Luận án tiến sĩ nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p, n) trên các bia nặng phục vụ cho thiết kế bia trong lò phản ứng

Số neutron phát tán sinh ra phụ thuộc vào năng lượng của chùm proton tới và chúng bức xạ ngẫu nhiên theo mọi hướng.Sau đó những neutron này lại tương tác với hạt nhân trong môi trường nh

Trang 1

NGUYỄN THỊ ÁI THU

NGHIÊN CỨU PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p, n)

TRÊN CÁC BIA NẶNG PHỤC VỤ CHO THIẾT KẾ BIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Tp Hồ Chí Minh – 2011

Trang 2

NGUYỄN THỊ ÁI THU

NGHIÊN CỨU PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p, n)

TRÊN CÁC BIA NẶNG PHỤC VỤ CHO THIẾT KẾ BIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC

Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên tử và Hạt nhân

Mã số chuyên ngành: 62 44 05 01

Phản biện 1: GS TSKH NGUYỄN XUÂN HÃNPhản biện 2: TS NGUYỄN ĐỨC THÀNHPhản biện 3: TS TRƯƠNG THỊ HỒNG LOANPhản biện độc lập 1: PGS.TS NGÔ QUANG HUYPhản biện độc lập 2: TS NGUYỄN VĂN HÙNG

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:

PGS.TS NGUYỄN MỘNG GIAOPGS.TS CHÂU VĂN TẠO

Tp Hồ Chí Minh – Năm 2011

Trang 3

LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của riêng tôi cùng với Thầy hướng dẫn khoa học Kết quả nêu trong luận án là trung thực và chưa từng ai công bố trong bất kỳ công trình nào khác

Tác giảNguyễn Thị Ái Thu

Trang 4

 PGS TS Châu Văn Tạo Trưởng Khoa Vật Lý, Trưởng Chuyên ngành Hạt Nhân Nguyên Tử Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên TP Hồ Chí Minh

đã rất tận tâm chỉ bảo và giúp đỡ tôi bất cứ lúc nào tôi cần để hoàn thành luận án

 PGS TS Vương Hữu Tấn, Viện Trưởng Viện Năng lượng Nguyên Tử VN

đã cung cấp tài liệu giúp đỡ tôi viết luận án này

 PGS TS Nguyễn Nhị Điền, Viện Trưởng Viện Hạt Nhân Dalat, đã giúp đỡ tạo điều kiện được nghiên cứu một thời gian dài tại Lò phản ứng hạt nhân giúp tôi mở cửa sổ để tiếp cận trong khảo sát thực tế

 Xin cảm ơn các Thầy Phản biện và các Thầy Cô thành viên trong Hội Đồng Cấp Cơ sở đã giúp nhiều ý kiến bổ ích cho Luận án

 Xin chân thành cảm ơn các Thầy Phản biện Độc lập đã đọc và chỉ dẫn nhiều ý kiến rất quan trọng để hoàn thành Luận án

 Xin cảm ơn Giáo sư Jirina R Stone (MIT – Massachusetts Institute of Technology – USA) đã nhiệt tình góp ý, ủng hộ hết lòng cho đề tài nghiên cứu của Luận án Cảm ơn Giáo sư Tunis (ICTP – International Centre for Theoretical Physics – Italy ) với những giúp đỡ và những nhận xét mang tính khoa học cao cho những công trình nghiên cứu của Luận án Xin cảm

ơn Giáo sư Hiroyoshi Sakurai (RIKEN Nishina Center for Accelerator Based Science – Japan) đã cho những ý kiến đóng góp để công trình nghiên cứu của Luận án được hoàn thiện hơn

Trang 5

 Các thầy cô trong Bộ Môn Hạt Nhân và Phòng Quản Lý Khoa Học Sau Đại Học và Hợp Tác Quốc Tế, Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên Tp Hồ Chí Minh đã giúp đỡ để hoàn thành và bảo vệ luận án

 Xin cảm ơn các đồng nghiệp Trường Cao Đẳng GTVT Tp HCM đã động viên tôi trong quá trình hoàn thành luận án

Cuối cùng xin được phép các GS.TS, các thầy cô cho tôi được thắp nén hương linh để tạ ơn người anh ruột Nguyễn Mạnh Dũng mới qua đời Suốt hơn 2 năm bệnh nặng mà vẫn động viên giúp đỡ vật chất và tinh thần cho tôi học và nghiên cứu, đây là khoảng thời gian tôi vừa học và vừa nuôi anh ở bệnh viện, khoảng thời gian mà tôi không thể quên

Một lần nữa xin cảm ơn quý thầy cô và bạn bè đã là động lực là nguồn sáng cho tôi viết luận án tiến sĩ hôm nay

Trang 6

MỤC LỤC

Trang Lời cam đoan

Lời cảm ơn

Mục lục

iiiiv

1.1 Những nghiên cứu trên thế giới về phản ứng (p, n) 13

1.2.3 Thư viện dữ liệu năng lượng cao JENDL (JENDL-HE) 28

2.1.2 Công thức tính số neutron và hiệu suất sinh neutron 30

2.2.2 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên các bia nặng 34

2.2.4 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên các bia nặng 43

Trang 7

2.2.5 Phân bố góc của neutron 47

3.2.1 Năng lượng mất mát của chùm proton tới 56

3.2.4 So sánh hiệu suất sinh neutron với công trình khác 633.2.5 Sử dụng mô hình màn chắn trên bia tính số neutron sinh ra phân bố ở các góc

Trang 8

BẢNG CÁC CHỮ VIẾT TẮT

ADS Lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc Accelerator-Driven

SystemALICE ALIROOT-HLC, Code tính toán dùng mô

phỏng dấu hiệu gây bởi bức xạ

Capture TherapyCYRIC Trung tâm đồng vị phóng xạ và cyclotron Cyclotron and

RadioIsotope Center

Model

CRISP Code tính toán phản ứng hạt nhân năng

lượng cao và trung bình

RIo-Sao Paulo Collaboration

FLUKA Code mô phỏng sự tương tác và vận

chuyển hạt

Fluktuierende KAskade

Koonin

CascadeJ-PARC Viện nghiên cứu máy gia tốc proton của

Nhật Bản

Accelerator Research ComplexJENDL Thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL của

Nhật Bản

Japanese Evaluated

LibraryLAHET Hệ thống code tính toán cho vận chuyển Los Alamos High

Trang 9

năng lượng cao của Los Alamos Energy Transport

LABoratoryMCNPX Code vận chuyển bức xạ sử dụng phương

pháp Monte Carlo mở rộng

Monte Carlo N particle eXtended

Dynamics

ModelSHIELD Code mô phỏng Monte Carlo cho dòng

hadron trong bia phức tạp

Trang 10

DANH MỤC CÁC BẢNG

3 1.3 Lĩnh vực ứng dụng của dữ liệu hạt nhân năng lượng cao 28

4 2.1 Quãng chạy tự do trung bình của proton Rp và bề dày

các bia U, Pb, Au, W được chọn trong vùng năng lượng bắn phá của proton từ 0.5 GeV đến 3 GeV

7 2.4 Hiệu suất sinh neutron từ bia 208Pb với năng lượng

proton tới là 1,0 GeV

10 3.3 Số neutron sinh ra phân bố ở góc 1800 phía sau bia 67

11 3.4 Đánh giá sự sai biệt về số neutron sinh ra theo phân bố

góc với năng lượng proton 1,5 GeV giữa hai mô hình đồng nhất và màn chắn (số neutron x1018)

68

12 3.5 Đánh giá sự sai biệt về số neutron sinh ra theo năng

lượng proton giữa hai mô hình đồng nhất và màn chắn (số neutron x1018)

69

13 3.6 Bảng so sánh các thông số cần thiết để lựa chọn bia 70

Trang 11

DANH MỤC HÌNH VẼ

1 1 Tiêu thụ năng lượng hạt nhân tính bình quân theo đầu người

ở một số nước trên thế giới trong năm 2003

3

2 2 Mô hình một nhà máy hủy thải phóng xạ vận hành bởi ADS 8

3 2.1 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên bia

5 2.3 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên 197Au dày d  R p 36

6 2.4 Số neutron sinh từ phản ứng (p, n) trên 238U, 235U dày d  R p 37

7 2.5 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên 204Pb, 206Pb, 207Pb,

208Pb, 180W, 182W, 184W, 186W, 238U, 235U, 197Au dày d  R p

38

8 2.6 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên bia 238U, 235U,

206Pb, 186W, 197Au, bề dày bia d  R p với năng lượng của

39

9 2.7 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên bia 238U, 235U,

206Pb, 186W, 197Au, bề dày bia d  R pvới năng lượng của

40

10 2.8 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206Pb, 238U, 235U,

186W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 0,7 GeV

41

13 2.11 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206Pb, 238U, 235U, 41

Trang 12

42

16 2.14 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 206Pb với năng

lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 3,0 GeV

44

17 2.15 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 238U với năng

lượng bắn phá của proton từ 0.5 GeV đến 3 GeV

44

18 2.16 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 235U với năng

45

19 2.17 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 186W với năng

45

20 2.18 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 197Au với năng

46

21 2.19 So sánh tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) giữa tài liệu

[10] (hình b) và kết quả của luận án hình (a)

