Luận văn thạc sĩ về mô phỏng bài toán vận chuyển neutron tại Đại học Quốc gia Hà Nội - Vũ Thị Linh

Luận văn thạc sĩ mô phỏng bài toán vận chuyển neutron 03 phân tích chi tiết phương pháp và ứng dụng trong vật lý hạt nhân và kỹ thuật hạt nhân.

• Tác giả: Vũ Thị Linh
• Người hướng dẫn: TS. Nguyễn Hoàng Oanh
• Trường học: Đại học Quốc gia Hà Nội
• Chuyên ngành: Vật lí lí thuyết và vật lí toán
• Đề tài: Mô phỏng bài toán vận chuyển neutron
• Loại tài liệu: luận văn thạc sĩ
• Năm xuất bản: 2015
• Địa điểm: Hà Nội

Mục lục chi tiết

• LỜI CẢM ƠN
• PHẦN MỞ ĐẦU
• 0.1. Lí do chon đề tài
• 0.2. Mục đích nghiên cứu
• 0.3. Cấu trúc luận văn
• 1. CHƯƠNG I: GIỚI THIỆU VỀ CƠ BẢN VỀ BÀI TOÁN VẬN CHUYỂN NEUTRON
• 1.1. Tương tác của neutron với vật chất
• 1.2. Sự hấp thụ
• 1.3. Sự phân hạch
• 1.4. Sự tán xạ
• 2. CHƯƠNG II: GIỚI THIỆU VỀ PHƯƠNG PHÁP MONTE CARLO
• 3. CHƯƠNG III: MÔ PHỎNG BÀI TOÁN VẬN CHUYỂN NEUTRON
• TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tóm tắt

I. Tổng quan về mô phỏng bài toán vận chuyển neutron

Mô phỏng bài toán vận chuyển neutron là một lĩnh vực quan trọng trong vật lý hạt nhân. Nó giúp hiểu rõ hơn về cách neutron tương tác với vật chất, đặc biệt trong các lò phản ứng hạt nhân. Việc mô phỏng này không chỉ giúp tối ưu hóa thiết kế lò phản ứng mà còn hỗ trợ trong việc nghiên cứu các hiện tượng vật lý phức tạp. Phương pháp Monte Carlo là một trong những phương pháp phổ biến nhất được sử dụng để mô phỏng các quá trình này.

1.1. Ứng dụng của mô phỏng neutron trong vật lý

Mô phỏng neutron có nhiều ứng dụng trong vật lý, từ nghiên cứu cơ bản đến ứng dụng thực tiễn trong lò phản ứng hạt nhân. Nó giúp xác định các thông số quan trọng như tiết diện phản ứng và phân bố năng lượng của neutron trong các vật liệu khác nhau.

1.2. Tầm quan trọng của việc nghiên cứu vận chuyển neutron

Nghiên cứu vận chuyển neutron không chỉ giúp cải thiện hiệu suất của lò phản ứng mà còn đóng vai trò quan trọng trong việc phát triển các công nghệ mới trong lĩnh vực năng lượng hạt nhân. Việc hiểu rõ các tương tác của neutron với vật chất là cần thiết để đảm bảo an toàn và hiệu quả trong vận hành lò phản ứng.

II. Thách thức trong mô phỏng bài toán vận chuyển neutron

Mô phỏng bài toán vận chuyển neutron đối mặt với nhiều thách thức, đặc biệt là trong việc giải quyết phương trình Boltzmann. Phương trình này có độ phức tạp cao, yêu cầu tính toán nhiều chiều và thời gian. Việc áp dụng phương pháp Monte Carlo giúp giảm bớt độ phức tạp này, nhưng vẫn cần phải xử lý nhiều vấn đề như sai số và độ chính xác của mô phỏng.

2.1. Khó khăn trong việc giải phương trình Boltzmann

Phương trình Boltzmann mô tả sự vận chuyển của neutron trong không gian và thời gian. Việc giải phương trình này yêu cầu kiến thức sâu rộng về vật lý hạt nhân và toán học, đồng thời cần sử dụng các công cụ tính toán mạnh mẽ.

