Nghiên cứu, thiết kế và chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm để đo một số đặc trưng vật lý neutron, phân tích kích hoạt và định liều neutron phục vụ công tác đào tạo nhân lực hạt nhân
Bạn đang xem bản rút gọn của tài liệu. Xem và tải ngay bản đầy đủ của tài liệu tại đây (23.96 MB, 386 trang )
BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
________________________________________
BÁO CÁO TỔNG KẾT ĐỀ TÀI
KHOA HỌC CÔNG NGHỆ CẤP BỘ
NĂM 2010-2012
NGHIÊN CỨU, THIẾT KẾ VÀ CHẾ TẠO HỆ THỐNG
THIẾT BỊ THỰC NGHIỆM ĐỂ ĐO MỘT SỐ ĐẶC
TRƯNG VẬT LÝ NEUTRON, PHÂN TÍCH KÍCH
HOẠT VÀ ĐỊNH LIỀU NEUTRON PHỤC VỤ CÔNG
TÁC ĐÀO TẠO NHÂN LỰC HẠT NHÂN
(Mã số: 03/10/NLNT)
Cơ quan chủ trì: Viện Nghiên cứu hạt nhân
Chủ nhiệm: TS. NCVC. Nguyễn Văn Hùng
LÂM ĐỒNG, THÁNG 11/2012
i
DANH SÁCH
NHỮNG NGƯỜI CHÍNH THAM GIA THỰC HIỆN ĐỀ TÀI
TT
Họ tên
Học hàm, học vị,
ngạch công chức
Đơn vị công tác
1
Nguyễn Văn Hùng
TS, NCVC
Trung tâm đào tạo, Viện NCHN
2
Nguyễn Minh Tuân
CN, NCV
Trung tâm LPƯ, Viện NCHN
3
Đặng Lành
ThS, NCV
Phòng Vật lý – Điện tử HN, Viện
NCHN
4
Nguyễn Xuân Hải
TS, NCV
-nt-
5
Cao Đông Vũ
ThS, NCV
Trung tâm phân tích, Viện NCHN
6
Trần Trí Viễn
CN, NCV
Trung tâm LPƯ, Viện NCHN
7
Trần Quốc Dưỡng
CN, NCV
-nt-
8
Trang Cao Sử
CN, NCV
-nt-
9
Phạm Ngọc Sơn
ThS, NCV
Phòng Vật lý – Điện tử HN, Viện
NCHN
10
Trần Quang Thiện
CN, NCV
Trung tâm phân tích, Viện NCHN
11
Hoàng Sỹ Minh
Phương
CN, NCV
Trung tâm đào tạo, Viện NCHN
ii
MỤC LỤC
Tiêu đề
Trang
Những ký hiệu và chữ viết tắt
vi
Tóm tắt
viii
Abstract
viii
MỞ ĐẦU
1
1. Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài và trong nước
1
2. Nhu cầu lý do thực hiện Đề tài
2
3. Mục tiêu của đề tài
3
4. Các nội dung nghiên cứu chính của Đề tài
3
5. Ý nghĩa khoa học và thực tiễn của Đề tài
3
6. Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài
4
7. Đơn vị thực hiện chính
4
8. Thời gian thực hiện
4
9. Nguồn và mức kinh phí được cấp
4
Phần I. TỔNG QUAN LÝ THUYẾT
5
Chương 1. Đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong môi trường
nước
5
1.1. Một số khái niệm
5
1.2. Đặc trưng làm chậm của neutron trong môi trường nước
6
1.3. Đặc trưng khuếch tán của neutron trong môi trường nước
9
1.4. Chiều dài khuếch tán L
10
1.5. Chiều dài làm chậm Ls
11
1.6. Diện tích di cư M
2
12
Chương 2. Phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP
13
2.1. Phương pháp Monte-Carlo
13
2.2. Chương trình MCNP
13
2.3. Input file cơ bản và một số lệnh thường dùng trong MCNP
15
2.3.1. Tiêu đề
15
2.3.2. Cell cards (Các thẻ ô)
15
2.3.3. Surface cards (Các thẻ bề mặt)
16
2.3.4. Data cards
17
2.4. Output file của chương trình MCNP
19
2.5. Số liệu hạt nhân trong MCNP
20
2.5.1. Số liệu hạt nhân
20
2.5.2. Số liệu tiết diện tương tác
20
Chương 3. Phương pháp phân tích kích hoạt neutron dùng nguồn đồng vị
21
3.1. Phương pháp phân tích kích hoạt neutron
21
iii
3.1.1. Nguyên lý của phương pháp NAA
21
3.1.2. Phương trình kích hoạt
22
3.1.3. Các phương pháp chuẩn hóa xác định hàm lượng nguyên tố trong NAA
24
3.2. Xác định các thông số phổ neutron phục vụ cho phân tích kích hoạt
26
3.2.1. Phương pháp xác định hệ số lệch phổ
26
3.2.2. Thực nghiệm xác định tỉ số thông lượng f
30
3.2.3. Tính toán thông lượng neutron trên nhiệt
30
3.2.4. Tính toán thông lượng neutron nhiệt
31
Chương 4. Phương pháp đo neutron dựa trên tương tác của hạt tích điện
32
4.1. Giới thiệu
32
4.2. Đo neutron dùng ống đếm Bo dựa trên phản ứng
10
B(n, α)
7
Li
32
4.3. Ống đếm tỉ lệ
3
He dựa trên phản ứng
3
He(n, p)
3
H
36
Chương 5. Phương pháp đo suất liều neutron dựa trên phép đo thông lượng
38
5.1. Giới thiệu
38
5.2. Đo thông lượng neutron dùng lá dò kích hoạt
38
5.2.1. Phương trình kích hoạt
38
5.2.2. Xác định thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt
41
5.3. Xác định suất liều neutron từ kết quả đo thông lượng
41
Phần II. THỰC NGHIỆM VÀ KẾT QUẢ
43
Chương 6. Giới thiệu chung về hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron
đồng vị
43
6.1. Hệ Howitzer chứa nước
43
6.2. Nguồn neutron đồng vị sử dụng trong Đề tài
45
6.2.1. Nguồn
252
Cf
45
6.2.2. Nguồn
241
Am-Be
46
Chương 7. Xây dựng cấu hình hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron
đồng vị bằng mô phỏng MCNP
47
7.1. Mô tả hình học và vật liệu
47
7.1.1. Mô tả hình học Howitzer chứa nước
47
7.1.2. Vật liệu sử dụng
48
7.2. Xây dựng input file
49
7.2.1. Thiết lập cell card
49
7.2.2. Thiết lập surface card
51
7.2.3. Thiết lập Data card
52
7.3. Xây dựng cấu hình Howitzer chứa nước mô phỏng bằng MCNP
53
7.3.1. Mô phỏng hình dạng và kích thước Howitzer nước dùng nguồn neutron
53
7.3.2. Các hình ảnh Howitzer nước được vẽ bằng chương trình MCNP
54
7.4. Kết quả và thảo luận
56
7.4.1. Kết quả tính toán các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron
56
7.4.2. Đánh giá an toàn bức xạ khi sử dụng Howitzer chứa nước bằng mô phỏng
MCNP
62
iv
7.4.3. Kết luận
64
Chương 8. Thiết kế chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm đo neutron
65
8.1. Sửa chữa và nâng cấp hệ đo neutron Ấn Độ
65
8.1.1. Tình trạng hệ ghi đo neutron ghép nối máy tính của Ấn Độ
65
8.1.2. Thiết kế, chế tạo khối nguồn nuôi thế thấp
66
8.1.3. Thiết kế, chế tạo khối cao thế 2 kV
68
8.1.4. Thiết kế, chế tạo khối khuếch đại phổ kế ngõ ra tựa Gauss
70
8.1.5. Thiết kế, chế tạo khối MCA 4k
71
8.1.6. Tổng quan về ngôn ngữ LabVIEW
77
8.1.7. Kết quả kiểm tra khối cao thế 2 kV
77
8.1.8. Kết quả kiểm tra khối khuếch đại phổ kế
78
8.1.9. Kiểm tra độ phi tuyến vi phân và tích phân của hệ thống
78
8.1.10. Hình ảnh hệ đo neutron đã được sửa chữa và nâng cấp
80
8.2. Chế tạo hệ thống Howitzer chứa nước
81
8.2.1. Cấu hình và kích thước hệ Howitzer chứa nước
81
8.2.2. Mô tả bổ sung các bản vẽ
88
Chương 9. Đo thực nghiệm trên hệ thống Howitzer chứa nước đã chế tạo
90
9.1. Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron
90
9.1.1. Thiết bị và dụng cụ thực nghiệm
90
9.1.2. Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều bán kính ngang
đối với nguồn
252
Cf
93
9.1.3. Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều thẳng đứng đối
với nguồn
252
Cf
100
9.1.4. Đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều bán kính ngang
đối với nguồn
241
Am-Be
102
9.1.5. Kết quả đo phân bố thông lượng và suất liều neutron theo chiều thẳng
đứng đối với nguồn
241
Am-Be
103
9.1.6. Khảo sát suất liều neutron và gamma đối với nguồn
252
Cf bằng máy đo
liều xách tay
104
9.1.7. Nhận xét
108
9.2. Đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong môi trường nước
