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.
Trang 1BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
TRẦN MINH TIẾN
NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC
LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ
Thành phố Hồ Chí Minh – 2022
Trang 2BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
TRẦN MINH TIẾN
NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC
Trang 3LỜI 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
Trang 4LỜI 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, dànhrất nhiều thời gian để đưa ra những nhận xét, góp ý sâu sắc, giúp tôi hoànthiện các 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
Trang 5DANH MỤC VIẾT TẮT i
MỞ ĐẦU 1
CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 5
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 năngKhả 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 hìnhMô 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
Trang 62.1.5 Vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng
lượng và theo góc khối (neutron production double - differential cross section)
392.2 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì
lỏng và nhiên liệu thori 412.2.1 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II mô phỏng bằng
MCNPX
43
2.2.2 Hiệu suất phát neutron Y n/p 45
2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef 46
CHƯƠNG 3 TÍNH TOÁN NHIÊN LIỆU THORI CHO
lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori với ADSR dùng bia rắn, nhiên
liệu hỗn hợp urani 553.2.1 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng
nước nhẹ 563.2.2 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng chì
lỏng 573.2.3 Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất làm mát bằng
Trang 7chì lỏng 593.3 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên
liệu thori 603.3.1 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron
phát ra 613.3.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao 633.3.3 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 673.4.1 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính 673.4.2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò 693.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng 713.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu
UO2, Th233UO2 và Th235UO2 723.5 Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 76
3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef với hỗn hợp nhiên
KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 90
TÀI
Trang 9DANH MỤC VIẾT TẮT
Lò phản ứng hạt nhân dướitới hạn điều khiển bằng máygia tốc sử dụng nhiên liệuthori
Physics and Technology
Assembly
Viện Vật lý và kĩ thuậtKharkov
Tổ hợp tới hạn ở Đại học Ky- oto
ix
Trang 10MCNP 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
Trang 11DANH 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 442.2 Kết quả tính toán hiệu suất phát neutron 452.3 Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên liệu và các
kết quả tính toán 473.1 Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino 513.2 Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra 543.3 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 583.4 Tỷ lệ thành phần urani và thori 67
3.5 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori khác nhau 78
3.6 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori khác nhau 82
3.7 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori khác nhau 85
Trang 12DANH MỤC HÌNH VẼ
1.1 Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR 71.2 Sơ đồ cơ bản của MYRRHA 101.3 Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới hạn tại KIPT 121.4 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 141.6 Phân bố thông lượng neutron được tính toán bởi S Meigo và
cộng sự 151.7 Hiệu suất phát neutron được tính bởi A Letourneau và cộng
sự 161.8 Phân bố góc neutron phát ra được tính toán bởi G S Bauer
và cộng sự 171.9 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 181.10 Phổ neutron sinh ra được tính toán bởi A Krasa và cộng sự 191.11 Tính toán các tham số neutron bởi D Sangcheol Lee và cộng
sự 201.12 Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia 261.13 Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề xuất bởi C.Rubbia27
Trang 131.14 Mô hình ADTR 28
Trang 142.1 Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng 332.2 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) 352.3 Vị trí các góc phát ra của neutron 362.4 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) 372.5 Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính toán từ các dòngproton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV đến 3000 MeV 382.6 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) 402.7 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 432.8 Cấu trúc thanh nhiên liệu 443.1 Mô hình tính toán phân rã phóng xạ thori trong môi trường
Trang 15chì lỏng 49
Trang 163.2 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
Trang 173.15 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,
với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-235 703.16 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,
