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

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ

Thành phố Hồ Chí Minh – 2022


BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

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

LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ
Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử và hạt nhân

Mã số: 9.44.01.06

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
1.

PGS.TS. TRẦN QUỐC DŨNG

2.

PGS.TS. NGUYỄN MỘNG GIAO

Thành phố Hồ Chí Minh – 2022


LỜI CAM ĐOAN

Tơi xin cam đoan những kết quả trình bày trong luận án là cơng
trình nghiên cứu của tơi dưới sự hướng dẫn của các thầy hướng dẫn.
Các kết quả được trình bày trong luận án là trung thực, khách quan và
chưa từng được bảo vệ ở bất kỳ học vị nào.
Tôi cam đoan các kết quả nghiên cứu của tác giả khác được trình bày
cho mục đích tham khảo, dẫn chứng, so sánh trong luận án đều được
trích dẫn rõ nguồn gốc.

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 3 năm 2022

NCS. Trần Minh Tiến


LỜI CẢM ƠN


Để hoàn thành luận án này, ngoài sự cố gắng học tập, nghiên cứu
của bản thân, tôi nhận được sự hướng dẫn, góp ý, động viên rất nhiều
từ những người thầy, người thân, và đồng nghiệp.
Xin gửi lời cảm ơn chân thành đến hai thầy hướng dẫn, thầy PGS.TS.
Trần Quốc Dũng và thầy PGS.TS. Nguyễn Mộng Giao; những người
thầy kính mến đã hướng dẫn tơi về mặt chun môn, định hướng nghiên
cứu, dành rất nhiều thời gian để đưa ra những nhận xét, góp ý sâu sắc,
giúp tơi hồn thiện các cơng trình nghiên cứu và luận án này.
Xin gửi lời cảm ơn đến BGH Trường Đại học Thủ Dầu Một, lãnh đạo
khoa Khoa học Tự nhiên đã tạo điều kiện cho tôi đi học nghiên cứu sinh,
để tơi có cơ hội học tập, nâng cao năng lực giảng dạy và nghiên cứu của
bản thân. Xin gửi lời cảm ơn đến Trung tâm Đào tạo Hạt nhân, Viện
Năng lượng nguyên tử Việt Nam, nơi tôi học nghiên cứu sinh, đã tổ chức
các lớp học cho các học phần tiến sĩ, các buổi bảo vệ chuyên đề và bảo
vệ luận án các cấp. Cảm ơn các anh, chị ở Trung tâm Đào tạo Hạt nhân
đã giúp tơi hồn thành nhanh chóng, đầy đủ mọi thủ tục cần thiết từ lúc
bắt đầu học nghiên cứu sinh đến khi hoàn thành.
Xin gửi lời cảm ơn đến ban lãnh đạo Trung tâm Hạt nhân thành phố Hồ
Chí Minh, ln tạo điều kiện thuận lợi cho tôi khi đến học tập các học
phần tiến sĩ, các buổi bảo vệ chuyên đề, luận án tại đây.
Cảm ơn gia đình, bạn bè, đồng nghiệp ln ở bên, động viên tơi hồn
thành luận án này.
Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 3 năm 2022

NCS. Trần Minh Tiến


MỤC LỤC


DANH MỤC VIẾT TẮT
DANH MỤC CÁC BẢNG
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ
MỞ ĐẦU
CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU
1.1

Lị phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằ
tốc (ADSR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.2

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

1.3

Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutro
rắn cho ADSR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.4

Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò

hạt nhân truyền thống . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
1.5

Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR

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

2.1

Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng . . . . . .
2.1.1
2.1.2
2.1.3


2.1.4
2.1.5

2.2 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì
lỏng và nhiên liệu thori . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.2.1

2.2.2
2.2.3
CHƯƠNG 3. TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO
ADSR
3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong mơi trường chì lỏng .
3.1.1
3.1.2

3.1.3
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 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.2.1

3.2.2



3.2.3

3.3 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên
liệu thori . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.3.1

