Luận văn Nghiên cứu thiết kế howitzer nước cho nguồn 252 cf và 241 am-Be bằng chương trình MCNP

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯƠNG TRƯỜNG SƠN NGHIÊN CỨU THIẾT KẾ HOWITZER NƯỚC CHO NGUỒN 252Cf VÀ 241Am-Be BẰNG CHƯƠNG TRÌNH MCNP Chuyên ngành: Vật lý nguyên tử, hạt nhân và năng lượng cao Mã số : 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ Người hướng dẫn khoa học TS. NGUYỄN VĂN HOA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH – NĂM 2010 LỜI CẢM ƠN Trong quá trình thực hiện và hoàn thành luận văn, ngoài những cố gắng của bản thân, tôi đã nhận được rất nhiều sự quan tâm, hướng dẫn và giúp đỡ nhiệt tình của quý thầy cô, cũng như sự động viên của gia đình và bè bạn. Xin cho phép tôi được bày tỏ lời cảm ơn chân thành của mình đến: Thầy TS. Nguyễn Văn Hoa, người Thầy hướng dẫn cho luận văn của tôi. Không chỉ hướng về mặt khoa học, thầy còn luôn động viên, giúp đỡ, chia sẻ những khó khăn cho tôi trong suốt quá trình thực hiện luận văn. Quý Thầy Cô trong Khoa Vật lý Trường Đại học Sư phạm Tp. Hồ Chí Minh đã luôn động viên và tạo điều kiện tốt để tôi có thể thực hiện việc nghiên cứu khoa học phục vụ cho luận văn này. Thầy TS. Nguyễn Văn Hùng, Giám đốc Trung tâm đào tạo – Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Đạt, đã tạo điều kiện thuận lợi rất nhiều để giúp đỡ cho tôi trong những đợt làm việc tại Trung tâm Đào tạo. Mặc dù công việc quản lý của Thầy rất bận nhưng Thầy vẫn dành thời gian để giúp đỡ và cho tôi những lời khuyên bổ ích là bước ngoặt lớn trong quá trình thực hiện luận văn này. Một lần nữa cho tôi được nói lời tri ân sâu sắc đến quý Thầy Cô, những người đã giúp tôi hoàn thành luận văn này. Tp.Hồ Chí Minh, ngày 23 tháng 08 năm 2010 Trương Trường Sơn DANH MỤC CHỮ VIẾT TẮT STT Chữ viết tắt Tiếng Việt Tiếng Anh 1 ACTL Thư viện kích hoạt từ Livemore ACTL 2 ENDF Thư viện các số liệu hạt nhân ENDF Evaluated Nuclear Data File 3 FOM Thông số đánh giá độ tin cậy của phương pháp Monte Carlo Figure Of Merit 4 ITP Chương trình đào tạo giảng viên Instructor Training Program 5 MCNP Monte-Carlo neutron- photon 6 NJOY Mã định dạng các thư viện số liệu hạt nhân trong MCNP 7 NTC/KAERI Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Hàn Quốc 8 NuTEC/JAEA Trung tâm đào tạo/Viện nghiên cứu hạt nhân Nhật Bản 9 Viện KHKTHN Hà Nội Viện Khoa học kỹ thuật hạt nhân Hà Nội 10 Viện KH-CN Viện Khoa học – Công nghệ 11 Viện NCHN Viện Nghiên cứu hạt nhân MỞ ĐẦU Trên thế giới, để phục vụ các nghiên cứu và đào tạo nguồn nhân lực trong lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng, các Trường đại học (Đại học công nghệ Tokyo, Nhật Bản; Đại học MIT, Mỹ; Đại học Thanh Hoa, Bắc Kinh, Trung Quốc, v.v.), Trung tâm đào tạo thuộc các Viện nghiên cứu (như NuTEC/JAEA, Nhật Bản; NTC/KAERI, Hàn Quốc, v.v.) đều có các phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị thực hành để để học viên có thể tiến hành đo đạc các đặc trưng vật lý neutron như: đo phổ và thông lượng neutron, độ dài làm chậm và khuếch tán neutron, kích hoạt mẫu trên nguồn neutron đồng vị, định liều neutron và thực hiện các tính toán mô phỏng. Ở NuTEC/JAEA, Nhật Bản có phòng thí nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, họ đã tiến hành đo đạc thực nghiệm các đặc trưng làm chậm và khuyếch tán neutron trong môi trường graphite và môi trường nước sử dụng các nguồn neutron đồng vị như 252Cf và 241Am-Be. Các kết quả được công bố trong tài liệu [1], [2]. Vừa qua (năm 2006-2009), một số cán bộ của Viện NCHN Đà Lạt đã sang NuTEC/JAEA, Nhật Bản thực tập và nghiên cứu trong phòng thí nghiệm này theo Chương trình đào tạo giảng viên ITP (Instructor Training Program). Với mỗi phòng thí nghiệm, tùy theo thiết bị đo và nguồn neutron sử dụng mà có những tính toán, thiết kế không gian làm việc và phép đo đạc thực nghiệm khác nhau nhằm phục vụ tốt nhất công tác huấn luyện, đào tạo và nghiên cứu cho các đối tượng học viên khác nhau (sinh viên, học viên cao học, thực tập sinh, v.v.) cũng như đảm bảo các vấn đề về an toàn bức xạ. Các phòng thí nghiệm này bắt buộc phải có trong mỗi cơ sở đào tạo nhằm phát triển nguồn nhân lực trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện hạt nhân nói riêng. Ở nước ta, có một số cơ sở nghiên cứu (như Viện KHKTHN Hà Nội, Viện Vật lý thuộc Viện KH- CN Việt Nam) đã có một số nghiên cứu lý thuyết và thực nghiệm về các đặc trưng neutron nhưng còn rời rạc, nhỏ lẻ, chưa có hẳn phòng thí nghiệm độc lập nào để phục vụ công tác huấn luyện và đào tạo, mà chỉ thực hiện một số thí nghiệm như đo thông lượng neutron, phân tích kích hoạt neutron cho các khóa luận tốt nghiệp hay thực tập của học viên. Viện NCHN Đà Lạt là cơ sở nghiên cứu duy nhất có Lò phản ứng nghiên cứu IVV-9 với công suất danh định 500 kW phục vụ rất tốt cho công tác huấn luyện, đào tạo, giảng dạy và nghiên cứu về lĩnh vực vật lý hạt nhân thực nghiệm nói chung, đặc biệt là lĩnh vực vật lý neutron và vật lý lò phản ứng nói riêng. Tuy nhiên, để chuẩn hóa công tác huấn luyện và đào tạo trong lĩnh vực này như ở các cơ sở đào tạo nước ngoài, trước khi tiến hành các bài thực nghiệm trên lò phản ứng, trên các kênh ngang của lò phản ứng, cũng như trên các kênh khô (kênh No. 13-2, No. 7-1) thì học viên cần phải thực hiện các thí nghiệm cơ bản về đo thông lượng và phân bố thông lượng của neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác nhau như graphite, nước nhẹ, ... để có những hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng vị. Vì vậy việc xây dựng một cấu hình Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị ở Việt Nam nói chung và ở Trung tâm đào tạo – Viên NCHN Đà Lạt nói riêng là hết sức cần thiết. Trong luận văn này, chúng tôi sử dụng chương trình MCNP để tính toán mô phỏng nhằm nghiên cứu thiết kế Howitzer nước cho nguồn đồng vị 252Cf và 241Am-Be, là bước đầu tiên trong đề tài cấp Bộ của Viện nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt để xây dựng một cấu hình thực nghiệm Howitzer nước cho nguồn 252Cf và 241Am-Be, phục phụ cho việc nghiên cứu và giảng dạy về vật lý hạt nhân nói chung và vật lý neutron, vật lý lò phản ứng hạt nhân nói riêng tại Trung tâm Đào tạo thuộc Viên nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. Luận văn gồm 3 chương: – Chương 1: Tổng quan lý thuyết: giới thiệu về Howitzer, các nguồn neutron, tương tác của neutron với vật chất, chương trình MCNP. – Chương 2: Phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP: giới thiệu về phương pháp mô phỏng Monte-Carlo và chương trình MCNP và những ứng dụng trong lĩnh vực hạt nhân – Chương 3: Tính toán cấu hình cho Howitzer: Tính toán, tối ưu cho cấu hình Howitzer đa chức năng: Xây dựng bộ số liệu đầu vào và tính chiều dài khếch tán, chiều dài làm chậm, theo các khoảng cách khác nhau; Migration area; hoạt độ phóng xạ của thùng nhôm Kết luận: + Đưa ra được cấu hình Howitzer tối ưu và những kết luận. + Hướng phát triển của đề tài Chương 1: TỔNG QUAN LÝ THUYẾT 1.1. Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị Howitzer dùng nguồn neutron đồng vị là một hệ thống chứa nguồn neutron đồng vị cho phép nghiên cứu trong phòng thí nghiệm các đặc trưng của neutron như đo thông lượng và phân bố thông lượng của neutron, phân tích mẫu bằng kích hoạt dùng nguồn neutron đồng vị, làm chậm và khuếch tán neutron trong các môi trường vật lý khác nhau như graphite, nước nhẹ, ... để từ đó có thể hiểu biết tốt về các đặc trưng của neutron trong môi trường chất làm chậm, phương pháp phân tích kích hoạt neutron và định liều neutron dùng nguồn đồng vị... Cấu tạo gồm các bộ phận: - Thùng nhôm chứa nước tinh khiết hoặc graphite; - Hệ thống đế giữ thùng nhôm chứa nước và nắp đậy; - Lớp bảo ôn bao ngoài thùng nhôm chứa nước; - Bộ lọc trao đổi ion và hệ thống bơm nước tuần hoàn; - Cơ cấu giữ, di chuyển và tháo lắp nguồn neutron 252Cf và nguồn Am-Be; - Cấu hình giữ, di chuyển và tháo lắp ống đếm neutron (3 He và 3BF) trong thùng nhôm chứa nước; - Các ống dẫn (kênh ngang) trong thùng nhôm chứa nước để đặt lá dò và mẫu dùng cho kích hoạt neutron; 1.2. Các nguồn neutron 1.2.1. Thu neutron trong các phản ứng hạt nhân Do thời gian sống ngắn nên chúng ta không gặp neutron trong tự nhiên mà phải tạo ra chúng. Có thể thu được neutron trong các phản ứng khác nhau với các hạt nhân mà neutron liên kết yếu nhất. Hình 1.1: Một Howitzer neutron thực tế Trong các phản ứng này, đầu tiên cần tạo ra hạt nhân trung gian có năng lượng kích thích bằng tổng năng lượng liên kết và động năng của hạt tới trong hệ toạ độ khối tâm (hạt tới có thể là hạt , proton, đơtron hoặc lượng tử ). Nếu năng lượng kích thích lớn hơn