47

22 2.20 Phân bố góc của neutron sinh ra trên bia 206Pb với năng

lượng của proton từ 0,5GeV đến 1,5 GeV

48

23 2.21 Phân bố góc của neutron trên bia 238U với Ep = 0,5 ÷1,5 GeV 48

24 2.22 Phân bố góc của neutron trên bia 238U với Ep= 0,5 ÷1,5 GeV 49

25 2.23 Phân bố góc của neutron sinh ra trên bia 197Au với năng

49

26 2.24 Phân bố góc của neutron với Ep= 800 MeV trên bia 208Pb 50

27 2.25 Hiệu suất sinh neutron trên bia 208Pb ở mô hình bia đồng

nhất và mô hình của Sara T.Mongelli et al [39]

51

28 3.1 Mô hình màn chắn trên bia – Screening effect model 53

29 3.2 Độ mất mát năng lượng riêng của proton trên các bia 206Pb, 57

Trang 13

238U, 197Au, 186W

30 3.3 Độ suy giảm của chùm proton trong bia 206Pb, 238U, 197Au,

186W với Ep= 0,5 GeV, Ip=25 mA

58

186W với năng lượng proton tới là 0,8 GeV, cường độ dòng máy gia tốc I = 25 mA

58

59

34 3.7 So sánh số neutron sinh ra trên bia 206Pb từ phản ứng hạt

nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất và mô hình màn chắn trên bia

60

35 3.8 So sánh số neutron sinh ra trên bia 238U từ phản ứng hạt

61

36 3.9 So sánh số neutron sinh ra trên bia 186W từ phản ứng hạt

62

37 3.10 So sánh số neutron sinh ra trên bia 197Au từ phản ứng hạt

62

38 3.11 So sánh hiệu suất sinh neutron ở bia chì từ phản ứng hạt

nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất, mô hình màn chắn

và công trình của nhóm nghiên cứu Sara T Mongelli và cộng sự [39]

63

39 3.12 Số neutron phân bố theo góc trên 238U, 235U, 206Pb, 186W, 64

Trang 14

197Au với năng lượng proton 0,5 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia

40 3.13 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 238U, 235U,

206Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 0,6 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia

65

66

Trang 15

MỞ ĐẦU

Một trong những thách thức lớn nhất của nhân loại hiện nay là nhu cầu năng lượng ngày càng tăng trong khi các nguồn năng lượng truyền thống ngày càng cạn kiệt Theo các tính toán [2], dầu hỏa giá rẻ chỉ có thể khai thác khoảng 40 năm nữa, khí tự nhiên còn đủ dùng trong vòng 60 năm [2] và các loại nhiên liệu hóa thạch khác như than đá, than nâu, than bùn cũng còn khai thác được khoảng 230 năm [2] Hơn nữa, sử dụng nguồn nhiên liệu hóa thạch là một trong những nguyên nhân gây

ra hiệu ứng nhà kính dẫn đến biến đổi khí hậu mang tính toàn cầu Để giảm hiệu ứng nhà kính, người ta đang tìm mọi cách hạn chế việc xây dựng các nhà máy phát điện chạy bằng than hoặc dầu mỏ khí đốt

Ngoài ra việc khai thác các nguồn nhiên liệu này cũng có thể dẫn đến thảm họa môi trường, ví dụ như vụ nổ giàn khoan ở vịnh Mexico (Mỹ) vào ngày 3/9/2010 vừa qua Tai nạn này đã gây ảnh hưởng nghiêm trọng cho cả một vùng biển rộng lớn và để khắc phục hậu quả xảy ra cần phải mất hàng chục năm

Năng lượng có thể thay thế cho nhiên liệu hóa thạch là thủy điện, năng lượng gió, năng lượng mặt trời, sóng biển, thủy triều Các dạng năng lượng tái tạo này có nhiều ưu điểm nhưng cho đến nay còn hàng loạt các vấn đề công nghệ như tính ổn định của thiết bị, hiệu quả về mặt kinh tế … vẫn còn chưa được giải quyết Dưới đây xin điểm qua vài nét về các dạng năng lượng đó:

1) Thủy điện

Nước ta có tiềm năng thủy điện lớn, nhất là các tỉnh miền trung Hiện nay thủy điện chiếm một tỷ trọng khá lớn trong cơ cấu điện năng ở Việt Nam Tuy nhiên sản lượng của thủy điện phụ thuộc vào lượng mưa hàng năm Ngoài ra, xây dựng các đập thủy điện chiếm nhiều đất đai, dẫn đến việc phá rừng, nhất là rừng đầu nguồn ảnh hưởng đến khí hậu và môi trường

Khi xây dựng các đập thủy điện phải tái định cư dân chúng sống trong vùng

hồ chứa, gây một xáo trộn lớn cho đời sống của cư dân

Một số dự án thủy điện cũng sử dụng các kênh, thường để đổi hướng dòng sông với độ dốc nhỏ hơn nhằm tăng áp suất có được Trong một số trường hợp, toàn

Trang 16

bộ dòng sông có thể bị đổi hướng để trơ lại lòng sông cạn Những ví dụ như vậy có

thể thấy ở sông Tekapo và sông Pukaki ở New Zealand

Việc xây đập tại vị trí địa lý không hợp lý có thể gây ra những thảm họa như

vụ đập Vajont tại Ý làm chết rất nhiều người năm 1963

2) Điện gió

Năng lượng gió được đánh giá là thân thiện nhất với môi trường và ít gây

ảnh hưởng xấu về mặt xã hội Tuy nhiên bên cạnh đó vẫn có những điểm bất lợi

trong khai thác đó là không ổn định, phụ thuộc vào thời tiết khí hậu, chiếm diện tích

lớn, giá thành cũng không rẻ

3) Điện mặt trời

Năng lượng mặt trời là một trong các hình thức năng lượng tái tạo quan

trọng Tiềm năng này ở Việt Nam rất lớn, với lượng bức xạ trung bình

5 kW/m²/ngày và khoảng 2000 giờ nắng/năm Tuy nhiên năng lượng mặt trời chưa

được phát triển mạnh với nhiều lý do, trong đó phải kể đến đòi hỏi vốn đầu tư ban

đầu, giá thành lại đắt hơn nhiều so với các dạng năng lượng khác

Theo tính toán của nhiều nhà kinh tế, điện mặt trời hiện nay có giá thành

khoảng 8 đến 9 USD/W) [97], với giá cao như thế năng lượng mặt trời chưa thể

được dùng rộng rãi Ngoài ra việc sản xuất các pin mặt trời cũng gây ô nhiễm lớn

Để sản xuất pin mặt trời người ta cần chế tạo các đơn tinh thể silic, đây là quy trình

tốn nhiều năng lượng và gây ô nhiễm môi trường Việc sử dụng acquy để dự trữ

năng lượng trong công nghệ năng lượng mặt trời cũng gây ô nhiễm môi trường sinh

thái

Vì thế cho đến ngày nay đóng góp của các dạng năng lượng tái tạo vào cán

cân năng lượng của nhân loại còn chưa đáng kể (khoảng 10% tổng số năng lượng

đang tiêu thụ [2])

Năng lượng nhiệt hạch (fusion power) có tiềm năng lớn nhưng đang trong

quá trình nghiên cứu Hiện đang có một kế hoạch hợp tác quốc tế dưới sự hỗ trợ của

Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) để giải quyết vấn đề này (ITER –

International Thermonuclear Experimental Reactor) [92] Người ta cho rằng phải

Trang 17

mất khoảng trên 20 năm nữa nguồn năng lượng này mới có thể đưa vào sử dụng trong thực tế Vào tháng 3/2010 phòng thí nghiệm Nghiên cứu Quốc gia Lawrence Livermore (Lawrence Livermore National Laboratory – USA) đã thông báo [95] một nhà máy điện LIFE (Laser Inertial Fusion Engine) đầu tiên sẽ được đưa thử nghiệm vào năm 2020, sau đó nhà máy điện thương mại hoàn chỉnh sẽ được đưavào vận hành năm 2030.

Có thể nói rằng, năng lượng mà nhân loại có thể sử dụng hiệu quả nhất hiện nay vẫn là năng lượng hạt nhân thu được từ phản ứng phân hạch (nuclear fission energy) Năng lượng hạt nhân cho đóng góp lớn trong cán cân năng lượng của toàn cầu Ở các nước như Thụy Điển, Pháp, tỉ lệ sử dụng năng lượng hạt nhân khá cao(hình 1)

Hình 1: Tiêu thụ năng lượng hạt nhân tính bình quân theo đầu người

ở một số nước trên thế giới trong năm 2003 [96]

Thiết bị để sản xuất năng lượng hạt nhân chính là lò phản ứng hạt nhân Quá trình sinh năng lượng thông qua sự vỡ hạt nhân như sau:

Khi một hạt nhân 235U hoặc 239Pu hấp thụ một neutron, nó có thể vỡ thành các mảnh đồng thời phóng ra các neutron và giải phóng năng lượng Neutron sinh ra

Trang 18

sau mỗi phân hạch lại có thể bị hấp thụ bởi các hạt nhân phân hạch khác, và hạt nhân này lại bị phân hạch và cứ thế phân hạch diễn ra như một dây chuyền Số phân hạch tăng lên rất nhanh trong một thời gian rất ngắn tạo thành một chuỗi phản ứng hạt nhân Năng lượng giải phóng trong quá trình phân hạch ở dạng nhiệt, có thể được chuyển đổi thành điện năng.