3.3.2
3.3.3
3.4 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên
liệu hỗn hợp thori và urani . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.4.1
3.4.2
3.4.3
3.4.4

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

3.5.2

3.5.3

KẾT LUẬN
KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO

90



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


DANH MỤC VIẾT TẮT

Từ viết tắt
ADS
ADSR

ADTR

ENDF
FNS
GEANT
JENDL
JENDLHE–2007
KIPT
KUCA
LFR
LWR

i


MCNP

MSR
MYRRHA


NF
SCWR
SFR
TNF
VHTR

ii


DANH MỤC CÁC BẢNG

1.1 Tổng hợp một số lò phản ứng khác nhau đã và đa
nhiên liệu có chứa thori . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.1 Chi tiết các thành phần cấu trúc lõi ADSR . . . . .

2.2 Kết quả tính tốn hiệu suất phát neutron . . . . . . .

2.3 Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên
kết quả tính tốn . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.1 Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và ph
3.2 Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra . . . . .

3.3 Thông lượng neutron cực đại và cực tiểu được tí

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn, lỏng;

mát bằng chì lỏng, so với một số tính tốn khác .


3.4 Tỷ lệ thành phần urani và thori . . . . . . . . . . . . . .

3.5 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính tốn
hợp nhiên liệu T h

233

U O2 với tỷ lệ thori khác nha

3.6 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính tốn
hợp nhiên liệu T h

235

U O2 với tỷ lệ thori khác nha

3.7 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính tốn
hợp nhiên liệu T h

iii

238

U O2 với tỷ lệ thori khác nha


DANH MỤC HÌNH VẼ

1.1


Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR

1.2

Sơ đồ cơ bản của MYRRHA . . . . . . . . . . . . .

1.3

Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới

1.4

Một số hình ảnh tại KIPT . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5

Phổ năng lượng neutron sinh ra ở những góc k

tính tốn bởi S. Meigo và cộng sự . . . . . . . . .
1.6

Phân bố thông lượng neutron được tính tốn
cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.7

Hiệu suất phát neutron được tính bởi A. Letou
sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.8


Phân bố góc neutron phát ra được tính tốn b
và cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.9

Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dòng

trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số k

trên một số bia rắn; được tính tốn bởi H. Nife
sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
1.10

Phổ neutron sinh ra được tính tốn bởi A. Kra

1.11

Tính toán các tham số neutron bởi D. Sangch
sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.12

Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia . . . .

1.13

Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề x
27


1.14

Mơ hình ADTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.15

iv
Cấu trúc ADSR sử dụng muối nóng chảy ở Nh


2.1

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

2.2

Phân bố năng lượng của các neutron phát ra t

với dòng proton tới mang năng lượng từ 250 M

MeV (đường liền nét) và phân bố năng lượng n

chì rắn của nhóm tác giả A.Krasa (chấm trịn)
2.3

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

2.4

Phân bố neutron sinh ra ở các góc từ 0


0

đến

dịng proton tới mang năng lượng từ 0.25 GeV đ
đường liền nét); và kết quả tính tốn phân bố

của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằ

SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quant
Dynamic) (các chấm tròn) . . . . . . . . . . . . . . .
2.5

Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính toán từ

proton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV
2.6

Vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron với các m

250 MeV, 500 MeV, 1000 MeV và 2000 MeV (
0

so sánh kết quả với tính tốn (ở góc 60 ) của
X.Ledoux cùng cộng sự tính tốn trên bia chì
0

0


45 − 55 )(h2.6e) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.7

Mặt cắt ngang lõi lò phản ứng ADSR dựa trên

phản ứng TRIGA Mark II với vị trí các thanh n
trong . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
2.8

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

3.1

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

3.2

v
Phổ năng lượng của hạt alpha . . . . . . . . . . .


3.3

Phổ năng lượng của hạt beta . . . . . . . . . . . .

3.4

Phổ năng lượng của tia gamma . . . . . . . . . .


3.5

Phổ năng lượng của hạt neutrino . . . . . . . . .

