Tài liệu Nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p, n) trên các bia nặng phục vụ cho thiết kế bia trong lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc

i ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN THỊ ÁI THU NGHIÊN CỨU PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p, n) TRÊN CÁC BIA NẶNG PHỤC VỤ CHO THIẾT KẾ BIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC LUẬN ÁN TIẾN SĨ VẬT LÝ Tp. Hồ Chí Minh – 2011 ii ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN NGUYỄN THỊ ÁI THU NGHIÊN CỨU PHẢN ỨNG HẠT NHÂN (p, n) TRÊN CÁC BIA NẶNG PHỤC VỤ CHO THIẾT KẾ BIA TRONG LÒ PHẢN ỨNG ĐIỀU KHIỂN BẰNG MÁY GIA TỐC Chuyên ngành: Vật Lý Nguyên tử và Hạt nhân Mã số chuyên ngành: 62 44 05 01 Phản biện 1: GS. TSKH NGUYỄN XUÂN HÃN Phản biện 2: TS. NGUYỄN ĐỨC THÀNH Phản biện 3: TS. TRƯƠNG THỊ HỒNG LOAN Phản biện độc lập 1: PGS.TS NGÔ QUANG HUY Phản biện độc lập 2: TS NGUYỄN VĂN HÙNG NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS NGUYỄN MỘNG GIAO PGS.TS CHÂU VĂN TẠO Tp. Hồ Chí Minh – Năm 2011 iii LỜI CAM ĐOAN Tôi xin cam đoan đây là công trình nghiên cứu của riêng tôi cùng với Thầy hướng dẫn khoa học. Kết quả nêu trong luận án là trung thực và chưa từng ai công bố trong bất kỳ công trình nào khác. Tác giả Nguyễn Thị Ái Thu iv LỜI CẢM ƠN Để hoàn thành được luận án, tác giả đã nhận được nhiều sự giúp đỡ rất chân tình. Xin trân trọng cảm ơn:  PGS.TS Nguyễn Mộng Giao, thầy hướng dẫn nghiên cứu thực hiện luận án. Thầy đã tạo điều kiện để tôi tham dự báo cáo các Hội nghị khoa học trong nước và gửi bài đăng các tạp chí khoa học tại Ý cùng tham dự hội nghị quốc tế tại Nhật và Mỹ.  PGS. TS Châu Văn Tạo Trưởng Khoa Vật Lý, Trưởng Chuyên ngành Hạt Nhân Nguyên Tử Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên TP. Hồ Chí Minh đã rất tận tâm chỉ bảo và giúp đỡ tôi bất cứ lúc nào tôi cần để hoàn thành luận án.  PGS. TS Vương Hữu Tấn, Viện Trưởng Viện Năng lượng Nguyên Tử VN đã cung cấp tài liệu giúp đỡ tôi viết luận án này.  PGS. TS Nguyễn Nhị Điền, Viện Trưởng Viện Hạt Nhân Dalat, đã giúp đỡ tạo điều kiện được nghiên cứu một thời gian dài tại Lò phản ứng hạt nhân giúp tôi mở cửa sổ để tiếp cận trong khảo sát thực tế.  Xin cảm ơn các Thầy Phản biện và các Thầy Cô thành viên trong Hội Đồng Cấp Cơ sở đã giúp nhiều ý kiến bổ ích cho Luận án.  Xin chân thành cảm ơn các Thầy Phản biện Độc lập đã đọc và chỉ dẫn nhiều ý kiến rất quan trọng để hoàn thành Luận án.  Xin cảm ơn Giáo sư Jirina R. Stone (MIT – Massachusetts Institute of Technology – USA) đã nhiệt tình góp ý, ủng hộ hết lòng cho đề tài nghiên cứu của Luận án. Cảm ơn Giáo sư Tunis (ICTP – International Centre for Theoretical Physics – Italy ) với những giúp đỡ và những nhận xét mang tính khoa học cao cho những công trình nghiên cứu của Luận án. Xin cảm ơn Giáo sư Hiroyoshi Sakurai (RIKEN Nishina Center for Accelerator Based Science – Japan) đã cho những ý kiến đóng góp để công trình nghiên cứu của Luận án được hoàn thiện hơn. v  Các thầy cô trong Bộ Môn Hạt Nhân và Phòng Quản Lý Khoa Học Sau Đại Học và Hợp Tác Quốc Tế, Trường Đại Học Khoa Học Tự Nhiên Tp. Hồ Chí Minh đã giúp đỡ để hoàn thành và bảo vệ luận án.  Xin cảm ơn các đồng nghiệp Trường Cao Đẳng GTVT Tp. HCM đã động viên tôi trong quá trình hoàn thành luận án. Cuối cùng xin được phép các GS.TS, các thầy cô cho tôi được thắp nén hương linh để tạ ơn người anh ruột Nguyễn Mạnh Dũng mới qua đời. Suốt hơn 2 năm bệnh nặng mà vẫn động viên giúp đỡ vật chất và tinh thần cho tôi học và nghiên cứu, đây là khoảng thời gian tôi vừa học và vừa nuôi anh ở bệnh viện, khoảng thời gian mà tôi không thể quên. Một lần nữa xin cảm ơn quý thầy cô và bạn bè đã là động lực là nguồn sáng cho tôi viết luận án tiến sĩ hôm nay. vi MỤC LỤC Trang Lời cam đoan i Lời cảm ơn ii Mục lục iv Bảng các chữ viết tắt vi Danh mục các bảng viii Danh mục các hình vẽ ix Mở đầu 1 Chương 1 Tổng quan 13 1.1 Những nghiên cứu trên thế giới về phản ứng (p, n) 13 1.2 Giới thiệu thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL 25 1.2.1. File tổng quát 25 1.2.2. File đặc biệt 27 1.2.3. Thư viện dữ liệu năng lượng cao JENDL (JENDL-HE) 28 1.2.4. Cấu trúc của JENDL-HE-2007 28 Chương 2 Mô hình bia đồng nhất 29 2.1 Một số các công thức tính toán 29 2.1.1. Công thức tính tiết diện phản ứng 29 2.1.2. Công thức tính số neutron và hiệu suất sinh neutron 30 2.1.3. Chương trình MATLAB 31 2.1.4. Dữ liệu của thư viện JENDL-HE 31 2.1.5. Xây dựng chương trình tính toán 32 Một số kết quả 33 2.2.1. Bề dày bia 33 2.2.2. Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên các bia nặng 34 2.2.3. Số neutron sinh ra theo phân bố góc 39 2.2.4. Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên các bia nặng 43 2.2 vii 2.2.5. Phân bố góc của neutron 47 2.2.6. Hiệu suất neutron 50 2.3 Kết luận 52 Chương 3 Mô hình màn chắn trên bia 53 3.1 Mô hình tính 53 3.2 Các bước tính toán 56 3.2.1. Năng lượng mất mát của chùm proton tới 56 3.2.2. Sự suy giảm của cường độ dòng proton 58 3.2.3. Số neutron sinh ra 60 3.2.4. So sánh hiệu suất sinh neutron với công trình khác 63 3.2.5. Sử dụng mô hình màn chắn trên bia tính số neutron sinh ra 64 phân bố ở các góc 3.2.6. So sánh số neutron sinh ra được phân bố ở các góc giữa 67 mô hình đồng nhất và mô hình màn chắn 3.3 Kết luận 69 Kết luận chung 71 Kiến nghị về hướng nghiên cứu tiếp theo 72 Danh mục các công trình 74 Tài liệu tham khảo 76 Phụ lục 86 viii BẢNG CÁC CHỮ VIẾT TẮT Chữ viết tắt Tiếng Việt Tiếng Anh ADS Lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc Accelerator-Driven System ALICE ALIROOT-HLC, Code tính toán dùng mô phỏng dấu hiệu gây bởi bức xạ BNCT Liệu pháp bắt neutron của Boron Boron Neutron Capture Therapy CYRIC Trung tâm đồng vị phóng xạ và cyclotron Cyclotron and RadioIsotope Center CEM Mô hình kích thích tầng Cacade Exciton Model CEX CRISP Charge EXchange Code tính toán phản ứng hạt nhân năng RIo-Sao lượng cao và trung bình FLUKA Code Paulo Collaboration mô phỏng sự tương tác và vận Fluktuierende chuyển hạt FKK KAskade Feshbach Kerman Koonin INC Tầng nội hạt nhân Intra-Nuclear Cascade J-PARC Viện nghiên cứu máy gia tốc proton của Japan Nhật Bản Proton Accelerator Research Complex JENDL Thư viện dữ liệu hạt nhân JENDL của Japanese Evaluated Nhật Bản Nuclear Data Library LAHET Hệ thống code tính toán cho vận chuyển Los Alamos High ix MATLAB năng lượng cao của Los Alamos Energy Transport Ngôn ngữ lập trình MATrix LABoratory MCNPX QMD Code vận chuyển bức xạ sử dụng phương Monte Carlo N pháp Monte Carlo mở rộng particle eXtended Động học phân tử lượng tử Quantum Molecular Dynamics SDM Mô hình phân rã thống kê Statistical Model SHIELD Code mô phỏng Monte Carlo cho dòng hadron trong bia phức tạp Decay x DANH MỤC CÁC BẢNG STT Bảng Diễn giải Trang 1 1.1 Các phiên bản của JENDL 26 2 1.2 Các File dữ liệu JENDL đặc biệt 27 3 1.3 Lĩnh vực ứng dụng của dữ liệu hạt nhân năng lượng cao 28 4 2.1 Quãng chạy tự do trung bình của proton R p và bề dày 34 các bia U, Pb, Au, W được chọn trong vùng năng lượng bắn phá của proton từ 0.5 GeV đến 3 GeV 5 2.2 Loại bia dùng cho ADS và năng lượng dòng proton 38 tương ứng 6 2.3 Số neutron sinh ra phân bố ở vùng phía sau các bia (mô 42 hình đồng nhất) 7 2.4 Hiệu suất sinh neutron từ bia 208 Pb với năng lượng 51 proton tới là 1,0 GeV 8 3.1 Cường độ dòng proton, số neutron sinh ra, bia 238 U dày 56 với Ep=1,5GeV 9 3.2 Độ mất mát năng lượng riêng của proton khi xuyên qua 57 bia 206Pb, 208Pb, 197Au, 238U, 184W 10 3.3 Số neutron sinh ra phân bố ở góc 1800 phía sau bia 11 3.4 Đánh giá sự sai biệt về số neutron sinh ra theo phân bố 68 67 góc với năng lượng proton 1,5 GeV giữa hai mô hình đồng nhất và màn chắn (số neutron x1018) 12 3.5 Đánh giá sự sai biệt về số neutron sinh ra theo năng 69 lượng proton giữa hai mô hình đồng nhất và màn chắn (số neutron x1018) 13 3.6 Bảng so sánh các thông số cần thiết để lựa chọn bia 70 xi DANH MỤC HÌNH VẼ Stt Hình Diễn giải Trang 1 Tiêu thụ năng lượng hạt nhân tính bình quân theo đầu người 3 1 ở một số nước trên thế giới trong năm 2003 2 2 Mô hình một nhà máy hủy thải phóng xạ vận hành bởi ADS 8 3 2.1 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên bia 35 204 Pb, 206Pb, 207Pb, 208Pb bề dày d  R p 4 2.2 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên bia 180 W, 182 W, 36 184 W, 186W bề dày d  R p 5 2.3 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên 6 2.4 Số neutron sinh từ phản ứng (p, n) trên 238U, 235U dày d  R p 7 2.5 Số neutron sinh ra từ phản ứng (p, n) trên 197 Au dày d  R p 204 36 37 Pb, 206Pb, 207Pb, 38 208 Pb, 180W, 182W, 184W, 186W, 238U, 235U, 197Au dày d  R p 8 2.6 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên bia 206 Pb, 186 W, 197 238 U, 235 U, 39 Au, bề dày bia d  R p với năng lượng của proton tới là 0,5 GeV 9 2.7 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên bia 206 Pb, 186 W, 238 U, 235 U, 40 197 Au, bề dày bia d  R p với năng lượng của proton tới là 0,6 GeV 10 2.8 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, 235 U, 41 235 U, 41 235 U, 41 235 U, 41 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 0,7 GeV 11 2.9 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 0,8 GeV 12 2.10 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 1,0 GeV 13 2.11 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, xii 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 1,5 GeV 14 2.12 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, 235 U, 42 235 U, 42 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 2,0 GeV 15 2.13 Số neutron sinh ra theo phân bố góc trên 206 Pb, 238 U, 186 W, 197Au bề dày d  R p năng lượng Ep= 3,0 GeV 16 2.14 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 206Pb với năng 44 lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 3,0 GeV 17 2.15 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 238 U với năng 44 lượng bắn phá của proton từ 0.5 GeV đến 3 GeV 18 2.16 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 235 U với năng 45 lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 3,0 GeV 19 2.17 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 186W với năng 45 lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 3,0 GeV 20 2.18 Tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) trên bia 197Au với năng 46 lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 3,0 GeV 21 2.19 So sánh tiết diện vi phân của phản ứng (p, n) giữa tài liệu 47 [10] (hình b) và kết quả của luận án hình (a) 22 2.20 Phân bố góc của neutron sinh ra trên bia 206 Pb với năng 48 lượng của proton từ 0,5GeV đến 1,5 GeV 23 2.21 Phân bố góc của neutron trên bia 238U với Ep = 0,5 ÷1,5 GeV 48 24 2.22 Phân bố góc của neutron trên bia 238U với Ep= 0,5 ÷1,5 GeV 49 25 2.23 Phân bố góc của neutron sinh ra trên bia 197 Au với năng 49 lượng bắn phá của proton từ 0,5 GeV đến 1,5 GeV 26 2.24 Phân bố góc của neutron với Ep= 800 MeV trên bia 208Pb 27 2.25 Hiệu suất sinh neutron trên bia 208 50 Pb ở mô hình bia đồng 51 nhất và mô hình của Sara T.Mongelli et al. [39] 28 3.1 Mô hình màn chắn trên bia – Screening effect model 29 3.2 Độ mất mát năng lượng riêng của proton trên các bia 53 206 Pb, 57 xiii 238 U, 197Au, 186W 30 3.3 Độ suy giảm của chùm proton trong bia 206 Pb, 238 197 206 Pb, 238 197 U, Au, 58 186 W với Ep= 0,5 GeV, Ip=25 mA 31 3.4 Độ suy giảm của chùm proton trong bia U, Au, 58 186 W với năng lượng proton tới là 0,8 GeV, cường độ dòng máy gia tốc I = 25 mA 32 3.5 Độ suy giảm của chùm proton trong bia 206 Pb, 238 U, 197 Au, 59 186 W với năng lượng proton tới là 1,0 GeV, cường độ dòng máy gia tốc I = 25 mA 33 3.6 Độ suy giảm của chùm proton trong bia 206 Pb, 238 U, 197 Au, 59 186 W với năng lượng proton tới là 1,5 GeV, cường độ dòng máy gia tốc I = 25 mA 34 3.7 So sánh số neutron sinh ra trên bia 206 Pb từ phản ứng hạt 60 nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất và mô hình màn chắn trên bia 35 3.8 So sánh số neutron sinh ra trên bia 238 U từ phản ứng hạt 61 nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất và mô hình màn chắn trên bia 36 3.9 So sánh số neutron sinh ra trên bia 186 W từ phản ứng hạt 62 nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất và mô hình màn chắn trên bia 37 3.10 So sánh số neutron sinh ra trên bia 197 Au từ phản ứng hạt 62 nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất và mô hình màn chắn trên bia 38 3.11 So sánh hiệu suất sinh neutron ở bia chì từ phản ứng hạt 63 nhân (p, n) giữa mô hình bia đồng nhất, mô hình màn chắn và công trình của nhóm nghiên cứu Sara T. Mongelli và cộng sự [39] 39 3.12 Số neutron phân bố theo góc trên 238 U, 235 U, 206 Pb, 186 W, 64 xiv 197 Au với năng lượng proton 0,5 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia 40 3.13 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 238 U, 235 U, 65 206 Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 0,6 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia 41 3.14 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 238 U, 235 U, 65 206 Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 0,7 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia 42 3.15 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 238 U, 235 U, 65 206 Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 0,8 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia 43 3.16 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 238 U, 235 U, 66 206 Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 1,0 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia 44 3.17 Số neutron sinh ra phân bố theo góc trên các bia 206 238 U, 235 U, 66 Pb, 186W, 197Au với năng lượng của proton là 1,5 GeV tính theo mô hình màn chắn trên bia -1- MỞ ĐẦU Một trong những thách thức lớn nhất của nhân loại hiện nay là nhu cầu năng lượng ngày càng tăng trong khi các nguồn năng lượng truyền thống ngày càng cạn kiệt. Theo các tính toán [2], dầu hỏa giá rẻ chỉ có thể khai thác khoảng 40 năm nữa, khí tự nhiên còn đủ dùng trong vòng 60 năm [2] và các loại nhiên liệu hóa thạch khác như than đá, than nâu, than bùn cũng còn khai thác được khoảng 230 năm [2]. Hơn nữa, sử dụng nguồn nhiên liệu hóa thạch là một trong những nguyên nhân gây ra hiệu ứng nhà kính dẫn đến biến đổi khí hậu mang tính toàn cầu. Để giảm hiệu ứng nhà kính, người ta đang tìm mọi cách hạn chế việc xây dựng các nhà máy phát điện chạy bằng than hoặc dầu mỏ khí đốt. Ngoài ra việc khai thác các nguồn nhiên liệu này cũng có thể dẫn đến thảm họa môi trường, ví dụ như vụ nổ giàn khoan ở vịnh Mexico (Mỹ) vào ngày 3/9/2010 vừa qua. Tai nạn này đã gây ảnh hưởng nghiêm trọng cho cả một vùng biển rộng lớn và để khắc phục hậu quả xảy ra cần phải mất hàng chục năm. Năng lượng có thể thay thế cho nhiên liệu hóa thạch là thủy điện, năng lượng gió, năng lượng mặt trời, sóng biển, thủy triều. Các dạng năng lượng tái tạo này có nhiều ưu điểm nhưng cho đến nay còn hàng loạt các vấn đề công nghệ như tính ổn định của thiết bị, hiệu quả về mặt kinh tế … vẫn còn chưa được giải quyết. Dưới đây xin điểm qua vài nét về các dạng năng lượng đó: 1) Thủy điện Nước ta có tiềm năng thủy điện lớn, nhất là các tỉnh miền trung. Hiện nay thủy điện chiếm một tỷ trọng khá lớn trong cơ cấu điện năng ở Việt Nam. Tuy nhiên sản lượng của thủy điện phụ thuộc vào lượng mưa hàng năm. Ngoài ra, xây dựng các đập thủy điện chiếm nhiều đất đai, dẫn đến việc phá rừng, nhất là rừng đầu nguồn ảnh hưởng đến khí hậu và môi trường. Khi xây dựng các đập thủy điện phải tái định cư dân chúng sống trong vùng hồ chứa, gây một xáo trộn lớn cho đời sống của cư dân. Một số dự án thủy điện cũng sử dụng các kênh, thường để đổi hướng dòng sông với độ dốc nhỏ hơn nhằm tăng áp suất có được. Trong một số trường hợp, toàn -2- bộ dòng sông có thể bị đổi hướng để trơ lại lòng sông cạn. Những ví dụ như vậy có thể thấy ở sông Tekapo và sông Pukaki ở New Zealand. Việc xây đập tại vị trí địa lý không hợp lý có thể gây ra những thảm họa như vụ đập Vajont tại Ý làm chết rất nhiều người năm 1963. 2) Điện gió Năng lượng gió được đánh giá là thân thiện nhất với môi trường và ít gây ảnh hưởng xấu về mặt xã hội. Tuy nhiên bên cạnh đó vẫn có những điểm bất lợi trong khai thác đó là không ổn định, phụ thuộc vào thời tiết khí hậu, chiếm diện tích lớn, giá thành cũng không rẻ. 3) Điện mặt trời Năng lượng mặt trời là một trong các hình thức năng lượng tái tạo quan trọng. Tiềm năng này ở Việt Nam rất lớn, với lượng bức xạ trung bình 5 kW/m²/ngày và khoảng 2000 giờ nắng/năm. Tuy nhiên năng lượng mặt trời chưa được phát triển mạnh với nhiều lý do, trong đó phải kể đến đòi hỏi vốn đầu tư ban đầu, giá thành lại đắt hơn nhiều so với các dạng năng lượng khác. Theo tính toán của nhiều nhà kinh tế, điện mặt trời hiện nay có giá thành khoảng 8 đến 9 USD/W) [97], với giá cao như thế năng lượng mặt trời chưa thể được dùng rộng rãi. Ngoài ra việc sản xuất các pin mặt trời cũng gây ô nhiễm lớn. Để sản xuất pin mặt trời người ta cần chế tạo các đơn tinh thể silic, đây là quy trình tốn nhiều năng lượng và gây ô nhiễm môi trường. Việc sử dụng acquy để dự trữ năng lượng trong công nghệ năng lượng mặt trời cũng gây ô nhiễm môi trường sinh thái. Vì thế cho đến ngày nay đóng góp của các dạng năng lượng tái tạo vào cán cân năng lượng của nhân loại còn chưa đáng kể (khoảng 10% tổng số năng lượng đang tiêu thụ [2]) Năng lượng nhiệt hạch (fusion power) có tiềm năng lớn nhưng đang trong quá trình nghiên cứu. Hiện đang có một kế hoạch hợp tác quốc tế dưới sự hỗ trợ của Cơ quan Năng lượng Nguyên tử Quốc tế (IAEA) để giải quyết vấn đề này (ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor) [92]. Người ta cho rằng phải -3- mất khoảng trên 20 năm nữa nguồn năng lượng này mới có thể đưa vào sử dụng trong thực tế. Vào tháng 3/2010 phòng thí nghiệm Nghiên cứu Quốc gia Lawrence Livermore (Lawrence Livermore National Laboratory – USA) đã thông báo [95] một nhà máy điện LIFE (Laser Inertial Fusion Engine) đầu tiên sẽ được đưa thử nghiệm vào năm 2020, sau đó nhà máy điện thương mại hoàn chỉnh sẽ được đưa vào vận hành năm 2030. Có thể nói rằng, năng lượng mà nhân loại có thể sử dụng hiệu quả nhất hiện nay vẫn là năng lượng hạt nhân thu được từ phản ứng phân hạch (nuclear fission energy). Năng lượng hạt nhân cho đóng góp lớn trong cán cân năng lượng của toàn cầu. Ở các nước như Thụy Điển, Pháp, tỉ lệ sử dụng năng lượng hạt nhân khá cao Quy đổi tương đương kg dầu/người/năm (hình 1). Hình 1: Tiêu thụ năng lượng hạt nhân tính bình quân theo đầu người ở một số nước trên thế giới trong năm 2003 [96] Thiết bị để sản xuất năng lượng hạt nhân chính là lò phản ứng hạt nhân. Quá trình sinh năng lượng thông qua sự vỡ hạt nhân như sau: Khi một hạt nhân 235 U hoặc 239 Pu hấp thụ một neutron, nó có thể vỡ thành các mảnh đồng thời phóng ra các neutron và giải phóng năng lượng. Neutron sinh ra -4- sau mỗi phân hạch lại có thể bị hấp thụ bởi các hạt nhân phân hạch khác, và hạt nhân này lại bị phân hạch và cứ thế phân hạch diễn ra như một dây chuyền. Số phân hạch tăng lên rất nhanh trong một thời gian rất ngắn tạo thành một chuỗi phản ứng hạt nhân. Năng lượng giải phóng trong quá trình phân hạch ở dạng nhiệt, có thể được chuyển đổi thành điện năng. Đặc trưng thứ nhất của năng lượng hạt nhân là không thải CO2, SOx, NOx gây ô nhiễm không khí. Lò phản ứng hạt nhân tạo năng lượng có thể phát công suất lớn và giá thành tương đối rẻ tiền. Bên cạnh đó các lò phản ứng truyền thống vẫn còn nhiều nhược điểm: 1) An toàn nhà máy điện hạt nhân là an toàn lò phản ứng và sự cố mất an toàn lớn nhất là sự cố không chế ngự được công suất. Đây là vấn đề quan tâm hàng đầu của các nhà chuyên môn. Theo tính toán thì công suất lò ở trạng thái tới hạn có thể tăng tới mức tùy ý mà không cần bổ sung nhiên liệu. Công suất thực tế của lò được giữ ổn định ở mức nào là nhờ hệ thống điều khiển. Khi công suất lò tăng mà nhiệt độ nhiên liệu tỏa ra không được hệ thống tải nhiệt giải phóng thì các thanh nhiên liệu có thể bị nóng chảy dẫn đến sự cố lò. Đó là sự cố rất nguy hiểm của lò phản ứng. Mặc dù ngày nay với công nghệ tiên tiến, người ta đã có nhiều biện pháp xử lý và vấn đề an toàn lò phản ứng đã được cải thiện rất nhiều nhưng xác suất xảy ra sự cố vẫn khác không. Trong lịch sử nhân loại người ta đã ghi nhận một vài sự cố lò phản ứng như nhà máy điện hạt nhân Three Mile Island (TMI) thuộc bang Pennsylvania ngày 28/3/1979 ở tổ máy số 2 đã xảy ra sự cố làm chất phóng xạ thoát ra môi trường xung quanh khiến một bộ phận dân cư phải đi lánh nạn. Nguyên nhân là do bơm cấp nước chính bị ngừng hoạt động, dẫn đến làm chảy một phần cấu trúc bên trong. Thiệt hại khoảng 2,4 tỉ USD. Ngày 26/4/1986, sự số xảy ra ở nhà máy điện hạt nhân Chernobyl cách thủ đô Kiev nước Cộng hòa Ukraine thuộc Liên Xô cũ khoảng 130 km về phía Bắc. Lò phản ứng này có công suất 3200 MW sử dụng than chì làm chất làm -5- chậm và chất tải nhiệt là nước nhẹ. Tai nạn xảy ra do vi phạm nguyên tắc vận hành làm cho thiết bị ngừng lò tự động không hoạt động được, do đó công suất của lò tăng lên nhanh chóng, nhiên liệu bị quá nhiệt, phát sinh hơi nước dữ dội dẫn đến phá hỏng ống áp lực, hư hỏng một phần lò phản ứng và khu nhà lò. Theo tài liệu báo cáo, tai nạn ở nhà máy điện hạt nhân Chernobyl xảy ra làm 31 người chết (trong đó một người chết do bỏng khi đang dập lửa và một người khác mất tích) và 203 người nhập viện do bị nhiễm phóng xạ cấp tính. Do lò phản ứng và khu nhà bị phá hỏng nên các chất phóng xạ bên trong lò phản ứng thoát ra ngoài. Ngay sau khi tai nạn xảy ra, khoảng 135 ngàn cư dân trong vòng bán kính 30 km từ nhà máy đã phải đi lánh nạn. Theo đánh giá lượng phóng xạ mà lượng cư dân này phải nhận là 16 ngàn sievert, bình quân mỗi người nhận 120 mSv cao hơn khoảng 50 lần so với lượng tia phóng xạ nhận từ tự nhiên (khoảng 2,4 mSv/năm),[2]. Chất phóng xạ vượt qua biên giới làm ô nhiễm một phạm vi rộng lớn, sang các nước Châu Âu tiếp giáp với Liên Xô cũ. Theo ước tính của các chuyên gia, tai nạn xảy ra đã làm phát tán một lượng phóng xạ lớn gấp 400 ngàn lần quả bom nguyên tử đã ném xuống Hiroshima – Nhật Bản vào năm 1945. Ở Nhật Bản mặc dù đã áp dụng những biện pháp bảo đảm nghiêm ngặt về an toàn nhưng vẫn xảy ra tai nạn tới hạn của cơ sở gia công xử lý uranium của Công ty JCO. Đó là ngày 30 tháng 9 năm 1999, tai nạn đã xảy ra ở nhà máy điện hạt nhân do Công ty JCO điều hành tại Tokaimura, Nhật Bản. Tai nạn bắt đầu khi công nhân trộn quá nhiều uranium với axit nitric dùng để chế tạo nguyên liệu hạt nhân. Họ đã thêm 35 pound uranium vào bể chứa axit nitric thay vì 5,2 pound theo quy trình. Một phản ứng phân rã hạt nhân dây chuyền đã xảy ra, người ta dùng Bo để hấp thụ neutron nhưng vẫn không đủ để ngăn chặn. Thay vì để xử lý hiện tượng nguy hiểm này, chúng đã làm vỡ các ống dẫn nước, làm nước tràn ra vùng xung quanh và làm phản ứng phân chia hạt -6- nhân ngừng lại. 20 giờ sau, phản ứng mới kết thúc. Tai nạn xảy ra làm hai công nhân thiệt mạng, thiệt hại 54 triệu USD. Mới đây ngày 11/3/2011 do tai nạn kép của trận động đất và sóng thần sự cố đã xảy ra tại các nhà máy điện hạt nhân thuộc tỉnh Fukushima ở Nhật Bản. Hệ thống bơm nước làm nguội lò phản ứng đã bị sóng thần làm hư hại hoàn toàn, vì vậy các nhà máy điện hạt nhân Fukushima bị đặt vào nguy cơ lõi lò bị tan chảy, nước Nhật đang đứng trước một thảm họa lớn. Mặc dù các nhà máy điện hạt nhân của Fukushima được thiết kế chống động đất và tính toán đến ảnh hưởng của sóng thần rất tốt, đồng thời được trang bị nhiều hệ thống làm mát với nguyên lý hoạt động độc lập, nhiều thủ tục ứng phó được xây dựng, đội ngũ cán bộ vận hành giỏi nhiều kinh nghiệm nhưng rõ ràng với hệ thống trên tới hạn xác xuất xảy ra sự cố lò phản ứng là khác không, khắc phục sự cố lại vô cùng tốn kém và phức tạp. 2) Trong quá trình hoạt động, nhiên liệu cháy sẽ sinh ra các chất thải. Chất thải có mặt các đồng vị của plutonium, mỗi năm có khoảng 50 tấn plutonium nằm trong nhiên liệu đã cháy. Năm 2010 đã có 1500 tấn plutonium tồn tại trong nhiên liệu đã dùng, đây là vật liệu lý tưởng để chế tạo bom nguyên tử, dẫn đến nguy cơ lan truyền vũ khí hạt nhân. 3) Mặt khác nhiên liệu bị đốt cháy sinh ra xỉ lò phản ứng, bao gồm các nguyên tố siêu uran (TransUran –TRU) và các mảnh vỡ phân hạch (Fission Fragment – FF), đa số chúng có tính phóng xạ và sống rất lâu, có thể gây nguy hiểm đến môi trường sinh thái. Việc xử lý, tái sinh lại nguồn nhiên liệu này rất khó khăn và tốn kém nên đa số người ta đều dùng biện pháp chôn sâu trong lòng đất hoặc dưới đáy đại dương. Tuy nhiên giải pháp này cũng không an toàn vì thiên tai, động đất mà thời gian tồn tại của các chất phóng xạ lại có thể kéo dài đến hàng ngàn năm. Hơn nữa, trong FF có hai đồng vị chiếm đa số là 99 Tc và 129 I có thể hòa tan trong nước, gây nhiễm độc phóng xạ hàng triệu năm ở môi trường nước, đất và có thể gây tác hại sinh học khó lường trước, nên chúng ta cũng cần phải thiêu hủy chúng. Trong thực tế các mảnh vỡ sống