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 hạt nhân con tạo thành trong môi trường chì lỏng; đánh giá phổ năng lượng tia phóng xạ tạo ra từ thori trong môi trường chì lỏng Tính toán phân bố thông lượng neutron để so sánh với một số công trình khác với cùng điều kiện hệ số nhân như nhau, với nhiên liệu được sử dụng trong các tính toán này là thori, hỗn hợp thori với urani với các tỷ lệ khác nhau nhằm đánh giá khả năng áp dụng của mô hình ADSR dùng chì lỏng và nhiên liệu thori; tính toán hệ số nhân neutron nhằm đánh giá tỷ lệ thích hợp của thori để ADSR có thể hoạt động và sinh năng lượng dương Các chương trình tính toán được sử dụng trong phần này là GEANT4 và MCNP5
3 1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng
Để đánh giá khả năng sử dụng thori trong ADSR sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác, vừa làm chất tải nhiệt, một trong những vấn đề cần quan tâm là nghiên cứu phổ phân rã phóng xạ thori trong môi trường chì lỏng Biết được các đặc điểm năng lượng, quãng chạy, tỷ lệ của các tia phóng xạ và các hạt nhân con tạo thành, ta có thể nghiên cứu ảnh hưởng của chúng đến các thông số cho hoạt động của ADSR
3 1 1
Mô hình và phương pháp tính toán
Mô hình nghiên cứu: đồng vị Th-233 được đặt vào giữa một ống hình trụ bán kính 20 cm, cao 60 cm Các kích thước này được chọn tương ứng với lò phản ứng TRIGA, bên trong được lắp đầy bằng chì lỏng như hình 3 1
Hình 3 1: Mô hình tính toán phân rã phóng xạ thori trong môi trường chì lỏng
Ở đây, chương trình GEANT4 được sử dụng cho mô phỏng và tính toán GEANT4 (Geometry And Tracking) [58] là một bộ công cụ tính toán miễn
phí được sử dụng để mô phỏng sự vận chuyển của các hạt qua môi trường vật chất bằng phương pháp Monte-Carlo Đây là một chương trình mô phỏng
mã nguồn mở, cung cấp một tập hợp các quá trình vật lý đa dạng để mô phỏng tương tác của các hạt với môi trường vật chất trên một dải năng lượng rộng GEANT4 được xây dựng trên nền tảng ngôn ngữ lập trình C++, khai thác và ứng dụng các tiến bộ của kĩ thuật lập trình hướng đối tượng, hỗ trợ người dùng trong việc xây dựng và sử dụng các thành phần cần thiết
Chương trình được sử dụng và phát triển bởi một cộng đồng rộng lớn các nhà khoa học ở nhiều nước trên thế giới GEANT4 có thể áp dụng trong rất nhiều lĩnh vực nghiên cứu như: vật lý hạt nhân và hạt cơ bản, khoa học không gian, y học hạt nhân và xạ trị Ý tưởng cho việc xây dựng GEANT4 được xuất hiện một cách độc lập tại CERN và KEK vào năm 1993, thông qua việc nghiên cứu các kĩ thuật tính toán mới thay thế cho các công cụ mô phỏng dựa trên nền tảng Fortran đã có trước đó ở Geant3 Năm 1994, dự án RD44 được tiến hành tại CERN nhằm xây dựng một chương trình hoàn toàn mới dựa trên kĩ thuật lập trình hướng đối tượng (object-oriented technology) Dự án này được sự tham gia của rất nhiều nhà khoa học máy tính cũng như kĩ sư lập trình tại các quốc gia Châu Âu, Nhật, Canada và Mĩ Mục tiêu của dự án là xây dựng một chương trình mô phỏng hệ đo có đầy đủ chức năng và linh hoạt phù hợp với các yêu cầu của các thí nghiệm vật lý hạt tương lai Việc nghiên cứu và phát triển hoàn thành vào năm 1998, với sự ra đời của phiên bản GEANT4 đầu tiên, và trung bình cứ mỗi 2 năm sẽ có một phiên bản nâng cấp được công bố Phiên bản mới nhất của GEANT4 hiện nay là bản 10 6, được hoàn thành vào 6/12/2019 và bản vá được cập nhật vào 14 2 2020 Bộ công cụ GEANT4 có thể được sử dụng để mô phỏng các hạt cơ bản như lepton, hadron, boson, cũng như các hạt ion; tính toán vết hạt, tương tác của hạt với các quá trình vật lý khác nhau, tạo ra các hạt mới sau tương tác và cho phép truy cập tất cả các thông tin trong mỗi tương tác, tổng hợp các thông tin, cho kết quả đầu ra ghi nhận bởi các detector
