BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

TRẦN MINH TIẾN

NGHIÊN CỨU KHẢ NĂNG SỬ DỤNG THORI
LÀM NHIÊN LIỆU CHO LÒ PHẢN ỨNG HẠT
NHÂN ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC

Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân
Mã số: 9.44.01.06

TÓM TẮT LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Thành phố Hồ Chí Minh – 2022


Cơng trình được hồn thành tại: Viện năng lượng ngun
tử Việt Nam

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
1. PGS.TS. Trần Quốc Dũng
2. PGS.TS. Nguyễn Mộng Giao

Phản biện: . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Phản biện: . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Phản biện: . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
Luận án sẽ được bảo vệ trước Hội đồng cấp viện chấm

luận án tiến sĩ họp tại . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . vào lúc . . . giờ. . . . ngày. . . . tháng . . .
năm 20. . .

.
.
.
.

.
.
.
.

Có thể tìm hiểu luận án tại: . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

.
.
.
.
.

.
.
.
.

.


MỤC LỤC

DANH MỤC VIẾT TẮT
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

i
iii

MỞ ĐẦU

1

CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU

2

1.1

Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển
bằng máy gia tốc (ADSR) . . . . . . . . . . .

2

1.2

Tình hình phát triển ADSR hiện nay . . . . .


2

1.3

Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố
neutron trên bia rắn cho ADSR . . . . . . . .

4

Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong
lò phản ứng hạt nhân truyền thống . . . . . .

5

Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho
ADSR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

5

1.4
1.5

CHƯƠNG 2. MƠ PHỎNG VẬT LÝ ADSR
SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU
THORI
7
2.1

Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng . .


7

2.1.1

Mơ hình và phương pháp tính tốn . .

7

2.1.2

Phân bố năng lượng của các neutron
phát ra . . . . . . . . . . . . . . . . .

8

2.1.3

Phân bố góc của neutron phát ra . . .

9

2.1.4

Hiệu suất phát neutron theo góc . . .

9


2.1.5


2.2

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

10

Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới
tới hạn dùng chì lỏng và nhiên liệu thori . . .

10

2.2.1

Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II
mơ phỏng bằng MCNPX . . . . . . .

10

2.2.2

Hiệu suất phát neutron Yn/p

. . . . .

11

2.2.3

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f . .


12

CHƯƠNG 3. TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU
THORI CHO ADSR
13
3.1

Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong mơi
trường chì lỏng . . . . . . . . . . . . . . . . .

13

3.1.1

Mơ hình và phương pháp tính tốn . .

13

3.1.2

Phổ năng lượng của các tia alpha, beta,
gamma và phản neutrino . . . . . . .

13

Năng lượng của các hạt nhân con tạo
thành . . . . . . . . . . . . . . . . . .

15


So sánh phân bố thơng lượng neutron trong
ADSR dùng chì lỏng, nhiên liệu hỗn hợp thori
với ADSR dùng bia rắn, nhiên liệu hỗn hợp
urani . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

15

3.1.3
3.2

3.2.1

Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất
làm mát bằng nước nhẹ . . . . . . . .

16

Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất
làm mát bằng chì lỏng . . . . . . . . .

16

Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất
làm mát bằng chì lỏng . . . . . . . . .

17

Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR
sử dụng nhiên liệu thori . . . . . . . . . . . .


18

3.2.2
3.2.3
3.3


3.3.1

Phân bố thông lượng neutron theo năng
lượng neutron phát ra . . . . . . . . .

18

Phân bố thông lượng neutron dọc theo
chiều cao . . . . . . . . . . . . . . . .

19

Phân bố thơng lượng neutron dọc theo
bán kính . . . . . . . . . . . . . . . . .

19

Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR
sử dụng nhiên liệu hỗn hợp thori và urani . .

20


3.3.2
3.3.3
3.4

3.4.1

Thơng lượng neutron dọc theo bán kính 20

3.4.2

Phân bố thơng lượng neutron dọc theo
chiều cao lõi lị . . . . . . . . . . . . .

21

Phân bố thông lượng neutron theo năng
lượng . . . . . . . . . . . . . . . . . .

