Từ lúc được đề xuất đến nay, đã có rất nhiều hội nghị quốc tế về ADSR đã được tổ chức. Tiêu biểu nhất là hội nghị về công nghệ và cấu trúc các hệ thống điều khiển bằng máy gia tốc (Technology and Componens of Accelerator Driven Systems) được tổ chức liên tục ba năm một lần, bắt đầu từ năm 2010 [26-28]. Năm 2019, hội nghị này được tổ chức tại Antwerp, Bỉ từ ngày 14-17/10/2019. Hội nghị tập trung rất nhiều nghiên cứu khác nhau
về ADSR, với mục tiêu cuối cùng là xây dựng thành công ADSR để thay thế cho các lò phản ứng hạt nhân truyền thống. Nhiều quốc gia trên thế giới đã thành lập các chương trình phát triển ADSR. Ở các nước Châu Âu, đã có một nỗ lực chung để thiết kế thử nghiệm một ADSR, được gọi là XT- ADS. Sau đó, dựa trên thiết kế này, Trung tâm Nghiên cứu Hạt nhân của Bỉ (SCK.CEN) đã thiết kế sơ bộ một dự án có tên là MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications), trong đó một lò phản ứng có khả năng hoạt động ở trạng thái tới hạn và cả dưới tới hạn [29]. Sơ đồ của MYRRHA được trình bày như hình 1.2. Đây là một lò phản ứng sử
Hình 1.2: Sơ đồ cơ bản của MYRRHA
Chú thích: Accelerator (600 MeV-4 mA proton): máy gia tốc hạt (600 MeV-4 mA proton); Fast neutron source: nguồn neutron nhanh; Multipurpose flexible irradiation facility: thiết bị chiếu xạ linh hoạt đa mục đích; Reactor, subcritical or critical modes (65-100 MWth): lò phản ứng, ở trạng thái tới hạn hoặc dưới tới hạn (65-100 MWth); spallation source: nguồn hạt nhân phân hạch.
dụng bia tương tác là hỗn hợp Pb-Bi, công suất nhiệt vào khoảng 70 MW, sử dụng dòng proton năng lượng 600 MeV, cường độ 4 mA; và thông lượng neutron nhanh đạt 1015 (n.cm−2s−1) với năng lượng neutron phát ra hơn 7.5 MeV.
Ở Ấn Độ, việc phát triển ADSR được chuẩn bị từ năm 2001 [30]. Giai đoạn hoạt động đầu tiên trong chương trình bắt đầu từ năm 2002. Khi đó, Ấn Độ đã phát triển một máy gia tốc tuyến tính 10 MeV, tạo ra dòng proton cường độ 10 mA; sử dụng chì- bismuth làm bia tương tác và bắt đầu nghiên cứu thử nghiệm cho ADSR. Ấn Độ có sự quan tâm đặc biệt đến việc sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR do tiềm năng chuyển đổi chuyển đổi chất thải phóng xạ của nó. Gần đây, một dự án về ADSR mang tên BRAHMMA đang được phát triển, sử dụng nhiên liệu urani, hệ số nhân neutron khoảng 0.89. Ở Nhật Bản, các hoạt động nghiên cứu về ADSR chủ yếu đặt tại Trung tâm Nghiên cứu Hỗn hợp máy Gia tốc proton ( PARC- Proton Accelerator Research Complex), nơi hợp tác giữa KEK ( Cơ quan Nghiên cứu về Máy gia tốc Năng lượng cao của Nhật Bản) và IAEA. Nhật Bản dự định thiết kế một ADSR công suất 800 MW dựa trên máy gia tốc tuyến tính tạo ra dòng proton năng lượng 1.5 MeV, cường độ 20 mA. KEK nỗ lực phát triển các máy gia tốc để hướng tới phục vụ cho hoạt động của ADSR.
