luận văn thạc sĩ tính toán phổ năng lượng của kênh nơtron phin lọc từ lò phản ứng hạt nhân đà lạt

BỘ GIÁO DỤC
VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN HÀN LÂM KHOA HỌC
VÀ CÔNG NGHỆ VIỆT NAM

HỌC VIỆN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
-----------------------------

Huỳnh Thanh Sơn

TÊN ĐỀ TÀI LUẬN VĂN
TÍNH TOÁN PHỔ NĂNG LƯỢNG CỦA KÊNH
NƠTRON PHIN LỌC TỪ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

Khánh Hòa – 2020


BỘ GIÁO DỤC
VÀ ĐÀO TẠO

VIỆN HÀN LÂM KHOA HỌC
VÀ CÔNG NGHỆ VIỆT NAM

HỌC VIỆN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
-----------------------------

Huỳnh Thanh Sơn

TÍNH TOÁN PHỔ NĂNG LƯỢNG CỦA KÊNH
NƠTRON PHIN LỌC TỪ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT
Chuyên ngành: Vật lý kỹ thuật
Mã số: 8520401

LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC:
Hướng dẫn 1: PGS.TS Phù Chí Hòa- Trường Đại học Đà Lạt
Hướng dẫn 2: TS. Phạm Ngọc Sơn- Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt

Khánh Hòa – 2020


LỜI CAM ĐOAN

Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu do tôi thực hiện dưới sự
hướng dẫn của PGS.TS Phù Chí Hòa và TS. Phạm Ngọc Sơn. Các số liệu, kết
quả nêu trong luận văn được tiến hành tại Phòng Vật lý và Điện tử hạt nhân,
Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. Các số liệu, kết quả là trung thực và chưa
được công bố trong các công trình nghiên cứu khác. Nếu không đúng như đã
nêu trên, tôi xin chịu hoàn toàn trách nhiệm về đề tài của mình.

Khánh Hòa, tháng 07 năm 2020
Tác giả

Huỳnh Thanh Sơn

i

LỜI CẢM ƠN
Với tình cảm chân thành và lòng biết ơn sâu sắc, cho phép tôi gửi lời
cảm ơn chân thành nhất tới :
Quý Thầy, Cô giáo của Viện Hàm lâm Khoa học và Công nghệ Việt
Nam đã giảng dạy, truyền đạt cho tôi những kiến thức quý báu và tận tình
giúp đỡ tôi trong quá trình học tập.
Quý Thầy, Cô giáo của Viện Nghiên cứu và Ứng dụng Công nghệ Nha
Trang đã nhiệt tình và tạo điều kiện thuận lợi để giúp tôi hoàn thành khóa học.
Đặc biệt tôi xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc tới Thầy PGS.TS Phù Chí
Hòa, TS. Phạm Ngọc Sơn đã tận tình hướng dẫn và giúp đỡ tôi trong suốt quá
trình thực hiện luận văn.
Xin chân thành cảm ơn Ban giám hiệu Trường Trung học Phổ thông
Hoàng Văn Thụ, đã luôn động viên và giúp đỡ tôi trong suốt khóa học.
Cảm ơn các bạn học viên lớp cao học ngành Vật lý kỹ thuật K6 – Viện
Hàn lâm Khoa học và Công nghệ Việt Nam đã cùng tôi trao đổi kiến thức
trong suốt khóa học.
Và cuối cùng, tôi xin bày tỏ lòng biết ơn tới gia đình tôi, những người
đã, đang và sẽ luôn luôn động viên – chia sẽ cùng tôi trong suốt cuộc đời.

Khánh Hòa, tháng 07 năm 2020

Huỳnh Thanh Sơn

ii


DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT
STT

Ký hiệu

Giải thích ký hiệu

1

PHITS

Hệ thống mô phỏng hạt và ion nặng bằng phương
pháp Monte – Carlo, (Particle and Heavy Ion
Transport code System)

2

MCNP

Chương trình tính toán mô phỏng bằng phương pháp
Monte – Carlo (Monte Carlo N-Particle Transport
Code)

3

MCNP5

Chương trình tính toán mô phỏng bằng phương pháp
Monte – Carlo phiên bản 5 (Monte Carlo N-Particle
version 5)

4

BNCT

5

PGNAA

6

IAEA

7

EXFOR

8

CFNB

Chương trình tính toán cho các chùm nơtron được lọc
(Calculation for Filtered Neutron Beams)

9

JAEA

Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản (Japan
Atomic Energy Agency)

10

GEANT4

Chương trình mô phỏng hình học và quá trình chuyển
động (GEometry And Tracking)

11

JENDL-4.0

Phương pháp xạ trị bằng kỹ thuật BNCT (Boron
neutron capture theraphy)
Phân tích kích hoạt nơtron gamma tức thời (Prompt
Gamma-ray Neutron Activation Analysis)
Cơ quan Năng lượng nguyên tử Quốc tế (International
Atomic Energy Agency)
Thư viện số liệu phản ứng hạt nhân thực nghiệm
(Experimental Nuclear Reaction Data)

