Bài viết Thiết kế kênh chiếu xạ phục vụ thử nghiệm pha tạp đơn tinh thể silic trên lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt trình bày việc đo đạc thực nghiệm và mô phỏng Monte-Carlo bằng MCNP5 phổ và phân bố thông lượng neutron tại vị trí chiếu xạ dự kiến; Tính toán thiết kế, lắp đặt kênh chiếu xạ pha tạp đơn tinh thể Silic; Chế tạo, lắp đặt và chiếu xạ thử nghiệm để khảo sát phổ và phân bố thông lượng neutron trên kênh chiếu xạ đã thiết kế.
THIẾT KẾ KÊNH CHIẾU XẠ PHỤC VỤ THỬ NGHIỆM PHA TẠP ĐƠN TINH THỂ SILIC TRÊN LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT Trang Thế Đạt, Nguyễn Nhị Điền, Phạm Quang Huy, Trần Quốc Dưỡng Viện Nghiên cứu Hạt nhân, 01 - Nguyên Tử Lực, thành phố Đà Lạt, tỉnh Lâm Đồng, Việt Nam trangthedat@gmail.com Tóm tắt Kỹ thuật pha tạp đơn tinh thể Silic (NTD-Si) thông qua việc chiếu xạ neutron nhiệt lò phản ứng nghiên cứu giới triển khai có hiệu nhằm tạo thiết bị bán dẫn chất lượng cao Tại Việt Nam, kỹ thuật chiếu xạ pha tạp đơn tinh thể Silic lò phản ứng chưa triển khai nghiên cứu Do vậy, việc thiết kế, thử nghiệm kênh chiếu xạ phục vụ NTD-Si Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt (LPƯ Đà Lạt) cần thiết nhằm có bước ban đầu lĩnh vực NTD-Si Báo cáo trình bày kết thiết kế thử nghiệm kênh chiếu xạ sử dụng phương pháp chắn phục vụ thử nghiệm NTD-Si LPƯ Đà Lạt thực nghiệm tính tốn sử dụng chương trình MCNP5 Các nội dung quan trọng trình bày bao gồm việc khảo sát phổ phân bố thơng lượng neutron vị trí chiếu xạ thực nghiệm tính tốn Từ kết thu được, kênh chiếu xạ sử dụng phương pháp chắn phục vụ thử nghiệm NTD-Si thiết kế, chế tạo lắp đặt.Việc chiếu xạ thử nghiệm với nhơm, vật liệu thay có tính chất tương đương Silic tiến hành nhằm khẳng định thiết kế tối ưu kênh chiếu xạ trước tiến hành chiếu xạ thử nghiệm thỏi Silic Các kết thu cho thấy kênh chiếu xạ thiết kế đảm bảo yêu cầu phục vụ thử nghiệm NTD-Si LPƯ Đà Lạt với độ đồng thông lượng neutron nhiệt chiếu xạ nhỏ 5% theo chiều cao 3% theo bán kính Từ khóa: Chiếu xạ pha tạp đơn tinh thể Silic (NTD-Si), MCNP5, lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt (DNRR), phương pháp chắn, phương pháp kích hoạt dò, kênh chiếu xạ NTD-Si A DESIGN OF IRRADIATION CHANNEL FOR SILICON TRANSMUTATION DOPING EXPERIMENT AT THE DALAT RESEARCH REACTOR Trang The Dat, Nguyen Nhi Dien, Pham Quang Huy, Tran Quoc Duong Dalat Nuclear Research Institute, Vietnam Atomic Energy Institute 01-Nguyen Tu Luc, Dalat city, Vietnam trangthedat@gmail.com Abstract The silicon transmutation doping (NTD-Si) using thermal neutron irradiation of research reactors has been successfully implementing in the world to produce high-quality semiconductors In Vietnam, NTD-Si has not been performed yet Therefore, a design and testing of new irradiation