BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ

VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

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 GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO

BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ


VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM

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


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 chuyên 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


MỤC LỤC

DANH MỤC VIẾT TẮT

i

DANH MỤC CÁC BẢNG
DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ

iii
viii


MỞ ĐẦU

1

CHƯƠNG 1 TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU

5

1 1 Lị phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia
tốc (ADSR)
1 2 Tình hình phát triển ADSR hiện nay

5
9

1 3 Nghiên cứu phản ứng phân hạch, phân bố neutron trên bia
rắn cho ADSR

14

1 4 Nghiên cứu sử dụng thori làm nhiên liệu trong lò phản ứng
hạt nhân truyền thống
1 5 Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR

21
26

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


31

2 1 Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng

31

2 1 1 Mơ hình và phương pháp tính tốn

31

2 1 2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra

35

2 1 3 Phân bố góc của neutron phát ra
215

36

214

Hiệu suất
phát


neutron theo góc

39


Vi phân bậc hai của tiết
diện sinh neutron theo
năng

38

lượng và theo góc khối
(neutron production double
differential cross section)
2 2 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì
lỏng và nhiên liệu thori

41

2 2 1 Mơ hình lị phản ứng TRIGA Mark II mơ phỏng bằng
MCNPX

43

2 2 2 Hiệu suất phát neutron Yn/p

45

2 2 3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f

46

CHƯƠNG 3

TÍNH TỐN NHIÊN LIỆU THORI CHO


ADSR

48

3 1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong mơi trường chì lỏng 48
3 1 1 Mơ hình và phương pháp tính tốn

49

3 1 2 Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và
phản neutrino
3 1 3 Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành

51
54

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

55

3 2 1 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng
nước nhẹ

56

3 2 2 Trường hợp nhiên liệu UZrH và chất làm mát bằng chì
lỏng


57

3 2 3 Trường hợp nhiên liệu ThUO và chất làm mát bằng
chì lỏng

59


3 3 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên
liệu thori

60

3 3 1 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng neutron
phát ra

61

3 3 2 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao

63

3 3 3 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo bán kính

65

3 4 Phân bố thông lượng neutron bên trong ADSR sử dụng nhiên
liệu hỗn hợp thori và urani


67

3 4 1 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính

67

3 4 2 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi 69
lị
343
71
Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng
344
So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu
72
U O2, T h233U O2 và T h235U O2
3 5 Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp
thori
Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp
nhiên
-273 5 1

76

77

liệu T h233U O2
Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp
nhiên
-273 5 2
liệu T h235U O2


80

3 5 3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên
liệu T h238U O2

83

KẾT LUẬN

88

KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO

90


CÁC CƠNG TRÌNH NGHIÊN CỨU LIÊN QUAN ĐẾN ĐỀ
TÀI

92

TÀI LIỆU THAM KHẢO

94


DANH MỤC VIẾT TẮT

Từ viết tắt


Tiếng Anh

Tiếng Việt

ADS

Accelerator Driven System Hệ thống điều khiển hoạt
động bằng máy gia tốc

ADSR

Accelerator Driven Subcriti- Lò phản ứng hạt nhân dưới
cal Reactor

tới hạn điều khiển bằng máy
gia tốc

ADTR

Accelerator Driven Thorium Lò phản ứng hạt nhân dưới
Reactor

tới hạn điều khiển bằng máy
gia tốc sử dụng nhiên liệu
thori

ENDF

Evaluated Nuclear Data File Thư viện dữ liệu hạt nhân


FNS

Fast Neutron Flux

Thơng lượng neutron nhanh

GEANT

Geometry And Tracking

Hình học và vận chuyển

JENDL

Japanese Evaluated Nuclear Thư viện dữ liệu hạt nhân
Data Library

Nhật Bản

JENDL-

Japanse Evaluated Nuclear Thư viện dữ liệu hạt nhân

HE–2007

Data Library/High Energy

KIPT


Kharkov Institute of Physics Viện Vật lý và kĩ thuật
and Technology

KUCA

năng lượng cao Nhật Bản

Kharkov

Kyoto University Critical Tổ hợp tới hạn ở Đại học KyAssembly

oto

LFR

Lead Fast Reactor

Lò phản ứng nhanh dùng chì

LWR

Light Water Reactor

Lị phản ứng nước nhẹ

i


MCNP


MSR
Monte Carlo N-Particle

Chương trình mơ phỏng vận
chuyển hạt bằng phương
pháp Monte Carlo

Molten Salt Reactor
MYRRHA

Lị phản ứng muối nóng chảy

Multi-purpose hYbrid Re- Lò phản ứng nghiên cứu lai
search Reactor for High-tech đa mục đích dùng cho nghiên
Applications

cứu ứng dụng kĩ thuật cao

NF

Neutron Flux

Thơng lượng neutron

SCWR

Super Critical Water Reac- Lị phản ứng nước siêu tới

SFR


tor

hạn

Sodium Fast Reactor

Lị phản ứng nhanh dùng natri
Thơng lượng neutron nhiệt

TNF

Thermal Neutron Flux

VHTR

Very High Temperature Re- Lò phản ứng nhiệt độ rất cao
actor

ii


DANH MỤC CÁC BẢNG

1 1 Tổng hợp một số lò phản ứng khác nhau đã và đang sử dụng
nhiên liệu có chứa thori

25

2 1 Chi tiết các thành phần cấu trúc lõi ADSR


44

2 2 Kết quả tính tốn hiệu suất phát neutron

45

2 3 Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên liệu và
các
kết quả tính tốn
31

Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản
3 2 neutrino

47
51
54

3 3 Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra
Thông lượng neutron cực đại và cực tiểu được tính tốn với
hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn, lỏng; chất làm
34
35

mát bằng chì lỏng, so với một số tính toán khác

58
67

Tỷ lệ thành phần urani và thori

Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn 78

36

hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori khác nhau
Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn 82

37

hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori khác nhau
Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn 85
hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori khác nhau

iii


DANH MỤC HÌNH VẼ

1 1 Nguyên tắc hoạt động cơ bản của một ADSR

7

1 2 Sơ đồ cơ bản của MYRRHA

10

1 3 Sơ đồ dự án máy gia tốc và hệ thống dưới tới hạn tại KIPT

12


1 4 Một số hình ảnh tại KIPT

13

1 5 Phổ năng lượng neutron sinh ra ở những góc khác nhau
được
tính tốn bởi S Meigo và cộng sự
16

14

Phân bố thơng lượng neutron được tính tốn bởi S Meigo
và
cộng sự

15

1 7 Hiệu suất phát neutron được tính bởi A Letourneau và cộng
sự

16

1 8 Phân bố góc neutron phát ra được tính tốn bởi G S Bauer
và cộng sự

17

1 9 Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dịng proton tới (hình
trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số khối (hình dưới)
trên một số bia rắn; được tính tốn bởi H Nifenecker và cộng

sự

18

1 10 Phổ neutron sinh ra được tính tốn bởi A Krasa và cộng sự 19
1 11 Tính tốn các tham số neutron bởi D Sangcheol Lee và
cộng
sự
1 12 Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia
1 13 Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề xuất bởi C
Rubbia
27
1 14 Mơ hình ADTR

20

i


26
28

1 15 Cấu trúc ADSR sử dụng muối nóng chảy ở Nhật
Bản

29

2 1 Mơ hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng

33


2 2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra trên bia chì
lỏng
với dịng proton tới mang năng lượng từ 250 MeV đến 3000
MeV (đường liền nét) và phân bố năng lượng neutron trên
bia
35
23
24

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

36

Vị trí các góc phát ra của neutron
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 tốn phân bố phân bố góc
của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằng hai mơ
hình

25

SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quantum Molecular
Dynamic) (các chấm trịn)

26

37


38

Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính tốn từ các dòng
proton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV đến 3000
MeV
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); 40

27

so sánh kết quả với tính tốn (ở góc 600) của nhóm tác giả
X Ledoux cùng cộng sự tính tốn trên bia chì rắn (ở góc từ

450 − 550)(h2 6e)
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

43


2 8 Cấu trúc thanh nhiên liệu

44

3 1 Mơ hình tính tốn phân rã phóng xạ thori trong mơi trường
chì lỏng


49

v

3 2 Phổ năng lượng của hạt alpha

52

3 3 Phổ năng lượng của hạt beta

52

3 4 Phổ năng lượng của tia
gamma

53

3 5 Phổ năng lượng của hạt neutrino

53

3 6 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lị 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 56
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

58


3 8 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn
hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng

60

3 9 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo bán kính lõi lị với hỗn
hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng

61

3 10 Thơng lượng neutron được tính ứng với vị trí một số góc như

250, 450, 600, 750, 850 (hình 3 10a); dọc theo chiều cao từ 5
cm đến 65 cm (hình 3 10b), và theo bán kính lị từ 2 cm đến
24 cm (hình 3 10c)

62

3 11 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao, ứng với các
vị
trí 8,75 cm, 12,25 cm 15,75 cm, 19,25 cm, 22,75 cm,
26,25cm
dọc theo bán kính
3 12 Phân bố thơng lượng neutron theo bán kính, ứng với các vị

64


trí góc 200, 350, 450, 550, 650, 700, 800,


850

3 13 Phân bố thơng lượng neutron dọc theo bán kính

66
68

3 14 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,
với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-233
vi

69


3 15 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,
với nhiên liệu là hỗn hợp Th và U-235

70

3 16 Phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao của lõi lò,
với nhiên liệu là hỗn hợp Th,U-233 và Th,U235
3 17 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng

70
71

3 18 Phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi lò, với
nhiên liệu sử dụng là U


O2

72

3 19 So sánh phân bố thông lượng neutron theo chiều cao của lõi
lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h233U O2 và T h235U

73

O2

3 20 Phân bố thơng lượng neutron theo bán kính của lõi lị, với
nhiên liệu sử dụng là U

O2

74

3 21 So sánh phân bố thơng lượng neutron theo bán kính của lõi
lị, với nhiên liệu sử dụng là U O2, T h233U O2 và T h235U

75

O2

3 22 So sánh phân bố thông lượng neutron theo năng lượng các
hỗn
hợp nhiên liệu khác nhau
3 23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn


2

v

hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%,
20%
và 40%
3 24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h233U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%,
80%
và 100%
3 25 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%,

v


76
80

79
81


3 26 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h235U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80%
và 100%
3 27 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%,
20%

và 40%
3 28 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính tốn cho hỗn
hợp nhiên liệu T h238U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%,
80%
và 100%

v


81

83

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 toàn 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 1014 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 còn 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 lò 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
II 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 thơng 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 toán 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 tốn 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
11

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 N-17 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
[9-12], 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 q 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 kef f < 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 lị một lượng neutron để duy trì ổn định hoạt động
nên gọi là lò 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 dịng proton năng
lượng cao từ máy gia tốc khơng còn 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