Thư viện số liệu hạt nhân tính toán (Japanes
Evaluated Nuclear Data Library)

iii


DANH MỤC CÁC BẢNG

Số bảng

Nội dung bảng

Trang

1.1

Bảng so sánh chương trình PHITS với các chương
trình máy tính khác

17

2.1

Các phần trong cấu trúc chương trình PHITS

22

2.2

Mô tả chế độ tính toán

24

2.3

Mô tả lịch sử tương tác của hạt

24

2.4

Tên tập tin đầu vào-đầu ra

25

2.5

Mô tả các thông số cho nguồn bức xạ hình trụ

26

2.6

Bề mặt bao quanh vật thể

30

2.7

Định dạng khối vật thể

35

2.8

Mô tả các chức năng của Tally

39

3.1

Số liệu phân bố phổ năng lượng nơtron của chùm tia

nơtron ( với chuẩn trực hình cone, phin lọc Bismuth
6cm và Sapphire 15cm)

49

3.2

Số liệu phân bố phổ năng lượng nơtron của chùm tia
nơtron ( với chuẩn trực hình trụ, phin lọc Bismuth
6cm và Sapphire 15cm)

53

3.3

Các tham số phổ nơtron: Thông lượng nơtron nhiệt,
trên nhiệt, đối với hình cone tinh thể và hình cone
bình thường (Sử dụng phin lọc Bismuth-6cm,
Sapphire-15cm)

58

3.4

Các tham số phổ nơtron: Thông lượng nơtron nhiệt,
trên nhiệt, đối với hình cone tinh thể và hình trụ tinh
thể (Sử dụng phin lọc Bismuth-6cm, Sapphire-15cm)

59

iv


3.5

Các tham số phổ nơtron: Thông lượng nơtron nhiệt,
trên nhiệt, đối với hình cone tinh thể với phin lọc sử
dụng Bismuth-6cm và chiều dài tinh thể Sapphire
thay đổi từ 0 đến 20cm

61

3.6

Các tham số phổ nơtron: Thông lượng nơtron nhiệt,
trên nhiệt, đối với hình cone tinh thể (Sử dụng phin
lọc Bismuth-6cm, Sapphire-15cm và không có phin
lọc)

63

v


DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ
Số hình

Nội dung hình

Trang

1.1

Sơ đồ thuật toán Monte Carlo tính toán quá trình tương
tác, của một hạt nơtron trong vật liệu.

12

1.2

Thống kê số liệu về phổ năng lượng của hạt.

16

1.3

Thống kê về mật độ thông lượng của hạt

16

2.1

Khai báo véctơ chỉ phương và góc khối của nguồn bức xạ

26

2.2

Nguồn hình trụ

27

2.3

Các trường hợp nguồn hình trụ

27

2.4

Kết quả khai báo một nguồn bức xạ hình trụ

28

2.5

Kết quả khai báo hình cầu, hình hộp, mặt phẳng và hình
trụ.

37

2.6

Kết quả khai báo chuẩn trực hình trụ.

38

2.7

Thống kê về mật độ thông lượng của hạt khi sử dụng lưới

xyz.

43

2.8

Lỗi khi không có hạt thống kê trong lưới.

43

2.9

Hiển thị thông lương của hạt với phân bố năng lượng.

45

3.1

Mặt cắt của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và vị trí kênh
ngang số 1.

46

3.2

Mô hình tính toán hệ dẫn chùm tia nơtron phin lọc hình
cone tại kênh ngang số 1 bởi chương trình PHITS.

48

3.3

Mô hình tính toán hệ dẫn chùm tia nơtron phin lọc hình
trụ tại kênh ngang số 1 bởi chương trình PHITS.

48

3.4

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể và hình cone
bình thường theo thang logarit.

58

3.5

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể và hình cone
bình thường theo thang tuyến tính.

59

vi


3.6

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể và hình trụ
tinh thể theo thang tuyến tính.

60

3.7

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể và hình trụ
tinh thể theo thang logarit.

60

3.8

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể khi phin lọc
Sapphire thay đổi chiều dài theo thang tuyến tính.

62

3.9

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể (với phin lọc
Bismuth-6cm, Sapphire-15cm và không có phin lọc) theo
thang logarit.

63

3.10

Phổ nơtron đơn năng của hình cone tinh thể (với phin lọc
Bismuth-6cm, Sapphire-15cm và không có phin lọc) theo
thang tuyến tính.

64

vii


MỤC LỤC
Trang
Lời cam đoan

i

Lời cảm ơn

ii

Danh mục các ký hiệu, chữ cái viết tắt

iii

Danh mục các bảng

iv

Danh mục các hình vẽ, đồ thị

vi

Mục lục

viii

Mở đầu ……………………………………………………………….. 1
CHƯƠNG 1

TỔNG QUAN TÀI LIỆU………..…….……….. 3

1.1 Tình hình nghiên cứu ở ngoài nước. …………………… 3
1.2 Tình hình nghiên cứu ở trong nước …………………..… 4
1.3 Cơ sở lý thuyết của kỹ thuật phin lọc nơtron …………… 5
1.4 Phương pháp tính toán dòng nơtron phin lọc ………….... 8
1.5 Kỹ thuật tính toán bằng mô phỏng Monte Carlo ………... 9
1.5.1 Tìm hiểu các chương trình mô phỏng trên thế giới
và trong nước …………………………….……… 9
1.5.2 Kỹ thuật tính toán Monte Carlo …………………. 11
1.6 Giới thiệu chương trình tính toán PHITS………….…….. 15
CHƯƠNG 2PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU
VÀ THỰC HIỆN MÔ PHỎNG………..……. 20
2.1 Hướng dẫn cài đặt và thực thi PHITS ……………...…… 20
2.1.1. Cài đặt trên hệ điều hành Windows ……………… 20
2.1.2. Thực thi PHITS trên hệ điều hành Windows…….. 21
2.1.3. Phần mềm được đề xuất …………………………. 21

