Tải bản đầy đủ

Chuyên đề nghiên cứu sinh: Phát triển dòng nơtron nhiệt trên cơ sở kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt và khả năng ứng dụng trong thực nghiệm đo số liệu hạt nhân

0

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
___________________


PHẠM NGỌC SƠN


PHÁT TRIỂN DÒNG NƠTRON NHIỆT TRÊN CƠ SỞ KÊNH NGANG
SỐ 2 CỦA LÒ PHẢN ỨNG ĐÀ LẠT VÀ KHẢ NĂNG ỨNG DỤNG
TRONG THỰC NGHIỆM ĐO SỐ LIỆU HẠT NHÂN


CHUYÊN ĐỀ NGHIÊN CỨU SINH


NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
1. PGS. TS. VƯƠNG HỮU TẤN
2. TS. MAI XUÂN TRUNG






ĐÀ LẠT, THÁNG 10/2012
1




MỤC LỤC
Trang
Tóm tắt 2
I. ĐẶT VẤN ĐỀ 3
II. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 5
2.1. Thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc 5
2.2. Thiết kế hệ thống các khối chuẩn trực bên trong kênh 2 8
2.3. Các phương pháp tính toán và mô phỏng Monte Carlo 10
2.4. Phát triển bộ phin lọc nơtron nhiệt 20
III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 24
IV. KẾT LUẬN 33
TÀI LIỆU THAM KHẢO 33















2





TÓM TẮT

Một hệ thiết bị dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc bao gồm
hệ phin lọc, hệ chuẩn trực và cấu trúc che chắn bức xạ đã được tính
toán thiết kế, tối ưu hóa bằng kỹ thuật mô phỏng Monte-Carlo.
Toàn bộ hệ thiết bị dẫn dòng nơtron này đã được triển khai thiết kế,
chế tạo và lắp đặt thành công trên kênh nơtron số 2 của lò phản ứng
Đà lạt, để dẫn dòng nơtron nhiệt từ lò phản ứng phục vụ các thí
nghiệm nghiên cứu đo số liệu hạt nhân. Qua các kết quả khảo sát
và thử nghiệm có thể đánh giá một cách khách quan rằng dòng
nơtron nhiệt có chất lượng tốt và đã đáp ứng mục tiêu đặt ra là có
khả năng ứng dụng để đo số liệu hạt nhân và các ứng dụng khác
liên quan đến phản ứng (n, γ).













3

I. ĐẶT VẤN ĐỀ
Tổng quan tình hình nghiên cứu ở ngoài nước:
Một trong những phương pháp tạo dòng nơtron chuẩn đơn năng cường độ
mạnh nhất hiện nay trong vùng năng lượng keV là các chùm nơtron phin lọc trên
cơ sở các kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu. Phương pháp tạo ra
dòng nơtron phin lọc đã được phát triển trên thế giới trong vài thập niên qua.
Các dòng nơtron phin lọc từ lò phản ứng nghiên cứu có khả năng ứng dụng
trong việc cung cấp số liệu thực nghiệm có độ chính xác cao về tiết diện phản
ứng hạt nhân trong vùng năng lượng từ 0.4keV đến vài trăm keV. Xuất phát từ
những ưu điểm quan trọng này, IAEA đã đề xuất các chương trình hợp tác quốc
tế nhằm khuyến khích phát triển các dòng nơtron phin lọc theo một tiêu chuẩn
thống nhất về phin lọc nơtron và bia mẫu [2], để cung cấp số liệu hạt nhân thực
nghiệm chất lượng cao cho chương trình phát triển hệ thống cơ sở dữ liệu thực
nghiệm về số liệu hạt nhân Quốc tế EXPOR.
Kỹ thuật phin lọc nơtron trên cơ sở các kênh nơtron nằm ngang từ lò phản
ứng có ưu điểm là cho phép người sử dụng nhận được dòng nơtron đơn năng và
có cường độ tương đối cao so với nhiều kỹ thuật khác. Ngoài ra, các dòng
nơtron phin lọc từ lò phản ứng còn có phông gamma thấp và được chuẩn trực rất
tốt (đường kính của chùm cỡ 4-40 mm). Các ưu điểm này cùng với cường độ
chùm nơtron cao (thông lượng 10
6
-10
8
n/cm
2
/s) cho phép sử dụng các chùm
nơtron phin lọc trong nhiều lĩnh vực nghiên cứu cơ bản và nghiên cứu ứng dụng
như đo đạc số liệu hạt nhân, nghiên cứu vật liệu, nghiên cứu cấu trúc hạt nhân
và phản ứng hạt nhân, nghiên cứu vật lý thiên văn và y học hạt nhân, [5-13].
Viện Nghiên cứu hạt nhân Kiev (Ucraina), đã phát triển các tổ hợp phin lọc
nơtron sử dụng các loại vật liệu Ni, Fe, S, B, Al, Mn, Mg, Si, Sc và các đồng vị
Cr-52, Fe-54, Fe- 56, Ni-58, Ni-60, Ni-62, Ni-64, B-10, để làm phin lọc và đã
nhận được các dòng nơtron chuẩn đơn năng 0.498, 1.772 , 1.866, 4.302, 12.67,
17.63, 24.34, 58.8, 133.3, 148.3, 275.0 và 313.7 keV. Trên cơ sở các dòng
nơtron phin lọc này, các nghiên cứu thực nghiệm về tiết diện phản ứng nơtron
4

Tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước:
Lò phản ứng hạt nhân Đà lạt có 4 kênh nơtron phục vụ cho các mục đích
nghiên cứu với đường kính kênh là 15,2 cm, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1
kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3 kênh ngang được đưa vào sử dụng là kênh
tiếp tuyến số 3, kênh xuyên tâm số 2 và 4. Các dòng nơtron phin lọc từ kênh
ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử dụng từ những năm 1990 phục vụ các
nghiên cứu cơ bản và ứng dụng [5]. Năm 1990 kỹ thuật phin lọc nơtron được
phát triển ở lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt cho phép nhận được các chùm nơtron
chuẩn đơn năng với thông lượng từ 10
4
-10
6
n/cm
2
/s thích hợp cho các nghiên
cứu số liệu phản ứng hạt nhân với nơtron. Các dòng nơtron đơn năng cao trên
kênh ngang số 4 bao gồm: nhiệt, 54keV, 148keV đã được phát triển và đưa vào
sử dụng từ những năm 1990; và các dòng nơtron đơn năng mới 24keV, 59keV
và 133keV đã được phát triển vào năm 2008 [5]. Năm 1988 kênh tiếp tuyến số 3
được đưa vào sử dụng phục vụ hướng nghiên cứu phân tích kích hoạt nơtron
gamma tức thời (PGNAA), chụp ảnh nơtron và các thí nghiệm đo nơtron truyền
qua. Hiện nay, dòng nơtron nhiệt từ kênh ngang số 3 đang được sử dụng cho
mục đích nghiên cứu thực nghiệm về cấu trúc và mật độ mức hạt nhân bằng
phương pháp đo tổng biên độ các xung gamma trùng phùng từ phản ứng bắt
nơtron nhiệt.
Trên cơ sở các thông tin tổng quan đã phân tích ở trên, nội dung nghiên
cứu phát triển dòng nơtron nhiệt trên cơ sở kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà
Lạt để phục vụ đo số liệu hạt nhân thực nghiệm và các ứng dụng liên quan là rất
cần thiết. Mục tiêu đặt ra trong chuyên đề này là tập trung nghiên cứu tính toán
5

II. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
2.1. Thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc
Trên cơ sở các số liệu về cấu trúc thiết kế của kênh ngang xuyên tâm số 2
của lò phản ứng Đà lạt, hệ dẫn dòng nơtron trên kênh ngang số 2 đã được đề
xuất thiết kế ban đầu. Bản thiết kế ban đầu này có ý nghĩa quan trọng về mô
hình tổng quát, các thông số chi tiết như tỷ lệ thành phần vật liệu, cấu trúc hình
học và kích thước của các yếu tố thành phần chỉ có tính chất ước lượng gần
đúng. Trên cơ sở mô hình thiết kế tổng quát này, phương pháp Monte Carlo đã
được áp dụng để tối ưu hoá mô hình thiết kế. Quá trình tính toán mô phỏng được
thực hiện lặp lại nhiều lần để điều chỉnh và chính xác hoá các yếu tố chi tiết của
mô hình thiết kế. Sau khi tất cả các tham số đã được tính toán điều chỉnh phù
hợp, bản thiết kế ban đầu đã được tối ưu hoá trên cơ sở thỏa mãn các yêu cầu
sau:
- Suất liều gamma và nơtron bên ngoài kênh < 10μSv/h,
- Thông lượng nơtron nhiệt tại lối ra ≥ 10
6
n/cm
2
/s,
- Tiết diện ngang của dòng nơtron có đường kính 3cm,
- Giảm thiểu được cấu trúc che chắn phức tạp bên ngoài kênh,
- Có cơ chế tháo lắp dễ dàng.
Hệ dẫn dòng nơtron theo thiết kế có dạng hình trụ; tổng chiều dài là 153 cm;
đường kính trong là 9,4 cm; đường kính ngoài gồm 2 phần liên kết cố định với
nhau: phần thứ nhất (hướng vào phía vành phản xạ của lò phản ứng) có chiều
dài 99,6 cm với đường kính ngoài là 15 cm khớp với đường kính trong (φ = 15,2
cm) của ống dẫn kênh 2 bằng nhôm (inner part) và phần thứ 2 có chiều dài 50,7
cm với đường kính ngoài là 20,1cm khớp với phần đường kính trong (φ = 20,3
cm) của ống dẫn kênh 2 bằng thép (outer part).
6

Mặt ngoài của hệ dẫn dòng là một vỏ bọc được chế tạo bằng vật liệu nhôm
dày 4mm; mặt trong là một ống nhôm dày 2,5 mm. Mặt đáy trong là một vành
bằng nhôm dày 3cm có dạng hình côn có tác dụng dẫn hướng, để tạo ra sự dễ
dàng trong quá trình lắp đặt, đường kính ngoài 15cm khớp với mặt ngoài bằng
ren vặn, đường kính trong là 6,5cm và chuẩn tâm cho mặt trong. Mặt đáy trong
ngoài chức năng dẫn hướng, còn có chức năng chính là tạo ra sự liên kết kín
giữa mặt trong và mặt ngoài, chốt phin lọc và ống chuẩn trực không vượt ra khỏi
hệ dẫn dòng. Mặt đáy ngoài là một vành tròn bằng nhôm dày 2,7cm, đường kính
ngoài 15cm khớp với mặt ngoài bằng ren vặn, đường kính trong là 9,4cm khớp
và chuẩn tâm cho mặt trong. Trên mặt đáy ngoài này có hai lỗ ren φ= 8mm và
khe tiện theo rãnh hình chữ L có tác dụng để tạo ra sự liên kết với thanh đẩy
trong quá trình lắp đặt hoặc tháo ra. Ngoài ra mặt đáy ngoài cũng có chức năng
tạo ra sự liên kết kín và vững chắc giữa mặt ngoài và mặt trong.
Phần không gian của hình trụ giữa các mặt trong và mặt ngoài được lấp đầy
bằng hợp chất hấp thụ nơtron SWX-277 (
chứa 1,56% Bo, 3.44x10
22
nguyên tử
Hydro/cm
3
) và 3 cm chì tiếp giáp với mặt đáy ngoài. Phần không gian hình trụ
bên trong và đồng trục với hệ dẫn dòng có đường kính 9,4cm được sử dụng để
lắp ống đựng các phin lọc nơtron (neutron filter holding tube). Tại vị trí tiếp giáp
giữa mặt đáy trong của hệ dẫn dòng và ống đựng phin lọc được lắp hai vành
khuyên Boron-Carbide dày 2mm x 2, đường kính ngoài 9,35cm, đường kính
trong 6,5cm và một vành trụ bằng chì dày 5cm, đường kính ngoài 9,35cm đường
kính trong 6,5cm. Các vành Boron-Carbide và Chì này có chức năng giảm thiểu
được suất liều bức xạ nơtron và gamma qua các khe hở giữa ống đựng phin lọc
và hệ dẫn dòng, từ đó giảm thiểu được phông bức xạ và khối lượng vật liệu che
chắn bên ngoài kênh 2; ngoài ra chúng còn có tác dụng hạn chế sự kích hoạt
nơtron đối với ống đựng phin lọc và các vỏ bọc phin lọc nơtron. Ống đựng phin
lọc là một ống bằng nhôm dài 141,8cm, đường kính ngoài 9,0cm, đường kính
trong 8,4cm. Dọc theo ống đựng phin lọc có gia công một rãnh thoát không liên
tục có tác dụng thoát khí và chống kẹt phin lọc ở bên trong, ở phía sát mặt trong
có gia công một chốt chặn để cố định vị trí phin lọc và ở sát mặt ngoài có gia