Trong các tính toán dưới đây, số lịch sử hạt sử dụng là 106, đảm bảo sai số tương đối nhỏ và độ tin cậy cho các kết quả
3 1 2
Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino
Từ mô hình trên, năng lượng trung bình,tỷ lệ % về năng lượng phát ra, tỷ lệ % về số hạt phát ra, phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino được tính toán Các kết quả được trình bày ở bảng 3 1 và các hình 3 2, 3 3, 3 4, 3 5
Kết quả cho thấy hạt alpha sinh ra có năng lượng trung bình lớn nhất, với
Bảng 3 1: Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino
Hạt Emean (MeV) Tỷ lệ (%) về năng lượng Tỷ lệ (%) về số hạt
αβ β γ ν¯ 6,236 0,1357 0,2550 0,4977 89,40 3,52 1,13 5,95 5,30 45,82 7,79 21,09
hơn 6,23 MeV và cũng chiếm tỷ lệ cao nhất về năng lượng phát ra so với các hạt khác, với gần 90% Trong khi đó, số hạt beta chiếm tỷ lệ nhiều nhất
với hơn 45% Trong khi đó, bức xạ gamma và hạt neutrino sinh ra với năng lượng trung bình thấp và tỷ lệ % số hạt sinh ra cũng thấp Có thể khẳng định ảnh hưởng của các hạt này đối với chu trình nhiên liệu thori là không đáng kể
Quan sát phổ năng lượng của các hạt, ta thấy hạt alpha sinh ra tập trung ở các mức năng lượng khoảng 3,7 MeV; 5 MeV; 6,7 MeV và 8,4 MeV và tập trung nhiều nhất ở đỉnh năng lượng 3,7 MeV Các hạt beta mặc dù sinh ra nhiều nhưng mang năng lượng rất thấp và các đỉnh năng lượng không thực sự rõ ràng Có thể thấy một số đỉnh năng lượng như 0,025 MeV, 0,09 MeV và 0,2 MeV Các tia gamma sinh ra tập trung ở một số đỉnh năng lượng như 0,2 MeV, 0,6 MeV, 0,9 MeV và 1,4 MeV Các hạt neutrino sinh ra tập trung ở các mức năng lượng 0,5 MeV, 1,5 MeV và 2,5 MeV
Hình 3 2: Phổ năng lượng của hạt alpha
Hình 3 4: Phổ năng lượng của tia gamma
Từ các kết quả này, có thể nghiên cứu tiếp theo các ảnh hưởng của các tia phóng xạ được tạo thành đến các tham số neutron trong quá trình xảy ra tương tác (p,n), cũng như các chu trình nhiên liệu urani - thori trong quá trình hoạt động của ADSR, nhất là ảnh hưởng của hạt alpha và tia beta
3 1 3 Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành
Cũng từ mô hình tương tự, năng lượng cực tiểu, trung bình và cực đại của các hạt nhân con tạo thành được tính toán Các kết quả được trình bày ở bảng 3 2
Kết quả cho thấy năng hạt nhân Pa-233 được tạo ra nhiều nhất, nhưng
Bảng 3 2: Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra
Hạt Ac-225 At-217 Bi-209 Bi-213 Fr-221 Pa-233 Pb-209 Pb-213 Po-213 Emean (MeV) 0,170 0,386 0,662 0,512 0,270 2,218e-3 0,662 0,273 0,512 Emin (MeV) 0,031 0,180 0,513e-3 0,853e-5 0,105e-3 0,000 0,571 0,099 0,101 Emax (MeV) 0,349 1,488 3,459 2,345 0,824 6,213e-6 3,457 0,565 2,343 Tỷ lệ (%) năng lượng 5,377 12,175 20,884 16,158 8,633 0,070 20,884 0,001 15,815 Tỷ lệ (%) số hạt 12,5250 12,5280 12,5285 12,5285 12,5284 12,5674 12,5285 0,0005 12,2650
mang năng lượng thấp nhất, chỉ từ 0 đến 6,2 eV; trong khi đó Pb-213 được tạo ra ít nhất, với năng lượng từ 0,1 MeV đến 0,57 MeV Từ tỷ lệ phần trăm năng lượng của các hạt tạo thành, ta thấy gần 60% năng lượng chủ yếu là của (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
