Nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc. (Research about possibility of using thorium as fuel for the accelerator driven subcritical reactors)

Tóm tắt các kết quả mới của luận án: - Đã xây dựng thành công mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, với chì lỏng đóng vai trò vừa là bia tương tác (p,n) sinh neutron, vừa làm chất tải nhiệt bên trong ADSR. Bằng cách sử dụng chương trình MCNPX và khai thác thư viện dữ liệu JENDL, một số tính toán đã được thực hiện để đánh giá sự phù hợp của mô hình. Các tính toán này bao gồm: hiệu suất phát neutron, phân bố neutron sinh ra từ tương tác (p,n) khi cho dòng proton với nhiều mức năng lượng khác nhau, nhỏ nhất là từ 250 MeV đến lớn nhất là 3 GeV, tương tác lên bia chì lỏng; phân bố năng lượng của các neutron phát ra, phân bố góc, hiệu suất phát neutron theo góc, vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối từ phản ứng (p.n). Bằng việc so sánh với một số nghiên cứu khác, đã khẳng định sự phù hợp của mô hình tính toán - Đánh giá được khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR sử dụng chì lỏng làm bia tương tác và tải nhiệt, thông qua các nghiên cứu phân rã phóng xạ thori trong chì lỏng, phân bố thông lượng neutron và tính toán hệ số nhân neutron bên. Với nghiên cứu được phổ phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng, các kết quả này bao gồm phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino; năng lượng của các hạt nhân con tạo thành và quãng chạy của các nhân con sinh ra trong môi trường chì lỏng. Với các tính toán phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu thori: các kết quả này bao gồm: phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron phát ra, phân bố thông lượng neutron theo chiều dài, phân bố thông lượng neutron theo bán kính; tính toán được phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên liệu hỗn hợp của thori 12. Khả năng ứng dụng thực tiễn: Ý nghĩa khoa học và thực tiện của luận án là đã xây dựng mô hình sử dụng bia chì lỏng và thực hiện một số tính toán, so sánh với các mô hình của các tác giả khác với bia và hỗn hợp nhiên liệu khác nhau để đánh giá sự phù hợp của mô hình đề xuất; đề xuất khả năng bổ sung thori làm nhiên liệu hỗn hợp và đã khảo sát tỷ lệ thori và urani để đưa ra tỷ lệ phù hợp. 13. Các hướng nghiên cứu tiếp theo: Nghiên cứu các cấu trúc khác của ADSR cho việc tối ưu hóa sử dụng thori làm nhiên liệu. Hiện nay, một số lò phản ứng sử dụng thanh nhiên liệu dạng hình trụ lục giác thay vì hình trụ tròn. Một số nghiên cứu khác đề xuất thiết kế lõi dạng hình cầu thay vì hình trụ như truyền thống. Các cấu trúc này nên được xem xét, sử dụng cho các tính toán các tham số neutron quan trọng, so sánh với các các cấu trúc đã được tính toán, từ đó chọn được cấu hình tối ưu nhất. Thực hiện các tính toán sử dụng hỗn hợp chì-bismuth dạng rắn và lỏng, nhiên liệu urani kết hợp thori với các tỷ lệ khác nhau, nhằm lựa chọn cách kết hợp tối ưu giữa vật liệu làm bia và hỗn hợp nhiên liệu. Nghiên cứu ảnh hưởng của nhiệt độ chì lỏng đến phổ neutron phát ra, thông lượng neutron bên trong ADSR. Trong quá trình hoạt động của lò, nhiệt độ của chì lỏng có thể thay đổi và điều này ảnh hưởng như thế nào đến các tham số neutron; đây là vấn đề chưa được đề cập đến trong luận án và cần có những nghiên cứu tiếp theo. Nghiên cứu quá trình tạo ra neutron trong chu trình nhiên liệu thori. Một số mã tính toán cho phép nghiên cứu quá trình tạo ra neutron độc lập với thời gian hay phụ thuộc thời gian. Các chương trình này có thể là GEANT4, EASY-II hay FISPACT-II. Đây cũng là một vấn đề quan trong mà luận án chưa tính toán đến. Nghiên cứu quá trình tạo ra neutron bằng nguồn D-T (Deuterium - Tritium) thay thế tương tác (p,n). Máy phát neutron D-T tạo ra neutron bằng phản ứng nhiệt hạch giữa deuterium và tritium. Các nghiên cứu cho thấy máy phát neutron D-T có thể tạo ra sản lượng neutron ổn định. Máy phát neutron -DT là hệ thống lý tưởng để đáp ứng nhu cầu của bạn về bức xạ neutron nếu bạn yêu cầu năng suất neutron cao với cường độ 1013 neutron mỗi giây. Đây là một nguồn neutron lý tưởng cho hoạt động của ADSR cần được xem xét nghiên cứu.

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan những kết quả trình bày trong luận án là công trìnhnghiên cứu của tôi dưới sự hướng dẫn của các thầy hướng dẫn Các kết quảđược trình bày trong luận án là trung thực, khách quan và chưa từng đượcbảo vệ ở bất kỳ học vị nào

Tôi cam đoan các kết quả nghiên cứu của tác giả khác được trình bày chomục đích tham khảo, dẫn chứng, so sánh trong luận án đều được trích dẫn

rõ nguồn gốc

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 3 năm 2022

NCS Trần Minh Tiến

LỜI CẢM ƠN

Để hoàn thành luận án này, ngoài sự cố gắng học tập, nghiên cứu củabản thân, tôi nhận được sự hướng dẫn, góp ý, động viên rất nhiều từ nhữngngười thầy, người thân, và đồng nghiệp

Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến hai thầy hướng dẫn, thầy PGS.TS TrầnQuốc Dũng và thầy PGS.TS Nguyễn Mộng Giao; những người thầy kínhmến đã hướng dẫn tôi về mặt chuyên môn, định hướng nghiên cứu, dành rấtnhiều thời gian để đưa ra những nhận xét, góp ý sâu sắc, giúp tôi hoàn thiệncác công trình nghiên cứu và luận án này

Xin gửi lời cảm ơn đến BGH Trường Đại học Thủ Dầu Một, lãnh đạo khoaKhoa học Tự nhiên đã tạo điều kiện cho tôi đi học nghiên cứu sinh, để tôi

có cơ hội học tập, nâng cao năng lực giảng dạy và nghiên cứu của bản thân.Xin gửi lời cảm ơn đến Trung tâm Đào tạo Hạt nhân, Viện Năng lượngnguyên tử Việt Nam, nơi tôi học nghiên cứu sinh, đã tổ chức các lớp học chocác học phần tiến sĩ, các buổi bảo vệ chuyên đề và bảo vệ luận án các cấp.Cảm ơn các anh, chị ở Trung tâm Đào tạo Hạt nhân đã giúp tôi hoàn thànhnhanh chóng, đầy đủ mọi thủ tục cần thiết từ lúc bắt đầu học nghiên cứusinh đến khi hoàn thành

Xin gửi lời cảm ơn đến ban lãnh đạo Trung tâm Hạt nhân thành phố Hồ ChíMinh, luôn tạo điều kiện thuận lợi cho tôi khi đến học tập các học phần tiến

sĩ, các buổi bảo vệ chuyên đề, luận án tại đây

Cảm ơn gia đình, bạn bè, đồng nghiệp luôn ở bên, động viên tôi hoàn thànhluận án này