năng lượng liên kết của “neutron cuối cùng” trong hạt nhân trung gian thì xác suất phát neutron sẽ đủ lớn. Năng lượng còn lại của trạng thái kích thích sẽ nằm ở dạng động năng của neutron và hạt nhân con. Hạt nhân con sau khi neutron bay ra có thể vẫn ở trạng thái kích thích và sau đó năng lượng kích thích được giải phóng bằng cách phát ra bức xạ gamma. Khả năng thu được neutron ở phản ứng này hay phản ứng khác được xác định bằng năng lượng liên kết của neutron với hạt nhân. Bảng 1.1: Năng lượng liên kết của neutron cuối cùng trong hạt nhân nhẹ Hạt nhân Năng lượng liên kết, MeV Hạt nhân Năng lượng liên kết, MeV Hạt nhân Năng lượng liên kết, MeV Hạt nhân Năng lượng liên kết, MeV H2 2,225 Be8 18,896 C12 18,720 O15 13,222 H3 6,258 Be9 1,665 C13 4,937 O16 15,669 He3 7,719 Be10 6,814 C14 8,176 O17 4,142 He4 20,577 B9 18,575 N13 20,326 O18 8,047 He5 - 0,956 B10 8,440 N14 10,553 F18 9,141 Li6 5,663 B11 11,456 N15 10,834 F19 10,442 Li7 7,253 C11 13,092 N16 2,500 F20 6,599 Li8 2,033 Năng lượng liên kết của loại hạt nhân cấu tạo từ các hạt  (He4, Be8, C12, O16) là rất lớn. Các hạt nhân này rất bền vững (loại trừ Be8 là không bền do phân rã thành 2 hạt ). Mặt khác, neutron bổ sung thêm vào những hạt nhân như vậy lại liên kết rất yếu. Đối với các nguyên tố đứng sau ôxy quy luật như vậy không thể hiện rõ bằng; đối với hạt nhân trung bình, năng lượng liên kết bằng cỡ 7 - 10 MeV, đối với hạt nhân nặng thì năng lượng liên kết khoảng 6 - 7 MeV. Theo quan điểm thu nhận neutron, hạt nhân nhẹ có ưu thế hơn do hàng rào thế coulomb đối với phản ứng với hạt tích điện của hạt nhân nhẹ thấp hơn so với hạt nhân nặng. 1.2.2. Các loại phản ứng khác nhau Phản ứng (, n) tuân theo sơ đồ sau: ZXA + 2He4  Z+2XA+3 + n + Q Giá trị Q có thể lớn hơn 0 (phản ứng toả năng lượng) cũng có thể nhỏ hơn 0 (phản ứng thu năng lượng). Năng lượng kích thích của hạt nhân sau khi bắt hạt  vào khoảng 10 MeV; vì vậy (xem bảng 1.1) phản ứng (, n) có thể là phản ứng toả nhiệt hoặc thu nhiệt. Phản ứng (d, n): ZXA + 1H2  Z+1XA+1 + n + Q Do năng lượng liên kết của đơtron nhỏ nên hạt nhân hợp phần được tạo nên khi bắt đơtron bị kích thích rất mạnh; vì vậy hầu hết các phản ứng (d, n) thường là phản ứng toả năng lượng. Phản ứng (p, n): ZXA + 1H1  Z+1XA + n + Q Trong trường hợp phản ứng (p, n), hạt nhân Z+1XA được tạo nên từ hạt nhân ZXA cũng giống như là hạt nhân kết quả của quá trình phân rã  của hạt nhân ZXA. Chúng ta biết rằng phân rã  là khả dĩ và năng lượng cực đại của hạt  bằng E. Đối với đại lượng Q trong trường hợp phản ứng (p, n) chúng ta có hệ thức: Q = E - Qn (1.1) với Qn = 0,782 MeVlà giá trị của Q trong phân rã  của neutron. Triti là chất phóng xạ  và năng lượng cực đại của hạt  là 18 keV nên Q = 18 keV - 782 keV = - 764 keV. Tất cả các phản ứng (p, n) đều là phản ứng thu năng lượng. Phản ứng (, n) (quang phản ứng): ZXA +   ZXA- 1 + n + Q 1.2.3. Tính toán công suất nguồn neutron Có thể sử dụng các giá trị tiết diện để tính cường độ nguồn neutron. Nếu dòng J (cm-2.s-1) các proton, đơtron hoặc hạt  đi vào bia chứa N nguyên tử cùng loại trong 1 cm3 thì số neutron dQ sinh ra trong 1s ở lớp chiều dày dx với diện tích 1 cm2 là: dQ = J..N.dx (1.2) ở đây  (barn) là tiết diện phản ứng hạt nhân sinh ra neutron. Để xác định độ ra toàn phần cần tích phân phương trình (1.2). Khi đó cần hiểu là tiết diện phản ứng phụ thuộc rất mạnh vào loại hạt tới. Ngoài ra, hạt tới còn bị làm chậm rất nhanh khi tương tác với trường thế Coulomb của các electron của vật chất bia (độ dài quãng chạy tổng cộng thường vào cỡ m ). Quá trình làm chậm của hạt tích điện trong vật chất được đặc trưng bằng khả năng làm chậm là: dE/dx (eV.cm-1), khả năng này cũng phụ thuộc năng lượng hạt tới. Đối với độ dài quãng chạy R của hạt với năng lượng E0 khi truyền qua vật chất, chúng ta có hệ thức sau: R = 0 E 0 dx/dE dE (1.3) Theo các hệ thức (1.2) và (1.3), công suất toàn phần của nguồn neutron trên 1 cm2 bề mặt của bia dầy khi chiếu hạt nặng tích điện với năng lượng E0 bằng: Q = J.N. dE dx/dE E 0E 0   (1.4) Nếu đưa vào đại lượng độ ra  = Q/J tức là số neutron tính trên một hạt sơ cấp thì ta có thể viết:  = N. dE dx/dE )E( 0E 0   Như vậy để tính độ ra của nguồn neutron cần thiết phải biết không chỉ tiết diện phản ứng thu neutron mà cả khả năng làm chậm của vật chất bia (thông thường người ta sử dụng tiết diện nguyên tử làm chậm  = dEdx 1 N (eV.cm 2) thay cho khả năng làm chậm và khi đó  =  0 E 0 dEE ). Nếu tiết diện  phụ thuộc yếu vào năng lượng thì có thể đưa nó ra khỏi dấu tích phân và ta thu được:  = N. 0 E 0 dx/dE dE = NR = R (1.5) ở đây  là độ dài quãng chạy tự do trung bình của hạt sơ cấp trước khi có va chạm hạt nhân. Khi lựa chọn các giá trị , có thể sử dụng hệ thức (1.5) để đánh giá độ ra và khi đó tiết diện phản ứng phụ thuộc nhiều vào năng lượng. Để thu được neutron đơn năng, người ta thường sử dụng bia mỏng tức là bia mà sự hao hụt năng lượng của hạt sơ cấp là rất nhỏ. Nếu E - là “độ dày” của bia thì:  = N.    0E E0E 0 E 0 )dx/dE( E)E( NdE dx/dE )E( (1.6) 1.2.4. Các nguồn (, n) 1.2.4.1. Nguồn Ra – Be Có thể thu được nguồn neutron có công suất lớn và ổn định theo thời gian bằng phản ứng Be9(, n)C12 khi sử dụng đồng vị Ra tự nhiên là chất phóng xạ  có hoạt độ cao. Nguồn neutron này thường được coi là nguồn chuẩn. Nhược điểm của nguồn Ra - Be là phát xạ gamma mạnh và tạo thăng giáng năng lượng của neutron. Trên hình 1.2 là chuỗi biến đổi phóng xạ của Ra. 1 gam 88Ra226 phát ra 3,7.1010 s-1 (1 Ci). Bảng 1.2: Các đặc trưng của nguồn Ra - Be Năng lượng MeV Độ ra  trên một phân rã  của Ra Năng lượng phản ứng Be9(, n)Be8 keV Năng lượng MeV Độ ra  trên một phân rã  của Ra Năng lượng phản ứng Be9(, n)Be8 keV 1,690 0,0224 21 2,090 0,022 377 1,761 0,143 84 2,200 0,059 475 1,820 0,024 137 2,420 0,025 670 1.2.4.2. Các nguồn neutron loại (, n) khác Hình 1.2: Sơ đồ phân rã của Rađi Po210 (RaF) cũng là một nguồn phát  quen thuộc có chu kỳ bán rã 138,5 ngày và phát ra hạt  có năng lượng 5,305 MeV. RaF có thể được tách từ các sản phẩm của radi hoặc là bằng cách chiếu neutron vào bia Bi209: Bi209(n, )Bi210   Po210 (chu kỳ bán rã - là 5 ngày) Po210 có ưu điểm lớn so với một loạt các nguồn khác vì không phát  và . Nhược điểm chủ yếu của nguồn này là chu kỳ bán rã quá ngắn. Với nguồn Po - Be có thể thu được gần 2,5.106 neutron/s trên 1 Ci Po210. Trên hình 1.3 là phổ năng lượng của nguồn Po - Be. Năng lượng trung bình của neutron vào khoảng 4 MeV; năng lượng cực đại của neutron nhỏ hơn một chút so với neutron từ nguồn Ra - Be do năng lượng hạt  của Po210 nhỏ hơn Hình 1.3: Phổ năng lượng neutron nguồn Po- Be. Hình 1.4: Phổ năng lượng nguồn Pu-Be Ngoài ra còn có nguồn neutron từ Pu239. Đồng vị Pu239 có chu kỳ bán rã 24360 năm, năng lượng của các hạt  là 5,15; 5,13 và 5,10 MeV. Người ta sử dụng hợp kim Pu-Be để làm nguồn neutron. Nguồn neutron như vậy có thể phát ra 8,5.104 neutron/s đối với 1 gam Pu. Trên hình 1.4 là phổ neutron của nguồn Pu-Be. Nguồn Pu-Be có một loạt ưu điểm như: 1)Vì plutoni với berili kết hợp ở dạng hợp kim nên dễ dàng chế tạo để có được các thông số cần thiết. 2) Loại nguồn này chỉ phát gamma mềm. 3) Có chu kỳ bán rã lớn. Tuy nhiên nhược điểm của loại nguồn này là độ ra neutron nhỏ và trong trường neutron, công suất nguồn bị thay đổi vì Pu239 phân chia. Bảng 1.3 chứa các thông tin về một loạt phản ứng (, n) để làm cơ sở chế tạo nguồn neutron. Bảng 1.3: Phản ứng (, n) trên hạt nhân nhẹ Bia Q, MeV Độ ra neutron trên 106 hạt Bia Q, MeV Độ ra neutron trên 106 hạt  từ nguồn Po210 (bia dầy)  từ nguồn Po210 (bia dầy) Li6 - 3,977 0 O18 - 0,700 29 Li7 - 2,790 2,6 F19 - 1,949 12 Be9 5,704 80 Na23 - 2,971 1,5 B10 1,061 13 Mg24 - 7,192 0 B11 0,158 26 Mg25 2,655 6,1 C13 2,215 10 Mg26 0,036 - O17 0,589 - Al27 - 2,652 0,74 1.2.5. Các nguồn (, n) Khác với các nguồn neutron loại (, n) phát ra neutron với phổ liên tục, các nguồn neutron loại quang phản ứng sử dụng các lượng tử  phát ra các neutron hầu hết là neutron đơn năng. Do năng lượng tia gamma của các đồng vị phóng xạ ít khi vượt quá 3 MeV, phản ứng (, n) chỉ có thể xảy ra với berili (Q = - 1,665 MeV) và đơtri (Q = - 2,225 MeV); các đồng vị phóng xạ tự nhiên và nhân tạo được sử dụng làm nguồn phát gamma. Nhược điểm của nguồn neutron loại này là độ ra neutron nhỏ và thời gian làm việc ngắn. Khi làm việc với nguồn (, n) cần chú ý đến bảo vệ an toàn phóng xạ khỏi tia gamma cứng. 1.2.5.1. Nguồn Sb - Be Trên hình 1.5 là sơ đồ phân rã của đồng vị Sb124 được tạo nên khi chiếu neutron vào đồng vị Sb123. Có khoảng 48% trường hợp phân rã  dẫn tới trạng thái kích thích của Te124, đồng vị này phát gamma với năng lượng 1,692 MeV. Hỗn hợp tự nhiên của đồng vị ăngtimoan chứa 42,75% Sb123 và 57,25% Sb121. Tiết diện kích hoạt đồng vị Sb123 bằng 2,5 barn khi v0 = 2200 m/s, còn chu kỳ bán rã của đồng vị Sb124 là 60,9 ngày. Trên hình 1.5 là mặt cắt của nguồn neutron Sb - Be. Có thể rút hình trụ chứa ăngtimoan bên trong ra khỏi Hình 1.5: Mặt cắt nguồn Sb-Be 1- Nắp nguồn; 2 - Nguồn; 3 - Berili lớp vỏ berili. Như vậy có thể “tắt” hoặc “mở” nguồn theo ý muốn. Với loại nguồn này có thể nhận dược 107 neutron/s trên 1 Ci phóng xạ gamma của ăngtimoan với năng lượng 1,692 MeV. Nguồn neutron loại này được sử dụng rộng rãi. Nhược điểm chủ yếu của loại nguồn này là thời gian bán rã quá ngắn (60,9 ngày). tuy nhiên luôn có thể nạp lại nguồn bằng cách đưa vào lò phản ứng để chiếu neutron. 