viii


2.2 Hướng dẫn tạo file-input cho chương trình mô phỏng … 22
Chương 3 Kết quả và thảo luận ……………………………………. 46
3.1 Tổng quan chương trình và phương pháp Monte Carlo … 47
3.2 File-input dựa trên cơ sở cấu trúc thiết kế của kênh ngang
số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt …………..……… 47
3.3 Số liệu phân bố phổ năng lượng nơtron của chùm tia

nơtron tại kênh ngang số 1 của
Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ……………….....……… 49
3.4 Các tham số phổ nơtron: Thông lượng nơtron nhiệt,
trên nhiệt………………………………………………… 57
3.5 Thảo luận ………………………………………….……. 65
Kết luận và kiến nghị …………………………………… 67
1

Kết luận ………………………………………………… 67

2

Kiến nghị …………………………………………….…. 68

Bài báo khoa học công bố…………………………………………… 68
Tài liệu tham khảo ……………………………………………………. 69
Phụ lục………………………………………………………………… 71
Phụ lục 1 Bài báo khoa học ……………………………………….. 71
Phụ lục 2 Thông báo phê duyệt sử dụng phần mềm PHITS .....…… 79
Phụ lục 3 File input mô phỏng chuẩn trực hình cone……..……….. 80
Phụ lục 4 File input mô phỏng chuẩn trực hình trụ.……………….. 91
Phụ lục 5 Các nội dung hướng dẫn thiết kế file – input trong chương
trình mô phỏng PHITS .....……………………………..... 95

ix


MỞ ĐẦU
Vật lý nơtron có một vai trò quan trọng trong sự phát triển khoa học và
công nghệ hạt nhân. Đây là một trong những ngành khoa học mũi nhọn không

thể thiếu ở các nước có nền khoa học hạt nhân tiên tiến.
Kỹ thuật phin lọc nơtron đã được áp dụng ở nhiều nước trên thế giới
như Ukraina, Mỹ, Nga, Nhật Bản, Việt Nam,... trong các nghiên cứu ứng dụng
kênh nơtron từ lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu như: nghiên cứu thực nghiệm
phản ứng hạt nhân với nơtron, nghiên cứu vật lý nơtron và cấu trúc hạt nhân;
chuẩn liều bức xạ nơtron, nghiên cứu phương pháp xạ trị nơtron (neutron
capture therapy), nghiên cứu che chắn bức xạ, chụp ảnh nơtron, phân tích
nguyên tố . . .
Hiện nay, Việt Nam đã có nhiều chương trình ứng dụng năng lượng và
kỹ thuật hạt nhân tham gia vào sự phát triển kinh tế xã hội. Vì vậy, các nghiên
cứu về vật lý nơtron và đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực này ngày càng
trở nên cần thiết. Trong các nghiên cứu thực nghiệm về phản ứng hạt nhân với
nơtron, đo số liệu hạt nhân phục vụ cho tính toán thiết kế lò phản ứng, phân
tích đánh giá an toàn luôn cần thiết phải tạo ra các dòng nơtron chuẩn đơn
năng.
Phổ năng lượng của các kênh nơtron phin lọc từ Lò phản ứng hạt nhân
là thông tin quan trọng cần thiết cho các nghiên cứu ứng dụng. Do đó, đề tài
nghiên cứu tính toán xác định thông lượng nơtron nhiệt, nơtron nhanh và phổ
năng lượng nơtron của các kênh nơtron phin lọc từ Lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt là cần thiết và cũng là lý do chọn đề tài này. Kết quả của đề tài này sẽ có ý
nghĩa khoa học và thực tiễn trong việc phục vụ phát triển kênh nơtron năng
lượng nhiệt (thermal neutron beam) tại Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt và góp
phần cung cấp thông tin về tham số vật lý nơtron như thông lượng nơtron, tỉ
số Cadmi và độ sạch của chùm tia. Các tham số này cần thiết cho các nghiên
cứu khoa học và ứng dụng triển khai tại kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt
nhân Đà Lạt. Mục đích của đề tài là ứng dụng chương trình tính toán mô
phỏng PHITS trên cơ sở phương pháp Monte Carlo để nghiên cứu tính toán
truyền nơtron qua phin lọc và chuẩn trực chùm tia phục vụ phát triển kênh
1

