tìm hiểu và tính toán các thông số cơ bản của lò phản ứng hạt nhân

LỜI MỞ ĐẦU Từ khi lò phản ứng đầu tiên trên thế giới đạt trạng thái tới hạn tại Chicago vào ngày 2 tháng 12 năm 1942, một số lượng lớn các lò phản ứng hạt nhân đã được thiết kế và xây dự

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011

TRƯỜNG ĐẠI HỌC SƯ PHẠM THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH

Mã s ố: 102 Niên khóa: 2006 – 2011

Thành phố Hồ Chí Minh, tháng 4, 2011

LỜI MỞ ĐẦU

Từ khi lò phản ứng đầu tiên trên thế giới đạt trạng thái tới hạn tại Chicago vào ngày 2 tháng 12 năm 1942, một số lượng lớn các lò phản ứng hạt nhân đã được thiết kế và xây dựng vì nhiều mục đích khác nhau như: sản xuất điện, chiếu xạ y học, nghiên cứu, sản xuất nhiên liệu phân hạch, tạo sức đẩy trong tàu thuyền, máy bay, tên lửa, vệ tinh,… Như vậy, việc sử dụng và đưa vào hoạt động các lò phản ứng hạt nhân nói chung hay các nhà máy điện hạt nhân nói riêng rất quan trọng đối với cuộc sống

Ở các nước trên thế giới, sự phát triển lò phản ứng hạt nhân cũng như nhà máy điện hạt nhân đã đạt đến trình độ kỹ thuật tiên tiến Riêng ở Việt Nam, ngoài lò phản ứng hạt nhân ở

Đà Lạt, chúng ta chỉ mới bắt đầu phát triển, nghiên cứu và sắp tới sẽ tiến hành xây dựng nhà máy điện hạt nhân tại Ninh Thuận

Để tính toán, thiết kế lò phản ứng hạt nhân, ta cần phải biết các thông số đặc trưng của

lò Sau khi thiết kế và lắp ráp lò, cần phải xác định bằng thực nghiệm các thông số vật lý lò Với đề tài “TÌM HIỂU VÀ TÍNH TOÁN CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN”, em mong rằng luận văn này sẽ mang lại cho mọi người những kiến thức cơ bản về vật lý lò Và có thể trong tương lai, khi lò phản ứng hạt nhân và nhà máy điện hạt nhân trở nên rất phổ biến, những kiến thức này sẽ được dạy ở trường phổ thông

Em xin chân thành cảm ơn thầy Nguyễn Đình Gẫm đã tận tình hướng dẫn và giúp đỡ em hoàn thành luận văn này

Em xin chân thành cảm ơn các thầy cô trong trường và khoa vật lý trường Đại học Sư phạm thành phố Hồ Chí Minh đã cung cấp kiến thức trong thời gian học tập tại trường và tạo điều kiện cho em được làm luận văn

Cảm ơn các bạn bè đã ủng hộ, động viên trong thời gian làm luận văn

Con xin cảm ơn ba mẹ đã nuôi dạy để con có được kết quả ngày hôm nay

Mặc dù đã cố gắng rất nhiều, nhưng vì kiến thức còn hạn hẹp và đề tài được thực hiện trong một thời gian ngắn, nên em không thể trình bày một cách sâu sắc những vấn đề liên quan đến lò phản ứng hạt nhân Kính mong nhận được ý kiến góp ý, phê bình và xây dựng của các thầy cô và các bạn Xin chân thành cảm ơn

6.6 Phương trình khuếch tán đối với một nhóm neutron0T 50

6.6.1 Phương trình và nghiệm của nó 50

PHẦN 1: TỔNG QUAN VỀ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

1.1 Phản ứng phân hạch hạt nhân

1.1.1 Thế nào là phản ứng phân hạch hạt nhân

Khi một hạt nhân nguyên tử hấp thụ một neutron, trở thành hạt nhân hợp phần có năng lượng cao Hạt nhân hợp phần có thể vỡ thành hai mảnh gọi là sản phẩm phân hạch kèm theo một số neutron và giải phóng một lượng lớn năng lượng Quá trình này được gọi là

phản ứng phân hạch Năng lượng được giải phóng ở trên chính là năng lượng dùng để liên

kết các nucleon trong hạt nhân

số khối trung bình và phát ra vài neutron, đồng thời giải phóng một năng lượng lớn

Hình 1.1 Phân hạch hạt nhân bằng neutron P

[5]

