Tổng quan luận án
Tính cấp thiết và khoảng trống nghiên cứu
Năng lượng hạt nhân đóng vai trò quan trọng trong việc đáp ứng nhu cầu năng lượng toàn cầu trong bối cảnh các nguồn nhiên liệu hóa thạch ngày càng suy giảm. Tuy nhiên, ngành công nghiệp năng lượng hạt nhân truyền thống, vốn vận hành dựa trên các lò phản ứng sử dụng nhiên liệu urani, đang đối mặt với nhiều thách thức lớn: chi phí xây dựng và vận hành cao, nguy cơ sự cố an toàn hạt nhân (như thảm họa Chernobyl hay Fukushima), nguồn tài nguyên quặng urani có hạn, và vấn đề xử lý chất thải phóng xạ có đời sống dài.
Để giải quyết các vấn đề này, hướng phát triển hệ thống lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (Accelerator Driven Subcritical Reactor - ADSR) được xem là giải pháp tiềm năng. Hệ thống ADSR duy trì hoạt động ở trạng thái dưới tới hạn ($k_{eff} < 1$) nhờ nguồn neutron sinh ra từ phản ứng bốc bay hạt nhân $(p,n)$ khi chùm proton năng lượng cao va chạm vào hạt nhân bia nặng. Khi dừng hoạt động của máy gia tốc, phản ứng phân hạch trong lò sẽ tự tắt, đảm bảo an toàn nội tại. Đồng thời, ADSR mở ra khả năng sử dụng thori ($^{232}\text{Th}$) làm nhiên liệu thay thế cho urani. Thori có trữ lượng tự nhiên lớn gấp khoảng 4 lần urani (ước tính khoảng $1,2 \times 10^{14}$ tấn trên Trái Đất, chiếm khoảng 6 phần triệu trong đất thông thường), không tạo ra plutoni trong chu trình phản ứng, và có thể chuyển hóa thành $^{233}\text{U}$ để thực hiện phân hạch hạt nhân.
Khoảng trống nghiên cứu được tác giả xác định xuất phát từ cấu trúc bia tương tác trong các hệ ADSR trước đây. Phần lớn các công trình tập trung vào mô hình bia rắn (như chì rắn, vonfram, thủy ngân). Bia rắn có nhược điểm là bị hư hại bức xạ theo thời gian, đòi hỏi phải dừng hoạt động của lò để tiến hành thay bia định kỳ. Một số nghiên cứu đã đề cập đến bia lỏng (chì lỏng hoặc chì - bismuth), nhưng chỉ giới hạn trong một vùng nhỏ của lõi lò với mục đích chuyển hóa chất thải phóng xạ hơn là phát triển lò năng lượng, đồng thời chưa có các tính toán tham số neutron một cách chi tiết và toàn diện cho toàn bộ lõi lò khi kết hợp với nhiên liệu thori. Luận án lựa chọn giải quyết khoảng trống này bằng việc đề xuất sử dụng chì lỏng đảm nhiệm đồng thời hai vai trò: làm bia tương tác sinh neutron $(p,n)$ và làm chất tải nhiệt (chất làm mát) tuần hoàn trong lò.
Mục tiêu nghiên cứu
Luận án được thực hiện nhằm giải quyết hai mục tiêu chính được đánh số theo văn bản:
- Xây dựng mô hình lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn sử dụng chì lỏng vừa làm bia tương tác vừa làm chất tải nhiệt.
- Đánh giá khả năng sử dụng nhiên liệu thori cho ADSR thông qua tính toán các tham số neutron cơ bản của lò phản ứng.
Đối tượng và phạm vi nghiên cứu
- Đối tượng nghiên cứu: Quá trình tương tác $(p,n)$ sinh neutron trên bia chì lỏng; trường bức xạ phân rã phóng xạ của thori trong môi trường chì lỏng; các đặc trưng vật lý neutron (phổ năng lượng, phân bố góc, hiệu suất phát neutron $Y_{n/p}$, tiết diện vi phân, phân bố thông lượng neutron theo chiều cao và bán kính lõi lò, hệ số nhân neutron hiệu dụng $k_{eff}$) trong lò ADSR sử dụng nhiên liệu thori và các hỗn hợp nhiên liệu thori - urani.
- Phạm vi nghiên cứu:
- Về cấu trúc hình học: Mô phỏng vật lý lõi lò phản ứng dưới tới hạn dựa trên các thông số cấu trúc của lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark II.
- Về thông số dòng hạt: Dòng proton năng lượng cao từ $200\text{ MeV}$ đến $3000\text{ MeV}$ ($0,2\text{ GeV} - 3,0\text{ GeV}$), cường độ dòng proton tính toán khảo sát ở mức $25\text{ mA}$, bán kính chùm $4\text{ cm}$.
