Nghiên cứu tìm hiểu về các đặc trưng vật lý của bó nhiên liệu hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi vùng hoạt lò phản ứng

[Đồ án] Nghiên cứu tìm hiểu về các đặc trưng vật lý của bó nhiên liệu hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi vùng hoạt lò phản ứng

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

Theo chương trình phát triển điện hạt nhân (ĐHN) đã được Chính phủ và Quốc hội phê duyệt, năm 2014 nước ta sẽ bắt đầu xây dựng hai nhà máy điện hạt nhân (NMĐHN) với bốn tổ máy có tổng công suất phát điện 4000MWđiện Lựa chọn công nghệ và các vấn đề đảm bảo an toàn trong quá trình thiết kế, chế tạo, lắp đặt, vận hành và tháo rỡ nhà máy khi hết thời hạn vận hành đang là mối quan tâm hàng đầu của các cơ quan quản lý cấp nhà nước, các viện nghiên cứu và người dân

Tham gia vào thị trường cung cấp điện, các NMĐHN có nhiều đặc trưng vật lý và

kỹ thuật giống như các nhà máy nhiệt điện truyền thống ví dụ về công suất, nhiệt

độ, áp suất, chu trình sinh công, phát điện Tuy nhiên, NMĐHN lại có những đặc thù hết sức riêng biệt cần phải chỉ ra như sau:

- Trong lò phản ứng (LPỨ) của NMĐHN chứa một lượng rất lớn các chất phóng xạ, chính vì vậy trong mọi tình huống phải bảo vệ con người và môi trường trước tất cả các nguy cơ về chiếu xạ và ô nhiễm phóng xạ

- Nhiệt dư trong LPỨ hạt nhân là khá lớn (có thể là hàng trục MWnhiệt) và tồn tại rất lâu sau khi dừng lò Do đó luôn luôn phải làm nguội nó một cách thích hợp

- Nhiên liệu sau khi đốt cháy trong LPỨ có hoạt độ phóng xạ rất cao, phải được chuyển tải, cất giữ, làm nguội tại chỗ (trong khu vực NMĐHN) một cách an toàn trong một thời gian nhất định (ít nhất là vài năm) cho đến khi chúng được chuyển tới các nhà máy xử lý hoặc các cơ sở cất giữ lâu dài

Đối với hoạt động thông thường của một NMĐHN, hàng năm từ một phần tư đến một phần ba số bó nhiên liệu (BNL) nạp tải vùng hoạt được lấy ra do độ cháy đã đạt mức giới hạn kỹ thuật (con số này có thể vào khoảng 50-60 bó đối với LPỨ PWR

và 250-270 bó đối với lò BWR) Như vậy chỉ sau vài năm hoạt động, trong bể chứa BNL của một NMĐHN đã có hàng trăm BNL được lưu giữ, hoạt độ phóng xạ ở đó

có thể đạt đến mức hàng tỷ tỷ Bq Nếu thiếu kiến thức, kinh nghiệm, phương tiện,

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

trang thiết bị trong quá trình quản lý nhiên liệu đã qua sử dụng và để xảy ra sự cố tai nạn thì hậu quả về chiếu xạ, ô nhiễm phóng xạ là rất lớn, không thể xem thường Với các loại công nghệ sử dụng lò phản ứng nước nhẹ (Light Water Reactor-LWR) như hiện nay, một BNL tươi thường được đốt trong vùng hoạt từ 3 đến 4 năm với độ cháy tương đương từ 50,000 đến 55,000MWd/t tùy theo độ giàu nạp tải ban đầu, chiến lược khai thác, cũng như pháp qui hạt nhân của từng quốc gia BNL sau khi được đưa ra khỏi vùng hoạt có những đặc trưng vật lý cơ bản sau:

- Nhiệt dư do các quá trình phân rã phóng xạ (phân rã bêta, anpha và gamma) bên trong một BNL khá lớn, khoảng vài MW ngay sau khi tháo ra khỏi lò

- Các sản phẩm phân hạch (hơn 400 hạt nhân, có số khối từ 70-160), phổ biến nhất trong số này là các đồng vị của Strontium, Yttrium, Zirconium, Niobium, Molybdene, Technitium và Iode, Xenon, Cesium, Baryum, Lanthane

- Các sản phẩm kích hoạt được sinh ra từ các đồng vị bền có mặt trong vỏ bọc

và vật liệu cấu trúc BNL, về mặt hoạt độ là nhỏ so với tổng hoạt độ của BNL, chủ yếu là các đồng vị phát gamma và bêta như 14C, 54Mn, 60Co, 55Fe, 59Ni, 63Ni, 93Zr, 94

Nb

- Các nhân siêu Uran (họ actinide và con cháu của chúng, khoảng 40 đồng vị), được hình thành từ một chuỗi các phản ứng bắt neutron của các hạt nhân nặng có tổng hoạt độ khoảng 106-1015Bq khi tháo ra khỏi lò, trong số này phải kể đến các đồng vị sống dài như 237

Hiện nay kiến thức, kinh nghiệm, thiết kế kỹ thuật, qui trình qui phạm liên quan đến việc chuyển tải, lưu cất giữ, vận chuyển an toàn BNL đã cháy trong các NMĐHN trên thế giới đã đạt được trình độ cao so với thời kỳ bắt đầu của kỷ nguyên công nghệ hạt nhân Tuy vậy, bất cứ một sự cố, tai nạn có thể là rất nhỏ trên khía cạnh chiếu xạ và thất thoát chất phóng xạ trong quá trình vận chuyển, lưu cất giữ bảo quản nhiên liệu vẫn có thể có thể tạo ra mối nghi ngờ đối với dân chúng về

an toàn hạt nhân, điều này ảnh hưởng rất nghiêm trọng đến chương trình phát triển ĐHN của một quốc gia

Trong những năm vừa qua đã có một số đề tài nghiên cứu về lựa chọn công nghệ NMĐHN, an toàn nhiệt thuỷ động và an toàn cho LPỨ nghiên cứu được thực hiện nhằm phục vụ chương trình đưa ĐHN vào Việt nam Tuy nhiên, các nghiên cứu liên quan đến nhiên liệu đã qua sử dụng, an toàn trong lưu giữ, bảo quản và chuyển tải, vận chuyển BNL vẫn còn là một vấn đề mới ở Việt Nam Đặc biệt sau sự cố hạt nhân ở NMĐHN Fukushima ở Nhật Bản, công nghệ quản lý, lưu giữ BNL đã qua

sử dụng trong các điều kiện vận hành lò bình thường và tai nạn sự cố phải được thẩm định lại ở tất cả các LPỨ trên thế giới và trong các thiết kế mới