1.1.2 Phản ứng dây chuyền

Sau một phân hạch, hạt nhân phát ra ν neutron Khi đó, một neutron ban đầu được hấp thụ và gây ra phân hạch, sinh ra ν neutron khác, ta gọi đó là thế hệ neutron thứ nhất ν neutron này gây ra phân hạch và tạo thêm ν2 neutron của thế hệ thứ 2 Trong thế hệ thứ 3

có ν3neutron,… Như vậy số neutron tăng rất nhanh qua các thế hệ neutron Đó là sự phát

triển của phản ứng dây chuyền

Hình 1.2 Phản ứng dây chuyền của uranium 235P

[5]

1.2 Khối lượng tới hạn

Không phải tất cả neutron sinh ra do sự phân hạch đều tham gia phản ứng dây chuyền Một số neutron mất đi do các phản ứng không phân hạch (thường là phản ứng bắt-bức xạ) với nhiều vật liệu có mặt trong lò phản ứng và ngay cả hạt nhân nhiên liệu Một số neutron khác lại hoàn toàn thoát ra bên ngoài vùng hoạt lò phản ứng Có thể làm giảm số lượng neutron mất đi do thoát ra khỏi bề mặt biên hình học bằng cách làm gia tăng kích thước (hay khối lượng) nhiên liệu phân hạch và dùng lớp phản xạ Khối lượng tối thiểu của nhiên liệu

phân hạch để có thể duy trì phản ứng dây chuyền gọi là khối lượng tới hạn

Khối lượng tới hạn của nhiên liệu trong một lò phản ứng phụ thuộc vào rất nhiều điều kiện nhưng luôn luôn có một giá trị xác định

Ví dụ: khối lượng tới hạn của P

235

P

U có thể nằm trong khoảng nhỏ hơn 1 kg đối với nhiên liệu lò gồm muối uranium chứa khoảng 90% đồng vị phân hạch hoà tan trong nước cho tới hơn 200 kg trong hơn 30000 kg uranium thiên nhiên nhúng chìm trong một khối graphic

Nếu chỉ sử dụng uranium thiên nhiên (chứa khoảng 0,7 % P

235

P

U) thì không thể đạt trạng thái tới hạn được

1.3 Năng lượng phân hạch hạt nhân

1.3 1 Năng lượng liên kết và năng lượng liên kết riêng của hạt nhân

Năng lượng liên kết riêng:

Dựa vào đồ thị, ta thấy rằng năng lượng liên kết riêng tăng nhanh đến giá trị cực đại 8,7 MeV đối với hạt nhân có số khối A = 56 (sắt) Sau đó giảm dần đến 7,6 MeV đối với 235

U Những hạt nhân ở giữa bảng tuần hoàn (số khối A từ 40 đến 100 có năng lượng liên kết riêng lớn khoảng 8,5 MeV) là những hạt nhân bền vững

110 và 125 đến 155 có suất ra lớn nhất, chiếm cỡ 99% Các hạt nhân có số khối từ 110 đến

125 chỉ chiếm cỡ 1% Như vậy, hạt nhân P

[2]

Năng lượng cần thiết và nhỏ nhất để làm hạt nhân phân hạch được gọi là năng lượng kích hoạt Năng lượng kích hoạt được sử dụng cho hai phần: một phần truyền cho các nucleon riêng biệt bên trong hạt nhân tạo ra các dạng chuyển động nội tại, một phần dùng để kích thích chuyển động của toàn bộ hạt nhân, do đó gây ra biến dạng theo mẫu giọt chất lỏng và làm hạt nhân vỡ thành các mảnh nhỏ

Năng lượng kích hoạt đối với từng hạt nhân phụ thuộc tỉ số ZP

> ) thì năng lượng kích hoạt rất nhỏ Do

đó các hạt nhân nặng có thể phân hạch không những do hấp thụ năng lượng neutron mà còn

chỉ phân hạch khi hấp thụ neutron có động năng lớn hơn giá trị: (7 – 6) MeV = 1 MeV

UP Pcũng đủ năng lượng phá vỡ hạt nhân

1.3 3 Động năng của các mảnh vỡ phân hạch

Khi hạt nhân uranium bắt một neutron:

n + U → Hạt nhân hợp phần U* + Năng lượng Q

Hạt nhân hợp phần U* không bền sẽ phân hạch tạo thành mảnh phân hạch nặng YR H R và mảnh phân hạch nhẹ YR L R, đồng thời phát ra ν neutron