2.2. Sai số trong mô phỏng Monte Carlo

Mặc dù phương pháp Monte Carlo rất hiệu quả, nhưng nó cũng có thể tạo ra sai số trong kết quả mô phỏng. Việc ước lượng sai số và cải thiện độ chính xác là một trong những thách thức lớn trong nghiên cứu này.

III. Phương pháp Monte Carlo trong mô phỏng neutron

Phương pháp Monte Carlo là một trong những phương pháp chính được sử dụng để mô phỏng bài toán vận chuyển neutron. Phương pháp này dựa trên nguyên tắc thống kê, cho phép mô phỏng các quá trình phức tạp mà không cần giải trực tiếp các phương trình vật lý. Điều này giúp tiết kiệm thời gian và tài nguyên tính toán.

3.1. Nguyên lý hoạt động của phương pháp Monte Carlo

Phương pháp Monte Carlo sử dụng các mẫu ngẫu nhiên để mô phỏng các quá trình vật lý. Bằng cách tạo ra nhiều kịch bản khác nhau, phương pháp này có thể ước lượng các thông số quan trọng như xác suất tương tác và phân bố năng lượng của neutron.

3.2. Ưu điểm của phương pháp Monte Carlo

Một trong những ưu điểm lớn nhất của phương pháp Monte Carlo là khả năng xử lý các bài toán phức tạp với nhiều biến số. Nó cho phép mô phỏng các tình huống thực tế mà các phương pháp khác không thể thực hiện được.

IV. Kết quả nghiên cứu mô phỏng bài toán vận chuyển neutron

Kết quả từ các mô phỏng bài toán vận chuyển neutron cho thấy sự tương tác của neutron với các vật liệu khác nhau. Những kết quả này không chỉ giúp hiểu rõ hơn về các quá trình vật lý mà còn hỗ trợ trong việc tối ưu hóa thiết kế lò phản ứng hạt nhân.

4.1. Phân tích kết quả mô phỏng

Kết quả mô phỏng cho thấy sự phụ thuộc của xác suất tương tác vào năng lượng của neutron. Các dữ liệu thu được từ mô phỏng giúp xác định các thông số quan trọng trong thiết kế lò phản ứng.

4.2. Ứng dụng thực tiễn của kết quả nghiên cứu

Kết quả từ mô phỏng có thể được áp dụng trong việc cải thiện hiệu suất của lò phản ứng hạt nhân, từ đó nâng cao an toàn và hiệu quả trong sản xuất năng lượng hạt nhân.

V. Kết luận và triển vọng tương lai của mô phỏng neutron

Mô phỏng bài toán vận chuyển neutron là một lĩnh vực nghiên cứu quan trọng với nhiều ứng dụng thực tiễn. Tương lai của nghiên cứu này hứa hẹn sẽ mang lại nhiều tiến bộ trong công nghệ năng lượng hạt nhân, đồng thời mở ra nhiều hướng nghiên cứu mới trong vật lý hạt nhân.

5.1. Tương lai của nghiên cứu mô phỏng neutron

Nghiên cứu mô phỏng neutron sẽ tiếp tục phát triển với sự hỗ trợ của công nghệ tính toán hiện đại. Các phương pháp mới sẽ được phát triển để cải thiện độ chính xác và hiệu quả của mô phỏng.

5.2. Ứng dụng trong các lĩnh vực khác

Ngoài lĩnh vực năng lượng hạt nhân, mô phỏng neutron còn có thể được áp dụng trong nhiều lĩnh vực khác như y học, vật liệu và nghiên cứu cơ bản trong vật lý.

Nội dung chính

Tổng quan nghiên cứu

Bài toán vận chuyển neutron là một chủ đề trọng yếu trong vật lý hạt nhân, đặc biệt trong thiết kế và vận hành lò phản ứng hạt nhân. Theo báo cáo của ngành, các phản ứng phân hạch dựa trên chuỗi phản ứng tự duy trì bởi neutron, trong đó neutron không mang điện và có khả năng xuyên qua các đám mây electron và hàng rào thế Coulomb của hạt nhân nguyên tử. Mục tiêu chính của nghiên cứu là xây dựng chương trình mô phỏng bài toán vận chuyển neutron bằng phương pháp Monte Carlo, sử dụng phần mềm tính toán số Scilab, nhằm cung cấp một công cụ đơn giản, dễ tiếp cận và hiệu quả cho việc mô phỏng các hiện tượng phức tạp trong lò phản ứng hạt nhân.