các hạt nhân chì và bismuth Ở chì chủ yếu là đồng vị Pb-209, còn Pb-213 là không đáng kể Với phổ năng lượng các hạt nhân con tạo thành, ta có thể
xác định được quãng chạy tương ứng của các hạt nhân này trong môi trường chì lỏng, từ đó đánh giá ảnh hưởng của chúng đến hoạt động của ADS, nhất là đối với các đồng vị chì và bismuth
3 2 So sánh phân bố thông lượng neutron trong ADSR dùng chì lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori với ADSR dùng bia rắn, nhiên liệu hỗn hợp urani
Để có cơ sở đánh giá khả năng sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR với cấu hình đề xuất trong luận án, phần này sẽ tính toán so sánh phân bố thông lượng neutron từ mô hình của luận án với các mô hình khác, cụ thể là của các tác giả Hasanzadeh, C Rubbia và cộng sự [5-8] Mô hình tính toán của các tác giả này đã được trình bày ở chương 2 Thông lượng neutron phân bố dọc theo chiều cao và bán kính lõi lò được tính toán Tỷ lệ thành phần của UZrH và ThUO được đưa ra ở chương 2 Ứng với mỗi trường hợp, chất làm mát bằng nước nhẹ và chì lỏng được khảo sát
Thông lượng neutron được tính toán bằng chương trình MCNP5, sử dụng tally F4mesh dựa vào phương trình:
F 4 = C Φ (E)R (E) dE (3 1)
kết hợp với phương trình tính toán đã được chuẩn hóa cho cường độ dòng proton I(mA) và hiệu suất phát neutron Yn/p Ta có thông lượng neutron được tính toán bằng phương trình [41]:
Φ= 2 × 10−3C/s
mA ×
1p
1 6 × 10−19C × F 4 × Yn/p (3 2)
3 2 1
Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng nước nhẹ
Trong trường hợp này, thông lượng neutron được tính toán khi cho dòng proton tương tác lên bia chì rắn; hỗn hợp nhiên liệu được sử dụng là UZrH, được đặt trong môi trường nước nhẹ Cấu hình tính toán này tương tự với các cấu hình tính toán của các tác giả Hasanzadeh, C Rubbia và cộng sự; chỉ khác nhau ở bia tương tác nhằm so sánh phân bố thông lượng neutron sử dụng bia chì rắn với bia vonfram rắn Ứng với mỗi giá trị của hệ số nhân neutron k = 0 91 và k = 0 97, phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò được tính toán Những kết quả này được trình bày trên hình 3 6
Hình 3 6: Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn (đường màu đỏ, đen), vonfram (các màu còn lại); chất làm mát bằng nước nhẹ
Kết quả cho thấy rằng phân bố thông lượng neutron trong hai trường hợp bia chì rắn và vonfram có dạng tương tự như nhau, đều đạt cực đại ở giữa và giảm dần về hai phía Với cùng hệ số nhân neutron, phân bố thông lượng
neutron phụ thuộc vào hiệu suất phát neutron, và hiệu suất phát neutron thì phụ thuộc vào đặc tính của bia trong tương tác (p,n) Những kết quả tính toán này chỉ ra rằng với k = 0 91, thông lượng neutron cực đại vào khoảng
2, 8 1013 n cm−2s−1 cho bia chì rắn và khoảng từ 1, 3 1013 n cm−2s−1 đến
1, 4 1013 n cm−2s−1 cho bia vonfram Đối với trường hợp k = 0 97, thông lượng neutron cực đại vào khoảng 1, 6 1013 n cm−2s−1 , so với khoảng từ
7, 5 1012 n cm−2s−1 đến 7, 6 1012 n cm−2s−1 đối với bia vonfram Có thể thấy rằng khi sử dụng bia chì rắn, thông lượng neutron cực đại lớn hơn từ 2 0 lần so với khi sử dụng bia vonfram Kết quả này khẳng định chì là một loại bia tốt cho hoạt động của ADSR
3 2 2 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng chì lỏng
