Luận án Tiến sĩ Vật lý: Nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc

Chia sẻ: _ _ | Ngày: | Loại File: PDF | Số trang:117

Thêm vào BST

Báo xấu

24
lượt xem 4
download

Download Vui lòng tải xuống để xem tài liệu đầy đủ

Luận án Tiến sĩ Vật lý "Nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc" trình bày các nội dung chính sau: Tổng quan những vấn đề nghiên cứu liên quan đến lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc, nguyên lý hoạt động cơ bản; Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng và mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác và tải nhiệt.

Chủ đề:

Bình luận(0) Đăng nhập để gửi bình luận!

Lưu

Nội dung Text: Luận án Tiến sĩ Vật lý: Nghiên cứu khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho lò phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc

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 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 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 Tôi xin cam đoan những kết quả trình bày trong luận án là công trình nghiên cứu của tôi 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 tôi về mặt chuyên môn, định hướng nghiên cứu, dành rất nhiều thời gian để đưa ra những nhận xét, góp ý sâu sắc, giúp tôi hoàn thiện các công 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 tôi 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 tôi hoàn 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, luôn 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 luôn ở bên, động viên tôi hoàn thành luận án này. Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 3 năm 2022 NCS. Trần Minh Tiến
MỤC LỤC DANH MỤC VIẾT TẮT i DANH MỤC CÁC BẢNG iii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ viii MỞ ĐẦU 1 CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU 5 1.1 Lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (ADSR) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5 1.2 Tình hình phát triển ADSR hiện nay . . . . . . . . . . . . . 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 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21 1.5 Khả năng sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR . . . . . . 26 CHƯƠNG 2. MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI 31 2.1 Mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng . . . . . . . . . . . 31 2.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán . . . . . . . . . . . 31 2.1.2 Phân bố năng lượng của các neutron phát ra . . . . . 35 2.1.3 Phân bố góc của neutron phát ra . . . . . . . . . . . . 36
2.1.4 Hiệu suất phát neutron theo góc . . . . . . . . . . . . 38 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) . . . . . . . . . . . . . . . . 39 2.2 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn dùng chì lỏng và nhiên liệu thori . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41 2.2.1 Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II mô 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 TOÁN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR 48 3.1 Phân rã phóng xạ hạt nhân thori trong môi trường chì lỏng . 48 3.1.1 Mô hình và phương pháp tính toán . . . . . . . . . . . 49 3.1.2 Phổ năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 51 3.1.3 Năng lượng của các hạt nhân con tạo thành . . . . . . 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 thông 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 thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò 69 3.4.3 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng . . . . 71 3.4.4 So sánh phân bố thông lượng neutron với nhiên liệu U O2 , T h233 U O2 và T h235 U O2 . . . . . . . . . . . . . 72 3.5 Hệ số nhân neutron trong ADSR với nhiên liệu hỗn hợp thori 76 3.5.1 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77 3.5.2 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80 3.5.3 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f với hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83 KẾT LUẬN 88 KIẾN NGHỊ VỀ NHỮNG NGHIÊN CỨU TIẾP THEO 90
CÁC CÔNG 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 Thông 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 năng lượng cao Nhật Bản KIPT Kharkov Institute of Physics Viện Vật lý và kĩ thuật and Technology Kharkov KUCA Kyoto University Critical Tổ hợp tới hạn ở Đại học Ky- Assembly oto LFR Lead Fast Reactor Lò phản ứng nhanh dùng chì LWR Light Water Reactor Lò phản ứng nước nhẹ i
MCNP Monte Carlo N-Particle Chương trình mô phỏng vận chuyển hạt bằng phương pháp Monte Carlo MSR Molten Salt Reactor Lò phản ứng muối nóng chảy MYRRHA 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 Thông lượng neutron SCWR Super Critical Water Reac- Lò phản ứng nước siêu tới tor hạn SFR Sodium Fast Reactor Lò phản ứng nhanh dùng na- tri TNF Thermal Neutron Flux Thông lượng neutron nhiệt 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 toán hiệu suất phát neutron . . . . . . . . . . . 45 2.3 Chi tiết tỷ lệ các thành phần trong hỗn hợp nhiên liệu và các kết quả tính toán . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47 3.1 Năng lượng của các tia alpha, beta, gamma và phản neutrino 51 3.2 Năng lượng của các hạt nhân con sinh ra . . . . . . . . . . . 54 3.3 Thông lượng neutron cực đại và cực tiểu được tính toán với hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn, lỏng; chất làm mát bằng chì lỏng, so với một số tính toán khác . . . . . . . . 58 3.4 Tỷ lệ thành phần urani và thori . . . . . . . . . . . . . . . . 67 3.5 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 với tỷ lệ thori khác nhau . . . . . . 78 3.6 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 với tỷ lệ thori khác nhau . . . . . . 82 3.7 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 với tỷ lệ thori khác nhau . . . . . . 85 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 toán bởi S. Meigo và cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . 14 1.6 Phân bố thông lượng neutron được tính toán 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 toán bởi G. S. Bauer và cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17 1.9 Hiệu suất phát neutron, theo năng lượng dòng proton tới (hình trên) từ 200 MeV đến 2000 MeV; và theo số khối (hình dưới) trên một số bia rắn; được tính toán bởi H. Nifenecker và cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18 1.10 Phổ neutron sinh ra được tính toán bởi A. Krasa và cộng sự 19 1.11 Tính toán các tham số neutron bởi D. Sangcheol Lee và cộng sự . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20 1.12 Cấu trúc ADSR được đề xuất bởi Rubbia . . . . . . . . . . . 26 1.13 Cấu trúc ADSR dùng muối nóng chảy, được đề xuất bởi C.Rubbia 27 1.14 Mô hình ADTR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28 iv