Phạm vi nghiên cứu tập trung vào mô phỏng vận chuyển neutron qua lớp vật liệu với các tương tác hấp thụ, phản xạ và truyền qua, trong điều kiện xác suất hấp thụ neutron trong mỗi lần tương tác thay đổi. Thời gian nghiên cứu chủ yếu là giai đoạn 2011-2015 tại Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia Hà Nội. Ý nghĩa của nghiên cứu được thể hiện qua việc cung cấp một phương pháp mô phỏng chính xác hơn so với các phương pháp tất định truyền thống, đặc biệt khi bài toán có nhiều chiều biến số phức tạp, đồng thời giảm chi phí và tăng tính linh hoạt trong nghiên cứu và đào tạo.

Cơ sở lý thuyết và phương pháp nghiên cứu

Khung lý thuyết áp dụng

Luận văn dựa trên hai nền tảng lý thuyết chính: lý thuyết vận chuyển neutron và phương pháp Monte Carlo. Lý thuyết vận chuyển neutron mô tả sự phân bố tỉ lệ phản ứng hạt nhân trong môi trường vật chất, dựa trên phương trình vận chuyển Boltzmann với các biến số không gian, hướng, năng lượng và thời gian. Các khái niệm chính bao gồm tiết diện tương tác vi mô và vĩ mô, phản ứng hấp thụ, phân hạch, tán xạ đàn hồi và phi đàn hồi, cũng như các đặc tính của neutron phân hạch tức thời và neutron trễ.

Phương pháp Monte Carlo được áp dụng để mô phỏng các quá trình vận chuyển neutron bằng cách sử dụng số giả ngẫu nhiên để lấy mẫu các biến ngẫu nhiên trong bài toán. Các thuật toán Monte Carlo tận dụng sức mạnh tính toán hiện đại để giải các bài toán đa chiều phức tạp, đặc biệt hiệu quả khi số chiều bài toán tăng cao. Các khái niệm quan trọng trong phương pháp này bao gồm tạo số giả ngẫu nhiên, phân bố xác suất, phương pháp đổi biến và loại trừ, lấy mẫu điển hình, cũng như chuỗi Markov để mô phỏng các quá trình ngẫu nhiên có tính phụ thuộc.

Phương pháp nghiên cứu

Nguồn dữ liệu chính là các số liệu mô phỏng được tạo ra từ chương trình viết bằng Scilab, dựa trên thuật toán Monte Carlo mô phỏng vận chuyển neutron qua lớp vật liệu. Cỡ mẫu trong các mô phỏng thường là 10.000 neutron, được lựa chọn để đảm bảo độ chính xác thống kê và tính khả thi về mặt tính toán. Phương pháp chọn mẫu là lấy mẫu ngẫu nhiên theo phân bố xác suất của các biến như quãng đường tự do trung bình, góc tán xạ, và xác suất hấp thụ.

Phân tích dữ liệu được thực hiện bằng cách tính toán tỉ lệ neutron bị hấp thụ, phản xạ và truyền qua lớp vật liệu, đồng thời khảo sát sự phụ thuộc của các tỉ lệ này vào các tham số như quãng đường tự do trung bình, xác suất hấp thụ neutron, và phần trăm mất mát năng lượng sau mỗi lần tán xạ. Timeline nghiên cứu kéo dài trong khoảng 3-4 năm, bao gồm giai đoạn xây dựng thuật toán, phát triển chương trình, chạy mô phỏng và phân tích kết quả.

Kết quả nghiên cứu và thảo luận

Những phát hiện chính

1. Ảnh hưởng của quãng đường tự do trung bình đến tỉ lệ hấp thụ neutron: Khi quãng đường tự do trung bình tăng từ 0.2 đến 10 đơn vị độ dài, tỉ lệ neutron bị hấp thụ giảm từ khoảng 8% xuống còn khoảng 5% với xác suất hấp thụ pc = 0.3333. Điều này phù hợp với lý thuyết tiết diện tán xạ tỉ lệ nghịch với vận tốc neutron.