3.6

Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều ca

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn (đư

đen), vonfram (các màu cịn lại); chất làm mát b
3.7

Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều ca

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác và chất làm
lỏng. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.8

Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều ca

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng .
3.9

Phân bố thơng lượng neutron dọc theo bán kín

hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng .
3.10

Thơng lượng neutron được tính ứng với vị trí m

0

0

0

0

0

25 , 45 , 60 , 75 , 85 (hình 3.10a); dọc theo
cm đến 65 cm (hình 3.10b), và theo bán kính
24 cm (hình 3.10c) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.11

Phân bố thơng lượng neutron theo chiều cao,

trí 8,75 cm, 12,25 cm 15,75 cm, 19,25 cm, 22,7

dọc theo bán kính . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .
3.12

Phân bố thơng lượng neutron theo bán kính, ứ
0

0

0

0


0

0

0

0

trí góc 20 , 35 , 45 , 55 , 65 , 70 , 80 , 85 .
3.13

Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kí

3.14

Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều
với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-233 . . . . . .
vi


3.15 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều
với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-235 . . . . . .
3.16 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều

với nhiên liệu là hỗn hợp Th,U-233 và Th,U-23

3.17 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượn
3.18 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao


nhiên liệu sử dụng là U O2 . . . . . . . . . . . . . .

3.19 So sánh phân bố thông lượng neutron theo ch
233

lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h

U O2 và

3.20 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính c

nhiên liệu sử dụng là U O2 . . . . . . . . . . . . . .

3.21 So sánh phân bố thông lượng neutron theo bá
233

lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h

U O2 và

3.22 So sánh phân bố thông lượng neutron theo năng
hợp nhiên liệu khác nhau . . . . . . . . . . . . . . . .

3.23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính t
hợp nhiên liệu T h

233

U O2 với tỷ lệ thori lần lư


và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính t
hợp nhiên liệu T h

233

U O2 với tỷ lệ thori lần lượ

và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.25 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính t
hợp nhiên liệu T h

235

U O2 với tỷ lệ thori lần lư

và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

vii


3.26 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính toán cho hỗn
hợp nhiên liệu T h

235

U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%


và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

81

3.27 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h

238

U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20%

và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

83

3.28 Hệ số nhân neutron hiệu dụng keff được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h

238

U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%

và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

viii

84


MỞ ĐẦU


Năng lượng hạt nhân đang đóng vai trị rất quan trọng cho nhu cầu
năng lượng chung hiện nay trên thế giới, trong bối cảnh những nguồn năng
lượng khác ngày càng cạn kiệt. Công nghệ hạt nhân từ xưa đến nay chủ
yếu vẫn dựa trên hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân truyền thống, với
nhiên liệu chủ yếu là urani. Tuy nhiên, 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. Những thảm họa
liên quan đến năng lượng hạt nhân đã từng xảy ra, như ở Chernobyl hay
Fukushima, càng khiến cho điện hạt nhân đang đứng trước nhiều thách
thức. Nhiều quốc gia trên thế giới đã phản đối việc xây dựng nhà máy điện
hạt nhân vì những lý do này. Việc xây dựng, thiết kế các lò phản ứng hiện
nay đang hướng đến giải quyết các vấn đề còn tồn tại này.
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). ADSR hoạt động dựa trên nguyên tắc cơ bản là:
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. Ý tưởng về lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia
tốc - ADSR, còn được gọi là kiểu lò phản ứng lai; đã được đề cập đến vào
thập niên 80 và 90, bởi các nhóm tác giả C.Rubbia [1]; K.Furukawa [2],
C.D.Bowman [3] và các cộng sự. Cho đến nay, ADSR vẫn đang được rất
nhiều người quan tâm và nghiên cứu; bởi những ưu điểm vượt trội so với lò
phản ứng hạt nhân truyền thống như độ an tồn cao hơn, vì khi có sự cố xảy
ra, chỉ cần dừng hoạt động của máy gia tốc thì lị phản ứng sẽ dừng hoạt
động; có thể sử dụng nhiên liệu đa dạng, cùng khả năng vừa huỷ rác thải
1



phóng xạ vừa sản xuất năng lượng. Một ưu điểm nữa của ADSR là tiềm
năng sử dụng thori làm nhiên liệu thay thế cho urani. 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, và tổng lượng thori trên trái đất ước tính vào khoảng 1,
2.10

