45E-08 3.61E-08 3.71E-08 3.73E-08 3.96E-08 4.03E-08
3.68E-08;
1.47E-08 1.62E-08 1.51E-08 1.60E-08 1.71E-08 1.76E-08
1.93E-08 2.01E-08 2.21E-08 2.24E-08 2.46E-08 2.54E-08
2.71E-08 2.77E-08 2.93E-08 2.94E-08 3.13E-08 3.07E-08
3.30E-08;
6.75E-09 1.10E-08 1.07E-08 1.18E-08 1.15E-08 1.28E-08
1.35E-08 1.42E-08 1.57E-08 1.74E-08 1.82E-08 1.88E-08
2.00E-08 2.13E-08 2.20E-08 2.21E-08 2.30E-08 2.35E-08
2.68E-08;
5.31E-09 6.17E-09 6.97E-09 7.77E-09 7.96E-09 8.47E-09
9.11E-09 1.02E-08 1.14E-08 1.23E-08 1.32E-08 1.43E-08
1.43E-08 1.59E-08 1.63E-08 1.71E-08 1.78E-08 1.78E-08
1.85E-08;
5.36E-09 4.34E-09 4.79E-09 4.78E-09 5.27E-09 5.66E-09
6.22E-09 6.84E-09 7.50E-09 8.51E-09 8.96E-09 9.81E-09
1.00E-08 1.09E-08 1.10E-08 1.17E-08 1.24E-08 1.26E-08
1.37E-08;
1.38E-09 1.73E-09 1.61E-09 1.70E-09 2.05E-09 2.28E-09
2.52E-09 2.87E-09 3.34E-09 3.86E-09 4.33E-09 4.75E-09
4.95E-09 5.41E-09 5.66E-09 5.92E-09 6.10E-09 7.11E-09
6.78E-09;
8.79E-10 9.44E-10 9.44E-10 9.73E-10 1.08E-09 1.23E-09
1.69E-09 1.92E-09 2.20E-09 2.75E-09 3.16E-09 3.66E-09
3.71E-09 3.95E-09 4.24E-09 4.38E-09 4.77E-09 5.12E-09
5.43E-09;
5.20E-10 4.33E-10 4.98E-10 5.64E-10 6.60E-10 8.50E-10
1.03E-09 1.33E-09 1.55E-09 1.92E-09 2.36E-09 2.61E-09
2.77E-09 2.99E-09 3.14E-09 3.23E-09 3.75E-09 3.95E-09
4.29E-09;

39
2.64E-10 3.05E-10 2.60E-10 3.34E-10 4.09E-10 5.28E-10
7.03E-10 9.69E-10 1.25E-09 1.53E-09 1.81E-09 2.14E-09
2.30E-09 2.54E-09 2.54E-09 2.59E-09 2.85E-09 3.40E-09
3.49E-09;
1.29E-10 1.35E-10 2.00E-10 2.31E-10 2.76E-10 3.76E-10
4.67E-10 6.43E-10 9.36E-10 1.12E-09 1.54E-09 1.68E-09
1.87E-09 1.95E-09 2.02E-09 2.13E-09 2.37E-09 2.88E-09
3.31E-09;
1.74E-10 1.18E-10 1.11E-10 1.48E-10 1.97E-10 2.53E-10
3.32E-10 4.80E-10 6.56E-10 9.32E-10 1.28E-09 1.50E-09
1.67E-09 1.73E-09 1.91E-09 2.00E-09 2.00E-09 2.55E-09
2.86E-09;
1.70E-10 6.42E-11 9.05E-11 8.67E-11 1.27E-10 1.58E-10
2.35E-10 3.53E-10 4.97E-10 7.21E-10 9.64E-10 1.25E-09
1.47E-09 1.47E-09 1.54E-09 1.68E-09 1.82E-09 2.07E-09
2.10E-09;
4.61E-11 3.19E-11 7.51E-11 7.25E-11 9.01E-11 1.03E-10
1.56E-10 2.29E-10 3.64E-10 5.42E-10 7.70E-10 1.04E-09
1.22E-09 1.29E-09 1.41E-09 1.49E-09 1.65E-09 1.74E-09
1.43E-09;
1.87E-11 2.83E-11 4.19E-11 4.42E-11 5.09E-11 6.46E-11
9.40E-11 1.56E-10 2.20E-10 3.66E-10 5.80E-10 8.64E-10
1.08E-09 1.12E-09 1.25E-09 1.32E-09 1.48E-09 1.50E-09
1.42E-09;
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;
1.24E-11 9.34E-12 3.95E-12 1.51E-11 1.60E-11 1.76E-11
2.47E-11 3.57E-11 7.30E-11 1.30E-10 2.43E-10 4.34E-10
6.76E-10 8.43E-10 8.45E-10 1.00E-09 1.26E-09 1.41E-09
2.04E-09;
1.01E-11 2.53E-12 2.57E-12 3.52E-12 5.47E-12 4.88E-12
6.34E-12 1.24E-11 2.83E-11 6.57E-11 1.36E-10 2.64E-10
4.92E-10 7.10E-10 7.28E-10 8.14E-10 1.10E-09 1.32E-09
5.03E-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
4
Tiết
diện
sinh
neutron
Ni 62 Ep = 0.8GeV
3.5
(Barn/steradian)
3
2.5
2
1.5
1
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
4.5
Ni 62 Ep = 1.0GeV
4
Tiết
diện
sinh
neutron
(Barn/steradian)
3.5
3
2.5
2
1.5
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
12
Ni 62 Ep = 1.5GeV
10
ết
diện
sinh
neutron
(Barn/steradian)
8
6
4
Ti
2
0
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1

43
26
Pb 206
Ep = 0.8GeV
24
Tiết
diện
sinh
neutron
(Barn/steradian)
22
20
18
16
14
12
10
8
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1
20
Pb 206
Ep = 1.0GeV
18
ết
diện
sinh
neutron
(Barn/steradian)
16
14
12
10
Ti
8
6
-0.8 -0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4 0.6 0.8 1
-1

Khảo Sát Tiết Diện Sinh Neutron Theo Phân Bố Góc Trong Phản Ứng (P,N)

Recomendados

Recomendados

Mais conteúdo relacionado

Mais de Nhận Viết Thuê Đề Tài Baocaothuctap.net/ Zalo : 0909.232.620

Mais de Nhận Viết Thuê Đề Tài Baocaothuctap.net/ Zalo : 0909.232.620 (20)

Último

Último (20)

Khảo Sát Tiết Diện Sinh Neutron Theo Phân Bố Góc Trong Phản Ứng (P,N)