- Về vật liệu và môi trường: Bia tương tác và chất làm mát bằng chì lỏng (mật độ khối lượng $10,66\text{ g}\cdot\text{cm}^{-3}$); các loại nhiên liệu gồm $\text{UZrH}$, $\text{UO}_2$, $\text{ThUO}$, và các tổ hợp hỗn hợp oxit $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$ với tỷ lệ thori biến thiên từ $0%$ đến $100%$.
Tổng quan tài liệu và vị trí của luận án
Các hướng nghiên cứu trước được tổng thuật
Tác giả đã hệ thống hóa lịch sử phát triển và các công trình nghiên cứu liên quan đến ADSR, tương tác $(p,n)$ và nhiên liệu thori theo các nhóm nội dung:
-
Lịch sử hình thành nguyên lý máy gia tốc và nguồn neutron:
- Ernest Rutherford (1919): Thực hiện các quan sát đầu tiên về phản ứng bắn phá hạt nhân $^{14}\text{N}$ bằng hạt $\alpha$.
- Ernest Orlando Lawrence: Chế tạo máy gia tốc cyclotron đầu tiên; cùng với Nicolay Nicolayevich Semenov (1940) đề xuất độc lập việc dùng máy gia tốc hạt làm nguồn sinh neutron.
- Glenn Seaborg và cộng sự: Sử dụng cyclotron 60 inch tại Đại học California ở Berkeley (U. Berkeley) tạo ra dòng hạt deuteron bắn phá urani tự nhiên ($^{238}\text{U}$) để sản xuất mẻ $^{238}\text{Pu}$ đầu tiên.
- C. Bowman và cộng sự [3] (thập niên 1980 - 1990): Khởi xướng và làm sống lại ý tưởng về lò phản ứng lai ghép dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (ADSR).
-
Các dự án và chương trình phát triển ADSR quốc tế:
- Châu Âu: Dự án XT-ADS và dự án MYRRHA (SCK.CEN, Bỉ) thiết kế lò phản ứng hoạt động ở cả hai chế độ tới hạn và dưới tới hạn, công suất nhiệt $65 - 100\text{ MWth}$ (khoảng $70\text{ MW}$), sử dụng bia Pb-Bi, dòng proton $600\text{ MeV} - 4\text{ mA}$, thông lượng neutron nhanh đạt $10^{15}\text{ n}\cdot\text{cm}^{-2}\text{s}^{-1}$ với $E_n > 0,75\text{ MeV}$.
- Ấn Độ: Chương trình nghiên cứu từ năm 2001-2002 với máy gia tốc tuyến tính $10\text{ MeV} - 10\text{ mA}$ dùng bia Pb-Bi; dự án ADSR BRAHMMA dùng nhiên liệu urani.
- Nhật Bản: Dự án tại Trung tâm Nghiên cứu Hỗn hợp Máy gia tốc Proton (J-PARC, KEK hợp tác với IAEA) nghiên cứu ADSR công suất $800\text{ MW}$ với máy gia tốc tuyến tính $1,5\text{ GeV} - 20\text{ mA}$.
- Trung Quốc: Dự án C-ADS do Viện Hàn lâm Khoa học Trung Quốc (CAS) chủ trì cùng 4 đơn vị (IHEP, IMP, IPP, USTC), đặt mục tiêu thử nghiệm $100\text{ MW}$ vào năm 2022 và $1\text{ GW}$ vào năm 2032.
- Ukraine: Dự án tại Viện Vật lý và Công nghệ Kharkov (NSC KIPT) phối hợp với Phòng thí nghiệm Quốc gia Argonne (ANL, Hoa Kỳ) xây dựng máy gia tốc tuyến tính và lò dưới tới hạn dùng nhiên liệu urani oxit làm giàu thấp, làm mát bằng nước, thanh phản xạ Berylli - Cacbon (hoàn thành xây dựng cơ bản năm 2018).
-
Nghiên cứu tương tác $(p,n)$ và phân bố neutron trên bia rắn:
- S. Meigo và cộng sự [34] (1999): Tính toán phân bố thông lượng neutron từ bia chì dày với dòng proton $0,5\text{ GeV}$ bằng mã MCNP4A, chỉ ra thông lượng neutron nhiệt lớn hơn neutron nhanh ở mọi góc.
- Boudard và cộng sự [33]: Khảo sát phổ năng lượng neutron từ bia chì với dòng proton $0,6\text{ GeV}$.