1.2.5.2. Các nguồn neutron (, n) khác Trong bảng 1.4 là các số liệu cho các nguồn (, n) khác. Các giá trị độ ra Y được tính với hình học chuẩn, khi đó 1 gam nước nặng hoặc berili được đặt cách nguồn gamma 1 Ci một khoảng là 1 cm. Tính toán độ ra thực của nguồn bằng hệ thức sau: Q = 4tY (1.7) Trong đó  là mật độ, t là bề dày hiệu dụng của lớp vỏ. Trong số các nguồn gamma tự nhiên có cả MsTh1 (Ra228 với chu kỳ bán rã 6,7 năm với các vạch gamma 1,8; 2,2 và 2,6 MeV) và cả các hạt nhân con của Radi. Do độ ổn định và dễ chế tạo mà nguồn Ra(, n)Be là loại nguồn tốt có chu kỳ bán rã lớn. Bảng 1.4: Các nguồn neutron (, n) Nguồn  T1/2 Năng lượng , MeV Độ ra  trên một phân rã Bia En, keV (2.3.6) Giá trị đo Y.104 Na24 15,0 h 2,757 2,757 1,00 1,00 Be D2O 969 265 830 220 24 - 29 12 - 14 Al28 2,27 m 1,782 1,00 Be 103 - - Cl38 37,29 m 2,15 0,47 Be 430 - - Mn56 2,576 h 1,77 2,06 2,88 2,88 0,30 0,20 0,01 0,01 Be Be Be D2O 93 350 1076 350 150 300 - 220 - 2,9 - 0,31 Ga27 14,1 h 1,87 2,21 2,51 2,51 0,08 0,33 0,26 0,26 Be Be Be D2O 181 484 750 140 - - - 130 5,9 3,7 - 4,6; 6,9 As76 26,7 h 1,77 0,2 Be 93 - - 2,06 0,1 Be 350 - - Y88 104 d 1,853 2,76 2,76 0,995 0,05 0,05 Be Be D2O 166 972 265 160 - - 10 13 0,3 In116 54 m 2,090 0,25 Be 377 300 0,82 La140 40,2 h 2,51 2,51 0.04 0,04 Be D2O 747 140 620 130 0,23;0,34 0,68;0,97 Pr144 17,3 m 2,185 0,02 Be 462 - 0,08 1.2.6. Các nguồn neutron từ chất phân chia Một vài hạt nhân nặng có thể phân chia tự phát. Vì luôn phát ra neutron khi phân chia, các hạt nhân năng này có thể được sử dụng làm nguồn neutron. Trong bảng 1.5 là một vài số liệu của những nguyên tố vượt uran này. Tất cả các hạt nhân trừ 252Cf đều phát . Vì vậy có thể xảy ra đồng thời phản ứng (, n) trên các hạt nhân tạp chất và do vậy phổ neutron của những nguồn này bao gồm các đóng góp của các phản ứng tương ứng. Phổ neutron của những nguồn vừa nêu trên tương tự như phổ neutron phân chia của U235. Trên thực tế các nguồn 252Cf và 240Pu được sử dụng rộng rãi. Công suất của các nguồn này tăng lên khi neutron lại chiếu lại các hạt nhân trong nguồn. Tồn tại khả năng tạo nguồn (, n) mà phổ neutron của nó tương tự phổ phân chia. Phản ứng (, n) trên F19 cho phổ neutron có năng lượng trung bình 2 MeV gần với giá trị năng lượng trung bình của neutron phân chia. Bảng 1.5: Nguồn neutron phân hạch tự phát Hạt nhân Chu kỳ bán rã (năm) Số hạt  trên một phân chia Số neutron trên một phân chia Độ ra neutron riêng neutron/(mg.s) Pu236 2,85 1,3.109 1,9 26 Pu238 89,4 5,5.108 2,0 2,2 Pu240 6600 1,9.107 2,1 1,1 Pu242 3,79.105 1,9.105 2,3 1,7 Cm242 162,5 ngày 1,6.107 2,3 1,7.104 Cm244 18,4 7,6.105 2,6 9.103 Cf252 2,6 - 3,5 2,7.109 Hình 1.6: Phổ năng lượng neutron của nguồn tương tự phổ neutron phân chia. Đường đứt nét - phổ tính lý thuyết; đường liền nét – Phổ đo được 1.2.7. Thu neutron nhờ các máy gia tốc Các máy gia tốc làm nguồn neutron có những ưu điểm rất lớn. Cường độ dòng neutron đạt được lớn hơn vài bậc so với các nguồn đồng vị. Bằng máy gia tốc, có thể thu được chùm neutron đơn năng tốt và có năng lượng bất kỳ. Cũng có thể tạo chùm neutron dạng xung thích hợp cho phép đo theo nguyên lý thời gian bay. Có nhiều loại máy gia tốc để làm nguồn neutron dựa trên các nguyên lý sau: a. Có thể thu được các neutron đơn năng dựa trên phản ứng (p, n) hoặc (d, n) với chùm đơtron hoặc proton bằng máy gia tốc Van - de - Graph. Đôi khi người ta còn sử dụng xicrotron để thay đổi năng lượng hạt gia tốc và thu được neutron đơn năng. b. Phản ứng (d, n) rất thích hợp để thu neutron năng lượng thấp (dưới 1 MeV). Bia được sử dụng là đơtri, liti, triti và berili. Kết hợp với máy gia tốc đơn giản năng lượng thấp có dòng lớn, có thể thu được chùm neutron mạnh liên tục hoặc xung. c. Có thể thu được chùm neutron rất mạnh bằng máy gia tốc electron thẳng dựa trên phản ứng (, n). Những nguồn neutron loại này dùng cho các phổ kế làm việc theo nguyên tắc thời gian bay. Cũng có khi các chùm neutron thu được từ phản ứng (p, n) và (d, n) trên xiclotron hoặc xincroxiclotron cũng được phục vụ các mục đích này. 1.3. Lý thuyết vận chuyển neutron Chúng ta giả thiết rằng trong môi trường tán xạ (môi trường có tiết diện tán xạ lớn hơn rất nhiều so với tiết diện hấp thụ) có những nguồn neutron phát ra các neutron đơn năng hoặc là những neutron có phân bố năng lượng theo hàm S(E). Do tán xạ đàn hồi và không đàn hồi, neutron trao đổi động năng của mình với các hạt nhân nguyên tử của chất tán xạ. Nếu động năng của neutron lớn hơn động năng dao động nhiệt của nguyên tử tán xạ thì khi va chạm, các neutron sẽ bị mất năng lượng cho đến khi cân bằng nhiệt với các nguyên tử của môi trường. Khi đó, phân bố neutron theo năng lượng sẽ là phân bố nhiệt và những neutron tuân theo phân bố như vậy được gọi là neutron nhiệt. Nói chung không tồn tại môi trường tán xạ mà không hấp thụ neutron đặc biệt là neutron chậm. Trong vật lý neutron ứng dụng, những chất có tiết diện tán xạ vĩ mô s lớn, làm chậm neutron tốt - có nguyên tử số nhỏ, và hấp thụ neutron ít (a << s) có ý nghĩa ứng dụng đặc biệt. Những chất như vậy được sử dụng làm chậm neutron. H2O, D2O, berili, ôxit berili, graphit và các hợp chất hữu cơ có chứa nhiều hydro là những chất làm chậm tốt nhất. Cường độ chùm neutron trong môi trường tán xạ và hấp thụ phụ thuộc nhiều vào công suất nguồn và đặc trưng hàm phụ thuộc có thể là dừng hoặc không dừng; ngoài ra nguồn neutron còn sinh ra các neutron khuyếch tán. Tập hợp số neutron trong môi trường tán xạ được mô tả bằng phân bố theo năng lượng, thời gian và không gian được gọi là trường neutron khuyếch tán hay gọi một cách ngắn gọn là trường neutron. 1.3.1. Luồng, mật độ và dòng neutron Xét một yếu tố thể tích dV = dx.dy.dz mà vị trí của nó trong không gian được xác định bằng vector r. Giả sử n(r, , E)dVddE là số neutron trong thể tích dV có phương chuyển động đặc trưng bằng vector đơn vị  trong góc đặc d bao quanh  có năng lượng từ E đến E + dE . Như vậy n(r, , E) là số neutron trong 1 cm3 có năng lượng E với hướng chuyển động  trong một đơn vị góc đặc. Chúng ta gọi đại lượng n(r, , E) này là mật độ vi phân, nó có thể phụ thuộc thời gian và nó đủ để mô tả trường neutron. Khi tích phân mật độ vi phân theo tất cả các giá trị năng lượng, ta thu được số neutron toàn phần ở toạ độ r theo phương chuyển động đã cho, tức là: n(r, )dVd=  0  n(r, , E)dVddE (1.8) Số neutron trong thể tích dV tại r là : n(r)dV =  4 n(r, )ddV =  0 4  0  n(r, , E)dVddE (1.9) ở đây n(r) là mật độ neutron tại tọa độ r. Chúng ta đưa vào khái niệm luồng neutron vi phân được xác định bằng hệ thức sau: F(r, , E)ddE = n(r, , E)vddE (1.10) với v là vận tốc của neutron ( 2E/m ). Luồng vi phân chính là số neutron tại r có năng lượng từ E đến E + dE với hướng chuyển động  trong góc đặc vi phân d cắt 1 cm2 đặt vuông góc với hướng  trong 1 giây. Khi tích phân luồng vi phân F(r, , E) theo năng lượng, ta thu được vector luồng F(r, ) là số neutron trong một giây trong một đơn vị góc đặc cắt bề mặt diện tích 1 cm2 đặt vuông góc với hướng  trong góc đặc d. F(r, )=  0  F(r, , E)dE Đại lượng: (r) =  4 F(r, )d = n(r) v (1.11) với v là vận tốc trung bình của chùm neutron được gọi là luồng neutron. Thực tế, luồng neutron (r) là đại lượng thường được sử dụng để mô tả trường neutron. Ý nghĩa của (r): Xét hình tròn có diện tích S = R2 = 1 cm2, tâm của hình tròn này cố định ở điểm có toạ độ r. Hàm số F(r, )d sẽ là số neutron trong 1 giây trong yếu tố góc đặc d cắt hình tròn này theo hướng  vuông góc với hình tròn. Quá trình tích phân để thu được luồng neutron tương đương quay hình tròn theo mọi hướng, như vậy hình tròn sẽ tạo thành hình cầu có diện tích mặt cầu 4R2 = 4 cm2. ( r ) sẽ là số neutron đi vào hình cầu từ các phía khác nhau trong 1 giây. Trong trường neutron đẳng hướng - tất cả các phương chuyển động của neutron đều có xác suất như nhau - số neutron cắt diện tích 1 