Đặc trưng thứ nhất của năng lượng hạt nhân là không thải CO2, SOx, NOxgây ô nhiễm không khí Lò phản ứng hạt nhân tạo năng lượng có thể phát công suất lớn và giá thành tương đối rẻ tiền

Bên cạnh đó các lò phản ứng truyền thống vẫn còn nhiều nhược điểm:

1) An toàn nhà máy điện hạt nhân là an toàn lò phản ứng và sự cố mất an toàn

lớn nhất là sự cố không chế ngự được công suất Đây là vấn đề quan tâm hàng đầu của các nhà chuyên môn Theo tính toán thì công suất lò ở trạng thái tới hạn có thể tăng tới mức tùy ý mà không cần bổ sung nhiên liệu Công suất thực tế của lò được giữ ổn định ở mức nào là nhờ hệ thống điều khiển Khi công suất lò tăng mà nhiệt độ nhiên liệu tỏa ra không được hệ thống tải nhiệt giải phóng thì các thanh nhiên liệu có thể bị nóng chảy dẫn đến sự cố

lò Đó là sự cố rất nguy hiểm của lò phản ứng Mặc dù ngày nay với công nghệ tiên tiến, người ta đã có nhiều biện pháp xử lý và vấn đề an toàn lò phản ứng đã được cải thiện rất nhiều nhưng xác suất xảy ra sự cố vẫn khác không

Trong lịch sử nhân loại người ta đã ghi nhận một vài sự cố lò phản ứng như nhà máy điện hạt nhân Three Mile Island (TMI) thuộc bang Pennsylvania ngày 28/3/1979 ở tổ máy số 2 đã xảy ra sự cố làm chất phóng xạ thoát ra môi trường xung quanh khiến một bộ phận dân cư phải đi lánh nạn Nguyên nhân

là do bơm cấp nước chính bị ngừng hoạt động, dẫn đến làm chảy một phần cấu trúc bên trong Thiệt hại khoảng 2,4 tỉ USD

Ngày 26/4/1986, sự số xảy ra ở nhà máy điện hạt nhân Chernobyl cách thủ

đô Kiev nước Cộng hòa Ukraine thuộc Liên Xô cũ khoảng 130 km về phía Bắc Lò phản ứng này có công suất 3200 MW sử dụng than chì làm chất làm

Trang 19

chậm và chất tải nhiệt là nước nhẹ Tai nạn xảy ra do vi phạm nguyên tắc vận hành làm cho thiết bị ngừng lò tự động không hoạt động được, do đó công suất của lò tăng lên nhanh chóng, nhiên liệu bị quá nhiệt, phát sinh hơi nước

dữ dội dẫn đến phá hỏng ống áp lực, hư hỏng một phần lò phản ứng và khu nhà lò

Theo tài liệu báo cáo, tai nạn ở nhà máy điện hạt nhân Chernobyl xảy ra làm

31 người chết (trong đó một người chết do bỏng khi đang dập lửa và một người khác mất tích) và 203 người nhập viện do bị nhiễm phóng xạ cấp tính

Do lò phản ứng và khu nhà bị phá hỏng nên các chất phóng xạ bên trong lò phản ứng thoát ra ngoài Ngay sau khi tai nạn xảy ra, khoảng 135 ngàn cư dân trong vòng bán kính 30 km từ nhà máy đã phải đi lánh nạn Theo đánhgiá lượng phóng xạ mà lượng cư dân này phải nhận là 16 ngàn sievert, bình quân mỗi người nhận 120 mSv cao hơn khoảng 50 lần so với lượng tia phóng

xạ nhận từ tự nhiên (khoảng 2,4 mSv/năm),[2]

Chất phóng xạ vượt qua biên giới làm ô nhiễm một phạm vi rộng lớn, sang các nước Châu Âu tiếp giáp với Liên Xô cũ Theo ước tính của các chuyên gia, tai nạn xảy ra đã làm phát tán một lượng phóng xạ lớn gấp 400 ngàn lần quả bom nguyên tử đã ném xuống Hiroshima – Nhật Bản vào năm 1945

Ở Nhật Bản mặc dù đã áp dụng những biện pháp bảo đảm nghiêm ngặt về an toàn nhưng vẫn xảy ra tai nạn tới hạn của cơ sở gia công xử lý uranium của Công ty JCO Đó là ngày 30 tháng 9 năm 1999, tai nạn đã xảy ra ở nhà máy điện hạt nhân do Công ty JCO điều hành tại Tokaimura, Nhật Bản Tai nạn bắt đầu khi công nhân trộn quá nhiều uranium với axit nitric dùng để chế tạo nguyên liệu hạt nhân Họ đã thêm 35 pound uranium vào bể chứa axit nitric thay vì 5,2 pound theo quy trình Một phản ứng phân rã hạt nhân dây chuyền

đã xảy ra, người ta dùng Bo để hấp thụ neutron nhưng vẫn không đủ để ngăn chặn Thay vì để xử lý hiện tượng nguy hiểm này, chúng đã làm vỡ các ống dẫn nước, làm nước tràn ra vùng xung quanh và làm phản ứng phân chia hạt

Trang 20

nhân ngừng lại 20 giờ sau, phản ứng mới kết thúc Tai nạn xảy ra làm hai công nhân thiệt mạng, thiệt hại 54 triệu USD.

Mới đây ngày 11/3/2011 do tai nạn kép của trận động đất và sóng thần sự cố

đã xảy ra tại các nhà máy điện hạt nhân thuộc tỉnh Fukushima ở Nhật Bản

Hệ thống bơm nước làm nguội lò phản ứng đã bị sóng thần làm hư hại hoàn toàn, vì vậy các nhà máy điện hạt nhân Fukushima bị đặt vào nguy cơ lõi lò

bị tan chảy, nước Nhật đang đứng trước một thảm họa lớn

Mặc dù các nhà máy điện hạt nhân của Fukushima được thiết kế chống động đất và tính toán đến ảnh hưởng của sóng thần rất tốt, đồng thời được trang bị nhiều hệ thống làm mát với nguyên lý hoạt động độc lập, nhiều thủ tục ứngphó được xây dựng, đội ngũ cán bộ vận hành giỏi nhiều kinh nghiệm nhưng

rõ ràng với hệ thống trên tới hạn xác xuất xảy ra sự cố lò phản ứng là khác không, khắc phục sự cố lại vô cùng tốn kém và phức tạp

2) Trong quá trình hoạt động, nhiên liệu cháy sẽ sinh ra các chất thải Chất thải

có mặt các đồng vị của plutonium, mỗi năm có khoảng 50 tấn plutonium nằm trong nhiên liệu đã cháy Năm 2010 đã có 1500 tấn plutonium tồn tại trong nhiên liệu đã dùng, đây là vật liệu lý tưởng để chế tạo bom nguyên tử, dẫn đến nguy cơ lan truyền vũ khí hạt nhân

3) Mặt khác nhiên liệu bị đốt cháy sinh ra xỉ lò phản ứng, bao gồm các nguyên

tố siêu uran (TransUran –TRU) và các mảnh vỡ phân hạch (Fission Fragment – FF), đa số chúng có tính phóng xạ và sống rất lâu, có thể gây nguy hiểm đến môi trường sinh thái Việc xử lý, tái sinh lại nguồn nhiên liệu này rất khó khăn và tốn kém nên đa số người ta đều dùng biện pháp chôn sâu trong lòng đất hoặc dưới đáy đại dương Tuy nhiên giải pháp này cũng không an toàn vì thiên tai, động đất mà thời gian tồn tại của các chất phóng xạ lại có thể kéo dài đến hàng ngàn năm Hơn nữa, trong FF có hai đồng vị chiếm đa số là

99Tc và 129I có thể hòa tan trong nước, gây nhiễm độc phóng xạ hàng triệu năm ở môi trường nước, đất và có thể gây tác hại sinh học khó lường trước, nên chúng ta cũng cần phải thiêu hủy chúng Trong thực tế các mảnh vỡ sống

Trang 21

lâu chỉ bị hủy bởi sự phân rã hạt nhân sau khi bắt neutron, chúng sẽ được chuyển đổi thành những đồng vị phóng xạ có thời gian sống ngắn hơn hoặc trở thành những nguyên tố bền, ví dụ như:

99Tc (T1/2 ≈ 2,1 × 105 năm) → 100Tc (T1/2≈ 15,8 giây)

129I (1,57 × 107 năm) → 130I (12,36 giờ) và 130I đồng phân (9 phút)

Những khó khăn nêu trên đã khiến cho công luận phản đối việc xây dựng lò phản ứng, họ rất lo ngại về sự hiện diện của các nhà máy điện hạt nhân Ở Đức và Thụy Điển, dân chúng đã gây áp lực với Nhà nước đòi đóng cửa tất cả các nhà máy điện hạt nhân

Vì nhu cầu năng lượng ngày càng tăng, nên từ lâu người ta đã phải nghiên cứu để tìm kiếm giải pháp mới khắc phục những khuyết điểm vừa nêu của lò phản ứng truyền thống

Năm 1993, Carlo Rubbia đề xướng ý tưởng về hệ thống lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc (Accelerator Driven System – ADS) [12], [24], [50], [52]