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 3 năm 2022

NCS Trần Minh Tiến

MỤC LỤC

1.1 Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia

tốc (ADSR) 5

1.2 Tình hình phát triển ADSR hiện nay 9

1.3 Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutron trên bia rắn cho ADSR 14

1.4 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân truyền thống 21

1.5 Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR 26

CHƯƠNG 2 MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI 31 2.1 Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng 31

2.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán 31

2.1.2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra 35

2.1.3 Phân bố góc của neutron phát ra 36

2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc 38

2.1.5 Vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng

lượng và theo góc khối (neutron production double differential cross section) 39

-2.2 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì

lỏng và nhiên liệu thori 41

2.2.1 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II mô phỏng bằng

MCNPX 43

2.2.2 Hiệu suất phát neutron Yn/p 45

2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f 46

3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng 48

3.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán 49

3.1.2 Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và

phản neutrino 51

3.1.3 Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành 54

3.2 So sánh phân bố thông lượng neutron trong ADSR dùng chì

lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori với ADSR dùng bia rắn, nhiên

3.2.3 Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất làm mát bằng

3.3.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao 63

3.3.3 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 65

3.4 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên

liệu hỗn hợp thori và urani 67

3.4.1 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 67

3.4.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò 69

3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng 71

3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu

U O2, T h233U O2 và T h235U O2 72

3.5 Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 76

3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên

CÁC CÔNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ

DANH MỤC VIẾT TẮT

ADS Accelerator Driven System Hệ thống điều khiển hoạt

động bằng máy gia tốcADSR Accelerator Driven Subcriti-

cal Reactor

Lò phản ứng hạt nhân dướitới hạn điều khiển bằng máygia tốc

Reactor

Lò phản ứng hạt nhân dướitới hạn điều khiển bằng máygia tốc sử dụng nhiên liệuthori

ENDF Evaluated Nuclear Data File Thư viện dữ liệu hạt nhân

JENDL Japanese Evaluated Nuclear

and Technology

Viện Vật lý và kĩ thuậtKharkov

Assembly

Tổ hợp tới hạn ở Đại học oto

MCNP Monte Carlo N-Particle Chương trình mô phỏng vận

chuyển hạt bằng phươngpháp Monte Carlo

Re-search Reactor for High-techApplications

Lò phản ứng nghiên cứu lai

đa mục đích dùng cho nghiêncứu ứng dụng kĩ thuật cao

Re-actor

Lò phản ứng nhiệt độ rất cao

DANH MỤC CÁC BẢNG

1.1 Tổng hợp một số lò phản ứng khác nhau đã và đang sử dụng

nhiên liệu có chứa thori 25

2.1 Chi tiết các thành phần cấu trúc lõi ADSR 44

2.2 Kết quả tính toán hiệu suất phát neutron 45

2.3 Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên liệu và các

kết quả tính toán 47

3.1 Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino 51

3.2 Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra 54

3.3 Thông lượng neutron cực đại và cực tiểu được tính toán với

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn, lỏng; chất làm

mát bằng chì lỏng, so với một số tính toán khác 58

3.4 Tỷ lệ thành phần urani và thori 67

3.5 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori khác nhau 78

3.6 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori khác nhau 82

3.7 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori khác nhau 85

DANH MỤC HÌNH VẼ

1.1 Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR 7

1.2 Sơ đồ cơ bản của MYRRHA 10

1.3 Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới hạn tại KIPT 12

1.4 Một số hình ảnh tại KIPT 13

1.5 Phổ năng lượng neutron sinh ra ở những góc khác nhau được

tính toán bởi S Meigo và cộng sự 14

1.6 Phân bố thông lượng neutron được tính toán bởi S Meigo và

1.9 Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dòng proton tới (hình

trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số khối (hình dưới)

trên một số bia rắn; được tính toán bởi H Nifenecker và cộng

sự 18

1.10 Phổ neutron sinh ra được tính toán bởi A Krasa và cộng sự 19

1.11 Tính toán các tham số neutron bởi D Sangcheol Lee và cộng

sự 20

1.12 Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia 26

1.13 Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề xuất bởi C.Rubbia

27

1.14 Mô hình ADTR 28

1.15 Cấu trúc ADSR sử dụng muối nóng chảy ở Nhật Bản 29

2.1 Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng 33

2.2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra trên bia chì lỏng

với dòng proton tới mang năng lượng từ 250 MeV đến 3000

MeV (đường liền nét) và phân bố năng lượng neutron trên bia

chì rắn của nhóm tác giả A.Krasa (chấm tròn) 35

2.3 Vị trí các góc phát ra của neutron 36

2.4 Phân bố neutron sinh ra ở các góc từ 00 đến 1800 , với các

dòng proton tới mang năng lượng từ 0.25 GeV đến 3 GeV (các

đường liền nét); và kết quả tính toán phân bố phân bố góc

của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằng hai mô hình

SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quantum Molecular

Dynamic) (các chấm tròn) 37

2.5 Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính toán từ các dòng

proton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV đến 3000 MeV 38

2.6 Vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron với các mức năng lượng

250 MeV, 500 MeV, 1000 MeV và 2000 MeV (h2.6.a,b,c,d);

so sánh kết quả với tính toán (ở góc 600) của nhóm tác giả

X.Ledoux cùng cộng sự tính toán trên bia chì rắn (ở góc từ

450 − 550)(h2.6e) 40

2.7 Mặt cắt ngang lõi lò phản ứng ADSR dựa trên cấu trúc của lò

phản ứng TRIGA Mark II với vị trí các thanh nhiên liệu bên

trong 43

2.8 Cấu trúc thanh nhiên liệu 44

3.1 Mô hình tính toán phân rã phóng xạ thori trong môi trường

chì lỏng 49

3.2 Phổ năng lượng của hạt alpha 52

3.3 Phổ năng lượng của hạt beta 52

3.4 Phổ năng lượng của tia gamma 53

3.5 Phổ năng lượng của hạt neutrino 53

3.6 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn (đường màu đỏ, đen), vonfram (các màu còn lại); chất làm mát bằng nước nhẹ 56 3.7 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác và chất làm mát bằng chì lỏng 58

3.8 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng 60

3.9 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng 61

3.10 Thông lượng neutron được tính ứng với vị trí một số góc như 250, 450, 600, 750, 850 (hình 3.10a); dọc theo chiều cao từ 5 cm đến 65 cm (hình 3.10b), và theo bán kính lò từ 2 cm đến 24 cm (hình 3.10c) 62

3.11 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao, ứng với các vị trí 8,75 cm, 12,25 cm 15,75 cm, 19,25 cm, 22,75 cm, 26,25cm dọc theo bán kính 64

3.12 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính, ứng với các vị trí góc 200, 350, 450, 550, 650, 700, 800, 850 66

3.13 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 68

3.14 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò, với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-233 69

