Hiệu suất phát neutron theo góc

Hiệu suất phát neutron theo 19 góc từ 00 đến 1800 được xem xét. Kết quả tính toán được trình bày như trên hình 2.5.

Những kết quả tính toán cho thấy rằng với mức năng lượng proton tới càng

5 4 3 2 1 0 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 G c ( )

Hình 2.5: Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính toán từ các dòng proton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV đến 3000 MeV

cao thì hiệu suất phát neutron càng lớn. Tại mỗi mức năng lượng, ở các góc phát nhỏ thì hiệu suất phát neutron lớn và hiệu suất này giảm dần ứng với các góc lớn hơn.

Khi so sánh với các nghiên cứu khác trên bia chì rắn, như của tác giả David Sangcheol Lee [39], những kết quả này hoàn toàn phù hợp về hình dạng ở vị

trí ứng với các góc từ 900 trở lên, tuy nhiên ở các góc lớn hơn thì có sự khác

biệt khá lớn. Kết quả tính toán đã chỉ ra sự khác biệt về sự phân bố góc của neutron từ phản ứng (p,n) trên bia chì nhưng ở hai trạng thái rắn và lỏng. Chẳn hạn như khi xét cùng mức năng lượng của dòng proton tới là khoảng

Hi u su t ph t ne utr on (n/

1 GeV, hiệu suất phát lớn nhất là 2,5, trong khi kết quả tính toán từ tác giả David Sangcheol Lee là khoảng 0.3; hay mức năng lượng 0,5 GeV thì các kết quả tương ứng là khoảng 1,0 và 0,5.

Kết quả cũng cho thấy hiệu suất phát neutron trung bình trong trường hợp dòng proton tới mang năng lượng 250 MeV là 13,7 neutron trên mỗi proton tới, hiệu suất này tăng dần lên đến các giá trị 17,3; 23,9; 25,6; 30,3 ứng với các mức năng lượng proton tới lần lượt là 500 MeV, 800 MeV, 1000 MeV and 1500 MeV. Những kết quả được tính toán trên bia chì rắn, như nhóm tác giả P. Seltborg [55] thì hiệu suất này là 21, và kết quả nghiên cứu được công bố từ trung tâm SCK.CEN [56] cho hiệu suất là 20,5 ứng với dòng proton mang năng lượng 1000 MeV. Như vậy, kết quả cho thấy có sự tăng về hiệu suất phát neutron trung bình (25,6 so với 21 và 20,5) trong chì lỏng và rắn ở cùng mức năng lượng proton là 1000 MeV.

2.1.5 Vi phân bậc hai cia tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối (neutron production double - differential cross section)

Tính toán phân bố vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron sẽ cho ta đánh giá được phân bố năng lượng của neutron sinh ra, số neutron sinh ra như thế nào ở mức năng lượng tương ứng. Kết quả tính toán vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron trên bia chì lỏng d2σ (p, n) được tính toán dựa vào công thức (2.2), với các mức năng lượng dòng proton tới lần lượt là 250 MeV, 500 MeV, 1000 MeV và 2000 MeV được trình bày như trên hình 2.6 (a,b,c,d).

60 45-55 [56] Ep=250MeV 28 26 24 22 20 18 16 14 12 10 8 6 4 2 0 180 150 Ep=500MeV 0 70 65 60 55 50 45 40 35 30 25 20 15 10 5 1800 0 5 10 15 20 25 0 30 120 90 60 30 10 20 30 40 0 150 120 90 60 30 (a) (b) Ep=1000MeV 140 130 120 110 100 90 80 70 60 50 40 30 20 10 0 180 150 120 Ep=1500MeV 170 160 150 140 130 120 110 100 90 80 70 60 50 40 30 20 10 0 180 150 0 10 20 30 40 90 60 30 50 60 70 0 20 40 60 80 0 120 90 60 30 (c) (d) 80 70 60 50 40 30 20 10 0 0 10 20 30 40 50 60 70 N ng l ng neutron ph t ra (MeV) (e) 0 d2s/ dW dE (ba rn/ Me V/s r)

Hình 2.6: Vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron với các mức năng lượng 250 MeV, 500 MeV, 1000 MeV và 2000 MeV (h2.6.a,b,c,d); so sánh kết quả với tính toán (ở góc 600) của nhóm tác giả X.Ledoux cùng cộng sự tính toán trên bia chì rắn (ở góc từ 450− 550) (h2.6e)

khác biệt giữa bia rắn và bia lỏng.