Trong bối cảnh chương trình phát triển ĐHN ở Việt nam, đề tài “Nghiên cứu tìm hiểu về các đặc trưng vật lý của BNL hạt nhân đã cháy ở thời điểm được lấy ra khỏi

PHẦN 1: MỞ ĐẦU

vùng hoạt LPỨ và trong suốt quá trình lưu giữ bảo quản tại NMĐHN” đã đƣợc đặt

ra

Kết quả nghiên cứu của đề tài cung cấp các thông tin, số liệu kỹ thuật của BNL

đã qua sử dụng Các số liệu này có thể là cơ sở để tiến hành các nghiên cứu khác nhƣ thiết kế bể chứa BNL đã cháy, thiết kế các thùng chứa (container) dùng để di chuyển các BNL, quản lý và xử lý chất thải hạt nhân

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung Tình hình nghiên cứu trên thế giới

PHẦN 2: NỘI DUNG

Giới thiệu chung

 Tình hình nghiên cứu trên thế giới

Khi xem xét đến ba yếu tố về kinh tế, an toàn và an ninh trong việc sử nguồn nhiên liệu hạt nhân trên thế giới, vấn đề nâng cao độ cháy khi đốt các BNL trong NMĐHN đang là một giải pháp được lựa chọn Các cường quốc hạt nhân như Mỹ, Pháp và Nhật Bản là những nước đi đầu nghiên cứu vấn đề này Việc nâng độ cháy cho các BNL từ 50,000 MWd/t hiện nay lên 150,000MWd/t đặt ra hàng loạt các vấn

đề vật lý, kỹ thuật và an toàn phải được nghiên cứu và thẩm định Nghiên cứu đặc trưng vật lý của BNL liệu có độ cháy cao có tầm quan trọng trong việc xác định cách thức quản lý, vận chuyển, tái xử lý hoặc chôn thải trực tiếp BNL

Hiện nay, một hướng nghiên cứu khác liên quan đến các đặc trưng vật lý BNL hạt nhân cũng đang được quan tâm là khả năng thiêu đốt tại chỗ các hạt nhân nặng actinide trong lò PWR và lò tái sinh nhanh (Fast Breeding Reactor- FBR) Từ các kết quả nghiên cứu, một số lò PWR tại Pháp đã được nạp tải loại BNL có chứa thêm một lượng các hạt nhân nặng actinide cho mục đích thiêu hủy Tại hầu hết các lò FBR trên thế giới, nghiên cứu thiếu đốt actinide là một hướng nghiên cứu chính Ngoài sự cố mất hoàn toàn khả năng tải nhiệt cho vùng hoạt LPỨ (ở các tổ máy

1, 2, 3), sự cố Fukushima còn được cả thế giới quan tâm là sự cố mất khả năng tải nhiệt và mất chất tải nhiệt tại các bể chứa BNL đã qua sử dụng (ở các tổ máy 1, 2, 3

và 4), trong đó nghiêm trọng nhất là ở tổ máy số 4 Khi xảy ra động đất và sóng thần, chức năng tải nhiệt cho các bể chứa BNL hoàn toàn bị gián đoạn do mất hết nguồn điện cấp cho các bơm tuần hoàn Tại bể chứa tổ máy số 4 (đang trong quá trình tháo nhiên liệu bảo dưỡng), một số lượng lớn các BNL đã bị phơi trần, nhiệt

độ bề mặt thanh nhiên liệu tăng cao đến mức đã xảy ra phản ứng giữa zircaloy với hơi nước để tạo ra khí hydro, một vụ cháy khí hydro đã xảy ra khiến mái của tòa

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam

nhà bị sụp, nhiên liệu bị phơi trần còn là nguyên nhân chính khiến liều phóng xạ xung quanh khu vực nhà máy tăng cao, gây rất nhiều khó khăn cho việc tiếp cận để giải quyết sự cố Sự cố Fukushima thực sự đặt ra rất nhiều vấn đề về kỹ thuật và an toàn cho các nhà thiết kế chế tạo, cơ quan cấp phép, cơ quan vận hành trên phạm vi toàn thế giới, đặc biệt là công nghệ quản lý an toàn các BNL đã qua sử dụng Theo

dự đoán, trong thiết kế các NMĐHN thế hệ mới, các hệ thống đảm bảo an toàn cho NMĐHN sẽ chuyển hẳn sang sử dụng nguyên lý thụ động (Passive-không phụ thuộc vào nguồn điện)

 Tình hình nghiên cứu ở Việt Nam

Trước đây, các nghiên cứu về an toàn hạt nhân chủ yếu là các nghiên cứu phục

vụ việc vận hành và khai thác LPỨ nghiên cứu hạt nhân Đà lạt (LPỨ duy nhất ở Việt Nam) Qua hơn 20 năm hoạt động, một đội ngũ các nhà nghiên cứu về vật lý LPỨ và an toàn hạt nhân đã từng bước được hình thành, kiến thức và kinh nghiệm

sử dụng các chương trình tính toán (Computer code) đã được tích lũy và ngày càng được nâng cao Thực tế, các hướng nghiên cứu áp dụng trên lò năng lượng vẫn ở mức hạn chế, hoặc chủ yếu được tiến hành ở nước ngoài

Sau khi có chủ trương đầu tư xây dựng các NMĐHN ở Việt nam, một số đề tài nghiên cứu tính toán, phân tích vùng hoạt và an toàn nhiệt thuỷ động cho lò VVER-

1000 bắt đầu được đặt ra và thực hiện Tuy nhiên, một khó khăn luôn gặp phải là việc thiếu các số liệu kỹ thuật và thông tin cần thiết để nghiên cứu tính toán, lý do là các công ty chế tạo chỉ chuyển giao các số liệu đầy đủ khi Việt Nam chính thức mua NMĐHN của họ

Có thể nói, trước khi sự cố Fukushima xảy ra, các nghiên cứu về an toàn liên quan đến việc quản lý và cất giữ BNL hạt nhân đã qua sử dụng của NMĐHN chưa giành được sự quan tâm của các nhà nghiên cứu và quản lý Kinh nghiệm từ các

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung

Nội dung của đề tài

cũng phải tự tích luỹ kinh nghiệm, kiến thức và công nghệ thông qua các hoạt động nghiên cứu