với nhiên liệu là hỗn hợp Th,U-233 và Th,U-235 703.17 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng 713.18 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò, với
nhiên liệu sử dụng là UO2
72
3.19 So sánh phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi
lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2, Th233UO2 và Th235UO2 733.20 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với
nhiên liệu sử dụng là UO2
74
3.21 So sánh phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi
lò, với nhiên liệu sử dụng là UO2, Th233UO2 và Th235UO2 753.22 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 k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%
và 40% 79
3.24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th233UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%
và 100% 80
3.25 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%
và 40% 81
Trang 183.26 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th235UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%
và 100% 81
3.27 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%
và 40% 83
3.28 Hệ số nhân neutron hiệu dụng k ef được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu Th238UO2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%
và 100% 84
Trang 19MỞ 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 cốxảy 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
19
Trang 20phóng 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 neutroncho mô hình bia rắn, nhiên liệu chủ yếu là urani Tuy nhiên việc sử dụng biachì rắn sau một thời gian phải thực hiện thay bia, khi đó phải tạm dừnghoạt động của lò phản ứng Một số nghiên cứu trước đây đã đề cập đếnviệc sử dụng bia lỏng như chì [3] hoặc chì – bismuth nhưng chỉ nằm trongvùng nhỏ của lõi, hướng đến chuyển đổi chất thải phóng xạ hơn là pháttriển ADSR, chưa thực hiện các tính toán các tham số neutron một cách chitiết để đánh giá cụ thể Trong luận án này, chì lỏng được đề xuất sử dụnglàm bia tương tác sinh neutron để duy trì hoạt động của ADSR, đồng thờiđóng vai trò như chất làm mát, truyền tải nhiệt lượng ra bên ngoài Đây làmột mô hình mới mà hầu như trên thế giới chưa có nhiều nghiên cứu cụthể Với việc sử dụng chì lỏng vừa làm chất tải nhiệt vừa làm bia tương tác,
sẽ không cần thay bia trong quá trình vận hành lò phản ứng hạt nhân Toàn
bộ khối chì lỏng trên đường 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
Trang 21Luận 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 TRIGAMark
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 cóthể dễ dàng so sánh kết quả trong luận án này với các kết quả khác, để cóđược độ tin cậy cao hơn Với mục tiêu thứ hai, luận án sẽ thực hiện các tínhtoán như: tính toán các đặc trưng neutron sinh ra từ tương tác (p,n) dựatrên đề xuất sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác và chất tải nhiệt.Các kết quả tính toán cụ thể bao gồm phân bố năng lượng, phân bố góccủa neutron phát ra; cùng với hiệu suất phát neutron và vi phân bậc hai tiếtdiện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối; nghiên cứu phổ phóng
xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng và phân bố thông lượngneutron bên trong ADSR sử dụng thori làm nhiên liệu Kết quả bao gồmviệc xác định các loại tia phóng xạ sinh ra, các hạt nhân con tạo thành; phổnăng lượng các tia alpha, beta, gamma, neutrino; năng lượng cực tiểu,trung bình và cực đại của các hạt nhân con; tính toán phân bố thông lượngneutron dọc theo chiều cao, bán kính lò; theo năng lượng và phân bố gócneutron phát ra Những tính toán này được thực hiện trên cơ sở khai tháccác dữ liệu, kĩ thuật tính toán có độ tin cậy cao, được sử dụng phổ biến từtrước đến nay trong lĩnh vực nghiên cứu về lò phản ứng như: thư viện dữliệu JENDL, chương trình mô mỏng và tính toán GEANT4, MCNP5,MCNPX
Nội dung chính của luận án ngoài phần mở đầu, nội dung chính được trìnhbày thành 3 chương:
Trang 22• Chương 1 trình bày tổng quan những vấn đề nghiên cứu liên quan đến
Trang 23lò 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
Trang 24CHƯƠNG 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 nhiênliệu
1.1 Lò phản fíng 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 phámột hạt nhân nặng bằng một hạt nhân nhẹ Những quan sát đầu tiên thuộc
về Ernest Rutherford vào năm 1919, khi ông nghiên cứu phản ứng bắn phá
hạt nhân N-17 bằng hạt α Sau đó, Ernest Orlande Lawrence đã thiết kế
nên máy gia tốc cyclotron đầu tiên, mở ra hướng nghiên cứu về cường độ,dòng hạt tạo ra từ máy gia tốc và ứng dụng vào nghiên cứu phân hạch hạtnhân Đến năm 1940, Ernest Orlande Lawrence và Nicolay NicolayevichSemenov đã độc lập đề xuất sử dụng máy gia tốc hạt như là một nguồn
để tạo ra neutron Đến năm 1941, Glenn T Seaborg và cộng sự của ông
đã tạo ra lượng plutoni đầu tiên (Pu-238) bằng cách sử dụng máy gia tốccyclotron kích thước 60 inch ở Đại học California tại Berkeley (U.C.Berkeley) tạo ra dòng deuteron bắn phá hạt nhân urani tự nhiên (chủyếu 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 các
Trang 25cộng 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
Trang 26lên 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 nhiều
