Đề tài Phát triển dòng nơtron nhiệt trên cơsởkênh ngang số2 của lò phản ứng Đà Lạt và khả năng ứng dụng trong thực nghiệm đo số liệu hạt nhân

Phổ nơtron nhiệt tạo thành sau phin lọc đơn tinh thểSilic và Bismuth với các độdài khác nhau đã được tính toán sửdụng chương trình CFNB, chương trình này được phát triển bằng ngôn ngữVC++6.0. Từcác kết quảtính toán, chúng tôi đã xác định được hàm phân bốcủa tỷsốthành phần nơtron nhiệt trên thành phần nơtron nhanh theo bềdày của phin lọc đơn tinh thểSilic và Bismuth, từcác giá trịcực đại của hàm phân bốnày chúng ta có thểxác định được độdài tối ưu của đơn tinh thểSilicon cho dòng nơtron nhiệt.

pdf33 trang | Chia sẻ: lvcdongnoi | Ngày: 02/04/2015 | Lượt xem: 1259 | Lượt tải: 1download
Bạn đang xem nội dung tài liệu Đề tài Phát triển dòng nơtron nhiệt trên cơsởkênh ngang số2 của lò phản ứng Đà Lạt và khả năng ứng dụng trong thực nghiệm đo số liệu hạt nhân, để tải tài liệu về máy bạn click vào nút DOWNLOAD ở trên
0 BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM ___________________ PHẠM NGỌC SƠN PHÁT TRIỂN DÒNG NƠTRON NHIỆT TRÊN CƠ SỞ KÊNH NGANG SỐ 2 CỦA LÒ PHẢN ỨNG ĐÀ LẠT VÀ KHẢ NĂNG ỨNG DỤNG TRONG THỰC NGHIỆM ĐO SỐ LIỆU HẠT NHÂN CHUYÊN ĐỀ NGHIÊN CỨU SINH NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: 1. PGS. TS. VƯƠNG HỮU TẤN 2. TS. MAI XUÂN TRUNG ĐÀ LẠT, THÁNG 10/2012 1 MỤC LỤC Trang Tóm tắt ..............................................................................................................2 I. ĐẶT VẤN ĐỀ................................................................................................3 II. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU..............................................................5 2.1. Thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc ..................................5 2.2. Thiết kế hệ thống các khối chuẩn trực bên trong kênh 2 ............................8 2.3. Các phương pháp tính toán và mô phỏng Monte Carlo ............................10 2.4. Phát triển bộ phin lọc nơtron nhiệt............................................................20 III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN .................................................................24 IV. KẾT LUẬN...............................................................................................33 TÀI LIỆU THAM KHẢO .............................................................................33 2 TÓM TẮT Một hệ thiết bị dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc bao gồm hệ phin lọc, hệ chuẩn trực và cấu trúc che chắn bức xạ đã được tính toán thiết kế, tối ưu hóa bằng kỹ thuật mô phỏng Monte-Carlo. Toàn bộ hệ thiết bị dẫn dòng nơtron này đã được triển khai thiết kế, chế tạo và lắp đặt thành công trên kênh nơtron số 2 của lò phản ứng Đà lạt, để dẫn dòng nơtron nhiệt từ lò phản ứng phục vụ các thí nghiệm nghiên cứu đo số liệu hạt nhân. Qua các kết quả khảo sát và thử nghiệm có thể đánh giá một cách khách quan rằng dòng nơtron nhiệt có chất lượng tốt và đã đáp ứng mục tiêu đặt ra là có khả năng ứng dụng để đo số liệu hạt nhân và các ứng dụng khác liên quan đến phản ứng (n, γ). 3 I. ĐẶT VẤN ĐỀ Tổng quan tình hình nghiên cứu ở ngoài nước: Một trong những phương pháp tạo dòng nơtron chuẩn đơn năng cường độ mạnh nhất hiện nay trong vùng năng lượng keV là các chùm nơtron phin lọc trên cơ sở các kênh ngang của lò phản ứng hạt nhân nghiên cứu. Phương pháp tạo ra dòng nơtron phin lọc đã được phát triển trên thế giới trong vài thập niên qua. Các dòng nơtron phin lọc từ lò phản ứng nghiên cứu có khả năng ứng dụng trong việc cung cấp số liệu thực nghiệm có độ chính xác cao về tiết diện phản ứng hạt nhân trong vùng năng lượng từ 0.4keV đến vài trăm keV. Xuất phát từ những ưu điểm quan trọng này, IAEA đã đề xuất các chương trình hợp tác quốc tế nhằm khuyến khích phát triển các dòng nơtron phin lọc theo một tiêu chuẩn thống nhất về phin lọc nơtron và bia mẫu [2], để cung cấp số liệu hạt nhân thực nghiệm chất lượng cao cho chương trình phát triển hệ thống cơ sở dữ liệu thực nghiệm về số liệu hạt nhân Quốc tế EXPOR. Kỹ thuật phin lọc nơtron trên cơ sở các kênh nơtron nằm ngang từ lò phản ứng có ưu điểm là cho phép người sử dụng nhận được dòng nơtron đơn năng và có cường độ tương đối cao so với nhiều kỹ thuật khác. Ngoài ra, các dòng nơtron phin lọc từ lò phản ứng còn có phông gamma thấp và được chuẩn trực rất tốt (đường kính của chùm cỡ 4-40 mm). Các ưu điểm này cùng với cường độ chùm nơtron cao (thông lượng 106-108 n/cm2/s) cho phép sử dụng các chùm nơtron phin lọc trong nhiều lĩnh vực nghiên cứu cơ bản và nghiên cứu ứng dụng như đo đạc số liệu hạt nhân, nghiên cứu vật liệu, nghiên cứu cấu trúc hạt nhân và phản ứng hạt nhân, nghiên cứu vật lý thiên văn và y học hạt nhân,...