109
9.2.1. Chiều dài làm chậm và khuếch tán của neutron phụ thuộc vào nhiệt độ đối
với nguồn
241
Am-Be
109
9.2.2. Chiều dài làm chậm và khuếch tán của neutron đối với nguồn
252
Cf
117
9.2.3. Nhận xét
120
9.3. Khảo sát thông số phổ neutron và khả năng xác định hàm lượng một số nguyên
tố trong mẫu xi măng và cà phê
121
9.3.1. Giới thiệu
121
9.3.2. Hệ đo mẫu
122
9.3.3. Khảo sát thông số phổ neutron
123
9.3.4. Các bước thực nghiệm
125
9.3.5. Phân tích hàm lượng một số nguyên tố trong mẫu xi măng và cà phê
127
9.3.6. Kết quả phân tích Mn và Na trong mẫu oxit
129
v
9.3.7. Nhận xét
131
Chương 10. Xây dựng các bài thực hành
132
10.1. Đo thông lượng neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng vị bằng
phương pháp kích hoạt lá dò
132
10.2. Đo độ độ dài làm chậm của neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng
vị
252
Cf
140
10.3. Đo diện tích di cư (M
2
) của neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng
vị
252
Cf
144
10.4. Xác định hàm lượng nguyên tố bằng phương pháp phân tích kích hoạt dùng
nguồn neutron đồng vị
150
10.5. Đo suất liều neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng vị bằng phương
pháp kích hoạt lá dò
159
Chương 11. Thiết lập hai bài toán mẫu (Benchmark)
169
11.1. Bài toán 1: Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng,
đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng
nguồn đồng vị
241
Am-Be
169
11.2. Bài toán 2: Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng,
đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng
nguồn đồng vị
252
Cf
176
Phần III. KẾT LUẬN
184
1. Kết quả thực hiện Đề tài
184
2. Sản phẩm KHCN và ứng dụng của Đề tài
185
2.1. Hệ thống thiết bị thực nghiệm đo neutron
185
2.2. Các công trình khoa học đã công bố
185
2.3. Các luận văn thạc sĩ đã hoàn thành
185
2.4. Hướng dẫn thực hành cho các đoàn học viên
186
3. Những đề nghị nghiên cứu tiếp theo
186
TÀI LIỆU THAM KHẢO
187
PHẦN PHỤ LỤC
190
Phụ lục I (Chi tiêu kinh phí)
Phụ lục II (Chương 7)
Phụ lục III (Chương 8)
Phụ lục IV (Chương 9)
Phụ lục V (Các bài báo đã công bố)
vi
NHỮNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
- ATBX: An toàn bức xạ
- DNL: Độ phi tuyến vi phân
- ĐHBK: Đại học Bách khoa
- ĐHKHTN: Đại học Khoa học tự nhiên
- ĐHSP: Đại học Sư phạm
- EVN (Vietnam Electricity): Tập đoàn Điện lực Việt Nam
- FTC (Follow-up Training Course): Khóa huấn luyện (tự tổ chức) tiếp theo
- JAEA (Japan Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản
- JTC (Joint Training Course): Cùng tổ chức khóa huấn luyện
- HTQT: Hợp tác quốc tế
- IAEA (International Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế
- INAA (Instrumental Neutron Activation Analysis): Phân tích kích hoạt neutron
dụng cụ
- INL: Độ phi tuyến tích phân
- ITP (Instructor Training Program): Chương trình đào tạo giảng viên
- IE (Applicaion of nuclear technique in industry and environment): Ứng dụng Kỹ thuật
hạt nhân trong công nghiệp và môi trường
- KHCN: Khoa học công nghệ
- KHKTHN: Khoa học kỹ thuật hạt nhân
- KTHN: Kỹ thuật hạt nhân
- L (Diffusion length): Chiều dài khuếch tán
- L
S
(Slowing-down length): Chiều dài làm chậm
- LabVIEW (Laboratory Virtual Instrument Engineering Workbench): Ngôn ngữ lập
trình dạng sơ đồ hình ảnh.
- LOD (Limit of detection): Giới hạn xác định
- M
2
(Migration area): Diện tích di cư
vii
- LPƯHNĐL: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
- NAA (Neutron Activation Analysis): Phân tích kích hoạt neutron
- NCHN: Nghiên cứu hạt nhân
- NLNT: Năng lượng nguyên tử
- NLNTVN: Năng lượng nguyên tử Việt Nam
- NRPB (Nuclear power and Renewable energy Projects pre-investment Boad): Ban
chuẩn bị đầu tư dự án điện hạt nhân và năng lượng tái tạo
- NuTEC hay NuHRDeC (Nuclear Human Resourse Development Center): Trung t©m
Phát triển nguồn nhân lực h¹t nh©n
- PTN: Phòng thí nghiệm
- t
o
: Nhiệt độ
- TTĐT: Trung tâm đào tạo
- TTLPƯ: Trung tâm Lò phản ứng
- TTMT: Trung tâm Môi trường
- TTPT: Trung tâm Phân tích
- VL-ĐTHN: Vật lý – Điện tử hạt nhân
- VLHN: Vật lý hạt nhân
viii
TÓM TẮT
Báo cáo này trình bày các kết quả nghiên cứu và mô phỏng Monte-Carlo để thiết kế
cấu hình hệ thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước đa chức năng dùng nguồn neutron
đồng vị
252
Cf và
241
Am-Be. Từ đó đã chế tạo một hệ Howitzer chứa nước, gồm: thùng nhôm 2
lớp chứa nước hình trụ với kích thước trong 1,2mx1,2m và kích thước ngoài 1,3mx1,3m; hệ
trao đổi nhiệt và bơm nước tuần hoàn; hệ giá đỡ và di chuyển nguồn neutron; hệ đo neutron
dùng ống đếm
3
He và BF
3
. Từ hệ thiết bị đã chế tạo này, các nghiên cứu đã được tiến hành về:
đo thông lượng và suất liều neutron dùng lá dò kích hoạt vàng; đo chiều dài làm chậm và
khuếch tán cũng như diện tích di cư của neutron trong môi trường nước; khảo sát thông số phổ
neutron và xác định hàm lượng một số nguyên tố trong mẫu xi măng và cà phê; thiết lập 2 bài
toán mẫu; xây dựng 5 bài thực hành liên quan phục vụ công tác đào tạo.
Từ kết quả của đề tài, đã đăng tải được 3 bài báo khoa học, hoàn thành hướng dẫn 5
luận văn thạc sĩ và hệ Howitzer đã phục vụ ngay cho 3 đoàn sinh viên/cán bộ ở các cơ sở khác
đến Viện NCHN thực tập. Sản phẩm thực tiễn của đề tài là hệ thiết bị thực nghiệm Howitzer
chứa nước đa chức năng dùng nguồn neutron đồng vị được nghiên cứu chế tạo lần đầu tiên ở
Việt Nam, rất hữu ích cho công tác đào tạo nhân lực hạt nhân.
ABSTRACT
This report presents and research results and Monte-Carlo simulation for designing a
configuration of system on experimental equipment including multi-function water-filled
Howitzer using isotope neutron sources of
252
Cf and
241
Am-Be. From that, the water-filled
Howitzer was made. It consists of the blocks as follows: water-filled two-layer aluminum
cylinder tank with the inside-sizes of 1.2mx1.2m and the outside-sizes of 1.3mx1.3m;
temparature exchanging system and circulation water-ejector; system for supporting and
moving neutron sources; neutron measuring system using
3
He and BF
3
counters. From the
Howitzer system, researches were carried out for: measuring neutron flux and rate-dose using
the activated gold foils; measuring slowing-down and diffusion lengths as well as migration
area of neutrons in water medium; surveying spectrum parameters of neutron and determining
contents of some elements in cement and coffee samples; establishing two benchmarks; setting
up five related experimentally exercises for training.