2. Tỉ lệ neutron phản xạ và truyền qua: Tỉ lệ neutron phản xạ giảm từ khoảng 55% xuống còn khoảng 39% khi quãng đường tự do trung bình tăng, trong khi tỉ lệ neutron truyền qua tăng tương ứng từ 39% lên gần 55%. Với xác suất hấp thụ pc = 0.5, tỉ lệ hấp thụ tăng lên khoảng 8%, phản xạ giảm còn khoảng 53%, và truyền qua giảm còn khoảng 39%.

3. Ảnh hưởng của phần trăm mất mát năng lượng sau mỗi lần tán xạ: Khi phần trăm mất mát năng lượng tăng từ 0% đến 30%, tỉ lệ neutron hấp thụ tăng từ khoảng 35% lên gần 50%, tỉ lệ phản xạ giảm từ 63% xuống còn khoảng 45%, và tỉ lệ truyền qua giảm mạnh, gần như về 0 khi mất mát năng lượng lớn.

4. Phân bố góc tán xạ neutron: Góc tán xạ phân bố đều theo phương vị và cosθ phân bố đều trong khoảng [-1,1], cho phép mô phỏng chính xác các hướng di chuyển của neutron sau mỗi lần tán xạ.

Thảo luận kết quả

Các kết quả mô phỏng cho thấy sự phù hợp với các nguyên lý vật lý cơ bản và các nghiên cứu trước đây về vận chuyển neutron. Việc tỉ lệ hấp thụ giảm khi năng lượng neutron tăng (tương ứng với quãng đường tự do trung bình tăng) phản ánh đúng tính chất tiết diện tán xạ tỉ lệ nghịch với vận tốc neutron. Sự thay đổi tỉ lệ phản xạ và truyền qua cũng phù hợp với thực tế vật lý, khi neutron có năng lượng cao hơn dễ dàng xuyên qua vật liệu hơn.

Ảnh hưởng của mất mát năng lượng trong tán xạ phi đàn hồi làm tăng tỉ lệ hấp thụ và giảm tỉ lệ phản xạ, điều này phản ánh sự giảm động năng neutron sau mỗi lần va chạm, làm tăng khả năng bị hấp thụ trong vật liệu. Các đồ thị minh họa sự phụ thuộc này có thể được trình bày dưới dạng biểu đồ đường thể hiện tỉ lệ phần trăm neutron hấp thụ, phản xạ và truyền qua theo các biến số quãng đường tự do trung bình và phần trăm mất mát năng lượng.

So sánh với các chương trình mô phỏng Monte Carlo khác trên thế giới, chương trình phát triển trong luận văn sử dụng Scilab có ưu điểm về tính đơn giản, dễ sử dụng và khả năng tùy biến cao, phù hợp cho mục đích đào tạo và nghiên cứu cơ bản.

Đề xuất và khuyến nghị

1. Phát triển thuật toán mô phỏng nâng cao: Cần mở rộng thuật toán hiện tại để mô phỏng các cấu hình lò phản ứng phức tạp hơn, bao gồm nhiều lớp vật liệu và các hiện tượng thực tế như tán xạ phi đàn hồi đa kênh, phân hạch đa mức.

2. Tối ưu hóa chương trình trên nền tảng tính toán hiệu năng cao: Áp dụng các kỹ thuật song song hóa và sử dụng phần cứng GPU để tăng tốc độ mô phỏng, giúp xử lý các bài toán lớn với số lượng neutron mô phỏng lên đến hàng triệu.

3. Tích hợp dữ liệu thực nghiệm và cơ sở dữ liệu tiết diện: Kết hợp các dữ liệu tiết diện tương tác vi mô từ các nguồn như ENDF/B-VI để nâng cao độ chính xác của mô phỏng, đặc biệt trong vùng cộng hưởng và năng lượng cao.

4. Đào tạo và phổ biến công cụ: Tổ chức các khóa đào tạo sử dụng phần mềm mô phỏng Monte Carlo trên Scilab cho sinh viên và nghiên cứu viên, nhằm nâng cao năng lực nghiên cứu và ứng dụng trong lĩnh vực vật lý hạt nhân.