 Nội dung của đề tài

Đề tài nghiên cứu được xây dựng nhằm thực hiện các nội dung tính toán chủ yếu sau đây:

1 Tính toán phân bố tích lũy các đồng vị là sản phẩm phân hạch và biến đổi hạt nhân theo độ cháy ở bên trong viên nhiên liệu

2 Tính toán phân bố cháy (theo chiều bán kính) trong một BNL thông qua tính toán phân bố mật độ công suất trong một BNL

3 Tính nhiệt dư của BNL từ thời điểm tháo ra khỏi vùng hoạt của LPỨ cho đến

7 Hàm lượng của một số đồng vị cần quan tâm trong một BNL sau 5 năm tháo

ra khỏi vùng hoạt của LPỨ

Để thực hiện các nội dung nêu trên, đề tài phải thực hiện một loạt các nghiên cứu tính toán chi tiết trên một phạm vi tương đối rộng, từ các nghiên cứu về viên nhiên liệu, đến các BNL, vùng hoạt và cuối cùng là tính toán cháy Tuy nhiên, mô hình nghiên cứu tính toán trong phạm vi của đề tài vẫn còn một số hạn chế do chưa tính đến ảnh hưởng của trường phân bố nhiệt độ trong vùng hoạt của LPỨ

Phương pháp nghiên cứu của đề tài là sử dụng các chương trình tính toán và các

số liệu thực tế của lò Tomari số 3được cung cấp bởi Ông Fujii, tập đoàn MHI, Nhật Bản Ba chương trình tính toán chính được sử dụng là PIJ (Phương pháp xác suất va

PHẦN 2: NỘI DUNG – Giới thiệu chung

Nội dung của đề tài

chạm) và CITATION (Giải phương trình khuếch tán 3 chiều) trong bộ công cụ SRAC2006 và chương trình Origen 2.2 để tính toán cháy

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP

NGHIÊN CỨU

1.1 Giới thiệu các đặc trưng vật lý và kỹ thuật của lò Tomari số 3

Lò phản ứng Tomari số 3 thuộc tổ hợp nhà máy điện hạt nhân Tomari, Hokkaido, Nhật Bản Hiện nay, Tomari 3 là lò phản ứng thuộc thế hệ thứ III, được xây dựng và đưa vào vận hành gần đây nhất trên thế giới, bắt đầu chạy thương mại từ 22/12/2009 Tomari 3 được thiết kế bởi Tập đoàn Công Nghiệp Nặng Mitsubishi (MHI), sử dụng công nghệ nước áp lực (PWR) với 3 vòng tải nhiệt Công suất nhiệt 2660MWnhiệt và công suất điện 912MWđiện Tomari 3 sử dụng nhiên liệu UO2 với các độ giàu 235

U khác nhau: 1.6%, 3.5%, 4.4%, 4.8% Các thông số vật lý và kỹ

thuật chính của vùng hoạt của Tomari 3 được trình bày trong Bảng 1.1 Các số liệu

này do Ông Fujii thuộc MHI cung cấp

1.1.1 Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

Bảng 1.1 Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

Các thông số chính của lò phản ứng

Công suất nhiệt của vùng hoạt 2660 (MWnhiệt)

Thông số về cấu trúc lò

Đường kính tương đương của vùng hoạt 3040 (mm)

Vật liệu Core Barrel và tấm bao vùng

Vật liệu của thùng lò Thép hợp kim thấp với 0.5 (mm) vỏ bọc thép không gỉ ở mặt trong

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

Thông số về BNL

Đường kính ngoài/trong của ổng dẫn

động thanh điều khiển (Phần trên) 12.24/11.34 (mm)

Đường kính ngoài/trong của ổng dẫn

động thanh điều khiển (Phần dưới) 10.9/10.08 (mm)

Số ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt 1

Đường kính ngoài/trong của ống dẫn

Chiều dài vùng nhiên liệu hiệu dụng 364 (mm)

Thông số về thanh nhiên liệu

Đường kính ngoài của thanh nhiên liệu 9.50 (mm)

Khe hở giữa viên nhiên liệu và vỏ bọc 0.08 (mm)

Mật độ viên nhiên liệu 96% mật độ lý thuyết ((G,dU)O297 % mật độ lý thuyết (UO2)

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về vùng hoạt của lò Tomari 3

Đường kính ngoài của vỏ bọc nguồn 8.38 (mm)

Các thông số nhiệt

Tỷ lệ nhiệt phát ra trong phần nhiên liệu 97.4 (%)

Lưu lượng chất tải nhiệt 45.4×1,000,000 (kg/h)

Tỷ lệ chảy tắt không qua vùng hoạt 6.5 (%)

Diện tích truyền nhiệt hiệu dụng trên bề

2)

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

1.1.2 Các thông số về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu trúc của BNL

Một BNL trong lò Tomari 3 có cấu trúc như trên Hình 1.1 Cấu trúc này được sử

dụng để mô hình hóa BNL trong tính toán neutron và tính toán cháy

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Bố trí các ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL

Mỗi BNL gồm 24 ống dẫn động thanh điều khiển và một ống dẫn dụng cụ đo ở chính tâm Vị trí của các ống dẫn động thanh điều khiển và ống dẫn dụng cụ đo

được chỉ ra trên Hình 1.2 Các vị trí này được sử dụng trong mô hình hóa BNL

trong Chương 3

Hình 1.2 Dãy ống dẫn động thanh điều khiển trong một BNL

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu tạo đế trên và đế dưới

Đế trên và đế dưới là các vật liệu cấu trúc, được sử dụng để định hình BNL, ngoài ra đế trên và đế dưới còn có tác dụng khác như điều chỉnh dòng chảy của chất làm chậm qua BNL Đế trên và đế dưới được sử dụng trong mô hình hóa BNL cho

tính toán cháy trong Chương 5

Hình 1.3 Cấu tạo đế trên và đế dưới

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu tạo một thanh nhiên liệu

Thanh nhiên liệu UO2 và (U, Gd)O2 có cấu tạo giống nhau, chỉ khác nhau về mặt nhiên liệu Thanh nhiên liệu cũng có nhiều vật liệu cấu trúc như đầu trên chứa khí, nắp đậy, mối hàn Các vật liệu cấu trúc này cũng được mô hình một cách cụ thể

trong mô hình hóa BNL trong tính toán cháy trong Chương 5

Hình 1.4 Cấu tạo của thanh nhiên liệu

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Vị trí của các thanh nhiên liệu có chứa gadolinium trong BNL

