Thiết kế che chắn an toàn bức xạ trên kênh ngang số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

iá 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 
 Chùm neutron trên các kênh ngang của lò phản 
 neutron, gamma, alpha, và beta. Tuy nhiên, có 
 ứng Đà Lạt được sử dụng với mục đích là công cụ 
 hai loại bức xạ chính là neutron và gamma. Bức 
 gây ra các phản ứng hạt nhân với bia mẫu nhằm 
 xạ neutron bên ngoài kênh ngang số 1 chủ yếu có 
 phục vụ các thí nghiệm. Thông thường, chỉ một 
 năng lượng nhiệt được tạo ra bởi tổ hợp phin lọc 
 phần của chùm neutron gây các phản ứng với bia 
 bằng tinh thể sapphire và bismuth có thông lượng 
 mẫu, phần còn lại đi xuyên qua mẫu hoặc tán xạ 
 cỡ từ 106 - 107 (n/cm2.s-1) tại vị trí đặt bia mẫu. Tại 
 lên mẫu, sau đó bị hấp thụ bởi các vật liệu che 
 vị trí đặt bia mẫu, chùm neutron có phân bố năng 
 chắn tạo ra bức xạ thứ cấp gây nên liều bức xạ 
 lượng như biểu diễn ở Hình 1. Để đảm bảo tính 
 cao ở không gian bên ngoài kênh ngang. Ngoài 
 đồng nhất của chùm neutron cũng như giảm liều 
 ra, các tia gamma năng lượng cao sinh ra từ các 
 bức xạ xung quanh kênh ngang, chùm neutron từ 
 sản phẩm phân hạch và từ các phản ứng hạt nhân 
 lò phản ứng được chuẩn trực bởi các khối chuẩn 
 cũng đóng góp liều bức xạ đáng kể cho không 
 trực hình trụ hoặc hình nón rỗng được làm bằng 
 gian bên ngoài các kênh ngang khi mở kênh. 
 vật liệu chì và SWX-201[1] được đặt xen kẽ. Do 
 Nhằm giảm thiểu liều bức xạ xung quanh khu 
 chỉ một phần chùm neutron bị hấp thụ và tán xạ 
 vực thí nghiệm đảm bảo các yêu cầu an toàn bức 
 với bia mẫu, phần còn lại của chùm neutron đi 
 xạ (ATBX) cho nhân viên làm việc, các khối che 
 xuyên qua mẫu nên cần phải thiết kế các khối che 
 chắn bức xạ đã được tính toán, thiết kế, và chế tạo 
 chắn xung quanh chùm kết hợp một khối chắn 
 để lắp đặt trên các kênh ngang. 
8 Số 67 - Tháng 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 
 2. MÔ PHỎNG TÍNH TOÁN SUẤT LIỀU BỨC 
trong chuẩn trực và che chắn. Do đó, để đảm bảo 
 XẠ NEUTRON VÀ GAMMA
che chắn hiệu quả các loại bức xạ, ngoài lớp vật 
liệu làm chậm và hấp thụ neutron, cần thiết kế 2. 1. Mô phỏng tính toán suất liều bức xạ bằng 
một lớp vật liệu chì hấp thụ gamma bên ngoài các chương trình PHITS 
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 
 Hình 1. Phổ neutron mô phỏng tại vị trí đặt mẫu benchmark về che chắn bức xạ neutron và gamma 
 so với phổ từ nguồn phát neutron [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.
 Thiết 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 
Hinh 2. Thiết kế hệ phổ kế trùng phùng gamma sử quanh chùm neutron được thiết kế bao gồm một 
 dụng 4 đầu dò HPGe lớp vật liệu SWX-201 dày 3.5 cm đặt bên trong 
 lớp chì dày 5 cm. Khối chắn dòng neutron được 
Báo cáo này trình bày kết quả thiết kế, tính 
 thiết kế sử dụng ba lớp vật liệu chính; phần bên 
toán che chắn an toàn bức xạ dựa trên kết quả 
 trong sử dụng vật liệu SWX-277 [4] là loại vật liệu 
mô phỏng suất liều bức xạ xung quanh các khối 
 giàu hydro chứa 5% boron có tác dụng làm chậm 
che chắn neutron và gamma trên kênh ngang 
 Số 67 - Tháng 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 
 với tỷ lệ tương ứng là 80% : 20% nhằm hấp thụ kênh ngang tương đương với nguồn phát thể tích 
 hoàn toàn phần neutron trong khối chắn dòng; có giá trị tổng thông lượng 5.26×1011 (n/cm2.s-1). 