Đối tượng nên tham khảo luận văn

1. Sinh viên và nghiên cứu sinh ngành Vật lý hạt nhân: Luận văn cung cấp kiến thức nền tảng và công cụ mô phỏng thực tiễn giúp hiểu sâu về vận chuyển neutron và phương pháp Monte Carlo.

2. Kỹ sư và chuyên gia thiết kế lò phản ứng: Các kết quả mô phỏng hỗ trợ trong việc đánh giá hiệu suất và an toàn của lò phản ứng, đặc biệt trong thiết kế vật liệu và cấu trúc lò.

3. Nhà phát triển phần mềm mô phỏng khoa học: Tham khảo thuật toán và cách triển khai chương trình mô phỏng trên Scilab để phát triển hoặc cải tiến các công cụ mô phỏng tương tự.

4. Giảng viên và nhà nghiên cứu trong lĩnh vực mô phỏng số: Tài liệu cung cấp ví dụ thực tế về ứng dụng Monte Carlo trong vật lý, hỗ trợ giảng dạy và nghiên cứu phương pháp tính toán.

Câu hỏi thường gặp

1. Phương pháp Monte Carlo có ưu điểm gì so với phương pháp tất định trong mô phỏng vận chuyển neutron?
   Phương pháp Monte Carlo cho phép mô phỏng chính xác các bài toán đa chiều phức tạp mà phương pháp tất định khó giải quyết, đặc biệt khi có nhiều biến số không gian, năng lượng và hướng. Nó cũng không yêu cầu tính toán thông lượng vô hướng, giúp giảm sai số xấp xỉ.

2. Làm thế nào để đảm bảo tính ngẫu nhiên của số giả ngẫu nhiên trong mô phỏng?
   Chương trình sử dụng thuật toán đồng dư tuyến tính với các hằng số được chọn cẩn thận để tạo chuỗi số giả ngẫu nhiên có chu kỳ dài, phân bố đồng đều và tính lặp lại, đảm bảo tính ngẫu nhiên cần thiết cho mô phỏng.

3. Tại sao cần mô phỏng vận chuyển neutron qua lớp vật liệu?
   Việc mô phỏng giúp hiểu rõ các quá trình hấp thụ, phản xạ và truyền qua neutron trong vật liệu, từ đó đánh giá hiệu quả và an toàn của lò phản ứng, cũng như thiết kế các detector hạt nhân.

4. Phần mềm Scilab có những ưu điểm gì trong mô phỏng Monte Carlo?
   Scilab là phần mềm tính toán số miễn phí, dễ sử dụng, có khả năng xử lý các thuật toán phức tạp và hỗ trợ lập trình linh hoạt, phù hợp cho nghiên cứu và đào tạo.

5. Kết quả mô phỏng có thể áp dụng thực tế như thế nào?
   Kết quả giúp dự đoán hiệu suất neutron trong lò phản ứng, hỗ trợ thiết kế vật liệu và cấu trúc lò, đồng thời cung cấp cơ sở cho các nghiên cứu nâng cao về an toàn và tối ưu hóa vận hành.

Kết luận

• Hệ thống hóa các kiến thức vật lý cơ bản về vận chuyển neutron và tương tác neutron với vật chất, làm nền tảng cho mô phỏng.
• Áp dụng thành công phương pháp Monte Carlo để xây dựng chương trình mô phỏng vận chuyển neutron trên nền tảng Scilab.
• Phát triển thuật toán đơn giản nhưng hiệu quả, mô phỏng được các hiện tượng hấp thụ, phản xạ và truyền qua neutron trong lớp vật liệu.
• Kết quả mô phỏng phù hợp với các nguyên lý vật lý và các nghiên cứu trước, có thể mở rộng cho các cấu hình phức tạp hơn.
• Đề xuất các hướng phát triển tiếp theo nhằm nâng cao độ chính xác và hiệu quả mô phỏng, đồng thời phổ biến công cụ cho cộng đồng nghiên cứu và đào tạo.

Luận văn mở ra cơ hội phát triển các công cụ mô phỏng vận chuyển neutron đơn giản, hiệu quả và dễ tiếp cận, góp phần nâng cao năng lực nghiên cứu trong lĩnh vực vật lý hạt nhân tại Việt Nam. Các bước tiếp theo bao gồm mở rộng thuật toán, tích hợp dữ liệu thực nghiệm và tối ưu hóa phần mềm để phục vụ nghiên cứu và ứng dụng thực tiễn.