3.15 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,

với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-235 70

3.16 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,

với nhiên liệu là hỗn hợp Th,U-233 và Th,U-235 70

3.17 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng 71

3.18 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò, với

nhiên liệu sử dụng là U O2 72

3.19 So sánh phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi

lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h233U O2 và T h235U O2 73

3.20 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với

nhiên liệu sử dụng là U O2 74

3.21 So sánh phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi

lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h233U O2 và T h235U O2 75

3.22 So sánh phân bố thông lượng neutron theo năng lượng các hỗn

hợp nhiên liệu khác nhau 76

3.23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%

và 40% 79

3.24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%

và 100% 80

3.25 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%

và 40% 81

3.26 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%

và 100% 81

3.27 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%

và 40% 83

3.28 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn

hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%

và 100% 84

MỞ ĐẦU

Năng lượng hạt nhân đang đóng vai trò rất quan trọng cho nhu cầu nănglượng chung hiện nay trên thế giới, trong bối cảnh những nguồn năng lượngkhác ngày càng cạn kiệt Công nghệ hạt nhân từ xưa đến nay chủ yếu vẫndựa trên hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân truyền thống, với nhiênliệu chủ yếu là urani Tuy nhiên, ngành năng lượng hạt nhân đang đứngtrước những vấn đề cần giải quyết như: chi phí cao, tính an toàn của các

lò phản ứng hạt nhân, nhiên liệu urani ngày càng cạn dần, cùng với nhữngthách thức to lớn từ việc xử lí rác thải phóng xạ Những thảm họa liên quanđến năng lượng hạt nhân đã từng xảy ra, như ở Chernobyl hay Fukushima,càng khiến cho điện hạt nhân đang đứng trước nhiều thách thức Nhiều quốcgia trên thế giới đã phản đối việc xây dựng nhà máy điện hạt nhân vì những

lý do này Việc xây dựng, thiết kế các lò phản ứng hiện nay đang hướng đếngiải quyết các vấn đề còn tồn tại này

Một trong những hướng giải quyết hiện nay là phát triển hệ thống lò phảnứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (Accelerator DrivenSubcritical Reactor - ADSR) ADSR hoạt động dựa trên nguyên tắc cơ bảnlà: một máy gia tốc tạo ra dòng proton năng lượng cao, tới tương tác vớihạt nhân bia sinh ra phản ứng (p,n) Phản ứng xảy ra trong trạng thái dướitới hạn Ý tưởng về lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máygia tốc - ADSR, còn được gọi là kiểu lò phản ứng lai; đã được đề cập đếnvào thập niên 80 và 90, bởi các nhóm tác giả C.Rubbia [1]; K.Furukawa [2],C.D.Bowman [3] và các cộng sự Cho đến nay, ADSR vẫn đang được rấtnhiều người quan tâm và nghiên cứu; bởi những ưu điểm vượt trội so với lòphản ứng hạt nhân truyền thống như độ an toàn cao hơn, vì khi có sự cố xảy

ra, chỉ cần dừng hoạt động của máy gia tốc thì lò phản ứng sẽ dừng hoạtđộng; có thể sử dụng nhiên liệu đa dạng, cùng khả năng vừa huỷ rác thải

phóng xạ vừa sản xuất năng lượng Một ưu điểm nữa của ADSR là tiềmnăng sử dụng thori làm nhiên liệu thay thế cho urani Thori tồn tại trong

tự nhiên với một đồng vị duy nhất là Th-232; trữ lượng thori nhiều khoảng

4 lần so với urani, và tổng lượng thori trên trái đất ước tính vào khoảng

1, 2.1014 tấn; đất thông thường chiếm khoảng 6 phần triệu thori [4] Khônggiống như urani, thori không phải là nhiên liệu phân hạch hạt nhân trựctiếp, tuy nhiên nó có thể chuyển đổi thành U-233 từ phản ứng bắt neutron

từ Th-232 Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với các neutron nhanhthích hợp; tuy nhiên, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 rồi phân hạch sẽcho hiệu quả cao hơn [4] Tiềm năng của thori trong sản xuất năng lượngphân hạch đã được công nhận và một số lò phản ứng, thuộc nhiều loại khácnhau, đã hoạt động bằng cách dựa trên nhiên liệu thori Tuy nhiên, với cơchế hoạt động của ADSR thì tiềm năng sử dụng thori sẽ còn lớn hơn nữa.Nhiều nghiên cứu trước đây đã thực hiện tính toán các tham số neutron cho

mô hình bia rắn, nhiên liệu chủ yếu là urani Tuy nhiên việc sử dụng bia chìrắn sau một thời gian phải thực hiện thay bia, khi đó phải tạm dừng hoạtđộng của lò phản ứng Một số nghiên cứu trước đây đã đề cập đến việc sửdụng bia lỏng như chì [3] hoặc chì – bismuth nhưng chỉ nằm trong vùng nhỏcủa lõi, hướng đến chuyển đổi chất thải phóng xạ hơn là phát triển ADSR,chưa thực hiện các tính toán các tham số neutron một cách chi tiết để đánhgiá cụ thể Trong luận án này, chì lỏng được đề xuất sử dụng làm bia tươngtác sinh neutron để duy trì hoạt động của ADSR, đồng thời đóng vai trò nhưchất làm mát, truyền tải nhiệt lượng ra bên ngoài Đây là một mô hình mới

mà hầu như trên thế giới chưa có nhiều nghiên cứu cụ thể Với việc sử dụngchì lỏng vừa làm chất tải nhiệt vừa làm bia tương tác, sẽ không cần thay biatrong quá trình vận hành lò phản ứng hạt nhân Toàn bộ khối chì lỏng trênđường đi của chùm proton tới sẽ là bia tương tác, do đó số neutron sinh ra

sẽ tăng lên so với cách dùng bia thông thường

Luận án được thực hiện hướng đến hai mục tiêu chính: (1) xây dựng môhình lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làm bia tươngtác vừa làm chất tải nhiệt; (2) đánh giá khả năng sử dụng nhiên liệu thoricho ADSR thông qua tính toán các tham số neutron cơ bản của lò phản ứng.Với mục tiêu thứ nhất, chương trình mô phỏng MCNP được sử dụng để xâydựng dựa trên các thông số cơ bản của lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark

II Ở đây, kiểu lò TRIGA Mark II được chọn vì có nhiều nghiên cứu kháccũng sử dụng mô hình này cho các tính toán cho ADSR [5-8], từ đó có thể

dễ dàng so sánh kết quả trong luận án này với các kết quả khác, để có được

độ tin cậy cao hơn Với mục tiêu thứ hai, luận án sẽ thực hiện các tính toánnhư: tính toán các đặc trưng neutron sinh ra từ tương tác (p,n) dựa trên đềxuất sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác và chất tải nhiệt Các kết quảtính toán cụ thể bao gồm phân bố năng lượng, phân bố góc của neutron phátra; cùng với hiệu suất phát neutron và vi phân bậc hai tiết diện sinh neutrontheo năng lượng và theo góc khối; nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thoritrong môi trường chì lỏng và phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR

sử dụng thori làm nhiên liệu Kết quả bao gồm việc xác định các loại tiaphóng xạ sinh ra, các hạt nhân con tạo thành; phổ năng lượng các tia alpha,beta, gamma, neutrino; năng lượng cực tiểu, trung bình và cực đại của cáchạt nhân con; tính toán phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao,bán kính lò; theo năng lượng và phân bố góc neutron phát ra Những tínhtoán này được thực hiện trên cơ sở khai thác các dữ liệu, kĩ thuật tính toán

có độ tin cậy cao, được sử dụng phổ biến từ trước đến nay trong lĩnh vựcnghiên cứu về lò phản ứng như: thư viện dữ liệu JENDL, chương trình mômỏng và tính toán GEANT4, MCNP5, MCNPX

