THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN THIẾT KẾ CHE CHẮN AN TOÀN BỨC XẠ TRÊN KÊNH NGANG SỐ CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT Bài báo trình bày kết tính tốn thiết kế che chắn liều neutron gamma bên kênh ngang số lò phản ứng nghiên cứu Đà Lạt Nguồn xạ bên kênh ngang số chủ yếu bao gồm xạ neutron gamma Để che chắn đảm bảo an toàn xạ xung quanh thiết bị thí nghiệm, khối cản xạ thiết kế sử dụng kết hợp vật liệu hấp thụ mạnh neutron gamma nhằm đảm bảo hiệu che chắn Thiết kế che chắn an toàn xạ đưa dựa kết tính tốn mơ suất liều neutron gamma cho không gian bên ngồi kênh ngang số trường hợp cấu hình che chắn lắp đặt Suất liều neutron gamma tính tốn chương trình mơ Monte Carlo PHITS phiên 3.17 sử dụng bảng chuyển đổi giá trị thông lượng neutron gamma sang suất liều tương ứng Kết tính tốn suất liều cho thấy giá trị suất liều neutron gamma 10 μSv/h khu vực bên khối che chắn xạ cách tường lò phản ứng 50 cm, đảm bảo điều kiện an toàn cho nhân viên làm việc MỞ ĐẦU Chùm neutron kênh ngang lò phản ứng Đà Lạt sử dụng với mục đích cơng cụ gây phản ứng hạt nhân với bia mẫu nhằm phục vụ thí nghiệm Thông thường, phần chùm neutron gây phản ứng với bia mẫu, phần lại xuyên qua mẫu tán xạ lên mẫu, sau bị hấp thụ vật liệu che chắn tạo xạ thứ cấp gây nên liều xạ cao khơng gian bên ngồi kênh ngang Ngồi ra, tia gamma lượng cao sinh từ sản phẩm phân hạch từ phản ứng hạt nhân đóng góp liều xạ đáng kể cho khơng gian bên ngồi kênh ngang mở kênh Nhằm giảm thiểu liều xạ xung quanh khu vực thí nghiệm đảm bảo u cầu an tồn xạ (ATBX) cho nhân viên làm việc, khối che chắn xạ tính tốn, thiết kế, chế tạo để lắp đặt kênh ngang Số 67 - Tháng 6/2021 Đặc trưng xạ kênh ngang lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bao gồm nhiều loại neutron, gamma, alpha, beta Tuy nhiên, có hai loại xạ neutron gamma Bức xạ neutron bên kênh ngang số chủ yếu có lượng nhiệt tạo tổ hợp phin lọc tinh thể sapphire bismuth có thơng lượng cỡ từ 106 - 107 (n/cm2.s-1) vị trí đặt bia mẫu Tại vị trí đặt bia mẫu, chùm neutron có phân bố lượng biểu diễn Hình Để đảm bảo tính đồng chùm neutron giảm liều xạ xung quanh kênh ngang, chùm neutron từ lò phản ứng chuẩn trực khối chuẩn trực hình trụ hình nón rỗng làm vật liệu chì SWX-201[1] đặt xen kẽ Do phần chùm neutron bị hấp thụ tán xạ với bia mẫu, phần lại chùm neutron xuyên qua mẫu nên cần phải thiết kế khối che chắn xung quanh chùm kết hợp khối chắn THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ HẠT NHÂN dịng neutron đặt cuối chùm neutron để hấp thụ lượng neutron Mặc dù phần lớn chùm neutron có lượng nhiệt, nhiên, có phần neutron mang lượng cao nên khối che chắn thiết kế dùng vật liệu vừa có tác dụng làm chậm neutron vừa hấp thụ neutron Đi kèm với neutron xạ gamma sinh từ phản ứng phân hạch, sản phẩm phân hạch, trình bắt neutron vật liệu dùng chuẩn trực che chắn Do đó, để đảm bảo che chắn hiệu loại xạ, lớp vật liệu làm chậm hấp thụ neutron, cần thiết kế lớp vật liệu chì hấp thụ gamma bên ngồi khối che chắn Hình Phổ neutron mơ vị trí đặt mẫu so với phổ từ nguồn phát neutron số chương trình mơ Monte Carlo PHITS phiên 3.17 [2] Cấu hình mơ áp dụng bao gồm khối che chắn xạ đặt xung quanh hệ phổ kế trùng phùng gamma sử dụng đầu dị HPGe Hình Dựa vào kết tính toán, khối che chắn xạ tiến hành chế tạo lắp đặt kênh ngang MƠ PHỎNG TÍNH TỐN SUẤT LIỀU BỨC XẠ NEUTRON VÀ GAMMA Mơ tính tốn suất liều xạ chương trình PHITS Chương trình mơ PHITS