Từ cấu hình được mô tả như trên, phân bố thông lượng neutron được tính toán dọc theo chiều cao của lõi lò phản ứng Ở trường hợp 1, hỗn hợp nhiên liệu UZrH được sử dụng, chì lỏng vừa là bia tương tác và chất tải nhiệt Ở trường hợp 2, nhiên liệu cũng là hỗn hợp UZrH nhưng với bia chì rắn và đặt trong môi trường nước nhẹ Ở trường hợp 3 là các tính toán của nhóm tác giả Hassanzadeh và cộng sự, với nhiên liệu là hỗn hợp UZrH, bia vonfram và đặt trong môi trường nước nhẹ Phân bố thông lượng neutron được tính toán tương ứng với các hệ số nhân k = 0 91; 0 97 và 0 99 Kết quả tính toán được so sánh với các kết quả khác, cũng tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu UZrH nhưng trên dùng bia vonfram rắn Các kết quả được trình bày trên hình 3 7 Kết quả thông lượng neutron cực đại và cực tiểu cũng được tính toán và so sánh với kết quả từ các công trình nghiên cứu khác Các kết quả này được đưa ra trong bảng 3 3
Hình 3 7: Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác và chất làm mát bằng chì lỏng
Bảng 3 3: Thông lượng neutron cực đại và cực tiểu được tính toán với hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn, lỏng; chất làm mát bằng chì lỏng, so với một số tính toán khác Trường hợp 1 UZrH, chì lỏng Trường hợp 2 UZrH, nước nhẹ, chì rắn Trường hợp 3
UZrH, nước nhẹ, vonfram [51] k Thông lượng neutron
(n cm−2s−1)
Thông lượng neutron (n cm−2s−1)
Thông lượng neutron (n cm−2s−1) lớn nhất 0 91 8 5e+13 0 97 3 4e+13 0 99 1 9e+13 nhỏ nhất 3 5e+13 1 6e+13 1 0e+13 lớn nhất 3 0e+13 1 8e+13 - nhỏ nhất 1 2e+13 0 8e+13 - lớn nhất 1 3e+13 0 6e+13 - nhỏ nhất 0 3e+12 0 2e+12 -
đạt cực đại ở trung tâm và giảm dần ra phía ngoài của lõi Kết quả trong bảng 3 3 chỉ ra rằng với cùng giá trị k, thông lượng neutron trong trường hợp nhiên liệu UZrH trong chì lỏng có giá trị cao nhất (trường hợp 1) Giá trị
nước nhẹ, neutron sinh ra từ tương tác (p,n) trên trên bia vonfram (trường hợp 3) Ứng với k = 0 91 và 0 97, thông lượng neutron trong trường hợp 1 cao hơn khoảng 8 − 11 lần và 6 − 9 lần trong trường hợp 3 Tỷ lệ giữa thông lượng neutron cực đại và cực tiểu trong trường hợp 1 đồng nhất hơn những trường hợp khác Những kết quả trong trường hợp 2 cũng chỉ ra rằng chì rắn cũng có thể được sử dụng làm bia tương tác sinh neutron trong trường hợp nhiên liệu sử dụng là UZrH đặt trong nước nhẹ (adsbygoogle = window.adsbygoogle || []).push({});
3 2 3 Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất làm mát bằng chì lỏng
Trong trường hợp này, phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao và bán kính lõi lò phản ứng được tính toán Nhiên liệu được sử dụng là hỗn hợp ThUO, đặt trong môi trường chì lỏng Phân bố thông lượng neutron được tính toán trong các trường hợp hệ số nhân neutron là k = 0 91 , 0 97
và 0 99 Các kết quả phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính được so sánh với các tính toán của các tác giả Hassanzadeh, C Rubbia và cộng sự Những kết quả này được trình bày trên hình 3 8 và 3 9
Kết quả từ phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi cho thấy thông lượng neutron đối xứng qua trung tâm lõi và đạt cực đại ở vị trí này Thông lượng neutron cực đại ứng với trường hợp k = 0 91 vào khoảng
2, 0 1014 n cm−2s−1; với k = 0 97 và k = 0 99 thì thông lượng cực đại lần lượt là 1, 1 1014 n cm−2s−1 và 5, 0 1013 n cm−2 s−1
Kết quả tính toán phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính lò có những khác biệt so với các công trình đã thực hiện trước đó của các tác giả Hassazadeh, C Rubbia [5-8] Các đỉnh cực đại xuất hiện khá rõ ràng hơn, ứng với vị trí của các thanh nhiên liệu Thông lượng neutron ở đây