Ở Trung Quốc có nhiều dự án phát triển ADSR; một trong số đó là C-ADS. Dự án C-ADS được Viện Hàn Lâm Khoa học Trung Quốc (CAS - Chinese Academy of Science) khởi xướng, với sự tham gia của 4 viện: Viện Vật lý Năng lượng cao (IHEP - Institute of High Energy Physics) tập trung nghiên cứu phát triển máy gia tốc; Viện Vật lý Hiện đại (IMP - Institute of Modern Physics) tập trung nghiên cứu thiết kế bia tương tác, hợp tác phát triển máy gia tốc; Viện Vật lý Plasma, Viện Hàn lâm Khoa học Trung Quốc (IPP - Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Science) tập trung thiết kế lò phản ứng và Đại học Khoa học và Công nghệ Trung Quốc (USTC - University of Science and Technology of China) hợp tác phát triển lò phản ứng. Trung Quốc đặt mục tiêu xây dựng thành công cơ sở thí nghiệm ADSR với công suất 100 MW vào năm 2022 và đến năm 2032 đạt công suất 1 GW
[31]. Đây là một phần trong mục tiêu lớn của dự án về phát triển năng lượng
hạt nhân đến năm 2050 của Trung Quốc. Giai đoạn 1 sẽ được thực hiện tại các viện hàng đầu và trong giai đoạn thử nghiệm này, các nền tảng cần thiết sẽ được thiết lập cho ADSR.
Hình 1.3: Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới hạn tại KIPT
Chú thích: Accelerating section: bộ phận máy gia tốc; Biological shielding: phần che chắn an toàn sinh học; Electron gun: súng điện tử (để bắn ra các dòng electron và kiểm soát độ ổn định của dòng electron đưa vào) - Electron gun power: nguồn điện để điều khiển hoạt động của súng điện tử; First accelerating section: bộ phận gia tốc sơ cấp; Energy filter: bộ lọc năng lượng của hạt được gia tốc; Fuel: nhiên liệu; Fuel-handling machine: thiết bị để thao tác với nhiên liệu bằng tay; Klystron amplifier: bộ khuếch đại sóng cao tần; Klystron gallery: buồng thiết bị cao tần; Linac tunnel: đường ống bên trong máy gia tốc tuyến tính; Quadrupole triplet: hệ nam châm tứ cực; Reflector: bộ phản xạ; SCA tank: buồng gia tốc siêu dẫn; Subcritical assembly tank: thùng lò phản ứng dưới tới hạn; Subcritical assembly cooling system: hệ thống làm mát cho cấu trúc lò dưới tới hạn; Target: bia để tạo phản ứng (p,n); Target cooling system: hệ thống làm mát bia; Transportation channel: kênh vận chuyển; Waveguide tract: ống dẫn sóng
Ở Ukraine, bắt đầu từ năm 2012, Trung tâm Khoa học Quốc gia - Viện Vật lý và Công nghệ Kharkov (NSC KIPT, National Science Center -
Hình 1.4: Một số hình ảnh tại KIPT
Chú thích: Control room: phòng điều khiển; - Experimental hall: khu vực phòng thí nghiệm
Kharkov Institute of Physics and Technology) kết hợp với Phòng thí nghiệm Quốc gia Argonne của Mỹ (ANL - Argonne National Laboratory) đã xây dựng máy gia tốc tuyến tính và một hệ thống lò phản ứng dưới tới hạn [32]. Sơ đồ hệ thống máy gia tốc và hệ dưới tới hạn được trình bày như hình vẽ 1.3. Đến thời điểm năm 2018 thì mọi xây dựng cơ bản hầu như đã hoàn thành. Hình 1.4 trình bày một số hình ảnh về hệ thống này. Ở đây hệ thống ADSR sử dụng nhiên liệu urani oxit làm giàu thấp, với chất làm mát bằng nước và các thanh phản xạ bằng Berylli- Cacbon.