14

tấn; đất thông thường chiếm khoảng 6 phần triệu thori [4]. Không giống

như urani, 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 từ Th-232.
Mặc dù thori có khả năng tự phân hạch với các neutron nhanh thích hợp; tuy
nhiên, việc chuyển đổi Th-232 thành U-233 rồi phân hạch sẽ cho hiệu quả cao
hơn [4]. Tiềm năng của thori trong sản xuất năng lượng phân hạch đã được
cơng nhận và một số lị phản ứng, thuộc nhiều loại khác nhau, đã hoạt động
bằng cách dựa trên nhiên liệu thori. Tuy nhiên, với cơ chế hoạt động của
ADSR thì tiềm năng sử dụng thori sẽ cịn lớn hơn nữa.

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. 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. Một số nghiên cứu trước đây đã đề cập đến việc sử
dụng bia lỏng như chì [3] hoặc chì – bismuth nhưng chỉ nằm trong vùng nhỏ
của lõi, hướng đến chuyển đổi chất thải phóng xạ hơn là phát triển ADSR,
chưa thực hiện các tính tốn các tham số neutron một cách chi tiết để đánh
giá cụ thể. 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 trị như
chất làm mát, truyền tải nhiệt lượng ra bên ngoài. Đây là một mơ hình mới
mà hầu như trên thế giới chưa có nhiều nghiên cứu cụ thể. 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.

2


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 lị phản ứng. Với
mục tiêu thứ nhất, chương trình mơ phỏng MCNP được sử dụng để xây dựng
dựa trên các thông số cơ bản của lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark
AI. Ở đây, kiểu lị 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], từ đó có thể dễ dàng
so sánh kết quả trong luận án này với các kết quả khác, để có được độ tin cậy
cao hơn. Với mục tiêu thứ hai, luận án sẽ thực hiện các tính tốn như: tính
tốn các đặc trưng neutron sinh ra từ tương tác (p,n) dựa trên đề xuất sử
dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác và chất tải nhiệt. Các kết quả tính tốn cụ
thể bao gồm phân bố năng lượng, phân bố góc của neutron phát ra; cùng với
hiệu suất phát neutron và vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng
lượng và theo góc khối; nghiên cứu phổ phóng xạ hạt nhân thori trong mơi
trường chì lỏng và phân bố thơng lượng neutron bên trong ADSR sử dụng
thori làm nhiên liệu. Kết quả bao gồm việc xác định các loại tia phóng xạ sinh
ra, các hạt nhân con tạo thành; phổ năng lượng các tia alpha, beta, gamma,
neutrino; năng lượng cực tiểu, trung bình và cực đại của các hạt nhân con;
tính tốn phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao, bán kính lị; theo
năng lượng và phân bố góc neutron phát ra. Những tính tốn này được thực

hiện trên cơ sở khai thác các dữ liệu, kĩ thuật tính tốn có độ tin cậy cao,
được sử dụng phổ biến từ trước đến nay trong lĩnh vực nghiên cứu về lò phản
ứng như: thư viện dữ liệu JENDL, chương trình mơ mỏng và tính tốn
GEANT4, MCNP5, MCNPX.

Nội dung chính của luận án ngồi phần mở đầu, nội dung chính được
trình bày thành 3 chương:
•

Chương 1 trình bày tổng quan những vấn đề nghiên cứu liên quan đến
3


lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc, nguyên lý hoạt
động cơ bản, tình hình phát triển hiện nay cùng với việc phân tích
một số nghiên cứu cụ thể liên quan đến ADSR.
•

Chương 2 trình bày về mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng và
mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn sử dụng chì lỏng
vừa làm bia tương tác và tải nhiệt. Từ các mơ hình này, một số tính
tốn được thực hiện, so sánh với một số nghiên cứu của các tác giả
khác nhằm đánh giá sự phù hợp và hiệu quả của mơ hình.