From the results of the Project, three scientific articles were issued, five Msc thesies
were completed, and the Howitzer system served at once three teams of students/staffs from
the other institutions to the Nuclear Research Institute for practice. The practical product of
the Project has been the multi-function water-filled Howitzer using isotope neutron sources
that was researched and made fist time in Vietnam. It has been very useful for traning activity
in the nuclear field.
1
MỞ ĐẦU
1. Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài và trong nước
1.1.
Trên thế giới, để phục vụ các nghiên cứu và đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực
vật lý neutron và vật lý lò phản ứng, các trường đại học (Đại học công nghệ Tokyo, Nhật
Bản; Đại học MIT, Mỹ; Đại học Thanh Hoa, Bắc Kinh, Trung Quốc, v.v…), Trung tâm đào
tạo thuộc các Viện nghiên cứu (như NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản; NTC/KAERI, Hàn Quốc,
v.v.) đều có các phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị thực hành để để học viên có thể
tiến hành đo đạc các đặc trưng vật lý neutron như: đo phổ và thông lượng neutron, độ dài
làm chậm và khuếch tán neutron, kích hoạt mẫu trên nguồn neutron đồng vị, định liều
neutron và thực hiện các tính toán mô phỏng. Ở NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản có phòng thí
nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, đo đạc thực nghiệm các đặc trưng làm
chậm và khuyếch tán neutron trong môi trường graphite và môi trường nước sử dụng các
nguồn neutron đồng vị như
252
Cf và
241
Am-Be. Vừa qua (năm 2006-2009), một số cán bộ
của Viện NCHN đã sang NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản thực tập và nghiên cứu trong phòng
thí nghiệm này theo Chương trình đào tạo giảng viên ITP (Instructor Training Program).
Với mỗi phòng thí nghiệm, tùy theo thiết bị đo và nguồn neutron sử dụng mà có
những tính toán, thiết kế không gian làm việc và phép đo đạc thực nghiệm khác nhau nhằm
phục vụ tốt nhất công tác huấn luyện, đào tạo và nghiên cứu cho các đối tượng học viên
khác nhau (sinh viên, học viên cao học, thực tập sinh, v.v…) cũng như đảm bảo các vấn đề
về an toàn bức xạ (ATBX). Các phòng thí nghiệm này bắt buộc phải có trong mỗi cơ sở
đào tạo nhằm đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân
nói riêng.
Ở nước ta, có một số cơ sở nghiên cứu (như Viện KHKTHN Hà Nội, Viện Vật lý
thuộc Viện KHCN Việt Nam) đã có một số nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm về các đặc
trưng neutron nhưng còn rời rạc/nhỏ lẻ, chưa có hẳn phòng thí nghiệm độc lập nào để phục
vụ công tác huấn luyện và đào tạo, mà chỉ thực hiện một số thí nghiệm như đo thông lượng
neutron, phân tích kích hoạt neutron cho các khóa luận tốt nghiệp hay thực tập của học
viên. Viện Nghiên cứu hạt nhân (NCHN), Đà Lạt là cơ sở nghiên cứu duy nhất có Lò phản
ứng nghiên cứu IVV-9 với công suất danh định 500 kW phục vụ rất tốt cho công tác huấn
luyện, đào tạo, giảng dạy và nghiên cứu về lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nói chung,
đặc biệt là lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng nói riêng.
Tuy nhiên, để chuẩn hóa công tác huấn luyện và đào tạo trong lĩnh vực này như ở
các cơ sở đào tạo nước ngoài, trước khi tiến hành các bài thực nghiệm trên lò phản ứng
IVV-9, trên các kênh chiếu xạ ngang của lò phản ứng, cũng như trên các kênh chiếu xạ khô
(kênh No. 13-2, No. 7-1) thì học viên cần phải thực hiện các thí nghiệm cơ bản (về đo
thông lượng và phân bố thông lượng của neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng
nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác
nhau như graphite, nước nhẹ, v.v…) trên một hệ thống thiết bị thực nghiệm đa năng phù
hợp nào đó để có những hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất
làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng
vị. Nhưng cho đến hiện nay ở Việt Nam vẫn chưa có một cơ sở nghiên cứu/đào tạo nào có
2
một hệ thống thiết bị thực nghiệm đa năng như vậy, mà chỉ có một vài cơ sở với hệ
Howitzer chứa nước đơn giản loại kích thước nhỏ dùng để thí nghiệm về phân tích kích
hoạt neutron và chuẩn liều neutron (Trường ĐHBK Hà Nội, ĐHKHTN Tp.HCM, Phòng
ATBX của Viện NCHN, v.v…).
2. Nhu cầu lý do thực hiện Đề tài
Theo Dự án hợp tác đào tạo thực hành về “Công nghệ Lò phản ứng” với Trung tâm
Phát triển nguồn nhân lực hạt nhân thuộc Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản
(NuHRDeC/JAEA), thì ngay trong năm 2009 đã tổ chức khóa hợp tác đào tạo lần thứ hai
(2
nd
JTC on Reactor Engineering, ngày 2-13/11/2009) tại Viện NCHN, trong đó sẽ thực
hiện bài thực hành về đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường làm
chậm như nước nhẹ hay graphite. Nhưng do không có hệ thống thiết bị để tiến hành các thí
nghiệm trên nên một phần nội dung thực nghiệm của khóa đào tạo đã được thay bằng thí
nghiệm khác (do đó, chưa được phù hợp). Vì vậy, việc xây dựng một hệ thống thiết bị thực
nghiệm để đo đạc các đặc trưng vật lý của neutron và ứng dụng trong một số lĩnh vực liên
quan là rất cần thiết hiện nay cũng như lâu dài. Việc nghiên cứu chế tạo một hệ thống thực
nghiệm đa mục đích dựa trên Howitzer chứa nước kích thước lớn dùng nguồn neutron
đồng vị nhằm đào tạo nguồn nhân lực hạt nhân tại Viện NCHN là rất cần thiết – Đây là lý
do thực hiện Đề tài này.
Theo chương trình phát triển nguồn nhân trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện
hạt nhân nói riêng ở nước ta (Vừa qua, Chính phủ và Quốc hội nước ta đã thông qua
Chương trình phát triển điện hạt nhân: sẽ xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân với tổng
công suất 4000 MWe ở tỉnh Ninh Thuận, trong đó vấn đề huấn luyện và đào tạo cán bộ để
đáp ứng nguồn nhân lực cho nhà máy điện hạt nhân trong tương lai rất được quan tâm),
hiện nay hàng năm có nhiều đoàn cán bộ (như Tập đoàn Điện lực Việt Nam “EVN”, khóa
huấn luyện “Chuyên ngành năng lượng nguyên tử” của Viện NLNTVN) và sinh viên/học
viên cao học chuyên ngành công nghệ hạt nhân/vật lý hạt nhân (như ĐHKHTN Hà Nội,
ĐHBK Hà Nội, ĐHSP Đà Nẵng, ĐH Đà Lạt, ĐHKHTN Tp. HCM, ĐHSP Tp. HCM) tới
Viện NCHN để thực tập/làm khóa luận tốt nghiệp đại học/luận văn tốt nghiệp cao học, v.v.
Nhiều khi, sử dụng nguồn neutron đồng vị cho các bài toán kích hoạt, đo thông lượng, đo
đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron, v.v. khi Lò phản ứng không hoạt động sẽ rất
thuận tiện về thời gian cho học viên trong thời gian đến Viện thực tập và làm thí nghiệm.
Do vậy, việc nghiên cứu, thiết kế, chế tạo một hệ thống thiết bị thực nghiệm dùng nguồn
neutron đồng vị với nhiều mục đích (đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong
môi trường nước, phân tích kích hoạt và định liều neutron) là vấn đề mới mẻ, có ý nghĩa
khoa học và có nhu cầu thực tiễn trong điều kiện Việt Nam hiện nay (ở NuHRDeC/JAEA,
Nhật Bản hệ thống thiết bị thực nghiệm dùng nguồn neutron đồng vị chỉ dùng với một mục
đích là đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước và graphite,
chứ không dùng với các mục đích khác) – Đây là điểm mới của Đề tài đặt ra.
Do vậy, để chuẩn hóa chương trình huấn luyện và đào tạo cũng như phù hợp với
các tiêu chuẩn quốc tế, qua các ý kiến đóng góp/đề nghị của các chuyên gia nước ngoài
(như NuHRDeC/JAEA, v.v…) và dựa vào tình hình thực tế và nhu cầu thực tiễn hiện nay,
việc xây dựng một đề tài nghiên cứu khoa học với nội dung như trên để phục vụ hiệu quả
công tác huấn luyện và đào tạo nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân cho Ngành năng lượng
nguyên tử hiện nay cũng như lâu dài tại Viện NCHN là rất cần thiết, góp phần thực hiện
Đề án “Đào tạo phát triển nguồn nhân lực trong lĩnh vực năng lượng nguyên tử” được phê
duyệt theo Quyết định số 1558/QĐ-TTg ngày 18/8/2010 của Thủ tướng Chính phủ.