[5-13]. Viện Nghiên cứu hạt nhân Kiev (Ucraina), đã phát triển các tổ hợp phin lọc nơtron sử dụng các loại vật liệu Ni, Fe, S, B, Al, Mn, Mg, Si, Sc và các đồng vị Cr-52, Fe-54, Fe- 56, Ni-58, Ni-60, Ni-62, Ni-64, B-10,... để làm phin lọc và đã nhận được các dòng nơtron chuẩn đơn năng 0.498, 1.772 , 1.866, 4.302, 12.67, 17.63, 24.34, 58.8, 133.3, 148.3, 275.0 và 313.7 keV. Trên cơ sở các dòng nơtron phin lọc này, các nghiên cứu thực nghiệm về tiết diện phản ứng nơtron 4 Tổng quan tình hình nghiên cứu trong nước: Lò phản ứng hạt nhân Đà lạt có 4 kênh nơtron phục vụ cho các mục đích nghiên cứu với đường kính kênh là 15,2 cm, trong đó có 3 kênh xuyên tâm và 1 kênh tiếp tuyến. Cho đến nay đã có 3 kênh ngang được đưa vào sử dụng là kênh tiếp tuyến số 3, kênh xuyên tâm số 2 và 4. Các dòng nơtron phin lọc từ kênh ngang số 3 và số 4 đã được đưa vào sử dụng từ những năm 1990 phục vụ các nghiên cứu cơ bản và ứng dụng [5]. Năm 1990 kỹ thuật phin lọc nơtron được phát triển ở lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt cho phép nhận được các chùm nơtron chuẩn đơn năng với thông lượng từ 104-106 n/cm2/s thích hợp cho các nghiên cứu số liệu phản ứng hạt nhân với nơtron. Các dòng nơtron đơn năng cao trên kênh ngang số 4 bao gồm: nhiệt, 54keV, 148keV đã được phát triển và đưa vào sử dụng từ những năm 1990; và các dòng nơtron đơn năng mới 24keV, 59keV và 133keV đã được phát triển vào năm 2008 [5]. Năm 1988 kênh tiếp tuyến số 3 được đưa vào sử dụng phục vụ hướng nghiên cứu phân tích kích hoạt nơtron gamma tức thời (PGNAA), chụp ảnh nơtron và các thí nghiệm đo nơtron truyền qua. Hiện nay, dòng nơtron nhiệt từ kênh ngang số 3 đang được sử dụng cho mục đích nghiên cứu thực nghiệm về cấu trúc và mật độ mức hạt nhân bằng phương pháp đo tổng biên độ các xung gamma trùng phùng từ phản ứng bắt nơtron nhiệt. Trên cơ sở các thông tin tổng quan đã phân tích ở trên, nội dung nghiên cứu phát triển dòng nơtron nhiệt trên cơ sở kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt để phục vụ đo số liệu hạt nhân thực nghiệm và các ứng dụng liên quan là rất cần thiết. Mục tiêu đặt ra trong chuyên đề này là tập trung nghiên cứu tính toán 5 II. PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU 2.1. Thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc Trên cơ sở các số liệu về cấu trúc thiết kế của kênh ngang xuyên tâm số 2 của lò phản ứng Đà lạt, hệ dẫn dòng nơtron trên kênh ngang số 2 đã được đề xuất thiết kế ban đầu. Bản thiết kế ban đầu này có ý nghĩa quan trọng về mô hình tổng quát, các thông số chi tiết như tỷ lệ thành phần vật liệu, cấu trúc hình học và kích thước của các yếu tố thành phần chỉ có tính chất ước lượng gần đúng. Trên cơ sở mô hình thiết kế tổng quát này, phương pháp Monte Carlo đã được áp dụng để tối ưu hoá mô hình thiết kế. Quá trình tính toán mô phỏng được thực hiện lặp lại nhiều lần để điều chỉnh và chính xác hoá các yếu tố chi tiết của mô hình thiết kế. Sau khi tất cả các tham số đã được tính toán điều chỉnh phù hợp, bản thiết kế ban đầu đã được tối ưu hoá trên cơ sở thỏa mãn các yêu cầu sau: - Suất liều gamma và nơtron bên ngoài kênh < 10μSv/h, - Thông lượng nơtron nhiệt tại lối ra ≥ 106 n/cm2/s, - Tiết diện ngang của dòng nơtron có đường kính 3cm, - Giảm thiểu được cấu trúc che chắn phức tạp bên ngoài kênh, - Có cơ chế tháo lắp dễ dàng. Hệ dẫn dòng nơtron theo thiết kế có dạng hình trụ; tổng chiều dài là 153 cm; đường kính trong là 9,4 cm; đường kính ngoài gồm 2 phần liên kết cố định với nhau: phần thứ nhất (hướng vào phía vành phản xạ của lò phản ứng) có chiều dài 99,6 cm với đường kính ngoài là 15 cm khớp với đường kính trong (φ = 15,2 cm) của ống dẫn kênh 2 bằng nhôm (inner part) và phần thứ 2 có chiều dài 50,7 cm với đường kính ngoài là 20,1cm khớp với phần đường kính trong (φ = 20,3 cm) của ống dẫn kênh 2 bằng thép (outer part). 6 Mặt ngoài của hệ dẫn dòng là một vỏ bọc được chế tạo bằng vật liệu nhôm dày 4mm; mặt trong là một ống nhôm dày 2,5 mm. Mặt đáy trong là một vành bằng nhôm dày 3cm có dạng hình côn có tác dụng dẫn hướng, để tạo ra sự dễ dàng trong quá trình lắp đặt, đường kính ngoài 15cm khớp với mặt ngoài bằng ren vặn, đường kính trong là 6,5cm và chuẩn tâm cho mặt trong. Mặt đáy trong ngoài chức năng dẫn hướng, còn có chức năng chính là tạo ra sự liên kết kín giữa mặt trong và mặt ngoài, chốt phin lọc và ống chuẩn trực không vượt ra khỏi hệ dẫn dòng. Mặt đáy ngoài là một vành tròn bằng nhôm dày 2,7cm, đường kính ngoài 15cm khớp với mặt ngoài bằng ren vặn, đường kính trong là 9,4cm khớp và chuẩn tâm cho mặt trong. Trên mặt đáy ngoài này có hai lỗ ren φ= 8mm và khe tiện theo rãnh hình chữ L có tác dụng để tạo ra sự liên kết với thanh đẩy trong quá trình lắp đặt hoặc tháo ra. Ngoài ra mặt đáy ngoài cũng có chức năng tạo ra sự liên kết kín và vững chắc giữa mặt ngoài và mặt trong. Phần không gian của hình trụ giữa các mặt trong và mặt ngoài được lấp đầy bằng hợp chất hấp thụ nơtron SWX-277 (chứa 1,56% Bo, 3.44x1022 nguyên tử Hydro/cm3) và 3 cm chì tiếp giáp với mặt đáy ngoài. Phần không gian hình trụ bên trong và đồng trục với hệ dẫn dòng có đường kính 9,4cm được sử dụng để lắp ống đựng các phin lọc nơtron (neutron filter holding tube). Tại vị trí tiếp giáp giữa mặt đáy trong của hệ dẫn dòng và ống đựng phin lọc được lắp hai vành khuyên Boron-Carbide dày 2mm x 2, đường kính ngoài 9,35cm, đường kính trong 6,5cm và một vành trụ bằng chì dày 5cm, đường kính ngoài 9,35cm đường kính trong 6,5cm. Các vành Boron-Carbide và Chì này có chức năng giảm thiểu được suất liều bức xạ nơtron và gamma qua các khe hở giữa ống đựng phin lọc và hệ dẫn dòng, từ đó giảm thiểu được phông bức xạ và khối lượng vật liệu che chắn bên ngoài kênh 2; ngoài ra chúng còn có tác dụng hạn chế sự kích hoạt nơtron đối với ống đựng phin lọc và các vỏ bọc phin lọc nơtron. Ống đựng phin lọc là một ống bằng nhôm dài 141,8cm, đường kính ngoài 9,0cm, đường kính trong 8,4cm. Dọc theo ống đựng phin lọc có gia công một rãnh thoát không liên tục có tác dụng thoát khí và chống kẹt phin lọc ở bên trong, ở phía sát mặt trong có gia công một chốt chặn để cố định vị trí phin lọc và ở sát mặt ngoài có gia Hình 2.1. Bản vẽ thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc, tại kênh ngang số 2. Hình 2.2. Mô hình thiết kế hệ dẫn dòng nơtron bằng kỹ thuật phin lọc trên kênh ngang số 2, mô tả bằng chương trình MCNP5. 