channels for NTD-Si of Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR) would be necessary to have some initial steps in the field of NTD-Si This paper presents a design and testing of new irradiation channel using screen method for NTD-Si of DNRR The paper content covers neutron spectrum and neutron flux distribution determination of the irradiation hole in the core of DNRR by experiment and calculation using MCNP5 computer code From the experiment and calculation results, the irradiation channel using screen method for NTD-Si was designed, manufactured and installed in the core of DNRR Before the irradiation of the silicon ingots can be carried out, aluminum, which has similar neutronic characteristic with silicon ingots, was irradiated in the designed channel to confirm the optimum design The uniformity of irradiation neutron flux in the designed channel is less than 5% in height and 3% in radius, respectively These designed values are satisfied the requirements of NTD-Si experiment on the DNRR Keywords: NTD-Si, MCNP5, Dalat Nuclear Research Reactor (DNRR), screen method, foil activation, NTD-Si irradiation channel MỞ ĐẦU Kỹ thuật pha tạp đơn tinh thể Silic (NTD-Si) thông qua việc chiếu xạ neutron nhiệt lò phản ứng nghiên cứu giới triển khai có hiệu nhằm tạo thiết bị bán dẫn chất lượng cao Một yêu cầu quan trọng việc chiếu xạ pha tạp đơn tinh thể Silic đảm bảo độ đồng thông lượng neutron nhiệt chiếu xạ theo bán kính chiều cao Hiện nay, yêu cầu thị trường độ bất đồng theo điện trở suất sau chiếu xạ khoảng ± ~ 6% tùy thuộc vào kích thước khối tinh thể [1] Trong lò phản ứng nghiên cứu, phân bố neutron kênh chiếu xạ thường không đồng theo hai hướng trục bán kính Nếu khơng có sửa đổi cấu hình kênh chiếu xạ, phần nhỏ kênh chiếu xạ sử dụng để chiếu xạ NTD-Si, không hiệu mặt kinh tế cho chiếu xạ NTD-Si Do đó, can thiệp để làm đồng phân bố neutron kênh chiếu xạ cần thiết Ba phương pháp thường sử dụng để làm thông lượng neutron chiếu xạ theo hướng trục áp dụng phổ biến phương pháp dịch chuyển qua lại BR2 Bỉ, RISO Đan Mạch, phương pháp chiếu xạ tráo đầu tuyến tính lị JRR-3M Nhật, phương pháp sử dụng chắn neutron lò OPAL Úc HANARO Hàn quốc [1] Các phương pháp nắn thông lượng neutron chiếu xạ lựa chọn cho phù hợp với đặc trưng thiết kế điều kiện thực tế lò phản ứng Đối với LPƯ Đà Lạt, phương pháp chiếu xạ sử dụng chắn (sử dụng vật liệu thép không gỉ, nhôm, nước) lựa chọn phục vụ mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic Trên sở đó, kênh chiếu xạ sử dụng vật liệu chắn khác tính tốn, thiết kế, chế tạo lắp đặt Sau đánh giá, hiệu lực hóa thơng qua việc so sánh kết tính tốn với số liệu thực nghiệm vùng hoạt dùng hoàn toàn nhiên liệu độ giàu thấp, chương trình MCNP5 sử dụng thức cho tính tốn Nội dung trình