Trong vùng hoạt của lò Tomari 3, có các BNL có chứa 24 hay 16 thanh nhiên liệu (U, Gd)O2 để bù trừ độ phản ứng Vị trí của các thanh nhiên liệu này được chỉ

ra trên Hình 1.5

Hình 1.5 Vị trí của các thanh nhiên liệu có chứa gadolinium trong BNL

Thanh nhiên liệu có chứa gadolinium

Thanh điều khiển

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu tạo cụm các thanh điều khiển (các thanh điều chỉnh độ phản ứng)

Các thanh điều khiển này được sử dụng để bù trừ độ phản ứng khi khởi động lò Khi lò đạt 100% công suất Toàn bộ các thanh điều khiển được rút ra khỏi vùng hoạt Khi đó, vị trí của các thanh điều khiển trong vùng hoạt trở thành các hốc nước

Hình 1.6 Cấu tạo cụm các thanh điều khiển

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu tạo cụm các thanh hấp thụ cháy được

Cụm các thanh hấp thụ cháy được được sử dụng để bù trừ độ phản ứng Gồm 3

loại 16, 20 và 24 thanh, vị trí của chúng được chỉ ra trên Hình 1.7

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Cấu tạo các nút chặn

Với các BNL mà không chứa cụm các thanh điều khiển hay thanh hấp thụ cháy được, 24 ống dẫn động thanh điều khiển được nút bởi các nút chặn Các nút chặn này có tác dụng chặn dòng chảy của chất làm chậm qua các ống dẫn thanh điều khiển, do đó tăng cường dòng chảy của chất làm chậm qua nhiên liệu, làm tăng khả năng tải nhiệt của chất làm chậm Ngoài ra, có 2 cụm nút chặn có chứa thanh nguồn

chính, để khởi động lò Cấu tạo của các nút chặn như trên Hình 1.8

Hình 1.8 Cấu tạo các nút chặn

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

 Sơ đồ vùng hoạt

Vùng hoạt của lò Tomari 3 được bố trí như sơ đồ trong Hình 1.9 Sơ đồ này được

sử dụng trong mô hình hóa vùng hoạt trong Chương 4

Hình 1.9 Sơ đồ vùng hoạt

 Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên

Bảng 1.2 Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thông số chính về hình học của vùng hoạt lò Tomari 3

Hình 1.10 Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên

Sơ đồ nạp tải nhiên liệu cho chu trình đầu tiên được chỉ ra trong Bảng 1.2 và

Hình 1.10 Ta thấy vị trí của các ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt là không đối

xứng, do đó Chương 4 sẽ mô phỏng cả vùng hoạt, để xem xét ảnh hưởng của các

2C 20BP 1

2C 24BP 3B 3C

2C 24BP 2C 3C

2C 16BP 1

2C 20BP 1

2C 16BP 1

2C 20BP 1

24BP 1

2C 20BP 1

2C 20BP 1

2C 24BP 3B 3C

Ống dẫn thiết bị đo trong vùng hoạt (cách điện)

Bó nhiên liệu (2C: Loại bó; 24: Số thanh hấp thụ cháy được)

2C 24BP

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Phương pháp nghiên cứu của đồ án

ống dẫn thiết bị đo nên phân bố công suất của vùng hoạt (Các ống dẫn thiết bị đo hoàn toàn được cách điện, do đó không có chất làm chậm trong ống dẫn)

1.2 Phương pháp nghiên cứu của đồ án

Phương pháp nghiên cứu của đồ án là sử dụng các chương trình tính toán để thực hiện các tính toán dựa trên các số liệu thực tế của lò Tomari 3 Phương pháp nghiên cứu được trình bày tóm tắt qua lưu đồ sau:

• Phương pháp: Sử dụng chương trình PIJ trong bộ SRAC2006

• Nghiên cứu: Phân bố công suất trong BNL, kinf, chuẩn bị hằng số ô mạng của các BNL cho tính toán vùng hoạt

• Phương pháp: Sử dụng chương trình ORIGEN2.2

• Nghiên cứu: nhiệt dư của BNL đã qua sử dụng, hoạt độ phóng xạ của BNL đã qua sử dụng, phổ photon, hàm lượng và hoạt độ phóng xạ của các sản phẩm cần quan tâm

Đề xuất

• Giải pháp cho việc lưu trữ và vận chuyển BNL đã qua sử dụng bằng nguyên lý thụ động

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các chức năng và các thành phần chính của bộ chương trình SRAC2006

1.3 Giới thiệu chung về bộ chương trình SRAC2006 và ORIGEN2.2

1.3.1 Giới thiệu chung về bộ chương trình SRAC2006

1.3.1.1 Các chức năng và các thành phần chính

Bộ chương trình SRAC được xây dựng nhằm mục đích thực hiện các tính toán liên quan đến khuếch tán và vận chuyển neutron cho nhiều loại LPỨ sử dụng neutron nhiệt khác nhau Bộ chương trình cho phép thực hiện các tính toán để thu được các tiết diện vi mô và vĩ mô hiệu dụng theo nhóm năng lượng, cũng như các tính toán các đặc trưng ô mạng tĩnh và toàn vùng hoạt, kể cả các tính toán cháy Các thông số vật lý cơ bản dùng trong thiết kế LPỨ hay phân tích thực nghiệm cũng được cung cấp Tuy nhiên, phiên bản hiện tại chưa bao gồm việc xử lý các bài toán vận chuyển photon, động học lò cũng như tính toán kết hợp với thủy nhiệt Các thành phần và chức năng chính của bộ chương trình như sau:

- Một số thư viện các tiết diện tương tác hạt nhân của neutron dựa trên các thư viện mới nhất JENDL, JEFF(JEF) và ENDF/B cho hơn 300 đồng vị

- Chương trình tính toán sử dụng phương pháp xác suất va chạm (PIJ) có thể

áp dụng cho 16 loại hình học khác nhau, khả năng này cho phép người dùng có thể tính toán ô mạng của hầu hết các loại LPỨ hiện tại

- Người sử dụng có thể tự thiết lập các sơ đồ tính toán của riêng mình bằng cách lựa chọn và kết hợp các chương trình tính toán có trong bộ chương trình với nhau Có hai chương trình tính toán vận chuyển dùng cho các tính toán phân tích ô mạng là PIJ và SN 1D, 2D Để tính toán vùng hoạt có thêm các chương tính toán khuếch tán 1D, 2D và 3D, các chương trình này có thể tính toán kết hợp với các chương tình tính toán vận chuyển nêu trên Cách thức trao đổi dữ liệu tiết diện tương tác giữa các chương trình với nhau được thực hiện một cách tự động