7 2.2. Thiết kế hệ thống các khối chuẩn trực bên trong kênh 2 Sau khi truyền qua bộ phin lọc nơtron có chiều dài cực đại là 140cm, dòng nơtron sẽ được chuẩn trực đến vị trí chiếu mẫu qua hệ thống các ống chuẩn trực với đường kính chùm là 3cm. Hệ các ống chuẩn trực, có các mức đường kính khác nhau là φngoài = 20,1cm, φgiữa = 12cm, φtrong = 3cm, bao gồm: 3 lớp vật liệu chuẩn trực dọc theo chiều của dòng nơtron. Các lớp chuẩn trực được chế tạo từ vật liệu Pb tổng chiều dài là 30cm và 5 lớp chuẩn trực chế tạo từ vật liệu Borated + Hydrogenated Concrete (SWX-277 chứa 1.56% B) tổng chiều dài là 60 cm. Bản vẽ thiết kế ống chuẩn trực được mô tả trên Hình 2.3. Các lớp chuẩn trực khác loại được thiết kế xen kẽ nhau. Ở vị trí cách lối ra của kênh khoảng 30cm, là khối chuẩn trực bằng thép không rỉ, dày 7cm, nặng 25kg, được thiết kế vừa có chức năng che chắn bức xạ gamma vừa có chức năng bảo đảm kín nước chủ động cả khi kênh mở cũng như khi kênh ở trạng thái đóng. Hình 2.3. Bản vẽ thiết kế ống chuẩn trực Nơtron và Gamma trên kênh 2 (đơn vị mm). Mô hình thiết kế tổng thể toàn bộ hệ thống dẫn dòng nơtron và chuẩn trực bên trong kênh 2 được mô tả trên Hình 2.4. 8 Hình 2.4. Mô tả vị trí lắp đặt hệ thống dẫn dòng nơtron và kín nước vào bên trong kênh ngang số 2. 1: Hệ dẫn dòng nơtron, 2: Các phin lọc nơtron, 3: Vỏ nhôm của hệ dẫn dòng, 4: Khối cản chắn bức xạ bằng thép, 5: Ống chuẩn trực nơtron và gamma, 6: Các khối che chắn bức xạ gamma và nơtron, 7: Hệ bảo đảm kín nước, 8: Khối cản xạ của kênh ngang số 2, 9: Cửa sắt của kênh ngang số 2, 10: Thành bê tông lò phản ứng. 2.3. Các phương pháp tính toán và mô phỏng Monte Carlo Phương pháp tính toán dòng nơtron phin lọc Các bước cơ bản nhất để tạo ra dòng nơtron phin lọc mới trên cơ sở các kênh ngang của lò phản ứng nghiên cứu bao gồm: (i) Tính toán chọn lựa kích thước và tổ hợp các vật liệu phù hợp nhất làm phin lọc để thu được phổ nơtron đơn năng có cường độ tương đối đạt đến giá trị cao nhất có thể (trong thực tế đạt từ 85- 97%). (ii) Gia công, lắp đặt phin lọc và chuẩn trực dòng nơtron. (iii) Đo và kiểm tra thực nghiệm đỉnh năng lượng, thông lượng và độ sạch đơn năng. Trong nội dung này, chúng tôi trình bày các kết quả tính toán nhằm chọn lựa các thông số về kích thước, mật độ, tổ hợp các vật liệu và phân bố phổ năng lượng dự kiến sẽ thu được trên cơ sở dòng nơtron nhiệt từ kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt. Các kết quả này sẽ là số liệu cần thiết để tiến hành phát triển dòng nơtron phin lọc nhiệt trên kênh ngang số 2. 9 Nguyên lý cơ bản của kỹ thuật phin lọc nơtron nhiệt là sử dụng một lượng đủ lớn các vật liệu dạng đơn tinh thể có phân bố cực tiểu trong tiết diện hấp thụ nơtron toàn phần trong vùng năng lượng lân cận nơtron nhiệt En = 0.0253eV. Như vậy khi cho chùm nơtron từ lò phản ứng truyền qua tổ hợp vật liệu đơn tinh thể này thì chúng ta sẽ nhận được một dòng nơtron có thành phần thông lượng nơtron nhiệt cao, tỉ số nơtron nhiệt / nơtron nhanh có thể đạt giá trị từ 300 đến 700 lần. Một chương trình máy tính gọi là CFNB (Calculation for filtered neutron beams) đã được chúng tôi phát triển tại Viện Nghiên Cứu Hạt Nhân để sử dụng trong tính toán các đặc trưng phân bố của phổ nơtron tạo thành sau khi truyền qua các tổ hợp phin lọc khác nhau. Các số liệu về kích thước, mật độ và thành phần vật liệu được thay đổi để thu được dòng nơtron đơn năng có độ sạch cao và thông lượng đáp ứng được yêu cầu (trên 106 n/cm2/s). Số liệu ban đầu về phổ thông lượng nơtron từ lò phản ứng (white neutron spectrum) đã được xác định thực nghiệm tại vị trí trước phin lọc của kênh ngang số 4 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Các mô hình tính toán được mô tả qua các biểu thức sau [11]: ∑−= k tkkkio EdEE ))(exp(*)()( σρφφ , (2.1.1) ∫ ∫ −= h l E E o MeV eV o dEE dEE I )( )( 20 10 5 φ φ , (2.1.2) Trong đó: oφ (E) là phổ thông lượng nơtron tạo thành sau phin lọc, iφ (E) là phổ thông lượng nơtron từ lò phản ứng tại vị trí trước phin lọc, ρk 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), σtk(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. 10 Kiểm tra chương trình tính toán phổ nơtron phin lọc CFNB Chương trình tính toán các thông số vật lý của phổ nơtron phin lọc CFNB (Calculation for Filtered Neutron Beams) đã được nghiên cứu phát triển bằng ngôn ngữ lập trình VC++6.0. Để đưa chương trình tính toán này vào sử dụng trong các nghiên cứu của chuyên đề, chương trình CFNB đã được kiểm tra và hiệu lực hoá bằng cách so sánh với kết quả tính toán bằng phương pháp Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP5. Một số kết quả của chương trình đã được báo cáo trong tài liệu tham khảo [16]. Từ các kết quả so sánh cho thấy rằng chương trình CFNB có độ chính xác tốt và hoàn toàn có thể sử dụng được. Các kết quả quả kiểm tra so sánh và sơ đồ thuật toán của chương trình được mô tả trong các Hình 2.5-2.10. 0.0 5.0x10-2 1.0x10-1 1.5x10-1 2.0x10-1 0.0 5.0x103 1.0x104 1.5x104 2.0x104 2.5x104 3.0x104 CFNB MCNP In te ns ity (a .u ) En (MeV) 5.0x10-2 1.0x10-1 1.5x10-1 2.0x10-1 0.0 2.0x102 4.0x102 6.0x102 8.0x102 1.0x103 CFNB MCNP In te ns ity (a .u ) En (MeV) Hình 2.5. Kết quả so sánh chương trình CFNB và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin lọc 54keV Hình 2.6. Kết quả so sánh chương trình CFNB và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin lọc 133keV 0.0 1.0x10-2 2.0x10-2 3.0x10-2 4.0x10-2 5.0x10-2 0.0 2.0x103 4.0x103 6.0x103 8.0x103 1.0x104 1.2x104 1.4x104 CFNB MCNP In te ns ity (a .u ) En (MeV) 5.0x10-2 1.0x10-1 1.5x10-1 2.0x10-1 0.0 2.0x103 4.0x103 6.0x103 8.0x103 1.0x104 1.2x104 CFNB MCNP In te ns ity (a .u ) En (MeV) Hình 2.7. Kết quả so sánh chương trình CFNB và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin lọc 24keV Hình 2.8. Kết quả so sánh chương trình CFNB và MCNP5 đối với đỉnh năng lượng nơtron phin lọc 148keV 11 Baét ñaàu Ñoïc dö õ lieäu thoâng löôïng nôtron (white neutron spectrum) Choïn caùc nguyeân toá laøm toå hôïp phin loïc Ñoïc dö õ lieäu tieát dieän haáp thuï neutron toaøn phaàn [5] Khôûi taïo caùc gia ù trò Thuaät toaùn 1 ( ) ( ) ( ). k k tkk d EiE E e ρ σφ φ −∑=0 Tính phoå thoâng löôïng neutron sau phin loïc ( )E dEφ φ∫ 30000 0 0 Tính thoâng löôïng neutron sau phin loïc = ( ) ( ) E dE E dE φ φ ∫ ∫h i 30000 0 0 E 0 E Cöôøng ño ä töông ñoái cuûa ñænh phoå ñôn naêng I = Ve õ ñoà thò Hieån thò baûng thay ñoåi kích thöôùc, maät ño ä cuûa toå hôïp phin loïc Ñ S Löu laïi dö õ lieäu ? Löu laïi dö õ lieäu Ñ S Keát thuùc 1 1 7.301035 . 