Trích đoạn nội dung tài liệu

mở đầu này chúng tôi tìm hiểu cơ sở vật lý của các tương tác neutron, những kiến thức cần thiết để nghiên cứu mô phỏng Monte Carlo bài toán vận chuyển neutron. Tương tác vật lý của neutron được mô tả cả bằng cơ học cổ điển và cơ học lượng tử. Các phản ứng tán xạ đàn hồi ở mức năng lượng thấp thuộc phạm vi ứng dụng của cơ học cổ điển. Cơ học lượng tử đóng vai trò quan trọng trong các hiện tượng như: quá trình neutron đâm xuyên sâu vào trong hạt nhân bia và tương tác với các cấu phần của hạt nhân; một vài hiện tượng thể hiện tính sóng của neutron như nhiễu xạ neutron xuất hiện khi các neutron có năng lượng thấp tương tác với cấu trúc tinh thể của vật liệu,v.

Ngoài tán xạ đàn hồi, các tương tác neutron khác thường gặp trong các quá trình phân hạch không quá khác nhau. Chúng đều tạo ra các hạt nhân hợp phần ở trang thái kích thích với thời gian tồn tại ngắn và nhanh chóng phân rã để trở lại trạng thái cơ bản (ground state). Mode phân rã sẽ quy định loại phản ứng, trong quá trình tính toán bài toán vận chuyển neutron, chúng có thể được chia ra thành 3 loại phản ứng: hấp thụ, phân hạch và tán xạ. Mỗi loại phản ứng xảy ra với một giá trị cận dưới của động năng của neutron tới, nếu động năng nhỏ hơn giá trị này thì phản ứng không xảy ra.

Khi hấp thụ neutron hạt nhân trở thành hạt nhân hợp phần với năng lượng kích thích tối thiểu bằng năng lượng liên kết của neutron trong hạt nhân đó. Nếu năng lượng liên kết này lớn hơn một giá trị ngưỡng nào đó (phụ thuộc vào mỗi đồng vị) thì hạt nhân ban đầu có thể bị phân hạch khi hấp thụ neutron với năng lượng bất kỳ. Nếu năng lượng liên kết nhỏ hơn giá trị tới hạn này thì quá trình phân hạch chỉ xảy 3 TIEU LUAN MOI download : [e-mail] ra khi động năng của neutron đủ lớn để cho năng lượng kích thích vượt quá năng lượng ngưỡng. Xác suất tương tác giữa neutron tới và hạt nhân bia được đặc trưng bởi tiết diện tương tác vi mô, phụ thuộc vào hạt nhân bia, loại tương tác và năng lượng của neutron tới.

Ở năng lượng thấp, xác xuất xảy ra các phản ứng hợp phần tỉ lệ trực tiếp với thời gian mà neutron đi qua vùng tương tác của lực tương tác mạnh. Điều này dẫn đến sự phụ thuộc của các tiết diện tán xạ vào đại lượng nghịch đảo vận tốc của neutron, 1/v. Sự phụ thuộc của các tiết diện phóng xạ vào các đại lượng vật lý trở nên phức tạp hơn khi năng lượng tăng và các tương tác ở cấp độ vi mô cần đến sự vận dụng của cơ học lượng tử xuất hiện, dẫn đến sự thay đổi phức tạp trong tiết diện phản ứng. Nếu năng lượng toàn phần của neutron xấp xỉ bằng năng lượng của trạng thái hợp phần kích thích, xác suất tương tác có thể tăng lên vài bậc.

Điều này có thể được quan sát với các đỉnh cộng hưởng trên đồ thị sự phụ thuộc của tiết diện tương tác vào năng lượng. Khoảng cách giữa các đỉnh cộng hưởng thu hẹp lại khi năng lượng tăng. Đến một lúc nào đó, không thể quan sát được các đỉnh riêng rẽ. Vùng này là miền cộng hưởng không thể phân giải.