Hình 2.1. Bản vẽ thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc, tại kênh ngang số 2.


Hình 2.2. Mô hình thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc trên kênh ngang số 2,
mô tả bằng chương trình MCNP5.
7

2.2. Thiết kế hệ thống các khối chuẩn trực bên trong kênh 2
Sau khi truyền qua bộ phin lọc nơtron có chiều dài cực đại là 140cm, dòng
nơtron sẽ được chuẩn trực đến vị trí chiếu mẫu qua hệ thống các ống chuẩn trực
với đường kính chùm là 3cm. Hệ các ống chuẩn trực, có các mức đường kính
khác nhau là φ
ngoài
= 20,1cm, φ
giữa
= 12cm, φ
trong
= 3cm, bao gồm: 3 lớp vật liệu
chuẩn trực dọc theo chiều của dòng nơtron. Các lớp chuẩn trực được chế tạo từ
vật liệu Pb tổng chiều dài là 30cm và 5 lớp chuẩn trực chế tạo từ vật liệu
Borated + Hydrogenated Concrete (SWX-277 chứa 1.56% B) tổng chiều dài là
60 cm. Bản vẽ thiết kế ống chuẩn trực được mô tả trên Hình 2.3. Các lớp chuẩn
trực khác loại được thiết kế xen kẽ nhau. Ở vị trí cách lối ra của kênh khoảng
30cm, là khối chuẩn trực bằng thép không rỉ, dày 7cm, nặng 25kg, được thiết kế
vừa có chức năng che chắn bức xạ gamma vừa có chức năng bảo đảm kín nước
chủ động cả khi kênh mở cũng như khi kênh ở trạng thái đóng.


Hình 2.3. Bản vẽ thiết kế ống chuẩn trực Nơtron và Gamma trên kênh 2 (đơn vị mm).


Mô hình thiết kế tổng thể toàn bộ hệ thống dẫn dòng nơtron và chuẩn trực bên
trong kênh 2 được mô tả trên Hình 2.4.


8


Hình 2.4. Mô tả vị trí lắp đặt hệ thống dẫn dòng nơtron và kín nước vào bên trong kênh
ngang số 2. 1: Hệ dẫn dòng nơtron, 2: Các phin lọc nơtron, 3: Vỏ nhôm của hệ dẫn dòng, 4: Khối
cản chắn bức xạ bằng thép, 5: Ống chuẩn trực nơtron và gamma, 6: Các khối che chắn bức xạ gamma
và nơtron, 7: Hệ bảo đảm kín nước, 8: Khối cản xạ của kênh ngang số 2, 9: Cửa sắt của kênh ngang
số 2, 10: Thành bê tông lò phản ứng.



2.3. Các phương pháp tính toán và mô phỏng Monte Carlo
Phương pháp tính toán dòng nơtron phin lọc
Các bước cơ bản nhất để tạo ra dòng nơtron phin lọc mới trên cơ sở các
kênh ngang của lò phản ứng nghiên cứu bao gồm: (i) Tính toán chọn lựa kích
thước và tổ hợp các vật liệu phù hợp nhất làm phin lọc để thu được phổ nơtron
đơn năng có cường độ tương đối đạt đến giá trị cao nhất có thể (trong thực tế đạt
từ 85- 97%). (ii) Gia công, lắp đặt phin lọc và chuẩn trực dòng nơtron. (iii) Đo
và kiểm tra thực nghiệm đỉnh năng lượng, thông lượng và độ sạch đơn năng.
Trong nội dung này, chúng tôi trình bày các kết quả tính toán nhằm chọn lựa các
thông số về kích thước, mật độ, tổ hợp các vật liệu và phân bố phổ năng lượng
dự kiến sẽ thu được trên cơ sở dòng nơtron nhiệt từ kênh ngang số 2 của lò phản
ứng Đà Lạt. Các kết quả này sẽ là số liệu cần thiết để tiến hành phát triển dòng
nơtron phin lọc nhiệt trên kênh ngang số 2.
9