Ta có: mR L R, vR L R, ER L R và mR H R, vR H R, ER H R lần lượt là khối lượng, vận tốc và động năng của hai mảnh phân hạch

Áp dụng định luật bảo toàn động lượng: mR L RvR L R= mR H RvR H R

1.3.4 Năng lượng phát ra sau sự kiện phân hạch

Năng lượng phát ra từ phản ứng phân hạch chủ yếu là động năng của các mảnh phân hạch Trong khoảng 10P

-3

Pcm kể từ điểm phân hạch, các mảnh phân hạch trở về trạng thái cơ bản, toàn bộ động năng sẽ chuyển thành nhiệt Ngoài các mảnh vỡ phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn phát ra các lượng tử γ tức thời, các lượng tử γ do các mảnh vỡ phân rã, các neutrino và các neutron

Các mảnh vỡ phân hạch thường có hoạt tính β do chúng thừa neutron Vì vậy, sau khi phân hạch chúng tiếp tục phân rã β thêm 3, 4, 5,…lần để trở thành đồng vị bền

1.3 5 Năng lượng tỏa ra từ phản ứng phân hạch 235

cỡ 8 MeV do quá trình bắt bức xạ (n, γ ) Như vậy, năng lượng tổng cộng cỡ 210 MeV P

[2]

P

1.4 Sự tương đương năng lượng từ nhiên liệu hóa thạch và nhiên liệu hạt nhân

E = mc người ta tính được 1g khối lượng tương đương

kỹ thuật vật lý lò phản ứng hạt nhân

2.2 Cấu tạo chung

Hình 2.1 Cấu tạo lò phản ứng hạt nhânP

[6]

- Vùng hoạt: nơi xảy ra phản ứng dây chuyền và số neutron được nhân lên

Vùng hoạt được phân thành hai loại: đồng nhất và không đồng nhất Trong vùng hoạt đồng nhất, nhiên liệu phân hạch và chất làm chậm được trộn đều với nhau Vùng hoạt không đồng nhất được cấu tạo từ các thanh nhiên liệu và chất làm chậm riêng biệt nhau, thường được đặt xen kẽ nhau

Ngoài ra, vùng hoạt còn chứa các thanh điều khiển, thanh bảo hiểm Trong vùng hoạt của lò phản ứng neutron nhiệt, neutron nhiệt bị hạt nhân nhiên liệu hấp thụ, gây nên phản ứng phân hạch tạo ra neutron nhanh

- Chất làm chậm: có tác dụng làm giảm vận tốc của neutron nhanh (biến neutron nhanh

thành neutron nhiệt) để làm tăng xác suất phân hạch trong lò Chất làm chậm có thể là:

graphit, nước thường, nước nặng, khí…

Trong lò phản ứng nhanh, phân hạch xảy ra do sự bắt neutron nhanh (neutron có năng lượng cao) được sinh ra từ phân hạch trước Như vậy, không có sự làm chậm neutron và không có chất làm chậm

- Lớp phản xạ: bao quanh vùng hoạt, làm từ chất liệu có tiết diện hấp thụ neutron nhỏ,

tiết diện phản xạ neutron lớn, có tác dụng làm giảm bớt số neutron thoát ra ngoài Việc sử dụng lớp phản xạ cũng có tác dụng làm giảm khối lượng tới hạn của hạt nhân nhiên liệu Vật liệu dùng làm chất làm chậm cũng được dùng làm chất phản xạ Hiệu quả của một vật liệu dùng làm chất phản xạ được đo bằng hệ số phản xạ

- Thanh điều khiển: điều khiển phản ứng dây chuyền bằng cách đưa vào vật liệu hấp

thụ neutron để duy trì phản ứng dây chuyền tại mức độ thích hợp; thường có dạng ống trụ hoặc dạng tấm, dạng lá hoặc hình chữ thập; làm từ vật liệu có khả năng hấp thụ neutron cao như cacbon, cadmium hay thép không gỉ

- Thanh bảo hiểm: (là thanh điều khiển đặc biệt) dùng để dừng lò khi có sự cố, dập tắt

phản ứng dây chuyền Các thanh điều khiển được chế tạo từ các chất liệu có tiết diện hấp thụ neutron lớn Khi có tín hiệu dập tắt lò thì thanh bảo hiểm được đưa vào vùng hoạt nhằm hấp thụ các neutron phân hạch

- Hệ thống tải nhiệt (chất làm nguội)