 phần bên ngoài là lớp vật liệu chì dày từ 15 cm -35 Nguồn phát gamma sử dụng trong mô phỏng 
 cm bao bọc xung quanh các lớp vật liệu hấp thụ được tính toán bằng chương trình ORIGEN2 tại 
 neutron nhằm hấp thụ bức xạ gamma. Toàn bộ vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm với thông lượng 
 kết cấu khối chắn dòng được bọc bởi khung thép tổng là 5.45×1013 (g/cm2.s-1) với phân bố biểu diễn 
 chịu lực nhằm đảm bảo an toàn trong quá trình ở Hình 4. Giá trị thông lượng gamma tổng được 
 vận chuyển khối chắn dòng. Hình 3 mô tả thiết kế ước tính dựa trên giả định thành phần gamma trễ 
 các lớp của khối chắn dòng neutron. 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]). 
 Hinh 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 Hình 4. Phổ gamma trễ tính toán tại vị trí nguồn 
 bằng chương trình NJOY2016 [5]. phát bằng chương trình ORIGEN2
 Nguồn neutron được sử dụng trong tính toán Suất liều bức xạ neutron và gamma đã được mô 
 này là nguồn neutron được tính toán từ chương phỏng tính toán cho toàn bộ không gian xung 
 trình MCNP tại vị trí cách tâm vùng hoạt 55 cm quanh chùm neutron bên ngoài kênh ngang số 1 
 với thông lượng tổng 5.26×1011 (n/cm2.s-1) và bởi tally [T-Track] của chương trình PHITS. Để 
 có phân bố như Hình 1. Để giảm thời gian tính tính toán suất liều bức xạ, chúng tôi đã sử dụng 
 toán, chúng tôi đã khai báo nguồn phát neutron ở bảng chuyển đổi giá trị thông lượng sang giá trị 
 dạng nguồn đĩa phát đồng nhất dọc theo phương suất liều hiệu dụng áp dụng lần lượt các bảng giá 
 của các ống chuẩn trực. Tuy nhiên, để đảm bảo trị chuyển đổi ANSI/ANS-6.1.1-1977 và ANSI/
 tính chính xác của phép mô phỏng, giá trị thông ANS6.1.1-1977 [7] tương ứng cho bức xạ neu-
 lượng tổng của nguồn phát neutron đã được hiệu tron và gamma. Bảng giá trị chuyển đổi này được 
 chỉnh bằng cách thực hiện 2 phép mô phỏng với đưa trực tiếp vào tập tin input của chương trình 
 hai dạng nguồn phát khác nhau sao cho kết quả PHITS dưới dạng các hệ số nhân áp dụng cho 
 thông lượng ghi nhận tại vị trí cửa kênh ngang các nhóm bức xạ có năng lượng từ thấp đến cao. 
 không đổi. Sau quá trình tính toán, nguồn phát Hình 5 mô tả cấu hình hình học mô phỏng suất 
 neutron đồng nhất với thông lượng tổng 7.20×1010 liều bức xạ bên ngoài kênh số 1.
10 Số 67 - Tháng 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 
vi từ tường lò phản ứng cho tới phía cuối khối (b)
chắn dòng neutron trong tình trạng mở khối cản Hình 6. Phân bố suất liều neutron (a) và gamma 
xạ ở cửa kênh ngang số 1. Kết quả mô phỏng phân (b) mô phỏng bên ngoài kênh ngang số 1
bố suất liều neutron và gamma được trình bày ở 
 Để đánh giá chi tiết phân bố suất liều neutron 
Hình 6. Suất liều gamma được mô phỏng bao 
 trong không gian xung quanh chùm neutron, 
gồm thành phần gamma sinh ra từ lò phản ứng 
 suất liều neutron đã được tính toán theo các mặt 
và thành phần gamma sinh ra bởi phản ứng bắt 
 phẳng vuông góc với phương của chùm neutron 
neutron của các vật liệu làm phin lọc, chuẩn trực, 
 tại các vị trí từ tường lò phản ứng cho đến hết 
và che chắn. Tại vị trí sát cửa kênh ngang, suất 
 khối chắn dòng. Tất cả các tính toán này đều được 
liều neutron vào khoảng 20 μSv/h. Tuy nhiên, ở vị 
 thực hiện trong tình trạng mở khối cản xạ ở cửa 
trí cách cửa kênh 50 cm, suất liều giảm xuống còn 
 kênh ngang. Ở vị trí sát tường lò phản ứng, suất 
khoảng dưới 5.0 μSv/h. Ở cuối khối chắn dòng 
 liều neutron tính toán vào khoảng dưới 20 μSv/h 
neutron, suất liều neutron và gamma chỉ còn 
 sau đó giảm đáng kể ở các vị trí xa hơn.
