Thiết kế che chắn an toàn bức xạ trên kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
THIẾT KẾ CHE CHẮN AN TOÀN BỨC XẠ
TRÊN KÊNH NGANG SỐ 1
CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN ĐÀ LẠT
Bài báo trình bày kết quả tính toán thiết kế che chắn liều neutron và gamma bên ngoài kênh
ngang số 1 của lò phản ứng nghiên cứu Đà Lạt. Nguồn bức xạ bên ngoài kênh ngang số 1 chủ yếu
bao gồm bức xạ neutron và gamma. Để che chắn đảm bảo an toàn bức xạ xung quanh các thiết bị
thí nghiệm, các khối cản xạ đã được thiết kế sử dụng kết hợp các vật liệu hấp thụ mạnh neutron và
gamma nhằm đảm bảo hiệu quả che chắn. Thiết kế che chắn an toàn bức xạ được đưa ra dựa trên kết
quả tính toán mô phỏng suất liều neutron và gamma cho không gian bên ngoài kênh ngang số 1 trong
trường hợp cấu hình che chắn được lắp đặt. Suất liều neutron và gamma được tính toán bởi chương
trình mô phỏng Monte Carlo PHITS phiên bản 3.17 sử dụng các bảng chuyển đổi giá trị thông lượng
neutron và gamma sang suất liều tương ứng.
Kết quả tính toán suất liều cho thấy giá trị suất liều neutron và gamma đều dưới 10 μSv/h ở
khu vực bên ngoài các khối che chắn bức xạ cách tường lò phản ứng 50 cm, đảm bảo điều kiện an
toàn cho nhân viên làm việc.
1. MỞ ĐẦU
Đặc trưng bức xạ trên các kênh ngang của lò phản
ứng hạt nhân Đà Lạt bao gồm nhiều loại như
neutron, gamma, alpha, và beta. Tuy nhiên, có
hai loại bức xạ chính là neutron và gamma. Bức
xạ neutron bên ngoài kênh ngang số 1 chủ yếu có
năng lượng nhiệt được tạo ra bởi tổ hợp phin lọc
bằng tinh thể sapphire và bismuth có thông lượng
cỡ từ 106 - 107 (n/cm2.s-1) tại vị trí đặt bia mẫu. Tại
vị trí đặt bia mẫu, chùm neutron có phân bố năng
lượng như biểu diễn ở Hình 1. Để đảm bảo tính
đồng nhất của chùm neutron cũng như giảm liều
bức xạ xung quanh kênh ngang, chùm neutron từ
lò phản ứng được chuẩn trực bởi các khối chuẩn
trực hình trụ hoặc hình nón rỗng được làm bằng
vật liệu chì và SWX-201[1] được đặt xen kẽ. Do
chỉ một phần chùm neutron bị hấp thụ và tán xạ
với bia mẫu, phần còn lại của chùm neutron đi
xuyên qua mẫu nên cần phải thiết kế các khối che
chắn xung quanh chùm kết hợp một khối chắn
Chùm neutron trên các kênh ngang của lò phản
ứng Đà Lạt được sử dụng với mục đích là công cụ
gây ra các phản ứng hạt nhân với bia mẫu nhằm
phục vụ các thí nghiệm. ông thường, chỉ một
phần của chùm neutron gây các phản ứng với bia
mẫu, phần còn lại đi xuyên qua mẫu hoặc tán xạ
lên mẫu, sau đó bị hấp thụ bởi các vật liệu che
chắn tạo ra bức xạ thứ cấp gây nên liều bức xạ
cao ở không gian bên ngoài kênh ngang. Ngoài
ra, các tia gamma năng lượng cao sinh ra từ các
sản phẩm phân hạch và từ các phản ứng hạt nhân
cũng đóng góp liều bức xạ đáng kể cho không
gian bên ngoài các kênh ngang khi mở kênh.
Nhằm giảm thiểu liều bức xạ xung quanh khu
vực thí nghiệm đảm bảo các yêu cầu an toàn bức
xạ (ATBX) cho nhân viên làm việc, các khối che
chắn bức xạ đã được tính toán, thiết kế, và chế tạo
để lắp đặt trên các kênh ngang.