Nguyên lý cơ bản của kỹ thuật phin lọc nơtron nhiệt là sử dụng một lượng đủ
lớn các vật liệu dạng đơn tinh thể có phân bố cực tiểu trong tiết diện hấp thụ
nơtron toàn phần trong vùng năng lượng lân cận nơtron nhiệt En = 0.0253eV.
Như vậy khi cho chùm nơtron từ lò phản ứng truyền qua tổ hợp vật liệu đơn tinh
thể này thì chúng ta sẽ nhận được một dòng nơtron có thành phần thông lượng
nơtron nhiệt cao, tỉ số nơtron nhiệt / nơtron nhanh có thể đạt giá trị từ 300 đến
700 lần.
Một chương trình máy tính gọi là CFNB (Calculation for filtered neutron
beams) đã được chúng tôi phát triển tại Viện Nghiên Cứu Hạt Nhân để sử dụng
trong tính toán các đặc trưng phân bố của phổ nơtron tạo thành sau khi truyền
qua các tổ hợp phin lọc khác nhau. Các số liệu về kích thước, mật độ và thành
phần vật liệu được thay đổi để thu được dòng nơtron đơn năng có độ sạch cao và
thông lượng đáp ứng được yêu cầu (trên 10
6
n/cm
2
/s). Số liệu ban đầu về phổ
thông lượng nơtron từ lò phản ứng (white neutron spectrum) đã được xác định
thực nghiệm tại vị trí trước phin lọc của kênh ngang số 4 của lò phản ứng hạt
nhân Đà Lạt. Các mô hình tính toán được mô tả qua các biểu thức sau [11]:


−=
k
tkkkio
EdEE ))(exp(*)()(
σρφφ
, (2.1.1)




=
h
l
E
E
o
MeV
eV
o
dEE
dEE
I
)(
)(
20
10
5
φ
φ
, (2.1.2)
Trong đó:
o
φ
(E) là phổ thông lượng nơtron tạo thành sau phin lọc,
i
φ
(E) là phổ thông lượng nơtron từ lò phản ứng tại vị trí trước phin lọc,
ρ
k
là mật độ hạt nhân của thành phần phin lọc thứ k (số hạt nhân/cm
3
),
d
k
là chiều dài của thành phần phin lọc thứ k (cm),
σ
tk
(E) là tiết diện hấp thụ nơtron toàn phần của vật liệu thứ k,
E là năng lượng nơtron,
I là cường độ tương đối (độ sạch) của đỉnh phổ đơn năng,
E
l
và E
h
là cận dưới và cận trên của đỉnh phổ năng lượng chính.
10

Kiểm tra chương trình tính toán phổ nơtron phin lọc CFNB
Chương trình tính toán các thông số vật lý của phổ nơtron phin lọc CFNB
(Calculation for Filtered Neutron Beams) đã được nghiên cứu phát triển bằng
ngôn ngữ lập trình VC++6.0. Để đưa chương trình tính toán này vào sử dụng
trong các nghiên cứu của chuyên đề, chương trình CFNB đã được kiểm tra và
hiệu lực hoá bằng cách so sánh với kết quả tính toán bằng phương pháp Monte
Carlo sử dụng chương trình MCNP5. Một số kết quả của chương trình đã được
báo cáo trong tài liệu tham khảo [16]. Từ các kết quả so sánh cho thấy rằng
chương trình CFNB có độ chính xác tốt và hoàn toàn có thể sử dụng được. Các
kết quả quả kiểm tra so sánh và sơ đồ thuật toán của chương trình được mô tả
trong các Hình 2.5-2.10.

0.0
5.0x10
-2
1.0x10
-1
1.5x10
-1
2.0x10
-1
0.0
5.0x10
3
1.0x10
4
1.5x10
4
2.0x10
4
2.5x10
4
3.0x10
4
CFNB
MCNP


Intensity (a.u)
E
n
(MeV)

5.0x10
-2
1.0x10
-1
1.5x10
-1
2.0x10
-1
0.0
2.0x10
2
4.0x10
2
6.0x10
2
8.0x10
2
1.0x10
3
CFNB
MCNP

Intensity (a.u)
E
n
(MeV)

Hình 2.5. Kết quả so sánh chương trình CFNB
và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin
lọc 54keV
Hình 2.6. Kết quả so sánh chương trình CFNB
và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin
lọc 133keV

0.0
1.0x10
-2
2.0x10
-2
3.0x10
-2
4.0x10
-2
5.0x10
-2
0.0
2.0x10
3
4.0x10
3
6.0x10
3
8.0x10
3
1.0x10
4
1.2x10
4
1.4x10
4 CFNB
MCNP


Intensity (a.u)
E
n
(MeV)

5.0x10
-2
1.0x10
-1
1.5x10
-1
2.0x10
-1
0.0
2.0x10
3
4.0x10
3
6.0x10
3
8.0x10
3
1.0x10
4
1.2x10
4
CFNB
MCNP

Intensity (a.u)
E
n
(MeV)


Hình 2.7. Kết quả so sánh chương trình CFNB
và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin
lọc 24keV
Hình 2.8. Kết quả so sánh chương trình CFNB
và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin
lọc 148keV


11


Bắt đầu
Đọc dư õ liệu thôn
g
lượn
g
nơtron
(white neutron s
p
ectr um)
Chọn các n
g
u
y
ên tố là
m
tổ hợp phin lọc
Đọc dư õ liệu tiết diện hấp thụ
neutron toàn phần [5]
Khởi tạo các gia ù tr
ò
Thuật toán 1
() ()
()
.
kktk
k
dE
i
EEe
ρσ
φφ


=
0
Tính
p
hổ thôn
g
lượn
g
neutron sau
p
hin lọc

()
EdE
φφ

30000
0
0
Tính thôn
g
lượn
g
neutron sau
p
hin lọc
=
()
()
EdE
EdE
φ
φ


h
i
30000
0
0
E
0
E
Cườn
g
đo ä tươn
g
đối của đỉn h
p
hổ đơn năn
g
I =
Ve õ đồ th ò
Hiển thò bản
g
tha
y
đổi kích thước,
mật đo ä của tổ hợp phin lọc
Đ
S
Lưu lại dư õ liệu ?
Lưu lại dư õ liệu
Đ
S
Kết thúc
1
1