cm2 trong 1 giây là /2. Thực vậy, trong trường đẳng hướng thì mỗi yếu tố diện tích bề mặt hình cầu đều có một số neutron như nhau đi qua. Vì diện tích bề mặt 4 cm2 trong 1 giây có 2 neutron đi qua (mỗi một neutron trong một lần cặt hình cầu có một lần đi vào và một lần đi ra) nên số neutron cắt 1 cm2 bề mặt trong 1 giây sẽ là /2. Điều này cũng xảy ra với trường neutron bất đẳng hướng yếu. Hình 1.7: Xác định vector luồng và luồng neutron Trong đa số trường hợp, F có thể được biểu diễn chỉ phụ thuộc vào  (trường hợp đối xứng trục) và ta có thể phân tích F theo đa thức Lơgiăngdrơ: F(r, ) = 14 )1l2( 0l    Fl(r)Pl(cos) (1.12) Với P0 = 1; P1 = cos; P2 = 12 (3cos2 – 1) ... d = sindd. Fl(r) = 2  0  F(r, )Pl(cos)sind (1.13) Cụ thể: F0(r) = 2  0  F(r, )P0(cos)sind =  0 4 F(r, )d = (r) (1.14) Ý nghĩa vật lý của số hạng thứ 2 của đa thức: Để có thể đưa ra ý nghĩa vật lý ta đưa vào khái niệm mới là mật độ dòng J theo phương trục phân bố. Giá trị của vector này là hiệu số số neutron cắt bề mặt 1 cm2 trong 1 giây trong các phương ngược lại vuông góc với trục. Như vậy: J(r) =  0 4 F(r, )cosd =2  0  F(r, )cossind (1.15) So sánh với (1.14) ta sẽ thấy J(r) = F1(r). Nếu lấy hai số hạng đầu của công thức (1.14) ta sẽ có: F(r, )= 14 (r) + 3 4 J(r)cos (1.16) 1.3.2. Phương trình vận chuyển tổng quát Có thể mô tả dạng phụ thuộc thời gian và không gian của trường neutron bằng cách khảo sát sự thay đổi của số neutron. Sự thay đổi số neutron n(r, , E)dVddE trong một yếu tố thể tích dV ở toạ độ r, có hướng chuyển động , có năng lượng nằm trong khoảng E  E + dE do các nguyên nhân sau: 1, Đi ra khỏi thể tích dV: div[.F(r, , E)]dVddE = .grad F(r, , E)dVddE 2, Thêm neutron do có nguồn với mật độ S (r, , E): S (r, , E) dVddE 3, Do tán xạ và hấp thụ mà số neutron giảm đi: t F(r, , E)dVddE với t = a + s 4. Do tán xạ ở hướng khác và năng lượng khác:     4 0 s E)E' , '( F(r, , E)d’dE’dVddE E)E' , '(s  là tiết diện tán xạ mà neutron có năng lượng E’ và phương chuyển động  sau tán xạ thành neutron có phương chuyển động  trong góc đặc d có năng lượng từ E đến E+dE. Vì ở đây ta chỉ xét môi trường đẳng hướng mà trong đó tiết diện tán xạ toàn phần không phụ thuộc vào hướng chuyển động của neutron thì:     4 0 s E)E' , '( ddE = s(E’) (1.17) Nếu tán xạ đẳng hướng trong hệ toạ độ phòng thí nghiệm thì: E)E' , '(s  dE = 4 1 s(E’E)dE (1.18) ở đây s(E’E)dE tiết diện vi phân của quá trình tán xạ của neutron với năng lượng E’ thành neutron có năng lượng trong khoảng E đến E+dE. Tổng tất cả các đóng góp trên phải bằng vận tốc thay đổi của mật độ vi phân tức là: t )E, (r,n   = t )E, (r,F1    = - .gradF(r, , E) - tF(r, , E)+    4 0 s E)E' , '( F(r, ’, E’)d’dE’+ S(r, , E) (1.19) Phương trình vi tích phân với 7 biến số độc lập này (ba biến cho không gian, hai biến cho hướng chuyển động , hai biến còn lại cho năng lượng và thời gian) được gọi là phương trình vận chuyển tổng quát – hay còn gọi là phương trình Bolzman. Từ phương trình này với các điều kiện biên tương ứng, sẽ xác định được vector luồng với phân bố nguồn neutron cho trước. Dưới đây là một số điều kiện biên quan trọng: 1. Tại bề mặt phân tách G giữa hai môi trường tán xạ A và B, đối với tất cả rG,  và E, sự liên tục là bắt buộc: FA(rG, , E) = FB(rG, , E) (1.20) 2. Tại bề mặt phân cách giữa môi trường tán xạ và chân không hoặc môi trường hấp thụ tuyệt đối, vì không có một neutron nào có thể quay trở lại sau khi đi qua mặt giới hạn nên: F(rG, , E) = 0 (1.21) đối với tất cả các  hướng vào môi trường từ phía chân không. Phương trình (1.19) trong một số trường hợp nhất định có thể đơn giản hơn. Ví dụ như khi không phụ thuộc năng lượng và thời gian, lúc này phương trình vận chuyển tổng quát sẽ trở thành: ),r(S'd.F)'(FgradF. 4 st    (1.22) Đây là phương trình mô tả khuyếch tán neutron đơn năng trong môi trường dừng mà va chạm không làm thay đổi năng lượng. Một trong những trường hợp riêng quan trọng là khi không có sự phụ thuộc không gian và thời gian. Tích phân theo tất cả các góc khả dĩ ta thu được: (a + t)(E) =  0  s(E'E) (E')dE') + S(E) (1.23) Trong đó (E) - luồng neutron với năng lượng E trong khoảng năng lượng đơn vị. Phương trình (1.23) mô tả quá trình làm chậm neutron trong môi trường vô hạn với nguồn phân bố đều. 1.3.3. Dạng tích phân của phương trình vận chuyển Khi giải các bài toán ứng dụng, phương trình vận chuyển viết dưới dạng tích phân rất thuận tiện. Chúng ta xem xét một hình tròn diện tích 1 cm2 và tìm số neutron cắt hình tròn này trong 1 giây ở trong yếu tố góc đặc d bao quanh  vuông góc với hình tròn. Đóng góp của yếu tố thể tích R2dRd vào số neutron nói trên bằng đại lượng     dRdR),Rr(S'd)'()',Rr(F 2s Trong đó xác suất để neutron đi đến được mặt phẳng. Có thể thu được giá trị xác suất này bằng cách lấy tích của giá trị góc đặc với xác suất Rte  (để neutron không chịu một va chạm nào trên đoạn đường R). Chia cho yếu tố góc đặc d ta thu được: F(r,) = dRRe),Rr(S'd)',Rr(F)'( 2Rt 0 4 s           (1.24) Nếu môi trường tán xạ là vô hạn thì ngưỡng tích phân là vô hạn; trong trường hợp kích thước môi trường là hữu hạn thì ngưỡng trên của tích phân là Rmax - khi đó đường thẳng r - R đạt tới mặt phẳng. Có thể trực tiếp rút ra phương trình (1.24) từ phương trình (1.21). Tiếp theo chúng ta giả thiết rằng nguồn phát ra bức xạ một cách đẳng hướng, tức là: S(r,) = 4 1 S(r) (1.25) Nếu như chúng ta giả thiết rằng tán xạ của neutron là đẳng hướng trong hệ toạ độ phòng thí nghiệm tức là s(’) = 4 1 s thì phương trình vận chuyển tích phân sẽ có dạng rất đơn giản. Trong trường hợp này, có thể tích phân theo ’ và kết quả ta thu được: F(r,) = 4 1   dRRe)Rr(S)Rr( 2Rt 0 s    (1.26) Nếu ta đưa vào phép đổi biến r - R = r’ thì ta sẽ có: dRd = R2dRd/R2 = dV’/(r- r’)2 Khi tích phân theo  ta sẽ có: (r) =   'dV )'rr(4 e)'r(S)'r( 2 'rrt 'V s   (1.27) Phương trình này không chứa biến toạ độ  nên trong nhiều trường hợp thực tế, giải nó dễ hơn phương trình vận chuyển tổng quát. Hình 1.8: Để rút ra dạng tích phân của phương trình vận chuyển 1.3.4. Khai triển theo hàm cầu điều hoà. Định luật Phich Dựa trên phương trình (1.22) chúng ta đưa ra một phương trình vi phân dạng đơn giản theo định luật Phich mà nó cho phép dẫn tới mối liên hệ tuyến tính giữa mật độ dòng và gradien của thông lượng neutron: phương trình khuyếch tán cơ bản sau: 2 2 dx d  - D )x(S L 1 2  = 0 (1.28) Hằng số tỷ lệ D (cm) được gọi là hệ số khuyếch tán. Và trong trường hợp chung với hình học ba chiều: 2  - D )x(S L 1 2  = 0 (1.29) Phương trình khuyếch tán đơn giản này cho phép tính thông lượng neutron do nguồn sinh ra. 1.4. Cơ sở lý thuyết của phép đo các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước 1.4.1. Cơ sở lý thuyết Neutron sinh ra từ phân hạch hoặc từ một nguồn neutron có năng lượng cao khi di chuyển trong môi trường vật chất (nước nhẹ, nước nặng, graphite,…) sẽ bị làm chậm do quá trình va chạm mất năng lượng với các hạt nhân của môi trường (Hydro, Deutrium và Carbon,…). Khi có năng lượng cân bằng nhiệt với môi trường neutron tiếp tục quá trình khuếch tán trong môi trường cho đến khi nó bị một hạt nhân của môi trường hấp thụ, hoặc rò thoát khỏi môi trường. Quá trình này có thể minh họa một cách đơn giản bằng hình vẽ sau: Hình 1.9: Quá trình di chuyển của neutron trong một môi trường vật chất Có 2 đặc trưng vật lý của quá trình này là độ dài làm chậm (hay còn có tên gọi khác là tuổi neutron) và độ dài khuếch tán. Độ dài làm chậm (τ) và độ dài khuếch tán (L) được định nghĩa tương ứng là: 2 1 1τ 6 r (1.30) 2 2 2 1L 6 r (1.31) Ngoài ra còn có một đại lượng quan hệ khác Migration area được định nghĩa là: M2= τ +L2 (1.32) Trong một lò phản ứng hạt nhân, các đại lượng vật lý này ảnh hưởng lớn đến các đặc trưng tới hạn và động học của lò phản ứng hạt nhân. Xác định các đại lượng này bằng thực nghiệm và tính toán là một bài toán vật lý lò phản ứng hạt nhân. 1.4.2. Phương pháp xác định độ dài làm chậm Cơ sở để xác định thực nghiệm các đặc trưng vật lý này là phương trình khuếch tán 2 nhóm neutron và nghiệm giải tích của chúng như sau: 21 1 11 0D     (1.33) Nguồn Neutron Điểm trở thành neutron nhiệt Điểm hấp thụ neutron 22 2 2 12 1 0D        (1.34) / 1 1 sr LeA r    (1.35) / / 2 2 sr L r Le eA r r        (1.36) Ở đây: - Φ1 : thông lượng nhiệt - Φ2 : thông lượng trên nhiệt - Ls= (D1/∑1)1/2 : độ dài làm chậm - L= (D2/∑2)1/2 : độ dài khuếch tán Phương trình (1.35) có thể viết lại dưới dạng: /1 1 sr Lr A e  (1.37) Khi vẽ phương trình số (1.37) theo thang loga tự nhiên, chúng ta thu được đồ thị sự phụ thuộc của tích 1r theo biến r có dạng đường cong tuyến tính như sau: Hình 1.10: Dạng của đường cong 1r xung quanh 1 nguồn điểm Bằng cách đo thực nghiệm phân bố thông lượng neutron trên nhiệt Ф1 xung quanh một nguồn điểm r, tính giá trị của tích 1r , dựng đường cong (1.37) và xác định hệ số góc của đường thẳng như trong hình vẽ trên, đại lượng độ dài khuếch tán LS có thể được xác định. 1.4.3. Phương pháp xác định đại lượng Migration area Hình 1.11: Hình vẽ một nguồn neutron đặt trong môi trường nước Thông lượng neutron xung quanh một nguồn điểm như Hình 1.11 trong một khoảng không gian vi phân nằm giữa 2 hình cầu bán kính (r) và (r+dr) được xác định bằng công thức: (1.38) Ở đây: - là tiết diện hấp thụ neutron của nước - là thông lượng neutron ở vị trí r Xác suất p(r)dr để một neurton phát ra từ nguồn S và bị hấp thụ trong khoảng không gian vi phân dr có thể được xác định bằng công thức: (1.39) Theo định nghĩa và từ phương trình (1.39), khoảng cách trung bình bình phương r2 mà neutron di chuyển từ nguồn S tới điểm bị hấp thụ có thể đựơc xác định bằng công thức (1.40) sau: (1.40) Trong một môi trường vô hạn (không có hiện tượng rò neutron), số lượng neutron phát ra từ nguồn S và bị hấp thụ trong khoảng không gian có bán kính r từ 0 đến vô hạn được xác định bằng công thức: S r dr .)