- Có 3 lựa chọn cho việc xử lý khi tính toán vùng hấp thụ cộng hưởng trong giải năng lượng cộng hưởng chính Các tiết diện hiệu dụng được tính gần đúng đơn giản bằng cách tra bảng dựa trên mô hình xử lý các đỉnh cộng hưởng dải hẹp (NR), hay có thể được thay thế bằng mô hình xử lý đỉnh cộng hưởng dải trung bình (IR) Tuy nhiên, SRAC2006 cũng đưa ra một phương pháp xử lý chính xác hơn, đó là

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các chức năng và các thành phần chính của bộ chương trình SRAC2006

chương trình con PEACO (giải bài toán ô mạng nhiều vùng bằng phương pháp xác suất va chạm và sử dụng một cấu trúc nhóm năng lượng hầu như liên tục cho giải năng lượng cộng hưởng) Tương tác qua lại giữa các cộng hưởng có thể được xử lý một cách chính xác bằng chương trình con PEACO

- Nhiệt độ tùy ý của các vật liệu cũng được xử lý trong chương trình nhờ tính toán nội suy hệ số che chắn cộng hưởng và các ma trận tán xạ nhiệt Với chương trình con PEACO, các tiết diện mở rộng Doppler trong cấu trúc nhóm năng lượng chia siêu-tinh (trên 11,000 nhóm) được xử lý bằng cách tính nội suy từ các tiết diện tương ứng với các điểm năng lượng lựa chọn và tại nhiệt độ phòng

- Hệ số hiệu chỉnh Dancoff dùng trong tính toán nội suy hệ số tự chắn của các đồng vị cộng hưởng được tính toán một cách tự động bởi các chương trình con tính toán xác suất va chạm Hệ số này không phải là hệ số cho cả khối chất hấp thụ mà cho từng đồng vị riêng biệt

- Các hệ bất đồng nhất phức tạp có thể được giải bằng các tính toán ô mạng liên tiếp vì việc đồng nhất và trung bình hoá các tiết diện vi mô được thực hiện một cách độc lập Đặc biệt, hiệu ứng hấp thụ cộng hưởng do hệ bất đồng nhất phức tạp gây ra có thể được xử lý đến từng ô mạng vi mô

- Bộ chương trình SRAC có thể chạy trên hầu hết các máy tính sử dụng hệ điều hành UNIX hay các hệ điều hành tương tự như Linux hay FreeBSD Việc cài đặt bộ chương trình được thực hiện một cách khá dễ dàng với bộ các lệnh cài đặt đã tích hợp sẵn các chương trình nguồn thích hợp và các dữ liệu cần thiết khác phụ thuộc vào máy tính của người sử dụng

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Cấu trúc của bộ chương trình SRAC

1.3.1.2 Cấu trúc của bộ chương trình SRAC

Cấu trúc của bộ chương trình SRAC được mô tả như trên Hình 1.11 Bộ chương

trình SRAC tích hợp ba chương trình tính toán vận chuyển và hai chương trình tính toán khuếch tán dùng cho tính toán thông lượng neutron như sau:

 PIJ: Chương trình tính toán sử dụng phương pháp xác suất va chạm được

phát triển tại JAERI (hiện nay là JAEA) bao gồm 16 loại lưới hình học được chỉ ra

 CITATION: Chương trình tính toán khuếch tán nhiều chiều cho 12 dạng

hình học bao gồm cả các lưới mạng lục giác và tam giác được chỉ ra trên Hình 2.a

và 2.b-Phụ lục A

So với chương trình gốc, các chương trình ANISN, TWOTRAN và CITATION

đã có một vài thay đổi nhằm tăng tốc độ tính toán, trao đổi dữ liệu chứa tiết diện tương tác giữa các chương trình và có một số lựa chọn mới không có trong phiên bản gốc Cho đến khi tính toán thông lượng neutron được thực hiện, các chương trình cơ bản trong bộ chương trình tích hợp hoàn toàn giống với các chương trình gốc

Các lựa chọn để in ra các tiết diện hấp thụ cộng hưởng, để tính toán sự mất đi của các đồng vị, tốc độ phản ứng, v.v cũng được đưa thêm vào bộ chương trình Cùng với bộ chương trình tích hợp nêu trên, nhiều loại bài toán nguồn cố định và trị riêng cũng có thể được giải Số liệu vào ra cho tiết diện theo nhóm năng lượng và thông lượng neutron được ghi vào các tệp tin Thư Viện Chung (PDS-Public Data

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Cấu trúc của bộ chương trình SRAC

Strorage) giữa các chương trình Thông tin được ghi bởi một chương trình có thể được đọc bởi các chương trình khác có trong bộ chương trình

Có 3 lựa chọn để tính toán tiết diện cộng hưởng hiệu dụng: gần đúng NR, gần đúng IR và tính toán cấu trúc nhóm năng lượng siêu-tinh bởi chương trình con PEACO dựa trên phương pháp xác suất va chạm Việc chọn các phương pháp trên tùy thuộc vào dạng bài toán, yêu cầu về độ chính xác và giá trị tính toán Chức năng BURN tính toán sự thay đổi thành phần đồng vị trong quá trình cháy nhờ một loạt các chương trình con để tính phổ neutron, tính các tiết diện hiệu dụng một nhóm, tính sự sinh ra và mất đi của các đồng vị tại mỗi bước cháy Chức năng tính toán tốc

độ phản ứng REACT đưa ra phân bố không gian của tốc độ phản ứng vi mô và vĩ

mô và các chỉ số phổ bằng cách sử dụng thông lượng neutron thu được từ chương trình được sử dụng

Tên “Bộ SRAC” không phải chỉ là chương trình chính được đề cập tới ở trên mà

là cả hệ thống bao gồm các chương trình phụ trợ và các thư viện dữ liệu mô tả dưới đây Từ đây về sau, chúng ta gọi chương trình chính là “SRAC” để phân biệt với cả

áp dụng chủ yếu để tính toán cháy và quản lý nhiên liệu cho các LPỨ nghiên cứu ở JAEA

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Cấu trúc của bộ chương trình SRAC

TUD (Khuếch tán 1 chiều)

CIATATION (Khuếch tán nhiều chiều)

Chương trình SRAC

Thư viện người sử dụng (PDS)