7.30103
5.
30.000
10 ( 1 29,999)
t
i
Ei
−+
==÷
00
00
kn
kn
E
E
σ
σ
=
=
30,000 30,000
30,000 30,000
kn
kn
EE
σσ
=
=
1
1
()
nn n
kn k n
kn
nn
n
kn
EE E
EEE
E
h
E
h
σ
σ
σσ
+
+
Δ= −
Δ=−
Δ
=−
Δ
=+
,
kk
E
σ
1kk=+
29,999k ≥
1kn
E
E
+



Hình 2.9. Sơ đồ thuật tốn của chương trình
CFNB
Hình 2.10. Sơ đồ thuật tốn con (I) của chương
trình CFNB

Tính tốn số liệu tiết diện nơtron tồn phần của đơn tinh thể Silic và Bismuth
E
n
= 10
-7
-1 eV (sử dụng trong tính tốn Monte Carlo)
Đối với nơtron trong vùng năng lượng nhiệt từ 10
-7
eV đến khoảng 10eV,
tiết diện tán xạ nơtron đối với các vật liệu dạng đơn tinh thể phụ thuộc rất mạnh
vào các yếu tố như bước sóng của hạt nơtron, nhiệt độ, và các tính chất đặc
trưng của mạng tinh thể. Các số liệu từ thư viện số liệu hạt nhân ENDF/B7,
JENDL4.0,… khơng bao gồm các yếu tố ảnh hưởng nói trên cho nên cần thiết
phải thực hiện tính tốn xác định số liệu tiết diện nơtron tồn phần đối với các
vật liệu làm phin lọc là đơn tinh thể Silic và Bismuth, trong vùng năng lượng
nhiệt từ 10
-7
eV đến 10eV. Mơ hình tính tốn tiết diện nơtron tồn phần đối với
chất rắn kết tinh được mơ tả như sau [13]:

braggtdsabs
σ
σ
σ
σ
++=

Trong đó:
abs
σ
: tiết diện bắt nơtron.

tds
σ
: tiết diện khuếch tán nhiệt hay tiết diện tán xạ khơng đàn hồi.

bragg
σ
: tán xạ Bragg.

Đối với một mẫu vật liệu có độ dày đủ lớn thì tán xạ Bragg có thể bỏ qua [13],
chỉ còn hai thành phần chính là
abs
σ

tds
σ
đóng góp vào tiết diện nơtron tồn
12

phần. Thành phần
abs
σ
là tiết diện hấp thụ nơtron tuân theo quy luật 1/v (v là vận
tốc của nơtron) và phụ thuộc vào năng lượng E của nơtron như sau [13]:

; C
1
= 1.44×10
-5
là hằng số chuẩn hoá.
2/1
=
abs
σ
1

EC

Thành phần
tds
σ
được chia ra thành hai phần là
sph
σ

mph
σ
tuỳ thuộc vào năng
lượng của nơtron. Các thành phần tiết diện này được xác định như sau [13]:

13





>

=

63,3
6
36
2/7
2/1
xx
xR
A
bat
sph
σ
σ






E
D
θ
(2.1.3)

Trong đó:
bat
σ
= S + s: là tổng tiết diện tán xạ không liên kết và liên kết.
A: số nguyên tử khối.

D
θ
: nhiệt độ Debye.

T
x
D
θ
= với T là nhiệt độ.
với B
n
là hằng số Bernoulli.
[


=

+=
0
1
)2/5(!/
n
n
n
nnxBR
]

Thành phần
mph
σ
là tiết diện tán xạ Đa-Phonon (multi-phonon scattering), thành
phần này chiếm trọng số chủ yếu trong
tds
σ
khi năng lượng E ≥ K
B
D
θ
(K
B

hằng số Boltzamann).


(
)
[
]
{
ECBB
Tfreemph 20
exp1
}
+

−=
σ
σ
(2.1.4)

Với:
)61/exp(32,4
2
AC =
, trong đó h là hằng số Plank.
)2/(3
2
0 DB
KhB
θ
=

xxBB
T
/)(4
0
ϕ
=
, trong đó .

−=
−−
x
edxx
0
1
)1/()(
ζ
ζζϕ
là tiết diện nguyên tử tự do.
[
2
)1/( += AA
batfree
σσ
]

Các giá trị của các tham số sử dụng trong tính toán được trích dẫn từ tài liệu
tham khảo [13] và được tổng hợp trong Bảng 2.1.

Bảng 2.1. Giá trị các tham số sử dụng trong tính toán tiết diện nơtron toàn phần đối
với một số vật liệu đơn tinh thể [13].
Vật liệu
bat
σ

(barn)
abs
σ

(barn)

0
/ vn
A
D
θ

(K)
C
2

(eV
-1
)
Beryllium 7,631 0,0056 0,1234 9,01 1100 7,62
Silicon 2,180 0,0889 0,0499 28,09 420 6,36
Bismuth 9,141 0,0200 0,0323 209,00 300 110,00

Đối với đơn tinh thể Silicon, kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần được so
sánh với giá trị đo thực nghiệm như mô tả trên Hình 2.11. Đối với đơn tinh thể
Bismuth, kết quả tính toán được so sánh với giá trị đo thực nghiệm như mô tả
trên Hình 2.12.

0.1
1
10
0.00 0.00 0.01 0.10 1.00
N
ă
ng l
ượ
ng (eV)
Tiết diện toàn phần (bar
n
Số liệu tính toán
Số liệu thực nghiệm [18]

Hình 2.11.
Đồ thị biểu diễn kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần của đơn tinh
thể Silic trong vùng năng lượng từ 10
-7
eV đến 1eV. Số liệu thực nghiệm trích dẫn từ
tài liệu tham khảo [18].