Nội dung chính của luận án ngoài phần mở đầu, nội dung chính được trìnhbày thành 3 chương:

• Chương 1 trình bày tổng quan những vấn đề nghiên cứu liên quan đến

lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc, nguyên lý hoạt động

cơ bản, tình hình phát triển hiện nay cùng với việc phân tích một sốnghiên cứu cụ thể liên quan đến ADSR

• Chương 2 trình bày về mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng và môhình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làmbia tương tác và tải nhiệt Từ các mô hình này, một số tính toán đượcthực hiện, so sánh với một số nghiên cứu của các tác giả khác nhằmđánh giá sự phù hợp và hiệu quả của mô hình

• Chương 3 trình bày các tính toán nhằm đánh giá khả năng sử dụngnhiên thori làm nhiên liệu cho ADSR dùng chì lỏng; các tính toán kếthợp thori-urani với những tỷ lệ khác nhau nhằm dự đoán tỷ lệ phù hợpcho ADSR hoạt động

Cuối cùng là phần trình bày về các kết luận chung, tóm tắt các kết quả đạtđược, đề xuất các hướng nghiên cứu tiếp theo, các công trình liên quan đến

đề tài và phần tài liệu tham khảo

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU

Chương này giới thiệu sơ lược về quá trình hình thành ý tường về lòphản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc , nguyên tắchoạt động cũng như tình hình phát triển hiện nay; cùng với đó là phân tíchcác nghiên cứu về ADSR có liên quan đến đề tài như các nghiên cứu phảnứng phân hạch, phân bố neutron và nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu

1.1 Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia

tốc (ADSR)

Quá trình cơ bản xảy ra trong một lò phản ứng hạt nhân điều khiểnbằng máy gia tốc là sự biến đổi hạt nhân dựa trên phản ứng bắn phá mộthạt nhân nặng bằng một hạt nhân nhẹ Những quan sát đầu tiên thuộc vềErnest Rutherford vào năm 1919, khi ông nghiên cứu phản ứng bắn phá hạtnhân N-17 bằng hạt α Sau đó, Ernest Orlande Lawrence đã thiết kế nênmáy gia tốc cyclotron đầu tiên, mở ra hướng nghiên cứu về cường độ, dònghạt tạo ra từ máy gia tốc và ứng dụng vào nghiên cứu phân hạch hạt nhân.Đến năm 1940, Ernest Orlande Lawrence và Nicolay Nicolayevich Semenov

đã độc lập đề xuất sử dụng máy gia tốc hạt như là một nguồn để tạo raneutron Đến năm 1941, Glenn T Seaborg và cộng sự của ông đã tạo ralượng plutoni đầu tiên (Pu-238) bằng cách sử dụng máy gia tốc cyclotronkích thước 60 inch ở Đại học California tại Berkeley (U.C Berkeley) tạo radòng deuteron bắn phá hạt nhân urani tự nhiên (chủ yếu là U-238)

Các đề xuất sử dụng máy gia tốc tạo dòng proton năng lượng cao trong việcphát triển năng lượng hạt nhân đã được đưa ra từ nhiều thập kỷ trước đây[9-12], nhưng nó chỉ thực sự được quan tâm nhiều kể từ khi được đề cậptrở lại bởi các tác giả C.Rubbia [1]; K.Furukawa [2], C.D.Bowman [3] và cáccộng sự ADSR hoạt động dựa trên nguyên tắc cơ bản: một máy gia tốc tạo

ra dòng proton mang năng lượng từ vài trăm MeV đến vài GeV, tương tác

lên một bia nặng, gây ra tương tác (p,n) Quá trình phá vỡ này sẽ sinh ranhiều neutron phát ra theo các hướng khác nhau; các neutron sinh ra sẽ gây

ra nhiều phản ứng khác nhau như (n,n), (n,2n), (n, γ), ; tham gia vào nhiềuquá trình khác nhau như hấp thụ neutron, tán xạ đàn hồi và tán xạ khôngđàn hồi Năng lượng của neutron bị giảm dần do các quá trình ion hóa, vachạm không đàn hồi, đạt đến năng lượng nhiệt; từ đây sẽ gây ra phản ứngphân hạch và số neutron sẽ được nhân lên Các quá trình bên trong lò phảnứng được duy trì hoạt động ở trạng thái dưới tới hạn; các neutron sinh ra từquá trình tương tác (p,n) sẽ đóng vai trò là các neutron bù, duy trì trạng tháihoạt động dưới tới hạn của lò phản ứng Nguyên lý hoạt động của ADSRđược trình bày ở hình 1.1 [1]

Trong lò phản ứng, nếu hệ số nhân neutron kef f < 1 thì phản ứng phân hạchkhông thể tự duy trì và có xu hướng tắt dần; muốn duy trì hoạt động của nó,cần phải cấp thêm cho lò một lượng neutron để duy trì ổn định hoạt độngnên gọi là lò phản ứng dưới tới hạn Dòng proton năng lượng cao tương táclên bia nặng tạo ra tương tác (p,n) chính là để tạo ra các neutron bù Ngàynay, với sự phát triển của khoa học kĩ thuật, việc tạo ra dòng proton nănglượng cao từ máy gia tốc không còn là vấn đề lớn

Những vấn đề cơ bản liên quan đến ADSR đã bắt đầu được nghiên cứu từnăm 2001 [13] Hiện nay, một số vấn đề vẫn còn đang được quan tâm như:phổ neutron nhiệt, neutron nhanh; loại nhiên liệu: rắn (kim loại, oxit, nitric,cacbua ); hoặc lỏng (clorua, florua); các loại bia phá vỡ (chì, chì-bismuth,vonfram, muối nóng chảy )

Nghiên cứu về phổ neutron Phổ neutron sinh ra từ phản ứng (p,n) gồm cảneutron nhiệt và neutron nhanh Tiết diện phản ứng đối với neutron nhiệtnhìn chung cao hơn so với neutron nhanh; điều này mở ra tiềm năng lớntrong việc thiêu hủy chất thải phóng xạ [14] Tuy nhiên, điều này chỉ đúngđối với các hỗn hợp nhiên liệu phân hạch; còn đối với các actini hiếm (minor

Hình 1.1: Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR

Chú thích: Accelerated protons: các hạt proton được gia tốc; Accelerator: máy gia tốc hạt; Energy extraction: năng lượng được lấy ra ; Fraction f of the energy bach to the accelerator: tỉ phần f của năng lượng được đưa trở lại để cung cấp cho máy gia tốc hoạt động; Fraction (1-f)

of the energy: tỉ phần (1-f) của năng lượng được đưa vào lưới điện; Grid: lưới điện; Spallation:

sự phá vỡ hạt nhân, Subcritical core: lõi lò phản ứng dưới tới hạn; Target: bia để bắn chùm hạt proton vào và tạo ra phản ứng (p,n).

actinide), phổ neutron nhanh cho phép thiêu hủy dễ dàng hơn do tiết diệnphân hạch lớn hơn

Nghiên cứu về loại nhiên liệu ADSR đang được xem xét sử dụng nhiên liệutruyền thống urani dạng oxit Một số đề xuất gần đây cho việc sử dụng thorihay hỗn hợp urani – thori Nguồn urani ngày càng giảm, trong khi tiềm năngcủa thori rất lớn Đặc biệt khi dùng thori thì không sinh ra plutoni, mộtnguyên liệu cần thiết cho việc phát triển vũ khí hạt nhân

Nghiên cứu về loại bia tương tác Các loại bia nặng thường cho hiệu suấtsinh neutron cao, điển hình như chì, chì – bismuth ở dạng rắn và cả những

đề xuất dạng lỏng Chì có nhiệt độ nóng chảy khá cao, 3270C và có thểkhó khăn và tốn kém để giữ cho nó ở trạng thái ổn định tại mọi thời điểm.Chì-bismuth có nhiệt độ nóng chảy chỉ là123, 50C; dùng bismuth sẽ làm sinh

ra nhiều Po-210 có tính độc phóng xạ và dễ bay hơi Cả chì và chì-bismuthđều ăn mòn kim loại, ăn mòn nhiều hơn ở nhiệt độ cao Về mặt này, nhiệt

độ làm việc thấp hơn của chì-bismuth là một ưu điểm lớn.

