BỘ KHOA HỌC VÀ CÔNG NGHỆ
VIỆN NĂNG LƯỢNG NGUYÊN TỬ VIỆT NAM
________________________________________

BÁO CÁO TỔNG KẾT ĐỀ TÀI
KHOA HỌC CÔNG NGHỆ CẤP BỘ
NĂM 2010-2012

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 VÀ ĐỊNH LIỀU NEUTRON PHỤC VỤ CÔNG
TÁC ĐÀO TẠO NHÂN LỰC HẠT NHÂN

(Mã số: 03/10/NLNT) Cơ quan chủ trì: Viện Nghiên cứu hạt nhân
Chủ nhiệm: TS. NCVC. Nguyễn Văn Hùng

Trung tâm đào tạo, Viện NCHN
2
Nguyễn Minh Tuân
CN, NCV
Trung tâm LPƯ, Viện NCHN
3
Đặng Lành
ThS, NCV
Phòng Vật lý – Điện tử HN, Viện
NCHN
4
Nguyễn Xuân Hải
TS, NCV
-nt-
5
Cao Đông Vũ
ThS, NCV
Trung tâm phân tích, Viện NCHN
6
Trần Trí Viễn
CN, NCV
Trung tâm LPƯ, Viện NCHN
7
Trần Quốc Dưỡng
CN, NCV
-nt-
8
Trang Cao Sử
CN, NCV
-nt-

MỤC LỤC Tiêu đề
Trang
Những ký hiệu và chữ viết tắt
vi
Tóm tắt
viii
Abstract
viii MỞ ĐẦU
1
1. Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài và trong nước
1
2. Nhu cầu lý do thực hiện Đề tài
2
3. Mục tiêu của đề tài
3
4. Các nội dung nghiên cứu chính của Đề tài
3
5. Ý nghĩa khoa học và thực tiễn của Đề tài
3
6. Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài
4
7. Đơn vị thực hiện chính
4
8. Thời gian thực hiện

2.3. Input file cơ bản và một số lệnh thường dùng trong MCNP
15
2.3.1. Tiêu đề
15
2.3.2. Cell cards (Các thẻ ô)
15
2.3.3. Surface cards (Các thẻ bề mặt)
16
2.3.4. Data cards
17
2.4. Output file của chương trình MCNP
19
2.5. Số liệu hạt nhân trong MCNP
20
2.5.1. Số liệu hạt nhân
20
2.5.2. Số liệu tiết diện tương tác
20
Chương 3. Phương pháp phân tích kích hoạt neutron dùng nguồn đồng vị
21
3.1. Phương pháp phân tích kích hoạt neutron
21
iii

3.1.1. Nguyên lý của phương pháp NAA
21
3.1.2. Phương trình kích hoạt
22
3.1.3. Các phương pháp chuẩn hóa xác định hàm lượng nguyên tố trong NAA
24

Chương 5. Phương pháp đo suất liều neutron dựa trên phép đo thông lượng
38
5.1. Giới thiệu
38
5.2. Đo thông lượng neutron dùng lá dò kích hoạt
38
5.2.1. Phương trình kích hoạt
38
5.2.2. Xác định thông lượng neutron nhiệt và trên nhiệt
41
5.3. Xác định suất liều neutron từ kết quả đo thông lượng
41 Phần II. THỰC NGHIỆM VÀ KẾT QUẢ
43
Chương 6. Giới thiệu chung về hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron
đồng vị
43
6.1. Hệ Howitzer chứa nước
43
6.2. Nguồn neutron đồng vị sử dụng trong Đề tài
45
6.2.1. Nguồn
252
Cf
45
6.2.2. Nguồn
241
Am-Be

62
iv

7.4.3. Kết luận
64
Chương 8. Thiết kế chế tạo hệ thống thiết bị thực nghiệm đo neutron
65
8.1. Sửa chữa và nâng cấp hệ đo neutron Ấn Độ
65
8.1.1. Tình trạng hệ ghi đo neutron ghép nối máy tính của Ấn Độ
65
8.1.2. Thiết kế, chế tạo khối nguồn nuôi thế thấp
66
8.1.3. Thiết kế, chế tạo khối cao thế 2 kV
68
8.1.4. Thiết kế, chế tạo khối khuếch đại phổ kế ngõ ra tựa Gauss
70
8.1.5. Thiết kế, chế tạo khối MCA 4k
71
8.1.6. Tổng quan về ngôn ngữ LabVIEW
77
8.1.7. Kết quả kiểm tra khối cao thế 2 kV
77
8.1.8. Kết quả kiểm tra khối khuếch đại phổ kế
78
8.1.9. Kiểm tra độ phi tuyến vi phân và tích phân của hệ thống
78
8.1.10. Hình ảnh hệ đo neutron đã được sửa chữa và nâng cấp
80
8.2. Chế tạo hệ thống Howitzer chứa nước

103
9.1.6. Khảo sát suất liều neutron và gamma đối với nguồn
252
Cf bằng máy đo
liều xách tay
104
9.1.7. Nhận xét
108
9.2. Đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong môi trường nước
109
9.2.1. Chiều dài làm chậm và khuếch tán của neutron phụ thuộc vào nhiệt độ đối
với nguồn
241
Am-Be
109
9.2.2. Chiều dài làm chậm và khuếch tán của neutron đối với nguồn
252
Cf
117
9.2.3. Nhận xét
120
9.3. Khảo sát thông số phổ neutron và khả năng xác định hàm lượng một số nguyên
tố trong mẫu xi măng và cà phê
121
9.3.1. Giới thiệu
121
9.3.2. Hệ đo mẫu
122
9.3.3. Khảo sát thông số phổ neutron
123

10.5. Đo suất liều neutron trong môi trường nước dùng nguồn đồng vị bằng phương
pháp kích hoạt lá dò
159
Chương 11. Thiết lập hai bài toán mẫu (Benchmark)
169
11.1. Bài toán 1: Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng,
đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng
nguồn đồng vị
241
Am-Be
169
11.2. Bài toán 2: Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng,
đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng
nguồn đồng vị
252
Cf
176 Phần III. KẾT LUẬN
184
1. Kết quả thực hiện Đề tài
184
2. Sản phẩm KHCN và ứng dụng của Đề tài
185
2.1. Hệ thống thiết bị thực nghiệm đo neutron
185
2.2. Các công trình khoa học đã công bố
185
2.3. Các luận văn thạc sĩ đã hoàn thành


NHỮNG KÝ HIỆU VÀ CHỮ VIẾT TẮT

- ATBX: An toàn bức xạ
- DNL: Độ phi tuyến vi phân
- ĐHBK: Đại học Bách khoa
- ĐHKHTN: Đại học Khoa học tự nhiên
- ĐHSP: Đại học Sư phạm
- EVN (Vietnam Electricity): Tập đoàn Điện lực Việt Nam
- FTC (Follow-up Training Course): Khóa huấn luyện (tự tổ chức) tiếp theo
- JAEA (Japan Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản
- JTC (Joint Training Course): Cùng tổ chức khóa huấn luyện
- HTQT: Hợp tác quốc tế
- IAEA (International Atomic Energy Agency): Cơ quan Năng lượng nguyên tử quốc tế
- INAA (Instrumental Neutron Activation Analysis): Phân tích kích hoạt neutron
dụng cụ
- INL: Độ phi tuyến tích phân
- ITP (Instructor Training Program): Chương trình đào tạo giảng viên
- IE (Applicaion of nuclear technique in industry and environment): Ứng dụng Kỹ thuật
hạt nhân trong công nghiệp và môi trường
- KHCN: Khoa học công nghệ
- KHKTHN: Khoa học kỹ thuật hạt nhân
- KTHN: Kỹ thuật hạt nhân
- L (Diffusion length): Chiều dài khuếch tán
- L
S
(Slowing-down length): Chiều dài làm chậm
- LabVIEW (Laboratory Virtual Instrument Engineering Workbench): Ngôn ngữ lập
trình dạng sơ đồ hình ảnh.
- LOD (Limit of detection): Giới hạn xác định
viii TÓM TẮT

Báo cáo này trình bày các kết quả nghiên cứu và mô phỏng Monte-Carlo để thiết kế
cấu hình hệ thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước đa chức năng dùng nguồn neutron
đồng vị
252
Cf và
241
Am-Be. Từ đó đã chế tạo một hệ Howitzer chứa nước, gồm: thùng nhôm 2
lớp chứa nước hình trụ với kích thước trong 1,2mx1,2m và kích thước ngoài 1,3mx1,3m; hệ
trao đổi nhiệt và bơm nước tuần hoàn; hệ giá đỡ và di chuyển nguồn neutron; hệ đo neutron
dùng ống đếm
3
He và BF
3
. Từ hệ thiết bị đã chế tạo này, các nghiên cứu đã được tiến hành về:

area of neutrons in water medium; surveying spectrum parameters of neutron and determining
contents of some elements in cement and coffee samples; establishing two benchmarks; setting
up five related experimentally exercises for training.
From the results of the Project, three scientific articles were issued, five Msc thesies
were completed, and the Howitzer system served at once three teams of students/staffs from
the other institutions to the Nuclear Research Institute for practice. The practical product of
the Project has been the multi-function water-filled Howitzer using isotope neutron sources
that was researched and made fist time in Vietnam. It has been very useful for traning activity
in the nuclear field. 1

MỞ ĐẦU

1. Tình hình nghiên cứu ở nước ngoài và trong nước
1.1. 
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 NuHRDeC/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 NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản có phòng thí
nghiệm với đầy đủ trang thiết bị để nghiên cứu, 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
252
Cf và

vị. Nhưng cho đến hiện nay ở Việt Nam vẫn chưa có một cơ sở nghiên cứu/đào tạo nào có
2

một hệ thống thiết bị thực nghiệm đa năng như vậy, mà chỉ có một vài cơ sở với hệ
Howitzer chứa nước đơn giản loại kích thước nhỏ dùng để thí nghiệm về phân tích kích
hoạt neutron và chuẩn liều neutron (Trường ĐHBK Hà Nội, ĐHKHTN Tp.HCM, Phòng
ATBX của Viện NCHN, v.v…).
2. Nhu cầu lý do thực hiện Đề tài
Theo Dự án hợp tác đào tạo thực hành về “Công nghệ Lò phản ứng” với Trung tâm
Phát triển nguồn nhân lực hạt nhân thuộc Cơ quan Năng lượng nguyên tử Nhật Bản
(NuHRDeC/JAEA), thì ngay trong năm 2009 đã tổ chức khóa hợp tác đào tạo lần thứ hai
(2
nd
JTC on Reactor Engineering, ngày 2-13/11/2009) tại Viện NCHN, trong đó sẽ thực
hiện bài thực hành về đo đặc trưng làm chậm và khuếch tán neutron trong môi trường làm
chậm như nước nhẹ hay graphite. Nhưng do không có hệ thống thiết bị để tiến hành các thí
nghiệm trên nên một phần nội dung thực nghiệm của khóa đào tạo đã được thay bằng thí
nghiệm khác (do đó, chưa được phù hợp). Vì vậy, việc xây dựng một hệ thống thiết bị thực
nghiệm để đo đạc các đặc trưng vật lý của neutron và ứng dụng trong một số lĩnh vực liên
quan là rất cần thiết hiện nay cũng như lâu dài. Việc nghiên cứu chế tạo một hệ thống thực
nghiệm đa mục đích dựa trên Howitzer chứa nước kích thước lớn dùng nguồn neutron
đồng vị nhằm đào tạo nguồn nhân lực hạt nhân tại Viện NCHN là rất cần thiết – Đây là lý
do thực hiện Đề tài này.
Theo chương trình phát triển nguồn nhân trong lĩnh vực hạt nhân nói chung và điện
hạt nhân nói riêng ở nước ta (Vừa qua, Chính phủ và Quốc hội nước ta đã thông qua
Chương trình phát triển điện hạt nhân: sẽ xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân với tổng
công suất 4000 MWe ở tỉnh Ninh Thuận, trong đó vấn đề huấn luyện và đào tạo cán bộ để
đáp ứng nguồn nhân lực cho nhà máy điện hạt nhân trong tương lai rất được quan tâm),
hiện nay hàng năm có nhiều đoàn cán bộ (như Tập đoàn Điện lực Việt Nam “EVN”, khóa
huấn luyện “Chuyên ngành năng lượng nguyên tử” của Viện NLNTVN) và sinh viên/học

thống thiết bị thực nghiệm Howitzer chứa nước dùng nguồn neutron đồng vị.
-  Tiến hành chế tạo, lắp đặt toàn bộ hệ thống thiết bị thực nghiệm, bao
gồm:
2.1. Howitzer là thùng nhôm 2 lớp (giữa 2 vỏ nhôm là lớp bảo ôn cách
nhiệt) chứa nước (nước là môi trường làm chậm), hệ thống giữ/di chuyển nguồn
neutron và mẫu đo, hệ thống thay đổi nhiệt độ cho môi trường nước trong
Howitzer, bộ lọc trao đổi ion và hệ thống bơm nước tuần hoàn, giá đỡ toàn bộ
Howitzer chứa nước.
2.2. Sửa chữa/nâng cấp, thiết kế/chế tạo và lắp đặt hệ đo neutron (Ấn Độ)
dùng ống đếm
3
He và BF
3
.
-  Tiến hành nghiên cứu, đo đạc và xử lý kết quả thực nghiệm trên hệ
thống Howitzer chứa nước đã chế tạo, bao gồm:
3.1- Đo phân bố thông lượng và liều neutron đối với nguồn đồng vị dùng lá
dò kích hoạt.
3.2- Đo đặc trưng làm chậm, khuếch tán và diện tích di cư của nguồn
neutron đồng vị trong môi trường nước.
3.3- Khảo sát thông số phổ neutron và xác định khả năng phân tích một số
nguyên tố trong mẫu xi măng và cà phê.
-  Xây dựng 5 bài thực hành, tương ứng với các chuyên đề nghiên cứu
ở Nội dung 3.
-  Thiết lập 2 bài toán mẫu (Benchmark), bao gồm:
5.1- Tính toán mô phỏng MCNP thí nghiệm đo phân bố thông lượng, đặc
trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trên hệ Howitzer chứa nước dùng nguồn
đồng vị
241
Am-Be.

6. Cách tiếp cận và phương pháp nghiên cứu sử dụng trong Đề tài
6
- Dựa trên các kinh nghiệm và kết quả của các đề tài nghiên cứu trước đây tại Viện
NCHN về lĩnh vực lò phản ứng, phân tích kích hoạt neutron trên lò phản ứng và đo
liều neutron;
- Thừa kế kinh nghiệm của các cán bộ Viện NCHN trong các đợt thực tập chuyên
môn theo chương trình đào tạo giảng viên (ITP) tại NuHRDeC/JAEA, Nhật Bản
trong những năm vừa qua;
- Dựa vào nhu cầu thực tiễn hiện nay cũng như lâu dài về đào tạo nguồn nhân lực
trong lĩnh vực hạt nhân ở nước ta;
- Cộng tác, phối hợp giữa các cán bộ nghiên cứu có kinh nghiệm ở Viện NCHN.
6.2
Đề tài sử dụng cả phương pháp tính toán mô phỏng và đo đạc thực nghiệm, bao gồm:
- Phương pháp tính toán mô phỏng Monte-Carlo;
- Phương pháp đo lường bức xạ neutron;
- Phương pháp phân tích kích hoạt neutron đối với nguồn đồng vị;
- Phương pháp đo liều neutron đối với nguồn đồng vị;
- Phương pháp xử lý thống kê kết quả thực nghiệm.
7. Đơn vị thực hiện chính: Trung tâm đào tạo, Trung tâm LPƯ, Phòng Vật lý – Điện tử
HN, Trung tâm phân tích (Viện NCHN).
8. Thời gian thực hiện: 24 tháng (tháng 3/2010 – tháng 2/2012).
9. Nguồn và mức kinh phí được cấp
- Nguồn kinh phí: NSNN
- Tổng mức kinh phí: 400.000.000 đồng (Bốn trăm triệu đồng), trong đó:
+ Năm 2010: 150.000.000 đồng.
+ Năm 2011: 250.000.000 đồng (nhưng chi tiết kiệm 9.500.000 đồng theo
quy định, nên kinh phí thực hiện Đề tài năm 2011 còn 240.500.000 đồng)
- Tình hình thanh quyết toán kinh phí được nêu trong phần Phụ lục I.

5

đi do va chạm. Hành vi của các neutron rất giống với các nguyên tử trong không khí, và có
thể được mô tả khá chính xác bằng lý thuyết động học phân tử. Các phương trình động học
phát triển cho các lý thuyết động học của khí lý tưởng có thể được dùng để mô tả sự
chuyển động của neutron [4, 31, 52, 53].
1.2. Đặc trưng làm chậm của neutron trong môi trường nước
Một neutron nhanh khi đi qua môi trường vật chất sẽ xảy ra quá trình tương tác với
các nhân nguyên tử thông qua quá trình tán xạ đàn hồi hoặc tán xạ không đàn hồi, khi đó
neutron sẽ bị làm chậm trở thành neutron nhiệt hoặc neuron trên nhiệt. Trước khi bị hạt
nhân bắt giữ, chúng có thể thực hiện từ vài chục đến vài trăm va chạm. Tiết diện tán xạ của
neutron nhanh lớn hơn hàng chục đến hàng trăm lần tiết diện hấp thụ. Tán xạ không đàn
hồi chỉ xảy ra ở giai đoạn đầu của sự hãm, cỡ một hoặc hai va chạm, sau đó chỉ có tán xạ
đàn hồi (có thể không có tán xạ đàn hồi). Do đó khi nghiên cứu quá trình làm chậm
neutron ta chỉ chú ý đến quá trình tán xạ đàn hồi [1, 45, 53].

Xét tán xạ đàn hồi:

Năng lượng trung bình mà neutron truyền cho hạt nhân khi tán xạ:
(1.1)
6

Với: E là năng lượng của neutron trước khi va chạm; E
M
là năng lượng của neutron giật lùi
sau va chạm; E
M
= α.E.cos
2
φ; φ là góc giật lùi; ; với M là khối lượng nhân
giật lùi; m là khối lượng neutron; ω(E
M

(1.7)
Tỷ số trên gọi là mất mát năng lượng trung bình tương đối, tỷ số này càng lớn khi
khối lượng nhân M của môi trường vật chất càng gần với khối lượng của neutron, do đó
các vật chất nhẹ thường được dùng để hãm và làm chậm neutron nhanh. Đối với môi
trường có M >> 1 thì tỷ số này bằng (1 – 2/M) (với nước tỷ số này khoảng 0,89).

Do đại lượng này không thay đổi khi giá trị tuyệt đối của năng lượng trong quá trình
hãm thay đổi nên ta có thể xác định năng lượng của neutron sau lần va chạm thứ n như sau:
E
n
= E
0
.e
– n.ξ
(1.8)
Với E
0
là năng lượng ban đầu của neutron. Từ đó ta đưa vào đại lượng:
(1.9)
Do ξ (được gọi là Lethargy) chỉ phụ thuộc vào khối lượng nhân làm chậm do đó ta
có thể xác định ξ dựa trên việc lấy trung bình của với hàm mật độ xác suất là hàm
phân bố f(E) của neutron sau va chạm như sau:
(1.10)
7

Trong tán xạ đẳng hướng:
(1.11)
Nên:

(1.12)

ξ càng lớn thì mất mát năng lượng trung bình của mỗi va chạm càng lớn. Để mô tả
tính chất hãm của môi trường, ta sử dụng đại lượng ξ.Σ gọi là khả năng hãm của chất làm
chậm. Với: Σ = .N (Σ: tiết diện tán xạ tổng cộng;

: tiết diện tán xạ; N: số nguyên tử của
chất làm chậm).
Đại lượng ξ.Σ xác định trung bình của logarit hao phí năng lượng của neutron khi
xuyên qua một lớp vật chất dày 1 cm. ξ.Σ càng lớn thì quãng đường đi được của neutron
càng ngắn, mà Σ = .N nên khả năng hãm tỷ lệ với mật độ vật chất hãm và tiết diện tán xạ.
8

Do  của neutron nhanh phụ thuộc vào E
n
nên ξ.Σ cũng phụ thuộc vào năng lượng. Trong
tán xạ và hãm thì neutron thực hiện đường đi tương tự chuyển động Brown, nếu gọi
khoảng cách trung bình mà neutron khi bị hãm đi được để giảm năng lượng ban đầu E
0

xuống E sau n lần va chạm là Rn (với ) thì ta có:
(1.18)
Trong thực tế, quãng đường giữa hai lần va chạm là bằng nhau (bằng ) và giả sử va
chạm là đẳng hướng, giá trị trung bình của cosθ
ik
bằng không, đo đó ta có:
(1.19)
Độ lớn trung bình của quãng đường chạy tự do được xác định như sau:
(1.20)
Với là xác suất để neutron đi quãng đường r mà không có va chạm.
Suy ra trung bình của bình phương quãng đường giữa hai lần va chạm của neutron là:
(1.21)

.cosθ
1
+ r
2
.cosθ
1
.cosθ
2
+ r
3
. cosθ
1
.cosθ
2
.cosθ
3
+… 9 (1.23)
Với r
i
là độ dài đường đi giữa hai lần va chạm thứ i và k; θ
i
là góc giữa 2 vec tơ r
i
và r

(1.32)
1.3. Đặc trưng khuếch tán của neutron trong môi trường nước
Neutron với một động năng có thể so sánh được với nguyên tử của môi trường xung
quanh được gọi là neutron nhiệt. Trong các va chạm tán xạ với các hạt nhân của môi
trường, neutron có thể tăng hoặc giảm năng lượng, nhưng năng lượng trung bình của chúng
10

vẫn không đổi. Sự phân bố năng lượng của các neutron nhiệt tương ứng như là trong
trường hợp của lý thuyết khí động học, tuân theo phân bố Maxwell–Boltzmann [1, 45, 53].
Phương trình khuếch tán nhóm được dùng để mô tả trạng thái cân bằng của neutron trong
không gian bằng cách đếm tất cả các neutron của tất cả các mức năng lượng trong nhóm.
Thông thường nó được xác định như sau:
(1.33)
Với D là hệ số khuếch tán (cm); ø(r) là thông lượng neutron (n/cm
2
); Σ
f
là tiết diện phân
hạch vĩ mô trung bình (cm
-1
); Σ
a
là tiết diện hấp thụ vĩ mô trung bình (cm
-1
); và S(r) là
cường độ nguồn (n/s).
Đối với việc nghiên cứu neutron nhiệt, ta sử dụng các toán tử phương trình khuếch
tán cho chỉ duy nhất neutron nhiệt. Sau đó các hằng số của nhóm trong (1.33) được xác
định giá trị trung bình trên khoảng năng lượng nhiệt. Trong (1.33), giá trị Σ
f


(1.37)
Chú ý rằng cường độ nguồn bằng tổng tỷ lệ của neutron bị hấp thụ trong toàn bộ môi
trường vô hạn:
(1.38)
Thay vào các công thức (1.37) và (1.38) ta được:
(1.39)
Hay: (1.40)
1.5. Chiều dài làm chậm Ls
Khoảng cách mà neutron nhanh di chuyển trong suốt thời gian bị điều tiết trong lò
phản ứng là quan trọng cho việc thiết kế lò bởi vì nó ảnh hưởng đến kích thước tới hạn. Sự
phân bố trong không gian của các neutron bị làm chậm có thể được xác định dựa vào lý
thuyết tuổi Fermi. Nó được giới thiệu bởi Enrico Fermi như là một mô hình phân tích cho
quá trình làm chậm của các neutron. Về bản chất, lý thuyết tuổi Fermi có nghĩa là neutron
di chuyển khoảng cách vô cùng bé giữa các lần va chạm liên tiếp. Đây là lý do mà đôi khi
phương pháp này được gọi là làm chậm liên tục [1, 4, 11, 25, 31, 42, 52].
Sự phân bố trong không gian ở trạng thái cân bằng như là một hàm của năng lượng
có thể được xác định dựa vào phương trình Gaus như sau:
(1.41)
Công thức (1.41) là lời giải cho biểu thức tuổi Fermi cho một nguồn điểm phát các
neutron đơn năng (sự hấp thụ có thể bỏ qua). Lời giải được cho trong các điều kiện mật độ
làm chậm q(r,τ), tại vị trí r và năng lượng E, trong các điều kiện của thông số τ, được gọi là
tuổi (thường gọi là tuổi Fermi). Mật độ làm chậm là số neutron đi qua có một năng lượng
cho trước trong mỗi giây trên mỗi cm
3
. S là cường độ nguồn, nghĩa là số neutron phát ra
trong mỗi giây với một năng lượng E
0
(E
0

th
= L
S
2
(1.44)
Bình phương khoảng cách di chuyển trung bình của neutron từ nguồn trong quá trình
làm chậm đến năng lượng nhiệt được xác định bằng cách tích phân biểu thức (1.43).
Ta có kết quả tương tự:
(1.45)
Hay: (1.46)
1.6. Diện tích di cư M
2

Diện tích di cư hay bình phương chiều dài di cư, được xác định như sau:
M
2
= L
2
+ L
S
2
(1.47)
Bình phương chiều dài khuếch tán L
2
được xác định từ biểu thức (1.39) và (1.40) và
L
S
2
được xác định từ biểu thức (1.45) và (1.46). Ta chú ý rằng đầu dò của chúng ta rất nhạy
với neutron nhiệt nên ta đo chiều dài di cư, bao gồm cả chiều dài khuếch tán và chiều dài

Phương pháp Monte-Carlo đã được sử dụng qua nhiều thế kỷ, nhưng chỉ trong vài
thập niên gần đây nhờ có sự phát triển của máy tính điện tử và các kỹ thuật tính nó mới trở
thành một phương pháp số được phát triển đầy đủ, có khả năng áp dụng để giải quyết
những vấn đề phức tạp trong khoa học và công nghệ, đã và đang được ứng dụng rộng rãi
trong các lĩnh vực khác nhau của vật lý hạt nhân về lý thuyết và thực nghiệm. Có thể nói
rằng những thí nghiệm vật lý hạt nhân hiện đại ngày càng trở nên phức tạp và chi phí tốn
kém. Vì vậy trước khi tiến hành những thí nghiệm, cần phải thiết kế chúng bằng phương
pháp mô phỏng, mà Monte-Carlo là phương pháp tối ưu cho việc mô phỏng này.
Monte-Carlo là một phương pháp số giải mô hình với việc sử dụng các số ngẫu
nhiên. Để giải một bài toán bằng phương pháp này người ta cần phải:
- Tạo ra các số ngẫu nhiên phân bố đều trên khoảng [0, 1] bằng các các thuật toán
đặc biệt để máy tính có thể tạo ra các số ngẫu nhiên.
- Lấy mẫu các đại lượng ngẫu nhiên từ các luật phân phối đã cho trước của chúng
dựa trên các số ngẫu nhiên phân bố đều trong khoảng [0, 1].
- Tính các đặc trưng trung bình được quan tâm dựa trên giá trị của các đại lượng
ngẫu nhiên đã được lựa chọn và xử lý thống kê kết quả tính.
Phương pháp mô phỏng thống kê có thể trái ngược với phương pháp số rời rạc
truyền thống (tiêu biểu là áp dụng cho các phương trình vi phân thông thường hoặc mô tả
hệ vật lý hay toán học cơ bản nào đó). Trong rất nhiều ứng dụng của phuơng pháp Monte-
Carlo, quá trình vật lý được mô phỏng trực tiếp, và không cần viết ra các phương trình vi
phân mô tả phản ứng của hệ. Yêu cầu duy nhất là hệ vật lý đó phải được mô tả bằng những
hàm xác suất. Bây giờ ta giả sử rằng phản ứng của một hệ được mô tả bằng hàm mật độ
xác suất. Khi hàm mật độ xác suất được biết, mô phỏng Monte-Carlo có thể được thực hiện
bằng lấy mẫu ngẫu nhiên từ hàm mật độ xác suất. Nhiều “phép thử” được lặp đi lặp lại và
kết quả kỳ vọng nhận được bằng cách lấy trung bình trên số các sự kiện quan sát được (có
thể là một quan sát đơn lẻ hoặc có thể hàng triệu các quan sát, …). Trong nhiều ứng dụng
thực tế, ta có thể dự đoán sai số thống kê của kết quả trung bình này, và do đó dự đoán
được số phép thử Monte-Carlo cần thiết để đạt được một sai số cho trước [26, 27].
2.2. CHƯƠNG TRÌNH MCNP
MCNP (Monte Carlo N-Particle) là một chương trình lớn, một công cụ tính toán rất

MCNP4A được công bố năm 1993 với nét nổi bật là phân tích thống kê được nâng
cao, đa tác vụ làm việc với nhiều bộ xử lý để chạy song song trên hệ cấu trúc máy tính
song song.
MCNP4B được công bố năm 1997 đã đưa vào các toán tử vi phân nhiễu loạn, vật lý
pho ton được nâng cao.
MCNP4C được công bố năm 2000 mô tả nét nổi bật của xử lý cộng hưởng không
phân giải, các nâng cao vật lý electron.
MCNP4C2 được công bố năm 2001 có các đặc trưng mới là vật lý quang hạt nhân và
một vài cải tiến khác.
Đến hiện nay phần mềm mới nhất được sử dụng khá rộng rãi là phiên bản MCNP5
có bổ sung thêm hiệu ứng giãn nở Doppler cùng với các thư viện tiết diện được cập nhật.
Chương trình MCNP5 có chức năng mô tả vẽ hình học lẫn mô phỏng hình ảnh 3D (do đó
chúng ta có thể không cần thiết dùng các lệnh để vẽ hình học trong input file của MCNP).
MCNP được viết với gần 4000 dòng FORTRAN và 1000 dòng lệnh C, trong đó có
khoảng 350 chương trình con. MCNP xử lý cấu hình các vật liệu ba chiều tùy ý trong các
khối hình học được giới hạn bởi các mặt bậc nhất, bậc hai và một số mặt bậc bốn. MCNP
sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử với năng lượng liên tục. MCNP sử
dụng các thư viện số liệu hạt nhân của các quá trình tính toán, gieo số ngẫu nhiên tuân theo
các qui luật phân bố thống kê, ghi lại sự kiện lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết
thời gian sống của nó. Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu được lấy từ thư viện số liệu thực
nghiệm hạt nhân và các thư viện kích hoạt thu thập từ Livemore, và các đánh giá được đưa
ra bởi nhóm khoa học hạt nhân ứng dụng ở Los-Alamos. Các bảng số liệu hạt nhân hiện có
bao gồm: các tương tác neutron, các tương tác photon và các photon được tạo ra bởi tương
tác của neutron, phép đo liều hay kích hoạt neutron và tán xạ phần tử nhiệt. Mỗi bảng số
liệu sẵn có trong MCNP được lập danh sách trên tệp thư mục XSDIR.
Người sử dụng có thể lựa chọn các bảng số liệu hạt nhân qua các ký hiệu nhận dạng
duy nhất ZAID đối với mỗi bảng. Nhìn chung, các ký hiệu nhận dạng này chứa nguyên tử
15

số Z, số khối A và thư viện riêng ID. Các tiết diện đối với gần 2000 phản ứng, bao gồm

- Data cards, số dòng trống (Nếu cần)
Ngoài ra còn sử dụng $ (ghi chú sau câu lệnh) hoặc c (đầu dòng) để ghi chú.
2.3.1. Tiêu đề
Tiêu đề là thẻ đầu tiên trong một tệp tin đầu vào MCNP và có thể dài tối đa
80 ký tự. Nó thường chứa đựng thông tin về vấn đề được mô phỏng.
2.3.2. Cell cards (Các thẻ ô)
MCNP có khả năng mô tả hình học ba chiều chủ yếu dựa trên các mối quan hệ của
vùng, miền hay khối được bao bởi một hay 2 mức bề mặt. MCNP sử dụng hệ toạ độ Đề
các 3 chiều (x, y, z). Đơn vị sử dụng trên các chiều là centimet (cm). Mọi vùng không gian
đều được tiếp giáp trực tiếp với vùng không gian khác kề với nó. Mỗi khu vực được bao
bởi một bề mặt, hay nhiều bề mặt, hoặc cũng có thể là trải ra vô tận. Căn cứ trên hệ tọa độ
Decart, MCNP lấy các mặt biên của một khối vật chất để mô tả, gọi là cell.
Một cell được xác định thì khái niệm quan trọng là chiều của những điểm trong cell
là các mặt liên kết với nhau. Mỗi cell có phần thể tích nhất định. Trong cell có thể chứa vật
chất hoặc trống.
Cú pháp: j m d geom params
16

Cell Material Density Surfaces
Với: j là chỉ số cell, với 1  j  99999, nếu có sự chuyển đổi thì 1  j  999
m: là số vật chất trong cell, số vật chất được thay bằng 0 để chỉ cell trống
d: là khối lượng riêng của cell (atom/cm
3
) hoặc (g/cm
3
) (d dương thì nó chỉ mật độ
nguyên tử với đơn vị tương ứng là 10
24
nguyên tử/cm
3

còn n < 0 số mặt j lặp lại mặt n.
a: ký hiệu loại mặt.
list: các số đánh vào từ phương trình định nghĩa mặt.
Mặt được mô tả: Mặt phẳng, Mặt trụ, Mặt cầu, Mặt nón, Elipsoid, hyperboloid,
paraboloid, torus.

Mọi bề mặt đều có một miền logic “dương” và một miền logic “âm”. Hai miền logic
này được ngăn cách bởi chính bề mặt đó.