Ở mức năng lượng cao hơn nữa, sự cộng hưởng trở nên trùng lặp và chúng ta quan sát được dạng đường cong trơn. Sự hấp thụ Hình 1. Tiết diện phản ứng (n, γ) của 238U và tiết diện phân hạch của 235U, 238 U và 239Pu (Dữ liệu của thí nghiệm ENDF/B-VI, 300K) 4 TIEU LUAN MOI download : [e-mail] Sự hấp thụ đề cập đến tất cả các phản ứng mà không có neutron thứ cấp được phát ra. Hiện tượng hấp thụ đơn giản nhất là hiện tượng bắt neutron bức xạ hay phản ứng (n,γ).

Neutron tới được giữ lại trong các hạt nhân bia và năng lượng dự thừa được giải phóng bằng sự phát xạ photon năng lượng cao. Một ví dụ cho phản ứng bắt bức xạ neutron của 238U : 238 239 U+n  U* + γ (1.1) Trong thực tế phản ứng (n,γ) là phương thức hấp thụ duy nhất với các đồng vị actini giàu neutron. Các phản ứng phân hạch và tán xạ chiếm ưu thế ở vùng năng lượng cao. Tiết diện tương tác phản ứng (n, γ) của 238U được biểu diễn trong hình 1.

Các phản ứng bắt quan trọng khác gồm (n,p), (n,α) và (n,3He). Chúng là các phản ứng điển hình chỉ xảy ra khi với một ngưỡng năng lượng của neutron đến. Một ví dụ là phản ứng (n,α) của 10B: 10 11 B+n  B*  7 Li + 4He (1.2) Urani và các actini là những đồng vị nặng với hơn 90 proton và 140–160 neutron trong hạt nhân. Các phản ứng hợp phần rất phức tạp và các tiết diện tương tác của actini được đặc trưng bởi số lượng lớn các vùng cộng hưởng.

Đỉnh cộng hưởng đầu tiên được phân tách khá rõ ràng trong miền năng lượng tương đối thấp. Dải cộng hưởng không phân giải được bắt đầu từ khoảng 10 KeV. Miền liên tục này được thể hiện trong hình là một đường trơn liên tục. Sự phân hạch Sự phân hạch là tương tác trong đó các hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích sau khi hấp thụ neutron chậm bị phân chia thành 2 mảnh: 235 236 U+n U*  135 Xe + 98Sr + 3n (1.3) Trong phản ứng này, sản phẩm trung gian là 236U sẽ bị phân rã thành các hạt nhân nhỏ hơn.

Thông thường thì sản phẩm tạo ra sẽ là 2 đồng vị có số khối trung bình với một đồng vị nặng hơn đồng vị kia một chút. Sản phẩm của phản ứng phân hạch thường có nhiều neutron và bị phân rã β- để đi đến trạng thái bền vững. 5 TIEU LUAN MOI download : [e-mail] Phản ứng phân hạch có thể xảy ra đối với tất cả các nguyên tốt thuộc họ actini và chiếm ưu thế trong vùng năng lượng cao cỡ MeV. Trong thực tế, phản ứng cần năng lượng khoảng 6 MeV để có thể xảy ra trong khi năng lượng sinh ra trong quá trình tạo thành hạt nhân hợp phần là khoảng 5 MeV.

Sự chênh lệch năng lượng này làm cho phản ứng phụ thuộc lớn vào hiệu ứng chẵn lẽ: sự thay đổi số lượng neutron từ lẻ sang chẵn giải phóng thêm vài MeV, đủ để nâng năng lượng lên trên ngưỡng phân hạch. Các đồng vị có số neutron lẻ (235U, 239Pu, 241Pu, 242Am,…) là những đồng vị phân hạch, chúng có thể bị phân hạch bởi sự hấp thụ các neutron có năng lượng thấp. Các đồng vị phân hạch có số neutron chẵn (238U, 237Np, 241Am…) chỉ phân hạch khi hấp thụ các neutron có động năng lớn hơn giá trị ngưỡng, khoảng 1 MeV. Các tiết diện phân hạch của 235U, 238U, và 239Pu cũng được vẽ trong hình 1.

Phản ứng phân hạch tạo ra 1 đến 6 neutron mới. Số neutron trung bình sinh ra là hàm tuyến tính của năng lượng neutron tới và nó cũng phụ thuộc vào số khối của đồng vị. Ngoài các neutron tức thời phát ra trong sự kiện phân hạch, còn có nhiều neutron được tạo ra từ các chuỗi phân hạch của các đồng vị sản phẩm có số lượng neutron dư. Sự phóng xạ neutron dư hầu như là tức thời nhưng nó cũng có thể xảy ra sau sự phân rã của đồng vị phóng xạ khác có thời gian sống dài hơn.