Nghiên cứu về chất làm mát Một số đề xuất cho chất làm mát (hay chấttải nhiệt), là làm mát bằng khí hoặc bằng kim loại lỏng Đề xuất làm mátbằng khí lấy ý tưởng từ lò phản ứng bằng khí ở nhiệt độ cao – HTGR [15].Một số đề xuất làm mát bằng chì, chì – bismuth hoặc dùng muối nóng chảy.Tuy nhiên, mỗi loại đều có ưu nhược điểm riêng, cần phải nghiên cứu mộtcách rõ ràng hơn

Như vậy, có thể thấy rằng còn cần rất nhiều nghiên cứu khác nhau về ADSR,

và luận án này lựa chọn nghiên cứu về khả năng sử dụng thori làm nhiênliệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc dựa trên mô hìnhtương tác (p,n) trên chì lỏng vừa làm bia và tải nhiệt; nhằm có thêm đánhgiá một cách rõ ràng hơn, vì những nghiên cứu về vấn đề này trên thế giớichỉ mới ở mức đề xuất hoặc mới ở những nghiên cứu ban đầu, chưa có nhiềuđánh giá thật sự rõ ràng và đầy đủ

Ở Việt Nam hiện nay chưa có nhiều nhóm nghiên cứu về lò phản ứng hạtnhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc Nhóm nghiên cứu đầu tiên

là của các tác giả Nguyễn Mộng Giao và cộng sự Nhóm đã bắt đầu nghiêncứu về ADSR vào khoảng từ năm 2002 Nhóm nghiên cứu đã phát triển các

kĩ thuật tính toán liên quan đến phổ neutron, số neutron sinh ra trong tươngtác (p,n) trên một số bia dày với năng lượng dòng proton tới từ 0,5 GeVđến 3,0 GeV; về hiệu ứng màn chắn trong tương tác (p,n) trên một số bianặng và một số vấn đề khác Nhóm nghiên cứu đã có nhiều công bố quantrọng, trong đó có tác giả Nguyễn Thị Ái Thu đã hoàn thành luận án Tiến sĩcủa mình dưới sự hướng dẫn của thầy Châu Văn Tạo và thầy Nguyễn MộngGiao Trong luận án của mình, tác giả đã đề ra một mô hình để nghiên cứutương tác (p,n) trên các bia nhằm cải thiện sai khác của những tính toán

lý thuyết trước đây so với thực nghiệm ; mô hình này được gọi là mô hìnhmàn chắn trên bia Kết quả trong luận án này gồm bộ số liệu về số neutron

sinh ra, phân bố năng lượng, phân bố góc của neutron trong các tương tác(p,n) trên một số bia nặng như urani, chì, vonfram , vàng; với năng lượngbắn phá từ 0,5 GeV đến 1,5 GeV [16-19] Từ các kết quả tính toán, tác giả

đã đưa ra nhiều nhận xét về tính chất của tương tác (p,n) trên các bia khácnhau làm cơ sở cho việc lựa chọn bia, năng lượng dòng proton được gia tốc.Những năm gần đây, nhóm đã phát triển các hướng nghiên cứu mới, mộttrong những hướng này là tính toán trên bia chì lỏng; nghiên cứu khả năng

sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR được thực hiện trong luận án.Một tác giả khác ở Việt Nam có nhiều nhiên cứu về ADSR là tác giả VũThanh Mai và các cộng sự Cheol Ho Pyeon, Masao Yanmanaka ở đạihọc Kyoto và cơ quan năng lượng nguyên tử Nhật Bản [20-25] Nhóm đãthực hiện các nghiên cứu trên hệ tổ hợp đa lõi KUCA ( Kyoto UniversityCritical Assembly) Những công trình này tập trung vào nghiên cứu sử dụng

hệ thống máy gia tốc dòng proton 100 MeV trên bia kim loại nặng, kết hợp

sử dụng nhiên liệu U-235 và Th-232, kết hợp với máy phát neutron 14 MeV.Tính toán các tham số động học, so sánh hành vi của các neutron tức thời

và neutron trễ trong các trường hợp khác nhau Thực nghiệm nghiên cứu

độ phản ứng với dòng proton 100 MeV trên bia chì – bismuth ở KUCA Cáccông trình này có giá trị rất lớn, được đăng tải trên nhiều tạp chí hàng đầu

về năng lượng hạt nhân, đóng góp quan trọng vào nghiên chung về ADSRtrên thế giới

1.2 Tình hình phát triển ADSR hiện nay

Từ lúc được đề xuất đến nay, đã có rất nhiều hội nghị quốc tế về ADSR

đã được tổ chức Tiêu biểu nhất là hội nghị về công nghệ và cấu trúccác hệ thống điều khiển bằng máy gia tốc (Technology and Componens ofAccelerator Driven Systems) được tổ chức liên tục ba năm một lần, bắt đầu

từ năm 2010 [26-28] Năm 2019, hội nghị này được tổ chức tại Antwerp, Bỉ

từ ngày 14-17/10/2019 Hội nghị tập trung rất nhiều nghiên cứu khác nhau

về ADSR, với mục tiêu cuối cùng là xây dựng thành công ADSR để thay thếcho các lò phản ứng hạt nhân truyền thống Nhiều quốc gia trên thế giới

đã thành lập các chương trình phát triển ADSR Ở các nước Châu Âu, đã

có một nỗ lực chung để thiết kế thử nghiệm một ADSR, được gọi là ADS Sau đó, dựa trên thiết kế này, Trung tâm Nghiên cứu Hạt nhân của Bỉ(SCK.CEN) đã thiết kế sơ bộ một dự án có tên là MYRRHA (Multi-purposehYbrid Research Reactor for High-tech Applications), trong đó một lò phảnứng có khả năng hoạt động ở trạng thái tới hạn và cả dưới tới hạn [29] Sơ

XT-đồ của MYRRHA được trình bày như hình 1.2 Đây là một lò phản ứng sử

Hình 1.2: Sơ đồ cơ bản của MYRRHA

Chú thích: Accelerator (600 MeV-4 mA proton): máy gia tốc hạt (600 MeV-4 mA proton); Fast neutron source: nguồn neutron nhanh; Multipurpose flexible irradiation facility: thiết bị chiếu

xạ linh hoạt đa mục đích; Reactor, subcritical or critical modes (65-100 MWth): lò phản ứng, ở trạng thái tới hạn hoặc dưới tới hạn (65-100 MWth); spallation source: nguồn hạt nhân phân hạch.