phát triển hợp tác quan JAEA, RIST, KEK, số viện nghiên cứu khác [2] Là chương trình mơ Monte Carlo sử dụng thư viện đánh giá JENDL-4 JENDL-HE, PHITS cho phép người dùng mơ nhiều tốn liên quan đến lĩnh vực thiết kế thiết bị thí nghiệm hạt nhân, y học hạt nhân, che chắn xạ Đối với mơ tính tốn che chắn an tồn xạ, chương trình PHITS kiểm chứng thông qua kết mô thí nghiệm benchmark che chắn xạ neutron gamma [3] Do đó, việc ứng dụng chương trình PHITS vào mơ thiết kế che chắn an tồn xạ hoàn toàn khả thi Thiết kế khối che chắn theo thiết kế khối che chắn sử dụng kênh ngang số số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Kích thước khối che chắn điều chỉnh dựa theo thay đổi thông lượng neutron gamma mô kênh ngang số Các khối che chắn xung Hình Thiết kế hệ phổ kế trùng phùng gamma sử quanh chùm neutron thiết kế bao gồm lớp vật liệu SWX-201 dày 3.5 cm đặt bên dụng đầu dị HPGe lớp chì dày cm Khối chắn dịng neutron Báo cáo trình bày kết thiết kế, tính thiết kế sử dụng ba lớp vật liệu chính; phần bên tốn che chắn an tồn xạ dựa kết sử dụng vật liệu SWX-277 [4] loại vật liệu mô suất liều xạ xung quanh khối giàu hydro chứa 5% boron có tác dụng làm chậm che chắn neutron gamma kênh ngang Số 67 - Tháng 6/2021 THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN bắt neutron; tiếp đến lớp paraphin pha B4C với tỷ lệ tương ứng 80% : 20% nhằm hấp thụ hồn tồn phần neutron khối chắn dịng; phần bên ngồi lớp vật liệu chì dày từ 15 cm -35 cm bao bọc xung quanh lớp vật liệu hấp thụ neutron nhằm hấp thụ xạ gamma Tồn kết cấu khối chắn dịng bọc khung thép chịu lực nhằm đảm bảo an toàn q trình vận chuyển khối chắn dịng Hình mơ tả thiết kế lớp khối chắn dịng neutron (n/cm2.s-1) cho kết thơng lượng vị trí cửa kênh ngang tương đương với nguồn phát thể tích có giá trị tổng thơng lượng 5.26×1011 (n/cm2.s-1) Nguồn phát gamma sử dụng mơ tính tốn chương trình ORIGEN2 vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thơng lượng tổng 5.45×1013 (g/cm2.s-1) với phân bố biểu diễn Hình Giá trị thơng lượng gamma tổng ước tính dựa giả định thành phần gamma trễ chiếm 15% tổng thông lượng gamma phát từ lò phản ứng độ cháy nhiên liệu trung bình ước tính 20% (các nghiên cứu cho thấy thành phần gamma trễ thường chiếm từ 20% đến 40% tổng thông lượng gamma[6]) Hình Mô tả tách lớp khối chắn dịng neutron 10 Để mơ suất liều xạ, cấu hình hình học khối che chắn, khối chuẩn trực, khối đóng mở cửa kênh, tường lò phản ứng khai báo chi tiết tập tin input chương trình PHITS nhằm tính tốn xác suất liều xạ bên ngồi kênh ngang Chương trình mơ sử dụng thư viện số liệu JENDL-4.0, riêng thư viện số liệu phin lọc sapphire bismuth tính tốn xử lý từ thư viện ENDF/B-VII.1 chương trình NJOY2016 [5] Hình Phổ gamma trễ tính tốn vị trí nguồn phát chương trình ORIGEN2 Nguồn neutron sử dụng tính tốn nguồn neutron tính tốn từ chương trình MCNP vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thơng lượng tổng 5.26×1011 (n/cm2.s-1) có phân bố Hình Để giảm thời gian tính tốn, chúng tơi khai báo nguồn phát neutron dạng nguồn đĩa phát đồng dọc theo phương ống chuẩn trực Tuy nhiên, để đảm bảo tính xác phép mơ phỏng, giá trị thơng lượng tổng nguồn phát neutron hiệu chỉnh cách thực phép mô với hai dạng nguồn phát khác cho kết thông lượng ghi nhận vị trí cửa kênh ngang khơng đổi Sau q trình tính tốn, nguồn phát neutron đồng với thơng lượng tổng 7.20×1010 Suất liều xạ neutron gamma mơ tính tốn cho tồn khơng gian xung quanh