Ý tưởng chính của lò phản ứng loại này là sử dụng máy gia tốc để điều khiển lò phản ứng dưới tới hạn và nhiệm vụ của máy gia tốc là gây ra phản ứng (p, n) đểsinh ra neutron bù vào số neutron thiếu hụt cho hệ nhiên liệu dưới tới hạn

Việc đề nghị sử dụng máy gia tốc hạt như một thiết bị điều khiển lò phản ứng hạt nhân có từ những ngày đầu của năng lượng hạt nhân, nhưng trong thời gian này ý tưởng đó được xem là không tưởng Nhờ các tiến bộ khoa học nhất là công nghệ máy gia tốc và công nghệ máy tính, ý tưởng trên có thể trở thành hiện thực Dưới đây là sơ đồ của một lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc (ADS) [hình 2]

Trang 22

Hoạt động của ADS [1], [11] như sau:

Máy gia tốc tạo ra dòng proton tới năng lượng xác định, chùm hạt proton này đến va chạm với bia được đặt trong vùng hoạt Tương tác của chùm hạt tới và hạt nhân bia gây ra các phản ứng hạt nhân, một trong những sản phẩm của các phản ứng này là neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) Số neutron phát tán sinh ra phụ thuộc vào năng lượng của chùm proton tới và chúng bức xạ ngẫu nhiên theo mọi hướng.Sau đó những neutron này lại tương tác với hạt nhân trong môi trường nhiên liệu – chất làm chậm, gây ra nhiều phản ứng hạt nhân khác nhau (n,f), (n,2n), (n,γ), (n,n)… phản ứng quan trọng nhất là phản ứng phân hạch Các hạt nhân nhiên liệu hấp thụ neutron, bị vỡ thành nhiều mảnh và phóng thích neutron, các neutron thứ cấp này tiếp tục bị hấp thụ bởi các hạt nhân nhiên liệu và cứ thế phân hạch diễn ra như một dây chuyền Và như vậy neutron sinh ra trong phản ứng (p, n) trên bia chính là số neutron “bù” để giúp phản ứng dây chuyền được duy trì Nếu dòng neutron này bị ngưng thì lò phản ứng sẽ ngừng hoạt động Cùng với phản ứng phân hạch, năng lượng cũng được sinh ra Năng lượng được phóng thích ra từ sự vỡ

Hình 2: Mô hình hoạt động của một ADS

Trang 23

những hạt nhân nặng dưới dạng nhiệt Nhiệt lượng sinh ra được hệ thống làm lạnh tải ra bên ngoài được chuyển đổi thành điện năng phục vụ đời sống và một phần trong số đó dùng để chạy máy gia tốc bù lại phần năng lượng hao phí.

Ưu điểm của lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc:

1) An toàn lò phản ứng: ADS là một hệ thống hoạt động dưới tới hạn nên rất an

toàn Khi tắt chùm hạt tới từ máy gia tốc thì phản ứng dây chuyền tự tắt, và

lò ngừng hoạt động Những sự cố như ở Chernobyl hoặc ở Fukushima hoàn toàn bị loại trừ với ADS

Do nhiên liệu trong ADS là dưới tới hạn nên khi máy gia tốc ngừng hoạt động, lò phản ứng cũng sẽ ngừng ngay hoạt động, nhiệt độ trong lò hạ xuống, nhiên liệu vì thế không thể tan chảy Lò phản ứng sẽ không phát tán các chất phóng xạ và như vậy sẽ không có nguy cơ rò rỉ phóng xạ, đồng thời không tích tụ khí hydro gây cháy nổ như ở Fukushima Đây là ưu điểm đặc biệt quan trọng của ADS

2) Nhiên liệu: với ADS chúng ta có nhiều cách chọn lựa nhiên liệu hơn Ví dụ

có thể dùng thorium làm nhiên liệu tốt hơn dùng uranium vì không có nguy

cơ lan truyền vũ khí hạt nhân, đồng thời thorium có trong lòng đất nhiều hơn gấp 5 lần so với uranium

3) Khả năng hủy rác thải: một trong những ưu điểm lớn nhất của ADS là được

sử dụng như công cụ để hủy các chất thải phóng xạ dài ngày nguy hiểm

Ngoài ra ADS không tạo ra rác thải phóng xạ và với nhiên liệu 232Th nó cũng loại bỏ nguy cơ bùng nổ vũ khí hạt nhân vì không tạo ra plutonium – loại nhiên liệu dùng để chế tạo vũ khí hạt nhân

4) Sản xuất năng lượng: hoạt động của hệ thống ADS nhằm thu năng lượng

nhiệt từ sự vỡ hạt nhân nặng Nhiệt lượng này được hệ thống làm lạnh tải ra bên ngoài cùng bộ phận chuyển nhiệt – điện có nhiệm vụ sản xuất điện năng.Hai khả năng hủy thải và sản xuất năng lượng là hai nhiệm vụ chính của ADS Một hệ thống vừa có khả năng hủy thải phóng xạ lại vừa sản sinh năng lượng, đây là một ưu điểm lớn về kinh tế

Trang 24

Trong việc thiết kế và xây dựng một ADS thì việc thiết kế bia là một vấn đề rất quan trọng và vô cùng khó khăn Các chuyên gia về ADS đã cho vấn đề này là

“a key issue” – bia được xem là bộ phận then chốt của ADS [65], [77], [78], [89] Bia phải được chọn sao cho phản ứng xảy ra giữa proton và hạt nhân bia sinh ra lượng neutron là nhiều nhất Bia phải được đặt ở vị trí thích hợp để tận dụng hết nguồn neutron sinh ra từ phản ứng (p, n), đồng thời bia phải được chọn sao cho có tuổi thọ cao để hạn chế việc thay bia, bởi vì những lúc thay bia phải dừng lò, làm lại chân không, rất tốn kém

Lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc hoạt động được là nhờ có lượng neutron bù sinh ra từ phản ứng (p, n) giữa chùm proton từ máy gia tốc và hạt nhân bia Do đó để điều khiển hoạt động của lò phản ứng thì cần thiết phải xác định được

số lượng, tính chất, vị trí không gian của neutron “bù” sinh ra từ phản ứng (p, n) Tất cả những thông số thu được này rất cần thiết cho việc thiết kế bia của ADS [19], [31], [38], [64], [66]

Mục tiêu của Luận án là nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p, n) nhằm cung cấp

các số liệu cho việc thiết kế bia của ADS mà chưa đi sâu vào chi tiết thiết kế bia

Với mục tiêu đó luận án quan tâm tính số neutron sinh ra, phân bố không gian, phân

bố năng lượng của neutron sinh ra trên các bia nguyên tố nặng và vùng năng lượng quan tâm là từ 0,5 GeV đến 1,5 GeV Đây có thể là các số liệu hữu ích khi thiết kế bia cho ADS

Bài toán được đặt ra trong luận án là :

 Tính phân bố năng lượng của neutron sinh ra trên các bia khác nhau bởi phản ứng hạt nhân (p, n)

 Tính số neutron sinh ra trên các bia khác nhau bởi phản ứng hạt nhân (p, n)

 Xác định vị trí không gian (phân bố góc) của các neutron sinh ra trên các loại bia nặng do phản ứng hạt nhân (p, n)

Tính toán đã được tiến hành với mô hình bia đồng nhất và sau đó là bia phân lớp – được gọi là mô hình màn chắn trên bia

Trang 25

Nội dung của mô hình này như sau: bia được chia thành nhiều lớp, số neutron sinh ra chính là tổng neutron sinh ra trên tất cả các lớp bia (mô hình màn chắn trên bia – chương 3).

Các kết quả này cho phép hiểu biết hơn về cơ chế sinh neutron trên các loại bia do phản ứng hạt nhân (p, n) và số liệu thu được này có thể sử dụng tham khảo trong việc thiết kế bia cho ADS

Luận án gồm ba chương:

Chương 1 là phần tổng quan, trình bày một số nét về tình hình nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p, n) trên thế giới cũng trong phần này thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL của Nhật Bản được giới thiệu Đây là bộ dữ liệu hạt nhân năng lượng cao được tính đến 3 GeV cho hơn 106 đồng vị

Chương 2 xây dựng mô hình bia đồng nhất, xác định phân bố năng lượng, phân bố góc và số neutron sinh ra từ phản ứng hạt nhân (p, n) trên các bia 238U,

206Pb, 186W, 197Au với dữ liệu đầu vào lấy từ thư viện năng lượng cao JENDL

Chương 3 đưa ra mô hình gọi là mô hình màn chắn trên bia (screening effect model) Việc xây dựng mô hình này nhằm tăng thêm độ chính xác trong tính toán, bằng cách bổ sung thêm phần hiệu chỉnh sự suy giảm cường độ và năng lượng dòng proton trong quá trình tương tác với vật liệu Hiệu ứng màn chắn được xét trên các bia 238U, 206Pb, 186W, 197Au và kết quả được so sánh với các công trình khác

Phần kết luận là tóm lược các kết quả chính thu được của Luận án

Nội dung chính của Luận án đã được công bố trong các công trình sau :

1. (2010), “Studying angular distribution of neutron for (p, n) reaction from 0.5 GeV to 1.5 GeV on some heavy targets 238U, 206Pb, 197Au, 186W”, IAEA -ICTP- IC/2010/064-Trieste- Italy-2010, pp.1-12; International Symposium on Nuclear Symmetry Energy (NuSYM10) – RIKEN Nishina Center, Japan, July 26-28, 2010