bày báo cáo liên quan đến kết tính tốn thiết kế, thực nghiệm khảo sát phân bố thông lượng neutron kênh chiếu xạ trước sau chế tạo cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic LPƯ Đà Lạt Trước thực chiếu xạ đơn tinh thể Silic, việc khảo sát thực nghiệm vật liệu thay cần thực nhằm khẳng định thiết kế phù hợp kênh chiếu phân bố thông lượng neutron chiếu xạ Vật liệu thử nghiệm chiếu xạ thay Silic chọn nhôm (loại 6061) với đặc trưng lý tính thời gian bán rã phù hợp cho việc khảo sát Những kinh nghiệm kết thu trình thiết kế, chế tạo, khảo sát đặc trưng kênh chiếu xạ bước quan trọng để phục vụ chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic LPƯ Đà Lạt II NỘI DUNG II.1 Đo đạc thực nghiệm mô Monte-Carlo MCNP5 phổ phân bố thông lượng neutron vị trí chiếu xạ dự kiến Một số nhiệm vụ trọng tâm việc nghiên cứu chiếu xạ thử nghiệm Silic LPƯ Đà Lạt khảo sát thông số phổ phân bố thơng lượng neutron vị trí chiếu xạ thực nghiệm tính tốn lý thuyết Các kết thu từ thực nghiệm xác định phổ phân bố thông lượng neutron sở cho bước tính tốn thiết kế kênh chiếu xạ Để tiến hành việc đo thông lượng neutron nhiệt tuyệt đối, ta sử dụng dò vàng với phản ứng bắt neutron nhiệt/trên nhiệt Au-197 sau: I ( ) → → Để đo phân bố thông lượng neutron nhiệt bẫy neutron, dò Lu-176 sử dụng Phản ứng Lu-176 với neutron sau: ( ) → → Hạt nhân bia chiếu xạ chùm neutron trở thành hạt nhân phóng xạ Thơng lượng neutron nhiệt phụ thuộc theo tốc độ phản ứng suốt trình chiếu xạ R thể hiện: (1.1) Trong đó: th - Thơng lượng vùng neutron nhiệt (n/cm2.s) a.th - Tiết diện bắt neutron nhiệt hạt nhân bia (cm-2) N s - Số hạt nhân bia Hoạt độ dò A(T , ) sau trình chiếu xạ giảm dần theo thời gian (s) theo hàm mũ: ( ) ( ) ( ) (1.2) Trong đó: - số phân rã hạt nhân sau kích hoạt (s-1) t - thời gian (s) T (s) thời gian chiếu xạ lị Kết hợp cơng thức (1.1) (1.2) tính tốn chi tiết cho phần tử ta tính cơng thức tính thơng lượng neutron nhiệt: ( ) √ √ (1.3) Trong đó: T0 293 K (20oC) Tn - nhiệt độ tuyệt đối neutron (K) 0.act - tiết diện kích hoạt tương ứng với vận tốc v0 2200 m/s (tại nhiệt độ T0 = 293 K) (cm-2) - hệ số tự che chắn neutron nhiệt m - khối lượng mẫu (g) - độ giàu đồng vị N A 6,02.1023 - số Avogadro G - Tỉ lệ pha nguyên tố dò Phương pháp đo phổ neutron dựa phản ứng kích hoạt tập dò xác định tốc độ phân rã (hay hoạt độ) chúng Biểu diễn toán học tổng quát q trình phải xét thơng lượng vi phân hàm lượng thời gian ( E, t ) Các dò trước chiếu lị phản ứng chuẩn bị theo trình tự bước sau: - Các dò cắt cho tương đồng hình dạng, kích thước - Cân khối lượng dò cân điện tử có độ xác cao - Dùng cồn lau dò nhằm loại bỏ tạp chất học bám dính - Lau cồn làm giá giữ mẫu thủy tinh hữu (polyethylene), giá giữ mẫu có đánh dấu vị trí dán dị với kích thước xác đến mm - Dán dò