(4)( 2 drrrdVrdN aa   a )(r ./4)(/)( 2 SdrrrSdNdrrp a  .4)(1)( 0 22 0 22    drrrrSdrrprr a  (1.41) Nếu sử dụng một ống đếm He3 có tiết diện hấp thụ dạng 1/v thì tốc độ đếm neutron (C) ở mức năng lượng E0 = 0.0253eV có thể được tính bằng: (1.42) Khoảng cách bình phương trung bình r2 có thể được xác định qua tốc độ đếm theo phương trình quan hệ sau đây: (1.43) Từ phương trình (1.43) và theo định nghĩa, đại lượng M2 được xác định qua tốc độ đếm của một ống đếm He3 như sau: (1.44) Phương trình (1.44) là cơ sở để đo thực nghiệm đại lượng M2. .4)( 0 2 drrrS a  ),()()()( 00 33 ErErrC Hea He a   . )( )( 0 2 0 4 2      drrCr drrCr r . )( )( 6 1 0 2 0 4 2      drrCr drrCr M Chương 2: PHƯƠNG PHÁP MÔ PHỎNG MONTE-CARLO VÀ CHƯƠNG TRÌNH MCNP 2.1. Phương pháp Monte Carlo 2.1.1. Giới thiệu về mô phỏng Trong những năm đầu thập niên 50 sau thế chiến thứ II, cùng với sự phát triển của các lĩnh vực quan trọng như: vật lí hạt nhân, lý thuyết nguyên tử, các nghiên cứu về vũ trụ, năng lượng hạt nhân hoặc chế tạo các thiết bị phức tạp, việc giải quyết những vấn đề này đòi hỏi dựa trên các kỹ thuật toán học ưu việt, trong khi hệ thống kỹ thuật có vào thời bấy giờ gặp phải nhiều khó khăn và hạn chế. Mặt khác, sự phát triển của máy tính điện tử trong thời gian này đã cho phép chúng ta có thể ứng dụng để tính toán và mô tả định lượng các hiện tượng được nghiên cứu, do đó phạm vi giải các bài toán được mở rộng, hình thành nên việc thử nghiệm trên máy tính và chính thức khai sinh ra phương pháp mô phỏng. Người ta thường sử dụng máy tính để mô phỏng hệ thống, bao gồm những phương tiện, các quy trình công nghệ, vật liệu hay các quá trình vật lý, thông qua một số giả thiết dưới dạng mô hình. Nếu các hệ thức hợp thành mô hình thuộc loại đơn giản ta có thể dùng phương pháp toán học để nhận được chính xác các thông tin cần thiết, đó chính là phương pháp giải tích. Tuy nhiên trong thực tế các hệ thống cần nghiên cứu thường rất phức tạp, không thể giải quyết bằng phương pháp giải tích, khi đó phải dùng đến phương pháp mô phỏng trên máy tính. Hình 2.1: Sơ đồ nghiên cứu Mô phỏng liên quan đến phiên bản máy tính hóa của mô hình được chạy theo thời gian để nghiên cứu những ảnh hưởng của các tương tác xác định. Mô phỏng là xử lí mô hình nhưng được trình bày dưới dạng số học trên máy tính xem dữ kiện đầu vào ảnh hưởng thế nào đến kết quả đầu ra. Mô phỏng có tính lặp trong phát triển: xây dựng mô hình, hiểu biết từ mô hình và tiếp tục các phép lặp cho đến mức hiểu biết thích hợp. 2.1.2. Phương pháp Monte Carlo Phương pháp Monte Carlo là kỹ thuật định hướng máy tính, điểm nổi bật nhất là tất cả các quá trình vật lý của hạt thực được mô phỏng đầy đủ bằng "hạt mô hình". Hiện nay, phương pháp Monte Carlo đã được chứng tỏ là công cụ mạnh mẽ và linh hoạt để tính toán quá trình vận chuyển của hạt thực, nó được sử dụng rộng rãi trong nghiên cứu lò phản ứng và thiết kế che chắn nguồn bức xạ, đó là những công việc mà không thể được mô tả một cách thỏa đáng bằng những kỹ thuật toán học khác. Về nguyên tắc, phương pháp Monte Carlo chính là việc thực hiện các vấn đề thực nghiệm trên máy tính bằng việc mô phỏng các quá trình vật lý thực tế có liên quan đến các tính chất của hạt thực. Sự mô phỏng các quá trình vật lý bằng phương pháp Monte Carlo xuất phát từ việc sử dụng các số ngẫu nhiên để xác định kết quả của sự kiện ngẫu nhiên kế tiếp. Vì thế phương pháp Monte Carlo cũng được ứng dụng rộng rãi trong nghiên cứu quá trình vận chuyển của tia  trong môi trường vật chất của detector. Phương pháp Monte Carlo cho phép xây dựng một chuỗi các quá trình tương tác của hạt bằng cách sử dụng kỹ thuật lấy mẫu ngẫu nhiên cùng với các quy luật xác suất có thể mô tả tất cả các tính chất của một hạt thực và quá trình hạt đi lại ngẫu nhiên trong môi trường vật chất. Quá trình tương tác của một "hạt mô hình" được theo dõi cho đến khi thông tin về hạt ít hơn giới hạn cho phép, khi đó quá trình sống của hạt được xem như kết thúc. Một hạt mới được phát ra từ nguồn, quá trình vận chuyển của hạt mới lại tiếp tục diễn ra tương tự. Phương pháp Monte Carlo chủ yếu dựa vào các khái niệm thống kê, vì thế thường cho lời giải không duy nhất. Đây là hạn chế lớn nhất của phương pháp Monte Carlo, do đó hiển nhiên sai số thống kê tồn tại trong kết quả. Để giảm bớt sai số đến mức có thể chấp nhận được, thông thường đòi hỏi một lượng rất lớn số các quá trình tương tác của hạt từ khi "sinh ra" đến khi "mất đi", nhưng lại tốn kém quá nhiều thời gian tính toán. Việc tính toán bằng phương pháp Monte Carlo cho phép chỉ ra sự khác nhau giữa lý thuyết và thực nghiệm vì lẽ tốc độ ghi nhận của máy tính nói chung là thấp so với quá trình đo đạc thực tế. Tuy nhiên phương pháp Monte Carlo có tính ưu việt đối với sự đa dạng của cách bố trí hình học đo và quá trình vật lý phức tạp với khả năng thực sự hơn hẳn các cách khảo sát quá trình vận chuyển khác. Mô phỏng một quá trình vật lý bằng phương pháp Monte Carlo, có thể phân biệt theo hai dạng cơ bản sau: – Phương pháp tương tự: là việc sử dụng thủ tục lấy mẫu ngẫu nhiên và sơ đồ hoá sao cho tương tự với quá trình vật lý thực tế. Ở phương pháp này có tính đồng nhất cao giữa các hạt vật lý và các "hạt mô hình" thường được đi kèm bằng chương trình máy tính. – Phương pháp không tương tự: thường được sử dụng để cải thiện hiệu quả thống kê, do đó, phương pháp này cho phép rút gọn đáng kể sai số thống kê của phương pháp Monte Carlo xung quanh giá trị trung bình. Tuy nhiên, đối với phương pháp không tương tự, các "hạt mô hình" thường khó đồng nhất với các hạt thực, vì thế cần phải có một chương trình máy tính hoàn thiện để phù hợp với trực giác vật lý của chúng ta. 2.2. Chương trình MCNP 2.2.1. Giới thiệu MCNP là phần mềm vận chuyển bức xạ đa năng dựa trên phương pháp Monte-Carlo đã được xây dựng ở phòng thí nghiệm quốc gia Los-Alamos, Mỹ. Đây là một công cụ tính toán rất mạnh, có thể mô phỏng số vận chuyển neutron, photon và electron, và giải các bài toán vận chuyển bức xạ 3 chiều, phụ thuộc thời gian, năng lượng liên tục trong các lĩnh vực từ thiết kế lò phản ứng đến bảo vệ bức xạ và vật lý y học với các miền năng lượng neutron từ 10-11 MeV đến 20 MeV và các miền năng lượng photon và electron từ 1 keV đến 1000 MeV. Chương trình Monte-Carlo vận chuyển hạt Los-Alamos đầu tiên là MCS được viết năm 1963. Tiếp theo MCS là MCN được viết năm 1965. MCN có thể giải bài toán các neutron tương tác với vật chất hình học 3 chiều và sử dụng các số liệu vật lý được lưu trong các thư viện riêng rẽ, phát triển cao. MCN được hợp nhất với MCG (chương trình Monte-Carlo gamma xử lý các photon năng lượng cao) năm 1973 để tạo ra MCNG – chương trình ghép cặp neutron-gamma. Năm 1973, MCNG được hợp nhất với MCP (chương trình Monte-Carlo photon với xử lý vật lý chi tiết đến năng lượng 1 keV) để mô phỏng chính xác các tương tác neutron-photon và trở thành MCNP từ đó. Mặc dù đầu tiên MCNP có nghĩa là Monte-Carlo neutron-photon song hiện nay nó có nghĩa là Monte-Carlo hạt N. Ở đây, hạt N có thể là neutron, photon và electron. MCNP3 được viết lại hoàn toàn và công bố năm 1983. MCNP3 là phiên bản đầu tiên được phân phối quốc tế. MCNP4 được công bố năm 1990. Nó thích ứng với việc mô phỏng hạt N và cho phép nhiều tải đặt trên các cấu trúc máy tính song song. MCNP4 đã bổ sung vận chuyển electron. MCNP4A được công bố năm 1993 với các nét nổi bật là phân tích thống kê được nâng cao, nhiều tải đặt bộ xử