nơtron nhiệt tại Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, từ đó tính toán xác định được
phân bố phổ năng lượng nơtron sau khi truyền qua các tổ hợp phin lọc tại
kênh nơtron phin lọc của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Đối tượng và phạm vi
nghiên cứu là đặc trưng phổ năng lượng và thông lượng nơtron nhiệt tương
ứng với bộ phin lọc mới (bao gồm Bismuth và Sapphire) để nhận được chùm
tia nơtron với năng lượng trung bình En = 0.0253 eV tại kênh nơtron số 1 của
lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
Xuất phát từ những yêu cầu thực tế đã nêu ở trên, tôi đã chọn nội dung
nghiên cứu với tên đề tài: ‘‘Tính toán phổ năng lượng của kênh nơtron phin
lọc từ Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt’’, để làm luận văn tốt nghiệp Cao học
khóa 6, chuyên ngành Vật lý kỹ thuật của Viện Hàn lâm Khoa học và Công
nghệ Việt Nam. Cấu trúc luận văn như sau:
Chương 1: Tổng quan về tình hình nghiên cứu, phát triển kỹ thuật phin
lọc nơtron trên thế giới và trong nước. Trình bày tổng quan về kỹ thuật tính
toán phổ năng lượng, độ sạch tương đối của dòng nơtron phin lọc và một số
ứng dụng quan trọng. Trình bày tổng quan về phương pháp mô phỏng Monte
Carlo và chương trình máy tính PHITS.
Chương 2: Thiết kế chuẩn trực và tính toán mô phỏng kênh nơtron tại
Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.
Chương 3: Trình bày các kết quả tính toán và thảo luận về phân bố phổ
năng lượng nơtron của chùm tia nơtron, các tham số phổ nơtron: Thông lượng
nơtron nhiệt, trên nhiệt . . .
Chương 4: Trình bày các kết luận và kiến nghị.
Lĩnh vực vật lý nơtron và kỹ thuật phin lọc nơtron để tạo ra dòng
nơtron chuẩn đơn năng rất phức tạp và đa dạng. Mặc dù, tôi đã rất cố gắng
nhưng do thời gian nghiên cứu tương đối ngắn và kinh nghiệm chưa nhiều
nên sẽ không tránh khỏi những thiếu sót về nội dung cũng như cách trình bày,
kính mong nhận được sự góp ý của quý thầy cô và các đồng nghiệp để luận
văn được hoàn thiện hơn.

2


CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN TÀI LIỆU
Trong chương này, các nội dung được trình bày một cách tổng quan
gồm tình hình nghiên cứu ở ngoài nước và trong nước về sự phát triển của kỹ
thuật nơtron phin lọc, trình bày một số ứng dụng trong thực tiễn đối với các
dòng nơtron phin lọc.
1.1. TÌNH HÌNH NGHIÊN CỨU Ở NGOÀI NƯỚC
Một trong những phương pháp tạo dòng nơtron chuẩn đơn năng cường
độ mạnh hiện nay trong vùng năng lượng từ 0,4 keV đến vài trăm keV là các
chùm nơtron đi qua phin lọc trên cơ sở các kênh ngang của lò phản ứng hạt
nhân. Kỹ thuật nơtron phin lọc được giới thiệu vào năm 1968 bởi hai nhà
khoa học Simpson và Muller, về khả năng sử dụng một số phin lọc để tạo
dòng nơtron đơn năng từ lò phản ứng, phục vụ các thí nghiệm nghiên cứu về
phản ứng bắt nơtron của hạt nhân [1].
Ngày nay, kỹ thuật phin lọc nơtron đã được áp dụng ở nhiều nước như
Ukraina, Mỹ, Nhật, Hàn Quốc,… Tại 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,... và đã nhận được các dòng nơtron chuẩn đơn
năng, với năng lượng từ 0,498 keV đến 602,5 keV, thông lượng từ 0,13 đến
26,8x106 (n/cm2.s) và cường độ tương đối từ 39,5 đến 99% [2, 3,4]
Tại phòng thí nghiệm lò phản ứng hạt nhân của Đại học Ban Ohio
(OSURR) đã phát triển các tổ hợp phin lọc nơtron sử dụng các loại vật liệu
Bismuth và Sapphire để làm phin lọc và đã nhận được các dòng nơtron chuẩn
đơn năng, với năng lượng 0,5 MeV, 0,8 MeV, 1,0 MeV, 1,5 MeV, 2,0 MeV,
3,0 MeV,…[5].
Tại Brookhaven của Mỹ, các chùm nơtron phin lọc 2 keV và 24,5 keV

được sử dụng để đo tiết diện bắt bức xạ và nghiên cứu cơ chế phản ứng bắt
nơtron [2].
Các dòng nơtron phin lọc từ lò phản ứng có ưu điểm là có thông lượng
dòng cao đạt từ 105-107 n/cm2s, có độ phân giải năng lượng cao và nền phông
3