2. (2010), “Screening effect in (p, n) reactions on heavy element targets 206Pb,

238U, 184W , 197Au”, IAEA -ICTP- IC/2010/057 –Trieste- Italy-2010, pp.1-12

3. (2010), “A study of neutron production in proton reactions with heavy

Trang 26

targets”, Nuclear Science and Technology- ISSN 1810-5408, No 2, (2009)trang 42-49; IAEA - ICTP- IC/2010/056- Trieste-Italy-2010, pp.1-7; The 8thNational Conference on Nuclear Science and Technology, NhaTrang 20-22, November 2009

4. (2010), “Angular distribution of neutrons from (p, n) reactions on heavy element targets U, Pb, 186W

74

206 82

238

92 with screening effect”, Proceedings of Topical Conference on Nuclear Physics, High Energy and Astrophysicsorganized by Vietnam Physical Society, Vietnam Nuclear Society and Vietnam Astronomical Society at Hanoi University of Technology and Science, Hanoi 9-11, November 2010, pp.116-120

5. (2008), “Ability of Accelerator Driven Systems to transmute long lived fission fragments”, The 6th Scientific Conference, organized by University of Science – Vietnam National University Ho Chi Minh City, November 14th2008

Trang 27

Chương 1 TỔNG QUAN

1.1 Những nghiên cứu trên thế giới về phản ứng (p, n)

Tháng 11 năm 1958, phản ứng hạt nhân (p, n) được nghiên cứu bởi các tác giả G F Bogdanov, N.A Vlasov, S.P Kalinin, B.V Rybakov và V.A Sidorov [25] với phương pháp tính thời gian bay của neutron Mục tiêu của bài toán nghiên cứu

là tìm tiết diện neutron Phản ứng 6Li + p và 7Li + p được khảo sát ở năng lượng

9 MeV Năng lượng của phản ứng 6Li(p, n)6Be là 5,2 MeV; bề rộng mức của trạng thái cơ bản trong 6Be là Γ < 0,3 MeV và tiết diện được đo ở các góc 00, 150, 300,

600, 1200

Năm 1995, M.A Lone và P.Y Wong [53] đã công bố việc tính hiệu suất neutron cho phản ứng với bia chì gây ra ở năng lượng của proton từ 0,4 đến 2 GeV Tính toán được thực hiện với code LAHET/MCNP sử dụng mô hình Intranuclear-cascade-evaporation của Bertini [27] đã cho thấy thành công trong việc mô tả quy trình của phản ứng phát tán Độ lệch là 20% giữa hiệu suất neutron tính từ mô hình này so với hiệu suất neutron đo được trên bia chì ở mức năng lượng bắn phá của proton từ 0,5 đến 1,5GeV

Tháng 7 năm 1995, trong nghiên cứu phát triển code phục vụ cho tính toán phản ứng hạt nhân, nhóm gồm các thành viên là Nobuaki Yoshizawa, Kenji Ishibashi, Hiroshi Takada [59] đã công bố trên tạp chí của Nuclear Science and Technology công trình phát triển code vận chuyển năng lượng cao HETC-3STEP có thể áp dụng cho việc nghiên cứu phản ứng hạt nhân với năng lượng bắn phá trên

20 MeV Phổ phát neutron gây ra bởi proton được tính bằng mô hình 3 bước: quy trình dòng thác, tiền cân bằng và bay hơi Với tính toán tiền cân bằng thì mô hình kích thích được chấp nhận Phép tính toán 3 bước cũng có thể áp dụng cho tính toán năng lượng tới cao hơn như trong tính toán 2 bước HECT – 3STEP tiên đoán chính xác phản ứng hạt nhân và tính toán vận chuyển hạt đồng thời code này cũng rất hữu ích cho mục đích phát triển hệ thống máy gia tốc trong dải năng lượng rộng

Trang 28

Năm 1997, Kenji Ishibashi và cộng sự [44] tính tiết diện vi phân kép từ phản ứng gây bởi proton năng lượng 0.8, 1.5, 3 GeV trên các bia C, Al, Fe, In, Pb bằng thực hiện thí nghiệm đo thời gian bay của neutron với quãng chạy 1 m và tiết diện đạt được với độ phân giải năng lượng tốt hơn 8% ở những vùng năng lượng của neutron dưới 100 MeV.

Cũng trong năm này, ở Pháp, S Menard và cộng sự [69] đã giới thiệu mô hình tính phân bố năng lượng và tính số neutron trong tương tác của proton năng lượng cao với bia dày Công thức dE/dx được đề nghị của Cugnon về sự mất mát năng lượng của proton trong vật chất và theo giả thiết này năng lượng bị tiêu hao trở thành nhiệt Mô hình đã cung cấp một sự hiểu biết vật lý của các code đối với phản ứng phát tán chuẩn

Năm 1999, X.Ledoux và cộng sự [88] đã báo cáo phép đo tiết diện vi phân đạt được ở dải góc rộng từ 00 đến 1600 với năng lượng chùm proton bắn phá là 0,8; 1,2; 1,6 GeV trên bia chì dày 2 cm Phổ năng lượng neutron được đo bởi kết hợp hai

kỹ thuật thực nghiệm được mô tả chi tiết trong công trình [20], [22] Những kết quả được so sánh với các tính toán thực hiện với code vận chuyển năng lượng cao gồm hai mô hình khác nhau: mô hình INC Cugnon (IntraNuclear Cascade Cugnon) [40], [41] so với thực nghiệm cho một sự phù hợp tốt hơn mô hình INC Bertini (IntraNuclear Bertini) [30] Nguyên nhân chính là do tiết diện nucleon-nucleon được cải thiện và có sự xử lý hiệu ứng ngăn chặn Pauli

Năm 2001, từ báo cáo hằng năm của CYRIC (Cyclotron and Radioisotope Center, Tohoku University) nhóm tác giả Kumagai K., Oribara H., Kikuchi Y., [58]

đã công bố công trình “Phản ứng 6 Li (p, n) 6 Be tại Ep = 70 MeV” với mục đích từ

việc khảo sát phân bố góc, tìm và phân tích các trạng thái xác định của hạt nhân còn lại

Cũng theo CYRIC Annual Report 2001, Kikuchi Y và cộng sự [45] đã báo

cáo “Phản ứng 12 C(p, n) 12 N ở E p =70 MeV: Khả năng tin cậy vào kết quả đạt được

từ sự phân tích DWBA của dữ liệu phản ứng (p, n) ở 70 MeV” Nghiên cứu này đã

Trang 29

tính tiết diện vi phân của neutron từ đó dẫn đến xác định các trạng thái của hạt nhân

12N

Cũng trong tháng 8 năm 2002, một nghiên cứu phục vụ y học của nhóm

Thomas N Massey và cộng sự [83] đã được công bố Một hệ thống thiết bị được

phát triển để đo phổ năng lượng của neutron dưới 1 MeV Việc sử dụng phổ neutron

được hiệu chỉnh cho phép đo phổ neutron từ 0,07 đến 14 MeV Phân bố góc và phổ

năng lượng neutron được tính từ phản ứng Be(d, n) và Be(p, n) Phản ứng Be(p, n)

được nghiên cứu phục vụ cho y học Sử dụng phương pháp này để sản xuất neutron

năng lượng dưới 200 keV cho liệu pháp bắt neutron của Boron (BNCT – Boron

Neutron Capture Therapy) [43], [67] Phép đo phổ của phản ứng Be(p,n) sử dụng

cùng phương pháp thực nghiệm đã được công bố trong công trình [87]

Năm 2002, nhóm tác giả U Jahnke, M Enke, D Filges, J Galin [84] ở Đức

đã làm thực nghiệm khảo sát nguồn neutron sinh ra từ chùm proton năng lượng từ

0,4 đến 2,5 GeV trên các khối bia dày như Pb, Hg và W Kết quả hiệu suất neutron

thu được từ thí nghiệm là 21 neutron/proton đối với bia Pb và Hg và

23 neutron/proton đối với bia W khi bắn phá với chùm proton năng lượng 1 GeV

Kết quả này rất phù hợp với các thực nghiệm khác Đồng thời khi so sánh với mô

hình tính toán của A Letourneau và cộng sự [3], với D Filges và cộng sự [17] thì

thấy có sự phù hợp tốt

Và cũng trong năm này, V Henzl và nhóm cộng tác [86] đã cho ra đời công

trình chuyển đổi 129I bằng neutron năng lượng cao tạo ra từ phản ứng gây bởi proton

với bia kim loại nặng Một nghiên cứu về hiệu suất của những đồng vị iod sống

ngắn được tạo ra từ sự chuyển đổi của những đồng vị iod sống dài có trong thải

phóng xạ của lò phản ứng hạt nhân Sự chuyển đổi được gây ra bởi neutron năng

lượng cao từ bia chì với chùm proton năng lượng 1,3 và 2,5 GeV Hiệu suất được

xác định bởi việc phân tích phổ gamma của các đồng vị được tạo ra Sự phân bố

không gian của neutron năng lượng cao xung quanh bia được xác định bằng phương

pháp kích hoạt Tất cả những kết quả thực nghiệm được so sánh với phương pháp

mô phỏng Monte Carlo từ code LAHET [68]