14

0.1
1
10
0.0001 0.0010 0.0100 0.1000 1.0000
Năng lượng (eV)
Tiết diện nơtron toàn phần (bar
n
Số liệu tính toán
Số liệu thực nghiệm [19]

Hình 2.12. Đồ thị biểu diễn kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần của đơn tinh
thể Bismuth trong vùng năng lượng từ 10
-7
eV đến 1eV. Số liệu thực nghiệm trích dẫn
từ tài liệu tham khảo [19]

Từ các kết quả so sánh cho thấy rằng có sự phù hợp tương đối tốt giữa số
liệu tính toán của chúng tôi và các giá trị thực nghiệm trích dẫn trong các tài liệu
[18,19]. Các số liệu tính toán kết hợp với số liệu trong thư viện số liệu hạt nhân
JENDL4.0 để tính toán, đánh giá phổ năng lượng và các tham số của dòng
nơtron nhiệt qua phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt.

Tính toán phân bố phổ năng lượng của dòng nơtron nhiệt

Phổ nơtron nhiệt tạo thành sau phin lọc đơn tinh thể Silic và Bismuth với
các độ dài khác nhau đã được tính toán sử dụng chương trình CFNB, chương
trình này được phát triển bằng ngôn ngữ VC++6.0. Từ các kết quả tính toán,
chúng tôi đã xác định được hàm phân bố của tỷ số thành phần nơtron nhiệt trên
thành phần nơtron nhanh theo bề dày của phin lọc đơn tinh thể Silic và Bismuth,
từ các giá trị cực đại của hàm phân bố này chúng ta có thể xác định được độ dài
tối ưu của đơn tinh thể Silicon cho dòng nơtron nhiệt. Các số liệu đầu vào đã sử
dụng trong các tính toán bao gồm:
 Phổ nơtron của lò phản ứng tại vị trí trước phin lọc đã được xác định thực
nghiệm bằng phương pháp kích hoạt nhiều lá dò [17] đối với vùng nơtron
15

nhiệt và trên nhiệt, phương pháp phản ứng ngưỡng được áp dụng để đo
phổ nơtron nhanh.
 Số liệu tiết diện hấp thụ toàn phần đối với các năng lượng trên 10eV được
trích dẫn từ thư viện Jendl3.3.
 Số liệu tiết diện khuếch tán nhiệt được tính toán từ các công thức (2.1.3)
và (2.1.4).
Tỷ số thành phần nơtron nhiệt trên thành phần nơtron nhanh được xác định
theo công thức sau:



Φ
Φ
=
eV
eV
Nhanh
nhiet
dEE
dEE
N
N
1
1
0
)(
)(


Các kết quả tính toán tỷ số N
nhiet
/N
nhanh
và phân bố phổ năng lượng của dòng
nơtron nhiệt theo các độ dài phin lọc khác nhau được mô tả trên các Hình 2.13-
2.14.
0.E+00
1.E+09
2.E+09
3.E+09
4.E+09
5.E+09
6.E+09
0 20406080100120
Độ dài phin lọc (cm)
Thông lượng nơtron (n/cm
2
.s)
Si
Si + 2cm Bi
Si+ 4cm Bi
Bi

Hình 2.13. Mô tả phân bố thông lượng nơtron nhiệt tương đối theo chiều dài của các
tổ hợp phin lọc Si và Bi
16

Nhận xét: từ các kết quả tính toán phân bố thông lượng nơtron tương đối theo
các bề đày phin lọc Si và Bi như mô tả trên Hình 2.13 cho thấy rằng đối với đơn
tinh thể Bi thông lượng nơtron nhiệt suy giảm mạnh hơn nhiều lần so với đơn
tinh thể Si. Do đó với mục tiêu tạo dòng nơtron nhiệt có cường độ cao thì sử
dụng các phin lọc đơn tinh thể Si sẽ có hiệu quả cao hơn; tuy nhiên Bi cũng có
tác dụng lọc thành phần bức xạ gamma từ lò phản ứng và thành phần nơtron
năng lượng cao cho nên sự kết hợp đơn tinh thể Bi như là một phin lọc phụ bổ
sung cho phin lọc chính Si là cần thiết. Để xác định được độ dài phù hợp tốt nhất
đối với các loại phin lọc, cần tiếp tục tính toán phân bố của tỉ số thông lượng
nơtron nhiệt trên nơtron nhanh theo chiều dài phin lọc như mô tả trong Hình
2.14.

0
100
200
300
400
500
600
700
800
0 20 40 60 80 100 120
Độ dài phin lọc (cm)
Tỷ số: Nơtron nhiệt / Nơtron nhanh
Si
Si + 2cm Bi
Si+ 4cm Bi

Hình 2.14. Kết quả tính toán phân bố của tỷ số thành phần nơtron nhiệt / nơtron nhanh theo
các độ dài phin lọc khác nhau
.