21

3.4.3
3.4.4
3.5

So sánh phân bố thông lượng neutron
với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 và T h235 U O2 21

Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên
liệu hỗn hợp thori . . . . . . . . . . . . . . .
3.5.1

3.5.2
3.5.3

23

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với
hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 . . . . .

23

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với
hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 . . . .

24

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với
hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 . . . . .

24

KẾT LUẬN

25

CÁC CƠNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN
QUAN ĐẾN ĐỀ TÀI
27
TÀI LIỆU THAM KHẢO

28



DANH MỤC VIẾT TẮT
Từ viết
tắt
ADS
ADSR

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Accelerator
Driven System
Accelerator
Driven Subcritical Reactor

Hệ thống điều khiển hoạt
động bằng máy gia tốc
Lò phản ứng hạt nhân dưới
tới hạn điều khiển bằng
máy gia tốc
Lò phản ứng hạt nhân dưới
tới hạn điều khiển bằng
máy gia tốc sử dụng nhiên
liệu thori
Thư viện dữ liệu hạt nhân

ADTR


Accelerator
Driven Thorium
Reactor

ENDF

Evaluated
Nuclear Data File
Fast
Neutron
Flux
Geometry
And
Tracking
Japanese
Evaluated
Nuclear
Data Library
Japanse
Evaluated
Nuclear
Data
Library/High
Energy
Kharkov Institute
of Physics and
Technology
Kyoto University
Critical Assembly
Lead Fast Reactor


FNS
GEANT
JENDL
JENDLHE–2007

KIPT
KUCA
LFR
LWR

Light Water Reactor

i

Thơng
lượng
neutron
nhanh
Hình học và vận chuyển
Thư viện dữ liệu hạt nhân
Nhật Bản
Thư viện dữ liệu hạt nhân
năng lượng cao Nhật Bản

Viện Vật lý và kĩ thuật
Kharkov
Tổ hợp tới hạn ở Đại học
Kyoto
Lị phản ứng nhanh dùng

chì
Lị phản ứng nước nhẹ


MCNP

Monte Carlo NParticle

MSR

Molten Salt Reactor

MYRRHA Multi-purpose
hYbrid Research
Reactor for Hightech Applications
NF
SCWR
SFR
TNF
VHTR

Neutron Flux
Super
Critical
Water Reactor
Sodium Fast Reactor
Thermal Neutron
Flux
Very High Temperature Reactor


ii

Chương trình mơ phỏng
vận chuyền hạt bằng
phương pháp Monte Carlo
Lò phản ứng muối nóng
chảy
Lị phản ứng nghiên cứu
lai đa mục đích dùng cho
nghiên cứu ứng dụng kĩ
thuật cao
Thơng lượng neutron
Lị phản ứng nước siêu tới
hạn
Lị phản ứng nhanh dùng
natri
Thơng lượng neutron nhiệt
Lị phản ứng nhiệt độ rất
cao


DANH MỤC HÌNH VẼ
2.1

Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng . .

8

2.2


Vị trí các góc phát ra của neutron . . . . . .

9

2.3

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 . .

11

2.4

Cấu trúc thanh nhiên liệu . . . . . . . . . . .

11

3.1

Mơ hình tính tốn phân rã phóng xạ thori
trong mơi trường chì lỏng . . . . . . . . . . .