- Goldenbaum [35]: Tính toán trên các bia dày W, Hg, Pb với proton $0,5\text{ GeV}$, xác định giới hạn bề dày bia chì là $55\text{ cm}$, vonfram là $30\text{ cm}$.
- G. Bauer [36]: Phân tích đặc trưng nguồn neutron khi bắn phá proton $2\text{ GeV}$ lên bia chì dày $20\text{ cm}$, ghi nhận năng lượng neutron trung bình tại các góc $30^\circ, 90^\circ, 150^\circ$ lần lượt là $21\text{ MeV}, 4\text{ MeV}, 1,5\text{ MeV}$.
- David [37] / H. Nifenecker và cộng sự: Tính toán hiệu suất phát neutron trên mỗi proton tới ($Y_{n/p}$) trên nhiều loại bia với năng lượng từ $200\text{ MeV}$ đến $2000\text{ MeV}$.
- A. Krasa và cộng sự [38]: Nghiên cứu phổ neutron phân hạch và bốc bay trên bia chì với năng lượng proton $0,5 - 1,5\text{ GeV}$.
- David Sangcheol Lee [39] (2018): Tính toán thông lượng, hiệu suất phát neutron theo chiều dài bia, phân bố góc và phổ neutron trên bia Pb, Pb-Bi ở năng lượng proton $1,5\text{ GeV}$.
-
Nghiên cứu ứng dụng thori trong lò phản ứng truyền thống và thế hệ IV:
- Alvin Weinberg, Ralph Moir và Edward Teller: Thử nghiệm lò phản ứng muối nóng chảy MSRE thành công tại Phòng thí nghiệm Quốc gia Oak Ridge (ORNL, Hoa Kỳ) năm 1969.
- Các mô hình: Chu trình nhiên liệu Radkowsky, lò nước nặng CANDU, và các lò thế hệ IV gồm lò neutron nhanh làm mát bằng natri (SFR), khí (GFR), chì (LFR), lò nhiệt độ rất cao (VHTR), lò nước siêu tới hạn (SCWR), lò muối nóng chảy (MSR), lò nước nhẹ module nhỏ (SMR).
- Bảng tổng hợp các lò hạt nhân đã và đang vận hành với nhiên liệu chứa thori:
| Tên lò |
Quốc gia |
Loại lò |
Công suất |
Nhiên liệu |
Thời gian hoạt động |
| AVR |
Đức |
Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí |
$15\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1967–1988 |
| THTR-300 |
Đức |
Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí |
$300\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1985–1989 |
| Lingen |
Đức |
Nước sôi |
$60\text{ MW(e)}$ |
$(\text{Th},\text{Pu})\text{O}_2$ |
1968–1973 |
| Dragon |
Anh (OECD-Euratom) |
Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí |
$20\text{ MWt}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1966–1973 |
| Peach Bottom |
Mỹ |
Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí |
$40\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1966–1972 |
| Fort St Vrain |
Mỹ |
Nhiệt độ cao, làm mát bằng khí |
$330\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1976–1989 |
| MSRE ORNL |
Mỹ |
Muối nóng chảy |
$7,5\text{ MWt}$ |
$\text{ThF}_4; \text{UF}_4$ |
1964–1969 |
| BORAX-IV, Elk River |
Mỹ |
Nước sôi |
$2,4\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{235}\text{U}$ |
1963–1968 |
| Shippingport |
Mỹ |
Nước nhẹ |
$100\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{233}\text{U}$ |
1977–1982 |
| Indian Point 1 |
Mỹ |
Nước nhẹ |
$285\text{ MW(e)}$ |
$\text{Th}+{}^{233}\text{U}$ |
1962–1980 |
| KAPS 1,2; KGS 1,2 |
Ấn Độ |
Nước nặng áp lực |
$220\text{ MW(e)}$ |
$\text{ThO}_2$ |
1980 - nay |
| FBTR |
Ấn Độ |
Kim loại lỏng làm mát |
$40\text{ MWt}$ |
$\text{ThO}_2$ |
1985 - nay |
- Nghiên cứu ứng dụng thori cho ADSR:
- C. Rubbia và cộng sự [1]: Đề xuất ADSR neutron nhanh công suất $600\text{ MWt}$ dùng bia chì và nhiên liệu thori tự nhiên; đề xuất ADSR muối nóng chảy.
- Victoria B. Ashey và cộng sự [43]: Đề xuất mô hình ADTR dùng thanh nhiên liệu lục giác ($15%\text{ Pu} + 85%\text{ Th}$).