Nhận xét: Từ các kết quả tính toán tỉ số thông lượng nơtron nhiệt trên nơtron
nhanh theo chiều dài phin lọc như mô tả trên Hình 2.14. cho thấy rằng giá trị
chiều dài tốt nhất đối với phin lọc đơn tinh thể Si là 80 cm. Khi bổ sung phin lọc
phụ Bi từ 2 đến 4cm thì tỷ số nơtron nhiệt / nơtron nhanh tăng từ 420 đến 700.
17


Mô phỏng Monte Carlo
Quá trình mô phỏng Monte Carlo đã được thực hiện lặp lại nhiều lần qua
các bước thiết kế, hiệu chỉnh và tối ưu hoá. Trong nội dung này, chúng tôi tập
trung mô tả các kết quả tính toán mô phỏng đối với mô hình thiết kế đã được
chọn lựa tốt nhất để đưa vào triển khai chế tạo. Các kết quả chính được quan
tâm đánh giá là mức độ an toàn bức xạ và thông lượng dòng nơtron. Toàn bộ
thiết kế tổng thể bao gồm hệ thống dẫn dòng nơtron, hệ kín nước và các hệ che
chắn bảo đảm an toàn bức xạ để lắp đặt trên kênh ngang số 2 đã được mô hình
hoá và mô phỏng bằng chương trình MCNP5 (Hình 2.16). Các kết quả tính toán
cho thấy suất liều gamma và nơtron tại vị trí làm việc thường xuyên (ở khoảng
cách >1m) trong khu vực xung quanh kênh 2 thấp hơn so với mức cho phép hiện
hành là 10
μSv/h (Hình 2.17). Các kết quả tính toán trên đây là đối với cấu hình
phin lọc tối thiểu (50 cm phin lọc Silic), trong thực tế thường sử dụng kích
thước phin lọc nơtron từ 80 cm đến 100 cm do đó trong thực tế suất liều bức xạ
còn có thể thấp hơn và hoàn toàn bảo đảm an toàn về mặt bức xạ (thấp hơn mức
cho phép hiện hành). Kết quả tính toán về thông lượng dòng nơtron tại vị trí
chiếu mẫu đối với các độ dài phin lọc Silic khác nhau được mô tả trên Hình
2.15.
18

1.E+01
1.E+02
1.E+03
1.E+04
1.E+05
1.E+06
1.E+07
1.E+08
1.E+09
1.E+10
1.E+11
1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03
Năng lượng En (eV)
Thông lượng nơtron n/cm2.
s
100Si+4Bi
80Si+4Bi
60Si+4Bi
40Si+4Bi
20Si+4Bi

Hình 2.15. Kết quả tính toán phân bố phổ năng lượng nơtron tương đối theo các độ dài phin
lọc khác nhau

Với độ dài phin lọc là 80cm tinh thể Si + 3cm tinh thể Bi thông lượng nơtron
nhiệt tích phân tại lối ra của kênh có thể đạt giá trị > 1x10
6
n/cm
2
/s; tỷ số Cd
>200. Với các kết quả tính toán đã mô tả trên đây, có thể nhận định rằng mô
hình thiết kế toàn bộ hệ thống dẫn dòng, chuẩn trực và che chắn bức xạ cho
kênh ngang số 2 đã đáp ứng được các mục tiêu và yêu cầu đặt ra.


Hình 2.16. Mô phỏng Monte-Carlo cấu trúc hình học và vật liệu hệ thống che chắn chuẩn trực
và dẫn dòng nơtron và gamma trên kênh 2





3.0 3.2 1.8 1.2 0.8 0.5
34 3.2 2.5 4.4
0.5
34 3.2 2.5 4.4
3.0 3.2 1.8 1.2 0.8 0.5
Hình 2.17. Kết quả mô phỏng dòng hạt và tính toán liều bức xạ nơtron đối với mô hình thiết
kế (suất liều
μSv/h tại các vị trí sát kênh và khoảng cách 1m).
19


2.4. Phát triển bộ phin lọc nơtron nhiệt
Trên cơ sở các kết quả tính toán trên đây, bộ phin lọc nơtron nhiệt đã được
chế tạo để lắp đặt vào bên trong kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt. Các vật liệu đã sử dụng để làm phin lọc là đơn tinh thể Silic và đơn tinh thể
Bismuth như mô tả trên Hình 2.18 và 2.19.


Hình 2.18. Đơn tinh thể Silic được sử dụng để làm phin lọc nơtron nhiệt


Hình 2.19. Đơn tinh thể Bismuth được sử dụng để làm phin lọc nơtron nhiệt

20

Thành phần đơn tinh thể Silic có chức năng chính là cho phép thành phần
nơtron nhiệt truyền qua với tỷ số truyền qua cao và năng lượng nơtron nhiệt vẫn
bảo toàn theo phân bố Maxell. Tuy nhiên trong vùng năng lượng nơtron nhanh
của dòng nơtron sau phin lọc Silic còn tồn tại hai đỉnh năng lượng là 54keV và
148keV. Ngoài ra, phin lọc Silic với tổng chiều dài tương đối lớn (từ 60-100cm)
nên cũng có tác dụng hạn chế đáng kể phông bức xạ gamma từ vùng hoạt của lò
phản ứng. Phin lọc Bismuth có chức năng giảm thiểu thành phần bức xạ gamma
từ vùng hoạt của lò phản ứng và phông gamma do tương tác của nơtron với các
vật liệu cấu trúc kênh và hệ dẫn dòng. Ngoài ra phin lọc Bismuth còn có tác
dụng hạn chế các đỉnh năng lượng 54keV và 148keV và thành phần nơtron
nhanh. Hình ảnh của các phin lọc nơtron sau khi chế tạo được mô tả trên các
Hình 2.20 và 2.21.
Số lượng các phin lọc nơtron đã gia công chế tạo bao gồm:
• 3 phin lọc đơn tinh thể Silic, mỗi phin lọc có chiều dài 20cm và đường kính
là 7,5cm.
• 6 phin lọc đơn tinh thể Silic, mỗi phin lọc có chiều dài 10cm và đường kính
là 7,5cm.
• 3 phin lọc đơn tinh thể Bismuth, mỗi phin lọc có chiều dài 3cm và đường
kính là 5,0cm.
• Tất cả các phin lọc đều được gắn chuẩn trục trong vỏ bọc bằng nhôm. Giữa
phin lọc và vỏ bọc có một lớp đệm bằng chất liệu Cotong mềm để cố định
phin lọc và chống nứt hoặc vỡ phin lọc trong quá trình sử dụng.