14

iii


MỞ ĐẦU
Ngành năng lượng hạt nhân đang đứng trước những vấn

đề cần giải quyết như: chi phí cao, tính an tồn của các
lị phản ứng hạt nhân, nhiên liệu urani ngày càng cạn dần,
cùng với những thách thức to lớn từ việc xử lí rác thải phóng
xạ. Một trong những hướng giải quyết hiện nay là phát
triển hệ thống lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển
bằng máy gia tốc (Accelerator Driven Subcritical Reactor ADSR)[1-3]. ADSR hoạt động dựa trên nguyên tắc cơ bản:
một máy gia tốc tạo ra dòng proton năng lượng cao, tới
tương tác với hạt nhân bia sinh ra phản ứng (p,n). Phản
ứng xảy ra trong trạng thái dưới tới hạn. Nhiều nghiên cứu
trước đây đã thực hiện tính tốn các tham số neutron cho
mơ hình bia rắn; nhiên liệu chủ yếu là urani trong khi thori
cũng là một ứng viên tiềm năng [4]. Tuy nhiên việc sử dụng
bia chì rắn sau một thời gian phải thực hiện thay bia, khi đó
phải tạm dừng hoạt động của lị phản ứng. Trong luận án
này, chì lỏng được đề xuất sử dụng làm bia tương tác sinh
neutron để duy trì hoạt động của ADSR, đồng thời đóng vai
trò như chất làm mát, truyền tải nhiệt lượng ra bên ngồi.
Đây là một mơ hình mới mà hầu như trên thế giới chưa có
nhiều nghiên cứu. Với việc sử dụng chì lỏng vừa làm chất
tải nhiệt vừa làm bia tương tác, sẽ khơng cần thay bia trong
q trình vận hành lị phản ứng hạt nhân. Tồn bộ khối chì
lỏng trên đường đi của chùm proton tới sẽ là bia tương tác,
do đó số neutron sinh ra sẽ tăng lên so với cách dùng bia
thông thường.
Luận án được thực hiện hướng đến hai mục tiêu chính: (1)
xây dựng mơ hình lị phản ứng hạt nhân dưới tới hạn sử
dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác vừa làm chất tải nhiệt;
(2) đánh giá khả năng sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR
thơng qua tính tốn các tham số neutron cơ bản của lò phản
ứng. Ở đây, kiểu lò TRIGA Mark II được chọn vì có nhiều

nghiên cứu khác cũng sử dụng mơ hình này cho các tính
tốn cho ADSR [5-8].

1


CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU
1.1

Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển
bằng máy gia tốc (ADSR)

ADSR hoạt động dựa trên nguyên tắc cơ bản: một máy
gia tốc tạo ra dòng proton mang năng lượng từ vài trăm
MeV đến vài GeV, tương tác lên một bia nặng, gây ra tương
tác (p,n). Các đề xuất sử dụng dòng proton năng lượng
cao được đưa ra từ nhiều thập kỷ trước [9-12]. Quá trình
phá vỡ này sẽ sinh ra nhiều neutron phát ra theo các hướng
khác nhau; các neutron sinh ra sẽ gây ra nhiều phản ứng
khác nhau như (n,n), (n,2n), (n, γ),...; tham gia vào nhiều
quá trình khác nhau như hấp thụ neutron, tán xạ đàn hồi
và tán xạ không đàn hồi. Các q trình bên trong lị phản
ứng được duy trì hoạt động ở trạng thái dưới tới hạn; các
neutron sinh ra từ quá trình phá hủy (p,n) sẽ đóng vai trị
là các neutron bù, duy trì trạng thái hoạt động dưới tới hạn
của lò phản ứng. Những vấn đề cơ bản liên quan đến ADSR
đã bắt đầu được nghiên cứu từ năm 2001 [13-15] và hiện
nay như phổ neutron nhiệt, neutron nhanh; loại nhiên liệu:
rắn (kim loại, oxit, nitric, cacbua . . . ); hoặc lỏng (clorua,
florua); các loại bia phá vỡ (chì, chì-bismuth, vonfram, muối

nóng chảy. . . ). Ở Việt Nam cũng có một số nghiên cứu về
ADSR nhưng chưa nhiều, chủ yều của nhóm tác giả Nguyễn
Mộng Giao cùng cộng sự [16-19]; tác giả Vũ Thanh Mai và
cộng sự [20-25].

1.2

Tình hình phát triển ADSR hiện nay

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]. Ở các nước Châu Âu, đã có một nỗ lực

2


chung để thiết kế thử nghiệm một ADSR, được gọi là XTADS. 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 lị phản ứng có
khả năng hoạt động ở trạng thái tới hạn và cả dưới tới hạn
[29].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 10MeV, tạo ra dịng proton cường độ
10mA; sử dụng chì- bismuth làm bia tương tác và bắt đầu
nghiên cứu thử nghiệm cho ADSR. 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. Ở Trung Quốc có nhiều dự án phát triển ADSR;
một trong số đó là C-ADS [31]. 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);
Viện Vật lý Plasma, Viện Hàn lâm Khoa học Trung Quốc
(IPP - Institute of Plasma Physics, Chinese Academy of Science), Đại học Khoa học và Công nghệ Trung Quốc (USTC University of Science and Technology of China). 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 - Kharkov Institute of Physics and Technology) kết
hợp với Phịng thí nghiệm Quốc gia Argonne của Mỹ (ANL
- Argonne National Laboratory) đã xây dựng máy gia tốc
tuyến tính và một hệ thống lị phản ứng dưới tới hạn [32].

