Các đề xuất sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR đã được nhiều nhà nghiên cứu đưa ra, nhiều quốc gia cũng đang có những dự án phát triển liên quan đến vấn đề này.
Hình 1.12: Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia
Chú thích: Air inlet: dòng khí đi vào; Air outlet: dòng khí đi ra; Cold air downcomer: đường dẫn khí lạnh xuống; Containment dome: vòm lò; Contaiment vessel: thùng lò; Flow paths: đường ống dẫn dòng; Fuel region: vùng nhiên liệu; Grade: lớp vỏ lò; Heat exchanger: bộ trao đổi nhiệt; Hot air riser: ống đứng chứa khí nóng; Main vessel: thùng lò chính; Proton Seismic isclator: máy đo địa chấn; Spallation region: vùng tương tác (p,n); Thermal insulating wall: tường cách nhiệt.
Năm 1994, C. Rubbia và cộng sự đã đề xuất sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR [1]. Trong đề xuất này, hệ thống ADSR hoạt động chủ yếu dựa trên các neutron nhanh, sử dụng nhiên liệu thori tự nhiên, tất cả các nguyên tố actinide được tái chế một cách độc lập. Một hệ thống như vậy được thể hiện trên hình 1.12.
Trong đề xuất này, chì được sử dụng làm bia tương tác để tạo ra neutron, công suất nhiệt được dự tính vào khoảng 600 MW. C. Rubbia cũng đề xuất sử dụng Thori làm nhiên liệu cho ADSR, dùng muối nóng chảy như là chất làm mát. Hệ thống này có cấu tạo như hình 1.13. Một hệ thống như vậy được cho là đơn giản và có chi phí rẻ hơn.
Một đề xuất khác liên quan đến sử dụng thori cho ADSR mang tên ADTR
Hình 1.13: Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề xuất bởi C.Rubbia
Chú thích: Drain line: đường cống; Gaseous exhausts: ống khí thải; Heat exchanger: bộ trao đổi nhiệt; Pump: bộ phận bơm; Proton beam: dòng proton tới; Reflecting shield: vành phản xạ neutron.
(Accelerator Driven Thorium Reactor) của nhóm tác giả Victoria B. Ashey và cộng sự [43]. ADTR bao gồm các thanh nhiên liệu hình trụ lục giác, chứa nhiên liệu hỗn hợp gồm khoảng 15% plutoni và 85% thori. Mô hình một
ADTR được trình bày trên hình 1.14.
Nhật Bản nghiên cứu và phát triển ADSR nhằm chuyển hóa các chất thải phóng xạ dài ngày nhằm hạn chế ảnh hưởng đến môi trường. Mục tiêu nghiên cứu cơ bản dùng bia tương tác là bia rắn của hỗn hợp Pb-Bi, bên cạnh đó, bia lỏng cũng là một tùy chọn khác cho việc nghiên cứu. Hình 1.15 trình bày cấu trúc cơ bản một ADSR hoạt động dựa trên muối nóng chảy, sử dụng nhiên liệu hỗn hợp chứa thori [44]. Trong hệ thống này, muối nóng chảy hoạt động như là một bia tương tác, làm nhiên liệu cho lõi lò ở trạng thái dưới tới hạn và là chất làm mát sơ cấp.
Thành phần nhiên liệu của muối nóng chảy là 64NaCl– 5PuCl3–31MACl3
Hình 1.14: Mô hình ADTR
Chú thích: Acceleratoe complex: hệ thống máy gia tốc; Beam transport: đường ống vận chuyển dòng proton; Cooling towers: các tháp làm mát; Electrical switchyard: hệ thống biến thế điện; Passive air cooling system stacks: hệ thống ống làm mát bằng không khí; Reactor and nuclear island: khu vực trung tâm lò phản ứng; Turbin hall: buồng tua-bin.
hoặc 60PbCl2–60(Pu + MA)Cl3. Để đánh giá tính khả thi của ADSR hoạt động dựa trên nhiên liệu muối nóng chảy sử dụng chu trình nhiên liệu thori, những nghiên cứu về neutron đã được thực hiện [45]. Trong nghiên cứu này, kích thước của hệ thống không thay đổi, mà chỉ thay đổi thành phần nhiên
Hình 1.15: Cấu trúc ADSR sử dụng muối nóng chảy ở Nhật Bản
Chú thích: Beam duct: ống dẫn dòng proton; Compact-Type heat exchange: bộ trao đổi nhiệt dạng nhỏ gọn; Driving motor: motor dẫn động thanh điều khiển; Inner reflector: vành phản xạ bên trong; Molten-salt target: bia muối nóng chảy; Pump: bộ phận bơm; Reflector: lớp vỏ phản xạ; Secondary molten-salt: đường ống dẫn muối nóng chảy thứ cấp.