chùm neutron bên ngồi kênh ngang số tally [T-Track] chương trình PHITS Để tính tốn suất liều xạ, chúng tơi sử dụng bảng chuyển đổi giá trị thông lượng sang giá trị suất liều hiệu dụng áp dụng bảng giá trị chuyển đổi ANSI/ANS-6.1.1-1977 ANSI/ ANS6.1.1-1977 [7] tương ứng cho xạ neutron gamma Bảng giá trị chuyển đổi đưa trực tiếp vào tập tin input chương trình PHITS dạng hệ số nhân áp dụng cho nhóm xạ có lượng từ thấp đến cao Hình mơ tả cấu hình hình học mơ suất liều xạ bên kênh số Số 67 - Tháng 6/2021 THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN Hình Mơ tả cấu hình hình học mơ tính tốn liều xạ bên ngồi kênh số Do khối che chắn sử dụng vật liệu hấp thụ mạnh neutron gamma có bề dày lớn nên phương pháp giảm phương sai áp dụng để tính tốn suất liều neutron gamma Các tập tin chứa thông tin cửa sổ trọng số (weight windows) loại xạ tạo sử dụng q trình tính tốn Q trình tính tốn thực lặp lại nhiều lần với việc sử dụng output tập tin cửa số trọng số lần tính tốn trước cho lần tính tốn sau nhằm đảm bảo giảm sai số thống kê cho kết tính tốn Kết tính toán biểu diễn theo dạng phân bố trường liều cho tồn khơng gian bên ngồi kênh ngang vị trí sát cửa kênh ngang bên ngồi khối che chắn, suất liều gamma vào khoảng 30 μSv/h Tại vị trí xung quanh khối chắn dịng, suất liều gamma μSv/h (a) 2.2 Kết mô tính tốn Phân bố suất liều neutron gamma tính tốn mặt phẳng qua tâm chùm neutron, song song mặt sàn lò phản ứng phạm vi từ tường lò phản ứng phía cuối khối chắn dịng neutron tình trạng mở khối cản xạ cửa kênh ngang số Kết mô phân bố suất liều neutron gamma trình bày Hình Suất liều gamma mô bao gồm thành phần gamma sinh từ lò phản ứng thành phần gamma sinh phản ứng bắt neutron vật liệu làm phin lọc, chuẩn trực, che chắn Tại vị trí sát cửa kênh ngang, suất liều neutron vào khoảng 20 μSv/h Tuy nhiên, vị trí cách cửa kênh 50 cm, suất liều giảm xuống khoảng 5.0 μSv/h Ở cuối khối chắn dòng neutron, suất liều neutron gamma khoảng 0.5 μSv/h Đối với xạ gamma, (b) Hình Phân bố suất liều neutron (a) gamma (b) mơ bên ngồi kênh ngang số Để đánh giá chi tiết phân bố suất liều neutron không gian xung quanh chùm neutron, suất liều neutron tính tốn theo mặt phẳng vng góc với phương chùm neutron vị trí từ tường lò phản ứng hết khối chắn dịng Tất tính tốn thực tình trạng mở khối cản xạ cửa kênh ngang Ở vị trí sát tường lị phản ứng, suất liều neutron tính tốn vào khoảng 20 μSv/h sau giảm đáng kể vị trí xa Số 67 - Tháng 6/2021 11 THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CƠNG NGHỆ HẠT NHÂN Hình Suất liều neutron tính tốn mặt phẳng vng góc với phương chùm neutron Tại mặt phẳng cách tường lò 80 cm, suất liều neutron μSv/h khơng đáng kể vị trí cách 200 cm phóa sau khối chắn dịng Phân bố suất liều đối xứng xung quanh chùm neutron khối che chắn thiết kế dạng hình hộp chữ nhật bao bọc xung quanh chùm cấu hình hệ phổ kế trùng phùng gamma sử dụng đầu dò HPGe đặt kênh Dựa theo kết tính tốn, suất liều neutron gamma bên khối che chắn kênh số 10 μSv/h, đảm bảo điều kiện an toàn xạ để nhân viên làm việc Riêng khu vực cách tường lị phản ứng khoảng 50 cm sát cửa kênh 2.3 Bàn luận ngang, suất liều neutron gamma vượt 10 Suất liều neutron gamma bên kênh ngang μSv/h, nên hạn chế tiếp cận khu vực số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt chưa đóng dịng neutron mơ tính tốn chương trình PHITS Hình Suất liều neutron (đỏ) gamma (đen) đo số vị trí kênh ngang số lò phản ứng Đà Lạt 12 Số 67 - Tháng 6/2021 THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN Để đánh giá kết tính tốn mơ phỏng, chúng tơi tiến hành so sánh kết mô suất liều neutron gamma kênh ngang số với giá trị suất liều đo máy đo liều kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Ở gần cửa kênh ngang, suất liều neutron kênh ngang số cao khoảng 1.5 lần so với kênh ngang số Ở khu vực xa cửa kênh, suất liều neutron gamma tính tốn kênh ngang số tương đồng với suất liều đo kênh ngang số Xét thiết kế, kênh ngang số kênh ngang số có thiết kế tương đồng Tuy nhiên, phân bố phổ thông lượng neutron kênh ngang số cứng so với kênh ngang số điểm đầu kênh ngang số nằm vành phản xạ graphite kênh ngang số đâm xuyên qua vành phản xạ, đồng thời tổ hợp phin lọc neutron nhiệt sử dụng hai kênh ngang khác nhau, kênh ngang số sử dụng phin lọc tinh thể sapphire có khả loại bỏ phần neutron có lượng cao tốt so với phin lọc tinh thể silic dùng kênh ngang số 2, điều lý giải cho việc suất liều neutron kênh ngang số cao so với kênh ngang số Hình biểu diễn suất liều gamma neutron đo số vị trí kênh ngang số xạ lắp đặt kênh ngang Phan Bảo Quốc Hiếu, Phạm Ngọc Sơn Viện Nghiên cứu hạt nhân TÀI LIỆU THAM KHẢO [1] Shieldwerx, http://www.shieldwerx.com/assets/swx-201(hd).pdf 2015 [2] Sato, T., et al., Features of particle and heavy ion transport code system (PHITS) version 3.02 Journal of Nuclear Science and Technology, 2018 55(6): p 684-690 [3] Iwamoto, Y., et al., Benchmark study of the recent version of the PHITS code Journal of Nuclear Science and Technology, 2017 54(5): p 617635 [4] Shieldwerx, http://shieldwerx.com/assets/ swx-277 -277-5-2018.pdf 2018 [5] Macfarlane, R., et al., The NJOY Nuclear Data Processing System, Version 2016 2017, Los Alamos National Lab.(LANL), Los Alamos, NM (United States) [6] Ambrožič, K., et al., Delayed gamma determination at the JSI TRIGA reactor by synchronous measurements with fission and ionization chambers Nuclear Instruments and Methods in Phys3 KẾT LUẬN ics Research Section A: Accelerators, SpectromBài báo trình bày kết tính toán thiết kế che eters, Detectors and Associated Equipment, 2018 911: p 94-103 chắn an toàn xạ neutron gamma sử dụng khối che chắn xạ kênh ngang số [7] Goorley, J.T., et al., MCNP6 User’s Manual, lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Với cấu hình thiết Version 1.0 Los Alamos National Laboratory, Los Alamos, 2013 kế đưa vào tính tốn mơ phỏng, khối che chắn xạ hoàn toàn đảm bảo che chắn liều xạ neutron gamma xung quanh thiết bị thí nghiệm kênh ngang đạt 10 μSv/h, đảm bảo điều kiện an toàn xạ cho nhân viên làm việc bên ngồi khơng gian cách tường lò phản ứng 50 cm Dựa vào kết tính tốn thiết kế, kích thước lớp vật liệu từ cấu hình mơ sử dụng để chế tạo khối che chắn Số 67 - Tháng 6/2021 13 ... ngang số tương đồng với suất liều đo kênh ngang số Xét thiết kế, kênh ngang số kênh ngang số có thiết kế tương đồng Tuy nhiên, phân bố phổ thông lượng neutron kênh ngang số cứng so với kênh ngang. .. 2 018 911 : p 94 -10 3 chắn an toàn xạ neutron gamma sử dụng khối che chắn xạ kênh ngang số [7] Goorley, J.T., et al., MCNP6 User’s Manual, lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Với cấu hình thiết Version 1. 0... kênh ngang số lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt Ở gần cửa kênh ngang, suất liều neutron kênh ngang số cao khoảng 1. 5 lần so với kênh ngang số Ở khu vực xa cửa kênh, suất liều neutron gamma tính tốn kênh