dụng bia tương tác là hỗn hợp Pb-Bi, công suất nhiệt vào khoảng 70 MW,

sử dụng dòng proton năng lượng 600 MeV, cường độ 4 mA; và thông lượngneutron nhanh đạt1015 (n.cm−2s−1) với năng lượng neutron phát ra hơn 7.5MeV

Ở Ấn Độ, việc phát triển ADSR được chuẩn bị từ năm 2001 [30] Giai đoạnhoạt động đầu tiên trong chương trình bắt đầu từ năm 2002 Khi đó, Ấn Độ

đã phát triển một máy gia tốc tuyến tính 10 MeV, tạo ra dòng proton cường

độ 10 mA; sử dụng chì- bismuth làm bia tương tác và bắt đầu nghiên cứuthử nghiệm cho ADSR Ấn Độ có sự quan tâm đặc biệt đến việc sử dụngthori làm nhiên liệu cho ADSR do tiềm năng chuyển đổi chuyển đổi chất thảiphóng xạ của nó Gần đây, một dự án về ADSR mang tên BRAHMMA đangđược phát triển, sử dụng nhiên liệu urani, hệ số nhân neutron khoảng 0.89

Ở Nhật Bản, các hoạt động nghiên cứu về ADSR chủ yếu đặt tại Trungtâm Nghiên cứu Hỗn hợp máy Gia tốc proton ( PARC- Proton AcceleratorResearch Complex), nơi hợp tác giữa KEK ( Cơ quan Nghiên cứu về Máygia tốc Năng lượng cao của Nhật Bản) và IAEA Nhật Bản dự định thiết kếmột ADSR công suất 800 MW dựa trên máy gia tốc tuyến tính tạo ra dòngproton năng lượng 1.5 MeV, cường độ 20 mA KEK nỗ lực phát triển cácmáy gia tốc để hướng tới phục vụ cho hoạt động của ADSR

Ở Trung Quốc có nhiều dự án phát triển ADSR; một trong số đó là C-ADS

Dự án C-ADS được Viện Hàn Lâm Khoa học Trung Quốc (CAS - ChineseAcademy of Science) khởi xướng, với sự tham gia của 4 viện: Viện Vật lýNăng lượng cao (IHEP - Institute of High Energy Physics) tập trung nghiêncứu phát triển máy gia tốc; Viện Vật lý Hiện đại (IMP - Institute of ModernPhysics) tập trung nghiên cứu thiết kế bia tương tác, hợp tác phát triển máygia tốc; Viện Vật lý Plasma, Viện Hàn lâm Khoa học Trung Quốc (IPP -Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Science) tập trung thiết

kế lò phản ứng và Đại học Khoa học và Công nghệ Trung Quốc (USTC University of Science and Technology of China) hợp tác phát triển lò phảnứng Trung Quốc đặt mục tiêu xây dựng thành công cơ sở thí nghiệm ADSRvới công suất 100 MW vào năm 2022 và đến năm 2032 đạt công suất 1 GW[31] Đây là một phần trong mục tiêu lớn của dự án về phát triển năng lượng

-hạt nhân đến năm 2050 của Trung Quốc Giai đoạn 1 sẽ được thực hiện tạicác viện hàng đầu và trong giai đoạn thử nghiệm này, các nền tảng cần thiết

sẽ được thiết lập cho ADSR

Hình 1.3: Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới hạn tại KIPT

Chú thích: Accelerating section: bộ phận máy gia tốc; Biological shielding: phần che chắn an toàn sinh học; Electron gun: súng điện tử (để bắn ra các dòng electron và kiểm soát độ ổn định của dòng electron đưa vào) - Electron gun power: nguồn điện để điều khiển hoạt động của súng điện tử; First accelerating section: bộ phận gia tốc sơ cấp; Energy filter: bộ lọc năng lượng của hạt được gia tốc; Fuel: nhiên liệu; Fuel-handling machine: thiết bị để thao tác với nhiên liệu bằng tay; Klystron amplifier: bộ khuếch đại sóng cao tần; Klystron gallery: buồng thiết bị cao tần; Linac tunnel: đường ống bên trong máy gia tốc tuyến tính; Quadrupole triplet: hệ nam châm tứ cực; Reflector: bộ phản xạ; SCA tank: buồng gia tốc siêu dẫn; Subcritical assembly tank: thùng lò phản ứng dưới tới hạn; Subcritical assembly cooling system: hệ thống làm mát cho cấu trúc lò dưới tới hạn; Target: bia để tạo phản ứng (p,n); Target cooling system: hệ thống làm mát bia; Transportation channel: kênh vận chuyển; Waveguide tract: ống dẫn sóng

Ở Ukraine, bắt đầu từ năm 2012, Trung tâm Khoa học Quốc gia Viện Vật lý và Công nghệ Kharkov (NSC KIPT, National Science Center -

-Hình 1.4: Một số hình ảnh tại KIPT

Chú thích: Control room: phòng điều khiển; - Experimental hall: khu vực phòng thí nghiệm

Kharkov Institute of Physics and Technology) kết hợp với Phòng thí nghiệmQuốc gia Argonne của Mỹ (ANL - Argonne National Laboratory) đã xâydựng máy gia tốc tuyến tính và một hệ thống lò phản ứng dưới tới hạn [32]

Sơ đồ hệ thống máy gia tốc và hệ dưới tới hạn được trình bày như hình vẽ1.3 Đến thời điểm năm 2018 thì mọi xây dựng cơ bản hầu như đã hoànthành Hình 1.4 trình bày một số hình ảnh về hệ thống này Ở đây hệ thốngADSR sử dụng nhiên liệu urani oxit làm giàu thấp, với chất làm mát bằngnước và các thanh phản xạ bằng Berylli- Cacbon

1.3 Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutron trên bia

rắn cho ADSR

Dòng proton từ máy gia tốc bắn lên hạt nhân bia sẽ gây ra tương tác(p,n) Nghiên cứu thiết kế bia tương tác cho ADSR chính là khảo sát tươngtác (p,n) trên các loại bia khác nhau, với dòng năng lượng proton tới khácnhau Đã có rất nhiều nghiên cứu về tương tác (p,n), phân bố neutron, thônglượng neutron trên thế giới, dưới đây là một số công trình nghiên cứu tiêubiểu

Năm 1999, nhóm tác giả X Ledoux, F Borne, A Boudard và cộng sự đã

Hình 1.5: Phổ năng lượng neutron sinh ra ở những góc khác nhau được tính toán bởi S Meigo và cộng sự

Chú thích: Energy (MeV): năng lượng neutron (MeV).

tính toán phổ năng lượng của neutron phát ra ở các góc khác nhau khi dòng

proton mang các năng lượng lần lượt là 0.8 GeV, 1.2 GeV, 1.6 GeV bắn phálên bia chì [33] Kết quả được nhóm tác giả trình bày như hình vẽ 1.5 Kếtquả nghiên cứu của nhóm tác giả cho thấy ở vị trí càng xa thì năng lượngneutron sinh ra càng nhỏ.