liệu trở thành 60NaCl–34ThCl4–6233U Cl4. Kết quả ban đầu cho thấy hệ số nhân hiệu dụng kef f giảm nhẹ; cường độ dòng proton tăng từ 30 mA đến 70 mA trong hơn 1000 ngày hoạt động để tạo ra 800 MW năng lượng phân hạch; hiệu suất sinh neutron trong trường hợp dòng proton tới mang năng lượng 1,5 GeV là 27 neutron được sinh ra trên mỗi proton tới. Từ các kết quả ban đầu, có thể thấy một ADSR hoạt động dựa trên chu trình nhiên liệu có chứa thori như thế là có thể hoạt động được, giúp đạt mục tiêu là giảm tác động đến môi trường của các đồng vị actinide, hiệu suất chuyển đổi tương đối tốt.
Như vậy, có thể thấy rằng việc sử dụng thori cho ASDR đang nhận được những quan tâm rất lớn và cần nhiều nghiên cứu chi tiết hơn cho vấn đề này.
Kết luận chương 1
Chương này đã trình bày tổng quan về nguyên tắc hoạt động cùng với quá trình phát triển của lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (ADSR). Có thể thấy rằng ý tưởng về lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc đã được hình thành từ khá lâu và hiện nay vẫn đang rất được quan tâm của rất nhiều nhà nghiên cứu, nhiều quốc gia và dự án phát triển.
Chương này cũng trình bày tóm tắt những nghiên cứu liên quan đến đề tài của luận án. Các nghiên cứu này bao gồm phân bố neutron, chủ yếu thực hiện trên bia chì rắn và số ít trên bia lỏng; mỗi nghiên cứu đều có những đóng góp nhất định vào sự phát triển chung của ADSR.
Chương 1 cũng trình bày tổng quan về việc sử dụng thori làm nhiên liệu trong các lò phản ứng hạt nhân truyền thống và đánh giá khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR. Nhiều lò phản ứng truyền thống có sử dụng thori kết hợp với một số nhiên liệu khác đã được phân tích. Một số đề xuất sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR cũng đã được đề cập đến. Từ đó có thể thấy rằng việc sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR có rất nhiều tiềm năng để phát triển.
CHƯƠNG 2. MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI
Chương này trình bày việc xây dựng mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng, mô hình lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc dựa trên cấu trúc lò phản ứng TRIGA Mark II. Dữ liệu từ thư viện JENDL-HE được khai thác và sử dụng cho một số tính toán neutron. Chương trình MCNPX được sử dụng để tính toán các tham số neutron cần thiết khác, so sánh với một số tính toán khác, từ đó đánh giá sự phù của mô hình và khả năng áp dụng cho các nghiên cứu tiếp theo.
2.1 Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng 2.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán
Nguyên tắc hoạt động cơ bản của ADSR là cho dòng proton từ máy gia tốc tương tác lên bia để tạo ra neutron nhờ tương tác (p,n), lượng neutron được sinh ra trong phản ứng này chính là lượng neutron bù để tạo ra và duy trì hoạt động cho lò phản ứng đang ở trạng thái dưới tới hạn. Mọi quá trình hoạt động và điều khiển lò phụ thuộc vào chính số lượng neutron này. Như vậy để vận hành lò phản ứng thì phải có bia để tạo ra tương tác (p,n). Đã có nhiều nghiên cứu, tính toán về thiết kế bia tương tác trên các loại bia với các vật liệu khác nhau, chủ yếu là các bia ở trạng thái rắn [46-49]. Tuy nhiên, vật liệu làm bia có tuổi thọ nhất định nên sau một thời gian hoạt động bia cần phải được thay thế, đây là công việc hết sức khó khăn, mất thời gian và đòi hỏi lò phản ứng phải ngừng hoạt động. Để khắc phục nhược điểm lớn này của ADSR, một đề xuất là dùng trực tiếp chì tải nhiệt trong lò phản ứng làm bia, nghĩa là dòng proton sẽ tương tác trực tiếp lên chì lỏng [50]. Mặc dù chì lỏng có mật độ khối lượng thấp hơn chì rắn (10,66 g.cm−3 so với 11,7 g.cm−3 ), tuy nhiên phương án này sẽ có những ưu điểm rất lớn như:
- Không cần bia cho tương tác (p,n) riêng biệt.
- Do chì lỏng luôn đối lưu và được thay thế bổ sung trong quá trình lò hoạt động nên sẽ không cần phải thay bia, không phải chế tạo bia riêng biệt và lò phản ứng sẽ không bị ngừng hoạt động trong suốt quá trình vận hành. - Do toàn bộ chì nằm trên đường kính của lò phản ứng sẽ trở thành bia, vì thế chiều dài tương tác của bia tăng lên và do đó số neutron sinh ra cũng tăng lên.