Trang 30

Tháng 10 năm 2003, nhóm nghiên cứu ở Viện Vật lý Hạt nhân Ấn Độ là P.K Sarkar và Maitreyee Nandy [60] đã công bố trong công trình “Dùng phương pháp động học phân tử lượng tử để tính hiệu suất neutron từ phản ứng p + 208Pb ở

800 MeV” Từ nghiên cứu này hiệu suất neutron được tính toán, đồng thời những mảnh vỡ hạt nhân khác cũng được xác định nhờ phản ứng (p, n) trên bia 208Pb

Trong báo cáo hằng năm của CYRIC (Cyclotron and Radioisotope Center, Tohoku University) năm 2003, Itoga T và cộng sự [32] làm thực nghiệm đo hiệu suất neutron ở những bia dày từ phản ứng Fe, Cu (p, xn) trong vùng năng lượng bắn phá của proton là 35, 50 và 70 MeV Thí nghiệm nhằm khảo sát phổ neutron thứ cấp khi cho chùm hạt tích điện được gia tốc bắn phá lên bia kim loại Fe và Cu đã sử dụng kỹ thuật đo thời gian bay (TOF) của neutron tại CYRIC thuộc trường Đại học Tohoku Dữ liệu thực nghiệm được so sánh với số liệu được tính toán bởi phần mềm mô phỏng Monte Carlo code MCNPX sử dụng dữ liệu LA150 [13], [14] trong

Tháng 5 năm 2004, ở Michigan, một nhóm các tác giả gồm Thomas M Amos, Robert R Doering, Aaron Galonsky, Raj Jolly, Mary K Zigrang [81] làm thực nghiệm với chùm proton ở ba mức năng lượng 22, 30, 40 MeV trên năm loại bia là C, Al, Ag, Ta và Pb để khảo sát nguồn neutron sinh ra Phổ neutron được đo ở sáu góc 00, 300, 600, 900, 1200 và 1500 Mỗi phổ được đo từ mức năng lượng cao nhất của neutron là 40 MeV và giảm đến 0,5 MeV Năng lượng nhỏ nhất là 0,5 MeV đủ thấp để xác định những đặc điểm cần thiết của phổ năng lượng

Năm 2005, Jose R Maiorino và cộng sự [39] đã xem xét hiện tượng vật lý của quy trình phát tán được gây ra bởi proton năng lượng cao Trong giai đoạn đầu

nó tương tác với các nucleon riêng lẻ của bia với cơ chế tầng trong hạt nhân

Trang 31

(intranuclear cascade) phát ra những hạt thứ cấp (neutron, proton, meson…) Trong giai đoạn hai, hạt nhân rời khỏi trạng thái kích thích và khử kích thích bằng hiện tượng bay hơi hoặc phân hạch Bởi vì có một số lượng lớn neutron thứ cấp được tạo

ra (khoảng 30 n/p với proton bắn phá năng lượng 1 GeV), cho nên phản ứng này có thể được sử dụng như một nguồn neutron bù cho hệ thống lò phản ứng dưới tới hạn (ADS) Hiệu suất neutron (n/p) đã được tính theo bề dày bia với các code LAHET

và CRISP

Ở Louvain – La – Neuve (Belgium) năm 2005, một thí nghiệm với thiết bị CYCLONE để tạo neutron và những hạt tích điện nhẹ từ phản ứng gây bởi proton năng lượng 62,9 MeV với bia 208Pb được thực hiện bởi nhóm A Guertin, N Marie, S.Audue, V.Blideanu, Th Delhar [7] Hai bộ thí nghiệm độc lập được dùng để thu tiết diện vi phân kép của neutron, proton, deuteron, triton, 3He và hạt alpha Dữ liệu thu được cho phép xác định tiết diện tổng cộng và các tiết diện vi phân theo năng lượng, tiết diện vi phân theo góc Có một sự so sánh giữa kết quả thực nghiệm và tính toán lý thuyết sử dụng các mô hình tính toán bởi những code như MCNPX, FLUKA và TALYS Điều này khẳng định rằng code MCNPX [51] phù hợp tốt với thực nghiệm, trong khi các code khác hoặc cho kết quả thấp hơn hoặc cho kết quả cao hơn so với thực nghiệm khi tính toán số neutron, và các mô hình này cũng không cho một tiên đoán chính xác về hình dáng và độ lớn của tiết diện

Cũng trong năm 2005, một nhóm các tác giả ở Viện Nghiên Cứu Hạt nhân (JINR) Dubna ở Nga, phòng thí nghiệm HENP – khoa Vật lý, trường Đại học Rajastan, Jaipur ở Ấn Độ và trường Đại học Philips – Marburg ở Đức [42] đã sử dụng chùm proton 1 GeV từ máy gia tốc NUCLOTRON bắn phá bia chì hình trụ dài 20 cm, đường kính 8 cm được bao quanh bởi một lớp chất làm chậm paraffin dày 6 cm để thu nguồn neutron phát tán Tốc độ phản ứng và phổ neutron phát tán được đo và được so sánh với những tính toán của code tầng Sự khác biệt đã được quan sát thấy trong va chạm của proton với bia chì ở vùng năng lượng 1 GeV và1,6 GeV trên bia mỏng Đồng thời sự không phù hợp tương tự cũng phát hiện ở một

số code tính toán phổ biến như LAHET, CEM [71]

Trang 32

Ngày 13 tháng 5 năm 2005, hai tác giả H.F Arellano và W.G.Love [28] với

công trình “Cấu trúc hạt nhân halo từ những phản ứng trao đổi điện tích chuẩn đàn

hồi”, đã khảo sát mật độ neutron và proton ở mặt ngoài hạt nhân trong hiện tượng

trao đổi điện tích của phản ứng (p, n) thông qua phân bố góc của neutron sinh ra từ phản ứng (p, n)

Năm 2006, nhóm tác giả Yoshihisa Tahara, Yasushi Oda, Takako Shiraki, Takehiko Tsutsui [90] đã sử dụng phản ứng (p, n) với mục đích khác – phục vụ dành cho ngành y học Kết quả nghiên cứu được công bố trên tạp chí Nuclear Science and Technology về việc thiết kế một thiết bị kỹ thuật tạo neutron nhiệt cho liệu pháp bắt neutron của Boron (BNCT) Phản ứng phát tán xảy ra với chùm proton được gia tốc đến 50 MeV Bộ phận then chốt của thiết bị tạo neutron là bia với khả năng làm nguội và tính bền của bia dưới những điều kiện vận hành ở công suất cao

50 MeV 300 A Thiết kế xây dựng bia từ sự phân tích nhiệt và ứng suất với code tính toán ANSYS Thêm vào đó một chiến lược thay thế bia cũng được nghiên cứu dựa trên sự đánh giá hoạt độ phóng xạ được thực hiện bởi hệ thống code JRACM Cùng với thiết kế cấu trúc bia thì thiết kế về neutron cũng được tối ưu với code mô phỏng Monte Carlo MCNPX Thông lượng neutron nhiệt 1,8  109 cm-2s-1 đạt được

ở khẩu độ của ống chuẩn trực, nó cho phép liều RBE trên 30 Gy-eq được chuyển đến khối u não ở bề dày phantom là 5,9 cm với thời gian trị liệu là 31 phút Nghiên cứu này cho biết với các kết quả tính toán được, không những bảo đảm tính bền của bia được duy trì trong suốt thời gian vận hành mà còn chứng tỏ thiết kế của thiết bị dựa trên máy gia tốc là hoàn toàn đáng tin cậy

Tháng 12 năm 2006, phản ứng giữa proton với bia chì đồng vị 208 ở năng lượng 1 GeV được nhóm của Iskender Demirkol [34] khảo sát tính toán tiết diện của những hạt nhân nặng Trên 350 đồng vị khác nhau thu được từ các phản ứng đã được giới thiệu Tính toán được thực hiện với mô hình dòng kích thích và hiệu ứngtiền cân bằng, mô hình thác trong hạt nhân thực nghiệm cùng với các tham số hóa bán thực nghiệm Kết quả của tiết diện được đem so sánh với dữ liệu thực nghiệm

có sẵn và mối liên quan giữa chúng được khảo sát Dường như tiên đoán của các mô

Trang 33

hình trong ước tính về tiết diện của sản phẩm hạt nhân sau phản ứng vẫn còn xa với yêu cầu của ứng dụng kỹ thuật Các mô hình cần được cải thiện để đạt một hiểu biết sâu hơn về các cơ chế phản ứng liên quan trong sản xuất các đồng vị

Năm 2007, A Kelic và cộng sự [4] đo phổ neutron vi phân kép trên bia chì với năng lượng bắn phá 1,2 GeV của proton Kết quả của mô hình tính toán là sự kết hợp của code ABLA và ABRABLA07

ABLA là code được phát triển tại GSI đã được chứng minh là rất thành công trong việc mô phỏng những quá trình bay hơi và phân hạch chủ yếu trong giai đoạn khử kích thích của phản ứng phát tán [5]

Trong code ABRABLA07, pha va chạm được mô tả với hình thức làm mài mòn Các kết quả thu được đã chứng minh cho thấy một sự phù hợp rất tốt với dữ liệu thực nghiệm