gamma thấp. Các khó khăn chính là để tạo ra các chùm nơtron có chất lượng
tốt thì phần lớn các vật liệu phin lọc cần có độ giàu đồng vị cao, do đó dòng
nơtron phin lọc nhiệt sử dụng các vật liệu đơn tinh thể như Silic, Berili,
Bismuth được phát triển phổ biến hơn ở nhiều nước như Ai Cập, Ấn Độ, Hàn
Quốc,...[2].
1.2. 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 15,2cm, trong đó có 3 kênh xuyên
tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3 kênh được đưa vào sử dụng là
kênh tiếp tuyến số 3, kênh xuyên tâm số 2 và kênh xuyên tâm số 4. Các dòng
nơtron phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử dụng từ những
năm 1990, kênh ngang số 2 đã được đưa vào sử dụng từ năm 2012 để phục vụ
các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng. 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 105 đến 106 (n/cm2.s) thích hợp cho các nghiên
cứu số liệu phản ứng hạt nhân với nơtron. Các phương pháp như phân tích
kích hoạt nơtron gamma tức thời, các thí nghiệm đo nơtron truyền qua, các
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 đã được thực hiện tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt [6].
Năm 2012 kênh xuyên tâm số 2 với hệ thống phin lọc Silic và Bismuth
được đưa vào sử dụng phục vụ cho phân tích kích hoạt nơtron gamma tức thời
(PGNAA), nghiên cứu phản ứng hạt nhân (n,  ), đo xác định thực nghiệm số

liệu tiết diện phản ứng hạt nhân với nơtron, tiến hành các thực nghiệm về
phản ứng hạt nhân, vật lý hạt nhân, vật lý nơtron và che chắn bức xạ trong
công tác đào tạo[2].

4


1.3. CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA KỸ THUẬT PHIN LỌC NƠTRON
Nơtron có tính chất trung tính về điện, do đó nơtron không bị ảnh
hưởng bởi điện tích âm của electron trong lớp vỏ nguyên tử cũng như điện
tích dương của hạt nhân. Tính chất quan trọng này cho phép nơtron đi qua
đám mây electron nguyên tử và tương tác trực tiếp với hạt nhân. Chính vì thế,
nơtron có thể xâm nhập sâu vào các vật thể và vật liệu. Mặt khác, bước sóng
của nơtron thì tỷ lệ nghịch với động lượng của nó. Với hằng số Planck h, khối
lượng nơtron mn không đổi, bước sóng giảm xuống theo một hàm của vận tốc
v, được thể hiện trong phương trình de Broglie cho bước sóng tính bằng đơn
vị nanomet[5].
 h  395, 6
m .v
v

(1.1)

n

Các nơtron có năng lượng cao khi chúng được sinh ra từ các nguồn
phản ứng phân hạch và trải qua nhiều tương tác tán xạ để bị làm chậm hoặc
điều tiết xuống các năng lượng mà chúng ở trạng thái cân bằng nhiệt với
chuyển động của các nguyên tử xung quanh chúng. Tại thời điểm này, năng
lượng có thể được truyền từ nơtron sang hạt nhân và từ hạt nhân đến nơtron.

Các nơtron nhiệt theo định nghĩa là các nơtron ở trạng thái cân bằng nhiệt với
vật chất ở 300K. Khi đó, ta có thể sử dụng hàm phân bố Maxwell để mô tả
phổ của các năng lượng trong trạng thái cân bằng nhiệt này. Năng lượng có
thể xảy ra với tỉ lệ cao nhất trong phân bố là 0,0253 (eV), tương ứng với vận
tốc nơtron là 2200 (m/s) và bước sóng là 0,18 (nm). Khi xảy ra các tương tác
bắt một nơtron bởi một hạt nhân, dẫn đến một hoặc nhiều tia gamma được
phát ra. Sự hấp thụ nơtron và phát xạ tia gamma tiếp theo rất hữu ích trong
việc xác định thành phần nguyên tố của mẫu vì mỗi đồng vị tạo ra tia gamma
có năng lượng riêng biệt.
Trên thực tế, trong các lò phản ứng hạt nhân, chỉ có nơtron nhanh được
tạo ra trong quá trình phân hạch hạt nhân. Sự phân bố năng lượng của các
nơtron này có thể tính gần đúng bởi công thức Watt [2]:
( E )  0, 484e E sin(2 E)0,5 (1.2)

5


Từ lý thuyết phản ứng hạt nhân, chúng ta biết rằng tiết diện tương tác
của nơtron với vật chất, tăng rõ rệt theo quy luật 1/v khi giảm năng lượng
nơtron. Trong môi trường chất làm chậm của lò phản ứng hạt nhân, phổ
nơtron có phân bố theo ba miền năng lượng như sau :
+ Nơtron nhiệt : 0 < En < 0,5 eV
+ Nơtron trung gian : 0,5 eV < En < 100 keV
+ Nơtron nhanh : 100 keV < En < 20 MeV
Cơ sở của kỹ thuật nơtron phin lọc là dựa trên sự suy giảm cường độ
chùm nơtron, tại các năng lượng không mong muốn nhưng vẫn đảm bảo được
cường độ mạnh tại đỉnh năng lượng quan tâm, khi đi qua vật liệu làm phin lọc
có một bề dày đủ lớn. Trong tiết diện nơtron toàn phần của nhiều đồng vị hoặc
nguyên tố, có các cực tiểu tạo thành do sự giao thoa của tán xạ thế và tán xạ
cộng hưởng, của các sóng nơtron trong vùng năng lượng trung bình. Các cực