Nhanh Nhiệt MCROSS

Hình 1.11 Cấu trúc của bộ chương trình SRAC (Tham khảo: Tham khảo: A

comprehensive Neutronics Calculation Code System, Hình 1.2-1, Trang 4)

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Các thư viện dữ liệu của bộ chương trình SRAC2006

1.3.1.3 Các thư viện dữ liệu

Các thư viện khởi động của bộ SRAC được tổ chức thành ba thư viện tiết diện gọi là các Thư viện Chung Gồm Thư viện Nhanh Chung để cung cấp các tiết diện tương tác cho nhóm nhanh, Thư viện Nhiệt Chung để cung cấp các tiết diện tương tác cho nhóm nhiệt và Thư viện MCROSS Chung để cung cấp các thiết diện điểm chọn lọc trong vùng năng lượng cộng hưởng mà được sử dụng bởi chương trình con PEACO

Bộ chương trình hiện tại cung cấp một số Thư viện Chung được thiết lập từ các tệp tin dữ liệu hạt nhân mới nhất đã được thẩm định JENDL-3.3, JEFF-3.1, ENDF/B-VII, v.v bằng cách sử dụng các chương trình phân tích dữ liệu hạt nhân LINEAR, RECENT, SIGMA1, NJOY99, TIMS-1 và các chương trình nội bộ khác Người sử dụng có thể lựa chọn một trong số các Thư Viện Chung, hay có thể tự tạo Thư viện Chung bằng cách lắp ghép các dữ liệu đồng vị chọn lọc trong các Thư viện Chung Các Thư viện Chung cung cấp các tiết diện tương tác cho giải năng lượng từ 1E-5eV tới 10MeV cho hơn 300 đồng vị cần thiết trong tính toán neutron Trước khi các tính toán được tiến hành, các Thư viện Người Sử Dụng (NSD) (Thư viện NSD nhanh, Thư viện NSD Nhiệt và Thư viện NSD MCROSS) được lấy

từ các Thư viện Chung để tiết kiệm bộ nhớ cho máy tính và có thể truy cập dữ liệu một cách nhanh chóng và thuận tiện Các Thư viện NSD gồm dữ liệu về các đồng vị

mà NSD cần trong tính toán cấu trúc nhiều nhóm năng lượng của riêng mình, khi đó các hằng số nhóm được co lại một cách tự động nhờ trung bình theo một phổ tiệm cận (phổ đại diện cho các LPỨ neutron nhiệt) được cung cấp trong các Thư Viện Chung

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Cấu trúc nhóm năng lượng của bộ chương trình SRAC2006

(1.1)

1.3.1.4 Cấu trúc nhóm năng lượng

Cấu trúc nhóm năng lượng của các Thư Viện Chung hiện tại bao gồm 107 nhóm (74 nhóm cho giải năng lượng nhanh và 48 nhóm cho giải năng lượng nhiệt cùng

với 15 nhóm chồng chập) Năng lượng của mỗi nhóm được trình bày trong Bảng 1

và 2.-Phụ lục B Thư Viện Nhanh Chung và Thư Viện Nhiệt Chung bao gồm các

dữ liệu tiết diện tương tác của neutron có năng lượng trong giải 0.41399eV<E<10MeV và 1E-5eV<E<3.9279eV tương ứng Người sử dụng có chọn một năng lượng cắt ngưỡng nhiệt từ biên năng lượng của nhóm tinh trong giải chồng chập, từ 0.41399eV<E<3.9279eV

1.3.1.5 Giới thiệu về phương pháp sác xuất va chạm (PIJ)

Phương pháp sác xuất va chạm được sử dụng để giải phương trình vận chuyển Botlzman

Thông lượng neutron ( ) phụ thuộc góc, tại vị trí r, dọc theo hướng với năng lượng E được biểu diễn ở dạng tích phân của phương trình vận chuyển Botlzman:

hướng ̅ với năng lượng E

Với giả thiết tán xạ và nguồn phát là đẳng hướng, sử dụng gần đúng thông lượng neutron phẳng ( ) được giả thiết là không đổi trong mỗi vùng i, phương trình

trên có thể đưa về dạng:

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Giới thiệu về phương pháp sác xuất va chạm (PIJ)

Pij(E) là xác suất mà một neutron được phát ra đồng nhất và đẳng hướng trong

vùng i có va chạm tiếp theo ở vùng j Chúng ta chia giải năng lượng neutron thành

nhiều nhóm Thông lượng trung bình trong khoảng năng lượng được ký hiệu bởi Từ PT (1.2) chúng ta thu được hệ các phương trình,

∑ [∑ ] ( )

Trong đó, và là bề rộng năng lượng của nhóm g và g’ và là

tiết diện tán xạ trong vùng i từ nhóm g’ sang nhóm g, và được định nghĩa bởi

∫ ∫

( ) ( )

∫ ( )

Như ta thấy từ các dẫn dắt trên, một khi tìm được các xác suất va chạm, thông

lượng neutron có thể tìm được một cách dễ dàng bằng cách giải hệ PT (1.4) bằng

phương pháp ma trận nghịch đảo hay phương pháp lặp

1.3.1.6 Giới thiệu chung về chương trình con tính toán cháy ô mạng

Trong tính toán cháy ô mạng, có hai loại đơn vị bước thời gian được sử dụng Một là đơn vị bước cháy với một khoảng thời gian tương đối rộng, loại thứ hai là đơn vị bước cháy phụ trong mỗi bước cháy Trong khi khoảng bước cháy được định

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Giới thiệu về chương trình con tính toán cháy ô mạng

(1.6)

mô một nhóm rút gọn cho các đồng vị cháy được Phương trình cháy cho khoảng

thời gian của bước cháy thứ n [t n-1 , t n ] có thể được biểu diễn bởi PT (1.6), với giả

thiết phân bố tương đối của tốc độ phản ứng vi mô cho các phản ứng bắt, phân hạch

và (n, 2n) không thay đổi trong khoảng thời gian của bước cháy

( )

∑ ( )

∑{ } ( ) ( )

: tỷ lệ phát của mỗi biến đổi hạt nhân,

: thông lượng tương đối thu được bởi bài toán trị riêng

Fact(t): Hệ số chuẩn hóa để chuyển thông lượng tương đối thành thông lượng tuyệt

đối

Nếu chúng ta giả thiết công suất nhiệt trên mỗi ô mạng cần quan tâm là không đổi

(P) trong [t n-1, t n ], hệ số chuẩn hóa Fact(t) cho khoảng thời gian của bước phụ thứ m [t m-1 , t m] ∈ [tn-1, tn] được định nghĩa bởi:

( ) ( ) ∑ ∑ ⁄ ( ) ( )

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Giới thiệu chung về chương trình CITATION

Trong đó:

P : Công suất không đổi trong [t n-1 , t n] được đưa vào trong số liệu input

: Năng lượng sinh ra trên mỗi phân hạch của đồng vị thứ i

Sau đó PT (1.6) có thể được giải theo phép giải tích bằng phương pháp của

chương trình DCHAIN cho mỗi bước cháy phụ Phương pháp của DCHAIN được dựa trên phương pháp của Bateman với một sự thay đổi cho việc xử lý chính xác hơn của chuỗi phản ứng cháy theo chu kỳ gây ra bởi phân rã α, v.v

Mô hình cháy và các thông số như hằng số phân rã và suất ra phân hạch được cài đặt trong thư viện cháy có sẵn trong Bộ SRAC Các hằng số phân rã được lấy từ

“Bảng các Đồng Vị 2004” Số liệu suất ra phân hạch được dựa trên phiên bản thứ hai của thư viện dữ liệu hạt nhân của các sản phẩm phân hạch JNDC Một số các

mô hình cháy có thể được chọn bởi mục đích của tính toán

1.3.1.7 Giới thiệu chung về chương trình CITATION

Chương trình tính toán CITATION (viết bởi Fowler và các cộng sự, 1971) được

sử dụng để giải phương trình khuếch tán neutron nhiều nhóm một, hai và ba chiều: ( ) ( ) ( ) ( )

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Giới thiệu chung về chương trình ORIGEN2.2

: tiết diện vận chuyển từ nhóm g

: tiết diện tổng cộng của nhóm g,

: thông lượng neutron trong nhóm g

: tiết diện tán xạ từ nhóm g’ sang nhóm g

: phổ nguồn phân hạch của nhóm g, ∫ ( )

: số neutron trung bình sinh ra bởi một phân hạch (gần bằng 2.5)

: tiết diện phân hạch vĩ mô của nhóm g’

: hệ số nhân hiệu dụng

Trong CITATION, hệ các phương trình trên được giải bằng cách sử dụng kỹ thuật lưới sai phân hữu hạn để rời rạc hóa biến không gian, tiếp theo là áp dụng các

sơ đồ lặp nội-ngoại thông thường, sau đó việc giải các bài toán trị riêng tới hạn keff

và thông lượng neutron nhiều nhóm tương ứng ( ) được áp dụng Chương trình

có thể mô hình đến 12 dạng hình học bao gồm bản phẳng, trụ, cầu, lục giác và tam

giác được chỉ ra trên Hình 2.a và 2.b-Phụ lục A

1.3.2 Giới thiệu chung về chương trình ORIGEN2.2

1.3.2.1 Các chức năng chính của ORIGEN2.2

ORIGEN2 là chương trình tính toán cháy sử dụng mô hình điểm, và phân rã phóng xạ, nó được áp dụng trong việc mô phỏng các chu trình nhiên liệu và tính toán các thành phần đồng vị, cũng như các đặc trưng của vật liệu trong đó ORIGEN2 là phiên bản cải tiến của chương trình gốc ORIGEN được phát triển tại Phòng Thí Nghiệm Quốc Gia Oak Ridge (Oak Ridge National Laboratory-ORNL)

và được sử dụng rộng rãi trên thế giới từ đầu những năm 1970 Các tính năng được trang bị trong ORIGEN2 nhằm mục đích tăng khả năng kết hợp dữ liệu thu được từ các chương trình tính toán vật lý lò phức tạp hơn, số liệu input được khai báo

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Phương pháp tính toán được sử dụng trong ORIGEN2.2

ở dạng format tự do, tệp tin output có tính linh hoạt cao và có thể điều khiển được; với những tính năng này, ORIGEN2 có đủ khả năng để mô phỏng các chu trình nhiên liệu mở rộng và phức tạp

Các cơ sở dữ liệu về phân rã, tiết diện tương tác, suất phát ra của các sản phẩm phân hạch và suất phát ra lượng tử sử dụng bởi ORIGEN2 đã được nâng cấp một cách rộng rãi Danh dách các LPỨ có thể áp dụng ORIGEN2 bao gồm các loại lò nước áp lực (PWR), các loại lò nước sôi (BWR), các loại lò tái sinh nhanh kim loại lỏng, và các loại LPỨ deuterium-uranium của Canada Một số lượng lớn các nghiên cứu kiểm tra đã được thực hiện, bao gồm (a) so sánh kết quả tính toán nhiệt dư với các giá trị đo thực nghiệm, và (b) so sánh kết quả dự đoán thành phần đồng vị của nhiên liệu đã cháy bởi ORIGEN2 với các giá trị đo đạc thực nghiệm Sự phù hợp giữa tính toán ORIGEN2 và các giá trị đo được đánh giá là rất tốt

Các đồng vị trong cơ sở dữ liệu của ORIGEN2 đươc chia làm ba phần: 130 đồng

vị trong họ actinide, 850 sản phẩm phân hạch và 720 sản phẩm kích hoạt (tổng cộng

1700 đồng vị) Các phần này được hình thành bằng cách tổ hợp 1300 đồng vị riêng biệt (300 đồng vị bền) từ cơ sở dữ liệu vì một vài đồng vị có thể suất hiện trong nhiều phần

1.3.2.2 Phương pháp tính toán được sử dụng trong ORIGEN2.2

Chương trình ORIGEN2 giải các phương trình mô tả sự tích lũy và phân rã của

các đồng vị Một cách tổng quát, tốc độ thay đổi của nồng độ của đồng vị i theo thời

gian ( ) được mô tả bởi một phương trình vi phân bậc một bất đồng nhất

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Phương pháp tính toán được sử dụng trong ORIGEN2.2

N = tổng số đồng vị

l ij = tỷ lệ phân rã phóng xạ bởi các đồng vị khác nhau, dẫn tới sự hình thành các họ

i

= hằng số phân rã phóng xạ

= thông lượng neutron được lấy trung bình theo vị trí và năng lượng

= tỷ lệ hấp thụ neutron bởi các đồng vị khác nhau, dẫn tới việc hình thành các họ

i

= tiết diện hấp thụ của đồng vị k được trung bình theo phổ neutron

= tốc độ loại bỏ liên tục của đồng vị i ra khỏi hệ

= tốc độ thêm vào liên tục của đồng vị i

Vì có N đồng vị được quan tâm nên có N phương trình giống nhau, mỗi phương

trình cho một đồng vị Lời giải (tích phân) của hệ các phương trình vi phân đồng

thời này bởi ORIGEN2 đưa ra khối lượng của mỗi đồng vị (=X i) tại cuối mỗi bước thời gian (khoảng thời gian tích phân)