Những kết quả tính toán từ mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng cho thấy đây là một mô hình rất phù hợp cho ADSR và hoàn toàn có thể sử dụng cho các tính toán tiếp theo.

Những kết quả trên cho thấy neutron sinh ra tập trung ở mức năng lượng khoảng 2 MeV. So sánh với những kết quả từ tính toán trên bia chì rắn của nhóm tác giả X. Ledoux, F. Borne, A. Boudard và cộng sự [57] (hình 2.6e) tính toán ở mức năng lượng proton 1200 MeV cho thấy có sự tương đồng nhau ở khoảng năng lượng từ 5 MeV và cao hơn, tuy nhiên có sự khác biệt ở vùng năng lượng của neutron nhỏ hơn 5 MeV; điều này cho thấy tính khác biệt giữa bia rắn và bia lỏng. Chưa có đủ cơ sở để kết luận nguyên nhân gây ra khác biệt này, nhưng một nguyên nhân dễ nhận thấy nhất và ảnh hưởng lớn nhất là sự khác nhau về mật độ giữa chì rắn và chì lỏng. Còn những ảnh hưởng khác cần phải có nhiều nghiên cứu sâu hơn.

2.2 Mô hình lò phản fíng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì lỏng và nhiên liệu thori

Lò phản ứng hạt nhân TRIGA (Training, Research, Isotope of Genaral Atomics) là một trong những loại lò phản ứng nghiên cứu phổ biến nhất trên thế giới. Tính đến nay, lò phản ứng TRIGA đã có lịch sử phát triển hơn 70 năm, với khoảng 66 lò trên thế giới. Tập trung nhiều nhất ở các quốc gia như Mỹ, Đức, và Nhật Bản. Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt cũng là một loại lò phản ứng được thiết kế trên cơ sở của lò phản ứng TRIGA. Đã có nhiều nghiên cứu kết hợp thiết kế lò phản ứng TRIGA với một máy gia tốc nhằm tạo ra hệ thống dưới tới hạn. Trong các thiết kế này, các kim loại rắn được sử dụng như là một nguồn tạo ra neutron khi dòng proton từ máy gia tốc bắn lên, tạo ra tương tác (p,n). Nhiều nghiên cứu đã tính toán các tham số neutron cho lò phản ứng dưới tới hạn dựa trên dựa trên cấu trúc của lò phản

ứng TRIGA Mark [5-8]. Trong những công trình này, dòng proton cường độ 2 mA được tạo ra từ máy gia tốc, bắn lên bia vonfram; nhiên liệu được sử dụng chủ yếu là hỗn hợp UZrH (Uranium Zirconium hydride) làm giàu 20%. Trong phần này của luận án, mô hình ADSR dựa trên cấu trúc của lò phản ứng TRIGA Mark II được mô phỏng bằng chương trình MCNPX. Chương trình tính toán vận chuyển của các hạt bằng phương pháp Monte- Carlo (Monte Carlo N-Particle Transport Code -MCNP) là phần mềm mô phỏng quá trình vận chuyển bức xạ đa năng dựa trên phương pháp Monte-Carlo đã được xây dựng ở phòng thí nghiệm quốc gia Los-Alamos, Mỹ. Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng số vận chuyển của neutron, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượng liên tục trong nhiều lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ, vật lý y học, với các miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon và electron từ 1 keV đến 1000 MeV. Chương trình Monte-Carlo vận chuyển hạt được Los-Alamos xây dựng đầu tiên là MCS được viết năm 1963. Tiếp theo MCS là MCN được viết năm 1965. MCN có thể giải bài toán các neutron tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các số liệu vật lý được lưu trong các thư viện riêng rẽ. MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte-Carlo gamma xử lý các photon năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG – chương trình ghép cặp neutron-gamma. Năm 1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte-Carlo photon với xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron-photon và trở thành MCNP từ đó. Mặc dù đầu tiên MCNP có nghĩa là Monte-Carlo neutron-photon, song hiện nay nó có nghĩa là Monte-Carlo hạt N. Ở đây, hạt N có thể là neutron, photon và electron. Phiên bản mới nhất hiện nay là MCNP6, là phiên bản hợp nhất của MCNP5 và MCNPX. MCNP6 có tất cả 37 loại hạt, được chia thành các nhóm: hạt cơ bản (elementary particles), các hạt tổng

hợp (composite particles), hay các hadrons và hạt nhân (nuclei).