- Nghiên cứu tại Nhật Bản [44, 45]: Đề xuất hệ thống ADSR muối nóng chảy $60\text{NaCl}-34\text{ThCl}_4-6^{233}\text{UCl}_4$ công suất $800\text{ MW}$, dòng proton $1,5\text{ GeV}$ tạo hiệu suất 27 neutron/proton.
- Nghiên cứu tại Việt Nam: Nhóm PGS. Nguyễn Mộng Giao (từ 2002); NCS. Nguyễn Thị Ái Thu (đề xuất mô hình màn chắn trên bia U, Pb, W, Au với dòng proton $0,5 - 1,5\text{ GeV}$); nhóm TS. Vũ Thanh Mai và cộng sự (thực hiện trên tổ hợp tới hạn KUCA tại Đại học Kyoto, Nhật Bản với dòng proton $100\text{ MeV}$, nguồn neutron $14\text{ MeV}$ trên bia Pb-Bi và nhiên liệu $^{235}\text{U}, {}^{232}\text{Th}$).
Khoảng trống luận án lựa chọn giải quyết
Luận án tập trung giải quyết các hạn chế kỹ thuật của bia rắn bằng cách thiết lập mô hình tính toán chi tiết tương tác $(p,n)$ trên bia chì lỏng kiêm chất làm mát toàn phần trong lõi lò, kết hợp đánh giá đầy đủ đặc trưng trường neutron và tính toán hiệu quả nhân neutron của các tổ hợp nhiên liệu thori và urani trên mô hình lò TRIGA Mark II dưới tới hạn.
Cơ sở lý thuyết và phương pháp nghiên cứu
Khung lý thuyết và công thức toán học
Cơ chế vận hành của ADSR dựa trên phản ứng bốc bay hạt nhân (spallation) khi proton mang năng lượng từ vài trăm MeV đến vài GeV va chạm với hạt nhân bia chì. Quá trình này phóng thích các neutron nhanh; neutron tiếp tục trải qua các phản ứng $(n,n), (n,2n), (n,\gamma)$, quá trình tán xạ đàn hồi, không đàn hồi và mất dần năng lượng để trở thành neutron nhiệt, gây ra phản ứng phân hạch trong vùng nhiên liệu dưới tới hạn ($k_{eff} < 1$).
Theo định dạng tệp dữ liệu hạt nhân ENDF, vi phân bậc hai của tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối trong tương tác $(p,n)$ được xác định bằng biểu thức:
$$\frac{d^2\sigma(\mu, E_p, E_n)}{dE d\Omega} = \sigma(E_p) \cdot \gamma(E_p) \cdot f(\mu, E_p, E_n)$$
Trong đó:
- $E_p$: Năng lượng của hạt proton tới ($\text{eV}$).
- $E_n$: Năng lượng của neutron sinh ra ($\text{eV}$).
- $\sigma(E_p)$: Tiết diện phản ứng ($\text{barn}$).
- $\gamma(E_p)$: Hiệu suất phát neutron.
- $f(\mu, E_p, E_n)$: Hàm phân bố góc và năng lượng của neutron.
Tiết diện vi phân theo góc khối được tính thông qua xấp xỉ phân vùng góc:
$$\frac{d\sigma}{d\Omega} = \sigma(E_p) \cdot \sum_{i=1}^{19} \frac{f_{i+1}(\mu, E_p, E_n) + f_i(\mu, E_p, E_n)}{2} \cdot \Delta\mu$$
Cường độ dòng neutron sinh ra theo năng lượng:
$$\frac{dN_n}{dE} = N_p \frac{d\sigma}{dE}$$
Tổng số neutron sinh ra được tính tổng trên 32 khoảng năng lượng:
$$N_n = N_p N d \sum_{j=1}^{32} \frac{d\sigma(\mu, E_p, E_n)}{dE} \Delta E_j$$
Phương pháp nghiên cứu thực tế
- Phương pháp tính toán và công cụ mô phỏng:
- Phương pháp Monte Carlo mô phỏng vận chuyển hạt nhân thông qua các phần mềm chuyên dụng: MCNP (MCNP5, MCNPX) và GEANT4.
- Xây dựng chương trình tính toán số trích xuất dữ liệu từ các ma trận hạt nhân.
- Chia lưới tính toán:
- Góc khối được chia thành 18 khoảng trong phạm vi từ $0^\circ$ đến $180^\circ$ ($\mu = \cos\theta$ gồm 19 giá trị mốc).
- Năng lượng neutron $E_n$ được phân chia thành 32 mức giá trị.
- Hàm phân bố $f(\mu, E_p, E_n)$ được xử lý dưới dạng ma trận kích thước $32 \times 19$.