Để nhiên liệu khỏi bị nóng chảy và dẫn nhiệt ra ngoài, người ta sử dụng hệ thống tải nhiệt Trong nhiều lò phản ứng, chất làm chậm và chất làm nguội là cùng một chất Ví dụ:

lò phản ứng trong tàu ngầm được làm chậm và làm nguội bằng nước thường hoặc nước nặng Trong những lò phản ứng khác, chúng là những chất khác nhau như chất rắn, lỏng, khí Chất tải nhiệt chảy ngang qua vùng hoạt lò, tải nhiệt từ vùng hoạt lò tới máy tạo hơi nước dùng để làm quay các tua - bin sản xuất điện năng

Nhiệt độ cao của hơi nước hay những chất lỏng tải nhiệt khác làm gia tăng hiệu suất biến đổi nhiệt năng thành điện năng Do đó trong lò phản ứng tạo ra điện năng, người ta mong muốn hoạt động ở nhiệt độ thực tế cao nhất

- Kênh thí nghiệm (có trong lò phản ứng nghiên cứu): là vùng trong lò được dùng làm

chỗ chiếu xạ neutron lên các mẫu vật nghiên cứu, hoặc là đường dẫn neutron ra ngoài dùng cho các thí nghiệm

- Lớp vỏ bảo vệ: ngăn những tia bức xạ nguy hiểm như tia α β γ, , cũng như neutron phát ra từ các phản ứng phân hạch Lớp vỏ thường được làm bằng nhôm, thép không gỉ, zinicori

- Nhà lò xây bằng bê tông đặc biệt

2.3 Nguyên tắc hoạt động

Lò phản ứng hạt nhân hoạt động dựa vào phản ứng dây chuyền

Sau khi phân hạch, các neutron sinh ra là các neutron nhanh, chúng tương tác với tất cả vật liệu cấu tạo, trong đó xảy ra các phản ứng: bắt bức xạ, tán xạ đàn hồi, tán xạ không đàn hồi, hấp thụ gây phân hạch và hấp thụ không gây phân hạch Các chất làm chậm có tác dụng làm giảm năng lượng neutron do quá trình tán xạ Nếu trong môi trường không có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị môi trường hấp thụ, do đó các hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch do neutron nhanh Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện bởi neutron nhanh Nếu trong môi trường có chất làm chậm thì các neutron nhanh bị làm chậm đến neutron trung gian và neutron nhiệt Khi đó phản ứng dây chuyền được thực hiện nhờ neutron trung gian hay neutron nhiệt

Nguyên tắc hoạt động của các lò phản ứng hạt nhân tương tự nhau Ở đây, ta lấy ví dụ nguyên tắc hoạt động của lò nước áp lực PWR:

Hình 2.2 Nguyên tắc hoạt động của lò PWRP

[6]

Nhiệt năng giải phóng do sự phân hạch nhiên liệu trong thùng lò được biến đổi thành điện năng qua 3 chu trình nước hoàn toàn độc lập nhau:

- Chu trình sơ cấp: Đây là chu trình của nước áp lực cao (tới 150 atm) Nhiệt dược tải đi

và được giải phóng ở các hệ sinh hơi Sau đó quay trở lại thùng lò Đây là chu trình duy nhất có phóng xạ Do đó, toàn bộ chu trình được thực hiện trong tòa nhà lò kín bằng bê tông đặc biệt

- Chu trình thứ cấp: Sau khi thu nhiệt ở các hệ sinh hơi, nước của chu trình này hóa hơi làm hoạt động hệ tuabin và máy phát điện Chu trình này không phóng xạ Hơi ngưng tụ thành nước trong hệ ngưng tụ và được dẫn quay trở lại hệ sinh hơi

- Chu trình làm mát: Nước lạnh được dẫn đến hệ ngưng tụ rồi lại được dẫn đi Có thể dùng các tháp làm mát sử dụng đối lưu của không khí như thường nhìn thấy trong toàn cảnh của nhà máy PWR của Pháp Cũng có thể không dùng các tháp này mà dẫn nước lạnh từ sông hoặc biển vào hệ ngưng tụ rồi đưa nước ấm trở ra sông hoặc biển

2.4 Phân loại lò phản ứng

Có rất nhiều cách phân loại lò phản ứng hạt nhân Sau đây là một số cách phân loại thông thường

2.4.1 Phân loại các lò phản ứng theo mục đích sử dụng: gồm 2 nhóm

- Lò năng lượng chủ yếu sử dụng nhiệt năng

- Lò nghiên cứu sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch

- Sản xuất nhiên liệu hạt nhân (các lò phản ứng chế tạo 239Pu từ 238U , hay 233U từ