8
Số 67 - áng 6/2021
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
dòng neutron đặt cuối chùm neutron để hấp thụ số 1 bằng chương trình mô phỏng Monte Carlo
lượng neutron này. Mặc dù phần lớn chùm neu- PHITS phiên bản 3.17 [2]. Cấu hình mô phỏng
tron có năng lượng nhiệt, tuy nhiên, vẫn có một được áp dụng bao gồm các khối che chắn bức xạ
phần neutron mang năng lượng cao nên các khối đặt xung quanh hệ phổ kế trùng phùng gamma
che chắn được thiết kế dùng các vật liệu vừa có sử dụng 4 đầu dò HPGe như Hình 2. Dựa vào kết
tác dụng làm chậm neutron vừa hấp thụ neutron. quả tính toán, các khối che chắn bức xạ sẽ được
Đi kèm với neutron là bức xạ gamma sinh ra từ tiến hành chế tạo và lắp đặt trên kênh ngang.
phản ứng phân hạch, các sản phẩm phân hạch,
và quá trình bắt neutron của các vật liệu dùng
trong chuẩn trực và che chắn. Do đó, để đảm bảo
che chắn hiệu quả các loại bức xạ, ngoài lớp vật
2. MÔ PHỎNG TÍNH TOÁN SUẤT LIỀU BỨC
XẠ NEUTRON VÀ GAMMA
2. 1. Mô phỏng tính toán suất liều bức xạ bằng
chương trình PHITS
liệu làm chậm và hấp thụ neutron, cần thiết kế
một lớp vật liệu chì hấp thụ gamma bên ngoài các
khối che chắn.
Chương trình mô phỏng PHITS được phát triển
dưới sự hợp tác của các cơ quan JAEA, RIST, KEK,
và một số viện nghiên cứu khác [2]. Là chương
trình mô phỏng Monte Carlo sử dụng thư viện
đánh giá JENDL-4 và JENDL-HE, PHITS cho
phép người dùng có thể mô phỏng nhiều bài toán
liên quan đến các lĩnh vực thiết kế các thiết bị thí
nghiệm hạt nhân, y học hạt nhân, và che chắn bức
xạ. Đối với mô phỏng tính toán che chắn an toàn
bức xạ, chương trình PHITS đã được kiểm chứng
thông qua kết quả mô phỏng các thí nghiệm
benchmark về che chắn bức xạ neutron và gamma
[3]. Do đó, việc ứng dụng chương trình PHITS
vào mô phỏng thiết kế che chắn an toàn bức xạ là
hoàn toàn khả thi.
Hình 1. Phổ neutron mô phỏng tại vị trí đặt mẫu
so với phổ từ nguồn phát neutron
iết kế của các khối che chắn được phỏng theo
thiết kế của các khối che chắn hiện đang được sử
dụng trên các kênh ngang số 2 và số 3 của lò phản
ứng hạt nhân Đà Lạt. Kích thước của các khối
che chắn được điều chỉnh dựa theo sự thay đổi
của thông lượng neutron và gamma mô phỏng
được ở kênh ngang số 1. Các khối che chắn xung
quanh chùm neutron được thiết kế bao gồm một
lớp vật liệu SWX-201 dày 3.5 cm đặt bên trong
lớp chì dày 5 cm. Khối chắn dòng neutron được
thiết kế sử dụng ba lớp vật liệu chính; phần bên
trong sử dụng vật liệu SWX-277 [4] là loại vật liệu
giàu hydro chứa 5% boron có tác dụng làm chậm
Hình 2. iết kế hệ phổ kế trùng phùng gamma sử
dụng 4 đầu dò HPGe
Báo cáo này trình bày kết quả thiết kế, tính
toán che chắn an toàn bức xạ dựa trên kết quả
mô phỏng suất liều bức xạ xung quanh các khối
che chắn neutron và gamma trên kênh ngang
Số 67 - áng 6/2021
9
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
và bắt neutron; tiếp đến là lớp paraphin pha B4C (n/cm2.s-1) cho kết quả thông lượng tại vị trí cửa
kênh ngang tương đương với nguồn phát thể tích
với tỷ lệ tương ứng là 80% : 20% nhằm hấp thụ
hoàn toàn phần neutron trong khối chắn dòng;
phần bên ngoài là lớp vật liệu chì dày từ 15 cm -35
cm bao bọc xung quanh các lớp vật liệu hấp thụ
neutron nhằm hấp thụ bức xạ gamma. Toàn bộ
kết cấu khối chắn dòng được bọc bởi khung thép
chịu lực nhằm đảm bảo an toàn trong quá trình
vận chuyển khối chắn dòng. Hình 3 mô tả thiết kế
các lớp của khối chắn dòng neutron.
có giá trị tổng thông lượng 5.26×1011 (n/cm2.s-1).