3
3. Mục tiêu của Đề tài
Xây dựng một hệ thống thiết bị đầy đủ cho phép tiến hành đo đạc thực nghiệm các
quá trình làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước, phân tích kích hoạt và
định liều neutron cũng như thiết lập các bài thực hành liên quan nhằm phục vụ công tác
huấn luyện và đào tạo chuyên ngành hạt nhân.
4. Các nội dung nghiên cứu chính của Đề tài
- Tính toán, mô phỏng Monte-Carlo và thiết kế kỹ thuật cấu hình hệ
thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron đồng vị.
- Tiến hành chế tạo, lắp đặt toàn bộ hệ thống thiết bị thực nghiệm, bao
gồm:
2.1. Howitzer là thùng nhôm 2 lớp (giữa 2 vỏ nhôm là lớp bảo ôn cách
nhiệt) chứa nước (nước là môi trường làm chậm), hệ thống giữ/di chuyển nguồn
neutron và mẫu đo, hệ thống thay đổi nhiệt độ cho môi trường nước trong
Howitzer, bộ lọc trao đổi ion và hệ thống bơm nước tuần hoàn, giá đỡ toàn bộ
Howitzer chứa nước.
2.2. Sửa chữa/nâng cấp, thiết kế/chế tạo và lắp đặt hệ đo neutron (Ấn Độ)
dùng ống đếm
3
He và BF
3
.
- Tiến hành nghiên cứu, đo đạc và xử lý kết quả thực nghiệm trên hệ
thống Howitzer chứa nước đã chế tạo, bao gồm:
3.1- Đo phân bố thông lượng và liều neutron đối với nguồn đồng vị dùng lá
dò kích hoạt.
3.2- Đo đặc trưng làm chậm, khuếch tán và diện tích di cư của nguồn
neutron đồng vị trong môi trường nước.
3.3- Khảo sát thông số phổ neutron và xác định khả năng phân tích một số
nguyên tố trong mẫu xi măng và cà phê.
- Xây dựng 5 bài thực hành, tương ứng với các chuyên đề nghiên cứu
ở Nội dung 3.
- Thiết lập 2 bài toán mẫu (Benchmark), bao gồm:
5.1- Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng, đặc
trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn
đồng vị
241
Am-Be.
5.2- Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng, đặc
trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn
đồng vị
252
Cf.
5. Ý nghĩa khoa học và thực tiễn của Đề tài
- Dựa vào hệ thống thiết bị thực nghiệm đã thiết kế chế tạo, có thể sử dụng để nghiên
cứu về: đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron (chiều dài làm chậm và diện
tích di cư của neutron), phân tích kích hoạt neutron và đo liều neutron dùng nguồn
đồng vị.
- Nghiên cứu, thiết kế chế tạo thêm bộ lọc trao đổi ion và lớp bảo ôn phía ngoài
thùng nhôm chứa nước nhằm để nghiên cứu đặc trưng làm chậm và khuếch tán của
neutron phụ thuộc nhiệt độ trong môi trường nước;
4
- Đây là hệ thống thiết bị thực nghiệm đa mục đích được nghiên cứu, thiết kế chế tạo
lần đầu tiên ở nước ta.
5.2
- Kết quả của đề tài là thiết bị và công cụ khoa học quan trọng giúp cho các cơ sở
đào tạo trong nước (các trường đại học, viện/trung tâm nghiên cứu, v.v…) có điều kiện học
tập và nâng cao trình độ/kinh nghiệm chuyên môn trong lĩnh vực vật lý neutron và ứng
dụng kỹ thuật hạt nhân.
- Kết quả của đề tài có thể ứng dụng trong công tác huấn luyện và đào tạo sinh
viên/cán bộ chuyên ngành vật lý hạt nhân/công nghệ lò phản ứng nhằm phát triển nguồn
nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân nói riêng ở nước ta.
- Địa chỉ ứng dụng: Trung tâm đào tạo ở Viện NCHN, các trường đại học và
viện/trung tâm nghiên cứu khác trong nước.
6. Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài
6
- Dựa trên các kinh nghiệm và kết quả của các đề tài nghiên cứu trước đây tại Viện
NCHN về lĩnh vực lò phản ứng, phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng và đo
liều neutron;
- Thừa kế kinh nghiệm của các cán bộ Viện NCHN trong các đợt thực tập chuyên
môn theo chương trình đào tạo giảng viên (ITP) tại NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản
trong những năm vừa qua;
- Dựa vào nhu cầu thực tiễn hiện nay cũng như lâu dài về đào tạo nguồn nhân lực
trong lĩnh vực hạt nhân ở nước ta;
- Cộng tác, phối hợp giữa các cán bộ nghiên cứu có kinh nghiệm ở Viện NCHN.
6.2
Đề tài sử dụng cả phương pháp tính toán mô phỏng và đo đạc thực nghiệm, bao gồm:
- Phương pháp tính toán mô phỏng Monte-Carlo;
- Phương pháp đo lường bức xạ neutron;
- Phương pháp phân tích kích hoạt neutron đối với nguồn đồng vị;
- Phương pháp đo liều neutron đối với nguồn đồng vị;
- Phương pháp xử lý thống kê kết quả thực nghiệm.
7. Đơn vị thực hiện chính: Trung tâm đào tạo, Trung tâm LPƯ, Phòng Vật lý – Điện tử
HN, Trung tâm phân tích (Viện NCHN).
8. Thời gian thực hiện: 24 tháng (tháng 3/2010 – tháng 2/2012).
9. Nguồn và mức kinh phí được cấp
- Nguồn kinh phí: NSNN
- Tổng mức kinh phí: 400.000.000 đồng (Bốn trăm triệu đồng), trong đó:
+ Năm 2010: 150.000.000 đồng.
+ Năm 2011: 250.000.000 đồng (nhưng chi tiết kiệm 9.500.000 đồng theo
quy định, nên kinh phí thực hiện Đề tài năm 2011 còn 240.500.000 đồng)
- Tình hình thanh quyết toán kinh phí được nêu trong phần Phụ lục I.
5
Phần I. TỔNG QUAN LÝ THUYẾT
Chương 1. ĐẶC TRƯNG LÀM CHẬM VÀ KHUẾCH TÁN CỦA NEUTRON
TRONG MÔI TRƯỜNG NƯỚC
1.1. Một số khái niệm
Sự vận chuyển của neutron (cách mà neutron di chuyển từ điểm mà nó được sinh ra
đến điểm mà nó bị hấp thụ hoặc ra khỏi lò phản ứng hạt nhân) ở trong môi trường có thể
được mô tả bởi các thông số vĩ mô gồm:
- Chiều dài làm chậm L
S
(Slowing-down length): khoảng cách neutron nhanh di
chuyển từ điểm nó sinh ra đến điểm nó trở thành neutron nhiệt.
- Chiều dài khuếch tán L (Diffusion length): khoảng cách neutron nhiệt di chuyển
trước khi chúng bị hấp thụ.
- Diện tích di cư M
2
(Migration area): bằng bình phương chiều dài di cư (tổng
khoảng cách neutron di chuyển khi nó được làm chậm lúc là neutron nhanh và khi nó
khuếch tán lúc là neutron nhiệt).
- Chiều dài suy giảm λ (Relaxation length): chiều dài ứng với sự suy giảm thông
lượng neutron từ giá trị ban đầu về giá trị giảm e lần.
Ban đầu, các neutron sinh ra có động năng cao. Trong các va chạm sau đó với môi
trường neutron sẽ bị làm chậm lại. Neutron khi di chuyển trong nước sẽ bị làm chậm trở
thành neutron nhiệt và chúng tiếp tục “khuếch tán” cho đến khi chúng bị hấp thụ hoàn
toàn. Khuếch tán nghĩa là quỹ đạo của các neutron được di chuyển ngẫu nhiên khi chúng
liên tục va chạm với các nguyên tử của môi trường. Khi neutron đạt đến trạng thái cân
bằng nhiệt với nguyên tử của môi trường, năng lượng sinh ra có thể bằng năng lượng mất
đi do va chạm. Hành vi của các neutron rất giống với các nguyên tử trong không khí, và có
thể được mô tả khá chính xác bằng lý thuyết động học phân tử. Các phương trình động học
phát triển cho các lý thuyết động học của khí lý tưởng có thể được dùng để mô tả sự
chuyển động của neutron [4, 31, 52, 53].