•

Chương 3 trình bày các tính toán nhằm đánh giá khả năng sử dụng
nhiên thori làm nhiên liệu cho ADSR dùng chì lỏng; các tính tốn kết
hợp thori-urani với những tỷ lệ khác nhau nhằm dự đoán tỷ lệ phù
hợp cho ADSR hoạt động.


Cuối cùng là phần trình bày về các kết luận chung, tóm tắt các kết quả
đạt được, đề xuất các hướng nghiên cứu tiếp theo, các cơng trình liên
quan đến đề tài và phần tài liệu tham khảo.

4


CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU

Chương này giới thiệu sơ lược về q trình hình thành ý tường về lị
phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc , nguyên tắc hoạt
động cũng như tình hình phát triển hiện nay; cùng với đó là phân tích các
nghiên cứu về ADSR có liên quan đến đề tài như các nghiên cứu phản ứng
phân hạch, phân bố neutron và nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu.

1.1

Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc
(ADSR)
Q trình cơ bản xảy ra trong một lị phản ứng hạt nhân điều khiển bằng

máy gia tốc là sự biến đổi hạt nhân dựa trên phản ứng bắn phá một hạt nhân
nặng bằng một hạt nhân nhẹ. Những quan sát đầu tiên thuộc về Ernest
Rutherford vào năm 1919, khi ông nghiên cứu phản ứng bắn phá hạt nhân N17 bằng hạt α. Sau đó, Ernest Orlande Lawrence đã thiết kế nên máy gia tốc
cyclotron đầu tiên, mở ra hướng nghiên cứu về cường độ, dòng hạt tạo ra từ
máy gia tốc và ứng dụng vào nghiên cứu phân hạch hạt nhân. Đến năm 1940,
Ernest Orlande Lawrence và Nicolay Nicolayevich Semenov đã độc lập đề
xuất sử dụng máy gia tốc hạt như là một nguồn để tạo ra neutron. Đến năm
1941, Glenn T. Seaborg và cộng sự của ông đã tạo ra lượng plutoni đầu tiên

(Pu-238) bằng cách sử dụng máy gia tốc cyclotron kích thước 60 inch ở Đại
học California tại Berkeley (U.C. Berkeley) tạo ra dòng deuteron bắn phá hạt
nhân urani tự nhiên (chủ yếu là U-238).
Các đề xuất sử dụng máy gia tốc tạo dòng proton năng lượng cao trong việc
phát triển năng lượng hạt nhân đã được đưa ra từ nhiều thập kỷ trước đây [912], nhưng nó chỉ thực sự được quan tâm nhiều kể từ khi được đề cập trở lại
bởi các tác giả C.Rubbia [1]; K.Furukawa [2], C.D.Bowman [3] và các cộng sự.
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
5


lên một bia nặng, gây ra tương tác (p,n). 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. Năng lượng của neutron bị giảm dần do các q
trình ion hóa, va chạm khơng đàn hồi, đạt đến năng lượng nhiệt; từ đây
sẽ gây ra phản ứng phân hạch và số neutron sẽ được nhân lên. Các quá
trình bên trong lị phản ứng được duy trì hoạt động ở trạng thái dưới tới
hạn; các neutron sinh ra từ q trình tương tác (p,n) sẽ đóng vai trị là
các neutron bù, duy trì trạng thái hoạt động dưới tới hạn của lò phản
ứng. Nguyên lý hoạt động của ADSR được trình bày ở hình 1.1 [1].
Trong lị phản ứng, nếu hệ số nhân neutron keff < 1 thì phản ứng phân hạch
khơng thể tự duy trì và có xu hướng tắt dần; muốn duy trì hoạt động của
nó, cần phải cấp thêm cho lò một lượng neutron để duy trì ổn định hoạt
động nên gọi là lị phản ứng dưới tới hạn. Dòng proton năng lượng cao
tương tác lên bia nặng tạo ra tương tác (p,n) chính là để tạo ra các neutron
bù. Ngày nay, với sự phát triển của khoa học kĩ thuật, việc tạo ra dòng
proton năng lượng cao từ máy gia tốc khơng cịn là vấn đề lớn.