30.00010 ( 1 29,999) t iE i − += = ÷ 0 0 0 0 k n k n E E σ σ = = 30,000 30,000 30,000 30,000 k n k n E E σ σ = = 1 1( ) n n n kn k n kn n n n k n E E E E E E Eh E h σ σ σ σ + + Δ = − Δ = − Δ= −Δ = + ,k kE σ 1k k= + 29,999k ≥ 1k nE E +≥ Hình 2.9. Sơ đồ thuật toán của chương trình CFNB Hình 2.10. Sơ đồ thuật toán con (I) của chương trình CFNB Tính toán số liệu tiết diện nơtron toàn phần của đơn tinh thể Silic và Bismuth En = 10-7-1 eV (sử dụng trong tính toán Monte Carlo) Đối với nơtron trong vùng năng lượng nhiệt từ 10-7eV đến khoảng 10eV, tiết diện tán xạ nơtron đối với các vật liệu dạng đơn tinh thể phụ thuộc rất mạnh vào các yếu tố như bước sóng của hạt nơtron, nhiệt độ, và các tính chất đặc trưng của mạng tinh thể. Các số liệu từ thư viện số liệu hạt nhân ENDF/B7, JENDL4.0,… không bao gồm các yếu tố ảnh hưởng nói trên cho nên cần thiết phải thực hiện tính toán xác định số liệu tiết diện nơtron toàn phần đối với các vật liệu làm phin lọc là đơn tinh thể Silic và Bismuth, trong vùng năng lượng nhiệt từ 10-7eV đến 10eV. Mô hình tính toán tiết diện nơtron toàn phần đối với chất rắn kết tinh được mô tả như sau [13]: braggtdsabs σσσσ ++= Trong đó: absσ : tiết diện bắt nơtron. tdsσ : tiết diện khuếch tán nhiệt hay tiết diện tán xạ không đàn hồi. braggσ : tán xạ Bragg. Đối với một mẫu vật liệu có độ dày đủ lớn thì tán xạ Bragg có thể bỏ qua [13], chỉ còn hai thành phần chính là absσ và tdsσ đóng góp vào tiết diện nơtron toàn 12 phần. Thành phần absσ là tiết diện hấp thụ nơtron tuân theo quy luật 1/v (v là vận tốc của nơtron) và phụ thuộc vào năng lượng E của nơtron như sau [13]: ; C1 = 1.44×10 -5 là hằng số chuẩn hoá. 2/1=absσ 1 −EC Thành phần tdsσ được chia ra thành hai phần là sphσ và mphσ tuỳ thuộc vào năng lượng của nơtron. Các thành phần tiết diện này được xác định như sau [13]: 13 ⎩⎨ ⎧ > ≤= − 63,3 6 36 2/7 2/1 xx xR A bat sph σσ ⎟⎠ ⎞⎜⎝ ⎛ E Dθ (2.1.3) Trong đó: batσ = S + s: là tổng tiết diện tán xạ không liên kết và liên kết. A: số nguyên tử khối. Dθ : nhiệt độ Debye. T x Dθ= với T là nhiệt độ. với Bn là hằng số Bernoulli. [∑∞= − += 0 1 )2/5(!/n nn nnxBR ] Thành phần mphσ là tiết diện tán xạ Đa-Phonon (multi-phonon scattering), thành phần này chiếm trọng số chủ yếu trong tdsσ khi năng lượng E ≥ KB Dθ (KB là hằng số Boltzamann). ( )[ ]{ ECBB Tfreemph 20exp1 }+−−= σσ (2.1.4) Với: )61/exp(32,42 AC = , trong đó h là hằng số Plank. )2/(3 20 DBKhB θ= xxBBT /)(4 0ϕ= , trong đó . ∫ −= −− x edxx 0 1 )1/()( ζζζϕ là tiết diện nguyên tử tự do. [ 2)1/( += AAbatfree σσ ] Các giá trị của các tham số sử dụng trong tính toán được trích dẫn từ tài liệu tham khảo [13] và được tổng hợp trong Bảng 2.1. Bảng 2.1. Giá trị các tham số sử dụng trong tính toán tiết diện nơtron toàn phần đối với một số vật liệu đơn tinh thể [13]. Vật liệu bat σ (barn) absσ (barn) 0 / vn A Dθ (K) C2 (eV-1) Beryllium 7,631 0,0056 0,1234 9,01 1100 7,62 Silicon 2,180 0,0889 0,0499 28,09 420 6,36 Bismuth 9,141 0,0200 0,0323 209,00 300 110,00 Đối với đơn tinh thể Silicon, kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần được so sánh với giá trị đo thực nghiệm như mô tả trên Hình 2.11. Đối với đơn tinh thể Bismuth, kết quả tính toán được so sánh với giá trị đo thực nghiệm như mô tả trên Hình 2.12. 0.1 1 10 0.00 0.00 0.01 0.10 1.00 Năng lượng (eV) T iế t d iệ n to àn p hầ n (b ar n Số liệu tính toán Số liệu thực nghiệm [18] Hình 2.11. Đồ thị biểu diễn kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần của đơn tinh thể Silic trong vùng năng lượng từ 10-7eV đến 1eV. Số liệu thực nghiệm trích dẫn từ tài liệu tham khảo [18]. 14 0.1 1 10 0.0001 0.0010 0.0100 0.1000 1.0000 Năng lượng (eV) T iế t d iệ n nơ tr on to àn p hầ n (b ar n Số liệu tính toán Số liệu thực nghiệm [19] Hình 2.12. Đồ thị biểu diễn kết quả tính toán tiết diện nơtron toàn phần của đơn tinh thể Bismuth trong vùng năng lượng từ 10-7eV đến 1eV. Số liệu thực nghiệm trích dẫn từ tài liệu tham khảo [19] Từ các kết quả so sánh cho thấy rằng có sự phù hợp tương đối tốt giữa số liệu tính toán của chúng tôi và các giá trị thực nghiệm trích dẫn trong các tài liệu [18,19]. Các số liệu tính toán kết hợp với số liệu trong thư viện số liệu hạt nhân JENDL4.0 để tính toán, đánh giá phổ năng lượng và các tham số của dòng nơtron nhiệt qua phin lọc tại kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt. Tính toán phân bố phổ năng lượng của dòng nơtron nhiệt Phổ nơtron nhiệt tạo thành sau phin lọc đơn tinh thể Silic và Bismuth với các độ dài khác nhau đã được tính toán sử dụng chương trình CFNB, chương trình này được phát triển bằng ngôn ngữ VC++6.0. Từ các kết quả tính toán, chúng tôi đã xác định được hàm phân bố của tỷ số thành phần nơtron nhiệt trên thành phần nơtron nhanh theo bề dày của phin lọc đơn tinh thể Silic và Bismuth, từ các giá trị cực đại của hàm phân bố này chúng ta có thể