1.2. Đặc trưng làm chậm của neutron trong môi trường nước
Một neutron nhanh khi đi qua môi trường vật chất sẽ xảy ra quá trình tương tác với
các nhân nguyên tử thông qua quá trình tán xạ đàn hồi hoặc tán xạ không đàn hồi, khi đó
neutron sẽ bị làm chậm trở thành neutron nhiệt hoặc neuron trên nhiệt. Trước khi bị hạt
nhân bắt giữ, chúng có thể thực hiện từ vài chục đến vài trăm va chạm. Tiết diện tán xạ của
neutron nhanh lớn hơn hàng chục đến hàng trăm lần tiết diện hấp thụ. Tán xạ không đàn
hồi chỉ xảy ra ở giai đoạn đầu của sự hãm, cỡ một hoặc hai va chạm, sau đó chỉ có tán xạ
đàn hồi (có thể không có tán xạ đàn hồi). Do đó khi nghiên cứu quá trình làm chậm
neutron ta chỉ chú ý đến quá trình tán xạ đàn hồi [1, 45, 53].
Xét tán xạ đàn hồi:
Năng lượng trung bình mà neutron truyền cho hạt nhân khi tán xạ:
(1.1)
6
Với: E là năng lượng của neutron trước khi va chạm; E
M
là năng lượng của neutron giật lùi
sau va chạm; E
M
= α.E.cos
2
φ; φ là góc giật lùi; ; với M là khối lượng nhân
giật lùi; m là khối lượng neutron; ω(E
M
) là xác suất sau một va chạm năng lượng đạt giá trị
E
M
.
Do ω(E
M
) tỷ lệ với diện tích vi phân của va chạm tương ứng với giá trị năng lượng
E
M
cho biết. Thường thì tiết diện vi phân d(θ) là biết trước, đó là xác suất của một tán xạ
của neutron quanh góc θ. Để tính ta chuyển d(θ) sang d(E).
Xét trong hệ quy chiếu khối tâm (xem như đẳng hướng), xác suất nhân giật lùi bay
tới góc φ
0
trong hệ khối tâm là:
(1.2)
Vì góc giật lùi trong hệ khối tâm lớn gấp đôi góc giật lùi trong hệ phòng thí nghiệm:
φ
0
= 2φ nên xác suất nhân giật lùi dưới góc φ là:
(1.3)
Góc φ ứng với nhân đạt E
M
nên:
(1.4)
Từ đó ta có mất mát năng lượng trung bình của neutron là:
(1.5)
Giá trị trung bình của năng lượng neutron sau 1 va chạm:
(1.6)
Tỷ số giữa năng lượng trung bình và năng lượng ban đầu:
(1.7)
Tỷ số trên gọi là mất mát năng lượng trung bình tương đối, tỷ số này càng lớn khi
khối lượng nhân M của môi trường vật chất càng gần với khối lượng của neutron, do đó
các vật chất nhẹ thường được dùng để hãm và làm chậm neutron nhanh. Đối với môi
trường có M >> 1 thì tỷ số này bằng (1 – 2/M) (với nước tỷ số này khoảng 0,89).
Do đại lượng này không thay đổi khi giá trị tuyệt đối của năng lượng trong quá trình
hãm thay đổi nên ta có thể xác định năng lượng của neutron sau lần va chạm thứ n như sau:
E
n
= E
0
.e
– n.ξ
(1.8)
Với E
0
là năng lượng ban đầu của neutron. Từ đó ta đưa vào đại lượng:
(1.9)
Do ξ (được gọi là Lethargy) chỉ phụ thuộc vào khối lượng nhân làm chậm do đó ta
có thể xác định ξ dựa trên việc lấy trung bình của với hàm mật độ xác suất là hàm
phân bố f(E) của neutron sau va chạm như sau:
(1.10)
7
Trong tán xạ đẳng hướng:
(1.11)
Nên:
(1.12)
Với M/m = A/1 thì ta được :
(1.13)
Từ đó ta tính được số va chạm trung bình cần thiết để làm chậm neutron từ năng
lượng ban đầu E
0
đến mức năng lượng sau cùng E
n
là:
(1.14)
Phổ năng lượng neutron sau một số va chạm với các hạt nhân nguyên tử:
Giả sử có N
0
neutron có năng lượng ban đầu E
0
thực hiện một loạt va chạm liên tiếp
với môi trường. Sau va chạm thứ n, số neutron có năng lượng E trong khoảng dE được xác
định:
(1.15)
(Công thức trên đã được Artzimovich và Kurchtov tìm ra năm 1935)
Năng lượng trung bình tương ứng cho sự phân bố này được xác định như sau:
(1.16)
Trong khi đó, số neutron sau va chạm thứ hai và các va chạm tiếp theo càng lớn khi
năng lượng của chúng càng bé. Phần lớn neutron có năng lượng nhỏ hơn vì phân bố
phổ được cho qua đại lượng ; đại lượng này tăng khi E giảm.
Mà ta có: , như vậy trong mỗi va chạm trung bình logarit năng lượng
giảm ξ. Suy ra:
(2.17)
ξ càng lớn thì mất mát năng lượng trung bình của mỗi va chạm càng lớn. Để mô tả
tính chất hãm của môi trường, ta sử dụng đại lượng ξ.Σ gọi là khả năng hãm của chất làm
chậm. Với: Σ = .N (Σ: tiết diện tán xạ tổng cộng;
: tiết diện tán xạ; N: số nguyên tử của
chất làm chậm).
Đại lượng ξ.Σ xác định trung bình của logarit hao phí năng lượng của neutron khi
xuyên qua một lớp vật chất dày 1 cm. ξ.Σ càng lớn thì quãng đường đi được của neutron
càng ngắn, mà Σ = .N nên khả năng hãm tỷ lệ với mật độ vật chất hãm và tiết diện tán xạ.
8
Do của neutron nhanh phụ thuộc vào E
n
nên ξ.Σ cũng phụ thuộc vào năng lượng. Trong
tán xạ và hãm thì neutron thực hiện đường đi tương tự chuyển động Brown, nếu gọi
khoảng cách trung bình mà neutron khi bị hãm đi được để giảm năng lượng ban đầu E
0
xuống E sau n lần va chạm là Rn (với ) thì ta có:
(1.18)
Trong thực tế, quãng đường giữa hai lần va chạm là bằng nhau (bằng ) và giả sử va
chạm là đẳng hướng, giá trị trung bình của cosθ
ik
bằng không, đo đó ta có:
(1.19)
Độ lớn trung bình của quãng đường chạy tự do được xác định như sau:
(1.20)
Với là xác suất để neutron đi quãng đường r mà không có va chạm.
Suy ra trung bình của bình phương quãng đường giữa hai lần va chạm của neutron là:
(1.21)
Vậy thực tế, ta có:
(1.22)
Với R là khoảng dịch chuyển thẳng.
Từ công thức trên ta thấy: trung bình bình phương của dịch chuyển thẳng của
neutron trong sự hãm của nó từ năng lượng ban đầu E
0
xuống năng lượng E (với giả thiết
tán xạ đối xứng cầu) thì:
Tỷ lệ nghịch với khả năng hãm ξ.Σ
Tỷ lệ với quãng đường tự do trung bình
Tỷ lệ với logarit của tỷ số E
0
/E tức là tăng theo sự giảm của năng lượng cuối cùng
E theo bậc logarit.
Trên toàn khoảng năng lượng, trong đó neutron bị hãm chủ yếu thì tán xạ thực tế là
đối xứng cầu (trong hệ quy chiếu khối tâm). Vì khối lượng của neutron không quá nhỏ nên
trong hệ quy chiếu phòng thí nghiệm, tán xạ của neutron bị lệch khỏi đối xứng cầu, tán xạ
về phía trước mạnh hơn về phía sau. Vì vậy khoảng cách trung bình của neutron tới chỗ
ban đầu sau va chạm (độ dài vận chuyển
t
) là lớn hơn nhiều so với quãng đường tự do
trung bình giữa hai quá trình va chạm (còn gọi là độ dài tán xạ ).
Ta xác định
t
bằng cách lấy trung bình quãng đường tổng cộng của neutron theo
hướng ban đầu như sau :
r = r
0
+ r
1
.cosθ
1
+ r
2
.cosθ
1
.cosθ
2
+ r
3
. cosθ
1
.cosθ
2
.cosθ
3
+…
9
(1.23)
Với r
i
là độ dài đường đi giữa hai lần va chạm thứ i và k; θ
i
là góc giữa 2 vec tơ r
i
và r
k
.