tiểu này có thể có giá trị tiết diện gần bằng 0 hoặc rất nhỏ. Vì vậy, khi chùm
nơtron từ lò phản ứng có năng lượng phân bố từ nơtron nhiệt đến nơtron
nhanh, truyền qua vật liệu có độ dày thích hợp sẽ tương tác với vật liệu này
giống như lọc nơtron. Phía sau vật liệu này sẽ nhận được dòng nơtron đơn
năng, với giá trị năng lượng tương ứng với cực tiểu của tiết diện toàn phần.
Các bước cơ bản nhất để tạo ra một dòng nơtron phin lọc mới, trên cơ
sở các kênh ngang của lò phản ứng bao gồm:
1. Tính toán lựa chọn kích thước và tổ hợp các vật liệu phù hợp nhất
làm phin lọc, để thu được phổ nơtron đơn năng có độ sạch (cường độ
tương đối) đạt gần 100%.
2. Gia công, lắp đặt phin lọc và chuẩn trực dòng nơtron.
3. Đo và kiểm tra thực nghiệm đỉnh năng lượng, thông lượng và độ
sạch đơn năng.
4. Hiệu chỉnh phin lọc để có kết quả phù hợp với thiết kế.

6


Trong luận văn này, chúng tôi trình bày các nghiên cứu tính toán, nhằm
chọn lựa các thông số thiết kế tối ưu về kích thước và phân bố phổ năng lượng
đơn năng tại 0,0253eV dự kiến sẽ thu được trên cơ sở dòng nơtron qua tổ hợp
phin lọc Bismuth và Sapphire từ kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân
Đà Lạt. Các kết quả này là số liệu cần thiết để tiến hành phát triển dòng
nơtron phin lọc đơn năng 0,0253eV qua tổ hợp phin lọc Bismuth và Sapphire
mới trong thời gian tới.
Phổ năng lượng nơtron tạo thành sau phin lọc được tính theo biểu thức
sau [2, 4]:
 ( E )   ( E )* exp(   d 
0

i

k k

k

tk

(E)), (1.3)

Eh

I

 0 ( E )dE
E

l

20 MeV



,

(1.4)

0 ( E )dE

5

10 eV

Trong đó:
+ 0 ( E) là phổ thông lượng nơtron tạo thành sau phin lọc,
+ i ( E) là phổ thông lượng nơtron từ lò phản ứng tại vị trí trước phin lọc,
+ k là mật độ hạt nhân của thành phần phin lọc thứ k (số hạt nhân/cm3),
+ dk là chiều dài của thành phần phin lọc thứ k (cm),
+ 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,
+ El và Eh là cận dưới và cận trên của đỉnh phổ năng lượng chính.
Ngoài ra, các công đoạn còn lại như gia công, lắp đặt phin lọc và chuẩn
trực dòng nơtron, đo và kiểm tra thực nghiệm đỉnh năng lượng, thông lượng,
độ sạch đơn năng và hiệu chỉnh phin lọc để có kết quả phù hợp với thiết kế.

7


Các vấn đề an toàn bức xạ và các điều kiện kỹ thuật cần thiết để đạt được chất
lượng dòng nơtron cao nhất là hướng phát triển kế tiếp của đề tài.
1.4. PHƯƠNG PHÁP TÍNH TOÁN DÒNG NƠTRON PHIN LỌC
Các bộ lọc thường được sử dụng trong các cơ sở chùm tia để lọc ra tia
gamma không mong muốn và thông lượng nơtron nhanh nhằm cải thiện tỷ lệ
nhiễu tín hiệu cho nhiều kỹ thuật phân tích. Các cơ sở chụp ảnh phóng xạ
nơtron nhắm đến hàm lượng neutron nhiệt cao và giảm hàm lượng gamma
cho độ nhạy cao và chất lượng hình ảnh tổng thể. Do nhu cầu về các chùm
nơtron nhiệt có cường độ cao và độ sạch tia gamma cao nên cần phải có các
vật liệu lọc chất lượng tương ứng.
Các vật liệu ứng cử viên tốt nhất thỏa mãn các yêu cầu trên bao gồm

Thạch anh (SiO2 ), Bismuth, Berili, Magiê oxit, Silic và Sapphire (Al 2O3).
Nếu xét về sự sẵn có của các tinh thể đơn lớn và hiệu quả thì Thạch anh,
Sapphire và Silic là những vật liệu được ưu tiên lựa chọn. Sapphire ở nhiệt độ
phòng hiệu quả hơn Thạch anh và Silic như một bộ lọc nơtron nhiệt, ngay cả
khi chúng được làm lạnh bằng phương pháp lạnh đến 77 K để cải thiện hiệu
quả. Hơn nữa, các đặc tính truyền của Sapphire không bị suy giảm do chiếu
xạ trong một thời gian dài trong kênh ngang của lò phản ứng[5].
Bismuth không phải là ứng cử viên hàng đầu làm vật liệu lọc nơtron, vì
Bismuth tồn tại mật độ cao của các trạng thái phonon tần số thấp. Tuy nhiên,
với mật độ cao (9,78 g/cm3) và số nguyên tử (Z = 83), Bismuth rất hiệu quả
trong việc che chắn các tia gamma. Mặc dù thiếu hiệu quả với việc truyền
nơtron nhiệt nhưng nó có thể đóng vai trò kép trong việc lọc tia gamma và
góp phần làm giảm nền nơtron nhanh[5].
Với việc chấp nhận hy sinh một lượng nhỏ nơtron nhiệt nhưng đem lại
hiệu quả trong việc lọc nơtron nhanh và tia gamma thì ta chọn tổ hợp phin lọc
là Bismuth và Sapphire làm phin lọc nơtron.
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:

8


- 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%).
- Gia công, lắp đặt phin lọc và chuẩn trực dòng nơtron. Trong nội dung
này, luận văn trình bày cách tính toán nhằm lựa chọn 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 từ kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt. Các kết quả tính toán sẽ là số liệu cần thiết để tiến hành phát triển dòng

nơtron phin lọc 0,0253eV trên kênh ngang số 1.
Như đã trình bày, 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 với giá trị 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 và nơtron nhanh có thể đạt giá trị từ 80 đến 200 lần. Chương
trình máy tính gọi là PHITS [7, 8], được 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 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/cm2.s).
Số liệu ban đầu về phổ thông lượng nơtron từ lò phản ứng đã được xác định
trước đây tại vị trí trước phin lọc của kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt
nhân Đà Lạt.
1.5. KỸ THUẬT TÍNH TOÁN BẰNG MÔ PHỎNG MONTER CARLO
1.5.1. Các chương trình mô phỏng trên thế giới và trong nước.
Hiện nay, tại Viện Nghiên cứu hạt nhân có các chương trình máy tính
để sử dụng trong tính toán thiết kế phin lọc nơtron áp dụng tại các kênh ngang
của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bao gồm: chương trình CFNB được phát
triển bởi Nhóm nghiên cứu số liệu hạt nhân tại Viện Nghiên cứu hạt nhân và
chương trình MCNP5. Chương trình tính toán CFNB thực hiện tính toán bằng

9


kỹ thuật nơtron truyền qua, có ưu điểm là tốc độ tính toán nhanh và cho kết
quả khá chính xác về phổ năng lượng của dòng nơtron phin lọc. Tuy nhiên các
cấu hình phức tạp của nguồn nơtron và hệ thống che chắn dẫn dòng đã được
đơn giản hóa về cấu hình, nguồn nơtron được khai báo chuẩn trực. Chương

trình MCNP5 là phần mềm được phát triển trên cơ sở phương pháp Monte
Carlo của phòng Vật lý Lý thuyết và Ứng dụng, thuộc Phòng thí nghiệm quốc
gia Los Alamos (Mỹ) để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân đối với
nơtron, photon, electron như các quá trình phân rã hạt nhân, tương tác giữa
các tia bức xạ với vật chất, thông lượng nơtron,… [9, 10, 11, 12]. Trong quá
trình tính toán, MCNP5 sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân sau:
- Các file số liệu tính toán ENDF (The Evaluated Nuclear Data File),
- Thư viện số liệu hạt nhân tính toán JENDL,
- Thư viện số liệu kích hoạt ACTL (The Activation Library).
Trong MCNP có hơn 500 bảng dữ liệu tương tác nơtron khả dĩ, cho
khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau. Số liệu của gần 2000 phản ứng
kích hoạt và chuẩn liều cho hơn 400 hạt nhân bia ở các mức kích thích và cơ
bản, các tiết diện này là các hàm phụ thuộc năng lượng trong MCNP5.
Chương trình MCNP5 điều khiển quá trình tương tác của bức xạ với vật chất,
bằng cách gieo số ngẫu nhiên theo quy luật thống kê của các hàm phân bố xác
suất, tương ứng với các đại lượng vật lý của thí nghiệm cần tính toán mô
phỏng (hàm phân bố phổ năng lượng, hàm phân bố tiết diện phản ứng, hàm
phân bố góc của tiết diện tán xạ,…). Chương trình MCNP5 đã khắc phục
hoàn toàn các khó khăn của chương trình CFNB. Tuy nhiên, chương trình
MCNP5 là chương trình có bản quyền, có giá thành cao.
Trên cơ sở các ưu và nhược điểm của các chương trình đã phân tích ở
trên, kỹ thuật tính toán Monte Carlo bằng chương trình PHITS đã được áp
dụng, để tính toán, thiết kế dòng nơtron đơn năng 0,0253eV trên cơ sở hệ
thống dẫn dòng nơtron tại kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt.

10


1.5.2. Kỹ thuật tính toán Monte Carlo
Tính toán Monte Carlo là phương pháp số, sử dụng các số ngẫu nhiên

để mô phỏng cấu trúc thực tế về không gian và vật liệu của cấu hình thực
nghiệm đã có, hoặc mô hình thiết kế dự kiến để giải gần đúng, phương trình
truyền Boltzmann theo quy luật thống kê. Để giải bài toán bằng phương pháp
này, cần thực hiện các bước cơ bản sau [12]:
- Tạo ra các số ngẫu nhiên trên khoảng [0,1];
- Lấy mẫu các đại lượng ngẫu nhiên từ hàm phân bố mật độ xác suất cho
trước, của các đại lượng tương ứng trong phương trình truyền hạt trên cơ sở
các số ngẫu nhiên phân bố đều trên khoảng [0,1]; các đại lượng có phân bố
mật độ xác suất như: phân bố tiết diện phản ứng theo năng lượng, phổ năng
lượng của nguồn bức xạ, phân bố không gian của vật liệu nguồn,…
- Tính các đặc trưng trung bình của các đại lượng quan tâm dựa trên giá trị
thống kê ghi nhận được sau N lần gieo ngẫu nhiên đối với hạt nguồn (nguồn
bức xạ nơtron, gamma).
Sơ đồ thuật toán tổng quát của một chương trình tính toán Monte Carlo
được mô tả như trong Hình 1.1.