khoảng dưới 0.5 μSv/h. Đối với bức xạ gamma, 
 Số 67 - Tháng 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 
 2.3. Bàn luận 
 ngang, suất liều neutron và gamma vượt quá 10 
 Suất liều neutron và gamma bên ngoài kênh ngang μSv/h, do đó nên hạn chế tiếp cận khu vực này 
 số 1 của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt đã được khi chưa đóng dòng neutron. 
 mô phỏng tính toán bằng chương trình PHITS 
 Hinh 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 - Tháng 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 
liều neutron và gamma trên kênh ngang số 1 với Phan Bảo Quốc Hiếu, Phạm Ngọc Sơn
giá trị suất liều đo được bằng máy đo liều trên Viện Nghiên cứu hạt nhân
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 TÀI LIỆU THAM KHẢO 
neutron và gamma tính toán trên kênh ngang số 
 [1] Shieldwerx, 
1 khá tương đồng với suất liều đo được trên kênh 
 sets/swx-201(hd).pdf. 2015.
ngang số 2. Xét về thiết kế, kênh ngang số 1 và 
kênh ngang số 2 có thiết kế khá tương đồng. Tuy [2] Sato, T., et al., Features of particle and heavy 
 ion transport code system (PHITS) version 3.02. 
nhiên, phân bố phổ thông lượng neutron trên 
 Journal of Nuclear Science and Technology, 2018. 
kênh ngang số 2 cứng hơn so với kênh ngang số 55(6): p. 684-690.
1 do điểm đầu kênh ngang số 1 nằm ngoài vành 
 [3] Iwamoto, Y., et al., Benchmark study of the 
phản xạ graphite trong khi kênh ngang số 2 đâm 
 recent version of the PHITS code. Journal of Nu-
xuyên qua vành phản xạ, đồng thời tổ hợp phin clear Science and Technology, 2017. 54(5): p. 617-
lọc neutron nhiệt được sử dụng trên hai kênh 635.
ngang là khác nhau, kênh ngang số 1 sử dụng 
 [4] Shieldwerx, 
phin lọc tinh thể sapphire có khả năng loại bỏ swx-277---277-5-2018.pdf. 2018.
phần neutron có năng lượng cao tốt hơn so với 
 [5] Macfarlane, R., et al., The NJOY Nuclear Data 
phin lọc tinh thể silic dùng trên kênh ngang số 2, 
 Processing System, Version 2016. 2017, Los Ala-
điều đó có thể lý giải cho việc suất liều neutron mos National Lab.(LANL), Los Alamos, NM 
trên kênh ngang số 2 cao hơn so với kênh ngang (United States).
số 1. Hình 8 biểu diễn suất liều gamma và neu-
 [6] Ambrožič, K., et al., Delayed gamma determi-
tron đo tại một số vị trí trên kênh ngang số 2. nation at the JSI TRIGA reactor by synchronous 
 measurements with fission and ionization cham-
 bers. Nuclear Instruments and Methods in Phys-
3. KẾT LUẬN ics Research Section A: Accelerators, Spectrom-
Bài báo đã trình bày kết quả tính toán thiết kế che eters, Detectors and Associated Equipment, 2018. 
 911: p. 94-103.
chắn an toàn bức xạ neutron và gamma sử dụng 
các khối che chắn bức xạ trên kênh ngang số 1 của [7] Goorley, J.T., et al., MCNP6 User’s Manual, 
lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt. Với cấu hình thiết Version 1.0. Los Alamos National Laboratory, Los 
 Alamos, 2013.
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 
 Số 67 - Tháng 6/2021 13