lý được phân phối để chạy song song trên cụm các trạm (workstation) làm việc khoa học. MCNP4B, được công bố năm 1997, đã đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý photon được nâng cao. MCNP4C được công bố năm 2000, mô tả những nét nổi bật của xử lý cộng hưởng không phân giải, các nâng cao vật lý electron. MCNP4C2 có các đặc trưng mới là vật lý quang hạt nhân và các cải tiến cửa số trọng số, được công bố năm 2001. MCNP5 có bổ sung thêm hiệu ứng giản nở Doppler cùng với các thư viện tiết diện được cập nhật. MCNP được nhóm X-5, ban vật lý ứng dụng, phòng thí nghiệm quốc gia Los-Alamos, cải tiến và công bố phiên bản cứ 2-3 năm một lần. MCNP có thể làm việc trên các máy tính Cray UNICOS, các workstation hay các máy tính (PC) chạy Unix hay Linux, các máy tính chạy trên Window. MCNP đã cách mạng hóa khoa học không chỉ ở cách nó được làm mà còn ở thực tế nó đang trở thành kho kiến thức vật lý. Hiện nay có khoảng 250 người sử dụng tích cực MCNP ở Los-Alamos. Trên toàn thế giới, có khoảng 3000 người sử dụng tích cực ở khoảng 200 thiết bị. Kiến thức và kinh nghiệm có trong MCNP là rất lớn. Trong vài năm gần đây các tính toán bằng phần mềm mô phỏng MCNP đã được triển khai ở Viện Nghiên cứu Hạt nhân Đà Lạt, Trung tâm Nghiên cứu &Triển khai Công nghệ Bức xạ thành phố HCM, Viện Khoa học và Kỹ thuật hạt nhân Hà Nội, Viện Năng lượng Nguyên tử Việt Nam… Những tính toán này chủ yếu là các tính toán tới hạn lò phản ứng và các phân bố trường liều bức xạ. 2.2.2. Các đặc trưng của phần mềm mô phỏng vận chuyển bức xạ đa năng MCNP 2.2.2.1. Các số liệu và phản ứng hạt nhân MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục. Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu là các đánh giá từ hệ các số liệu hạt nhân ENDF, thư viện các số liệu hạt nhân ENDL và các thu thập thư viện kích hoạt ACTL từ Livemore, các đánh giá từ nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los-Alamos. Các số liệu đánh giá được xử lý theo định dạng thích hợp đối với MCNP bằng mã NJOY. Các thư viện số liệu hạt nhân giữ chi tiết từ các đánh giá ban đầu ở mức độ đủ tin cậy để tái tạo trung thành ý định của người đánh giá. Các bảng số liệu hạt nhân được cho đối với các tương tác neutron, các tương tác photon và các tương tác photon được tạo ra do neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron và tán xạ nhiệt S(α,β). Mỗi bảng số liệu có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR. Những người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu đặc thù qua các kí hiệu nhận dạng duy nhất đối với mỗi bảng ZAID. Các kí hiệu nhận dạng này, nói chung, chứa số nguyên tử Z, số khối A và kí hiệu xác nhận thư viện ID. Hơn 500 bảng tương tác neutron được xây dựng đối với khoảng 100 đồng vị và nguyên tố khác nhau trong MCNP. Nhiều bảng đối với đồng vị đơn lẻ chủ yếu được cung cấp từ các số liệu đã được rút ra từ các đánh giá khác nhau, các chế độ nhiệt khác nhau và các dung sai xử lý khác nhau. Các bảng tương tác neutron thường xuyên được bổ sung với các đánh giá mới. Các số liệu tạo photon từ phản ứng của neutron thì được cho trong các bảng tương tác neutron. Các bảng tương tác photon được xây dựng đối với tất cả các nguyên tố từ Z = 1 đến Z = 94. Các số liệu trong các bảng tương tác photon cho phép MCNP chú ý đến tán xạ kết hợp và không kết hợp, hấp thu quang điện với khả năng phát huỳnh quang, và tạo cặp. Các phân bố góc tán xạ được điều chỉnh bằng các thừa số dạng nguyên tử và các hàm tán xạ không đàn hồi. Các tiết diện đối với gần 2000 phản ứng kích hoạt liên quan tới 400 hạt nhân bia ở các trạng thái cơ bản và kích thích là một phần của bó các số liệu MCNP. Những tiết diện này có thể được dùng như các hàm đặc trưng phụ thuộc năng lượng để xác định các tốc độ phản ứng nhưng không thể được dùng như các tiết diện vận chuyển. Các bảng số liệu nhiệt thích hợp để sử dụng với xử lý tán xạ nhiệt S(α,β) trong MCNP. Các số liệu bao hàm các hiệu ứng liên kết hóa học (phân tử) và tinh thể - những hiệu ứng quan trọng khi năng lượng của neutron trở nên đủ nhỏ. Đối với nước nhẹ và nước nặng, kim loại berillium, oxit berillium, benzene, graphite, polyethylene, zirconium và hydrogen trong hydride zirconium có các số liệu ở nhiệt độ khác nhau. 2.2.2.2. Đánh giá các sai số Monte-Carlo Các đánh giá MCNP được chuẩn hóa theo hạt xuất phát và được in ra trong tệp đầu ra cùng với số thứ hai R – sai số tương đối được xác định như một độ lệch chuẩn của trung bình, xS chia cho trung bình được đánh giá x . Trong MCNP các đại lượng được yêu cầu để đánh giá sai số này là trung bình và moment bậc 2 của nó. Những đại lượng này được tính sau mỗi lịch sử Monte-Carlo kết thúc với chú ý đến thực tế là các đóng góp khác nhau vào đánh giá từ cùng một lịch sử có tương quan khác nhau. Các kết quả Monte-Carlo nhận được bằng lựa chọn ngẫu nhiên bước ngẫu nhiên khả dĩ và gán số ghi cho bước ngẫu nhiên. Nói chung, bước ngẫu nhiên này sẽ biến đổi. Do đó, các kết quả Monte-Carlo là trung bình nào đó của các đóng góp từ nhiều lịch sử được lựa chọn ngẫu nhiên trong quá trình mô phỏng bài toán với các sai số phản ánh các khoảng tin cậy. Hệ chương trình MCNP sử dụng kỹ thuật đánh giá độ chính xác Monte-Carlo như sau: Giả sử P(x) là hàm mật độ xác suất lựa chọn bước ngẫu nhiên ghi x cho đánh giá được tính thì giá trị kỳ vọng của x, E(x), được biểu diễn như phương trình sau: E(x) xP(x)dx  (2.1) Khoảng tin cậy được đánh giá từ phương sai của tập hợp của x và được xác định bằng  2 2 2 2x E(x) P(x)dx E(x ) (E(x))     (2.2) Căn bậc hai của phương sai σ, được gọi là độ lệch chuẩn của tập hợp của x. Chú ý rằng các đại lượng E(x), σ2 thường ít được biết trước vì P(x) không được biết trực tiếp. Thay vào đó người ta sử dụng x và S2 tương ứng được đánh giá bằng các tính toán Monte-Carlo. Ở đây N i i 1 1x x N    , (2.3) N 2 2 i i 1 1S (x x) N 1      (2.4) Trong các phương trình (2.3) và (2.4), xi là đặc trưng đánh giá của lịch sử thứ i và N là tổng số các lịch sử. Các hệ thức giữa x và E(x) được cho bởi luật các số lớn mà theo đó nếu E(x) là hữu hạn, thì x tiến đến giới hạn của E(x) khi N tiến đến vô hạn. Do đó x được sử dụng như đại lượng đánh giá của E(x). Nếu x có phân bố Gauss với giá trị trung bình E(x) thì phương sai của x được yêu cầu để đánh giá khoảng tin cậy. Nó được ký hiệu bằng 2xS và được tính bởi:  2 2 2 2x 1 1S S x (x)N N    (2.5) Đại lượng xS / x  được sử dụng như đánh giá độ chính xác Monte-Carlo trong chương trình MCNP và được xác định bằng: 1 22 x 2 S 1 xR 1 x N (x)               (2.6) Sai số tương đối R sẽ được tính toán sau mỗi quá trình mô phỏng Monte Carlo. Nó cho phép người dùng đánh giá những đóng góp khác nhau vào kết quả truy xuất của một quá trình mô phỏng. Đối với kết quả truy xuất tốt thì R tỉ lệ với N/1 , do đó để giảm R một nửa cần phải tăng số lịch sử lên gấp 4 lần. Tuy nhiên đối với kết quả truy xuất có chiều hướng xấu thì R có thể tăng khi số lịch sử tăng. Để theo dõi diễn biến của kết quả truy xuất, MCNP còn đưa ra tiêu chuẩn FOM (Figure Of Merit) sau mỗi lần truy xuất kết quả. Giá trị của FOM được tính theo công thức: TR 1FOM 2 (2.7) trong đó T là thời gian tính toán bằng phút. Giá trị của FOM càng lớn thì quá trình mô phỏng Monte Carlo càng hiệu quả bởi vì chỉ cần ít thời gian tính toán cũng có thể đạt được giá trị R mong muốn. Khi N tăng thì giá trị của FOM sẽ tiến đến giá trị không đổi vì R2 tỉ lệ với 1/N và T tỉ lệ với N. Chương 3: TÍNH TOÁN CẤU HÌNH CHO HOWITZER 3.1 . Xây dựng cấu hình Howitzer 3.1.1. Mô phỏng hình dạng và kích thước Howitzer Để có thể tính toán chính xác các thông số tại các vị trí bên trong Howitzer cần mô tả một cách đầy đủ, chính xác kích thước, hình dạng, vật liệu, vị trí đặt nguồn trong Howitzer. Hình dạng Chiều cao Bán kính Vật liệu Vị trí đặt nguồn Cường độ nguồn Hình trụ 14 cm 6 cm Nước, nhôm, không khí Tâm của thùng nhôm chứa nước 107n/s Tất cả những điều này được mô tả trong file input ở phụ lục 1. 3.1.2. Các hình ảnh Howitzer được vẽ từ chương trình MCNP Hình 3.1: Mặt cắt đứng của Howitzer và tọa độ các điểm tính toán Hình 3.1: Phần màu xanh là nắp đậy của thùng nhôm, phần màu vàng là nước, chính giữa thùng là vị trí đặt nguồn neutron. Các điểm chấm vuông nhỏ là vị trí các điểm khảo sát. Hình 3.2: Vị trí đặt nguồn Hình 3.2: mô tả vị trí đặt nguồn (phần màu tím ở giữa) ở chính giữa thùng, phần màu vàng là không khí, phần màu xanh là nước. Hình 3.3: Mặt cắt ngang của Howitzer 3.2. Thiết bị thực nghiệm Để đo 2 đại lượng Ls và M2 của neutron phát ra từ một nguồn neutron trong môi trường nước, người ta sử dụng một thiết bị thí nghiệm như Hình 3.4. Hình 3.4: Thiết bị đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron Thiết bị là một thùng nhôm chứa nước có chiều cao 1.4m và bán kính 1.2m. Trong thùng đặt một nguồn neutron ở tâm của thùng. Thiết bị đo gồm 1 ống đếm He-3 và một hệ điện tử gồm các khối cao thế, tiền khuếch đại, khuếch đại và khối đo tốc độ đếm. Tốc độ đếm phụ thuộc khoảng cách từ nguồn đến ống đếm He-3 được thu nhận. Từ các giá trị thực nghiệm đo tốc độ đếm và dựa vào phương trình (1.37) đại lượng Ls và phương trình (1.44) đại lượng M2 được xác định thực nghiệm. 