Tháng 10 năm 2007, tại Hội nghị quốc gia về hạt nhân ở Atlantic, nhóm nghiên cứu P.C.R Rossi và J.R Maiorino [59] đã công bố việc sử dụng phần mềm MCNPX 2.5 để mô phỏng một hệ thống gồm bia hình trụ và chùm hạt proton có năng lượng khoảng 1 GeV từ máy gia tốc của ADS Từ đó tính hiệu suất neutron (n/p) trên một số bia như 82Pb, 92U, 90Th, 83Bi, 3Li, 4Be, 74W, Pb-Bi Những kết quả ban đầu này được so sánh với dữ liệu thực nghiệm trong Hội nghị kết hợp các nghiên cứu của CRP được tổ chức ở Roma [35]

Năm 2008, những nghiên cứu có hệ thống của Shunsuke Yonai và các cộng tác [74] từ một nguồn neutron dựa trên cơ sở của cyclotron cho liệu pháp bắt neutron của Boron Nghiên cứu đã mở rộng khảo sát với máy gia tốc năng lượng từ trung bình đến cao trong dải năng lượng của proton từ 30 đến 600 MeV sử dụng phản ứng phát tán và vật liệu làm nguội thích hợp Kết quả chứng tỏ rằng nguồn neutron dựa trên phản ứng phát tán cho BNCT có thể nhận biết mà không hề có bất

cứ khó khăn nào về kỹ thuật bằng cách ứng dụng cyclotron dòng cao có sẵn và máy gia tốc tuyến tính tại J-PARC (Japan Proton Accelerator Research Complex) Một máy gia tốc liệu pháp proton không thể ứng dụng một cách trực tiếp cho BNCT do cường độ dòng thấp Tuy nhiên việc sử dụng máy gia tốc liệu pháp proton sẽ có

Trang 34

hiệu quả đặc biệt bởi liệu pháp proton cho các bệnh ung thư được khoanh vùng sẽ được kết hợp tốt với BNCT, rất lý tưởng cho việc điều trị những bệnh ung thư không được khoanh vùng

Năm 2008, S.Anefalos Pereira và cộng sự [75] đã có báo cáo về việc sản xuất neutron ở một số bia và những sản phẩm phát tán từ phản ứng gây bởi proton trên những bia mỏng trong nghiên cứu hệ thống ADS tính với code CRISP [9], [76] Đây là một code tính toán Monte Carlo dùng mô phỏng những quy trình phân hạch, bay hơi và thác trong hạt nhân Kết quả được so sánh với dữ liệu thực nghiệm và một phù hợp được thỏa mãn trong dải năng lượng rộng

Tháng 4 năm 2008, trên Tạp chí Vật lý của Trung Quốc (Chinese Journal of Physics), một nhóm nghiên cứu đứng đầu là Iskender Demirkol [36] đã công bố kết quả khảo sát nguồn neutron sinh ra từ proton năng lượng 1 GeV và 1,2 GeV va chạm với các bia mỏng Bi, Au, W, Th, Hg, U, Fe, Cu với các mô hình thác kích thích (CEM), thác trong hạt nhân (INC) và mô hình bay hơi Kết quả tính toán đã được so sánh với số liệu thực nghiệm Mô hình CEM được dùng trong nghiên cứu này không cho kết quả phù hợp tốt với thực nghiệm

Đến tháng 12 năm 2008, trên Annals of Nuclear Energy, một nhóm nghiên cứu khác gồm các thành viên: Emine Gamze Aydin, Eyyup Tel, Abdullah Kaplan

và Abdullah Aydin [21] đã sử dụng các cơ chế cân bằng và trước cân bằng để khảo sát tiết diện phản ứng (p, n) trên hạt nhân bia 50,52,53,54Cr và 63,65Cu với năng lượng proton tới là 100 MeV Hàm kích thích với các cơ chế phản ứng trước cân bằng được tính bởi các mô hình hỗn hợp, mô hình hỗn hợp phụ thuộc dạng hình học, mô hình kích thích toàn phần và mô hình thác kích thích Trong khi đó các hiệu ứng cân bằng lại được tính theo mô hình của Weisskopf – Ewing

Tiếp tục đến tháng 4 năm 2009, cũng từ phương pháp đã trình bày, nhóm nghiên cứu đã nói ở trên [6] công bố tiếp kết quả tính toán cho một số các nguyên tố khác như 204,206,207,208Pb, 209Bi, 232Th, 238U, 65Cu với năng lượng bắn phá cao hơn (140 MeV) và có một sự phù hợp tốt khi so sánh với dữ liệu thực nghiệm

Trang 35

Z Zhao và cộng sự ở Bắc Kinh [91] tính hiệu suất neutron và tiết diện vi phân kép của neutron sinh ra trong phản ứng giữa proton với bia chì lên đến 1,6 GeV Bài toán được khảo sát dựa trên những mô hình phản ứng hạt nhân và tính toán với code SHIELD và code HETC Hoạt độ dư, năng lượng còn lại trên bia và sai hỏng gây ra do bức xạ trên bia chì cũng đã được nghiên cứu trong một thiết bị kiểm nghiệm là một lò phản ứng dạng bể bơi được điều khiển bởi máy gia tốc dòng cao năng lượng thấp tạo xung (150  300 MeV/3 mA) với Pb-Bi là hỗn hợp được lựa chọn làm bia của thiết bị Kết quả tính toán lý thuyết lệch so với thực nghiệm khoảng 16,6%.

V Wagner và cộng sự [85] tính hiệu suất neutron dọc theo bia W dày 60 cm

và bia Pb dày 50 cm với năng lượng bắn phá của chùm proton là 1,5 GeV từ Synchrophasotron tại JINR Dubna Mô hình tính toán này nhằm nghiên cứu phân

bố không gian của neutron được tạo ra từ các phản ứng gây bởi proton ở năng lượng 1,5 GeV đối với bia tungsten dài 60 cm và bia chì dài 50 cm bằng phương pháp kích hoạt Sử dụng công thức thực nghiệm về số neutron phát ra từ phản ứng (p, n):

< n > = (0.121 + 0.0469 lnE)A [15]

P.G Yong và M.B Chadwick [62] ở Mỹ đã sử dụng code GNASH để tính cho phản ứng của proton lên bia 90Zr, 208Pb ở năng lượng 25, 45, 80 và 160 MeV với hai mô hình trước cân bằng, đó là mô hình exciton bán cổ điển [16] và mô hình

lý thuyết cơ học lượng tử của Feshbach, Kerman và Koonin (FKK) [29]

Hiệu suất neutron từ bia 13C dày thông qua phản ứng (p, n) đã được giới thiệu bởi nhóm tác giả đến từ phòng thí nghiệm ở Lahore – Parkistan và trường đại học Melbourne ở Parkville – Úc [55] Từ đường cong hiệu suất, người ta tìm thấy cường độ neutron sinh ra từ bia dày hoặc trung bình và ngay cả bia mỏng ở những điều kiện bắn phá cho trước Nhóm nghiên cứu đã đề nghị sử dụng phản ứng đơn giản và rẻ là 13C(p, n) (với ngưỡng 23 MeV và sử dụng phép ngoại suy cho kết quả đến 75 MeV để bao trùm dải năng lượng cần quan tâm trong thiết bị điều trị bằng neutron) với mục đích sản xuất neutron nhanh phục vụ điều trị trong y học

Trang 36

Các nhà nghiên cứu ở Nhật Bản đã làm thực nghiệm để đo tiết diện vi phân kép của neutron với proton bắn phá là 0,8 và 1,5 GeV trên bia sắt và chì [18] Phương pháp TOF với độ phân giải cao được sử dụng để xác định năng lượng neutron và chất nhấp nháy hữu cơ lỏng NE213 được thiết lập ở góc 00 để phát hiện neutron Với năng lượng bắn phá của proton là 0,8 GeV, đỉnh CEX (Charge EXchange) được nhận diện bởi phương pháp TOF độ phân giải cao Dữ liệu thực nghiệm phù hợp với kết quả của NMTC/JAM [45] trong vùng CEX Có sự khác biệt ít hơn 30% giữa dữ liệu thực nghiệm của nhóm nghiên cứu này với dữ liệu thựcnghiệm của Leray và cộng sự [72] trong vùng pion liên kết Với năng lượng bắn phá 1,5 GeV của proton, kết quả thu được có giá trị nằm giữa kết quả của NMTC/JAM

và kết quả dự đoán của JQMD [47] trong vùng pion liên kết

Từ phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos và Lawrence Livermore – Mỹ, hai nhà nghiên cứu P.G Young và M.B Chadwick [62] đã tính toán với code GNASH về dữ liệu phát neutron và proton trong dải năng lượng bắn phá của proton

là 25, 45, 80, 160 MeV trên các bia 90Zr và 208Pb thu được kết quả phù hợp tốt với

dữ liệu thực nghiệm từ các mô hình và tham số được chọn Phân bố góc thu được bằng cách sử dụng lý thuyết FKK (Feshbach Kerman Koonin) kết hợp với code tính toán GNASH Nghiên cứu cho rằng đóng góp tiền cân bằng rất quan trọng trong những tính toán ở các mức năng lượng cao hơn

Có nhiều công trình nghiên cứu về bài toán khảo sát phản ứng hạt nhân (p, n), nhưng đa phần các bài toán này được tính ở những mức năng lượng cỡ vài chục MeV đến 160 MeV, việc tính toán ở dải năng lượng GeV được quan tâm với mục tiêu nghiên cứu khác Ngoài ra các tác giả thường giải bài toán theo rất nhiều

mô hình được xây dựng dựa trên các cơ chế của phản ứng hạt nhân xảy ra khi hạt tới có năng lượng bắn phá cao và tính toán với các code dựng sẵn chạy trên một hệ thống máy tính cực mạnh Và các nghiên cứu về phản ứng hạt nhân (p, n) chỉ được quan tâm trong phạm vi nguyên tố A X

z của bia mà hầu như chưa thấy ai quan tâm hay đề cập đến việc khảo sát năng lượng mất mát của chùm hạt tới khi đi qua khối

Trang 37

vật liệu bia cũng như tính đến sự suy giảm cường độ của chùm hạt tới trong bia Thêm vào đó, tất cả các tính toán trước đây đều xem bia là một khối đồng nhất.