Với chương trình MCNPX, cấu trúc ADSR theo mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II được xây dựng, từ đó tính toán hiệu suất phát neutron, hệ số nhân neutron hiệu dụng. Sai số tương đối của các kết quả đạt trên dưới 2.2 %, đảm bảo độ tin cậy cho các kết quả tính toán.

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

Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn được mô phỏng cơ bản như hình 2.7.

Cấu trúc cơ bản của lõi gồm 108 thanh nhiên liệu được bố trí thành 6 vòng

Thanh nhi n li u

Thanh ph n x graphite Thanh i u khi n

V ng (Loop) Ch l ng

Hình 2.7: Mặt cắt ngang lõi lò phản ứng ADSR dựa trên cấu trúc của lò phản ứng TRIGA Mark II với vị trí các thanh nhiên liệu bên trong

xung quanh, tất cả được đặt trong môi trường chì lỏng. Vị trí các vòng cách trung tâm lõi lò lần lượt là 4,259 cm, 8,518 cm, 12,777 cm, 17,036 cm, 21,295 cm, và 25,554 cm. Các thông số cấu trúc chi tiết được trình bày trong bảng 2.1.

Bảng 2.1: Chi tiết các thành phần cấu trúc lõi ADSR

Thông số Chi tiết

Nhiên liệu UZrH, UTh

Mật độ trung bình 5,8 g.cm−3 ; 10,5 g.cm−3

Làm mát Nước nhẹ, chì lỏng

Phản xạ Graphite

Mật độ thanh phản xạ 2,25 g.cm−3

Thanh điều khiển B4C

Đường kính thanh nhiên liệu 3,73 cm

Chiều cao thanh nhiên liệu 38,1 cm

Đường kính lõi 56 cm

Chiều cao lõi 72 cm

Cấu trúc chi tiết thanh nhiên liệu được trình bày trên hình 2.8.

Zr Nhi n li

u Graphite AISI-304

Hình 2.8: Cấu trúc thanh nhiên liệu

Từ cấu trúc này, file dữ liệu đầu vào được xây dựng , chương trình MCNPX sẽ đọc dữ liệu, và cho ra kết quả tính toán. Hiệu suất phát neutron

(Yn/p) được tính toán khi cho dòng proton cường độ 2mA, mang các năng

proton được chọn theo phân bố không gian parabol (parabolic spatial distribution).

Hệ số nhân neutron hiệu dụng (kef ) được tính toán từ kcode trong MCNPX.

2.2.2 Hiệu suất phát neutron Yn/p

Hiệu suất phát neutron Yn/p chính là số neutron trung bình được sinh

ra tính trên 1 proton tới. Đối với lò phản ứng TRIGA, có nhiều cách khác nhau để tạo ra nguồn neutron. Có thời điểm do thiếu kinh phí, máy gia tốc được thay thế bằng nguồn californium kết hợp với một máy tạo neutron D- T cỡ nhỏ. Gần đây, nguồn neutron thường được tạo ra bằng cách bắn dòng proton năng lượng cao lên bia nặng, như vonfram , chì, hỗn hợp chì- bismuth. Trong tính toán này, dòng proton mang các năng lượng khác nhau, từ 115 MeV đến 2000 MeV, bắn lên bia chì lỏng. Kết quả tính toán hiệu suất được so sánh với tính toán từ công trình của tác giả Hasanzedeh, C. Rubbia và cộng sự [5-8]. Kết quả được trình bày trên bảng 2.2.

Bảng 2.2: Kết quả tính toán hiệu suất phát neutron

Năng lượng (MeV) Yn/p (bia chì lỏng) Yn/p (Hassanzadeh bia vonfram) và cộng sự, 115 0.477 0.464 300 2.631 2.984 600 7.181 7.773 1000 13.072 13.450 1200 15.732 - 1400 18.187 - 1600 20.207 - 1800 22.359 - 2000 24.211 -

Kết quả cho thấy hiệu suất phát neutron tăng lên khi tăng năng lượng dòng proton tới. Ở mức năng lượng 115 MeV, hiệu suất phát neutron trên chì lỏng và trên vonfram sai khác 4.2 %, ứng với mức năng lượng 300 MeV, sự chênh lệch này là 14.2 %; các giá trị này lần lượt là 8.2 % và 2.9 % cho các mức năng lượng 600 MeV và 1000 MeV. Sự chênh lệch này không đáng kể cho thấy việc sử dụng chì lỏng làm bia tương tác để tạo ra neutron cho ADSR là hoàn hoàn khả thi.