Nguồn tư liệu và dữ liệu
- Thư viện dữ liệu hạt nhân năng lượng cao JENDL-HE-2007 (chứa dữ liệu tương tác hạt nhân định dạng ENDF lên đến $3\text{ GeV}$ của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản JAEA) và thư viện JENDL-4.0.
- Thông số kỹ thuật cấu trúc hình học và vật liệu của lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark II.
- Các bộ số liệu thực nghiệm và kết quả tính toán đã công bố của S. Meigo, A. Letourneau, G. Bauer, H. Nifenecker, A. Krasa, D. Sangcheol Lee, và X. Ledoux.
Nội dung chính theo từng chương
CHƯƠNG 1. TỔNG QUAN NGHIÊN CỨU
Chương 1 tổng thuật cơ sở lý thuyết về nguyên lý hoạt động của hệ thống lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (ADSR). Tác giả phân tích cấu trúc tổng thể của ADSR gồm máy gia tốc hạt, vùng bia tạo phản ứng $(p,n)$, lõi lò dưới tới hạn, hệ thống trích xuất nhiệt và lưới điện.
Nội dung chương điểm lại chi tiết tình hình phát triển ADSR trên thế giới (các hội nghị quốc tế TCADS từ 2010 đến hội nghị Antwerp 2019; các dự án XT-ADS, MYRRHA tại Bỉ; các nghiên cứu tại Ấn Độ, Trung Quốc, Nhật Bản, Ukraine và Hoa Kỳ). Tác giả phân tích các nghiên cứu về phản ứng phân hạch và phân bố neutron trên bia rắn của các tác giả quốc tế (Meigo, Boudard, Goldenbaum, Bauer, Nifenecker, Krasa, Lee) và các nhóm nghiên cứu tại Việt Nam (nhóm PGS. Nguyễn Mộng Giao, NCS. Nguyễn Thị Ái Thu với mô hình màn chắn; nhóm TS. Vũ Thanh Mai với thực nghiệm trên tổ hợp KUCA tại Nhật Bản).
Chương 1 cũng tổng quan tình hình nghiên cứu sử dụng thori trong các loại lò phản ứng truyền thống và thế hệ IV (SFR, GFR, LFR, VHTR, SCWR, MSR, CANDU, Radkowsky), cung cấp bảng thống kê chi tiết 12 hệ lò phản ứng đã và đang sử dụng thori trên thế giới, từ đó luận giải cơ sở khoa học và tiềm năng ứng dụng thori cho hệ ADSR.
CHƯƠNG 2. MÔ PHỎNG VẬT LÝ ADSR SỬ DỤNG BIA CHÌ LỎNG VÀ NHIÊN LIỆU THORI
Chương 2 tập trung xây dựng mô hình tương tác $(p,n)$ trên bia chì lỏng và mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn:
-
Mô hình tương tác $(p,n)$ trên bia chì lỏng:
- Đề xuất mô hình bia chì lỏng mật độ $10,66\text{ g}\cdot\text{cm}^{-3}$ (so với chì rắn $11,7\text{ g}\cdot\text{cm}^{-3}$ và nhiệt độ nóng chảy $327^\circ\text{C}$). Dòng proton có cường độ $25\text{ mA}$, bán kính chùm $4\text{ cm}$, dải năng lượng khảo sát từ $250\text{ MeV}$ đến $3000\text{ MeV}$ ($0,25 - 3\text{ GeV}$).
- Phân bố năng lượng neutron phát ra: Kết quả mô phỏng trên bia chì lỏng cho thấy sự phù hợp về quy luật phổ khi so sánh với số liệu trên bia chì rắn của nhóm tác giả A. Letourneau và cộng sự.
- Phân bố góc của neutron: Khảo sát tại các góc từ $0^\circ$ đến $180^\circ$ ở các mức năng lượng proton $0,25 - 3\text{ GeV}$, đối chiếu với kết quả tính toán trên chì rắn $^{208}\text{Pb}$ bằng hai mô hình suy rã thống kê (SDM - Statistical Decay Model) và động lực phân tử lượng tử (QMD - Quantum Molecular Dynamic).
- Hiệu suất phát neutron ($Y_{n/p}$): Tính toán số neutron sinh ra trên mỗi proton tới trong khoảng năng lượng proton từ $500\text{ MeV}$ đến $3000\text{ MeV}$.
- Tiết diện vi phân bậc hai: Tính toán $\frac{d^2\sigma}{dE d\Omega}$ ở các mức năng lượng proton $250, 500, 1000, 2000\text{ MeV}$ và đối sánh tại góc $60^\circ$ với số liệu tính toán trên bia chì rắn (ở dải góc $45^\circ - 55^\circ$) của nhóm tác giả X. Ledoux cùng cộng sự.