3


1.3

Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutron trên bia rắn cho ADSR

Đã có rất nhiều nghiên cứu về phản ứng (p,n), phân bố
neutron, thông lượng neutron trên thế giới, dưới đây là một
số cơng trình nghiên cứu tiêu biểu.
Năm 1999, nhóm tác giả X. Ledoux, F. Borne, A. Boudard
và cộng sự đã tính tốn phổ năng lượng của neutron phát ra
ở các góc khác nhau khi dịng proton mang các năng lượng

lần lượt là 0.8 MeV, 1.2 MeV, 1.6 MeV bắn phá lên bia chì
[33]. Cũng trong năm 1999, nhóm tác giả S. Meigo và cộng
sự đã tính tốn phân bố thơng 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]. Năm
2000, nhóm tác giả A. Letourneau, J.Galin, F. Goldenbaum
đã thực hiện các tính tốn 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]. Năm 2001, tác giả G.S. Bauer đã
có bài viết phân tích về đặc trưng vật lý và kĩ thuật của của
các nguồn phân hạch neutron [36]. Trong đó, tác giả trình
bày kết quả tính tốn phân bố góc của các neutron sinh ra
khi cho dòng proton mang năng lượng 2 GeV bắn phá bia
chì dày 20 cm. Năm 2003, nhóm tác giả H. Nifenecker, O.
Meplan, and S. David đã trình bày kết quả tính tốn 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 tốn 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 trong phản ứng phân
hạch trên bia chì với năng lượng dịng proton tới từ 0.7 đến
2.0 GeV [38]. Năm 2018, tác giả David Sangcheol Lee trong
luận án tiến sĩ của mình đã trình bày nhiều kết quả nghiên
cứu, tính tốn liên quan đến phân bố neutron bên trong một
ADSR [39].

4



1.4

Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong
lò phản ứng hạt nhân truyền thống

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. 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 lị phản
ứng muối nóng chảy (MSRE) đã chạy thành cơng tại phịng
thí nghiệm quốc gia Oak Ridge (ORNL) ở Mỹ trong năm
1969 [40]. Lò phản ứng Radkowsky ở Nga cũng là một trong
số các lò phản ứng hoạt động như vậy [41].Tiềm năng của
thori trong sản xuất năng lượng phân hạch đã được công
nhận [42].

1.5

Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR

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.
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. Trong đề xuất này, chì được
sử dụng làm bia tương tác để tạo ra neutron, cơng 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. Một đề xuất khác liên quan
đến sử dụng thori cho ADSR mang tên ADTR (Accelerator Driven Thorium Reactor) của nhóm tác giả Victoria B.
5


Ashey và cộng sự [43]. 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 [44-45].

6


CHƯƠNG 2. MƠ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ
DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI
2.1
2.1.1

Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng
Mơ hình và phương pháp tính tốn

Nhiều nghiên cứu trước đây chủ yếu tập trung vào bia

rắn [46-49]. Luận án đề xuất 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:
- Khơng cần bia cho tương tác (p,n) riêng biệt.
- Do chì lỏng luôn đối lưu và được thay thế bổ sung trong q
trình lị hoạt động nên sẽ khơng cần phải thay bia, khơng
phải chế tạo bia riêng biệt và lị phản ứng sẽ khơng bị ngừng
hoạt động trong suốt q trình vận hành.
- Do tồn bộ chì nằm trên đường kính của lị 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 mơ hình bia tương tác (p,n) với
chì lỏng đã được xây dựng để tính tốn 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). Mơ hình
tương tác cơ bản được trình bày như hình 2.1.
Giả thiết có một dịng proton cường độ 25 mA, bán kính 4
cm bắn vào bia chì lỏng, tạo tương tác (p,n).
Thơng 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 tốn 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 [51-53].