Để giải hệ phương trình này, ORIGEN2 kết hợp 3 phương pháp giải, trong đó phương pháp chính là kỹ thuật ma trận hàm mũ để giải các phương trình vi phân Phương pháp giải kết hợp bắt đầu bằng việc bổ sung một tập hợp các lời giải tiệm cận mà phù hợp cho việc xử lý tích lũy và phân rã của các đồng vị sống ngắn mà không phải do các đồng vị sống lâu sinh ra (ví dụ như hầu hết các sản phẩm phân hạch) Những đồng vị này sẽ đạt tới một nồng độ bão hòa theo thời gian; vì vậy, một lời giải tiệm cận đơn giản đưa ra giá trị này có thể được sử dụng để tính toán nồng độ của các đồng vị đó tại thời điểm cuối của bước thời gian

Giai đoạn 2 của lời giải kết hợp bắt đầu bằng việc đưa ra ma trận chuyển tiếp (ma trận hệ số) đã được rút gọn, chỉ gồm những đồng vị sống lâu trong ma trận chuyển

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Phương pháp tính toán được sử dụng trong ORIGEN2.2

tiếp đầy đủ Sau đó, ma trận chuyển tiếp rút gọn này sẽ được giải bằng phương pháp

ma trận hàm số mũ Trong trường hợp đồng nhất (ví dụ, không có vật liệu được thêm vào), hệ các phương trình đang được giải có thể được ký hiệu bởi:

̇ ( ) Trong đó:

̇ = đạo hàm theo thời gian của nồng độ đồng vị (véc tơ dạng cột)

A = ma trận chuyển tiếp (đầy đủ hay rút gọn) chứa tốc độ biến đổi (ma trận

1700×1700 với phần lớn các hệ số bằng 0)

X = nồng độ hạt nhân (véc tơ dạng cột)

PT (1.10) có lời giải như sau:

( ) ( ) ( ) ( ) Trong đó:

X(t) = nồng độ của mỗi đồng vị tại thời điểm t

X(0) = véc tơ chứa nồng độ ban đầu của các đồng vị

t = thời điểm kết thúc của mỗi bước thời gian

Phương pháp ma trận hàm mũ đưa ra X(t) bằng cách sử dụng chuỗi các hàm mũ

và kết hợp đầy đủ các số hạng vì vậy lời giải đạt được độ chính xác nhất định Việc tính toán các hệ số trong chuỗi được làm cho thuận tiện một cách tối đa bằng cách

sử dụng quan hệ đệ qui

Giai đoạn cuối cùng của lời giải kết hợp bao gồm việc sử dụng một tập hợp khác các lời giải tiệm cận cho các phương trình vi phân để tính toán nồng độ của các

CHƯƠNG 1: GIỚI THIỆU BÀI TOÁN VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU

Phương pháp tính toán được sử dụng trong ORIGEN2.2

này Tại thời điểm này, nồng độ của tất cả các đồng vị tại thời điểm cuối của bước thời gian đều được tính và lưu lại Kết quả có thể được lấy ra hoặc được sử dụng như nồng độ ban đầu cho bước thời gian tiếp theo

CHƯƠNG 2: NGHIÊN CỨU Ô MẠNG VIÊN NHIÊN LIỆU

Mục đích của nghiên cứu

CHƯƠNG 2: NGHIÊN CỨU CÁC ĐẶC TRƯNG VẬT LÝ CỦA

Ô MẠNG VIÊN NHIÊN LIỆU

2.1 Mục đích của nghiên cứu

Nghiên cứu này nhằm hai mục đích chính sau:

 Nghiên cứu các đặc trưng vật lý của ô mạng viên nhiên liệu (pincell) như kinf phụ thuộc vào độ cháy, phổ neutron, phân bố tích lũy của một số đồng vị quan trọng trong viên nhiên liệu

 Chuẩn bị hằng số ô mạng của các viên nhiên liệu cho tính toán BNL

2.2 Mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu

Việc mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu được thực hiện bằng chương trình PIJ

sử dụng hình học ô mạng đơn vị vuông (Hình 1 – Phụ lục A) Sử dụng 3 nhóm

năng lượng, 2 nhóm nhanh (28 nhóm đầu và 33 nhóm tiếp theo) và 1 nhóm nhiệt (46 nhóm còn lại) được co lại từ 107 nhóm năng lượng Lựa chọn PEACO được sử dụng để tính toán các tiết diện hiệu dụng trong vùng cộng hưởng Các viên nhiên liệu được đốt đến độ cháy giới hạn cho phép 55,000 MWd/t Tại mỗi bước cháy, hệ

số nhân neutron và các thành phần vật liệu đều được tính toán và các hằng số 3 nhóm rút gọn đều được lưu lại trong tệp tin MACRO để xử dụng cho mô hình hóa BNL Các thông số vật liệu sử dụng trong mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu như

CHƯƠNG 2: NGHIÊN CỨU Ô MẠNG VIÊN NHIÊN LIỆU

Mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu

Mật độ nhiên liệu (lý thuyết) 10.76g/cm3 (tại 900oK)

Ô mạng viên nhiên liệu được mô hình như trên Hình 2.1 Phần nhiên liệu được

chia thành 10 phần theo chiều bán kính để nghiên cứu phân bố tích lũy của các sản phẩm phân hạch bên trong viên nhiên liệu

Ghi chú: khi mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu để chuẩn bị hằng số ô mạng cho

BNL, chất làm chậm được thêm vào 1600ppm axít boric

Hình 2.1 Mô hình hóa ô mạng viên nhiên liệu

CHƯƠNG 2: NGHIÊN CỨU Ô MẠNG VIÊN NHIÊN LIỆU

Kết quả tính toán và nhận xét

2.3 Kết quả tính toán và nhận xét

 Hệ số nhân vô hạn của nhiên liệu tươi

Bảng 2.2 Hệ số nhân vô hạn của nhiên liệu tươi

 Hệ số nhân vô hạn của nhiên liệu phụ thuộc vào độ cháy

Hình 2.2 Hệ số nhân vô hạn của nhiên liệu phụ thuộc vào độ cháy