1.3 Nghiên cfíu phản fíng phân hạch, phân bố neutron trên bia rắn cho ADSR
Dòng proton từ máy gia tốc bắn lên hạt nhân bia sẽ gây ra tương tác (p,n). Nghiên cứu thiết kế bia tương tác cho ADSR chính là khảo sát tương tác (p,n) trên các loại bia khác nhau, với dòng năng lượng proton tới khác nhau. Đã có rất nhiều nghiên cứu về tương tác (p,n), phân bố neutron, thông lượng neutron trên thế giới, dưới đây là một số công trình nghiên cứu tiêu biểu.
Năm 1999, nhóm tác giả X. Ledoux, F. Borne, A. Boudard và cộng sự đã
Hình 1.5: Phổ năng lượng neutron sinh ra ở những góc khác nhau được tính toán bởi S. Meigo và cộng sự
Chú thích: Energy (MeV): năng lượng neutron (MeV).
proton mang các năng lượng lần lượt là 0.8 GeV, 1.2 GeV, 1.6 GeV bắn phá lên bia chì [33]. Kết quả được nhóm tác giả trình bày như hình vẽ 1.5. Kết quả nghiên cứu của nhóm tác giả cho thấy ở vị trí càng xa thì năng lượng neutron sinh ra càng nhỏ.
Cũng trong năm 1999, nhóm tác giả S. Meigo và cộng sự đã tính toán phân
Hình 1.6: Phân bố thông lượng neutron được tính toán bởi S. Meigo và cộng sự
Chú thích: Neutron Energy (MeV): năng lượng neutron (MeV).
bố thông lượng neutron sinh ra từ bia chì dày với năng lượng dòng proton tới là 0.5 GeV và 1.5 GeV bằng cách sử dụng chương trình MCNP4A [34]. Kết quả được nhóm tác giả trình bày như hình 1.6. Kết quả cho thấy phổ năng lượng neutron sinh ra trải rộng từ mức neutron nhiệt tới neutron nhanh; thông lượng neutron nhiệt nhiều hơn neutron nhanh ở mọi vị trí góc được nhóm tác giả tính toán.
Năm 2000, nhóm tác giả A. Letourneau, J.Galin, F. Goldenbaum đã thực hiện các tính toán neutron sinh ra trên các bia dày, nặng như W, Hg, Pb, dòng proton tới mang các mức năng lượng 0.4 GeV, 0.8 GeV, 1.2 GeV, 1.8 GeV, 2.5 GeV; với kích thước bia là 15 cm [35]. Kết quả tính toán của nhóm tác giả được trình bày trên hình vẽ 1.7. Từ kết quả này, nhóm tác giả đưa ra nhận định rằng có giới hạn bề dày kích thước cho mỗi vật liệu nghiên cứu làm bia tương tác, chẳn hạn như đối với bia vonfram là 30 cm, đối với chì là 55 cm . . .
Năm 2001, tác giả G.S. Bauer đã có bài viết phân tích về đặc trưng vật
Hình 1.7: Hiệu suất phát neutron được tính bởi A. Letourneau và cộng sự
Chú thích: Target thickness: bề dày bia
lý và kĩ thuật của của các nguồn phân hạch neutron [36]. Trong đó, tác giả trình bày kết quả tính toán phân bố góc của các neutron sinh ra khi cho dòng proton mang năng lượng 2 GeV bắn phá bia chì dày 20 cm. Kết quả tính toán được trình bày trên hình 1.8. Kết quả tính toán của tác giả cho
thấy năng lượng neutron trung bình ứng với các góc 300, 900, và 1500 lần (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
900 đến 1500 có năng lượng thấp hơn ở khoảng từ 100 đến 900. Năm 2003, nhóm tác giả H. Nifenecker, O. Meplan, and S. David đã trình bày kết quả tính toán hệ số nhân neutron trên mỗi proton tới trên nhiều loại bia khác nhau, với dòng proton các các mức năng lượng khác nhau [37]. Kết quả tính toán của nhóm tác giả được trình bày như hình 1.9. Kết quả tính toán của tác giả cho thấy khi năng lượng dòng proton tới càng tăng thì số neutron phát ra trên mỗi proton tới càng tăng.