Nguồn phát gamma sử dụng trong mô phỏng
được tính toán bằng chương trình ORIGEN2 tại
vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thông lượng
tổng là 5.45×1013 (g/cm2.s-1) với phân bố biểu diễn
ở Hình 4. Giá trị thông lượng gamma tổng được
ước tính dựa trên giả định thành phần gamma trễ
chiếm 15% tổng thông lượng gamma phát ra từ
lò phản ứng ở độ cháy nhiên liệu trung bình ước
tính 20% (các nghiên cứu cho thấy thành phần
gamma trễ thường chiếm từ 20% đến 40% tổng
thông lượng gamma[6]).
Hình 3. Mô tả tách lớp khối chắn dòng neutron
Để mô phỏng suất liều bức xạ, cấu hình hình học
của các khối che chắn, các khối chuẩn trực, khối
đóng mở cửa kênh, và tường lò phản ứng được
khai báo chi tiết trong tập tin input của chương
trình PHITS nhằm tính toán chính xác suất liều
bức xạ bên ngoài kênh ngang. Chương trình mô
phỏng sử dụng thư viện số liệu JENDL-4.0, riêng
thư viện số liệu của phin lọc sapphire và bismuth
được tính toán và xử lý từ thư viện ENDF/B-VII.1
bằng chương trình NJOY2016 [5].
Hình 4. Phổ gamma trễ tính toán tại vị trí nguồn
phát bằng chương trình ORIGEN2
Suất liều bức xạ neutron và gamma đã được mô
phỏng tính toán cho toàn bộ không gian xung
quanh chùm neutron bên ngoài kênh ngang số 1
bởi tally [T-Track] của chương trình PHITS. Để
tính toán suất liều bức xạ, chúng tôi đã sử dụng
bảng chuyển đổi giá trị thông lượng sang giá trị
suất liều hiệu dụng áp dụng lần lượt các bảng giá
trị chuyển đổi ANSI/ANS-6.1.1-1977 và ANSI/
ANS6.1.1-1977 [7] tương ứng cho bức xạ neu-
tron và gamma. Bảng giá trị chuyển đổi này được
đưa trực tiếp vào tập tin input của chương trình
PHITS dưới dạng các hệ số nhân áp dụng cho
các nhóm bức xạ có năng lượng từ thấp đến cao.
Hình 5 mô tả cấu hình hình học mô phỏng suất
liều bức xạ bên ngoài kênh số 1.
Nguồn neutron được sử dụng trong tính toán
này là nguồn neutron được tính toán từ chương
trình MCNP tại vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm
với thông lượng tổng 5.26×1011 (n/cm2.s-1) và
có phân bố như Hình 1. Để giảm thời gian tính
toán, chúng tôi đã khai báo nguồn phát neutron ở
dạng nguồn đĩa phát đồng nhất dọc theo phương
của các ống chuẩn trực. Tuy nhiên, để đảm bảo
tính chính xác của phép mô phỏng, giá trị thông
lượng tổng của nguồn phát neutron đã được hiệu
chỉnh bằng cách thực hiện 2 phép mô phỏng với
hai dạng nguồn phát khác nhau sao cho kết quả
thông lượng ghi nhận tại vị trí cửa kênh ngang
không đổi. Sau quá trình tính toán, nguồn phát
neutron đồng nhất với thông lượng tổng 7.20×1010
10 Số 67 - áng 6/2021
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
Hình 5. Mô tả cấu hình hình học mô phỏng tính toán liều bức xạ bên ngoài kênh số 1
Do các khối che chắn sử dụng các vật liệu hấp tại vị trí sát cửa kênh ngang bên ngoài các khối
thụ mạnh neutron và gamma có bề dày lớn nên che chắn, suất liều gamma vào khoảng 30 μSv/h.