Dựa vào ý tưởng trên, một mô hình bia tương tác (p,n) với chì lỏng đã được xây dựng để tính toán một số đặc trưng cho neutron như: phân bố năng lượng, phân bố góc của neutron phát ra, hệ số nhân neutron và vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối (neutron production double-differential cross section). Mô hình tương tác cơ bản được trình bày như hình 2.1.
Giả thiết có một dòng proton cường độ 25 mA, bán kính 4 cm bắn vào bia chì lỏng, tạo phản ứng (p,n). (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
Thông lượng neutron sinh ra theo góc khối, hiệu suất sinh neutron theo góc khối, phân bố năng lượng neutron sinh ra sẽ được khảo sát. Ở đây, các góc khối được chia thành 18 khoảng trong vùng từ 00 đến 1800. Các số liệu dùng để tính toán trong phần này được khai thác từ thư viện dữ liệu JENDL (Japanese Evalueated Nuclear Data Library) năng lượng cao JENDL-HE- 2007 của Nhật Bản [51]. JENDL là thư viện dữ liệu hạt nhân được phát triển bởi trung tâm dữ liệu hạt nhân thuộc cơ quan năng lượng nguyên tử Nhật Bản JAEA. JENDL ra đời phiên bản đầu tiên (JENDL-1) vào năm 1977. Phiên bản mới nhất hiện nay là JENDL-4.0 ra đời vào năm 2010, chứa dữ liệu phản ứng hạt nhân của 406 hạt nhân, với nhiều giá trị năng lượng khác nhau. Thư viện dữ liệu hạt nhân năng lượng cao được ứng dụng trong nhiều lĩnh vực như tính toán che chắn, tính toán vận chuyển hạt, tính toán chuyển đổi các chất thải phóng xạ dài ngày, tác hại của tia phóng xạ, chụp
Hình 2.1: Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng
ảnh bằng tia X, vật lý năng lượng cao, tính liều bức xạ trong điều trị bệnh, nghiên cứu tia vũ trụ và nguồn gốc tia vũ trụ. JENDL-HE–2007 bao gồm các tập tin về dữ liệu tương tác hạt nhân với neutron và proton của các hạt nhân ở định dạng ENDF (Evaluated Nuclear Data File) với năng lượng hạt tương tác lên đến 3 GeV. Đây là tập tin dữ liệu hạt nhân lớn nhất về số lượng hạt nhân được lưu trữ. Nguồn dữ liệu này được phát triển bởi Trung tâm dữ liệu hạt nhân của Viện Nghiên cứu Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản dưới sự cho phép của Ủy ban Dữ liệu Hạt nhân Nhật Bản [52,53].
Theo dữ liệu ENDF, trong phản ứng (p,n), vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối được xác định bởi công thức sau:
d2σ(µ, Ep, En)
dEdΩ = σ(Ep).γ(Ep).f (µ, Ep, En) (2.1)
Từ đó suy ra công thức tính tiết diện vi phân của phản ứng (p,n) theo góc khối là:
dσ dΩ = σ(Ep).γ(Ep) 19 X i=1 (µi+1 −µi)fi+1(µ, Ep, En) +fi(µ, Ep, En) 2 (2.2) Trong đó, p là kí hiệu cho proton, n là neutron. Các tham số khác trong biểu thức trên:
Ep: năng lượng của proton tới (eV)
En: năng lượng của neutron phát ra (eV)
σ(Ep): tiết diện phản ứng (barn)
γ(Ep): hiệu suất phát neutron
f (µ, Ep, En): hàm phân bố
Cường độ dòng neutron sinh ra được tính:
dNn dE =
dσ
dENp.N.d (2.3)
Số neutron sinh ra được tính:
Nn = NpN d 32 X j dσ(µ, Ep, En) dE (2.4)
Việc tính toán được thực hiện: lấy các dữ liệu cho µ, Ep, En, σ, γ(Ep), f từ thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL.
µ: được chia thành 19 giá trị µ = [µ1, µ2, ..., µ19] En: được chia thành 32 giá trị En = [E1, E2, ..., E32]
σ, γ: có giá trị tùy thuộc vào từng loại bia, năng lượng tới
f: là một mảng (ma trận) gồm 32 dòng và 19 cột.
Từ mô hình tính toán và dữ liệu trên, một chương trình đã được soạn thảo để tính toán các tham số liên quan đến phân bố, hiệu suất của neutron được phát ra từ phản ứng (p,n) trên bia chì lỏng. Các kết quả được đưa ra và bình luận ở phần dưới đây.