lên giá giữ mẫu Các dò bọc Cd dán cách dị trần 10 cm để tránh suy giảm thông lượng Quy trình chuẩn bị giá giữ mẫu dán dị trình bày Hình 1a - Đưa giá giữ mẫu vào kênh thực nghiệm để chuẩn bị chiếu xạ Tùy vào phép đo phân bố thông lượng hay phép đo phổ neutron mà ta chiếu xạ mức công suất khác với thời gian từ 10-20 phút Sau thời gian chiếu xạ, giá giữ mẫu lấy khỏi vùng hoạt lò phản ứng giữ bể lò phản ứng Giá giữ mẫu đưa đến phịng thí nghiệm sau 1-2 ngày, mẫu lấy đo hệ phổ kế gamma phòng Vật lý & Kỹ thuật Lị, Trung tâm LPƯ (Hình 1b) Các nội dung liên quan đến ngun lý xác định thơng lượng trình bày tham khảo từ nguồn [2], [3] Hình (a) Quy trình làm giá giữ mẫu dán dò; (b) Hệ phổ kế gamma phòng Vật lý & Kỹ thuật Lò, Trung tâm LPƯ Sau đánh giá, hiệu lực hóa thơng qua việc so sánh kết tính toán với số liệu thực nghiệm vùng hoạt dùng hoàn toàn nhiên liệu độ giàu thấp [5], chương trình MCNP5 sử dụng thức cho tính tốn quản lý vùng hoạt nhiên liệu với thư viện tính tốn ENDF/B 7.0 Sai khác kết tính tốn thực nghiệm thơng số độ phản ứng dự trữ, độ hiệu dụng điều khiển, bó nhiên liệu khoảng từ đến 6% [4], [5] Như vậy, chương trình MCNP5 hồn tồn đáp ứng tốt nhu cầu tính tốn Vật Lý cho LPƯ hạt nhân Đà Lạt Mơ hình tính tốn LPƯ hạt nhân Đà Lạt chương trình MCNP5 trình bày Hình [3],[4] Hình Mơ hình tính tốn LPƯ hạt nhân Đà Lạt chương trình MCNP5 II.2 Tính tốn thiết kế, lắp đặt kênh chiếu xạ pha tạp đơn tinh thể Silic Với kích thước đường kính 65mm chiều cao 600mm xung quanh có đặt khối berily (các khối đặc 12 berily), bẫy neutron LPƯ Đà Lạt cần thiết kế lại cho phù hợp với mục đích chiếu xạ thử nghiệm pha tạp đơn tinh thể Silic Việc tính tốn, thiết kế cấu hình cốc chiếu mẫu bẫy thực theo phương án đảm bảo tiêu chí sau: - Đảm bảo an tồn hạt nhân (khơng làm thay đổi độ phản ứng lớn, vi phạm giá trị an toàn hạt nhân LPƯ) - Thuận lợi thao tác tháo lắp kênh chiếu bẫy, đảm bảo an toàn xạ cho người thao tác, - Giảm thiểu lượng thải phóng xạ rắn sinh sau chiếu xạ, tái sử dụng nhiều lần kênh chiếu mẫu (sử dụng vật liệu chủ yếu nhôm loại 6061) Để đảm bảo yêu cầu độ bất đồng phân bố thông lượng neutron nhiệt chiếu xạ theo chiều cao bán kính kênh chiếu xạ sử dụng phương pháp chắn lựa chọn Thông tin thiết kế cốc chiếu trình bày Hình Hình Thiết kế cốc chiếu mẫu sử dụng chắn cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic Các tính tốn an tồn hạt nhân cho cốc chiếu thiết kế sử dụng chương trình MCNP5 trước chế tạo cốc chiếu sử dụng chắn thực Các kết tính cho trường hợp so sánh độ phản ứng đưa vào cấu hình có cốc chiếu mẫu dùng cốc chiếu mẫu chế tạo với hốc nước bẫy neutron Mơ hình tính tốn trình bày Hình Hình Hình Mơ hình tính cốc chiếu cũ sử dụng bẫy Hình Mơ hình tính cốc chiếu dùng chắn II.3 Chế tạo, lắp đặt chiếu xạ thử nghiệm để khảo