232

Th)

* Lò phản ứng sử dụng các bức xạ hạt nhân và các sản phẩm phân hạch: 3 nhóm

- Các lò phản ứng nghiên cứu: Sử dụng các bức xạ neutron và γ trong các nghiên cứu khoa học và kỹ thuật để chiếu xạ các vật liệu hạt nhân Đặc điểm: có nhiều kênh Dùng để nghiên cứu các quá trình xảy ra trong lò phản ứng, các tính chất của vật liệu, tác dụng sinh học và chế tạo các đồng vị phóng xạ các loại Ví dụ: lò TRIGA Mark II

- Lò phản ứng sản xuất: dùng để sản xuất một lượng lớn nhiên liệu 239Pu (lò phản ứng công nghiệp) hay để sản xuất các chất đồng vị phóng xạ (lò phản ứng đồng vị)

- Các lò phản ứng chiếu xạ: gồm lò phản ứng xử lý vật liệu bằng các bức xạ neutron hay γ với mục đích nâng cao các tính chất của chúng; lò phản ứng hóa hạt nhân sử dụng các bức xạ hạt nhân; lò phản ứng nguồn neutron dùng để phân tích kích hoạt các thành phần vật liệu; lò phản ứng để chiếu xạ sinh học, chiếu xạ thực phẩm…

2.4.2 Phân loại các loại lò phản ứng theo đặc trưng vật lý

- Theo năng lượng neutron: lò phản ứng neutron nhiệt (phổ biến trong ngShSành điện nguyên tử do sự hao hụt neutron tương đối ít) như các lò BWR (lò nước sôi), PWR (lò nước

áp lực), VVER, RBMK (lò sinh nhiệt),…; lò phản ứng neutron trung gian như lò phản ứng trong tàu vũ trụ; lò phản ứng neutron nhanh như các lò BN350, BN600, Super Fenix, Naval

- Theo dạng chu trình nhiên liệu: lò phản ứng làm việc trong chu trình nhiên liệu uranium, plutonium, thorium

- Theo hệ số tái sinh nhiên liệu: lò phản ứng đốt nhiên liệu (hệ số tái sinh bé hơn một), lò phản ứng nhân nhiên liệu (hệ số tái sinh lớn hơn một)

- Theo loại nhiên liệu:

• Lò phản ứng sử dụng nhiên liệu UOR 2 R (3-4%) (ví dụ: lò LWR)

• Lò phản ứng sử dụng thanh nhiên liệu uranium thiên nhiên (ví dụ: lò CANDU)

• Lò phản ứng sử dụng nhiên liệu UOR 2 R, cacbon, silicon có dạng hình cầu (ví dụ: lò HTGR)

• Chất làm lạnh là khí như: không khí, khí COR 2 R, Helium (ví dụ: lò HTRR)

• Chất làm lạnh là kim loại lỏng như Na, Na-K, Pb-Bi (ví dụ: lò LMR)

- Theo chất làm chậm:

• Chất làm chậm bằng nước nhẹ HR 2 R0 (ví dụ: lò LWR)

• Chất làm chậm bằng nước nặng DR 2 R0 (ví dụ: lò CANDU)

• Chất làm chậm bằng graphic (ví dụ: lò LGR, GCR, HTGR)

2.4 3 Phân loại lò theo đặc trưng kỹ thuật

- Theo các yếu tố tạo ra áp lực lên chất tải nhiệt: lò phản ứng vỏ chịu lực (vỏ lò giữ áp lực chất tải nhiệt), lò phản ứng kênh chịu lực (từng kênh nhiên liệu giữ áp lực chất tải nhiệt),

lò phản ứng vỏ và kênh chịu lực (lò kết hợp cả vỏ và kênh giữ áp lực chất tải nhiệt)

- Theo dạng chất tải nhiệt và chất làm chậm: lò nước - nước (dùng nước làm chất tải nhiệt và chất làm chậm), lò nhiệt (chất tải nhiệt là nước nặng DR 2 RO hay graphit), lò nhanh (chất tải nhiệt là natri hay helium),…

- Theo trạng thái của nước tải nhiệt: lò nước sôi (BWR), lò nước áp lực (PWR)