Hình 2.20. Hình ảnh phin lọc Silic sau khi gia công
21


Hình 2.21a. Hình ảnh mô tả các phin lọc nơtron nhiệt bằng tinh thể Si sau khi chế tạo




Hình 2.21b. Hình ảnh mô tả các phin lọc nơtron nhiệt bằng tinh thể Bi sau khi chế tạo




22

23

III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN
Các thông số đặc trưng của dòng nơtron nhiệt trên kênh 2:
Các thông số đặc trưng của dòng nơtron phin lọc nhiệt mới phát triển trên
kênh 2 bao gồm: thông lượng nơtron nhiệt và tỉ số Cardmi R
Cd
tại vị trí lối ra
của kênh và vị trí chiếu mẫu; sự phân bố thông lượng nơtron tích phân theo
chiều bán kính của tiết diện ngang của dòng nơtron; sự phân bố thông lượng
nơtron tích phân theo khoảng cách dọc theo hướng của dòng nơtron, bắt đầu từ
lối ra của kênh; phân bố phổ năng lượng của dòng nơtron đối với các cấu hình
phin lọc khác nhau. Các thông số đặc trưng này đã được xác định thực nghiệm
bằng phương pháp kích hoạt nơtron sử dụng mẫu chuẩn Au-197 99.99% và vỏ
bọc Cd có bề dày 0.5mm. Ngoài ra các thông số về thông lượng của dòng nơtron
cũng đã được tính toán bằng Phương pháp Monte Carlo sử dụng chương trình
máy tính MCNP5.
Trong quá trình chiếu mẫu, hạt nhân Au-198 được tạo thành trong mẫu
theo phương trình kích hoạt sau:
n + Au
197
→ Au
198
+ γ → Hg
198
+ β
-
+ γ (411keV)
Tia gamma 411keV từ sự phân rã
β
-
của hạt nhân Au-198 được đo bằng hệ phổ
kế đa kênh kỹ thuật số DSPEC
jr
-ORTEC sử dụng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết
HPGe 58% hiệu suất ghi tương đối. Giá trị thông lượng nơtron tại vị trí chiếu
mẫu được xác định thông qua số liệu đo hoạt độ phân rã của Au
198
và tốc độ
phản ứng bắt nơtron trong mẫu .
Các kết quả về thông lượng nơtron nhiệt, thông lượng nơtron trên nhiệt, tỷ
số R
Cd
và suất liều bức xạ trung bình ở các khoảng cách khác nhau từ hệ che
chắn bức xạ (tương ứng với các cấu hình phin lọc khác nhau) được mô tả trên
Bảng 3.1. Số liệu phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo tiết diện ngang của
dòng nơtron đã được xác định theo chiều thẳng đứng qua tâm của dòng nơtron
(theo truc toạ độ Y) và theo chiều ngang qua tâm của dòng nơtron (theo trục toạ
X); khoảng cách giữa các điểm khảo sát là 5mm; kết quả được mô tả trên các
Bảng 3.3-3.4 và trên các Hình 3.2-3.3. Số liệu phân bố thông lượng nơtron nhiệt
24

dọc theo chiều của kênh đã được xác định tại các vị trí trên trục xuyên tâm của
dòng nơtron (theo trục tọa độ Z); các vị trí khảo sát cách nhau 40 cm; kết quả
xác định được mô tả trên Bảng 3.3 và Hình 3.4.
Bảng 3.1. Kết quả đo thực nghiệm thông lượng nơtron nhiệt, tỉ số Cadmi tại vị trí chiếu mẫu
đối với các cấu hình phin lọc khác nhau
TT Cấu hình phin lọc Thông lượng
nơtron nhiệt
Φ
th
(n/cm
2
/s)
Thông lượng
nơtron trên nhiệt
Φ
epi
(n/cm
2
/s)
Tỉ số Cd
(đối với mẫu
Au-197, vỏ Cd
dày 0.5mm)
Chuẩn
trực
1 120 cm Si
(Single Crystal)
8.08
×10
5
± 0.15%

2.41×10
2
± 3.03%
205 Hình trụ
Φ = 3cm
2 80cm Si + 3cm Bi
(Single Crystal)
1.02
×10
6

± 0.14%
2.82×10
2

± 0.96%
230 Hình trụ
Φ = 3cm
3 40cm Si + 9cm Bi
(Single Crystal)
1.51
×10
6
± 1.57%
4.85
×10
2
± 1.45%
128
Hình cone
Φ
1
= 5.0cm
Φ
2
= 4.5cm
Φ
3
= 4.0cm
4 80cm Si + 6cm Bi
(Single Crystal)
0.95
×10
6
± 1.25%
0.92
×10
2
± 2.85%
658
Hình cone
Φ
1
= 5.0cm
Φ
2
= 4.5cm
Φ
3
= 4.0cm

Bảng 3.2. Kết quả đo thực nghiệm suất liều bức xạ tại các khoảng cách từ hệ thống che chắn
bức xạ của dòng nơtron (lò phản ứng hoạt động ở công suất 500kW; góc toạ độ tại vị trí lối
ra của kênh tại mặt ngoài của thành lò phản ứng; mặt phẳng XY vuông góc với phương ra
của dòng nơtron; trục Z trùng với tâm và hướng theo phương ra của dòng ); thời điểm đo:
ngày 10 tháng 04 năm 2012.
Vị trí toạ độ (cm) TT
X Y Z
Suất liều gamma
(
μSiver/h)
Suất liều nơtron
(μSiver/h)
1
0 20 0
3.5 1.8
2
0 20 100
1.7 1.7
3
0 20 200
0.8 4.5
4
0 0 250
0.7 0.5
5
50 0 0
7.0 0.6
6
50 0 100
5.0 0.9

Tài liệu bạn tìm kiếm đã sẵn sàng tải về

Tải bản đầy đủ ngay

×

×