sát phổ phân bố thông lượng neutron kênh chiếu xạ thiết kế Kích thước kênh chiếu lớp chắn sử dụng để nắn thơng lượng tính tốn thiết kế, chế tạo hiệu chỉnh nhiều lần để có kích thước phù hợp với cấu hình lắp đặt bẫy, đảm bảo mặt an toàn hạt nhân an tồn phóng xạ thực thao tác tháo lắp kênh chiếu Các tính tốn cho cấu hình kênh chiếu thực qua tính tốn mơ sử dụng chương trình MCNP Kênh chiếu sử dụng phương pháp chắn thiết kế, chế tạo cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm pha tạp đơn tinh thể Silic lị Đà Lạt chế tạo (Hình 6) Hình Kênh chiếu mẫu sử dụng phương pháp chắn Các tính tốn kiểm tra trước thực nghiệm tiến hành cho trường hợp đưa vào kênh chiếu mẫu chế tạo 14 thỏi nhôm (được cắt có hình dạng kích thước hồn tồn giống với thỏi đơn tinh thể Silic) loại 6061, thỏi có đường kính khoảng 3,8cm chiều cao 2cm Hình trình bày mơ hình tính tốn MCNP trước đưa kênh chiếu xạ có chứa thỏi nhơm vào lắp đặt bẫy Các kết tính tốn thực nghiệm cho thấy kênh chiếu mẫu sử dụng chắn chế tạo cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic phù hợp khơng vi phạm giá trị an tồn vận hành Lị phản ứng Hình Mơ hình tính kênh chiếu với 14 thỏi nhôm Phân bố thông lượng phổ neutron kênh chiếu thiết kế xác định phương pháp kích hoạt dị (Các thỏi nhơm có dán dị Lu Hình đưa vào kênh chiếu mẫu chế tạo đưa vào chiếu xạ bẫy neutron) tính tốn dùng chương trình MCNP5 Hình Các thỏi nhơm có dán dị Lu II.2 KẾT QUẢ II.2.1 Phổ phân bố thông lượng neutron thông qua đo đạc thực nghiệm mô Monte-Carlo MCNP5 vị trí chiếu xạ dự kiến Phổ neutron ban đầu bẫy neutron tính từ chương trình MCNP phổ thu sau hiệu chỉnh với thực nghiệm chương trình hiệu chỉnh phổ SANDBP trùng khớp với chương trình MCNP tính tốt phổ neutron Kết quy nhóm lượng (trình bày Bảng 1) cho thấy thơng lượng nhiệt không khác nhiều so với kết đo phương pháp kích hoạt dị vàng Thơng lượng (n/cm2.s) MCNP SANDBP Nhiệt 2,24.1013 2,29.1013 Trên nhiệt 6,52.1012 6,22.1012 12 Nhanh 2,56.10 2,64.1012 Bảng Thơng lượng tích phân thu nhóm Khoảng cách Thực nghiệm Tính tốn Chênh lệch thực (cm) (MCNP) nghiệm tính tốn (%) 0,61 0,54 11.48 0,79 0,72 8.86 10 0,92 0,88 4.35 15 0,99 0,97 2.02 20 1,00 1,00 0.00 25 0,97 0,97 0.00 30 0,89 0,90 1.12 35 0,80 0,81 1.25 40 0,68 0,71 4.41 45 0,54 0,59 9.26 50 0,40 0,46 15.00 55 0,27 0,33 22.22 60 0,18 0,22 22.22 65 0,10 0,11 10.00 70 0,05 0,04 20.00 Bảng Kết tính tốn thực nghiệm xác định phân bố thông lượng theo chiều cao bẫy (đơn vị tương đối) Vị trí (cm) -2.5 2.5 Thực nghiệm 2.05 2.21 2.07 Tính tốn (MCNP) 2.114 2.24 2.092 *Giá trị thông lượng x1013 neutron/cm2.giây Bảng Kết tính tốn thực nghiệm xác định phân bố thơng lượng theo chiều bán kính Vị trí tính từ tâm bẫy neutron (cm) 1.2 0.8 Đơn vị tương đối Thông lượng neutron nhiệt (x10^3 neutron/cm2.giây) 