3.3. Mô hình tính toán mô phỏng Trong khuôn khổ của luận văn, nghiên cứu, thiết kế và chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm để đo một số đặc trưng vật lý neutron, phân tích kích hoạt phục vụ công tác đào tạo nhân lực hạt nhân. Một tính toán mô phỏng thiết bị thực nghiệm như Hình 3.4 đã được thực hiện. Mục tiêu của tính toán mô phỏng nhằm mục đích tính toán lý thuyết hai đại lượng Ls và M2 so sánh với các kết quả của các thực nghiệm đã được tiến hành các cơ sở thực nghiệm trên thế giới, từ đó đưa ra một thiết kế tối ưu. Tính toán mô phỏng được thực hiện bằng chương trình MCNP5 (phụ lục 2). Thiết bị như Hình 3.4 được mô hình hoá với cả 2 loại nguồn Cf-252 và Am-Be. Cường độ nguồn là 107n/s với 2 dạng phổ sau đây: 0 2 4 6 8 10 0.00 0.05 0.10 0.15 0.20 0.25 0.30 In te ns ity Energy MeV Hình 3.5: Phổ năng lượng neutron của nguồn Cf-252 Hình 3.6: Phổ năng lượng neutron của nguồn Am-Be H oạt độ Năng lượng MeV 2 4 6 8 10 -0.02 0.00 0.02 0.04 0.06 0.08 0.10 0.12 0.14 In te ns ity Energy MeV H oạt độ Năng lượng MeV 3.4. Số liệu tính toán các đại lượng 3.4.1. Độ dài làm chậm Kết quả tính mô phỏng đường cong /1 1 sr Lr A e  được trình bày trên Hình 3.7. y = 36769e-0.1365x R2 = 0.9987 1.00E+00 1.00E+01 1.00E+02 1.00E+03 1.00E+04 1.00E+05 0 10 20 30 40 50 60 r*C Expon. (r*C) Hình 3.7: Đường cong /1 1( ) sr Lr A e  thu nhận từ tính toán Từ số liệu ở output ta có được số đếm, chính là các giá trị của thông lượng 1 theo khoảng cách r. Bằng cách làm khớp bình phương tối thiểu các số liệu tính toán, đại lượng Ls thu được là ≈ 2.66cm. Giá trị này là phù hợp với các giá trị đo thực nghiệm công bố (2.65-2.84cm) trong tài liệu tham khảo [1]. 3.4.2. Migration area Đại lượng Migration area M2 được tính theo công thức (1.44) với các giá trị tính toán mô phỏng tốc độ đếm C(r), đại lựơng r2.C(r) và r4.C(r) được trình bày trên các Hình 3.8; 3.9 và 3.10 sau đây: 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 0 10 20 30 40 50 60 Distance from source r (cm) C ou nt s r at e C (r ) ( cp s) Hình 3.8: Đường cong tính toán tốc độ đếm Hình 3.8: mô tả sự phụ thuộc của tốc độ đếm và khoảng cách đến nguồn. 1.E+03 1.E+04 1.E+05 1.E+06 1.E+07 0 10 20 30 40 50 60 70 Distance from source r (cm) C ou nt s r at e r^ 2. C (r ) ( cp s) a=1.01e4 b=11 Hình 3.9: Đường cong tính toán đại lựơng r2.C(r) 1.E+05 1.E+06 1.E+07 1.E+08 1.E+09 1.E+10 0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 70 75 80 Distance from source r (cm) C ou nt s r at e r^ 4. C (r ) ( cp s ) a=2.72e7 b=22.5 Hình 3.10: Đường cong tính toán đại lựơng r4.C(r) Từ các giá trị tính toán r2.C(r) và r4.C(r) và theo công thức (1.44), đại lượng M2 được xác định là ≈68.4cm. Giá trị này phù hợp với các giá trị đo thực nghiệm tại Trung tâm đào tạo NuTec Nhật bản trình bày trong tài liệu tham khảo [2]. 3.5. Kết luận Nghiên cứu tính toán mô phỏng thực nghiệm đo các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron đã được thực hiện. Các giá trị tính toán LS ≈ 2.66cm và M2≈68.4cm2 là phù hợp với các kết quả đã công bố. Bên cạnh đó trong quá trình tính toán chúng tôi đã tính hoạt độ phóng xạ thùng nhôm của thiết bị thí nghiệm đo các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước (phụ lục 3). Và nhận thấy hoạt độ phóng xạ của nhôm và các tạp chất trong nó rất thấp. Trên quan điểm về an toàn bức xạ, với kích thước hình học là 1.4m (theo chiều cao) và 1.2m (theo chiều đường kính), ảnh hưởng về kích hoạt neutron của nguồn neutron là không đáng kể. Điều này cho thấy rằng các kết quả tính toán mô phỏng là đáng tin cậy và có thể dùng cho mục đích thiết kế thiết bị thực nghiệm. KẾT LUẬN  KẾT QUẢ ĐẠT ĐƯỢC Từ những số liệu tính toán các đại lượng đặc trưng, khi thay đổi kích thước và hình dạng của Howitzer để tìm ra được kết cấu tối ưu nhất, chúng tôi đã thiết kế được bản vẽ chi tiết của howitzer thực nghiệm như sau: Hình 3.11: Bản vẽ thiết kế sơ bộ thiết bị đo độ dài làm chậm và khuếch tán của neutron trong môi trường nước Trên hình vẽ bộ phận chính của hệ thống là thùng nhôm bên trong chứa nước, có dạng hình trụ đường kính 1200mm và chiều cao là 1400mm. 1400 mm 700mm 1400mm Nguồn neutron Bộ lọc trao đổi ion Thùng nhôm chứa nước Lớp bảo ôn Bơm Nắp đậy Ống đếm He3 Hệ đo 1200mm 2400mm Với kích thước như trên, từ chương trính MCNP, chúng tôi đã tính được giá trị của chiều dài làm chậm và Migration area như sau: LS = 2,66 cm và M2 = 68,4 cm2 rất phù hợp với giá trị công bố ở tài liệu tham khảo [1] và [2]. Kết quả của luận văn bước đầu đã đưa ra được bản thiết kế chi tiết cấu hình Howitzer nước cho nguồn đồng vị 252Cf và 241Am-Be, nhưng để thực sự đạt được cấu hình tối ưu cần có những hiệu chỉnh sau khi đo đạc thực nghiệm từ hệ thống thực tế được lắp đặt.  HƯỚNG PHÁT TRIỂN CỦA LUẬN VĂN - Bước tiếp theo của luận văn là thực hiện lắp đặt các thiết bị để có thể tiến hành thực nghiệm. Từ đó có hiệu chỉnh hợp lý để đạt được kết quả tối ưu. - Xây dựng các bài thí nghiệm về vật lý neutron và vật lý lò phản ứng hạt nhân, phục vụ cho việc giảng dạy tại Trung tâm Đào tạo – Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt. - Chúng ta có thể tiếp tục tiến hành nghiên cứu để thiết kế Howitzer dùng Graphit. PHỤ LỤC 1 ------------------ file name=source; c c cell card 1 1 1.535970e-01 1 -2 -100 imp:n=1 2 5 8.540280e-02 7 -4 -101 (100:-1:2) imp:n=1 c 3 4 4.942500e-02 4 -6 -101 imp:n=1 c 4 2 6.018718e-02 5 -6 -102 (101:-3:6) imp:n=1 5 3 1.001310e-01 7 -6 -103 (101:-7:4) #40 #50 #51 #52 #53 #54 #55 #56 #57 #58 #59 #60 #61 #62 #63 #64 #65 #66 #67 #68 #69 #70 #71 #72 imp:n=1 6 4 4.942500e-02 6 -8 -103 imp:n=1 7 2 6.018718e-02 9 -10 -104 (103:-7:8) imp:n=1 8 0 (-9:10:104) imp:n=0 c c 40 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 200 -201 imp:n=1 c 50 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 250 -251 imp:n=2 51 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 252 -253 imp:n=4 52 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 254 -255 imp:n=8 53 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 256 -257 imp:n=16 54 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 258 -259 imp:n=32 55 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 260 -261 imp:n=64 56 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 262 -263 imp:n=128 57 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 264 -265 imp:n=256 58 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 266 -267 imp:n=512 59 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 268 -269 imp:n=1024 60 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 270 -271 imp:n=2048 61 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 272 -273 imp:n=4096 62 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 274 -275 imp:n=8192 63 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 276 -277 imp:n=16384 64 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 278 -279 imp:n=32768 65 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 280 -281 imp:n=65536 66 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 282 -283 imp:n=131072 67 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 284 -285 imp:n=262144 68 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 286 -287 imp:n=524288 69 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 288 -289 imp:n=1048576 70 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 290 -291 imp:n=2097152 71 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 292 -293 imp:n=4194304 72 3 1.001310e-01 202 -203 204 -205 294 -295 imp:n=8388608 c surface cards (origin x=0.0 y=0.0 z=0.0) c cylinder 1 pz -59.73 2 pz -59.27 c 3 pz -59.00 4 pz -59.00 c 5 pz -0.52 6 pz 60.00 7 pz -60.00 8 pz 80.00 9 pz -60.30 10 pz 80.01 100 cz 0.23 101 cz 0.36 c 102 cz 0.38 103 cz 60.00 104 cz 60.30 c c theo ban kinh 52 py -0.5 53 py 0.5 c c theo chieu cao (ben tren) 200 pz -57.77 201 pz -56.77 202 px -0.5 203 px 0.5 204 py -0.5 205 py 0.5 c theo chieu cao (ben duoi) 250 pz -54.77 251 pz -53.77 252 pz -49.77 253 pz -48.77 254 pz -44.77 255 pz -43.77 256 pz -39.77 257 pz -38.77 258 pz -34.77 259 pz -33.77 260 