Cũng trong năm 1999, nhóm tác giả S Meigo và cộng sự đã tính toán phân

Hình 1.6: Phân bố thông lượng neutron được tính toán bởi S Meigo và cộng sự

Chú thích: Neutron Energy (MeV): năng lượng neutron (MeV).

bố thông lượng neutron sinh ra từ bia chì dày với năng lượng dòng proton tới

là 0.5 GeV và 1.5 GeV bằng cách sử dụng chương trình MCNP4A [34] Kếtquả được nhóm tác giả trình bày như hình 1.6 Kết quả cho thấy phổ nănglượng neutron sinh ra trải rộng từ mức neutron nhiệt tới neutron nhanh;thông lượng neutron nhiệt nhiều hơn neutron nhanh ở mọi vị trí góc đượcnhóm tác giả tính toán

Năm 2000, nhóm tác giả A Letourneau, J.Galin, F Goldenbaum đã thựchiện các tính toán neutron sinh ra trên các bia dày, nặng như W, Hg, Pb,dòng proton tới mang các mức năng lượng 0.4 GeV, 0.8 GeV, 1.2 GeV, 1.8GeV, 2.5 GeV; với kích thước bia là 15 cm [35] Kết quả tính toán của nhómtác giả được trình bày trên hình vẽ 1.7 Từ kết quả này, nhóm tác giả đưa

ra nhận định rằng có giới hạn bề dày kích thước cho mỗi vật liệu nghiên cứulàm bia tương tác, chẳn hạn như đối với bia vonfram là 30 cm, đối với chì là

55 cm

Năm 2001, tác giả G.S Bauer đã có bài viết phân tích về đặc trưng vật

Hình 1.7: Hiệu suất phát neutron được tính bởi A Letourneau và cộng sự

Chú thích: Target thickness: bề dày bia

lý và kĩ thuật của của các nguồn phân hạch neutron [36] Trong đó, tác giảtrình bày kết quả tính toán phân bố góc của các neutron sinh ra khi cho dòngproton mang năng lượng 2 GeV bắn phá bia chì dày 20 cm Kết quả tínhtoán được trình bày trên hình 1.8 Kết quả tính toán của tác giả cho thấynăng lượng neutron trung bình ứng với các góc 300, 900, và 1500 lần lượt là21.6 MeV, 7.31 MeV và 4.38 MeV Số neutron phát ra từ khoảng góc từ giữa

900 đến 1500 có năng lượng thấp hơn ở khoảng từ 100 đến 900 Năm 2003,nhóm tác giả H Nifenecker, O Meplan, and S David đã trình bày kết quảtính toán hệ số nhân neutron trên mỗi proton tới trên nhiều loại bia khácnhau, với dòng proton các các mức năng lượng khác nhau [37] Kết quả tínhtoán của nhóm tác giả được trình bày như hình 1.9 Kết quả tính toán củatác giả cho thấy khi năng lượng dòng proton tới càng tăng thì số neutronphát ra trên mỗi proton tới càng tăng.

Năm 2008, tác giả A Krasa đã trình bày nghiên cứu phổ neutron phát ra

Hình 1.8: Phân bố góc neutron phát ra được tính toán bởi G S Bauer và cộng sự

Chú thích: BEAM: dòng proton; all neutrons: tất các các neutron

trong phản ứng phân hạch trên bia chì với năng lượng dòng proton tới từ 0.7đến 2.0 GeV [38] Kết quả nghiên cứu của tác giả được trình bày trên hình1.10 Kết quả cho thấy phổ năng lượng neutron phân hạch thì thuận lợi hơntrong việc sinh ra những neutron năng lượng cao

Hình 1.9: Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dòng proton tới (hình trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số khối (hình dưới) trên một số bia rắn; được tính toán bởi H Nifenecker và cộng sự.

Hình 1.10: Phổ neutron sinh ra được tính toán bởi A Krasa và cộng sự

Chú thích: Neutron spectra: phổ neutron; Neutron energy: năng lượng neutron; Spallation spectrum: phổ neutron sinh ra do tương tác bắn phá hạt nhân; fission spectrum: phổ phân hạch hạt nhân.

Năm 2018, tác giả David Sangcheol Lee trong luận án tiến sĩ của mình

đã trình bày nhiều kết quả nghiên cứu, tính toán liên quan đến phân bốneutron bên trong một ADSR [39] Một số kết quả của tác giả này đượctrình bày như hình 1.11

(d) (c)

(b)

(a)

Hình 1.11: Tính toán các tham số neutron bởi D Sangcheol Lee và cộng sự

(a) Thông lượng neutron với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV,

(b) Hiệu suất phát neutron theo chiều dài bia với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV;

(c) Hiệu suất phát neutron theo góc với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV;

(d) Phổ năng lượng neutron ở vị trí góc 600, trên bia chì, chì-bismut.

Chú thích: Angle of detections (degree): vị trí góc đo (độ); Experimental results: những kết quả thực nghiệm; Neutron energy: năng lượng neutron; Neutron flux: thông lượng neutron; Neutron yield: hiệu suất phát neutron; Target width: độ rộng bia tương tác; Target length: chiều dài bia; Neutron Energy: năng lượng neutron.

Nhìn chung, các công trình trên tập trung tính toán trên các loại bia rắnkhác nhau; các kết quả bao gồm phân bố neutron và thông lượng neutronsinh ra; các kết quả này là cơ sở dữ liệu quan trọng trong nghiên cứu thiết

kế bia tương tác cho hoạt động của ADSR

1.4 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò phản ứng

hạt nhân truyền thống

Thori tồn tại trong tự nhiên với một đồng vị duy nhất là Th-232 Trữlượng thori nhiều khoảng 4 lần so với urani, với tổng trữ lượng trên tráiđất ước tính vào khoảng 1, 12.1014 tấn Thori chiếm khoảng 6 phần triệutrong đất thông thường [4] Thori không phải là nhiên liệu phân hạch hạtnhân trực tiếp, tuy nhiên nó có thể chuyển đổi thành U-233 từ phản ứngbắt neutron của Th-232 Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với cácneutron nhanh có năng lượng thích hợp; tuy nhiên, việc chuyển đổi Th-232thành U-233 và sử dụng như nhiên liệu phân hạch sẽ cho hiệu quả cao hơn.Tiềm năng của thori trong sản xuất năng lượng phân hạch đã được côngnhận Một số lò phản ứng, thuộc nhiều loại khác nhau, đã hoạt động dựatrên nhiên liệu thori kết hợp với các nhiên liệu khác

Trong những nghiên cứu ban đầu, người ta đã đưa thori vào kết hợp vớiurani làm nguyên liệu phân hạch Những người tiên phong cho ý tưởng kếthợp urani và thori là Alvin Weinberg, Ralph Moir và Edward Teller; với thínghiệm lò phản ứng muối nóng chảy (MSRE) đã chạy thành công tại phòngthí nghiệm quốc gia Oak Ridge (ORNL) ở Mỹ trong năm 1969 [40] Thoriđóng vai trò như là nguyên liệu thứ cấp, được bao xung quanh lõi lò để tạo

ra U-233 Lò phản ứng hoạt theo chu trình nhiên liệu thorium Radkowsky(Radkowsky Thorium Fuel cycle) cũng là một trong số các lò phản ứng hoạtđộng như vậy [41] Trong lò này, urani được làm giàu 20% tạo ra neutronduy trì phản ứng dây chuyền, U-233 được tạo ra chậm từ lớp thori xung

quanh Lò phản ứng nước nặng CANDU cũng sử dụng kĩ thuật tương tự,với lõi bên trong là U-235 hoặc Pu-239 được làm giàu.