Mặt khác ta có :
(1.24)
Với f(θ) là phân bố góc của neutron tán xạ trong hệ phòng thí nghiệm (bằng
một nửa góc tán xạ trong hệ khối tâm) và
Nếu xem như cosθ dưới dấu tích phân là hàm số của cosθ
0
và đưa vào biến số mới
thì:
(1.25)
Ta gọi V là vận tốc trọng tâm trong hệ phòng thí nghiệm, v là vận tốc neutron trong
hệ phòng thí nghiệm, v
0
là vận tốc neutron trong hệ khối tâm, thì:
(1.26)
Gọi U là tốc độ ban đầu của neutron trong hệ phòng thí nghiệm thì:
(1.27)
Từ đó ta có:
(1.28)
Với A là số khối của môi trường vật chất.
Suy ra:
(1.29)
Do đó :
(1.30)
Vậy, quãng đường truyền (độ dài vận chuyển) phụ thuộc vào số khối A của chất làm
chậm.
Suy ra trung bình bình phương của khoảng cách dịch chuyển thẳng:
(1.31)
Từ đó ta có độ dài hãm được định nghĩa như sau:
(1.32)
1.3. Đặc trưng khuếch tán của neutron trong môi trường nước
Neutron với một động năng có thể so sánh được với nguyên tử của môi trường xung
quanh được gọi là neutron nhiệt. Trong các va chạm tán xạ với các hạt nhân của môi
trường, neutron có thể tăng hoặc giảm năng lượng, nhưng năng lượng trung bình của chúng
10
vẫn không đổi. Sự phân bố năng lượng của các neutron nhiệt tương ứng như là trong
trường hợp của lý thuyết khí động học, tuân theo phân bố Maxwell–Boltzmann [1, 45, 53].
Phương trình khuếch tán nhóm được dùng để mô tả trạng thái cân bằng của neutron trong
không gian bằng cách đếm tất cả các neutron của tất cả các mức năng lượng trong nhóm.
Thông thường nó được xác định như sau:
(1.33)
Với D là hệ số khuếch tán (cm); ø(r) là thông lượng neutron (n/cm
2
); Σ
f
là tiết diện phân
hạch vĩ mô trung bình (cm
-1
); Σ
a
là tiết diện hấp thụ vĩ mô trung bình (cm
-1
); và S(r) là
cường độ nguồn (n/s).
Đối với việc nghiên cứu neutron nhiệt, ta sử dụng các toán tử phương trình khuếch
tán cho chỉ duy nhất neutron nhiệt. Sau đó các hằng số của nhóm trong (1.33) được xác
định giá trị trung bình trên khoảng năng lượng nhiệt. Trong (1.33), giá trị Σ
f
.ø(r) bằng
không vì không có vật liệu phân hạch trong môi trường. Giá trị S(r) cũng bằng không ở
khắp nơi trong môi trường ngoại trừ tại điểm đặt nguồn neutron (r = 0). Trong khi tính toán
gần đúng cho nhóm neutron nhiệt, nguồn điểm neutron xem như phát ra các neutron cường
độ S
th
đơn năng đẳng hướng.
Với định nghĩa của chiều dài khuếch tán: , thay vào (1.33) ta được:
(r ≠ 0) (1.34)
Nghiệm tổng quát của phương trình (1.34) cho một môi trường vô hạn là:
(1.35)
Ta xem như sự khuếch tán là đối xứng cầu và r là khoảng cách được tính từ nguồn.
Nguồn neutron nằm ở tâm của hệ thống đối xứng cầu. Theo toán học, khi đó nguồn được
xác định như là một biên có điều kiện, thông lượng ở ngoài biên xem như bằng không và
xem như bên ngoài mở rộng đến vô cùng. Điều này đòi hỏi B trong (1.35) phải bằng không
và số hạng thứ hai có thể bỏ qua (đối với một môi trường hữu hạn thì B ≠ 0 và lúc đó số
hạng thứ hai cần xác định rõ ràng để đáp ứng điều kiện biên thông lượng bằng không trong
một bán kính hữu hạn). Với cường độ nguồn là S
th
, hằng số A có thể được xác định
. Phương pháp giải liên quan đến tính toán giới hạn dòng neutron được xác định
bởi định luật Flick (xem như sự khuếch tán dựa vào sự chênh lệch mật độ). Giải (1.34)
cuối cùng ta được:
(r ≠ 0) (1.36)
1.4. Chiều dài khuếch tán L
Việc tính toán thông lượng được xác định từ phương trình (1.36) có thể sử dụng để
giải thích một cách vật lý học cho chiều dài khuếch tán L. Bình phương khoảng cách trung
bình , với r là khoảng cách từ nơi neutron trở thành neutron nhiệt cho đến nơi neutron bị
hấp thụ hoàn toàn được xác định như sau [1, 4, 11, 25, 31, 42, 52]:
11
(1.37)
Chú ý rằng cường độ nguồn bằng tổng tỷ lệ của neutron bị hấp thụ trong toàn bộ môi
trường vô hạn:
(1.38)
Thay vào các công thức (1.37) và (1.38) ta được:
(1.39)
Hay: (1.40)
1.5. Chiều dài làm chậm Ls
Khoảng cách mà neutron nhanh di chuyển trong suốt thời gian bị điều tiết trong lò
phản ứng là quan trọng cho việc thiết kế lò bởi vì nó ảnh hưởng đến kích thước tới hạn. Sự
phân bố trong không gian của các neutron bị làm chậm có thể được xác định dựa vào lý
thuyết tuổi Fermi. Nó được giới thiệu bởi Enrico Fermi như là một mô hình phân tích cho
quá trình làm chậm của các neutron. Về bản chất, lý thuyết tuổi Fermi có nghĩa là neutron
di chuyển khoảng cách vô cùng bé giữa các lần va chạm liên tiếp. Đây là lý do mà đôi khi
phương pháp này được gọi là làm chậm liên tục [1, 4, 11, 25, 31, 42, 52].
Sự phân bố trong không gian ở trạng thái cân bằng như là một hàm của năng lượng
có thể được xác định dựa vào phương trình Gaus như sau:
(1.41)
Công thức (1.41) là lời giải cho biểu thức tuổi Fermi cho một nguồn điểm phát các
neutron đơn năng (sự hấp thụ có thể bỏ qua). Lời giải được cho trong các điều kiện mật độ
làm chậm q(r,τ), tại vị trí r và năng lượng E, trong các điều kiện của thông số τ, được gọi là
tuổi (thường gọi là tuổi Fermi). Mật độ làm chậm là số neutron đi qua có một năng lượng
cho trước trong mỗi giây trên mỗi cm
3
. S là cường độ nguồn, nghĩa là số neutron phát ra
trong mỗi giây với một năng lượng E
0
(E
0
là năng lượng ban đầu).
Tuổi của neutron, τ, quan hệ với năng lượng của neutron như sau :
(1.42)
Với D là hệ số khuếch tán (xem như là hàm của năng lượng), E
0
là năng lượng ban đầu của
neutron tại nguồn, E là năng lượng của neutron tại vị trí cụ thể r, ξ là hệ số logarit của độ
giảm năng lượng, và Σ
S
là tiết diện tán xạ vĩ mô.
Trong môi trường mà sự hấp thụ không đáng kể, dựa vào biểu thức (1.42), và giả sử
rằng D, Σ
S
và ξ đều phụ thuộc vào năng lượng (giả định này là khá hợp lý cho mọi vật liệu)
tuổi của neutron nhiệt, τ
th
được xác định như sau :
(1.43)
12
Rõ ràng τ
th
đặc trưng cho khoảng cách di chuyển của neutron suốt quá trình làm
chậm đến năng lượng nhiệt. Tuổi của neutron quan hệ với khoảng cách di chuyển trong
suốt thời gian làm chậm nghĩa là chiều dài khuếch tán cho neutron nhiệt.
Tuổi của neutron có cùng số lượng như là bình phương chiều dài làm chậm L
S
2
:
τ
th
= L
S
2
(1.44)
Bình phương khoảng cách di chuyển trung bình của neutron từ nguồn trong quá trình
làm chậm đến năng lượng nhiệt được xác định bằng cách tích phân biểu thức (1.43).