Năm 2008, tác giả A. Krasa đã trình bày nghiên cứu phổ neutron phát ra
Hình 1.8: Phân bố góc neutron phát ra được tính toán bởi G. S. Bauer và cộng sự
Chú thích: BEAM: dòng proton; all neutrons: tất các các neutron
trong phản ứng phân hạch trên bia chì với năng lượng dòng proton tới từ 0.7 đến 2.0 GeV [38]. Kết quả nghiên cứu của tác giả được trình bày trên hình 1.10. Kết quả cho thấy phổ năng lượng neutron phân hạch thì thuận lợi hơn trong việc sinh ra những neutron năng lượng cao.
Hình 1.9: Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dòng proton tới (hình trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số khối (hình dưới) trên một số bia rắn; được tính toán bởi H. Nifenecker và cộng sự.
Hình 1.10: Phổ neutron sinh ra được tính toán bởi A. Krasa và cộng sự
Chú thích: Neutron spectra: phổ neutron; Neutron energy: năng lượng neutron; Spallation spectrum: phổ neutron sinh ra do tương tác bắn phá hạt nhân; fission spectrum: phổ phân hạch hạt nhân.
Năm 2018, tác giả David Sangcheol Lee trong luận án tiến sĩ của mình đã trình bày nhiều kết quả nghiên cứu, tính toán liên quan đến phân bố neutron bên trong một ADSR [39]. Một số kết quả của tác giả này được trình bày như hình 1.11.
(b) (a)
(c)
(d)
Hình 1.11: Tính toán các tham số neutron bởi D. Sangcheol Lee và cộng sự
(a) Thông lượng neutron với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV,
(b) Hiệu suất phát neutron theo chiều dài bia với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV; (c) Hiệu suất phát neutron theo góc với năng lượng dòng proton tới 1.5 GeV;
(d) Phổ năng lượng neutron ở vị trí góc 600, trên bia chì, chì-bismut.
Chú thích: Angle of detections (degree): vị trí góc đo (độ); Experimental results: những kết quả thực nghiệm; Neutron energy: năng lượng neutron; Neutron flux: thông lượng neutron; Neutron yield: hiệu suất phát neutron; Target width: độ rộng bia tương tác; Target length: chiều dài bia; Neutron Energy: năng lượng neutron.
Nhìn chung, các công trình trên tập trung tính toán trên các loại bia rắn khác nhau; các kết quả bao gồm phân bố neutron và thông lượng neutron sinh ra; các kết quả này là cơ sở dữ liệu quan trọng trong nghiên cứu thiết kế bia tương tác cho hoạt động của ADSR.
1.4 Nghiên cfíu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò phản fíng hạt nhân truyền thống
Thori tồn tại trong tự nhiên với một đồng vị duy nhất là Th-232. Trữ lượng thori nhiều khoảng 4 lần so với urani, với tổng trữ lượng trên trái đất ước tính vào khoảng 1, 12.1014 tấn. Thori chiếm khoảng 6 phần triệu trong đất thông thường [4]. Thori không phải là nhiên liệu phân hạch hạt nhân trực tiếp, tuy nhiên nó có thể chuyển đổi thành U-233 từ phản ứng bắt neutron của Th-232. Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với các neutron nhanh có năng lượng thích hợp; tuy nhiên, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 và sử dụng như nhiên liệu phân hạch sẽ cho hiệu quả cao hơn. Tiềm năng của thori trong sản xuất năng lượng phân hạch đã được công nhận. Một số lò phản ứng, thuộc nhiều loại khác nhau, đã hoạt động dựa trên nhiên liệu thori kết hợp với các nhiên liệu khác.