2.3 2.25 2.2 2.15 2.1 2.05 Thực nghiệm 1.95 Tính toán 1.9 (MCNP) 1.85 1.8 -2.5 -2 -1.5 -1 -0.5 0.5 1.5 2.5 Tính tốn (MCNP) Thực nghiệm 0.6 0.4 0.2 0 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 70 Vị trí (cm) Hình Kết xác định phân bố thơng Hình 10 So sánh kết tính tốn thực lượng neutron nhiệt theo chiều bán kính nghiệm xác định phân bố thông lượng neutron bẫy (vị trí 0cm tính từ tâm bẫy) theo chiều cao bẫy Hình Bảng trình bày kết tính tốn thực nghiệm xác định phân bố thơng lượng neutron theo chiều bán kính bẫy Kết thực nghiệm tính tốn cho thấy độ lệch thơng lượng nhiệt theo chiều bán kính bẫy nằm khoảng từ 5-7% Về phân bố thông lượng neutron nhiệt theo chiều cao trình bày Bảng Hình 10, ta thấy kết thực nghiệm phù hợp với kết tính tốn Thơng lượng neutron đạt cực đại vị trí 20cm tính từ đáy vùng hoạt Do có ảnh hưởng từ vị trí điều khiển nên thơng lượng cực đại có xu hướng bị đẩy xuống phía bẫy neutron Phân bố thơng lượng phía nửa 40-65cm bẫy có khác biệt đáng kể tính tốn thực nghiệm, lên đến 20 %, điều đóng góp sai số vị trí điều khiển Tuy nhiên, vùng chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic dự kiến vùng từ 5cm đến 45cm có kết hợp với phương pháp nắn thông lượng chiếu xạ nên kết khảo sát trình bày áp dụng việc tính tốn phương án thiết kế kênh chiếu xạ II.2.2 Kết tính tốn thực nghiệm xác định phổ, phân bố thơng lượng neutron tính tốn an tồn hạt nhân kênh chiếu chế tạo Các tính tốn an tồn hạt nhân cho cốc chiếu thiết kế sử dụng chương trình MCNP trước chế tạo cốc chiếu sử dụng chắn cho thấy cốc chiếu mẫu dùng đưa vào độ phản ứng dương khoảng 21 cents cốc chiếu mẫu chế tạo đưa vào độ phản ứng dương khoảng 15 cents so với hốc nước bẫy Các kết tính tốn trước thực nghiệm cho thấy cốc chiếu mẫu sử dụng chắn cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic phù hợp không vi phạm giá trị an toàn vận hành, độ phản ứng dương đưa vào cốc chiếu nhỏ, không ảnh hưởng đến dự trữ độ phản ứng 8,6 $ lò phản ứng (số liệu đo năm 2018) giá trị dự trữ dập lị 2,5 $ (2% k/k).[5] Hình 11 Hình 12 trình bày kết tính tốn phân bố thơng lượng neutron theo bán kính chiều cao cốc chiếu mẫu sử dụng chắn cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic Độ bất đồng thơng lượng theo chiều bán kính khoảng 2% lớn theo chiều cao 5% (vị trí 36cm, vị trí khác có giá trị lệch nhỏ nhiều), kết tính tốn thiết kế phù hợp so với giá trị yêu cầu cho chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic lò Đà Lạt 5% [6] 2.2 Thông lượng neutron nhiệt (x10^13n/cm2.s) 1.10 Đơn vị tương đối 1.00 0.90 0.80 0.70 0.60 0.50 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 2.15 2.1 2.05 1.95 1.9 -2 -1.5 -1 -0.5 0.5 1.5 Vị trí tính từ tâm cốc chiếu (cm) Vị trí từ đáy cốc (cm) Hình 11 Phân bố thơng lượng theo chiều cao bẫy