2.1.2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra
Kết quả nghiên cứu phân bố năng lượng của các neutron phát ra được trình bày như hình 2.2. Dòng proton tới được tính toán lần lượt với các mức năng lượng khác nhau: 250 MeV, 350 MeV, 500 MeV, 600 MeV, 700 MeV, 800 MeV, 1000 MeV, 2000 MeV và 3000 MeV.
Kết quả cho thấy rằng ứng với mỗi mức năng lượng dòng của dòng proton
0 10 20 30 40 50 60 0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10 0.12 0.14 T l N ng l ng neutron (MeV) 250MeV 350MeV 500MeV 600MeV 700MeV 800MeV 1000MeV 1500MeV 2000MeV 3000MeV A. Krasra (x15)
Hình 2.2: Phân bố năng lượng của các neutron phát ra trên bia chì lỏng với dòng proton tới mang năng lượng từ 250 MeV đến 3000 MeV (đường liền nét) và phân bố năng lượng neutron trên bia chì rắn của nhóm tác giả A.Krasa (chấm tròn)
tới, phổ neutron phát ra trải rộng từ 0 đến khoảng 120 MeV, nhưng tập trung ở mức năng lượng từ 1 MeV đến 3 MeV. Kết quả cũng cho thấy số neutron phát ra có năng lượng từ 1 MeV đến 3 MeV chiếm tỉ lệ vào khoảng 73,4% khi dòng proton tới mang năng lượng 250 MeV; tỷ lệ này là 74,4%; 68,5%; 69,1%; và 60,5% ứng với proton có năng lượng lần lượt là 350 MeV, 500 MeV, 1 GeV và 2 GeV. So sánh phổ neutron đối với các mức năng lượng proton tới (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
khác nhau, cho thấy rằng khi năng lượng proton càng tăng thì năng lượng neutron sinh ra càng lớn; số neutron trong vùng năng lượng khoảng từ 5 MeV đến 15 MeV tăng mạnh hơn ở các vùng khác. Nhiều nghiên cứu trước đó đã tính toán phân bố neutron trên bia chì rắn, điển hình như của nhóm tác giả A. Krasa và cộng sự [38]. Kết quả tính toán này cho thấy neutron sinh ra tập trung ở mức năng lượng khoảng 10 MeV.
2.1.3 Phân bố góc của neutron phát ra
Kết quả tính toán tỷ lệ neutron phát ra ở 19 vị trí, ứng với 19 góc khác nhau từ 00 đến 1800 trên tổng số neutron được trình bày trên hình 2.4. Vị trí các góc được xác định như trên hình vẽ 2.3.
Kết quả cho thấy các neutron sinh ra tập trung chủ yếu ở các góc từ 00
0 0 30 0 60 0 90 0 120 0 150 0 180 0 Dòng proton t i Hình 2.3: Vị trí các góc phát ra của neutron
đến 200; tỷ lệ neutron sinh ra ở vùng này chiếm khoảng 21,3% ứng với năng lượng dòng proton tới là 250 MeV; tỷ lệ này lần lượt là 22%, 23,4%; 24,8%; 25% và 25,7% ứng với các mức năng lượng của dòng proton tới lần lượt là 350 MeV; 500 MeV; 1 GeV; 2 GeV và 3 GeV.
Một số nghiên cứu trước đó của nhiều tác giả đã được thực hiện trên bia 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 0.03 0.04 0.05 0.06 0.07 0.08 0.09 0.10 0.11 T l Góc ( ) 0.25GeV 0.35GeV 0.5GeV 0.6GeV 0.7GeV 0.8GeV 1.0GeV 1.5GeV 2.0GeV 3.0GeV QMD SDM
Hình 2.4: Phân bố neutron sinh ra ở các góc từ 00 đến 1800 , với các dòng proton tới mang năng lượng từ 0.25 GeV đến 3 GeV (các đường liền nét); và kết quả tính toán phân bố phân bố góc của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằng hai mô hình SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quantum Molecular Dynamic) (các chấm tròn)
chì rắn, với năng lượng dòng proton tới ở nhiều mức khác nhau. Một trong số đó là nghiên cứu của nhóm tác giả Pradip K.Sarkar and Maitreyee Nandy [54] trong đó phân bố góc của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằng hai mô hình SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quantum Molecular Dynamic) đã được khảo sát. Những kết quả này được trình bày trên hình 2.4. Kết quả tính toán dựa trên mô hình SDM cho thấy neutron sinh ra hầu như đồng nhất về mọi hướng, còn kết quả tính toán từ mô hình QMD cho thấy neutron sinh ra nhiều nhất ở góc00 và giảm dần ứng với các góc lớn hơn.
2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc
Hiệu suất phát neutron theo 19 góc từ 00 đến 1800 được xem xét. Kết