-
Mô hình lò phản ứng TRIGA Mark II dưới tới hạn:
- Xây dựng hình học lõi lò TRIGA Mark II biến đổi: bố trí vùng chì lỏng ở tâm làm bia tương tác trực tiếp với chùm proton và kết hợp làm chất tải nhiệt đối lưu qua các kênh nhiên liệu.
- Xác định chi tiết cấu trúc thanh nhiên liệu và các thành phần trong lõi lò (Bảng 2.1).
- Tính toán hiệu suất phát neutron $Y_{n/p}$ (Bảng 2.2) và hệ số nhân neutron hiệu dụng $k_{eff}$ cho hệ lò dưới tới hạn.
CHƯƠNG 3. TÍNH TOÁN NHIÊN LIỆU THORI CHO ADSR
Chương 3 trình bày các kết quả tính toán định lượng chuyên sâu về trường bức xạ, thông lượng neutron và hệ số nhân hiệu dụng của hệ ADSR dùng chì lỏng với nhiên liệu thori:
-
Phân rã phóng xạ của thori trong môi trường chì lỏng:
- Thiết lập mô hình tính toán phổ bức xạ sinh ra khi thori phân rã trong môi trường chì lỏng.
- Xác định phổ năng lượng chi tiết của các hạt alpha ($\alpha$), beta ($\beta$), tia gamma ($\gamma$) và hạt phản neutrino (Bảng 3.1).
- Tính toán phổ động năng và năng lượng cực tiểu, trung bình, cực đại của các hạt nhân con sinh ra trong chuỗi phân rã (Bảng 3.2).
-
So sánh phân bố thông lượng neutron theo môi trường và chất làm mát:
- So sánh ba cấu hình: (1) Nhiên liệu $\text{UZrH}$, bia chì rắn/vonfram, chất làm mát bằng nước nhẹ; (2) Nhiên liệu $\text{UZrH}$, bia và chất làm mát bằng chì lỏng; (3) Nhiên liệu $\text{ThUO}$, bia và chất làm mát bằng chì lỏng.
- Thống kê thông lượng neutron cực đại và cực tiểu trong các trường hợp và so sánh với các công bố khác (Bảng 3.3).
-
Khảo sát phân bố thông lượng neutron không gian và năng lượng:
- Phân bố theo chiều cao lõi lò (từ vị trí $5\text{ cm}$ đến $65\text{ cm}$).
- Phân bố theo bán kính lõi lò (từ $2\text{ cm}$ đến $26,25\text{ cm}$ qua các mốc $8,75\text{ cm}, 12,25\text{ cm}, 15,75\text{ cm}, 19,25\text{ cm}, 22,75\text{ cm}$).
- Phân bố theo góc phát ra tại các vị trí góc cụ thể ($20^\circ, 25^\circ, 35^\circ, 45^\circ, 55^\circ, 60^\circ, 65^\circ, 70^\circ, 75^\circ, 80^\circ, 85^\circ$).
- So sánh thông lượng neutron giữa các loại nhiên liệu oxit: $\text{UO}_2$ nguyên chất so với các hỗn hợp $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$ và $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$.
-
Tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng ($k_{eff}$):
- Khảo sát sự thay đổi của $k_{eff}$ theo tỷ lệ thành phần thori (Bảng 3.4) với các mốc tỷ lệ $0%, 20%, 40%, 60%, 80%$ và $100%$ cho ba tổ hợp nhiên liệu:
- Hỗn hợp $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$ (Bảng 3.5, Hình 3.23 và 3.24).
- Hỗn hợp $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$ (Bảng 3.6, Hình 3.25 và 3.26).
- Hỗn hợp $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$ (Bảng 3.7, Hình 3.27 và 3.28).
Kết quả và những đóng góp mới
Những đóng góp mới của luận án
-
Về mô hình và phương pháp luận:
- Đề xuất và xây dựng mô hình tính toán lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc sử dụng chì lỏng đảm nhận đồng thời hai chức năng: làm bia tương tác $(p,n)$ sinh neutron và làm chất tải nhiệt. Mô hình này loại bỏ sự cần thiết của việc chế tạo bia rắn riêng biệt và giải quyết hạn chế phải dừng lò để thay bia định kỳ.
- Ứng dụng thành công thư viện dữ liệu hạt nhân năng lượng cao JENDL-HE-2007 để xây dựng chương trình tính toán vi phân bậc hai tiết diện sinh neutron theo năng lượng và theo góc khối $\frac{d^2\sigma}{dE d\Omega}$, hiệu suất phát neutron $Y_{n/p}$ và thông lượng neutron trên bia chì lỏng.