Một ví dụ của chuỗi phản ứng là sự phân rã của sản phẩm phân hạch 87Br: 87 Br  87Kr*  86Kr + n (1.4) Hạt nhân 87Br ở trạng thái kích thích với chu kì bán rã 56 s và phân rã tạo nên hạt nhân 87Kr. Hạt nhân 87Kr được tạo nên ở trạng thái kích thích cao với năng lượng 6 MeV đủ để phóng ra tức thời một neutron và chuyển thành hạt nhân 86Kr bền. Thời gian sống của chuỗi phân rã được chi phối bởi phản ứng đầu tiên với chu kì bán rã là 56s. Phản ứng này quyết định thời gian mà neutron có thể được phát ra sau sự kiện phân hạch.

Các neutron trễ này có vai trò quan trọng đối với hằng số thời gian trong các lò phản ứng hạt nhân. 6 TIEU LUAN MOI download : skknchat@gmail. Số lượng trung bình các neutron phân hạch tức thời của 235U, 238U, 239 Pu và 241Am (Dữ liệu của thí nghiệm ENDF/B-VI).2 cho thấy số lượng neutron phát ra tăng lên theo số khối của đồng vị và năng lượng neutron tới. Một đại lượng quan trọng trong vật lý lò là tỉ lệ của số neutron trễ được vẽ trên hình 1.3 với 4 đồng vị.

Tỉ lệ này với các đồng vị urani cao khiến cho những những nhiên liệu làm từ urani tốt hơn nhiều so với các dạng nhiên liệu khác. Tỉ lệ neutron trễ với các đồng vị 235U, 238U, 239Pu và 241Am 7 TIEU LUAN MOI download : [e-mail] Neutron phân hạch được phát ra đẳng hướng do có rất nhiều hạt được sinh ra trong phản ứng mà các định luật bảo toàn năng lượng, động lượng không chi phối hướng tới và phát. Hơn nữa thời gian sống của trạng thái trung gian đủ dài để các hạt neutron tới “quên” đi hướng cũ của nó. Phân bố năng lượng của neutron phân hạch tức thời có dạng hàm phân bố Maxwell, có đỉnh ở quanh giá trị 1 MeV.

Đoạn cuối của đường phân bố kéo dài tới khoảng năng lượng cao nhất là 10 MeV và kết thúc ở khoảng năng lượng thấp nhất là 100 eV. Phổ của phân bố phân hạch tức thời của 235U, 238U, 239Pu, 241Am được vẽ trong hình 1. Các phân bố hơi khác nhau đối với các đồng vị khác nhau, nhưng hầu như không phụ thuộc vào năng lượng neutron tới. Các neutron phân rã được sinh ra ở các mức năng lượng thấp, có vai trò quan trọng trong tính toán lò phản ứng.

Năng lượng toàn phần sinh ra trong phản ứng phân hạch (Q) khoảng 200 MeV và nó có sự phụ thuộc nhỏ vào đồng vị sử dụng làm bia. Phần lớn năng lượng, khoảng 80% được giải phóng dưới dạng động năng của các mảnh phân hạch. Năng lượng này được sinh ra ngay tại vị trí phân hạch. Tuy nhiên ta không thể thu được toàn bộ 200 MeV năng lượng phân hạch do các neutron và photon bị rò ra bên ngoài lõi lò.

Khoảng 4% năng lượng bị mất do các hạt neutrino không tương tác với vật chất. Không phải tất cả năng lượng được giải phóng ngay. Các phân rã phóng xạ của các sản phẩm phân hạch chiếm khoảng 6% tổng năng lượng phân hạch với hằng số phóng xạ biến thiên từ vài phần nghìn giây cho đến hàng nghìn năm. Phổ của phân bố phân hạch tức thời của 235U, 238U, 239Pu, 241Am (Dữ liệu của thí nghiệm ENDF/B-V) 8 TIEU LUAN MOI download : skknchat@gmail.