pz -29.77 261 pz -28.77 262 pz -24.77 263 pz -23.77 264 pz -19.77 265 pz -18.77 266 pz -14.77 267 pz -13.77 268 pz -09.77 269 pz -08.77 270 pz -04.77 271 pz -03.77 272 pz 00.77 273 pz 01.77 274 pz 05.77 275 pz 06.77 276 pz 10.77 277 pz 11.77 278 pz 15.77 279 pz 16.77 280 pz 20.77 281 pz 21.77 282 pz 25.77 283 pz 26.77 284 pz 30.77 285 pz 31.77 286 pz 35.77 287 pz 36.77 288 pz 40.77 289 pz 41.77 290 pz 45.77 291 pz 46.77 292 pz 50.77 293 pz 51.77 294 pz 55.77 295 pz 56.77 c data cards c mode n $ transport neutrons only c c material cards c c material cards m1 4009.60c 8.04826E-01 $ -1.85 95241.60c 1.95174E-01 $ -12.00 c 98249.60c 4.8580E-07 c 98250.60c 5.7757E-05 c 98251.60c 9.6335E-08 c 98252.60c 3.607280e-02 c c Aluminum 7.93g/cm3 core tank c m2 13027.60c 5.91015e-2 14000.60c 5.49973e-4 12000.60c 4.51430e-4 26054.60c 3.40490e-6 26056.60c 5.36243e-5 26057.60c 1.28123e-6 26058.60c 1.93062e-7 29063.60c 1.76797e-5 29065.60c 7.90968e-6 5010.60c 3.57247e-8 5011.60c 1.44735e-7 c c Water c H2O N = 1.001310e-01 rho = 0.99823 (20 C) m3 1001.60c 6.67540e-2 8016.60c 3.33770e-2 mt3 lwtr.01t c c Air m4 7014.60c 3.9016E-05 8016.60c 1.0409E-05 c c Stainless Steel $ 8.540280e-2 c m5 26054.60c 3.47384e-3 26056.60c 5.47100e-2 26057.60c 1.30717e-3 26058.60c 1.96970e-4 28058.60c 5.46539e-3 28060.60c 2.11317e-3 28061.60c 9.58700e-5 28062.60c 2.94861e-4 28064.60c 8.70080e-5 24050.60c 7.05444e-4 24052.60c 1.37095e-2 24053.60c 1.56311e-3 24054.60c 3.89549e-4 25055.60c 1.29090e-3 5010.60c 6.01801E-09 c c criticality cards c c kcode 6000 500.0 25 225 2000 c ksrc 0.00 0.00 0.00 phys:n 10 0 sdef pos=0 0 -59.50 cel=1 par=1 erg=d1 c si1 h 2.0 2.7 3.0 3.3 3.6 4.0 4.3 4.7 5.0 5.3 5.7 6.0 6.3 6.7 7.0 7.3 7.7 8.0 8.3 8.7 9.0 9.3 9.7 10.0 sp1 d 0 .11 .13 .10 .07 .075 .04 .06 .064 .04 .03 .025 .027 .03 .04 .047 .055 .025 .01 .007 .006 .004 .003 .001 c c prdmp j -100 1 3 c f4:n 40 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 mplot tally 4 tfc m freq 1000 c fm4 2.2e+6 $ mCi c e4 6.25e-7 8.21e-1 10.0 c print dbcn 89038185 c nps 50000000 ctme 15 ------------ PHỤ LỤC 2 Kết quả từ một file output --------- cell 10 energy 6.2500E-07 3.86135E-03 0.0018 8.2100E-01 1.41340E-03 0.0025 1.0000E+01 2.13932E-03 0.0020 total 7.41407E-03 0.0013 cell 11 energy 6.2500E-07 2.64861E-03 0.0022 8.2100E-01 7.67949E-04 0.0034 1.0000E+01 9.16257E-04 0.0034 total 4.33281E-03 0.0017 cell 12 energy 6.2500E-07 1.73548E-03 0.0027 8.2100E-01 4.36116E-04 0.0044 1.0000E+01 4.51890E-04 0.0052 total 2.62348E-03 0.0022 cell 13 energy 6.2500E-07 6.98774E-04 0.0041 8.2100E-01 1.55737E-04 0.0073 1.0000E+01 1.42615E-04 0.0088 total 9.97126E-04 0.0034 cell 14 energy 6.2500E-07 2.83865E-04 0.0064 8.2100E-01 5.99705E-05 0.0117 1.0000E+01 5.05022E-05 0.0145 total 3.94338E-04 0.0054 cell 15 energy 6.2500E-07 1.18616E-04 0.0101 8.2100E-01 2.36944E-05 0.0185 1.0000E+01 1.85859E-05 0.0234 total 1.60896E-04 0.0085 cell 16 energy 6.2500E-07 4.81330E-05 0.0153 8.2100E-01 9.52969E-06 0.0290 1.0000E+01 7.50028E-06 0.0354 total 6.51630E-05 0.0130 cell 17 energy 6.2500E-07 2.09270E-05 0.0240 8.2100E-01 4.09384E-06 0.0444 1.0000E+01 3.28397E-06 0.0552 total 2.83048E-05 0.0204 cell 18 energy 6.2500E-07 9.12460E-06 0.0345 8.2100E-01 1.85492E-06 0.0654 1.0000E+01 1.37817E-06 0.0783 total 1.23577E-05 0.0294 cell 19 energy 6.2500E-07 3.94421E-06 0.0517 8.2100E-01 8.23799E-07 0.0983 1.0000E+01 6.41407E-07 0.1171 total 5.40941E-06 0.0439 cell 20 energy 6.2500E-07 1.83066E-06 0.0832 8.2100E-01 3.45362E-07 0.1502 1.0000E+01 2.54140E-07 0.1824 total 2.43017E-06 0.0698 cell 21 energy 6.2500E-07 1.09689E-06 0.0992 8.2100E-01 2.38839E-07 0.1820 1.0000E+01 1.82180E-07 0.2656 total 1.51791E-06 0.0856 PHỤ LỤC 3 Tính toán hoạt độ phóng xạ thùng nhôm của thiết bị thí nghiệm đo các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường nước 1. Mục tiêu và phương pháp Thiết bị dùng để đo các đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron là một thùng nhôm chứa nước, bên trong có đặt một nguồn neutron. Về nguyên tắc an toàn, đường kính của thùng nhôm phải thiết kế đủ lớn cho phép tạo ra một lớp nước che chắn cản xạ, đảm bảo thùng nhôm không bị kích hoạt neutron trong suốt quá trình sử dụng. Tuy nhiên, nếu kích thước của thùng nhôm quá lớn đòi hỏi chi phí chế tạo tốn kém. Một số tính toán trình bày trong báo cáo này nhắm mục đích kiểm tra thông số thiết kế dự kiến thực hiện cho thùng nhôm. Tính toán phân bố thông lượng neutron xum quanh nguồn được thực hiện bằng code MCNP5, từ đó thông lượng neutron tại bề mặt thùng nhôm được xác định. Thùng nhôm giả thiết được làm bằng nhôm 6061. Từ giá trị thông lượng xác định được tại bề mặt và thành phần hoá học của nhôm 6061, hoạt độ phóng xạ của nhôm và các thành phần tạp chất (impurities) cho thời gian sử dụng khoảng 1 năm được xác định bằng code ORIGEN2. 2. Sơ đồ thiết kế Hình 1: Sơ đồ thiết kế 3. Thành phần hoá học Trong thiết kế, có 2 loại vật liệu chính được sử dụng là nhôm 6061 và thủy tinh hữu có. Nhôm 6061 là vật liệu thường được sử dụng trong công nghệ hạt nhân và có các thành phần hóa học như sau: Bảng 1: Các thành phần chính của nhôm 6061 Materials Cu % Cr % Mg % Si % Al % Impurities 6061 0.25 0.25 1 0.6 > 97.7 Các thành phần tạp chất của nhôm 6061 được xác định bằng kỹ thuật phân tích kích hoạt, các kết quả phân tích được cho trong Bảng1. Bảng 2: Các thành phần tạp chất của nhôm 6061 Sample Sc Cr Fe Co Ni Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) Al- 6061 (USA) 0,13 6,1 3546 1,0 0,83 1,4 3,68 2,6 53,1 23,2 Zn Hf Th Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) Content (ppm) Error (%) 2435 1,0 2,61 4,1 0,35 28,2 4. Thông lượng và hoạt độ phóng xạ Phân bố thông lượng trong môi trường nước xung quanh một nguồn neutron có cường độ 107n/s được xác định nhờ mô hình tính toán dùng MCNP5. Kết quả tính toán thông lượng theo khoảng cách được trình bày trên Hình 2 1.E+00 1.E+01 1.E+02 1.E+03 1.E+04 1.E+05 0 10 20 30 40 50 60 Distance from source r (cm) C ou nt s Hình 2: Thông lượng theo cách so với nguồn (S) Từ kết quả tính toán, thông lượng neutron tại bề mặt thùng nhôm có giá trị rất thấp khoảng 5/cm2.s. Cùng với các thành phần vật liệu nhôm 6061 cho trong Bảng 1 và Bảng 2, hoạt độ phóng xạ cho khoảng thời gian 1 năm được tính toán ước lượng. Kết quả tính hoạt độ phóng xạ cho 1kg nhôm được chỉ ra trên Bảng 3. Bảng 3: Hoạt độ phóng xạ cho 1kg nhôm Các nhân phóng xạ Hoạt độ NA 4.12E-13 MG 1.97E-12 AL 6.23E-11 CR 3.35E-13 ZN 1.80E-13 TOTAL 6.53E-11 5. Kết luận Các kết quả tính toán cho thấy hoạt độ phóng xạ của nhôm và các tạp chất trong nó rất thấp. Trên quan điểm về an toàn bức xạ, với kích thước hình học 1.4m (theo chiều cao) và 1.2m theo chiều bán kính, ảnh hưởng về kích hoạt neutron của nguồn neutron là không đáng kể. TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Anh 1. C. B. BESANT and P. J. GRANT (1964), Diffusion length of thermal neutrons in water between 24 and 82oC, PRIT. J. APPL, PHYS., Vol. 15. 2. T. SUGI and M. OHBU (), Manual for the experiment manual on Moderation and Diffusion of neutrons, NuTec, JAERI. 3. J. Kenneth Shultis and Richard E. Faw (2000), An Introduction to the MCNP Code, revised. 4. J. F. Briesmeister (2000), MCNP – A General Purpose Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 4C2, Los Alamos, LA. 5. G. F. Knoll (2000), Radiation Detection and Measurement, third edition, John Wiley & Sons, Inc., New Yord. 6. Canberra, Catalogue – Germanium detector, Canberra Industries Inc., 2000. Tiếng Việt 7. Mai Văn Nhơn (2002), Nhập môn vật lý neutron, Trường ĐHKHTN, NXB ĐHQG TPHCM. 8. Trương Thị Hồng Loan(2009), Mô phỏng Monte Carlo một số bài toán trong vật lý hạt nhân, Luận án Tiến sĩ, Đại học Quốc Gia TP.Hồ Chí Minh. 9. Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2005), “Nghiên cứu sự tăng bề dày lớp germanium bất hoạt trong detector bán dẫn siêu tinh khiết bằng chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP.Hồ Chí Minh, tập 8, số 12, trang 35-43. 10. Ngô Quang Huy, Đỗ Quang Bình, Võ Xuân Ân (2006), “Mô phỏng các phổ gamma phức tạp đo trên hệ phổ kế gamma dùng detector HPGe bằng chương trình MCNP”, Tạp chí phát triển Khoa học & Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP.Hồ Chí Minh, tập 9, số 9, trang 63-70. 11. Trương Thị Hồng Loan, Mai Văn Nhơn, Đặng Nguyên Phương, Trần Ái Khanh, Trần Thiện Thanh (2007), “Mô phỏng Monte Carlo đường cong hiệu suất đỉnh của đầu dò HPGe trong hệ phổ kế gamma môi trường sử dụng chương trình MCNP4C2”, Tạp chí phát triển Khoa học &Công nghệ, Đại học Quốc Gia TP. Hồ Chí Minh, tập 10, số 5, trang 33-40.