-
Về mặt số liệu và dữ liệu khoa học:
- Xác định bộ thông số phổ năng lượng phân rã bức xạ ($\alpha, \beta, \gamma$, phản neutrino) và động năng hạt nhân con của thori trong môi trường chì lỏng.
- Cung cấp dữ liệu chi tiết về phân bố không gian của thông lượng neutron (theo chiều cao từ $5 - 65\text{ cm}$, theo bán kính từ $2 - 26,25\text{ cm}$) và phân bố theo góc trong lõi lò TRIGA Mark II biến đổi dùng chì lỏng.
- Cung cấp bộ dữ liệu định lượng về hệ số nhân neutron hiệu dụng $k_{eff}$ của ba hệ nhiên liệu hỗn hợp thori - urani ($\text{Th}^{233}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$) với các tỷ lệ thori từ $0%$ đến $100%$, làm căn cứ khoa học để xác định tỷ lệ phối trộn nhiên liệu phù hợp nhằm duy trì trạng thái dưới tới hạn ổn định cho hệ ADSR.
Kiến nghị và đề xuất
Tác giả kiến nghị tiếp tục triển khai các nghiên cứu tiếp theo về động học lò phản ứng khi có sự biến thiên công suất của máy gia tốc, tính toán độ cháy sâu của nhiên liệu (burnup) trong chu trình dài hạn, và phân tích các bài toán nhiệt thủy lực kết hợp ăn mòn vật liệu của chì lỏng ở nhiệt độ vận hành cao.
Hạn chế và hướng nghiên cứu tiếp
Hạn chế của nghiên cứu
- Các kết quả trong luận án được thực hiện hoàn toàn bằng phương pháp mô phỏng số và tính toán lý thuyết (sử dụng MCNPX, GEANT4 và JENDL-HE-2007), chưa có điều kiện kiểm chứng qua các thử nghiệm thực nghiệm trực tiếp với máy gia tốc proton năng lượng cao tại Việt Nam.
- Mô hình hình học mới được xây dựng và chuẩn hóa trên cơ sở cấu trúc của lò phản ứng nghiên cứu TRIGA Mark II, chưa mở rộng tính toán cho các cấu trúc lò năng lượng công nghiệp quy mô lớn ở mức công suất hàng trăm megawatt đến gigawatt.
Hướng nghiên cứu tiếp theo
- Tính toán chi tiết quá trình suy hao nhiên liệu và độ cháy sâu (burnup) của nhiên liệu thori kết hợp urani theo thời gian vận hành lò.
- Nghiên cứu khả năng chuyển hóa và thiêu hủy các actini hiếm (minor actinides) trong chất thải phóng xạ khi đưa vào lõi ADSR làm mát bằng chì lỏng.
- Mô phỏng ghép nối nhiệt thủy lực - vật lý hạt nhân để đánh giá hiện tượng đối lưu tự nhiên, truyền nhiệt và các tác động ăn mòn hóa học của dòng chì lỏng lên vỏ thanh nhiên liệu và thành thùng lò.
Giá trị tham khảo
Đối tượng sử dụng
- Nghiên cứu sinh, học viên cao học và giảng viên: Chuyên ngành Vật lý nguyên tử và hạt nhân, Kỹ thuật hạt nhân, Vật lý năng lượng cao tại các trường đại học và viện nghiên cứu.
- Cán bộ nghiên cứu và kỹ sư hạt nhân: Làm việc tại Viện Năng lượng nguyên tử Việt Nam, Trung tâm Đào tạo Hạt nhân, Trung tâm Hạt nhân TP. Hồ Chí Minh, Viện Nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt.
- Các nhà hoạch định chính sách công nghệ năng lượng: Tham khảo các đánh giá về an toàn hạt nhân và tiềm năng sử dụng tài nguyên thori trong định hướng phát triển năng lượng hạt nhân thế hệ mới.
Nội dung có giá trị tham khảo cao
- Phương pháp xử lý dữ liệu và thuật toán trích xuất vi phân tiết diện sinh neutron từ thư viện dữ liệu hạt nhân định dạng ENDF (JENDL-HE-2007) được trình bày tại Chương 2.
- Bộ số liệu tính toán phân bố thông lượng neutron và hệ số nhân $k_{eff}$ cho các hỗn hợp nhiên liệu $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$ tại Chương 3, phục vụ trực tiếp cho việc thiết kế và đánh giá an toàn vật lý vùng hoạt lò phản ứng.