Những vấn đề cơ bản liên quan đến ADSR đã bắt đầu được nghiên cứu
từ năm 2001 [13]. Hiện nay, một số vấn đề vẫn còn đang được quan tâm
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. . . ).
Nghiên cứu về phổ neutron. Phổ neutron sinh ra từ phản ứng (p,n) gồm cả
neutron nhiệt và neutron nhanh. Tiết diện phản ứng đối với neutron nhiệt nhìn
chung cao hơn so với neutron nhanh; điều này mở ra tiềm năng lớn trong việc
thiêu hủy chất thải phóng xạ [14]. Tuy nhiên, điều này chỉ đúng đối với các hỗn
hợp nhiên liệu phân hạch; còn đối với các actini hiếm (minor

6


Hình 1.1: Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR
Chú thích: Accelerated protons: các hạt proton được gia tốc; Accelerator: máy gia tốc hạt;
Energy extraction: năng lượng được lấy ra ; Fraction f of the energy bach to the accelerator:
tỉ phần f của năng lượng được đưa trở lại để cung cấp cho máy gia tốc hoạt động; Fraction
(1-f) of the energy: tỉ phần (1-f) của năng lượng được đưa vào lưới điện; Grid: lưới điện;
Spallation: sự phá vỡ hạt nhân, Subcritical core: lõi lò phản ứng dưới tới hạn; Target: bia để
bắn chùm hạt proton vào và tạo ra phản ứng (p,n).

actinide), phổ neutron nhanh cho phép thiêu hủy dễ dàng hơn do tiết
diện phân hạch lớn hơn.
Nghiên cứu về loại nhiên liệu. ADSR đang được xem xét sử dụng nhiên
liệu truyền thống urani dạng oxit. Một số đề xuất gần đây cho việc sử
dụng thori hay hỗn hợp urani – thori. Nguồn urani ngày càng giảm, trong
khi tiềm năng của thori rất lớn. Đặc biệt khi dùng thori thì khơng sinh ra
plutoni, một ngun liệu cần thiết cho việc phát triển vũ khí hạt nhân.
Nghiên cứu về loại bia tương tác. Các loại bia nặng thường cho hiệu suất

sinh neutron cao, điển hình như chì, chì – bismuth ở dạng rắn và cả những
0

đề xuất dạng lỏng. Chì có nhiệt độ nóng chảy khá cao, 327 C và có thể khó
khăn và tốn kém để giữ cho nó ở trạng thái ổn định tại mọi thời điểm. Chì0

bismuth có nhiệt độ nóng chảy chỉ là 123, 5 C; dùng bismuth sẽ làm sinh ra
nhiều Po-210 có tính độc phóng xạ và dễ bay hơi. Cả chì và chì-bismuth
đều ăn mịn kim loại, ăn mịn nhiều hơn ở nhiệt độ cao. Về mặt này, nhiệt
7