- Theo số vòng tuần hoàn của hệ thống tải nhiệt: lò phản ứng một vòng tuần hoàn - lò phản ứng với chu trình sinh hơi trực tiếp (ví dụ: lò BWR), lò phản ứng hai vòng tuần hoàn (ví dụ: lò PWR), lò phản ứng ba vòng tuần hoàn (ví dụ: lò LMR)

- Theo cấu trúc và dạng của vùng hoạt: lò phản ứng đồng nhất và không đồng nhất với vùng hoạt dạng hình trụ, hình hộp và hình cầu

- Theo khả năng di chuyển: lò phản ứng tĩnh, lò phản ứng di động

- Theo thời gian hoạt động: lò phản ứng hoạt động liên tục, lò phản ứng hoạt động gián đoạn

CHƯƠNG 3: CHU TRÌNH SỐNG CỦA NEUTRON

3.1 Các neutron sinh ra từ phản ứng phân hạch

Các neutron sinh ra do phản ứng phân hạch (còn gọi là neutron phân hạch) là đối tượng đáng lưu ý vì chúng đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền Trong mỗi phân hạch trung bình sinh ra ν neutron Đại lượng này khác nhau đối với các hạt nhân khác nhau

và tăng khi tăng năng lượng neutron

Bảng 3 Số neutron trung bình sinh ra trong mỗi phân hạch ν [2]

Đối với P

235

P

U, năng lượng trung bình của các neutron tức thời bằng E =1, 94MeV , do đó

để đơn giản trong tính toán ta thường coi các neutron tức thời có cùng năng lượng và bằng

cỡ 2 MeV

Neutron trễ xuất hiện khi các mảnh vỡ phân hạch (chủ yếu là các hạt nhân Iốt và Brôm)

phân rã β Thời gian trễ của neutron được xác định bởi thời gian sống của mảnh vỡ phân rã

β Các neutron trễ được chia làm sáu nhóm theo thời gian bán rã của mảnh vỡ phân hạch Mỗi nhóm được đặc trưng bởi suất ra neutron trễ βi với 6

Các neutron được sinh ra trong lò phản ứng với năng lượng từ 0 MeV đến 10 MeV Người ta thường phân thành 3 miền năng lượngP

[2]

P

:

• Các neutron nhiệt thuộc miền năng lượng 0 < E < 0,1 eV

• Các neutron trung gian thuộc miền năng lượng 0,1 eV < E < 100 KeV

• Các neutron nhanh thuộc miền năng lượng 100 KeV < E < 10 MeV

3.2 Chu trình sống của neutron

Khả năng phân hạch của hạt nhân nhiên liệu đối với neutron nhiệt lớn hơn nhiều so với khả năng phân hạch đối với neutron nhanh Vì vậy, chúng ta phải làm chậm neutron để tăng khả năng thiết lập phản ứng dây chuyền trong nhiên liệu

Ban đầu khi một hạt nhân nhiên liệu bị phân hạch sẽ sinh ra ν neutron nhanh Những neutron nhanh này có thể gây ra một vài phân hạch, hoặc rò rỉ ra khỏi vùng hoạt, hoặc có thể bị hấp thụ trong khi được làm chậm để trở thành neutron nhiệt Những neutron nhiệt ở trên có thể bị rò rỉ hoặc bị hấp thụ bởi chất phi nhiên liệu (chất làm chậm, chất làm lạnh, vật liệu xây dựng lò, tạp chất và những vật chất khác trong vùng hoạt lò phản ứng) Số còn lại được hấp thụ trong nhiên liệu, nhưng cũng chỉ có một số gây ra phân hạch

Sau đây là chu trình neutron trong một lò phản ứng neutron nhiệt

3.2.1 Thừa số phân hạch nhanh

Vì 238

U (có trong lò phản ứng neutron nhiệt sử dụng uranium thiên nhiên) và một lượng rất nhỏ 235

U cũng có thể bị phân hạch bởi neutron nhanh nên làm tăng số lượng neutron

nhanh có sẵn Để đo lường hiệu ứng này, chúng ta sử dụng thừa số phân hạch nhanh ε Như vậy, từ ν neutron trong lò lúc ban đầu, chúng sẽ tăng lên thành νε neutron nhanh

3.2.2 Xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng

Trong quá trình làm chậm, neutron va chạm với hạt nhân của chất làm chậm trong lò phản ứng và mất dần năng lượng sau mỗi lần va chạm Một số neutron có năng lượng nằm trong vùng năng lượng cộng hưởng của 238U sẽ bị hấp thụ bởi hạt nhân 238U nhưng không

gây phân hạch Hiệu ứng này được đo lường bởi xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng p