Câu hỏi thường gặp
1. Luận án đề xuất giải pháp gì để khắc phục hạn chế phải thay thế bia định kỳ trong các lò ADSR truyền thống?
Trả lời: Luận án đề xuất sử dụng trực tiếp chì lỏng làm bia tương tác $(p,n)$ đồng thời kiêm nhiệm chức năng chất tải nhiệt (chất làm mát). Vì chì lỏng liên tục đối lưu tuần hoàn trong quá trình vận hành, hệ thống không cần chế tạo bia rắn riêng biệt và không phải dừng hoạt động của lò phản ứng để thay bia cơ học. Toàn bộ thể tích chì lỏng nằm trên đường đi của chùm proton trở thành bia tương tác, giúp tăng chiều dài tương tác và tăng số neutron sinh ra.
2. Nhiên liệu thori ($^{232}\text{Th}$) có đặc tính phân hạch như thế nào và tại sao cần kết hợp với urani trong hệ ADSR?
Trả lời: $^{232}\text{Th}$ trong tự nhiên không phải là vật liệu phân hạch trực tiếp bởi neutron nhiệt mà là vật liệu sinh sản (fertile). Khi hấp thụ neutron, $^{232}\text{Th}$ chuyển hóa thành $^{233}\text{Th}$, sau đó phân rã beta qua trung gian protactini ($^{233}\text{Pa}$, chu kỳ bán rã 27 ngày) để tạo thành $^{233}\text{U}$ - một đồng vị có khả năng phân hạch cao. Do đó, trong giai đoạn khởi động và duy trì ban đầu, thori cần được kết hợp với các đồng vị phân hạch của urani ($^{233}\text{U}$ hoặc $^{235}\text{U}$) để cung cấp neutron duy trì chuỗi phản ứng phân hạch ở trạng thái dưới tới hạn.
3. Thư viện dữ liệu hạt nhân nào được sử dụng để tính toán tương tác $(p,n)$ ở năng lượng cao trong luận án?
Trả lời: Luận án khai thác thư viện dữ liệu hạt nhân năng lượng cao JENDL-HE-2007 (Japanese Evaluated Nuclear Data Library/High Energy-2007) của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Nhật Bản (JAEA), chứa các tập tin tương tác của proton và neutron ở định dạng ENDF với mức năng lượng hạt tương tác lên đến $3\text{ GeV}$.
4. Tại sao tác giả lại chọn cấu trúc lò TRIGA Mark II làm mô hình mô phỏng tham chiếu?
Trả lời: Lò TRIGA Mark II được lựa chọn vì đây là kiểu lò phản ứng nghiên cứu tiêu chuẩn, có cấu trúc hình học rõ ràng và đã được nhiều nhóm nghiên cứu quốc tế sử dụng làm mô hình chuẩn để thực hiện các tính toán mô phỏng cho hệ ADSR. Việc sử dụng mô hình này cho phép tác giả dễ dàng đối sánh, kiểm chứng kết quả mô phỏng với các công bố quốc tế để đảm bảo độ tin cậy khoa học.
5. Những hỗn hợp nhiên liệu thori nào được khảo sát để tính toán hệ số nhân neutron hiệu dụng $k_{eff}$ trong luận án?
Trả lời: Luận án thực hiện tính toán $k_{eff}$ cho ba loại nhiên liệu oxit hỗn hợp gồm $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$ và $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$, với các tỷ lệ thori được khảo sát biến thiên lần lượt ở các mức $0%, 20%, 40%, 60%, 80%$ và $100%$.
Kết luận
Luận án đã giải quyết bài toán vật lý về việc tích hợp bia chì lỏng và chất làm mát cho lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn điều khiển bằng máy gia tốc (ADSR), khắc phục nhược điểm thay bia cơ học của các cấu hình bia rắn truyền thống. Bằng việc sử dụng thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL-HE-2007 và các công cụ mô phỏng MCNPX, GEANT4 trên mô hình lò TRIGA Mark II, công trình đã xác lập hệ thống dữ liệu toàn diện về vi phân tiết diện sinh neutron, phân bố thông lượng neutron không gian và hệ số nhân neutron hiệu dụng $k_{eff}$ cho các hỗn hợp nhiên liệu $\text{Th}^{233}\text{UO}_2$, $\text{Th}^{235}\text{UO}_2$ và $\text{Th}^{238}\text{UO}_2$. Kết quả nghiên cứu khẳng định tính khả thi về mặt vật lý neutron của việc sử dụng thori làm nhiên liệu cho ADSR, đóng góp cơ sở dữ liệu quan trọng cho các nghiên cứu tiếp theo về công nghệ hạt nhân an toàn thế hệ mới.