Ta có kết quả tương tự:
(1.45)
Hay: (1.46)
1.6. Diện tích di cư M
2
Diện tích di cư hay bình phương chiều dài di cư, được xác định như sau:
M
2
= L
2
+ L
S
2
(1.47)
Bình phương chiều dài khuếch tán L
2
được xác định từ biểu thức (1.39) và (1.40) và
L
S
2
được xác định từ biểu thức (1.45) và (1.46). Ta chú ý rằng đầu dò của chúng ta rất nhạy
với neutron nhiệt nên ta đo chiều dài di cư, bao gồm cả chiều dài khuếch tán và chiều dài
làm chậm [1, 21, 31, 52].
(1.48)
Với C(r) là cường độ đo từ đầu dò (còn gọi là tốc độ đếm).
Phép đo thực nghiệm là xác định C(r) như là một hàm của vị trí. Thực tế cho thấy
khó đo thông lượng ở những khoảng cách khá lớn do nguồn neutron đồng vị có cường độ
nhỏ so với neutron ở Lò phản ứng. Do đó cần thiết phải làm một số phép ước lượng hoặc
thực nghiệm về đặc tính của thông lượng, và ngoại suy từ các kết quả đo đến khoảng cách r
lớn. Một trong những khả năng có thể có của thông lượng tại các khoảng cách r lớn được
xác định như sau:
(1.49)
Với λ là chiều dài suy giảm (chiều dài ứng với sự suy giảm C(r) từ giá trị ban đầu về giá trị
giảm e lần).
13
Chương 2. PHƯƠNG PHÁP MÔ PHỎNG MONTE-CARLO VÀ CHƯƠNG TRÌNH
MCNP
2.1. PHƯƠNG PHÁP MONTE-CARLO
Từ những năm 1940 của thế kỷ XX, tại phòng thí nghiệm Los-Alamos (Mỹ), nhóm
các nhà khoa học nghiên cứu chế tạo bom nguyên tử đã đặt vấn đề sử dụng rộng rãi những
công cụ của lý thuyết xác suất trong việc giải các bài toán thực tế trên máy tính điện tử.
Vào năm 1949, Nicolas Metropolis và Stan Ulam công bố công trình đầu tiên của họ trình
bày vấn đề này một cách có hệ thống đó chính là phương pháp Monte.
Phương pháp Monte-Carlo đã được sử dụng qua nhiều thế kỷ, nhưng chỉ trong vài
thập niên gần đây nhờ có sự phát triển của máy tính điện tử và các kỹ thuật tính nó mới trở
thành một phương pháp số được phát triển đầy đủ, có khả năng áp dụng để giải quyết
những vấn đề phức tạp trong khoa học và công nghệ, đã và đang được ứng dụng rộng rãi
trong các lĩnh vực khác nhau của vật lý hạt nhân về lý thuyết và thực nghiệm. Có thể nói
rằng những thí nghiệm vật lý hạt nhân hiện đại ngày càng trở nên phức tạp và chi phí tốn
kém. Vì vậy trước khi tiến hành những thí nghiệm, cần phải thiết kế chúng bằng phương
pháp mô phỏng, mà Monte-Carlo là phương pháp tối ưu cho việc mô phỏng này.
Monte-Carlo là một phương pháp số giải mô hình với việc sử dụng các số ngẫu
nhiên. Để giải một bài toán bằng phương pháp này người ta cần phải:
- Tạo ra các số ngẫu nhiên phân bố đều trên khoảng [0, 1] bằng các các thuật toán
đặc biệt để máy tính có thể tạo ra các số ngẫu nhiên.
- Lấy mẫu các đại lượng ngẫu nhiên từ các luật phân phối đã cho trước của chúng
dựa trên các số ngẫu nhiên phân bố đều trong khoảng [0, 1].
- Tính các đặc trưng trung bình được quan tâm dựa trên giá trị của các đại lượng
ngẫu nhiên đã được lựa chọn và xử lý thống kê kết quả tính.
Phương pháp mô phỏng thống kê có thể trái ngược với phương pháp số rời rạc
truyền thống (tiêu biểu là áp dụng cho các phương trình vi phân thông thường hoặc mô tả
hệ vật lý hay toán học cơ bản nào đó). Trong rất nhiều ứng dụng của phuơng pháp Monte-
Carlo, quá trình vật lý được mô phỏng trực tiếp, và không cần viết ra các phương trình vi
phân mô tả phản ứng của hệ. Yêu cầu duy nhất là hệ vật lý đó phải được mô tả bằng những
hàm xác suất. Bây giờ ta giả sử rằng phản ứng của một hệ được mô tả bằng hàm mật độ
xác suất. Khi hàm mật độ xác suất được biết, mô phỏng Monte-Carlo có thể được thực hiện
bằng lấy mẫu ngẫu nhiên từ hàm mật độ xác suất. Nhiều “phép thử” được lặp đi lặp lại và
kết quả kỳ vọng nhận được bằng cách lấy trung bình trên số các sự kiện quan sát được (có
thể là một quan sát đơn lẻ hoặc có thể hàng triệu các quan sát, …). Trong nhiều ứng dụng
thực tế, ta có thể dự đoán sai số thống kê của kết quả trung bình này, và do đó dự đoán
được số phép thử Monte-Carlo cần thiết để đạt được một sai số cho trước [26, 27].
2.2. CHƯƠNG TRÌNH MCNP
MCNP (Monte Carlo N-Particle) là một chương trình lớn, một công cụ tính toán rất
mạnh để mô phỏng quá trình vận chuyển bức xạ đa năng, các quá trình vật lý hạt nhân đối
với neutron, photon, electron mang tính thống kê dựa trên phương pháp Monte Carlo (các
quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa hạt nhân với vật chất, phân bố thông lượng
neutron …). MCNP có thể nghiên cứu các hạt với các mức năng lượng khác nhau trên dải
năng lượng khá rộng (năng lượng của nơtron thay đổi từ 10
-11
MeV đến 20 MeV; năng
lượng các photon và electron thay đổi từ 1 keV đến 1000 MeV). Ban đầu MCNP được
14
phát triển bởi nhóm Monte-Carlo và sau này bởi nhóm Radiation Transport (nhóm X-5)
của phòng Vật Lý lý thuyết ứng dụng ở Phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos (Mỹ),
nhóm này đã cải tiến và công bố phiên bản mới cứ 2 đến 3 năm 1 lần. MCNP được cung
cấp tới người dùng qua Trung tâm che chắn bức xạ (RSIC) ở Oak Ridge, Tennessee và
ngân hàng dữ liệu OECD/NEA ở Pari, Pháp.
Chương trình Monte-Carlo vận chuyển hạt đầu tiên là MCS được viết năm 1963.
Tiếp đến là MCN được viết năm 1965. MCN có thể giải bài toán các neutron tương tác với
vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các số liệu vật lý được lưu trong các thư viện riêng rẽ,
phát triển cao.
MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte Carlo gamma xử lý các photon
năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG (chương trình Monte-Carlo xử lý ghép cặp
neutron–gamma). Sau đó MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte-Carlo với
xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron–
photon và trở thành MCNP. MCNP đầu tiên mang ý nghĩa là Monte Carlo neuton–photon
và hiện nay có ý nghĩa là Monte-Carlo N Partical. Ở đây hạt N có thể là neutron, photon,
electron.
MCNP được viết lại hoàn chỉnh và công bố năm 1983 với phiên bản MCNP3 là
phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế. Tiếp đến năm 1990 phiên bản MCNP4 ra đời,
nó thích ứng với việc mô phỏng hạt N đa tác vụ hoạt động trên các cấu trúc máy tính song
song và đồng thời bổ sung thêm vận chuyển electron.
MCNP4A được công bố năm 1993 với nét nổi bật là phân tích thống kê được nâng
cao, đa tác vụ làm việc với nhiều bộ xử lý để chạy song song trên hệ cấu trúc máy tính
song song.
MCNP4B được công bố năm 1997 đã đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý
pho ton được nâng cao.
MCNP4C được công bố năm 2000 mô tả nét nổi bật của xử lý cộng hưởng không
phân giải, các nâng cao vật lý electron.
MCNP4C2 được công bố năm 2001 có các đặc trưng mới là vật lý quang hạt nhân và
một vài cải tiến khác.
Đến hiện nay phần mềm mới nhất được sử dụng khá rộng rãi là phiên bản MCNP5
có bổ sung thêm hiệu ứng giãn nở Doppler cùng với các thư viện tiết diện được cập nhật.
Chương trình MCNP5 có chức năng mô tả vẽ hình học lẫn mô phỏng hình ảnh 3D (do đó
chúng ta có thể không cần thiết dùng các lệnh để vẽ hình học trong input file của MCNP).