7



Hình 2.1: Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng

Từ mơ hình tính tốn và dữ liệu trên, một chương trình đã
được soạn thảo để tính tốn 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 cho thấy rằng ứng với mỗi mức năng lượng dòng
của dòng proton 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
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
8


hơn ở các vùng khác. Các kết quả này có sai khác nhỏ so
với tính tốn trên bia chì rắn [38].


2.1.3

Phân bố góc của neutron phát ra

Kết quả tính tốn tỷ lệ neutron phát ra ở 19 vị trí, ứng
với 19 góc khác nhau từ 00 đến 1800 trên tổng số neutron.
Vị trí các góc được xác định như trên hình vẽ 2.2. Kết quả
cho thấy các neutron sinh ra tập trung chủ yếu ở các góc từ
00 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.Các kết quả này
tương đối phù hợp so với tính tốn trên bia chì rắn [54].

90

120

150

0

0

60

0


0

30

Dịng proton t

i

180

0

0

0

0

Hình 2.2: Vị trí các góc phát ra của neutron

2.1.4

Hiệu suất phát neutron theo góc

Hiệu suất phát neutron theo 19 góc từ 00 đến 1800 được
xem xét. Những kết quả tính tốn cho thấy rằng với mức
năng lượng proton tới càng 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

9


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 tốn 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 [55-56].

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 tốn 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. Những kết quả cho thấy neutron sinh ra tập trung ở
mức năng lượng khoảng 2 MeV. So sánh với những kết quả
từ tính tốn trên bia chì rắn của nhóm tác giả X. Ledoux,
F. Borne, A. Boudard và cộng sự [57] tính tốn 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 [57].

2.2
2.2.1


Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới tới
hạn dùng chì lỏng và nhiên liệu thori
Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II mơ
phỏng bằng MCNPX

Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn được
mơ phỏng cơ bản như hình 2.3.
Cấu trúc cơ bản của lõi gồm 108 thanh nhiên liệu được bố
trí thành 6 vòng xung quanh , tất cả được đặt trong mơi
trường chì lỏng. Cấu trúc chi tiết thanh nhiên liệu được
trình bày trên hình 2.4.
Từ cấu trúc này, file dữ liệu đầu vào được xây dựng ,
chương trình MCNPX sẽ đọc dữ liệu, và cho ra kết quả
10


Thanh nhiên li

Thanh ph

Thanh

i

n x

u khi

u


graphite

n

Vịng ( Loop)

Chì l

ng

Hình 2.3: 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

Zr

Nhiên li

Graphite

u

AISI-304

Hình 2.4: Cấu trúc thanh nhiên liệu

tính tốn . Hiệu suất phát neutron (Yn/p ) được tính tốn
khi cho dịng proton cường độ 2 mA, mang các năng lượng
khác nhau bắn lên chì lỏng chứa trong lõi. Năng lượng của
dòng proton được chọn theo phân bố không gian parabol

(parabolic spatial distribution). Hệ số nhân neutron hiệu
dụng (kef f ) được tính tốn 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. Trong tính tốn
này, dịng proton mang các năng lượng khác nhau, từ 115
MeV đến 2000 MeV, bắn lên bia chì lỏng. Kết quả tính tốn
hiệu suất được so sánh với tính tốn từ cơng trình của tác
11


giả Hasanzedeh, C. Rubbia và cộng sự [5-8]. 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 dụng kef f

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn 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 lị TRIGA, nhiên liệu đã được dùng trong các tính tốn
trước đó là UZrH (uranium zirconium hydride) đặt trong
nước nhẹ; các tính tốn trong luận án này cũng tính tốn
sử dụng UZrH, cùng với đề xuất sử dụng hỗn hợp nhiên liệu
thori – urani oxit (ThUO). 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 f càng cao. Để kef f 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 f cũng tăng lên.
Tham số kef f đạt tới giá trị lớn hơn 0.9 khi tỷ lệ U-233 lớn
hơn 29% trong hỗn hợp. Với những kết quả mơ phỏng và
tính tốn sử dụng mơ 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.

12


CHƯƠNG 3
TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR
3.1

Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong mơi
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 mơi 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.
Chương trình GEANT4 được sử dụng cho các nghiên cứu
này [58].