xác định được độ dài tối ưu của đơn tinh thể Silicon cho dòng nơtron nhiệt. Các số liệu đầu vào đã sử dụng trong các tính toán bao gồm: ƒ Phổ nơtron của lò phản ứng tại vị trí trước phin lọc đã được xác định thực nghiệm bằng phương pháp kích hoạt nhiều lá dò [17] đối với vùng nơtron 15 nhiệt và trên nhiệt, phương pháp phản ứng ngưỡng được áp dụng để đo phổ nơtron nhanh. ƒ Số liệu tiết diện hấp thụ toàn phần đối với các năng lượng trên 10eV được trích dẫn từ thư viện Jendl3.3. ƒ Số liệu tiết diện khuếch tán nhiệt được tính toán từ các công thức (2.1.3) và (2.1.4). Tỷ số thành phần nơtron nhiệt trên thành phần nơtron nhanh được xác định theo công thức sau: ∫ ∫ ∞ Φ Φ = eV eV Nhanh nhiet dEE dEE N N 1 1 0 )( )( Các kết quả tính toán tỷ số Nnhiet/Nnhanh và phân bố phổ năng lượng của dòng nơtron nhiệt theo các độ dài phin lọc khác nhau được mô tả trên các Hình 2.13- 2.14. 0.E+00 1.E+09 2.E+09 3.E+09 4.E+09 5.E+09 6.E+09 0 20 40 60 80 100 120 Độ dài phin lọc (cm) T hô ng lư ợn g nơ tr on (n /c m2 .s) Si Si + 2cm Bi Si+ 4cm Bi Bi Hình 2.13. Mô tả phân bố thông lượng nơtron nhiệt tương đối theo chiều dài của các tổ hợp phin lọc Si và Bi 16 Nhận xét: từ các kết quả tính toán phân bố thông lượng nơtron tương đối theo các bề đày phin lọc Si và Bi như mô tả trên Hình 2.13 cho thấy rằng đối với đơn tinh thể Bi thông lượng nơtron nhiệt suy giảm mạnh hơn nhiều lần so với đơn tinh thể Si. Do đó với mục tiêu tạo dòng nơtron nhiệt có cường độ cao thì sử dụng các phin lọc đơn tinh thể Si sẽ có hiệu quả cao hơn; tuy nhiên Bi cũng có tác dụng lọc thành phần bức xạ gamma từ lò phản ứng và thành phần nơtron năng lượng cao cho nên sự kết hợp đơn tinh thể Bi như là một phin lọc phụ bổ sung cho phin lọc chính Si là cần thiết. Để xác định được độ dài phù hợp tốt nhất đối với các loại phin lọc, cần tiếp tục tính toán phân bố của tỉ số thông lượng nơtron nhiệt trên nơtron nhanh theo chiều dài phin lọc như mô tả trong Hình 2.14. 0 100 200 300 400 500 600 700 800 0 20 40 60 80 100 120 Độ dài phin lọc (cm) T ỷ số : N ơt ro n nh iệ t / N ơt ro n nh an h Si Si + 2cm Bi Si+ 4cm Bi Hình 2.14. Kết quả tính toán phân bố của tỷ số thành phần nơtron nhiệt / nơtron nhanh theo các độ dài phin lọc khác nhau. Nhận xét: Từ các kết quả tính toán tỉ số thông lượng nơtron nhiệt trên nơtron nhanh theo chiều dài phin lọc như mô tả trên Hình 2.14. cho thấy rằng giá trị chiều dài tốt nhất đối với phin lọc đơn tinh thể Si là 80 cm. Khi bổ sung phin lọc phụ Bi từ 2 đến 4cm thì tỷ số nơtron nhiệt / nơtron nhanh tăng từ 420 đến 700. 17 Mô phỏng Monte Carlo Quá trình mô phỏng Monte Carlo đã được thực hiện lặp lại nhiều lần qua các bước thiết kế, hiệu chỉnh và tối ưu hoá. Trong nội dung này, chúng tôi tập trung mô tả các kết quả tính toán mô phỏng đối với mô hình thiết kế đã được chọn lựa tốt nhất để đưa vào triển khai chế tạo. Các kết quả chính được quan tâm đánh giá là mức độ an toàn bức xạ và thông lượng dòng nơtron. Toàn bộ thiết kế tổng thể bao gồm hệ thống dẫn dòng nơtron, hệ kín nước và các hệ che chắn bảo đảm an toàn bức xạ để lắp đặt trên kênh ngang số 2 đã được mô hình hoá và mô phỏng bằng chương trình MCNP5 (Hình 2.16). Các kết quả tính toán cho thấy suất liều gamma và nơtron tại vị trí làm việc thường xuyên (ở khoảng cách >1m) trong khu vực xung quanh kênh 2 thấp hơn so với mức cho phép hiện hành là 10 μSv/h (Hình 2.17). Các kết quả tính toán trên đây là đối với cấu hình phin lọc tối thiểu (50 cm phin lọc Silic), trong thực tế thường sử dụng kích thước phin lọc nơtron từ 80 cm đến 100 cm do đó trong thực tế suất liều bức xạ còn có thể thấp hơn và hoàn toàn bảo đảm an toàn về mặt bức xạ (thấp hơn mức cho phép hiện hành). Kết quả tính toán về thông lượng dòng nơtron tại vị trí chiếu mẫu đối với các độ dài phin lọc Silic khác nhau được mô tả trên Hình 2.15. 18 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 1.E+08 1.E+09 1.E+10 1.E+11 1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 Năng lượng En (eV) T hô ng lư ợn g nơ tr on n /c m 2. s 100Si+4Bi 80Si+4Bi 60Si+4Bi 40Si+4Bi 20Si+4Bi Hình 2.15. Kết quả tính toán phân bố phổ năng lượng nơtron tương đối theo các độ dài phin lọc khác nhau Với độ dài phin lọc là 80cm tinh thể Si + 3cm tinh thể Bi thông lượng nơtron nhiệt tích phân tại lối ra của kênh có thể đạt giá trị > 1x106 n/cm2/s; tỷ số Cd >200. Với các kết quả tính toán đã mô tả trên đây, có thể nhận định rằng mô hình thiết kế toàn bộ hệ thống dẫn dòng, chuẩn trực và che chắn bức xạ cho kênh ngang số 2 đã đáp ứng được các mục tiêu và yêu cầu đặt ra. Hình 2.16. Mô phỏng Monte-Carlo cấu trúc hình học và vật liệu hệ thống che chắn chuẩn trực và dẫn dòng nơtron và gamma trên kênh 2 3.0 3.2 1.8 1.2 0.8 0.5 34 3.2 2.5 4.4 0.5 34 3.2 2.5 4.4 3.0 3.2 1.8 1.2 0.8 0.5 Hình 2.17. Kết quả mô phỏng dòng hạt và tính toán liều bức xạ nơtron đối với mô hình thiết kế (suất liều μSv/h tại các vị trí sát kênh và khoảng cách 1m). 