Việc đánh giá khả năng sử dụng kết hợp thori làm nhiên liệu đối với một số

lò phản ứng khác được trình bày tóm tắt như dưới đây [42]

Lò phản ứng neutron nhanh dùng natri (Sodium Fast Reactor -SFR), lò phảnứng neutron nhanh dùng khí (Gas Fast Reactor -GFR), lò phản ứng neutronnhanh dùng chì (Lead Fast Reactor -LFR): đây là ba hệ thống lò phản ứngnhanh thuộc thế hệ thứ IV được phát triển với sự hợp tác quốc tế Tất cả

ba hệ thống có thể hoạt động trên nguyên tắc là thori được đưa vào thay thếtrong chu trình U-Pu thông thường Chu trình nhiên liệu thori trong một lòphản ứng neutron nhanh có khả năng sinh ra nhiều năng lượng hơn 100 lần

từ mỗi kg Th-232 so với 1 kg quặng urani trong chu trình lò phản ứng Tuynhiên việc chuyển đổi hoàn toàn năng lượng đòi hỏi rất nhiều thời gian dẫnđến việc sử dụng thori có thể làm chậm tốc độ triển khai các lò phản ứngmới Trong chu trình nhiên liệu thori, một hạn chế là không có sẵn U-233,điều này làm mất đi yêu cầu của một lò phản ứng neutron nhanh Đối vớicác lò phản ứng neutron nhanh, chu trình nhiên liệu thori không cung cấplợi thế về phát triển bền vững vì chu kỳ U-Pu là đã hoàn toàn tự đáp ứngđược Với những lý do này, đã không có ưu tiên sử dụng thori trong lò phảnứng neutron nhanh, mặc dù sẽ có một số lợi ích về mặt giảm chất thải phóngxạ

Lò phản ứng nhiệt độ rất cao (Very High Temperature Reactor -VHTR): Lòphản ứng nhiệt độ rất cao trong thế hệ thứ IV hoạt động với một chu trìnhnhiên liệu một lần qua Các nhiên liệu ở dạng khối cầu nhỏ đường kính cỡmicromet, chứa nhiên liệu hạt nhân đóng gói trong một quả cầu nhiên liệunhỏ gọi là TRISO VHTR là về nguyên tắc có khả năng sử dụng nhiều loạinhiên liệu khác nhau Một số những VHTR hoạt động từ những năm 1960đến giữa những năm 1980 sử dụng thori làm nhiên liệu Có nhiều lý do tại

sao VHTR là đặc biệt thích hợp với các nhiên liệu thori Trong một lò phảnứng nhiệt, các chu trình nhiên liệu thori có khả năng đạt được tỷ lệ chuyểnđổi cao hơn so với chu trình nhiên liệu U-Pu và VHTR có một phổ neutronnhiệt rất phù hợp với thori Kết quả là có một hệ thống chuyển đổi nănglượng với tiềm năng lớn Điều quan trọng là tốc độ đốt cháy hoàn toàn nhiênliệu cần phải càng cao càng tốt để đảm bảo rằng U-233 được phân hạch hiệuquả trong một chu trình nhiên liệu VHTR có khả năng đốt cháy hoàn toàncao, bằng cách sử dụng nhiên liệu làm giàu cao hơn Thori oxit được cho là

ổn định hơn urani oxit cho việc xử lý địa chất nhiên liệu đã qua sử dụng, vàđiều này sẽ là một lợi thế cho chu trình nhiên liệu Các tính năng này là lý

do tại sao rất nhiều các dự án ban đầu về lò phản ứng nhiệt độ cao (HighTemperature Reactor- HTR, tại DRAGON, Peach Bottom, J¨ulich HTR vàFort St Vrain) đều sử dụng nhiên liệu hạt nhân thori Sự chuyển đổi củaTh-232 để tạo thành U-233 đòi hỏi một nguồn neutron, được tạo ra bởi sựphân hạch của U-235 hoặc Pu-239 Điều này đòi hỏi rằng các hạt nhiên liệuban đầu phải chứa một hỗn hợp của U-Th hay Pu-Th Cho nên đây là mộthạn chế ảnh hưởng đến tiềm năng của nhiên liệu thori trong HTR do banđầu cần phải có một lượng U-235 được làm giàu ở tỉ lệ cao

Lò phản ứng nước siêu tới hạn ( Super Critical Water Reactor -SCWR):SCWR là một trong những phát triển tốt nhất của các lò phản ứng thế hệ

IV, có một trong những yêu cầu nghiên cứu chính là phát triển nhiên liệu vàvật liệu có thể chịu được các điều kiện phức tạp của hệ thống lò phản ứngnước siêu tới hạn Các thiết kế ban đầu của SCWR không xem xét cụ thểtheo hướng có sử dụng nhiên liệu thori hay không, tuy không có nghi ngờ vềnhiên liệu thori có thể được sử dụng trong SCWR, nhưng với mức độ pháttriển của SCWR hiện nay là chưa đủ xem xét, đánh giá

Lò phản ứng muối nóng chảy ( Molten Salt Reactor -MSR): Các MSR đượcphát triển bởi thế hệ IV được thiết kế đặc biệt cho các chu trình nhiên liệu

thori Thiết kế MSR có nhiều yếu tố phù hợp với chu trình nhiên liệu thori.MSR có một phổ neutron nhiệt trong đó chu kỳ thori có thể đạt được một

tỷ lệ chuyển đổi cao hơn so với chu kỳ U-Pu MSR tránh được một số sựsuy giảm hiệu suất chuyển đổi xảy ra do neutron tương tác với Pa-233 Việcchuyển đổi của Th-232 để thu được U-233 qua hai trung gian Th-233 và Pa-

233 qua sự phân rã beta Pa-233 có chu kỳ bán rã tương đối dài (27 ngày)

và bắt neutron nên sẽ dẫn đến suy giảm hiệu suất chuyển đổi Điều này làmgiảm thời gian trung bình của Pa-233 tiếp xúc neutron và làm giảm đáng

kể, tỷ lệ nguyên tử Pa-233 bị thất thoát do bắt neutron MSR liên tục xử

lý nhiên liệu hạt nhân bằng việc đưa về trạng thái ban đầu khi bắt đầu mộtchu trình mới, loại bỏ các sản phẩm phân hạch khi chúng được tạo ra Kể từkhi nhiên liệu hạt nhân được sử dụng là muối lỏng, vấn đề nhiên liệu khôngcòn được đưa ra xem xét Đối với loại lò này không có sự phân biệt giữa cácloại nhiên liệu khác nhau và do đó không có rào cản đối với việc áp dụngthori như trong lò phản ứng thông thường

Lò phản ứng nước nhẹ kiểu mô đun nhỏ (Small modular Light Water tor): được thiết kế dựa trên công nghệ lò phản ứng nước nhẹ hiện có, nhưngthu nhỏ lại để có lợi từ việc tăng cường áp dụng an toàn thụ động LWR

Reac-có thể sử dụng nhiên liệu thông thường UO2 hay UO2-PuO, hay nhiên liệuthori Với các LWR thông thường, thori là một lựa chọn tiềm năng mà lợiích chính của nó là làm giảm sự phụ thuộc vào quặng urani Một số loại lòđang sử dụng Thori được trình bày trong Bảng 1.1