3.1.1

Mơ hình và phương pháp tính tốn

Mơ hình nghiên cứu: đồng vị Th-233 được đặt vào giữa
một ống hình trụ bán kính 20cm, cao 60cm. 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. Ở đây, chương
trình GEANT4 được sử dụng cho mơ phỏng và tính tốn

3.1.2

Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma
và phản neutrino

Từ mơ 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
tốn. Kết quả cho thấy hạt alpha sinh ra có năng lượng
trung bình lớn nhất, với hơn 6,2 % 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 %. 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
13


Hình 3.1: Mơ hình tính tốn phân rã phóng xạ thori trong mơi trường
chì lỏng

trình nhiên liệu thori là khơng 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. 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.

14



3.1.3

Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành

Cũng từ mơ hình tương tự, năng lượng cực tiểu, trung
bình và cực đại của các hạt nhân con tạo thành được tính
tốn. Kết quả cho thấy năng hạt nhân Pa-233 được tạo ra
nhiều nhất, nhưng 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 các hạt nhân chì và bismuth. Ở chì chủ yếu
là đồng vị Pb-209, cịn Pb-213 là khơng 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 mơi
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 thơng 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 tốn so sánh phân bố thơng lượng neutron từ mơ hình
của luận án với các mơ hình khác, cụ thể là của các tác giả

Hasanzadeh, C. Rubbia và cộng sự [5-8]. Mơ hình tính tốn
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
lị được tính tốn. 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. Thơng lượng
neutron được tính tốn bằng chương trình MCNP5, sử dụng
tally F4mesh.

15


3.2.1

Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm
mát bằng nước nhẹ

Trong trường hợp này, thơng lượng neutron được tính
tốn khi cho dịng proton tương tác lên bia chì lỏng; hỗn
hợp nhiên liệu được sử dụng là UZrH, được đặt trong mơi
trường nước nhẹ. Cấu hình tính tốn này tương tự với các
cấu hình tính tốn 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 lị được tính tốn. Kết quả cho thấy
rằng phân bố thơng 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 tốn này chỉ ra rằng với k = 0.91, thông lượng neutron
cực đại vào khoảng 2, 8.1013 n.cm−2 s−1 cho bia chì rắn và
khoảng từ 1, 3.1013 n.cm−2 s−1 đến 1, 4.1013 n.cm−2 s−1 cho
bia vonfram. Đối với trường hợp k = 0.97, thông lượng neutron cực đại vào khoảng 1, 6.1013 n.cm−2 s−1 , so với khoảng
từ 7, 5.1012 n.cm−2 s−1 đến 7, 6.1012 n.cm−2 s−1 đối với bia
vonfram. Có thể thấy rằng khi sử dụng bia chì rắn, thơng
lượng neutron cực đại lớn hơn từ 2.0 lần so với khi sử dụng
bia vonfram.

3.2.2

Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm
mát bằng chì lỏng

Từ cấu hình này, phân bố thơng lượng neutron được tính
tốn 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

16


môi trường nước nhẹ. Ở trường hợp 3 là các tính tốn của
nhóm tác giả Hassanzadeh và cộng sự, với nhiên liệu là hỗn
hợp UZrH, bia vonfram và đặt trong mơi trường nước nhẹ.
Phân bố thơng lượng neutron được tính toán tương ứng với

các hệ số nhân k = 0.91; 0.97 và 0.99. Kết quả tính tốn
được so sánh với các kết quả khác, cũng tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu UZrH nhưng trên dùng bia vonfram rắn. Kết
quả thông lượng neutron cực đại và cực tiểu cũng được tính
tốn và so sánh với kết quả từ các cơng trình nghiên cứu
khác. Kết quả cho thấy rằng thông lượng neutron dọc theo
chiều cao của lõi đạt cực đại ở trung tâm và giảm dần ra phía
ngồi của lõi. Kết quả 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 thấp nhất
của thông lượng neutron ứng với cấu trúc nhiên liệu UZrH
trong 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.

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 lị phản ứng được tính tốn.
Nhiên liệu được sử dụng là hỗn hợp ThUO, đặt trong môi
trường chì lỏng. Phân bố thơng lượng neutron được tính

tốn 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 tốn của các tác giả
Hassanzadeh, C.Rubbia và cộng sự.
Kết quả từ phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao
17