quá 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
từ quá trình tương tác (p,n) sẽ đóng vai trò là các neutron bù, duy trì trạngthái hoạt động dưới tới hạn của lò phản ứng Nguyên lý hoạt động củaADSR được trình bày ở hình 1.1 [1]
Trong lò phản ứng, nếu hệ số nhân neutron k ef < 1 thì phản ứng phân hạch
không 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
Trang 27Hình 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 thể
khó 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 là 123, 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
Trang 28độ 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 nóngchảy Tuy nhiên, mỗi loại đều có ưu nhược điểm riêng, cần phải nghiên cứumột cách 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 môhình tương tác (p,n) trên chì lỏng vừa làm bia và tải nhiệt; nhằm có thêmđánh giá một cách rõ ràng hơn, vì những nghiên cứu về vấn đề này trên thếgiới chỉ mới ở mức đề xuất hoặc mới ở những nghiên cứu ban đầu, chưa cónhiều đánh 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 trongtương tác (p,n) trên một số bia dày với năng lượng dòng proton tới từ0,5 GeV đến 3,0 GeV; về hiệu ứng màn chắn trong tương tác (p,n) trên một
số bia nặng và một số vấn đề khác Nhóm nghiên cứu đã có nhiều công bốquan trọng, trong đó có tác giả Nguyễn Thị Ái Thu đã hoàn thành luận ánTiến sĩ của mình dưới sự hướng dẫn của thầy Châu Văn Tạo và thầy NguyễnMộng Giao Trong luận án của mình, tác giả đã đề ra một mô hình để nghiêncứu tương tác (p,n) trên các bia nhằm cải thiện sai khác của những tínhtoán lý thuyết trước đây so với thực nghiệm ; mô hình này được gọi là môhình màn chắn trên bia Kết quả trong luận án này gồm bộ số liệu về sốneutron
Trang 29sinh 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 giatốc Những năm gần đây, nhóm đã phát triển các hướng nghiên cứu mới,một trong những hướng này là tính toán trên bia chì lỏng; nghiên cứu khảnăng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR được thực hiện trong luậnán
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
Trang 30về ADSR, với mục tiêu cuối cùng là xây dựng thành công ADSR để thaythế cho các lò phản ứng hạt nhân truyền thống Nhiều quốc gia trên thếgiới 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 XT- ADS Sau đó, dựa trên thiết kế này, Trung tâm Nghiên cứu Hạtnhân của Bỉ (SCK.CEN) đã thiết kế sơ bộ một dự án có tên là MYRRHA(Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications), trong
đó một lò phản ứng có khả năng hoạt động ở trạng thái tới hạn và cả dướitới hạn [29] Sơ đồ của MYRRHA được trình bày như hình 1.2 Đây là một
lò phản ứng sử
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 đạt 1015 (n.cm −2s −1) với năng lượng neutron phát ra hơn 7.5MeV
Trang 31Ở Ấn Độ, việc phát triển ADSR được chuẩn bị từ năm 2001 [30] Giaiđoạn hoạt 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 protoncường độ 10 mA; sử dụng chì- bismuth làm bia tương tác và bắt đầunghiên cứu thử nghiệm cho ADSR Ấn Độ có sự quan tâm đặc biệt đếnviệc sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR do tiềm năng chuyển đổichuyển đổi chất thải phóng xạ của nó Gần đây, một dự án về ADSR mangtên BRAHMMA đang được phát triển, sử dụng nhiên liệu urani, hệ số nhânneutron khoảng 0.89 Ở Nhật Bản, các hoạt động nghiên cứu về ADSRchủ yếu đặt tại Trung tâm Nghiên cứu Hỗn hợp máy Gia tốc proton( PARC- Proton Accelerator Research Complex), nơi hợp tác giữa KEK( Cơ quan Nghiên cứu về Máy gia tốc Năng lượng cao của Nhật Bản) vàIAEA Nhật Bản dự định thiết kế một ADSR công suất 800 MW dựa trênmáy gia tốc tuyến tính tạo ra dòng proton năng lượng 1.5 MeV, cường
độ 20 mA KEK nỗ lực phát triển các máy gia tốc để hướng tới phục vụcho 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
Trang 32-[31] Đây là một phần trong mục tiêu lớn của dự án về phát triển nănglượng
Trang 33hạt 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
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 -
Trang 34Hình 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
Trang 351.3 Nghiên cfíu phản fíng 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,thông lượng neutron trên thế giới, dưới đây là một số công trình nghiêncứu tiêu biểu
Năm 1999, nhóm tác giả X Ledoux, F Borne, A Boudard và cộng sự đã
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
Trang 36proton 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
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
Trang 37Năm 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
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 chodòng proton mang năng lượng 2 GeV bắn phá bia chì dày 20 cm Kết quảtính toán được trình bày trên hình 1.8 Kết quả tính toán của tác giả chothấy năng lượng neutron trung bình ứng với các góc 300, 900, và 1500 lầnlượt là
Trang 3821.6 MeV, 7.31 MeV và 4.38 MeV Số neutron phát ra từ khoảng góc từ giữa
Trang 39900 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
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 0.7 đến 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 hơn trong việc sinh ra những neutron năng lượng cao
Trang 40Hình 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.