MCNP được viết với gần 4000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có
khoảng 350 chương trình con. MCNP xử lý cấu hình các vật liệu ba chiều tùy ý trong các
khối hình học được giới hạn bởi các mặt bậc nhất, bậc hai và một số mặt bậc bốn. MCNP
sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử với năng lượng liên tục. MCNP sử
dụng các thư viện số liệu hạt nhân của các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo
các qui luật phân bố thống kê, ghi lại sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết
thời gian sống của nó. Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu được lấy từ thư viện số liệu thực
nghiệm hạt nhân và các thư viện kích hoạt thu thập từ Livemore, và các đánh giá được đưa
ra bởi nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los-Alamos. Các bảng số liệu hạt nhân hiện có
bao gồm: các tương tác neutron, các tương tác photon và các photon được tạo ra bởi tương
tác của neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron và tán xạ phần tử nhiệt. Mỗi bảng số
liệu sẵn có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR.
Người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu hạt nhân qua các ký hiệu nhận dạng
duy nhất ZAID đối với mỗi bảng. Nhìn chung, các ký hiệu nhận dạng này chứa nguyên tử
15
số Z, số khối A và thư viện riêng ID. Các tiết diện đối với gần 2000 phản ứng, bao gồm
hơn 400 hạt nhân bia ở các trạng thái cơ bản và kích thích là một phần của cơ sở dữ liệu
MCNP.
Việc sử dụng MCNP yêu cầu cần thiết phải mô tả chi tiết và rõ ràng cấu hình, vật
liệu và nguồn. Cấu hình cần phải định nghĩa rõ ràng và chính xác trong không gian 3 chiều.
Vật liệu cần phải xác định được khối lượng riêng, thành phần vật liệu bao gồm cả của các
đồng vị có mặt. Người dùng có thể mô tả nguồn ở các dạng khác nhau (nguồn điểm, nguồn
mặt, là đường thẳng, …), các thông số nguồn như năng lượng, vị trí, loại bức xạ. Người
dùng có thể sử dụng các cách tính (tally) theo mục đích yêu cầu khác nhau liên quan đến
dòng hạt, thông lượng hạt, năng lượng mất mát. Trong kết quả tính (output file), ngoài
thông tin về kết quả và sai số, còn có các bảng chứa các thông tin cần thiết cho người sử
dụng. Các thông tin này làm sáng tỏ các quá trình vật lý của bài toán và sự thích ứng của
mô phỏng Monte-Carlo, các bảng tóm tắt quá trình gieo hạt, tổng số hạt lịch sử. Nếu có sai
sót trong khi chạy chương trình thì sẽ in chi tiết để người sử dụng có thể tìm và loại bỏ.
Ngoài ra độ chính xác trong kết quả MCNP còn phụ thuộc vào chất lượng Code tính toán,
độ tin cậy của số liệu hạt nhân, thiết lập hình học của hệ được tính toán.
Các hằng số được sử dụng trong MCNP có các đơn vị sau: độ dài theo cm, năng
lượng theo eV, thời gian theo các thời khắc (10
-8
giây), nhiệt độ theo Kelvin (K), các mật
độ nguyên tử theo nguyên tử/barn, các tiết diện theo barn (10
-24
cm) [26, 27].
2.3. INPUT FILE CƠ BẢN VÀ MỘT SỐ LỆNH THƯỜNG DÙNG TRONG MCNP
Input file (tệp tin đầu vào) của MCNP mô tả hình học của vấn đề được mô phỏng,
chỉ rõ vật liệu cấu thành các phần của hệ được mô phỏng và nguồn, đồng thời định nghĩa
những kết quả mà bạn mong muốn từ quá trình tính toán.
Một tệp tin đầu vào của MCNP có bốn mục chính: Khối thông tin (nếu cần)
- Tiêu đề của bài toán
- Định nghĩa ô mạng (Cell cards), giới hạn bằng dòng trống
- Định nghĩa mặt (Surface card), giới hạn bằng dòng trống
- Data cards, số dòng trống (Nếu cần)
Ngoài ra còn sử dụng $ (ghi chú sau câu lệnh) hoặc c (đầu dòng) để ghi chú.
2.3.1. Tiêu đề
Tiêu đề là thẻ đầu tiên trong một tệp tin đầu vào MCNP và có thể dài tối đa
80 ký tự. Nó thường chứa đựng thông tin về vấn đề được mô phỏng.
2.3.2. Cell cards (Các thẻ ô)
MCNP có khả năng mô tả hình học ba chiều chủ yếu dựa trên các mối quan hệ của
vùng, miền hay khối được bao bởi một hay 2 mức bề mặt. MCNP sử dụng hệ toạ độ Đề
các 3 chiều (x, y, z). Đơn vị sử dụng trên các chiều là centimet (cm). Mọi vùng không gian
đều được tiếp giáp trực tiếp với vùng không gian khác kề với nó. Mỗi khu vực được bao
bởi một bề mặt, hay nhiều bề mặt, hoặc cũng có thể là trải ra vô tận. Căn cứ trên hệ tọa độ
Decart, MCNP lấy các mặt biên của một khối vật chất để mô tả, gọi là cell.
Một cell được xác định thì khái niệm quan trọng là chiều của những điểm trong cell
là các mặt liên kết với nhau. Mỗi cell có phần thể tích nhất định. Trong cell có thể chứa vật
chất hoặc trống.
Cú pháp: j m d geom params
16
Cell Material Density Surfaces
Với: j là chỉ số cell, với 1 j 99999, nếu có sự chuyển đổi thì 1 j 999
m: là số vật chất trong cell, số vật chất được thay bằng 0 để chỉ cell trống
d: là khối lượng riêng của cell (atom/cm
3
) hoặc (g/cm
3
) (d dương thì nó chỉ mật độ
nguyên tử với đơn vị tương ứng là 10
24
nguyên tử/cm
3
; d âm chỉ mật độ khối lượng với
đơn vị tương ứng là g/cm
3)
.
geom: là phần mô tả hình học của cell, bao gồm chỉ số các mặt tùy theo vùng giới
hạn. Nó gồm những mã số chỉ bề mặt với một trong hai giá trị logic âm hoặc dương. Giá trị
tuyệt đối của mã số cho ta biết đó là bề mặt nào được khai báo sau đó trong mục thẻ bề
mặt, dấu logic của nó dùng để xác định ô đang được định nghĩa thuộc về phía bên nào của
mặt giới hạn đó, hay nói cách khác là miền nào của không gian được giới hạn bởi các bề
mặt đó. Những bề mặt có hình học xác định cũng đồng thời được dùng để cấu thành lên
các mặt biên, các mặt biên đó giới hạn nơi bắt đầu hay kết thúc vùng không gian vận
chuyển các hạt bức xạ.
Params: các tham số tuỳ chọn : imp, u, trcl, lat, fil…
Các ô được định nghĩa bởi sự giao nhau, sự kết hợp và phần bù của các vùng, miền
và chứa phần bên trong của mỗi ô được điền đầy bởi một loại vật liệu duy nhất do người sử
dụng định nghĩa.
Phép hợp của hai vùng có thể hiểu giống như toán tử logic “or”, trong đó hợp của
hai vùng A và B là một vùng mới chứa đựng tất cả không gian của cả vùng A lẫn vùng B.
Khi viết mã chương trình phép hợp được định nghĩa bởi dấu “:”. Phép giao của hai vùng có
thể hiểu giống như toán tử logic “and”, trong đó giao của hai vùng A và B là một vùng mới
thoả mãn điều kiện là nó thuộc A và đồng thời cũng thuộc B. Phép giao được định nghĩa
bởi dấu “space “ ngăn cách giữa hai vùng. Phép phủ định được định nghĩa bởi dấu “#” có
thể hiểu nó như toán tử logic “not”.
2.3.3. Surface cards (Các thẻ bề mặt)
Surface Card là phần định nghĩa mặt hình học. Mặt được định nghĩa bằng phương
trình tổng quát trong không gian vuông góc 3 chiều.
Cú pháp: j n a list
Trong đó
j: số mặt 1 j 99999, dấu “*” cho mặt phản xạ, dấu “ + “ cho mặt trong suốt.
n: không có hoặc số 0 là không chuyển trục toạ độ, nếu n > 0 số mặt bị chuyển trục,
còn n < 0 số mặt j lặp lại mặt n.
a: ký hiệu loại mặt.
list: các số đánh vào từ phương trình định nghĩa mặt.
Mặt được mô tả: Mặt phẳng, Mặt trụ, Mặt cầu, Mặt nón, Elipsoid, hyperboloid,
paraboloid, torus.
Mọi bề mặt đều có một miền logic “dương” và một miền logic “âm”. Hai miền logic
này được ngăn cách bởi chính bề mặt đó.