2.2.3 Hệ số nhân neutron hiệu ding kef

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef được tính toán ứng với các hỗn hợp

nhiên liệu khác nhau của urani và thori, theo các tỷ lệ khác nhau đặt trong môi trường chì lỏng. Đối với lò TRIGA, nhiên liệu đã được dùng trong các tính toán trước đó là UZrH (uranium zirconium hydride) đặt trong nước nhẹ; các tính toán trong luận án này cũng tính toán sử dụng UZrH , cùng với đề xuất sử dụng hỗn hợp nhiên liệu thori – urani oxit (ThUO). Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp và kết quả tính toán được trình bày ở bảng 2.3.

Kết quả cho thấy, khi nhiên liệu là hỗn hợp UZrH, tỷ lệ U-235 trong hỗn

hợp càng lớn thì hệ số nhân neutron kef càng cao. Để kef đạt giá trị cao

hơn 0.9, tỷ lệ urani trong hỗn hợp phải lớn hơn 24%. Khi nhiên liệu là hỗn hợp ThUO, kết quả cho thấy có sự tương quan giữa Th-232 và U-233 trong thành phần hỗn hợp. Khi tỷ lệ thành phần U-233 tăng lên, hệ số

kef cũng tăng lên. Tham số kef đạt tới giá trị lớn hơn 0.9 khi tỷ lệ U-233

lớn hơn 29% trong hỗn hợp. Với những kết quả mô phỏng và tính toán sử dụng mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II, đã chỉ ra các điều kiện về thành phần nhiên liệu để các giá trị hiệu suất phát neutron và hệ số nhân neutron đạt giá trị cần thiết cho hoạt động của ADSR.

Bảng 2.3: Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên liệu và các kết quả tính toán

90 92 92 92 40 1 8

Kết luận chương 2

Chương 2 luận án đã trình bày về việc xây dựng các mô hình: tương tác (p,n) trên bia chì lỏng và mô hình ADSR dựa trên cấu trúc lò phản ứng TRIGA Mark II. Từ mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, các đặc trưng của neutron sinh ra được tính toán như phân bố năng lượng, phân bố góc, hiệu suất phát neutron theo góc, vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối được tính toán. Từ mô hình ADSR dựa trên cấu trúc lò phản ứng TRIGA Mark II, bằng chương trình MCNPX, các tham số neutron đã được tính toán như hiệu suất phát neutron, hệ số nhân neutron hiệu dụng. Các kết quả đã cho thấy sự phù hợp của các mô hình và có thể sử dụng các mô hình này trong các nghiên cứu, thiết kế ADSR tiếp theo.

232Th 233U 235U 238U 91Zr 1H 16O kef - - 0.0400 0.1600 0.300 0.500 - 0.81088 Hỗn - - 0.0440 0.1760 0.300 0.480 - 0.87406 hợp - - 0.0452 0.1808 0.294 0.480 - 0.88656 UZrH - - 0.0480 0.1920 0.292 0.468 - 0.92804 - - 0.0492 0.1968 0.290 0.464 - 0.94203 - - 0.0514 0.2056 0.286 0.457 - 0.97220 0.800 0.100 - - - - 0.100 0.45345 0.700 0.200 - - - - 0.100 0.71546 Hỗn 0.610 0.290 - - - - 0.100 0.90719 hợp 0.600 0.300 - - - - 0.100 0.92764 ThUO 0.580 0.320 - - - - 0.100 0.96123 0.570 0.330 - - - - 0.100 0.97984 0.565 0.335 - - - - 0.100 0.98751

CHƯƠNG 3

TÍNH TOÁN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR

Chương này trình bày các nghiên cứu, tính toán sử dụng nhiên liệu thori và hỗn hợp thori-urani cho ADSR . Các nghiên cứu này bao gồm phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng, phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR dọc theo chiều cao và bán kính lõi lò, và hệ số nhân neutron bên trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori-urani với các tỷ lệ khác nhau của thori và các đồng vị khác nhau của urani. Nghiên cứu phân rã phóng xạ thori trong môi trường chì lỏng sẽ giúp đánh giá các đặc trưng

Tình hình phát triển ADSR hiện nay