Trong những nghiên cứu ban đầu, người ta đã đưa thori vào kết hợp với urani làm nguyên liệu phân hạch. Những người tiên phong cho ý tưởng kết hợp urani và thori là Alvin Weinberg, Ralph Moir và Edward Teller; với thí nghiệm lò phản ứng muối nóng chảy (MSRE) đã chạy thành công tại phòng thí nghiệm quốc gia Oak Ridge (ORNL) ở Mỹ trong năm 1969 [40]. Thori đóng vai trò như là nguyên liệu thứ cấp, được bao xung quanh lõi lò để tạo ra U-233. Lò phản ứng hoạt theo chu trình nhiên liệu thorium Radkowsky (Radkowsky Thorium Fuel cycle) cũng là một trong số các lò phản ứng hoạt động như vậy [41]. Trong lò này, urani được làm giàu 20% tạo ra neutron duy trì phản ứng dây chuyền, U-233 được tạo ra chậm từ lớp thori xung
quanh. Lò phản ứng nước nặng CANDU cũng sử dụng kĩ thuật tương tự, với lõi bên trong là U-235 hoặc Pu-239 được làm giàu.
Việc đánh giá khả năng sử dụng kết hợp thori làm nhiên liệu đối với một số lò phản ứng khác được trình bày tóm tắt như dưới đây [42].
Lò phản ứng neutron nhanh dùng natri (Sodium Fast Reactor -SFR), lò phản ứng neutron nhanh dùng khí (Gas Fast Reactor -GFR), lò phản ứng neutron nhanh dùng chì (Lead Fast Reactor -LFR): đây là ba hệ thống lò phản ứng nhanh thuộc thế hệ thứ IV được phát triển với sự hợp tác quốc tế. Tất cả ba hệ thống có thể hoạt động trên nguyên tắc là thori được đưa vào thay thế trong chu trình U-Pu thông thường. Chu trình nhiên liệu thori trong một lò phản ứng neutron nhanh có khả năng sinh ra nhiều năng lượng hơn 100 lần từ mỗi kg Th-232 so với 1 kg quặng urani trong chu trình lò phản ứng. Tuy nhiên việc chuyển đổi hoàn toàn năng lượng đòi hỏi rất nhiều thời gian dẫn đến việc sử dụng thori có thể làm chậm tốc độ triển khai các lò phản ứng mới. Trong chu trình nhiên liệu thori, một hạn chế là không có sẵn U-233, điều này làm mất đi yêu cầu của một lò phản ứng neutron nhanh. Đối với các lò phản ứng neutron nhanh, chu trình nhiên liệu thori không cung cấp lợi thế về phát triển bền vững vì chu kỳ U-Pu là đã hoàn toàn tự đáp ứng được. Với những lý do này, đã không có ưu tiên sử dụng thori trong lò phản ứng neutron nhanh, mặc dù sẽ có một số lợi ích về mặt giảm chất thải phóng xạ.
Lò phản ứng nhiệt độ rất cao (Very High Temperature Reactor -VHTR): Lò phản ứng nhiệt độ rất cao trong thế hệ thứ IV hoạt động với một chu trình nhiên liệu một lần qua. Các nhiên liệu ở dạng khối cầu nhỏ đường kính cỡ micromet, chứa nhiên liệu hạt nhân đóng gói trong một quả cầu nhiên liệu nhỏ gọi là TRISO. VHTR là về nguyên tắc có khả năng sử dụng nhiều loại nhiên liệu khác nhau. Một số những VHTR hoạt động từ những năm 1960 đến giữa những năm 1980 sử dụng thori làm nhiên liệu. Có nhiều lý do tại
sao VHTR là đặc biệt thích hợp với các nhiên liệu thori. Trong một lò phản ứng nhiệt, các chu trình nhiên liệu thori có khả năng đạt được tỷ lệ chuyển đổi cao hơn so với chu trình nhiên liệu U-Pu và VHTR có một phổ neutron nhiệt rất phù hợp với thori. Kết quả là có một hệ thống chuyển đổi năng lượng với tiềm năng lớn. Điều quan trọng là tốc độ đốt cháy hoàn toàn nhiên liệu cần phải càng cao càng tốt để đảm bảo rằng U-233 được