19 2.4. Phát triển bộ phin lọc nơtron nhiệt Trên cơ sở các kết quả tính toán trên đây, bộ phin lọc nơtron nhiệt đã được chế tạo để lắp đặt vào bên trong kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Các vật liệu đã sử dụng để làm phin lọc là đơn tinh thể Silic và đơn tinh thể Bismuth như mô tả trên Hình 2.18 và 2.19. Hình 2.18. Đơn tinh thể Silic được sử dụng để làm phin lọc nơtron nhiệt Hình 2.19. Đơn tinh thể Bismuth được sử dụng để làm phin lọc nơtron nhiệt 20 Thành phần đơn tinh thể Silic có chức năng chính là cho phép thành phần nơtron nhiệt truyền qua với tỷ số truyền qua cao và năng lượng nơtron nhiệt vẫn bảo toàn theo phân bố Maxell. Tuy nhiên trong vùng năng lượng nơtron nhanh của dòng nơtron sau phin lọc Silic còn tồn tại hai đỉnh năng lượng là 54keV và 148keV. Ngoài ra, phin lọc Silic với tổng chiều dài tương đối lớn (từ 60-100cm) nên cũng có tác dụng hạn chế đáng kể phông bức xạ gamma từ vùng hoạt của lò phản ứng. Phin lọc Bismuth có chức năng giảm thiểu thành phần bức xạ gamma từ vùng hoạt của lò phản ứng và phông gamma do tương tác của nơtron với các vật liệu cấu trúc kênh và hệ dẫn dòng. Ngoài ra phin lọc Bismuth còn có tác dụng hạn chế các đỉnh năng lượng 54keV và 148keV và thành phần nơtron nhanh. Hình ảnh của các phin lọc nơtron sau khi chế tạo được mô tả trên các Hình 2.20 và 2.21. Số lượng các phin lọc nơtron đã gia công chế tạo bao gồm: • 3 phin lọc đơn tinh thể Silic, mỗi phin lọc có chiều dài 20cm và đường kính là 7,5cm. • 6 phin lọc đơn tinh thể Silic, mỗi phin lọc có chiều dài 10cm và đường kính là 7,5cm. • 3 phin lọc đơn tinh thể Bismuth, mỗi phin lọc có chiều dài 3cm và đường kính là 5,0cm. • Tất cả các phin lọc đều được gắn chuẩn trục trong vỏ bọc bằng nhôm. Giữa phin lọc và vỏ bọc có một lớp đệm bằng chất liệu Cotong mềm để cố định phin lọc và chống nứt hoặc vỡ phin lọc trong quá trình sử dụng. Hình 2.20. Hình ảnh phin lọc Silic sau khi gia công 21 Hình 2.21a. Hình ảnh mô tả các phin lọc nơtron nhiệt bằng tinh thể Si sau khi chế tạo Hình 2.21b. Hình ảnh mô tả các phin lọc nơtron nhiệt bằng tinh thể Bi sau khi chế tạo 22 23 III. KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN Các thông số đặc trưng của dòng nơtron nhiệt trên kênh 2: Các thông số đặc trưng của dòng nơtron phin lọc nhiệt mới phát triển trên kênh 2 bao gồm: thông lượng nơtron nhiệt và tỉ số Cardmi RCd tại vị trí lối ra của kênh và vị trí chiếu mẫu; sự phân bố thông lượng nơtron tích phân theo chiều bán kính của tiết diện ngang của dòng nơtron; sự phân bố thông lượng nơtron tích phân theo khoảng cách dọc theo hướng của dòng nơtron, bắt đầu từ lối ra của kênh; phân bố phổ năng lượng của dòng nơtron đối với các cấu hình phin lọc khác nhau. Các thông số đặc trưng này đã được xác định thực nghiệm bằng phương pháp kích hoạt nơtron sử dụng mẫu chuẩn Au-197 99.99% và vỏ bọc Cd có bề dày 0.5mm. Ngoài ra các thông số về thông lượng của dòng nơtron cũng đã được tính toán bằng Phương pháp Monte Carlo sử dụng chương trình máy tính MCNP5. Trong quá trình chiếu mẫu, hạt nhân Au-198 được tạo thành trong mẫu theo phương trình kích hoạt sau: n + Au197 → Au198 + γ → Hg198 + β- + γ (411keV) Tia gamma 411keV từ sự phân rã β- của hạt nhân Au-198 được đo bằng hệ phổ kế đa kênh kỹ thuật số DSPECjr-ORTEC sử dụng đầu dò bán dẫn siêu tinh khiết HPGe 58% hiệu suất ghi tương đối. Giá trị thông lượng nơtron tại vị trí chiếu mẫu được xác định thông qua số liệu đo hoạt độ phân rã của Au198 và tốc độ phản ứng bắt nơtron trong mẫu . Các kết quả về thông lượng nơtron nhiệt, thông lượng nơtron trên nhiệt, tỷ số RCd và suất liều bức xạ trung bình ở các khoảng cách khác nhau từ hệ che chắn bức xạ (tương ứng với các cấu hình phin lọc khác nhau) được mô tả trên Bảng 3.1. Số liệu phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo tiết diện ngang của dòng nơtron đã được xác định theo chiều thẳng đứng qua tâm của dòng nơtron (theo truc toạ độ Y) và theo chiều ngang qua tâm của dòng nơtron (theo trục toạ X); khoảng cách giữa các điểm khảo sát là 5mm; kết quả được mô tả trên các Bảng 3.3-3.4 và trên các Hình 3.2-3.3. Số liệu phân bố thông lượng nơtron nhiệt 24 dọc theo chiều của kênh đã được xác định tại các vị trí trên trục xuyên tâm của dòng nơtron (theo trục tọa độ Z); các vị trí khảo sát cách nhau 40 cm; kết quả xác định được mô tả trên Bảng 3.3 và Hình 3.4. Bảng 3.1. Kết quả đo thực nghiệm thông lượng nơtron nhiệt, tỉ số Cadmi tại vị trí chiếu mẫu đối với các cấu hình phin lọc khác nhau TT Cấu hình phin lọc Thông lượng nơtron nhiệt Φth (n/cm2/s) Thông lượng nơtron trên nhiệt Φepi (n/cm2/s) Tỉ số Cd (đối với mẫu Au-197, vỏ Cd dày 0.5mm) Chuẩn trực 1 120 cm Si (Single Crystal) 8.08×105 ± 0.15% 2.41×102 ± 3.03% 205 Hình trụ Φ = 3cm 2 80cm Si + 3cm Bi (Single Crystal) 1.02×106 ± 0.14% 2.82×102 ± 0.96% 230 Hình trụ Φ = 3cm 3 40cm Si + 9cm Bi (Single Crystal) 1.51×106 ± 1.57% 4.85×102 ± 1.45% 128 Hình cone Φ1 = 5.0cm Φ2 = 4.5cm Φ3 = 4.0cm 4 80cm Si + 6cm Bi (Single Crystal) 0.95×106 ± 1.25% 0.92×102 ± 2.85% 658 Hình cone Φ1 = 5.0cm Φ2 = 4.5cm Φ3 = 4.0cm Bảng 3.2. Kết quả đo thực nghiệm suất liều bức xạ tại các khoảng cách từ hệ thống che chắn bức xạ của dòng nơtron (lò phản ứng hoạt động ở công suất 500kW; góc toạ độ tại vị trí lối ra của kênh tại mặt ngoài của thành lò phản ứng; mặt phẳng XY vuông góc với phương ra của dòng nơtron; trục Z trùng với tâm và hướng theo phương ra của dòng ); thời điểm đo: ngày 10 tháng 04 năm 2012. Vị trí toạ độ (cm) TT X Y Z Suất liều gamma (μSiver/h) Suất liều nơtron (μSiver/h) 1 0 20 0 3.5 1.8 2 0 20 100 1.7 1.7 3 0 20 200 0.8 4.5 4 0 0 250 0.7 0.5 5 50 0 0 7.0 0.6 6 50 0 100 5.0 0.9 7 50 0 200 3.0 1.2 8 50 0 250 1.5 0.3 9 -50 0 0 2.5 0.7 10 -50 0 100 2.1 0.4 11 -50 0 200 0.8 1.5 12 -50 0 250 0.5 0.4 Hình 3.1. Kết quả đo thực nghiệm suất liều bức xạ gamma (chữ màu trắng) và suất liều nơtron (chữ màu đen) tại các vị trí xung quanh hệ thống che chắn bức xạ kênh 2; thời điểm đo: ngày 10 tháng 04 năm 2012. Bảng 3.3. Kết quả đo thực nghiệm phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo bán kính dòng theo phương X tại vị trí lối ra của kênh; cấu hình phin lọc 80cm Si + 6cm Bi; chuẩn trực hình Cone Vị trí khảo sát Mẫu Năng lượng (keV) KL mẫu (g) Diện tích đỉnh ± (%) Thông lượng (n/cm2/s) X (cm) Y (cm) Z (cm) Cd cover Au-7 411.8 0.2045 630271 0.14 1.26E+02 0 0 0 