dùng chắn Hình 12 Phân bố thơng lượng theo chiều bán kính bẫy dùng chắn Hình 13 trình bày kết tính tốn phổ neutron cho cốc chiếu mẫu sử dụng chắn với trường hợp chứa nước, nhôm Silic Có thể nhận thấy vật liệu nhơm Silic chiếm chỗ nước nên vùng neutron nhanh cấu hình cốc chiếu chứa nhơm Silic cao so với cấu hình cốc chiếu chứa nước Những ảnh hưởng neutron nhanh mạng tinh thể Silic giảm thiểu qua trình nung xử lý nhiệt sau chiếu xa Tuy nhiên, cần khảo sát nhiệt độ thời gian nung phù hợp để giảm thiểu ảnh hưởng neutron nhanh mạng tinh thể Silic có giá trị điện trở suất ổn định đơn tinh thể Silic sau chiếu xạ.[6] 1.2 Nước Silic Nhôm 1.0 Đơn vị tương đối 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 1.E-10 1.E-08 1.E-06 1.E-04 1.E-02 1.E+00 Năng lượng (MeV) Hình 13 Kết tính phổ neutron cốc chứa sử dụng phương pháp chắn với vật liệu nước, nhôm Silic Kết thực nghiệm tính tốn trình bày Hình 14 Bảng cho thấy độ lệch thông lượng nhiệt theo chiều cao vùng chiếu xạ nằm khoảng 5% Phân bố thông lượng neutron nhiệt theo chiều cao phù hợp với kết tính tốn Thơng lượng neutron nhiệt đạt cực đại vị trí 10cm tính từ đáy cốc chiếu thực nghiệm khoảng 12cm tính từ đáy cốc chiếu tính tốn Phân bố thơng lượng phía nửa từ 30-34cm cốc chiếu có xu hướng tăng lên chút giá trị mong muốn 5% tính tốn thực nghiệm việc không sử dụng lớp chắn nhơm phía thiết kế ban đầu để thuận tiện việc tháo lớp chắn thép không rỉ sau chiếu xạ Từ kết thu được, vùng chiếu xạ từ 10cm đến 35cm theo chiều cao cốc chiếu sử dụng chắn phù hợp cho việc chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic [6] 1.01 Thực nghiệm Tính tốn (MCNP) 0.99 Đơn vị tương đối 0.98 0.97 0.96 0.95 0.94 0.93 0.92 0.91 0.9 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 Vị trí (cm) Hình 14 Kết xác định phân bố thông lượng neutron theo hướng trục cốc chứa sử dụng phương pháp chắn Vị trí (cm) 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 Thực nghiệm 1.000 0.992 0.999 0.991 0.960 0.980 0.967 0.968 0.979 0.961 0.958 0.955 0.960 0.948 Tính tốn (MCNP) 0.991 1.000 0.995 0.987 0.972 0.974 0.969 0.955 0.962 0.951 0.953 0.968 0.971 0.954 Bảng Phân bố thông lượng neutron theo hướng trục cốc chứa sử dụng phương pháp chắn Hình 15 Bảng cho thấy độ lệch thơng lượng nhiệt theo chiều bán kính vùng chiếu xạ nằm khoảng 3% thực nghiệm khoảng 1% tính tốn Phân bố thơng lượng neutron nhiệt theo bán kính phù hợp kết tính tốn thực nghiệm Giá trị thơng lượng neutron nhiệt cực đại giảm xuống 1.31x1013 neutron/cm2.sec cốc chiếu hiệu ứng hấp thụ từ lớp chắn thỏi nhơm chiếm diện tích nước cốc chiếu Từ kết thu được, khẳng định bất đồng thông lượng theo hướng bán kính giá trị thơng lượng chiếu xạ cốc chiếu sử dụng chắn phù hợp cho việc chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic [6] 1.05 Đơn vị tương đối 1.00 0.95 Tính tốn 0.90 0.85 -2.5 -2 -1.5 -1 0.80 -0.5 0.5 1.5 2.5 Vị trí (cm) Hình 15 Kết xác định phân bố thông lượng neutron theo hướng bán kính cốc chứa sử dụng phương pháp chắn Thơng lượng x10^13neutron/cm2.sec Vị trí (cm) Bên trái (-1.9cm) Giữa (0 cm) Bên phải (+1.9cm) 10 12 20 30 1.30 1.31 1.25 1.24 1.30 1.31 1.27 1.25 1.31 1.30 1.26 1.24 Bảng Kết tính tốn phân bố thơng lượng theo chiều bán kính cốc chứa sử dụng phương pháp chắn III.KẾT LUẬN Kênh chiếu xạ sử dụng vật liệu chắn khác tính tốn, thiết kế, chế tạo lắp đặt phục vụ chiếu xạ thử nghiệm NTD-Si LPƯ Đà Lạt Việc chiếu xạ thử nghiệm với nhôm, vật liệu thay có tính chất tương đương Silic tiến hành nhằm khẳng định thiết kế phù hợp kênh chiếu xạ trước tiến hành chiếu xạ thử nghiệm thỏi Silic Các kết tính toán thực nghiệm cho thấy kênh chiếu xạ thiết kế với độ đồng thông lượng neutron nhiệt chiếu xạ nhỏ 5% theo chiều cao 3% theo bán kính Thơng qua kết thu được, khẳng định việc thiết kế, lắp đặt kênh chiếu xạ đáp ứng tốt cho việc nghiên cứu, chiếu xạ thử nghiệm pha tạp đơn tinh thể Silic LPƯ hạt nhân Đà Lạt Quá trình thiết kế, thử nghiệm lắp đặt kênh chiếu xạ bước quan trọng để tích lũy kinh nghiệm cho việc triển khai NTD lò phản ứng nghiên cứu tương lai TÀI LIỆU THAM KHẢO International Atomic Energy Agency-TECDOC-1681, “Neutron Transmutation Doping of Silicon at Research Reactors”, IAEA, Vienna, (2012) International Atomic Energy Agency, “Regional training course calculation and measurement of neutron flux spectrum for research reactors”, Serpong, Indonesia, (1993) Lê Vĩnh Vinh (2014), “Hướng dẫn thực hành quy trình thực thí nghiệm đo đạc thơng lượng phổ neutron sử dụng phương pháp kích hoạt dị”, Báo cáo chuyên đề, Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt, (2014) Bảng tra cứu độ phản ứng dự trữ theo vị trí điều khiển LPƯ hạt nhân Đà Lạt, 2016 Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt, “Báo cáo phân tích an tồn lị phản ứng hạt nhân Đà Lạt”, (2012) Thực nghiệm tính toán khảo sát, đánh giá kênh chiếu sử dụng chiếu xạ Silic, Báo cáo chuyên đề, Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt, (2017) ... việc thiết kế, lắp đặt kênh chiếu xạ đáp ứng tốt cho việc nghiên cứu, chiếu xạ thử nghiệm pha tạp đơn tinh thể Silic LPƯ hạt nhân Đà Lạt Quá trình thiết kế, thử nghiệm lắp đặt kênh chiếu xạ bước... thiết kế, thực nghiệm khảo sát phân bố thơng lượng neutron kênh chiếu xạ trước sau chế tạo cho mục đích chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic LPƯ Đà Lạt Trước thực chiếu xạ đơn tinh thể Silic, ... Những kinh nghiệm kết thu trình thiết kế, chế tạo, khảo sát đặc trưng kênh chiếu xạ bước quan trọng để phục vụ chiếu xạ thử nghiệm đơn tinh thể Silic LPƯ Đà Lạt II NỘI DUNG II.1 Đo đạc thực nghiệm