1.15 Cấu trúc ADSR sử dụng muối nóng chảy ở Nhật Bản . . . . 29 2.1 Mô 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 dòng proton tới mang năng lượng từ 250 MeV đến 3000 MeV (đường liền nét) và phân bố năng lượng neutron trên bia chì rắn của nhóm tác giả A.Krasa (chấm tròn) . . . . . . . . 35 2.3 Vị trí các góc phát ra của neutron . . . . . . . . . . . . . . . 36 2.4 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 toán phân bố phân bố góc của neutron sinh ra trên bia chì rắn Pb-208 bằng hai mô hình SDM (Statitical Decay Model) và QMD (Quantum Molecular Dynamic) (các chấm tròn) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37 2.5 Hiệu suất phát neutron (n/p) được tính toán từ các dòng proton tới với các mức năng lượng từ 500 MeV đến 3000 MeV 38 2.6 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); so sánh kết quả với tính toán (ở góc 600 ) của nhóm tác giả X.Ledoux cùng cộng sự tính toán trên bia chì rắn (ở góc từ 450 − 550 )(h2.6e) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40 2.7 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 Mô hình tính toán phân rã phóng xạ thori trong môi 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 thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì rắn (đường màu đỏ, đen), vonfram (các màu còn lại); chất làm mát bằng nước nhẹ. 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 thông lượng neutron dọc theo chiều cao lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng . . . . . . . . . 60 3.9 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính lõi lò với hỗn hợp nhiên liệu UZrH, bia tương tác chì lỏng . . . . . . . . . 61 3.10 Thông 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 lò 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 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64 3.12 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính, ứng với các vị trí góc 200 , 350 , 450 , 550 , 650 , 700 , 800 , 850 . . . . . . . . . . 66 3.13 Phân bố thông lượng neutron dọc theo bán kính . . . . . . . 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 . . . . . . . . . . . . . 69 vi
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,U-235 . . . . . . . 70 3.17 Phân bố thông lượng neutron theo năng lượng . . . . . . . . 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 h233 U O2 và T h235 U O2 . . 73 3.20 Phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74 3.21 So sánh phân bố thông lượng neutron theo bán kính của lõi lò, với nhiên liệu sử dụng là U O2 , T h233 U O2 và T h235 U O2 . 75 3.22 So sánh phân bố thông lượng neutron theo năng lượng các hỗn hợp nhiên liệu khác nhau . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 76 3.23 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79 3.24 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h233 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80 3.25 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81 vii
3.26 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h235 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81 3.27 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 0%, 20% và 40%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 83 3.28 Hệ số nhân neutron hiệu dụng kef f được tính toán cho hỗn hợp nhiên liệu T h238 U O2 với tỷ lệ thori lần lượt là 60%, 80% và 100%. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 84 viii
MỞ ĐẦU Năng lượng hạt nhân đang đóng vai trò 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 toàn của các lò 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 lò 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 công nhận và một số lò 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 toán các tham số neutron cho mô 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 toán 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 trò như chất làm mát, truyền tải nhiệt lượng ra bên ngoài. Đây là một mô 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 không cần thay bia trong quá trình vận hành lò phản ứng hạt nhân. Toàn 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 mô hình lò 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 thông qua tính toán các tham số neutron cơ bản của lò phản ứng. Với mục tiêu thứ nhất, chương trình mô 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 lò TRIGA Mark II được chọn vì có nhiều nghiên cứu khác cũng sử dụng mô hình này cho các tính toán 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 toán như: tính toán 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 toán 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 môi trường chì lỏng và phân bố thông 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 toán phân bố thông lượng neutron dọc theo chiều cao, bán kính lò; theo năng lượng và phân bố góc neutron phát ra. Những tính toán này được thực hiện trên cơ sở khai thác các dữ liệu, kĩ thuật tính toán 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 mô mỏng và tính toán GEANT4, MCNP5, MCNPX. Nội dung chính của luận án ngoài 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 mô hình tương tác (p,n) trên bia chì lỏng và mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác và tải nhiệt. Từ các mô 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 mô 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 toán 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 công trình liên quan đến đề tài và phần tài liệu tham khảo. 4