độ làm việc thấp hơn của chì-bismuth là một ưu điểm lớn.
Nghiên cứu về chất làm mát. Một số đề xuất cho chất làm mát (hay chất
tải nhiệt), là làm mát bằng khí hoặc bằng kim loại lỏng. Đề xuất làm mát
bằng khí lấy ý tưởng từ lị phản ứng bằng khí ở nhiệt độ cao – HTGR
[15]. Một số đề xuất làm mát bằng chì, chì – bismuth hoặc dùng muối
nóng chảy. Tuy nhiên, mỗi loại đều có ưu nhược điểm riêng, cần phải
nghiên cứu một cách rõ ràng hơn.
Như vậy, có thể thấy rằng cịn cần rất nhiều nghiên cứu khác nhau về
ADSR, và luận án này lựa chọn nghiên cứu về khả năng sử dụng thori
làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc
dựa trên mơ hình tương tác (p,n) trên chì lỏng vừa làm bia và tải nhiệt;
nhằm có thêm đánh giá một cách rõ ràng hơn, vì những nghiên cứu về
vấn đề này trên thế giới chỉ mới ở mức đề xuất hoặc mới ở những
nghiên cứu ban đầu, chưa có nhiều đánh giá thật sự rõ ràng và đầy đủ.
Ở Việt Nam hiện nay chưa có nhiều nhóm nghiên cứu về lò phản ứng hạt

nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc. Nhóm nghiên cứu đầu tiên là
của các tác giả Nguyễn Mộng Giao và cộng sự. Nhóm đã bắt đầu nghiên cứu

về ADSR vào khoảng từ năm 2002. Nhóm nghiên cứu đã phát triển các kĩ
thuật tính tốn liên quan đến phổ neutron, số neutron sinh ra trong tương tác
(p,n) trên một số bia dày với năng lượng dòng proton tới từ 0,5 GeV đến 3,0
GeV; về hiệu ứng màn chắn trong tương tác (p,n) trên một số bia nặng và một
số vấn đề khác. Nhóm nghiên cứu đã có nhiều cơng bố quan trọng, trong đó
có tác giả Nguyễn Thị Ái Thu đã hồn thành luận án Tiến sĩ của mình dưới sự
hướng dẫn của thầy Châu Văn Tạo và thầy Nguyễn Mộng Giao. Trong luận án
của mình, tác giả đã đề ra một mơ hình để nghiên cứu tương tác (p,n) trên các
bia nhằm cải thiện sai khác của những tính tốn lý thuyết trước đây so với
thực nghiệm ; mơ hình này được gọi là mơ hình màn chắn trên bia. Kết quả
trong luận án này gồm bộ số liệu về số neutron

8


sinh ra, phân bố năng lượng, phân bố góc của neutron trong các tương tác
(p,n) trên một số bia nặng như urani, chì, vonfram , vàng;. . . với năng lượng
bắn phá từ 0,5 GeV đến 1,5 GeV [16-19]. Từ các kết quả tính tốn, tác giả đã
đưa ra nhiều nhận xét về tính chất của tương tác (p,n) trên các bia khác nhau
làm cơ sở cho việc lựa chọn bia, năng lượng dòng proton được gia tốc.
Những năm gần đây, nhóm đã phát triển các hướng nghiên cứu mới, một
trong những hướng này là tính tốn trên bia chì lỏng; nghiên cứu khả năng sử
dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR được thực hiện trong luận án.

Một tác giả khác ở Việt Nam có nhiều nhiên cứu về ADSR là tác giả Vũ
Thanh Mai và các cộng sự Cheol Ho Pyeon, Masao Yanmanaka. . . ở đại
học Kyoto và cơ quan năng lượng nguyên tử Nhật Bản [20-25]. Nhóm đã
thực hiện các nghiên cứu trên hệ tổ hợp đa lõi KUCA ( Kyoto University
Critical Assembly). Những cơng trình này tập trung vào nghiên cứu sử
dụng hệ thống máy gia tốc dòng proton 100 MeV trên bia kim loại nặng,

kết hợp sử dụng nhiên liệu U-235 và Th-232, kết hợp với máy phát
neutron 14 MeV. Tính tốn các tham số động học, so sánh hành vi của
các neutron tức thời và neutron trễ trong các trường hợp khác nhau.
Thực nghiệm nghiên cứu độ phản ứng với dòng proton 100 MeV trên bia
chì – bismuth ở KUCA. Các cơng trình này có giá trị rất lớn, được đăng
tải trên nhiều tạp chí hàng đầu về năng lượng hạt nhân, đóng góp quan
trọng vào nghiên chung về ADSR trên thế giới.
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]. 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
9