11


Phân bố năng lượng
vx, vy, vz

Năng
lượng
Đơn năng lượng
vx, vy, vz

Nguồn điểm
x, y, z

Start ( Gieo một hạt
nguồn nơtron )

Loại
nguồn
Nguồn mặt/khối
x, y, z

Đẳng hướng
rx, ry, rz

Phương
chiều
Phân bố hướng
rx, ry, rz

Chuyển qua Cell tiếp theo

Tiết diện toàn phần vĩ mô

Quảng chạy tự do trung bình

Xác định vị trí
Hạt vượt ra khỏi
biên của Cell
Hạt thoát khỏi hệ
thống
Tán xạ đàn hồi
(n,n)

Vị trí hạt trong Cell

Tương tác với vật
chất trong Cell
Phản ứng
(n,f) (n,2n) (n,p)

Phản ứng bắt, hấp thụ

Hình 1.1. Sơ đồ thuật toán Monte Carlo tính toán quá trình tương tác của một
hạt nơtron trong vật liệu.

12


Phương pháp Monte Carlo đã được nghiên cứu và ứng dụng từ rất lâu,
nhưng chỉ trong vài thập niên gần đây nhờ có sự phát triển của máy tính điện
tử, các cải tiến mạnh mẽ về tốc độ tính toán cũng như truyền số liệu, đã làm
cho kỹ thuật tính toán Monte Carlo phát huy được những đặc điểm vốn có của
phương pháp và được áp dụng ngày càng rộng rãi và phổ biến trong các lĩnh
vực khác nhau của khoa học và công nghệ, nhất là ngành vật lý hạt nhân.
Từ những năm 40 của thế kỷ XX, tại phòng thí nghiệm Los-Alamos,
Mỹ đã chú trọng việc sử dụng rộng rãi những những công cụ của lý thuyết xác
suất trong việc giải các bài toán thực tế trên máy tính điện tử. Các phương
pháp mô phỏng thống kê có thể khai thác với các phương pháp số truyền
thống. Trong rất nhiều ứng dụng của phương pháp mô phỏng 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 của phương pháp mô
phỏng Monte Carlo là hệ vật lý đó phải được mô tả bằng những hàm mật độ
xác suất, giả sử rằng phản ứng của một hệ có thể được mô tả bằng các đại

lượng ban đầu, có phân bố theo hàm mật độ xác suất; mô phỏng Monte Carlo
có thể được thực hiện bằng cách lấy mẫu ngẫu nhiên từ hàm mật độ xác xuất.
Trong nhiều ứng dụng thực tế, ta có thể dự đoán phương sai của kết quả trung
bình và do đó dự đoán được số các phép thử Monte Carlo cần thiết để đạt
được độ chính xác thống kê cho trước.
Giải các bài toán vận chuyển bức xạ bằng phương pháp Monte Carlo,
đòi hỏi phải xây dựng các lịch sử vận chuyển của các hạt nguồn, hạt bức xạ
thứ cấp trong cấu trúc không gian, vật chất của mô hình thí nghiệm và tiếp
theo phân tích những lịch sử này để rút ra các giá trị thống kê của đại lượng
cần tính. Lịch sử hạt bao gồm sự sinh hạt ở nguồn, các bước va chạm ngẫu
nhiên trong các môi trường vật chất của hệ (bao gồm: phản ứng bắt bức xạ,
tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi và phản ứng phân hạch), sự kết thúc lịch
sử của hạt khi phản ứng bắt xảy ra hoặc hạt vượt ra ngoài không gian của mô
hình tính toán.
Kết quả tính của phương pháp Monte Carlo thu được từ quá trình gieo
ngẫu nhiên và ghi lại các giá trị trung bình. Giả sử f(x) là hàm phân bố quy

13


định cách chọn số ngẫu nhiên thì giá trị trung bình được xác định bởi công
thức sau:
E ( x )   xf ( x )dx

(1.5)

Do hàm f(x) thường không biết trước, vì thế giá trị trung bình được ước
lượng theo công thức sau:
N

1 x,
x i
N 1

(1.6)

với N là số lần thử.
Mối quan hệ giữa E(x) và f(x) được xác định theo quy luật số lớn, “nếu
E(x) là xác định thì x tiến tới giới hạn của E(x) khi N tiến tới vô cùng”.
Phương sai và độ lệch chuẩn được đánh giá như sau:
 2  ( x  E ( x )) 2 f ( x ) dx  E ( x 2 )  ( E ( x))2 (1.7)
2

S N

N

1

1

( xi  x)2
i1

x2x

(1.8)

2

trong đó
N

x 2  1 xi2
N i1

(1.9)

Phương sai mẫu:
Sx2 

S2
N

(1.10)

Do Sx tỉ lệ với 1 / N , vì vậy, số lần thử càng nhiều thì kết quả mô
phỏng càng chính xác.

14