yes Au-8 411.8 0.2046 16932 0.96 1.18E+06 0 0 0 no Au-K9 411.8 0.0206 16221 0.89 1.50E+05 -3.0 0 0 no Au-T0 411.8 0.015 14020 0.96 4.32E+05 -2.5 0 0 no Au-T1 411.8 0.0148 47178 0.53 6.64E+05 -2.0 0 0 no Au-T5 411.8 0.0153 19861 0.81 1.15E+06 -1.5 0 0 no 25 Au-T6 411.8 0.0116 19031 0.84 1.17E+06 -1.0 0 0 no Au-T7 411.8 0.0124 14017 0.98 1.10E+06 -0.5 0 0 no Au-T2 411.8 0.0202 17694 0.87 1.15E+06 0.0 0 0 no Au-T3 411.8 0.0203 16601 0.90 1.10E+06 0.5 0 0 no Au-T8 411.8 0.0124 17437 0.93 1.19E+06 1.0 0 0 no Au-T4 411.8 0.0205 4181 3.66 1.15E+06 1.5 0 0 no Au-T9 411.8 0.0127 91710 0.42 6.61E+05 2.0 0 0 no Au-S2 411.8 0.0254 2514 5.41 3.46E+05 2.5 0 0 no Au-S3 411.8 0.0249 1759 5.57 1.23E+05 3.0 0 0 no 0.0E+00 2.0E+05 4.0E+05 6.0E+05 8.0E+05 1.0E+06 1.2E+06 1.4E+06 -6.0 -5.0 -4.0 -3.0 -2.0 -1.0 0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 Khoảng cách theo bán kính X (cm) Th ôn g lư ợ ng n ơ tr on n hi ệt (n /c m 2 /s ) Thực Nghiệm MCNP Hình 3.2. Kết qủa đo thực nghiệm phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo trục X trên tiết diện ngang tại vị trí lối ra của dòng nơtron phin lọc tại kênh ngang số 2; cấu hình phin lọc 80cm Si và 6cm Bi; chuẩn trực hình Cone Bảng 3.4. Kết quả đo thực nghiệm phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo bán kính dòng theo phương Y tại vị trí lối ra của kênh, cấu hình phin lọc 80cm Si và 6cm Bi, chuẩn trực hình Cone. Vị trí khảo sát Mẫu Năng lượng (keV) KL mẫu (g) Diện tích đỉnh ± (%) Thông lượng (n/cm2/s) X (cm) Y (cm) Z (cm) Cd cover Au-7 411.8 0.2045 630271 0.14 1.26E+02 0 0 0 yes Au-8 411.8 0.2046 16932 0.96 1.18E+06 0 0 0 no Au-K0 411.8 0.0102 10919 30.14 1.50E+05 0 -3.0 0 no Au-K4 411.8 0.0178 11812 21.57 4.32E+05 0 -2.5 0 no Au-K5 411.8 0.0135 14417 20.13 6.64E+05 0 -2.0 0 no Au-K7 411.8 0.0138 4447 2.78 1.15E+06 0 -1.5 0 no Au-K8 411.8 0.0151 13291 1.00 1.19E+06 0 -1.0 0 no Au-K1 411.8 0.0181 8122 1.32 1.11E+06 0 -0.5 0 no 26 Au-K2 411.8 0.0139 7839 1.34 1.15E+06 0 0.0 0 no Au-K6 411.8 0.0138 4826 1.78 1.08E+06 0 0.5 0 no Au-S1 411.8 0.0078 4442 1.07 1.19E+06 0 1.0 0 no Au-S4 411.8 0.0069 3082 3.67 1.15E+06 0 1.5 0 no Au-S6 411.8 0.0078 1002 15.89 6.61E+05 0 2.0 0 no Au-S8 411.8 0.0084 308 23.05 3.26E+05 0 2.5 0 no Au-T4 411.8 0.0205 412 28.21 1.11E+05 0 3.0 0 no 0.0E+00 2.0E+05 4.0E+05 6.0E+05 8.0E+05 1.0E+06 1.2E+06 1.4E+06 -6.0 -5.0 -4.0 -3.0 -2.0 -1.0 0.0 1.0 2.0 3.0 4.0 5.0 6.0 Khoảng cách theo bán kính (cm) Th ôn g lư ợ ng n ơ tro n nh iệ t ( n/ cm 2 /s ) Thực Nghiệm MCNP Hình 3.3. Kết quả đo thực nghiệm phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo trục Y trên tiết diện ngang tại vị trí lối ra của dòng nơtron phin lọc tại kênh ngang số 2; cấu hình phin lọc 80cm Si và 6cm Bi; chuẩn trực hình Cone Bảng 3.5. Kết quả đo thực nghiệm phân bố thông lượng nơtron nhiệt theo khoảng cách tính từ lối ra của dòng nơtron, cấu hình phin lọc 80cm Si va 3cm Bi, chuẩn trực hình trụ (theo phương Z) Mẫu Năng lượng (keV) KL mẫu (g) Diện tích đỉnh ± (%) Thông lượng (n/cm2/s) Reaction Rate X (cm) Y (cm) Z (cm) Cd cover Au-N 411.8 0.1268 37971 0.58 2.162E+06 2.13E-16 0.0 0.0 -20.0 no Au-J 411.8 0.1282 16164 0.92 1.579E+06 1.56E-16 0.0 0.0 0.0 no Au-10 411.8 0.1859 14019 0.98 9.495E+05 9.37E-17 0.0 0.0 40.0 no Au-2 411.8 0.2047 10383 1.72 6.104E+05 6.02E-17 0.0 0.0 80.0 no Au-L 411.8 0.1272 3668 3.79 3.829E+05 3.78E-17 0.0 0.0 120.0 no Au-13 411.8 0.1716 3268 3.21 1.031E+05 1.017E-17 0.0 0.0 160.0 no 27 28 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 -20.0 0.0 20.0 40.0 60.0 80.0 100.0 120.0 140.0 160.0 180.0 Khoảng cách theo trục Z từ lối ra của kênh (cm) Th ôn g lư ợ ng n ơ tro n nh iệ t ( n/ cm 2 /s ) Chuẩn trực hình trụ Chuẩn trực hình cone Vị trí chiếu mẫu Hình 3.4 Kết quả đo thực nghiệm sự phân bố thông lượng nơtron dọc theo trục của dòng nơtron tại kênh ngang số 2. Hình 3.5. Mô phỏng Monte Carlo sự phân bố mật độ nơtron theo tiết diện ngang tại vị trí chiếu của dòng nơtron phin lọc tại kênh ngang số 2, đường kính dòng nơtron 3cm. Hình 3.6. Phổ gamma từc thời của mẫu Ti đo thực nghiệm trên dòng nơtron phin lọc nhiệt tại kênh ngang số 2. Hình 3.8. Phổ nơtron đo thực nghiệm trên hệ phổ kế nơtron dùng ống đếm He3 mới lắp đặt trên dòng nơtron phin lọc nhiệt tại kênh ngang số 2. Nhận xét: Từ các kết quả đo thực nghiệm và tính toán Monte Carlo về đặc trưng phân bố thông lượng dòng nơtron nhiệt tại kênh ngang số 2 cho thấy rằng thông lượng nơtron tại vị trí chiếu mẫu đạt giá trị > 106n/cm2/s và tỷ số Cardmi RCd đạt 230 (đối với lá dò Au-197, vỏ bọc Cd 0.5mm, phin lọc = 80cm Si + 3cm Bi); tỷ số Cardmi RCd tăng đến giá trị RCd = 658 khi thay đổi cấu hình phin lọc là 80 cm 29 30 Si + 6 cm Bi. Thông lượng nơtron tăng khoảng 1.5 lần khi thay ống chuẩn trực thẳng hình trụ bằng ống chuẩn trực dạng hình nón (cone). Dòng nơtron này có độ đối xứng tốt và có thông lượng phân bố đồng đều tốt trong tiết diện ngang của dòng với bán kính 1.5 cm và giảm dần rất nhanh trong khoảng bán kính dòng từ 1.5cm đến 3cm; sự phân bố này phù hợp tốt với thiết kế ống chuẩn trực có đường kính φ = 3cm. Phân bố thông lượng nơtron có sự suy giảm dọc theo trục của dòng nơtron. Nguyên nhân của sự suy giảm theo trục của dòng nơtron có thể nhận định là do góc khối nhìn từ mẫu (vị trí khảo sát) qua ống chuẩn trực đến nguồn nơtron từ vùng hoạt lò phản ứng giảm khi tăng khoảng cách theo trục của dòng. Ngoài ra, một phần nơtron bị tán xạ hoặc hấp thụ khi truyền qua trong môi trường không khí có độ ẩm cao cũng là nguyên nhân làm cho thông lượng nơtron giảm khi tăng khoảng cách chiếu mẫu. Đánh giá khả năng ứng dụng đo số liệu hạt nhân thực nghiệm: Để đánh giá khả năng ứng dụng dòng nơtron phin lọc nhiệt mới phát triển trên kênh nơtron số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt, một số thí nghiệm đo tiết diện phản ứng bắt bức xạ nơtron nhiệt đối với các hạt nhân V-51, Ti-52, và Hf- 180 đã được tiến hành và so sánh kết quả đo thực nghiệm với số liệu đánh giá trong File thư viện số liệu hạt nhân ENDF B/VII và JENDL 3.3. Bảng 3.6. Kết quả đo số liệu tiết diện bắt bức xạ nơtron đối với các hạt nhân V-51, Ti- 52, và Hf-180 sử dụng dòng nơtron nhiệt trên kênh 2 của lò phản ứng đà Lạt. Hạt nhân bia Năng lượng tia gamma (keV) T1/2 (h) σ (barn) This work σ (barn) ENDF B/7 σ (barn) JENDL 3.3 V-51 1434 0.062 4.09 4.92 4.92 Ti-50 320 0.096 0.17 0.18 0.18 H-180 482.2 1017.4 13.55 13.07 12.92 Các kết quả thực nghiệm được mô tả trong Bảng 3.6 cho thấy rằng có sự phù hợp tốt khi so sánh với số liệu đã được đánh giá trong các thư viện số liệu hạt nhân ENDF B/7, JENDL 3.3 và có thể nhận định rằng dòng nơtron nhiệt mới phát triển trên kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt hoàn toàn ứng dụng được để xác định số liệu thực nghiệm về tiết diện phản ứng bắt bức xạ nơtron (n,γ) với năng lượng En=0.025eV. 31 IV. KẾT LUẬN Qua các kết quả tính toán và khảo sát, có thể đánh giá rằng dòng nơtron phin lọc nhiệt trên kênh ngang số 2 của lò phản ứng Đà Lạt sẽ là một cơ sở thiết bị dòng hạt nơtron (neutron beam) có chất lượng tốt và có khả năng sử dụng tốt trong công tác đo đạc số liệu hạt nhân thực nghiệm và các ứng dụng liên quan đến phản ứng (n,γ). Mục tiêu đặt ra của chuyên đề là nghiên cứu tính toán tối ưu và phát triển dòng nơtron phin lọc tại năng lượng nhiệt (En = 0.025eV) trên cơ sở kênh nơtron số 2 của lò phản ứng Đà Lạt đã được thực hiện hoàn chỉnh và đưa vào sử dụng. Dòng nơtron nhiệt sau khi phát triển đã được ứng dụng thử nghiệm để đo số liệu tiết diện phản ứng bắt bức xạ nơtron đối với một số hạt nhân V-51, Ti-52, và Hf-180; từ kết quả so sánh với số liệu từ thư viện ENDF B/7 và JENDL 4.0, có thể đánh giá rằng dòng nơtron nhiệt trên kênh 2 của lò phản ứng Đà Lạt có thể ứng dụng được để đo thực nghiệm số liệu tiết diện phản ứng bắt bức xạ nơtron (n,γ). TÀI LIỆU THAM KHẢO [1]. O. O. Gritzay, V. V. Kolotyi, O. I. Kaltchenko, Neutron Filters at Kyiv Research Reactor, National Academy of Sciences of Ukrain. Institute for Nuclear Research; KINR–01–6, 2001. [2]. INDC International Nuclear Data Committee, “Specific Applications of Research Reactors: Provision of Nuclear Data”, INDC(NDS)-0574 (2009). [3]. P.P. Ember, T. Belgya, G.L. Molnar, Improvement of the capabilities of PGAA by coincidence techniques Applied Radiation and Isotopes 56 (2002) 535–541. [4]. P.P. Ember, T. Belgya, J.L. Weil, G.L. Molnar, Coincidence measurement setup for PGAA and nuclear structure studies, Applied Radiation and Isotopes 57 (2002) 573–577. [5]. V. H. Tan, Báo Cáo Tổng Kết Đề Tài Nghiên Cứu Khoa Học Cấp Bộ 2007- 2009, “Nghiên cứu phát triển hệ thống phổ kế hạt nhân đo trên chùm nơtron phục vụ nghiên cứu chuyển dời gamma nối tầng, đo đạc số liệu hạt nhân và các ứng dụng liên quan” BT12-07-09-NLNT, (2010). [6]. R.C Block and R.M. Brugger, Filtered neutron beams, Neutron Sources for Basic Physics and Applications, OECD/NEA Report, Pergamon Press, (1983). [7]. P.P. Ember , T. Belgya, J.L. Weil, G.L. Molnar, A practical test of a gamma- gamma coincidence measurement setup for PGAA, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B 213 (2004) 406–409. [8]. General Atomic, “Triga Mark II Reactor – General Specipications and Description”, GA-2627, (1961). 32 [9]. NRI, “Các Quy Chế Về An Toàn Trong Khai Thác Lò Phản Ứng Hạt Nhân Đà Lạt”, (2010). [10]. A.J.M. Plompen, T. Fukahori, H. Henriksson, A. Ignatyuk, T. Iwasaki, G. Manturov, R.D. McKnight, G. Rimpault, and D.L. Smith, The NEA High Priority Nuclear Data Request List for future needs, International Conference on Nuclear Data for Science and Technology 2007. [11]. O. Gritzay, V. Kolotyi, V. Pshenichnyi, M. Gnidak, O. Kalchenko, N. Klimova, V. Libman, V. Razbudey, A. Kyslytskyi, V. Venediktov, O. Korol, “Neutron Filter Technique And Its Use for Fundamental and Applied Investigations”, 6th Conference on Nuclear and Particle Physics 17-21 Nov. 2007 Luxor, Egypt. [12]. R. C. Greenwood and R. E. Chrien, Filtered Reactor Beams for Fast Neutron Capture γ-Ray Experiments, Nuclear instruments and methods 138 (1976) 125- 143. [13]. Robert M. Brugger, A Single Crystal Silicon Thermal Neutron Filter, Nuclear Instruments and Methods 135 (1976) 289-291. [14]. I. I. Bashter, “Calculation Of Radiation Attenuation Coefficients For Shielding Concretes”, Ann. Nucl. Energy, Vol. 24, No. 17, pp. 1389-1401, 1997. [15]. TCVN 4397 – 87, Quy phạm an toàn bức xạ ion hoá (1987). [16]. P. N. Son and V. H. Tan, Development of filtered neutron beams of 24, 59, and 133 keV at Dalat research reactor, Nuclear Science and Technology, No. 3 (2009), pp.8-15, 2009, ISSN: 1810-5408. [17]. Nguyen Nhi Đien, Vuong Huu Tan, Pham Ngoc Son, et al, Differential Neutron Energy Spectrum Measurement at The Horizontal Channel No.4 of The Dalat Reactor, The 6th National Conference on Nuclear Science and Technology, Dalat, Vietnam, P. 177 (2005). [18]. R. M. Brugger, R. G. Fluharty, et al, Neutron total cross section of single crystal Silicon at 21oK [0.003 to 50eV], LA-UR-79-3903;CONF-791058-8. [19]. B. M. Rustad, et al., Single crystal filters for attenuating epithermal neutron and gamma rays in reactor beams, Rev. Sci. Instrum. 36, 48 (1965).

Các file đính kèm theo tài liệu này:

  • pdfhriu5q5l_9319.pdf
Luận văn liên quan