Khác với các tác giả này, luận án tính toán phản ứng hạt nhân (p, n) nhằm phục vụ cho bài toán phát triển công nghệ ADS cho nên quan tâm đến bề dày của khối bia và tính chất vật liệu bia, do đó vùng năng lượng được nghiên cứu là từ 0,5 GeV đến 1,5 GeV và bia là các nguyên tố nặng Sở dĩ vùng năng lượng được khảo sát là 0,5 ÷ 1,5 GeV là vì một số công trình trước đây cho rằng trong vùng năng lượng này số neutron sinh ra từ phản ứng hạt nhân (p, n) là nhiều nhất

Gần đây trên thế giới đã có một số công trình nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p, n) theo hướng thiết kế bia cho ADS như được kể dưới đây:

Công trình [37] của nhóm tác giả Iskender Demirkol, Eyyup Tel được công

bố vào tháng 1 năm 2011 nghiên cứu về hiệu suất sinh neutron và các hạt khác trong phản ứng của chùm proton năng lượng 1500 MeV với các bia mỏng Bi, Au,

Pb, W, Th, Hg, U, Fe, Cu, tính toán được thực hiện với các mô hình CEM, INC và

mô hình bay hơi Trong nghiên cứu này bia được chọn là mỏng và không quan tâm đến tiết diện ngang, kết quả là neutron sinh ra tăng theo năng lượng proton tới từ

800 MeV đến 1500 MeV

Công trình [49] của nhóm Kairat Ismailov, Masaki Saito, Hiroshi Sagara, Kenji Nishihara được xuất bản vào tháng 5 năm 2011 nghiên cứu về bia urani tự nhiên trong hệ thống ADS Kết quả nghiên cứu so sánh việc sản xuất neutron từ phản ứng (p, n) trên bia urani và bia chì – bismuth cho thấy bia urani sản xuất neutron tốt hơn Nghiên cứu còn cho rằng đối với bia urani có sự hấp thụ neutron cao, khoảng 23% neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) có thể có tương tác với bia urani, hay nói cách khác ước tính của nghiên cứu này là chỉ khoảng 77% neutron thoát ra khỏi bia 238U Tuy nhiên chính trong công trình này số lượng neutron thứ cấp sinh ra cũng không được xác định Trong nghiên cứu, tính toán được thực hiện với năng lượng proton là 1,5 GeV, bán kính chùm tia là 1 cm, bia urani và bia chì –bismuth có bán kính là 15 cm, bề dày bia 50 cm với bia urani và 80 cm đối với bia chì – bismuth

Trang 38

Công trình [99] của nhóm B Sarer, M.E Korkmaz, M.Gunay, A.Aydin nghiên cứu nguồn neutron được tạo ra từ phản ứng (p, n) của hệ thống ADS Hệ thống được điều khiển bởi chùm proton năng lượng 1,0 GeV, cường độ dòng

10 mA va chạm vào bia hình trụ bằng chì tự nhiên có đường kính 20 cm, bề dày 70

cm Proton được phân bố một cách đồng đều qua chùm tia có đường kính 2 cm Tính toán được thực hiện với code MCNPX, kết quả là với năng lượng proton

1 GeV thu được hiệu suất là 27,4 n/p còn hiệu suất các hạt khác như pion và muon trên 1 proton tới được bỏ qua vì do thông lượng hạt thấp Thông lượng neutron đạt cực đại tại bán kính bia r = 0 cm và trục z = 195 cm

Khác với các công trình trên, chúng tôi quan niệm rằng chùm proton đi vào bia là chùm hạt song song có dạng hình trụ, tương tác chỉ tính trong phạm vi đường kính chùm proton, chưa tính đến hiệu ứng tán xạ của proton trên bia cũng như chưa

đề cập đến hiệu ứng hấp thụ neutron của urani nếu dùng urani làm bia

Hiện tượng proton khi đi qua các lớp bia bị mất năng lượng, bị lệch khỏi hướng ban đầu, bị giảm cường độ là hiện tượng ai cũng biết, nhưng các tính toán trước đây đều coi cường độ dòng proton và năng lượng của proton là không đổi trong suốt quá trình tương tác của proton lên bia Điều này chỉ đúng khi bia có bề dày nhỏ, với bề dày bia lớn thì phải có thêm nhiều bổ chính

Mô hình màn chắn (screening effect model) của luận án là chia bia ra các lớp mỏng và tính số neutron sinh ra trên từng lớp, số neutron sinh ra trên cả khối bia là tổng số neutron sinh ra trên các lớp bia mỏng rõ ràng là phù hợp với hiện tượng thật của quá trình vật lý Đây là bước đầu xây dựng mô hình sao cho phù hợp hơn với hiện tượng vật lý thật

Ngoài ra trong luận án, bề dày bia được chọn bằng quãng chạy tự do trung bình của proton ứng với từng năng lượng bắn phá của proton trên từng loại bia, bởi

vì chúng tôi cho rằng với lựa chọn này thì proton sẽ ít có khả năng “lưu lại” trên bia

và tỏa nhiệt làm giảm tuổi thọ của bia

Trang 39

Kết quả tính toán thu được từ nghiên cứu này là một tập hợp các số liệu của nhiều bia, trong đó việc lựa chọn bề dày bia tính bằng chiều dài quãng chạy tự do trung bình của proton trên mỗi loại bia đang xét.

Bài toán được giải theo trình tự như sau:

Bước 1: tính số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n), phổ năng lượng neutron,

hiệu suất neutron và phân bố góc của neutron sinh ra xét với mô hình bia đồng nhất trên các hạt nhân nặng: 204Pb, 206Pb, 207Pb, 208Pb, 180W, 182W, 184W, 186W, 235U, 238U,

187Au, 58Ni, 60Ni, 61Ni, 62Ni, 51V trong vùng năng lượng bắn phá của proton là 0,5 đến 1,5 GeV

Bước 2: Để nâng cao độ chính xác, bài toán này được giải với mô hình có

tính đến hiệu ứng màn chắn trên bia

Chia khối bia hình trụ thành nhiều lớp mỏng:

 Xác định năng lượng mất mát của chùm proton khi đi qua từng lớp bia mỏng có bề dày d

 Tính cường độ suy giảm của chùm proton khi đi qua từng lớp bia mỏng

 Tính số neutron sinh ra trên từng lớp bia mỏng từ phản ứng (p, n)

 Tính tổng số neutron sinh ra trên tất cả các lớp bia mỏng – là số neutron sinh ra của cả khối bia

 Xác định số neutron sinh ra theo phân bố không gian trên mô hình màn chắn

1.2 Giới thiệu thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL (Nhật Bản)

JENDL (Japanese Evaluated Nuclear Data Library) là một trong các thư viện

dữ liệu hạt nhân lớn trên thế giới

1.2.1 File tổng quát

JENDL cung cấp dữ liệu áp dụng cho các lĩnh vực khác nhau [58]

Trang 40

Bảng 1.1: Các phiên bản của JENDL

1982Chỉnh sửa 1984

84

Năng lượng neutron cực đại 20 MeV Dữ liệu của cấu trúc vật chất và nuclide nặng Dùng cho lò tái sinh nhanh và xác định hiệu ứng che chắn

JENDL-2

1985 181 Dữ liệu phân hạch thành các nuclide

JENDL-3 1989 171 Dữ liệu các nuclide trong vùng MeV Dữ

liệu sản phẩm gamma gồm 59 nuclide JENDL-3.1 1990 324 Dữ liệu phân hạch thành các nuclide

Dữ liệu được chỉnh sửa JENDL-3.2 áp dụng cho lò phản ứng tái sinh nhanh, phản ứng nhiệt hạch, hiệu ứng che chắn, tổng hợp neutron …

Dữ liệu được cải tiến cho nuclide trung bình và nuclide actinide Tiết diện vi phân bậc hai của nuclide

Tiêu đề	Nghiên Cứu Phản Ứng Hạt Nhân (P, N) Trên Các Bia Nặng Phục Vụ Cho Thiết Kế Bia Trong Lò Phản Ứng
Tác giả	Nguyễn Thị Ái Thu
Người hướng dẫn	PGS.TS Nguyễn Mộng Giao, PGS.TS Châu Văn Tạo
Trường học	Đại Học Khoa Học Tự Nhiên - Đại Học Quốc Gia Thành Phố Hồ Chí Minh
Chuyên ngành	Vật Lý Nguyên Tử và Hạt Nhân
Thể loại	Luận án tiến sĩ
Năm xuất bản	2011
Thành phố	Tp. Hồ Chí Minh

Định dạng
Số trang	121
Dung lượng	1,97 MB