CHƯƠNG 2 MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG- 123docz.net

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).

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

Từ đó suy ra công thức tính tiết diện vi phân của phản ứng (p,n) theo góc khối là:

dσ

= σ (Ep) .γ (Ep) dΩ

(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:

Số neutron sinh ra được tính:

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

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

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%;

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

DÚng proton t

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

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

2.1.4 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

(n /p ) ne ut ro n p h· t t su u H i

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

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 của 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).

N®ng

lÓng

N®ng

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

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 ứng 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

CHƯƠNG 2 MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THOR

KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO