Mô phỏng các đặc trưng vật lý của lò phản ứng hạt nhân pwr

Trong luận văn tốt nghiệp, tôi xin trình bày nghiên cứu của mình về tính toán tới hạn các thông số vật lý và phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân PWR bằng cách sử dụng phương phá

BỘ GIÁO DỤC VÀ ĐÀO TẠO TRƯỜNG ĐẠI HỌC BÁCH KHOA HÀ NỘI

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC :

TS Hoàng Anh Tuấn

Hà Nội – Năm 2012

1

MỤC LỤC

LỜI CAM ĐOAN 3

DANH MỤC CÁC KÝ HIỆU 4

DANH MỤC CÁC BẢNG 5

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ 6

MỞ ĐẦU 8

CHƯƠNG I:CÁC QUÁ TRÌNH VẬTLÝ CƠ BẢNXẢY RA TRONGLÒ PHẢN ỨNGHẠTNHÂN 10

1 Tương tác của neutron với vật chất 10

1.1 Tán xạ của neutron 11

1.2 Phản ứng bắt neutron 14

1.3 Phản ứng phân hạch 16

2 Các phương trình vật lý cơ bản trong lò phản ứng hạt nhân 21

2.1 Phương trình vận chuyển và khuếch tán neutron 21

2.1.1 Phương trình vận chuyển neutron 21

2.1.2 Phương trình khuếch tán 22

2.2 Phương trình lò phản ứng một nhóm 25

2.2.1 Phương trình một nhóm cho lò nhanh 25

2.2.2 Phương trình một nhóm cho lò nhiệt 26

2.3 Hệ phương trình động học 28

3 Các thông số vật lý đặc trưng trong lò phản ứng 30

3.1 Hiệu ứng Doppler 30

3.2 Hiệu ứng giãn nở nhiệt 32

3.3 Điều khiển độ phản ứng trong vùng hoạt 35

3.3.1 Điều khiển độ phản ứng bằng các bó thanh điều khiển 36

3.3.2 Điều khiển độ phản ứng bằng Acid Boric 38

3.4 Phân bố thông lượng và phân bố công suất trong lò 40

CHƯƠNG II: CƠ SỞ LÝ THUYẾT CỦA PHƯƠNG PHÁP MONTE – CARLO TRONGTÍNHTOÁNTỚIHẠNVÀCHƯƠNGTRÌNHMCNP5.0 43

1 Cơ sở lý thuyết tính toán tới hạn bằng phương pháp Monte-Carlo 43

1.1 Giới thiệu chung 43

2

1.2 Tiếp cận phương pháp Monte – Carlo 44

1.3 Tính toán tới hạn bằng Monte – Carlo 45

2 Tính toán tới hạn sử dụng chương trình MCNP 5.0 46

2.1 Nghiên cứu cấu trúc của chương trình MCNP 5.0 46

2.1.1 Các thẻ ô (cell cards) 47

2.1.2 Các thẻ bề mặt (surface cards) 49

2.1.3 Các thẻ dữ liệu (data cards) 51

2.2 Mô phỏng hình học không gian ba chiều lò PWR 54

2.3 Các định luật tán xạ neutron nhiệt S(α,β) 56

2.4 Tính toán thành phần vật liệu và mô tả đặc trưng nguồn 58

2.4.1 Tính toán thành phần vật liệu 58

2.4.2 Mô tả đặc trưng nguồn 59

CHƯƠNG III: MÔ PHỎNG CẤU TRÚC VÙNG HOẠT LÒ PHẢN ỨNG NƯỚC ÁPLỰCTOMARISỐ3 61

1 Cấu trúc của lò PWR thế hệ III 61

1.1 Hình dạng, cấu trúc và thành phần vùng hoạt lò PWR 61

1.2 Các thông số mô phỏng 69

2 Mô phỏng và tính toán các thông số vật lý trong vùng hoạt 73

CHƯƠNGIV:KẾTQUẢVÀTHẢOLUẬN 76

1 Kết quả tính toán 76

1.1 Hệ số nhân hiệu dụng 76

1.2 Giá trị Acid Boric và Giá trị bó thanh điều khiển 76

1.3 Hiệu ứng Doppler và hệ số giãn nở nhiệt 81

1.4 Phân bố thông lượng neutron 85

1.5 Phân bố công suất 89

2 So sánh với số liệu tham khảo và thảo luận 92

KẾT LUẬN 98

TÀI LIỆU THAM KHẢO 99

PHỤ LỤC 100

3

LỜI CAM ĐOAN

Trước hết, tôi xin cam đoan luận văn tốt nghiệp là thành quả lao động của bản thân, không sao chép các luận văn trước đây của tác giả khác dưới bất kỳ hình thức nào Nếu phát hiện có sao chép, chỉnh sửa, tôi xin chịu mọi hình thức xử lý của Nhà trường và Viện Đào tạo sau Đại học

Tôi xin trân trọng gửi lời cảm ơn tới Tiến sỹ Hoàng Anh Tuấn – Phó Cục Trưởng phụ trách Cục Năng lượng Nguyên tử, người đã hướng dẫn tận tình giúp tôi

có được hướng nghiên cứu đúng đắn và giải quyết mọi vấn đề nảy sinh để hoàn thành tốt luận văn tốt nghiệp cao học này

Bên cạnh đó, tôi xin gửi lời cảm ơn tới các thầy cô giáo trong Viện Kỹ thuật Hạt nhân và Vật lý Môi trường đã tạo điều kiện thuận lợi cho tôi sử dụng máy tính, địa điểm học tập, đồng thời hỗ trợ, giúp đỡ tôi rất nhiều trong quá trình hoàn thành luận văn tốt nghiệp

Tôi xin gửi lời cảm ơn tới ngài Sumio Fujii - chuyên gia về lĩnh vực kỹ thuật hạt nhân của tập đoàn Mitsubishi Ngài đã cung cấp cho tôi số liệu nghiên cứu đầy

đủ, chi tiết về nhà máy điện hạt nhân Tomari số 3 Ngoài ra, ngài cũng đã rất nhiệt tình giải đáp mọi thắc mắc của tôi thông qua thư điện tử

Một lần nữa, tôi xin chân thành cảm ơn tất cả những người đã giúp đỡ, ủng

hộ, và đi cùng tôi trong suốt quá trình nghiên cứu, tính toán để hoàn thành luận văn tốt nghiệp

Z: Số hiệu nguyên tử ∇: Toán tử Laplace

: Vec tơ tọa độ (x,y,z) ρ: Mật độ khối lƣợng (g/cm3)

 :Vec tơ góc khối (steradian) wf: Thành phần khối lƣợng (%) D: Hệ số khuếch tán af: Thành phần nguyên tử (%)

L: Chiều dài khuếch tán (cm) : Số neutron sinh ra sau 1 phân hạch ( os )

l

P c  : hàm legendre Φ*: Hàm giá trị

:Thông lƣợng neutron(n/cm2.s) ( , )x  : Hàm mở rộng phổ Doppler

 : Tiết diện vi mô (barn) S: Diện tích (cm2)

5

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1: Năng lượng giải phóng trong một phân hạch U235 20

Bảng 2: Giá trị thông lượng và Buckling của một số loại lò 26

Bảng 3: Thông số về neutron trễ của U235 30

Bảng 4: Cấu trúc cơ bản của file input chương trình MCNP 47

Bảng 5: Khai báo các loại mặt trong MCNP 50

Bảng 6: Các loại tally lấy ra 53

Bảng 7: Khai báo định luật tán xạ trong MCNP 57

Bảng 8: Khai báo phổ năng lượng độc lập Watt 60

Bảng 9: Thông số của nguồn đồng vị phân hạch tự phát Cf252 66

Bảng 10: Phân bố nhiên liệu trong các chu kỳ cháy 67

Bảng 11: Thông số thiết kế của lò Tomari số 3 70

Bảng 12: Thành phần cấu tạo vật liệu trong vùng hoạt 72

Bảng 13: Khối lượng riêng của vật liệu ở 580OK và 15,41 MPa 72

Bảng 14: Giá trị keff ở trạng thái ban đầu của vùng hoạt 76

Bảng 15: Sự thay đổi của keff và độ phản ứng theo nồng độ Acid Boric 77

Bảng 16: Sự thay đổi của keff và độ phản ứng theo vị trí các bó thanh điều khiển 79

Bảng 17: Sự thay đổi của hệ số nhân hiệu dụng và độ phản ứng theo nhiệt độ và mật độ của chất làm chậm 82

Bảng 18: Thông lượng neutron theo chiều cao ở trạng thái tới hạn 85

Bảng 19: Phân bố thông lượng neutron theo bán kính của 1/4 vùng hoạt 87

Bảng 20: Phân bố công suất tương đối theo chiều cao 89

Bảng 21: Phân bố công suất tương đối theo bán kính của 1/4 vùng hoạt 90

Bảng 22: So sánh kết quả tính toán với số liệu tham khảo 92

6

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

Hình 1: Tiết diện phản ứng bắt neutron theo năng lượng của một số đồng vị 14

Hình 2: Tiết diện bắt neutron nhiệt của một số đồng vị bền 16

Hình 3: Phản ứng phân hạch dây chuyền 17

Hình 4: Đường cong phân bố xác suất của các sản phẩm phân hạch gây bởi tương tác với neutron nhiệt của các đồng vị U235, U233, Pu239 18

Hình 5: Tiết diện hấp thụ neutron của U238 theo nhiệt độ và năng lượng 31

Hình 6: Vị trí của các nhóm thanh điều khiển trong vùng hoạt 37

Hình 7: Sự thay đổi nồng độ Acid Boric trong một chu kỳ cháy nhiên liệu 39

Hình 8: Khuôn mẫu thẻ ô 48

Hình 9: Khuôn mẫu thẻ bề mặt 49

Hình 10: Khuôn mẫu lệnh vật liệu 51

Hình 11: Cấu trúc thanh nhiên liệu lò Tomari số 3 61

Hình 12: Cấu trúc ma trận bó nhiên liệu lò Tomari số 3 62

Hình 13: Cấu tạo bó thanh điều khiển 63

Hình 14: Cấu tạo bó thanh chất độc 64

Hình 15: Cấu tạo thanh nguồn ban đầu 65

Hình 16: Các sản phẩm phân rã của Cf252 66

Hình 17: Vị trí các thanh nhiên liệu (U,Gd)O2 trong bó nhiên liệu 67

Hình 18: Phân bố nhiên liệu ban đầu khi khởi động lò 68

Hình 19: Cấu tạo vùng hoạt lò phản ứng Tomari số 3 69

Hình 20: Mô phỏng thanh nhiên liệu bằng MCNP 73

Hình 21: Mô phỏng bó nhiên liệu bằng MCNP 74

Hình 22: Mô phỏng toàn bộ vùng hoạt bằng MCNP 74

Hình 23: Hình ảnh mô phỏng nhiên liệu vùng hoạt bằng MCNP 75

Hình 24: Sự phụ thuộc của hệ số nhân hiệu dụng vào nồng độ Acid Boric 78

Hình 25: Sự phụ thuộc của độ phản ứng vào nồng độ Acid Boric 78

Hình 26: Sự phụ thuộc của hệ số nhân hiệu dụng vào vị trí bó thanh điều khiển 80

Hình 27: Sự phụ thuộc của độ phản ứng vào vị trí bó thanh điều khiển 80

7

Hình 28: Sự phụ thuộc của hệ số nhân hiệu dụng vào nhiệt độ 83

Hình 29: Sự phụ thuộc của hệ số nhân hiệu dụng vào mật độ chất làm chậm 83

Hình 30: Sự phụ thuộc của độ phản ứng vào nhiệt độ 84

Hình 31: Sự phụ thuộc của độ phản ứng vào mật độ chất làm chậm 84

Hình 32: Thông lượng neutron theo chiều cao 86

Hình 33: Hình ảnh 2D và 3D phân bố thông lượng neutron theo bán kính 88

Hình 34: Phân bố công suất tương đối theo chiều cao 90

Hình 35: Hình ảnh 2D và 3D phân bố công suất tương đối theo bán kính 91

Hình 36: Hình ảnh tham khảo về ảnh hưởng của vị trí bó thanh điều khiển 93

Hình 37: Hình ảnh tham khảo sự thay đổi độ phản ứng trong vùng hoạt theo nhiệt độ trung bình 93

Hình 38: Phân bố công suất tương đối theo chiều cao khi đưa toàn bộ các bó thanh điều khiển ngập trong vùng hoạt 94

Hình 39: Số liệu tham khảo phân bố công suất tương đối theo bán kính………….95

Hình 40: Hình ảnh 2D và 3D tham khảo phân bố công suất tương đối theo bán kính 96

8

MỞ ĐẦU

Trong cuộc sống hiện đại ngày nay, con người đang phải đối mặt với rất nhiều vấn đề khủng hoảng về kinh tế - xã hội, biến đổi khí hậu, khủng hoàng tài chính, tiền tệ … Trong đó, một vấn đề đáng lo ngại, nóng bỏng, gay gắt nhất trên thế giới

mà con người đang phải đối mặt chính là vấn đề khủng hoảng năng lượng Xã hội loài người ngày càng phát triển thì nhu cầu về năng lượng ngày một tăng cao một cách chóng mặt Cách đây nhiều ngàn năm, năng lượng nhu cầu tiêu thụ năng lượng của con người chỉ khoảng 2000 kcal/ngày nhưng cho đến thế kỷ thứ XIX, sau khi cuộc cách mạng công nghiệp được tiến hành, nhu cầu năng lượng đã vụt tăng một cách nhanh chóng Dự tính trên thế giới hiện nay, lượng than đá chỉ còn sử dụng được trong 122 năm tới, lượng dầu hỏa đủ trong 42 năm, các loại năng lượng do khí đốt tự nhiên chỉ còn sử dụng được 60 năm Có thể nhận thấy, trong tương lai 100 năm tới, nhân loại sẽ không còn nhiên liệu để sử dụng Lúc đó điều gì sẽ xảy đến với loài người chúng ta? Một phương án giải quyết đã được thống nhất trên toàn thế giới và đã được ứng dụng thành công từ những năm 40 của thế kỷ 20 đó là sử dụng năng lượng điện hạt nhân Lò phản ứng hạt nhân tới hạn đầu tiên được chế tạo thành công ở Chicago năm 1942 Sau một giai đoạn chững lại do thảm họa hạt nhân Chelnobyl, Three Miles Island các nhà máy điện hạ nhân hiện nay đã được ứng dụng một cách phổ biến trên toàn thế giới với các nước Mỹ, Pháp, Nhật, Nga… là các nước tiên phong dẫn đầu trong lĩnh vực điện hạt nhân

Hiện nay, nước ta đã bắt đầu tiến hành kế hoạch xây dựng nhà máy điện hạt nhân để đáp ứng nhu cầu năng lượng theo xu hướng chung trên toàn thế giới Dự kiến vào năm 2014, hai tổ máy đầu tiên do Nga giúp đỡ sẽ được khởi công xây dựng ở khu vực tỉnh Ninh Thuận Do vậy, việc nghiên cứu kỹ thuật và tìm hiểu về nhà máy điện hạt nhân cần được đào tạo bài bản, quy củ và gấp rút trong giai đoạn này Trước đây, trong quá trình nghiên cứu ở nước ta, các loại lò thường được tính toán trước đây là các loại lò như: VVER1000 lý tưởng, các loại lò có kích thước vô hạn, hay nhiều nhất ở Đà Lạt là nghiên cứu tính toán lò Đà Lạt với công suất thấp

cỡ 0,5 MWt Đối với lò nước áp lực thương mại Tomari của tập đoàn Mitsubishi

9

hiện nay rất ít người tính toán ở Việt Nam Tôi lựa chọn đề tài này vì cảm thấy yêu thích nghiên cứu về lĩnh vực vật lý lò; đồng thời, để tìm hiểu, nghiên cứu về cách thức mô phỏng tính toán tới hạn cho lò phản ứng hạt nhân, mà tiêu biểu ở đây là lò nước áp lực PWR của Nhật Bản và tích lũy kiến thức phát triển cho làm việc sau này Hai tổ máy kế tiếp sau khi Nga xây dựng sẽ do Nhật bản cung cấp công nghệ,

vì vậy, việc nghiên cứu tính toán tới hạn về lò phản ứng PWR theo công nghệ Nhật Bản là rất quan trọng và cần thiết

Trong luận văn tốt nghiệp, tôi xin trình bày nghiên cứu của mình về tính toán tới hạn các thông số vật lý và phân bố công suất trong lò phản ứng hạt nhân PWR bằng cách sử dụng phương pháp mô phỏng Monte – Carlo áp dụng tính toán bằng chương trình MCNP 5.0 Bên cạnh đó, luận văn đưa ra nghiên cứu về cơ chế tương tác của neutron với vật chất, các quá trình vật lý xảy ra ở trong lò phản ứng và cơ sở

lý thuyết áp dụng của phương pháp Monte – Carlo cũng như hướng dẫn sử dụng MCNP để mô phỏng trong tính toán tới hạn lò phản ứng hạt nhân

Phương pháp mô phỏng Monte – Carlo là một phương pháp tính toán số để giải các bài toán bằng phương pháp mô phỏng dựa trên lý thuyết thống kê bằng cách sử dụng các bộ số ngẫu nhiên trong quá trình tính toán Việc áp dụng tính toán ngẫu nhiên xuất phát từ việc miêu tả các tiết diện vĩ mô như xác suất tương tác khi neutron dịch chuyển trong không gian vật chất Khi đó, lịch sử tồn tại và di chuyển của neutron được miêu tả nhờ việc theo dõi từng neutron riêng biệt qua các va chạm liên tiếp nhau Các vị trí và kết quả va chạm được xác định bởi xác suất xuất hiện của các bộ số ngẫu nhiên đã gieo

Chương trình tính toán MCNP do các nhà khoa học ở thư viện Los-Alamos thuộc trường đại học California - United States xây dựng dựa trên phương pháp Monte – Carlo nhằm phục vụ cho quá trình mô phỏng tính toán tới hạn và các thông

số về thông lượng, công suất… cho lò phản ứng hạt nhân Hiện nay, phiên bản mới nhất là phiên bản MCNP 5.0 được ra mắt năm 2003 và là công cụ tương đối mạnh

để tính toán tới hạn cho lò phản ứng

10

CHƯƠNG I CÁC QUÁ TRÌNH VẬT LÝ CƠ BẢN XẢY RA TRONG LÒ PHẢN

ỨNG HẠT NHÂN

1 Tương tác của neutron với vật chất

Neutron là một nucleon không mang điện và có vai trò cơ bản trong nghiên cứu lực hạt nhân Do không bị cản bởi lực hạt nhân nên các neutron ngay cả khi có năng lượng rất thấp cỡ eV hoặc nhỏ hơn nữa cũng có thể tương tác và gây ra các phản ứng hạt nhân Tuy nhiên, mặt khác, do không chịu tương tác Culomb mà các thí nghiệm sử dụng neutron thường gặp những khó khăn trong việc chọn lọc năng lượng và điều khiển chùm tia neutron Khi truyền qua đầu dò (detector) hay môi trường vật chất, các neutron cũng không tương tác với các điện tử của vật chất và

do vậy không ion hóa các nguyên tử trong đó Tính chất này làm cho việc ghi nhận neutron trở nên phức tạp hơn nhiều so với các hạt mang điện

Neutron được quan sát bằng thực nghiệm lần đầu tiên vào năm 1930 khi Both

và Becker bắn phá Berylium bằng một chùm hạt alpha (từ phân rã phóng xạ) và thu được một bức xạ có khả năng xuyên thấu lớn nhưng không gây ion hóa Ban đầu, bức xạ bắn ra này được cho là các tia gamma năng lượng cao, nhưng các thí nghiệm sau đó không chứng minh được giả thuyết này Đến năm 1932, Chadwick đã đưa ra giả thuyết và làm các thí nghiệm chứng minh được rằng, bức xạ chưa biết đó phải là một loại hạt trung hòa (nên có khả năng xuyên thấu và không gây ion hóa) có khối lượng gần bằng khối lượng của proton Nhờ kết quả này, Chadwick được ghi nhận

là người đầu tiên phát hiện ra hạt neutron

Neutron ở trạng thái tự do thì không bền đối với phân rã beta, có chu kỳ bán rã

là 10,6 phút Mặc dù neutron tự do không bền nhưng các tính chất của chúng có thể

đo được với độ chính xác cao, đặc biệt là momen từ của nó Khi một chùm neutron truyền qua một môi trường vật chất, cường độ của chùm neutron sẽ bị suy giảm do mất đi các neutron do bị tán xạ hoặc tham gia các phản ứng hạt nhân Đối với các neutron nhanh, nhiều phản ứng có thể xảy ra như (n,p), (n,α) hoặc (n,2n); nhưng đối với các neutron chậm và neutron nhiệt, phản ứng chính làm chúng biến mất là phản

11

ứng (n,γ) còn được gọi là phản ứng bắt hay hấp thụ neutron Ngoài ra còn một phản ứng đặc biệt khác mà được sử dụng rất nhiều trong lò phản ứng hạt nhân chính là phản ứng phân hạch dây chuyền neutron (n,f)

Như vậy, các phản ứng, tương tác của neutron với vật chất chủ yếu là:

ở trạng thái kích thích (đối với tán xạ không đàn hồi) Phương trình của các quá trình tán xạ đó là X(a,b)Y (hình dưới) Đối với tán xạ neutron từ một nhân, các hạt a,b đều là neutron, ta có thể viết:

12

Áp dụng định luật bảo toàn năng lượng, dễ thấy rằng neutron bị tán xạ không đàn hồi có động năng nhỏ hơn của neutron tới một lượng bằng động năng của hạt nhân bia lùi và năng lượng kích thích của nhân tán xạ Động năng của neutron bị tán

xạ có thể tính toán trực tiếp dựa vào phương trình:

Do vậy ta có thể viết lại phương trình (1-1) như sau:

Ở đây, ta có A ≈ M/mn ≈ số khối của hạt nhân gây tán xạ X Đối với tán xạ đàn hồi,

ta có Q=0, vì vậy chỉ có dấu + trong phương trình trên biểu diễn ý nghĩa vật lý Biến đổi phương trình 1-3 ta thu được phương trình biểu thị góc tán xạ theo động năng của hạt neutron đầu và cuối như sau:

cosθ =s 1 (A+1) E'- (A-1) E'- QA

  (1-4) Khảo sát phương trình 1-3, ta có thể xác định được động năng cực đại và cực tiểu của các neutron bị tán xạ đàn hồi Kết quả thu được là động năng của neutron bị tán xạ sẽ nhỏ nhất khi neutron bị tán xạ ngược lại so với hướng ban đầu nghĩa là khi

θs =π và cosθs=-1 khi đó ta có: E’min=αE với α=(A - 1)22

(A+1) Động năng của neutron bị tán xạ đạt được trong trường hợp va chạm trượt qua là cực đại khi θs =0 và cosθs= 1

13

tức là E’max=E Các kết quả trên đúng với các hạt nhân có số khối A>1, trong trường hợp A=1, ta cần xem xét cẩn trọng hơn Hệ phương trình áp dụng định luật bảo toàn năng lượng toàn phần và động lượng sẽ được rút gọn lại để đơn giản hóa cho ta kết quả như sau:

2E' - 2 Ecosθs E'=0

Biến đổi tương đương ta thu được:

E'= Ecosθs (1-5)

Vì E'phải là một số không âm nên các góc tán xạ được phép về mặt vật lý phải là 0 ≤ θs ≤ π nghĩa là, không có tán xạ đàn hồi ngược lại trên nhân Hydro Còn động năng cực tiểu của neutron bị tán xạ được trong trường hợp này ứng với θs≤ π/2

và E’min = 0 Còn động năng cực đại của neutron tán xạ được thì cũng giống như ở trường hợp tổng quát khi θs=0 và cosθs= 1 tức là E’max=E

Ta có thể tính được độ suy giảm năng lượng trung bình của neutron sau quá trình tán xạ Đối với tán xạ đàn hồi (Q=0), động năng cực đại và cực tiểu của neutron bị tán xạ tìm được ở trên: E’max= E và E’min = αE tương ứng với θs = 0 và

θs = π Như vậy, đối với tán xạ đàn hồi, độ suy giảm năng lượng trung bình của neutron (bằng động năng trung bình của hạt nhân lùi trong trường hợp tán xạ đẳng hướng) là:

(ΔE) = E - E =E - (E+αE)=tb 'tb 1 1(1 - α)E

14

Các neutron như vậy gọi là neutron nhiệt Ở nhiệt độ phòng 293ºK, động năng trung bình của các neutron nhiệt vào khoảng 0,025 eV, tương ứng với vận tốc 2200 m/s Năng lượng này rất nhỏ nếu so sánh với năng lượng giải phóng từ các phản ứng hạt nhân gây bởi chính các neutron chuyển động chậm như vậy

1.2 Phản ứng bắt neutron

Phản ứng bắt neutron thường tạo ra một nhân hợp phần ở trạng thái kích thích năng lượng cao (vào khoảng 7-8MeV) Hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích thường bị phân rã nhanh chóng bằng cách phát ra một hoặc nhiều tia Gamma thông qua phản ứng (n,γ):

Hình 1: Tiết diện phản ứng bắt neutron theo năng lượng của một số đồng vị

15

Đầu tiên, tiết diện hấp thụ đó giảm đều khi năng lượng của neutron tăng lên trong vùng năng lượng thấp, bao gồm cả neutron nhiệt Trong vùng này, tiết diện hấp thụ cao và tỉ lệ nghịch với vận tốc của neutron σ(n,γ)~1/v nên thường được gọi

là vùng 1/v Vùng tiếp theo là vùng cộng hưởng , trong đó tiết diện tăng đột biến tới một giá trị cực đại tại các giá trị năng lượng xác định rồi lại giảm gần như đột ngột xuống một giá trị rất thấp Các đỉnh này gọi là các “đỉnh cộng hưởng” Các năng lượng tương ứng với các đỉnh này gọi là các năng lượng cộng hưởng Về mặt vật lý, khi năng lượng liên kết của neutron cộng với năng lượng cộng hưởng của neutron tới sẽ chính xác bằng năng lượng cần thiết để đẩy một nhân hợp phần từ trạng thái

cơ bản lên một mức kích thích của nó và khi đó xảy ra một quá trình gọi là hấp thụ cộng hưởng Vùng cuối cùng là vùng của các neutron nhanh có năng lượng cao, ở vùng này thì tiết diện hấp thụ rất thấp Các neutron nhanh thường có xu hướng ưu tiên bị tán xạ trong môi trường vật chất

Như vậy, số phận cuối cùng của các neutron khi truyền qua một môi trường vật chất là chúng sẽ bị hấp thụ bởi một hạt nhân của môi trường vật chất đó và kết quả là hạt nhân bền có thể biến đổi thành một hạt nhân đồng vị phóng xạ phân rã β-

do dư thừa neutron Sự biến đổi đó có thể là có chủ đích (ví dụ như sản xuất các đồng vị phóng xạ có ích sử dụng trong y tế) hoặc là một sản phẩm phụ không mong muốn trong một trường neutron Các lượng tử Gamma phát ra có năng lượng cao cũng có thể là một mối nguy hiểm nghiêm trọng nếu xảy ra gần cơ thể người Trong

lò phản ứng hạt nhân, phản ứng bắt neutron cũng xảy ra tương đối phổ biến, chính

vì vậy chúng ta phải tính toán che chắn không chỉ đối với neutron mà còn đối với bức xạ gamma

Trên đồ thị hạt nhân (nuclear chart) hay còn gọi là đảo đồng vị, các đồng vị bền (stable) ở trung tâm đảo có các tiết diện bắt neutron nhiệt phụ thuộc theo từng loại đồng vị khác nhau Đa số các đồng vị bền có tiết diện bắt neutron nhiệt khá lớn (do neutron nhiệt ở vùng năng lượng thấp) Trong một số trường hợp đặc biệt nhân chẵn chẵn hoặc có số khối A nhỏ, tiết diện phản ứng bắt neutron lại tương đối thấp tương ứng với điểm màu xanh; còn đối với các đồng vị ngoài dải đồng vị bền thì

Phản ứng phân hạch đƣợc phát hiện lần đầu bởi Hahn và Strassmann năm

1939 nhờ các thí nghiệm hóa phóng xạ Họ đã chứng minh đƣợc rằng khi bắn phá Uranium bằng các hạt neutron sẽ sinh ra các nguyên tố có khối lƣợng ở khoảng giữa

17

bảng tuần hoàn chứ không phải là các nguyên tố siêu Uranium như đã các nhà khoa học đã tin tưởng trước đó Cho tới ngày nay, các nhà khoa học đã xác định rằng, phản ứng phân hạch luôn xảy ra qua giai đoạn tạo hạt nhân hợp phần ở trạng thái kích thích cao Hạt nhân hợp phần sẽ bị vỡ thành hai phần có khối lượng gần bằng nhau và phát ra một vài neutron tức thời Ví dụ, khi bắn phá U235 bằng các neutron thì các phản ứng sau có thể xảy ra:

0n 92U 92U 92U 0 n tán xạ đàn hồi

92U235*0n1' tán xạ không đàn hồi 92U236  bắt neutron

   Y1 Y2 0n1 phân hạch

Trong phản ứng phân hạch, hai nhân sản phẩm chính Y1 và Y2 có khối lượng gần bằng nhau được gọi là các mảnh phân hạch.Nhiều phản ứng phân hạch diễn ra liên tiếp gọi là phản ứng phân hạch dây chuyền (hình 3)

Hình 3: Phản ứng phân hạch dây chuyền

18

Phân bố khối lượng của các mảnh phân hạch có thể bị ảnh hưởng bởi các hiệu ứng vỏ hạt nhân Các mảnh phân hạch tức thời không bền vì chúng giữ nguyên tỷ lệ N/Z như của hạt nhân mẹ Các mảnh phân hạch thường rất giàu neutron nên việc phát xạ neutron tức thời trong phản ứng phân hạch là thuận lợi Các sản phẩm phân hạch thường phân rã β- và γ để biến đổi về các hạt nhân bền Trong một số trường hợp, mảnh phân hạch tạo thành ở trạng thái kích thích cao, vượt quá năng lượng liên kết của neutron trong nhân, vì vậy nó có thể phát xạ các neutron trễ (phân biệt với neutron tức thời phát ra từ nhân hợp phần khi nó phân rã) Hình 4 là hình ảnh tiêu biểu cho xác suất sinh ra của các mảnh phân hạch từ phản ứng phân hạch của các đồng vị có số khối A lớn

Hình 4: Đường cong phân bố xác suất của các sản phẩm phân hạch gây bởi tương

tác với neutron nhiệt của các đồng vị U 235 , U 233 , Pu 239

19

Đặc điểm của phản ứng phân hạch là mỗi phản ứng luôn sinh ra nhiều hơn một hạt neutron Những phân hạch này có thể được sử dụng để gây phân hạch trên các hạt nhân Uranium khác và sản sinh ra nhiều neutron hơn Bằng cách này, có thể thiết lập được một chuỗi phản ứng phân hạch tự duy trì để sản xuất năng lượng với tốc độ không đổi Đây chính là nguyên lý cơ bản của một lò phản ứng hạt nhân phân hạch Việc duy trì và điều khiển một chuỗi phản ứng hạt nhân phân hạch dây chuyền chính là đối tượng nghiên cứu chủ yếu của vật lý và động học lò Trong lò phản ứng hạt nhân chúng ta quan tâm tới ba loại đồng vị có ảnh hưởng tới qua trình gây ra phản ứng hạt nhân dây chuyền Loại đồng vị đầu tiên đó là các đồng vị phân hạch chậm (Fissile Nuclide) có khả năng phân hạch khi hấp thụ neutron có tốc độ chậm (neutron nhiệt) ví dụ như: U235, U233 và Pu239 Loại thứ hai là các đồng vị phân hạch chỉ khi bị bắn phá bởi các neutron nhanh có năng lượng cao (E lớn hơn vài MeV) (Fissionable Nuclide) Cuối cùng ta xét là một số đồng vị không phân hạch nhưng có thể bị biến đổi thành các đồng vị phân hạch khi hấp thụ các neutron chậm hay có thể gọi là các đồng vị sinh (Fertile Nuclide) Các đồng vị này thường được biến đổi thành đồng vị phân hạch trong các lò phản ứng phân hạch để sản xuất nhiên liệu hạt nhân Hai phản ứng sản xuất nhiên liệu hạt nhân quan trọng nhất là:

20

Trong đó năng lượng liên kết BE(Z,A) có thể được tính qua công thức bán thực nghiệm rồi từ đó ta tính được năng lượng tỏa ra tức thời (hay năng lượng của các mảnh phân hạch) Qprompt ≈ 170MeV:

A Z Z

A A

  là hằng số tỷ lệ để hiệu chỉnh năng lượng tương tác Culomb trong

Bảng 1: Năng lượng giải phóng trong một phân hạch U 235

Động năng của các mảnh phân hạch (A1=95 và A2= 140) 168 MeV Động năng của các neutron tức thời và trễ (2-3neutron) 5 MeV

21

2 Các phương trình vật lý cơ bản trong lò phản ứng hạt nhân

Trong lò phản ứng hạt nhân nước áp lực PWR, neutron tương tác với nhiên liệu phân hạch gây ra phản ứng dây chuyền, từ đó sinh ra năng lượng nhiệt Năng lượng nhiệt sinh ra trong nhiên liệu truyền cho chất tải nhiệt trong điều kiện áp suất cao 15,41 MPa Chất tải nhiệt sau đi khi qua hết chiều dài nhiên liệu ra khỏi lò sẽ tới bình sinh hơi Dòng hơi sinh ra từ bình sinh hơi sẽ được truyền cho vòng thứ cấp

để quay Tuốc-bin tạo ra năng lượng điện Việc điều khiển và duy trì phản ứng phân hạch dây chuyền trong lò phản ứng là vô cùng quan trọng để tạo ra điện năng một cách hiệu quả và an toàn nhất Vì vậy, chúng ta cần phải nắm rõ các phương trình

cơ bản của vật lý và động học lò phản ứng hạt nhân

2.1 Phương trình vận chuyển và khuếch tán neutron

Trong vật lý neutron, phương trình vận chuyển neutron là phương trình tổng quát nhất dùng để mô tả mật độ neutron phụ thuộc vào không gian, thời gian, năng lượng và hướng chuyển động của neutron trong một môi trường vật chất Có thể nói, phương trình vận chuyển miêu tả đúng trạng thái mật độ thông lượng neutron trong môi trường có tiết diện hấp thụ neutron lớn Còn phương trình khuếch tán là phương trình gần đúng của phương trình vận chuyển neutron Để phương trình khuếch tán trở thành phương trình vận chuyển neutron gần đúng thì cần đơn giản hóa một số yếu tố sau: Môi trường với tiết diện hấp thụ bé và sự tán xạ neutron gần như đẳng hướng

2.1.1 Phương trình vận chuyển neutron

Để xác định được giá trị của đại lượng vật lý mà đặc trưng là thông lượng neutron, ta cần phải thiết lập phương trình biểu diễn sự thay đổi của số neutron trong lò phản ứng Xét sự thay đổi số neutron trong phần tử thể tích dV có năng lượng từ E÷E+dE, chuyển động theo hướng  ÷ +d theo thời gian được đặc trưng bởidn

dt Ta có nhận thấy, có 4 nguyên nhân dẫn tới sự thay đổi số lượng neutron trong thể tích dV được mô tả bởi:

22

- Sự rò neutron :  divJ dVd dE  div( )dEdVd  graddVd dE

- Sự mất neutron do hấp thụ và tán xạ:  t ( , , , )r  E t dVd dE (    t a s)

- Sự tăng neutron từ nguồn ngoài: S r( , , , )  E t dVd dE

- Sự tăng thêm số lượng neutron do tán xạ:

+  là một đại lượng đặc trưng vật lý, do đó  luôn có giá trị liên tục

+ Tại biên giữa hai môi trường A và B ta có:( )r A  ( )r B, nếu một môi trường là chân không hoặc hấp thụ tuyệt đối thì  ( , , , )r  E t  0 với mọi vectơ  đi vào môi trường Tuy nhiên, để giải quyết được bài toán, ta vẫn cần phải đơn giản hóa phương trình vận chuyển, trong trường hợp đặc biệt, phương trình vận chuyển neutron tổng quát sẽ được chuyển hóa thành phương trình khuếch tán neutron

2.1.2 Phương trình khuếch tán

Phương trình khuếch tán là trường hợp riêng của phương trình vận chuyển trong trường hợp các đại lượng không phụ thuộc vào thời gian và năng lượng Ta có

25

2.2 Phương trình lò phản ứng một nhóm

2.2.1 Phương trình một nhóm cho lò nhanh

Lò phản ứng hạt nhân độ phản ứngng và vận hành ở trạng thái tới hạn Do vậy, khi thiết kế tới hạn cho lò, chúng ta phải tính toán tới hệ số nhân keff Ở trạng thái tới hạn thì số lượng neutron mất đi trên một đơn vị thể tích cân bằng với số lượng neutron sinh ra sau một thế hệ phản ứng phân hạch Xét một lò nhanh ở trạng thái

ổn định, cân bằng, không phụ thuộc thời gian chứa một hỗn hợp đồng nhất bao gồm nhiên liệu, chất làm chậm, không có thêm các vùng vật chất khác hay còn gọi theo thuật ngữ là “lò trần” Áp dụng một dạng của phương trình vận chuyển:

 của vật liệu trong lò, mỗi phân hạch phát ra  neutron Khi đó S    f Trong

lò có sự rò và hấp thụ neutron nên số neutron trong lò sẽ bị thay đổi và mất sự cân

bằng Như vậy để đạt được cân bằng ở trạng thái tới hạn 0

t

 

 , ta thay đổi nguồn

neutron bằng cách nhân thêm vào hệ số keff như vậy 1 f

số A,B,C Do đây là hàm chẵn nên A=0, B là buckling của lò, C tính dựa trên công suất nhiệt của lò Giá trị Buckling hình học và thông lượng ở dạng nghiệm tổng quát cho một số loại lò được đưa ra ở bảng 2 như sau:

Bảng 2: Giá trị thông lượng và Buckling của một số loại lò

B a

B R



 

    Sin (Br)/r

2.2.2 Phương trình một nhóm cho lò nhiệt

Từ phương trình lò phản ứng một nhóm cho lò nhanh, ta xét đối với lò nhiệt

Lò nhiệt sinh ra neutron nhanh rồi được làm chậm về neutron nhiệt nên ta phải sử dụng lý thuyết hai nhóm Giả thiết rằng, không có sự hấp thụ neutron trong nhóm neutron nhanh và sự hấp thụ cộng hưởng được đặc trưng bằng xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng Ta thiết lập phương trình hai nhóm cho lò nhiệt với các giá trị

27

mang chỉ số F thuộc nhóm neutron nhanh, các giá trị mang chỉ số T thuộc nhóm neutron nhiệt:

+ Đối với nhóm nhanh:

- Số neutron bị tán xạ khỏi nhóm nhanh:  sF F

- Số neutron nhanh sinh ra: a T

k P

  

Ta có phương trình khuếch tán đối với nhóm nhanh:

2 k

0P

F F sF F a T

D           (2-16)

+ Đối với nhóm nhiệt:

- Số neutron nhiệt được sinh ra:  sF F P

- Số neutron bị hấp thụ:  a T

Ta có phương trình khuếch tán đối với nhóm nhiệt:

D T        2 T a T P sF F 0 (2-17) Hai phương trình khuếch tán (2-16) và (2-17) mô tả lò nhiệt trần vô hạn, đồng nhất

Ta thấy rằng   F A1 và   T A2 với A1 và A2 là hằng số và là thông lượng neutron thỏa mãn phương trình     2 B2 0 Thay  F, Tvào hai phương trình (2-16) và (2-17) ta thu được hệ phương trình tuyến tính ẩn A1 và A2:

 : Xác suất tránh rò của neutron trong quá trình làm chậm

Phương trình (2-20) được viết lại thành phương trình tới hạn cho lò nhiệt:

29

6 2

Số hạng thứ 3 vế trái: chỉ số neutron tức thời

Số hạng thứ 4 vế trái: số neutron trễ do các nhóm neutron trễ phân rã phát ra

Đối với các nhóm mảnh phân hạch phát neutron trễ, ta viết được phương trình của các mảnh phân hạch phát neutron phụ thuộc vào sự tạo thành các mảnh do phân hạch (+) và sự phân rã của các mảnh phân hạch(-):

Để giải hệ hai phương trình động học, ta giả thiết các điều kiện ở thời điểm

t<0 lò ở trạng thái tới hạn với k=1, ( , )r t

Với các giá trị được định nghĩa như sau:

- Hệ số nhân hiệu dụng: eff 2 2

i i

Đối với phân rã neutron trễ của U235, 6 nhóm neutron được mô tả dưới bảng 3 sau:

Bảng 3: Thông số về neutron trễ của U 235

Nhóm Chu kỳ bán rã (s) Hằng số phân rã

(s -1 )

Thời gian sống (s)

Trong lò để tính toán tới hạn người ta còn chú ý tới nhiều yếu tố khác như hệ

số phản hồi âm từ chất làm chậm và nhiên liệu, phân bố công suất, thông lượng …

3 Các thông số vật lý đặc trưng trong lò phản ứng

3.1 Hiệu ứng Doppler

Về mặt vật lý, hiệu ứng Doppler là hiện tượng tự nhiên có sẵn trong lò phản ứng làm cho độ phản ứng của lò giảm khi nhiệt độ thanh nhiên liệu tăng cao trong quá trình xảy ra phản ứng phân hạch Mỗi phản ứng phân hạch thường sinh ra thêm

từ 2 đến 3 neutron làm cho quá trình phản ứng phân hạch xảy ra liên tiếp và giải phóng năng lượng cao làm nhiệt độ vùng hoạt tăng lên Khi nhiệt độ trong vùng hoạt tăng cao, các nguyên tử U238 trong nhiên liệu dao động mạnh hơn khiến cho dải năng lượng bắt bức xạ neutron của U238 sẽ giãn ra như hình 5 thay vì chỉ có tiết diện bắt neutron cao ở một năng lượng xác định, điều này dẫn tới xác suất xảy ra phản ứng bắt neutron của U238 tăng lên rất nhiều Khi đó, số lượng neutron trong vùng hoạt ở một dải năng lượng cộng hưởng thích hợp sẽ bị hấp thụ bởi U238 trong nhiên liệu làm cho số neutron tham gia phản ứng với nguyên tử U235 ở thế hệ tiếp theo

31

giảm đi Đồng nghĩa với keff sẽ giảm và độ phản ứng trong vùng hoạt cũng sẽ giảm theo dẫn tới công suất nhiệt sinh ra tỷ lệ với độ phản ứng cũng sẽ giảm

Hình 5: Tiết diện hấp thụ neutron của U 238 theo nhiệt độ và năng lượng

Về mặt toán học, tiết diện bắt neutron theo công thức của Breit-Wigner đƣợc tính nhƣ sau:

o ( , )

o

E

x E

âm do hiệu ứng Doppler là không lớn chỉ làm hạn chế được một phần neutron sinh

ra trong quá trình phân hạch của lò phản ứng Giá trị của hiệu ứng Doppler trong lò phản ứng có thể được tính qua công thức:

ln

F

D T

3.2 Hiệu ứng giãn nở nhiệt

Về mặt vật lý, tương tự như hiệu ứng Doppler, đây là hệ số phản hồi tự nhiên trong lò phản ứng sinh ra do chất làm chậm Khi nhiệt độ trong lò tăng cao, nhiệt độ chất làm chậm (H2O) tăng lên làm cho các phân tử nước dao động nhanh hơn đồng nghĩa với khối lượng riêng của chất làm chậm và lượng nhiệt trao đổi trong hệ thống tải nhiệt sẽ giảm Kết quả là, neutron có thể di chuyển quãng đường xa hơn

mà không bị hấp thụ, hay nói cách khác, khả năng làm chậm của chất làm chậm giảm xuống, neutron vẫn duy trì ở năng lượng cao và không gây ra phản ứng phân hạch với U235 Điều này dẫn tới với việc thì neutron nhanh sinh ra từ phản ứng hạt nhân sẽ ít được làm chậm thành neutron nhiệt (loại neutron có tiết diện phản ứng

33

cao trong lò) ở thế hệ tiếp theo Như vậy, chất làm chậm tự điều chỉnh làm giảm độ phản ứng trong lò khiến cho nhiệt độ trong lò giảm dẫn đến công suất lò giảm Cùng lúc đó, khi nhiệt độ trong lò tăng cao, thì nhiên liệu giãn nở ra nhiệt làm giảm lưu lượng của dòng nước làm mát tải nhiệt Đối với lò nước áp lực PWR sử dụng nước nhẹ làm chất tải nhiệt thì việc bị giảm lưu lượng dòng nước tải nhiệt sẽ khiến cho neutron ít được làm chậm và bắt hấp thụ hơn Do đó, xác suất gây phản ứng phân hạch ở thế hệ tiếp theo giảm khiến cho công suất giảm

Giống như hiệu ứng Doppler, hệ số phản hồi âm này không đủ lớn nên người

ta thường pha thêm dung dịch Acid Boric Gọi k1, k2 là hệ số nhân tại nhiệt độ T1 và

T2, hệ số phản hồi âm của chất làm chậm được xác định một cách tương đối bởi công thức :

1 2

ln( )( /O )

k k MTC pcm C

+ Khi nhiệt độ tăng, nhiên liệu trong lò phản ứng nở ra dẫn đến việc giảm khối lượng riêng của nhiên liệu ảnh hưởng tới xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng và

đóng góp vào hệ số giãn nở tức thời cho độ phản ứng của vùng hoạt như sau:

hưởng tới khả năng làm chậm và đóng góp vào hệ số giãn nở trễ như sau:

34

Để làm rõ hơn về cách tính toán hệ số phản hồi âm trong lò phản ứng hạt nhân, tôi xin đưa ra một bài toán nhỏ để tính toán hệ số chất làm chậm trong lò PWR Giả thiết rằng UO2 chứa trong các bó nhiên liệu với đường kính “fuel pins” 1cm và chiều cao H đặt trong ma trận lưới có:

Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng tại 300K được tính bởi công thức thực nghiệm

đã được nêu ra ở phần hiệu ứng Doppler như sau:

exp(-20,72/(100 0,948)=0,8036suy ra ta có ln( ) 0, 2186

1 ln

5 5

35

3.3 Điều khiển độ phản ứng trong vùng hoạt

Như chúng ta đã tìm hiểu ở mục 3.1 và 3.2, trong lò phản ứng hạt nhân luôn

có các hiệu ứng tự phản hồi âm như hiệu ứng Doppler hay hiệu ứng giãn nở nhiệt Tuy nhiên, các hiệu ứng phản hồi âm này không đủ lớn để góp phần duy trì trạng thái tới hạn của lò (tức là độ phản ứng bằng không) Do vậy, các lò phản ứng hạt nhân trên thế giới hiện nay thường được điều khiển độ phản ứng trong vùng hoạt bằng hai cách khác nhau dựa trên tính năng của các thiết bị dự phòng (redundancy)

và thay thế (diversity) theo các quy tắc an toàn đề ra Đối với lò nước áp lực, người

ta sử dụng các bó thanh điều khiền và thêm một lượng Acid Boric vào hệ thống nước tải nhiệt đưa vào vùng hoạt lò phản ứng để điều chỉnh độ phản ứng trong lò và duy trì lò ở trạng thái tới hạn Đây là phương pháp phổ biến trên thế giới hiện nay

Để điều khiển và vận hành lò phản ứng hạt nhân nước áp lực PWR, người ta chia làm năm chế độ vận hành lò bình thường với các điều kiện nhiệt độ và áp suất như sau:

+ “Cold Shutdown mode”: Hệ thống nước làm mát lò phản ứng được giữ ở gần nhiệt độ phòng và áp suất nhỏ hơn 2,7 MPa Lò ở trạng thái dưới tới hạn do nồng độ Acid Boric cao và toàn bộ các bó thanh điều khiển được đưa vào trong lò

+ “Hot Shutdown mode”: Nhiệt độ hệ thống chất làm mát lò là 286,1ºC và áp suất 15,41 MPa Toàn bộ các bó thanh điều khiển được đưa vào trong lò và lò đạt trạng thái dưới tới hạn

+ “Hot Zero Power mode”: Nhiệt độ chất tải nhiệt là 286,1ºC ở áp suất 15,41 MPa Nồng độ Acid Boric được điều chỉnh phù hợp và toàn bộ các bó thanh điều khiển được rút ra gần như hoàn toàn Lò đạt trạng thái tới hạn, tuy nhiên công suất của lò nhỏ hơn 2% và không có dòng hơi được sản sinh ra tới Tuốc-bin

+ “Power Operation mode”: Nhiệt độ trung bình của chất tải nhiệt lớn hơn 286,1ºC

ở áp suất 15,41 MPa Lò đạt trạng thái tới hạn và công suất của lò lớn hơn 15%, Tuốc-bin bắt đầu vận hành nhờ dòng hơi sinh ra từ bình sinh hơi

+ “Hot Full Power Mode”: Công suất của lò đạt 100% ở điều kiện tới hạn Nhiệt độ trung bình của lò khoảng hơn 300ºC ở áp suất 15,41 MPa

36

Các bó thanh điều khiển có ưu điểm là chúng có thể thay đổi độ phản ứng trong lò một cách nhanh chóng; tuy nhiên, điểm yếu của việc sử dụng các bó thanh điều khiển là chúng không đủ lớn để đưa lò về trạng thái dập lò hoàn toàn (cold shutdown) Các bó thanh điều khiền thường được sử dụng để bù phần thay đổi độ phản ứng trong một thời gian ngắn do việc thay đổi tải công suất

Mặt khác, việc sử dụng Acid Boric lại có ưu điểm và nhược điểm hoàn toàn ngược lại so với việc sử dụng các bó thanh điều khiển Tốc độ thay đổi của nồng độ Acid Boric trong chất tải nhiệt là nhỏ Điều đó có nghĩa là tốc độ thay đổi độ phản ứng trong lò bởi Acid Boric là nhỏ và nó không đủ để đáp ứng với việc thay đổi nhanh của tải công suất Tuy nhiên, giá trị độ phản ứng thay đổi của Acid Boric là

đủ lớn để đưa về trạng thái dập lò hoàn toàn (cold shutdown) Vì vậy, Acid Boric thường được sử dụng đề bù phần thay đổi độ phản ứng do sự thay đổi của các vật liệu phân hạch và các chất độc hấp thụ trong lò, đồng thời được sử dụng khi dập lò hoàn toàn

3.3.1 Điều khiển độ phản ứng bằng các bó thanh điều khiển

Trong lò nước áp lực PWR, mỗi bó thanh điều khiển chứa 24 thanh điều khiển làm bằng vật liệu hấp thụ neutron (Ag-In-Cd), số lượng bó thanh điều khiển trong lò phụ thuộc vào kích thước của lò phản ứng Trong trường hợp lò Tomari với công suất 2600MWt thì 48 bó thanh điều khiển được sắp xếp trong vùng hoạt lò phản ứng để điều khiển phân bố thông lượng theo bán kính của vùng hoạt (the horizontal neutron flux distribution) Các bó thanh điều khiển được di chuyển bằng hệ thống chuyển dịch cơ học phía trên phần mũ lò và được chia làm 6 nhóm (bank) SA, SB,A, B, C, D mỗi nhóm gồm có 8 bó thanh điều khiển Khi lò được khởi động, từng nhóm thanh điều khiển được rút ra khỏi lò theo một quy tắc đã qui định Khi lò đạt đến trạng thái tới hạn thì toàn bộ các nhóm SA, SB, A, B và C được rút ra hoàn toàn khỏi lò còn nhóm D thì được rút ra một phần Sau đó, nhóm D từ từ được rút lên để nâng cao công suất của lò Khi công suất đạt 100% thì nhóm D gần như được rút ra hoàn toàn và chỉ còn khoảng 10% chiều dài trong lò Sự thay đổi vị trí nhóm

D cho phép điều khiển công suất của lò

37

Vị trí phân bố của các nhóm thanh điều khiển trong lò Tomari số 3 được mô

tả chi tiết trên hình 6 dưới đây:

Hình 6: Vị trí của các nhóm thanh điều khiển trong vùng hoạt

Vị trí của các bó thanh điều khiển được chia thành 228 bước theo chiều cao của vùng hoạt Việc thay đổi vị trí các bó thanh điều khiển được điều chỉnh bằng cơ cấu chuyển dịch cơ học (Control Rod Drive Mechanism) đặt phía trên mũ lò

Sau đây, tôi xin đưa ra một ví dụ để tính toán giá trị độ phản ứng của các thanh điều khiển trong lò phản ứng hạt nhân PWR Giả thiết rằng:

+ Trạng thái ổn định ban đầu (steady state) ở 90%

38

Nếu tổng giá trị độ phản ứng của cả 6 nhóm bó thanh điều khiển được giả thiết

là 0,05∆k/k thì 0,00159 vào khoảng 19% của một nhóm tức là ứng với 43 bước trên toàn bộ 228 bước theo chiều dài hấp thụ của các bó thanh điều khiển Như vậy, nếu một lượng độ phản ứng ρ=0,00159 được thêm vào lò thì sẽ duy trì công suất lò đạt 100% theo thời gian Tuy nhiên, trong trường hợp thực tế, một lượng độ phản ứng lớn hơn sẽ được đưa vào trong lò ở thời điểm ban đầu khi khởi động

3.3.2 Điều khiển độ phản ứng bằng Acid Boric

Điều gì xảy ra nếu nhiệt độ chất tải nhiệt tăng thêm 30ºC đối với ví dụ tính toán độ phản ứng ở phần 3.3.1? Độ phản ứng gây bởi hiệu ứng tự phản hồi âm do chất tải nhiệt sẽ là 21% ∆k/k tăng gấp 4 lần độ phản ứng tổng cộng của tất cả 6 nhóm bó thanh điều khiển có thể cung cấp Điều này đồng nghĩa với việc các bó thanh điều khiển không thể đưa lò về trạng thái dập hoàn toàn (cold shutdown) cũng như không đủ để điều khiển lò ngay cả tại trạng thái nóng (hot condition) khi nhiệt

độ lớn hơn 286ºC Sự thay đổi độ phản ứng do sự thay đổi của nồng độ Acid Boric

có trong chất tải nhiệt lò phản ứng là chậm nhưng lại có ảnh hưởng trong khoảng rộng và thời gian dài hay nói cách khác, tính chất hấp thụ neutron của Boron trong Acid Boric có ảnh hưởng tới độ phản ứng trong lò rất lớn Do đó, trong nhà máy điện hạt nhân nước áp lực, người ta thường sử dụng Acid Boric là thành phần chính

để điều khiển độ phản ứng trong vùng hoạt lò phản ứng Ở trạng thái dập lò hoàn toàn, nồng độ Acid Boric vào khoảng 2200~2300 ppm Sự thay đổi độ phản ứng gây bởi sự thay đổi nồng độ Acid Boric vào khoảng 0,8×10-4 ∆k/k/ppm, như vậy độ phản ứng thay đổi khi nhiệt độ thay đổi để chuyển từ trạng thái nóng sang lạnh là 21% ∆k/k sẽ có thể được bù đắp bởi việc thêm vào khoảng 270ppm Do đó, chúng

ta hoàn toàn có thể chuyển lò từ trạng thái dập nóng (hot shutdown) sang dập lò hoàn toàn (cold shutdown) nhờ vào sự thay đổi nồng độ Acid Boric trong hệ thống chất tải nhiệt của lò phản ứng

Trong thực tế, sự biến đổi độ phản ứng trong lò không chỉ bởi sự thay đổi của nhiệt độ chất tải nhiệt mà còn bởi sự thay đổi của các sản phẩm phân hạch trong lò

Sự thay đổi của nồng độ Acid Boric trong quá trình vận hành lò phụ thuộc vào các