phương pháp giảm phương sai đã được áp dụng Tại các vị trí xung quanh khối chắn dòng, suất
để tính toán suất liều neutron và gamma. Các tập liều gamma đều dưới 3 μSv/h.
tin chứa thông tin cửa sổ trọng số (weight win-
dows) đối với từng loại bức xạ được tạo ra và sử
dụng trong quá trình tính toán tiếp theo. Quá
trình tính toán được thực hiện lặp lại nhiều lần
với việc sử dụng output và tập tin cửa số trọng số
của lần tính toán trước cho các lần tính toán sau
nhằm đảm bảo giảm sai số thống kê cho kết quả
tính toán. Kết quả tính toán được biểu diễn theo
(a)
dạng phân bố trường liều cho toàn bộ không gian
bên ngoài kênh ngang.
2.2. Kết quả mô phỏng tính toán
Phân bố suất liều neutron và gamma đã được tính
toán trên mặt phẳng đi qua tâm chùm neutron,
song song mới mặt sàn lò phản ứng trong phạm
(b)
vi từ tường lò phản ứng cho tới phía cuối khối
chắn dòng neutron trong tình trạng mở khối cản
xạ ở cửa kênh ngang số 1. Kết quả mô phỏng phân
bố suất liều neutron và gamma được trình bày ở
Hình 6. Suất liều gamma được mô phỏng bao
gồm thành phần gamma sinh ra từ lò phản ứng
và thành phần gamma sinh ra bởi phản ứng bắt
neutron của các vật liệu làm phin lọc, chuẩn trực,
và che chắn. Tại vị trí sát cửa kênh ngang, suất
liều neutron vào khoảng 20 μSv/h. Tuy nhiên, ở vị
trí cách cửa kênh 50 cm, suất liều giảm xuống còn
khoảng dưới 5.0 μSv/h. Ở cuối khối chắn dòng
neutron, suất liều neutron và gamma chỉ còn
khoảng dưới 0.5 μSv/h. Đối với bức xạ gamma,
Hình 6. Phân bố suất liều neutron (a) và gamma
(b) mô phỏng bên ngoài kênh ngang số 1
Để đánh giá chi tiết phân bố suất liều neutron
trong không gian xung quanh chùm neutron,
suất liều neutron đã được tính toán theo các mặt
phẳng vuông góc với phương của chùm neutron
tại các vị trí từ tường lò phản ứng cho đến hết
khối chắn dòng. Tất cả các tính toán này đều được
thực hiện trong tình trạng mở khối cản xạ ở cửa
kênh ngang. Ở vị trí sát tường lò phản ứng, suất
liều neutron tính toán vào khoảng dưới 20 μSv/h
sau đó giảm đáng kể ở các vị trí xa hơn.
Số 67 - áng 6/2021 11
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
Hình 7. Suất liều neutron tính toán tại các mặt phẳng vuông góc với phương chùm neutron
Tại mặt phẳng cách tường lò 80 cm, suất liều neu- đối với cấu hình hệ phổ kế trùng phùng gamma
tron còn dưới 1 μSv/h và hầu như không đáng kể sử dụng 4 đầu dò HPGe đặt trên kênh. Dựa theo
tại vị trí cách 200 cm phóa sau khối chắn dòng. các kết quả tính toán, suất liều neutron và gamma
Phân bố suất liều khá đối xứng xung quanh chùm bên ngoài các khối che chắn trên kênh số 1 đều
neutron do các khối che chắn được thiết kế dạng dưới 10 μSv/h, đảm bảo điều kiện an toàn bức xạ
hình hộp chữ nhật bao bọc xung quanh chùm.
để nhân viên có thể làm việc. Riêng khu vực cách
tường lò phản ứng khoảng 50 cm sát cửa kênh
ngang, suất liều neutron và gamma vượt quá 10
μSv/h, do đó nên hạn chế tiếp cận khu vực này
khi chưa đóng dòng neutron.
2.3. Bàn luận
Suất liều neutron và gamma bên ngoài kênh ngang
số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được
mô phỏng tính toán bằng chương trình PHITS
Hình 8. Suất liều neutron (đỏ) và gamma (đen) đo tại một số vị trí trên kênh ngang số 2
của lò phản ứng Đà Lạt
12 Số 67 - áng 6/2021
THÔNG TIN KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ HẠT NHÂN
Để đánh giá kết quả tính toán mô phỏng, chúng xạ và lắp đặt trên kênh ngang.
tôi đã tiến hành so sánh kết quả mô phỏng suất
Phan Bảo Quốc Hiếu, Phạm Ngọc Sơn
liều neutron và gamma trên kênh ngang số 1 với
giá trị suất liều đo được bằng máy đo liều trên
kênh ngang số 2 của lò phản ứng hạt nhân Đà
Lạt. Ở gần cửa kênh ngang, suất liều neutron ở
kênh ngang số 2 cao hơn khoảng 1.5 lần so với ở
kênh ngang số 1. Ở khu vực xa cửa kênh, suất liều
neutron và gamma tính toán trên kênh ngang số
1 khá tương đồng với suất liều đo được trên kênh
ngang số 2. Xét về thiết kế, kênh ngang số 1 và
kênh ngang số 2 có thiết kế khá tương đồng. Tuy
nhiên, phân bố phổ thông lượng neutron trên
kênh ngang số 2 cứng hơn so với kênh ngang số
1 do điểm đầu kênh ngang số 1 nằm ngoài vành
phản xạ graphite trong khi kênh ngang số 2 đâm
xuyên qua vành phản xạ, đồng thời tổ hợp phin
lọc neutron nhiệt được sử dụng trên hai kênh
ngang là khác nhau, kênh ngang số 1 sử dụng
phin lọc tinh thể sapphire có khả năng loại bỏ
phần neutron có năng lượng cao tốt hơn so với
phin lọc tinh thể silic dùng trên kênh ngang số 2,
điều đó có thể lý giải cho việc suất liều neutron
trên kênh ngang số 2 cao hơn so với kênh ngang
số 1. Hình 8 biểu diễn suất liều gamma và neu-
tron đo tại một số vị trí trên kênh ngang số 2.
Viện Nghiên cứu hạt nhân
TÀI LIỆU THAM KHẢO
sets/swx-201(hd).pdf. 2015.
[2] Sato, T., et al., Features of particle and heavy
ion transport code system (PHITS) version 3.02.
Journal of Nuclear Science and Technology, 2018.
55(6): p. 684-690.
[3] Iwamoto, Y., et al., Benchmark study of the
recent version of the PHITS code. Journal of Nu-
clear Science and Technology, 2017. 54(5): p. 617-
635.
swx-277---277-5-2018.pdf. 2018.
[5] Macfarlane, R., et al., e NJOY Nuclear Data
Processing System, Version 2016. 2017, Los Ala-
mos National Lab.(LANL), Los Alamos, NM
(United States).
[6] Ambrožič, K., et al., Delayed gamma determi-
nation at the JSI TRIGA reactor by synchronous
measurements with fission and ionization cham-
bers. Nuclear Instruments and Methods in Phys-
ics Research Section A: Accelerators, Spectrom-
eters, Detectors and Associated Equipment, 2018.
911: p. 94-103.
3. KẾT LUẬN
Bài báo đã trình bày kết quả tính toán thiết kế che
chắn an toàn bức xạ neutron và gamma sử dụng
các khối che chắn bức xạ trên kênh ngang số 1 của
lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Với cấu hình thiết
kế được đưa vào tính toán mô phỏng, các khối
che chắn bức xạ hoàn toàn đảm bảo che chắn liều
bức xạ neutron và gamma xung quanh thiết bị thí
nghiệm trên kênh ngang đạt dưới 10 μSv/h, đảm
bảo điều kiện an toàn bức xạ cho nhân viên làm
việc bên ngoài không gian cách tường lò phản
ứng 50 cm. Dựa vào kết quả tính toán thiết kế,
kích thước các lớp vật liệu từ cấu hình mô phỏng
đã được sử dụng để chế tạo các khối che chắn bức
[7] Goorley, J.T., et al., MCNP6 User’s Manual,
Version 1.0. Los Alamos National Laboratory, Los
Alamos, 2013.
Số 67 - áng 6/2021 13
6 trang
20/04/2022
2400
Bạn đang xem tài liệu "Thiết kế che chắn an toàn bức xạ trên kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt", để tải tài liệu gốc về máy hãy click vào nút Download ở trên
File đính kèm:
- thiet_ke_che_chan_an_toan_buc_xa_tren_kenh_ngang_so_1_cua_lo.pdf