3.2.3 Xác suất tránh rò đối với neutron nhanh

Do vùng hoạt có kích thước hữu hạn nên một số neutron nhanh bị rò rỉ trong quá trình

làm chậm, được đo bằng xác suất rò nhanh lRfR Xác suất để neutron nhanh bị nhiệt hóa mà không bị rò: P f = −1 l f hay xác suất tránh rò đối với neutron nhanh

Bây giờ ta có νε pP f neutron trở thành neutron nhiệt

3.2.4 Xác xuất tránh rò đối với neutron nhiệt

Sau khi neutron bị nhiệt hóa, một số neutron nhiệt bị rò rỉ khỏi vùng hoạt lò phản ứng

với xác suất rò nhiệt lRtR Xác suất tránh rò đối với neutron nhiệt P t = −1 l t

3.2.5 Hệ số sử dụng neutron nhiệt f

Một số neutron nhiệt ở trên bị hấp thụ bởi nhiên liệu, phi nhiên liệu Những neutron nhiệt còn lại gây ra phản ứng phân hạch Tỉ số giữa neutron nhiệt gây ra phân hạch và số

neutron nhiệt bị hấp thụ được được gọi là hệ số sử dụng neutron nhiệt f

Như vậy, số neutron cuối cùng bị hấp thụ trong nhiên liệu sẽ là νεpP fP f t

Tỉ số giữa neutron nhiệt gây ra phân hạch đối với 235

U và lượng neutron nhiệt bị hấp thụ

Như vậy keff = ηε pfP Pf t còn được gọi là hệ số nhân hiệu dụng

Đối với môi trường vô hạn P f =1,P t =1(coi như không có sự rò neutron), ta có:

và kích thước vùng hoạt tương ứng được gọi là khối lượng tới hạn và kích thước tới hạn Trạng thái keff < 1 là trạng thái dưới tới hạn, phản ứng dây chuyền tự tắt Trạng thái

eff 1

k > là trạng thái trên tới hạn, phản ứng dây chuyền phát triển Như vậy, mỗi cấu trúc có

một kích thước tối thiểu được gọi là kích thước tới hạn để keff = 1

Hình 3 Chu trình sống neutronP

[6]

CHƯƠNG 4: LÒ PHẢN ỨNG TÁI SINH

Hệ số tái sinh B luôn lớn hơn 1, tức là luôn có nhiều hơn 1 hạt nhân phân hạch được tạo

ra ứng với mỗi hạt nhân nhiên liệu được tiêu thụ Quá trình này được gọi là quá trình tái

sinh Những lò phản ứng được thiết kế để tái sinh nhiên liệu được gọi là lò phản ứng tái

sinh hay lò phản ứng nhân nhiên liệu

Khối lượng nhiêu chất ban đầu: M

Trong thế hệ đầu, có B M× khối lượng nhiêu chất bị chuyển thành đồng vị khả phân Trong thế hệ thứ 2, có 2

B ×M khối lượng nhiêu chất bị chuyển thành đồng vị khả phân

Khi 1 neutron được hấp thụ trong nhiên liệu thì có η neutron được tạo ra Trong η

neutron này có: B neutron bị hấp thụ bởi nhiêu chất; (C+L) bị hấp thụ bởi phi vật liệu và bị mất; và 1 neutron để duy trì phản ứng dây chuyền Vậy:

Khi B < 1, ta gọi B là hệ số chuyển đổi C trong lò phản ứng đốt nhiên liệu

Trong lò phản ứng sử dụng nhiên liệu uranium thiên nhiên để chế tạo P

239

P

Pu, xác suất hấp thụ cộng hưởng:

a U a

Hệ số chuyển đổi:

X Y C

Z

+

Các hệ số chuyển đổi của một số lò phản ứng được trình bày trong bảng 4

4.5 Thời gian nhân đôi Td

Thời gian nhân đôi là thời gian để lò phản ứng nhân đôi lượng nhiên liệu ban đầu

Tỉ lệ tiêu thụ nhiên liệu: R C = M N F Fσ φa (nguyên tử/ giây) (4.14)

Tỉ lệ sản xuất nhiên liệu: R P = BM N F Fσ φa (nguyên tử/ giây) (4.15) (M F : khối lượng nhiên liệu phân hạch;N F: mật độ nhiên liệu phân hạch)

Số nguyên tử nhiên liệu thực sự được tạo ra:

PHẦN 2: CÁC THÔNG SỐ CƠ BẢN CỦA LÒ PHẢN ỨNG HẠT

NHÂN CHƯƠNG 5: CÁC KHÁI NIỆM CƠ BẢN

5.1 Tiết diện hiệu dụng

5.1.1 Tiết diện hiệu dụng vi mô (tiết diện vi mô)

Trong một khoảng thời gian, một chùm tia neutron đơn năng cường độ I được bắn tới bia Trong 1cmP

A là số hạt nhân bị va chạm và chuyển đổi (hay còn gọi là số tương tác xảy ra)

I là cường độ chùm tia neutron, đơn vị: neutron/(cmP

bia Diện tích S

Tỉ số A

NI x∆ cho ta biết diện tích trung bình mà mỗi hạt nhân tham gia vào phản ứng

Đơn vị tiết diện vi mô: thường dùng đơn vị barn (1 b = 10P

Tiết diện vi mô của vật liệu là một tính chất rất quan trọng Nếu tiết diện hấp thụ của vật liệu quá cao, sẽ có nhiều neutron bị mất dẫn đến hiệu suất phản ứng dây chuyền giảm Chất làm chậm tốt là vật liệu có tiết diện tán xạ lớn và tiết diện hấp thụ nhỏ - làm giảm vận tốc của neutron một cách hiệu quả mà không hấp thụ neutron, giúp duy trì một lượng lớn neutron nhiệt để phân hạch hạt nhân nhiên liệu

5.1.2 Tiết diện hiệu dụng vĩ mô

Tiết diện hiệu dụng vĩ mô (hay tiết diện vĩ mô) của vật liệu liên quan đến thể tích của vật liệu, bằng tổng tiết diện vi mô của hạt nhân trong 1 cmP

Đơn vị tiết diện vĩ mô: cmP

-1

Nếu bia được làm từ hợp chất hoặc hỗn hợp thì tiết diện vĩ mô được tính như sau:

.N

.N

proton (n p, ) là σp; đối với phản ứng phân rã alpha (n,α là ) σα…; đối với những nguyên

tố có số khối cao như thorium, uranium và plutonium còn có tiết diện phân hạch σf

Tiết diện phụ thuộc vào nguyên tố, bản chất phản ứng và vận tốc (hay năng lượng) neutron

Bảng 5.1 Tiết diện các phản ứng (barns) tại năng lượng nhiệt 0,0253 eVP

5.1.3 Tiết diện hạt nhân phụ thuộc vào năng lượng hay vận tốc của neutron

Hình 5.2 Đồ thị tiết diện bắt bức xạ và phân hạch vi mô của P

233

P

ThP

[3]

Hình 5.3 Đồ thị tiết diện bắt bức xạ và phân hạch vi mô của P

Hình 5.5 Đồ thị tiết diện bắt bức xạ và phân hạch vi mô của P

U – được gọi là nhiêu chất - chỉ phân hạch đối với

những neutron có năng lượng lớn (lớn hơn 10P

5.2 Tỉ lệ tương tác trong bia

Trở lại hình 5.1, số tương tác với một hạt nhân trong bia trong một giây:

Số neutron đến bia trong một giây: I S×

Số tương tác đối với 1 hạt nhân: σt×I

Xác suất để một neutron va chạm với một hạt nhân trong một đơn vị diện tích của bia:

5.3 Thông lượng neutron

5.3.1 Thông lượng neutron từ một chiều

Hình 5.7 Thông lượng neutronP

[3]

Thông lượng neutron được định nghĩa là tỉ số giữa số neutron tới N∆ với tích số khoảng

thời gian t∆ và diện tích S

Trong đó: ∑ =t σt×N là tổng tiết diện vĩ mô của vật liệu làm bia;

φ = nv = × I V thông lượng neutron đến

5.3.2 Thông lượng neutron từ nhiều chiều

Hình 5.8 Thông lượng neutron đến từ hai chiều P

[3]

Theo lý thuyết, năng lượng Eθ của neutron tán xạ dưới góc θ sau khi va chạm đàn hồi với hạt nhân cố định có số khối A:

A A

Khi tán xạ về phía trước (θ →0) thì Eθ →Emax =E o, tức neutron không thay đổi năng

lượng khi va chạm, hay độ mất năng lượng của neutron bằng 0

Khi tán xạ về phía sau (θ →π) thì Eθ →Emin =αE o, tức neutron thay đổi năng lượng khi va chạm Độ mất năng lượng cực đại và bằng ∆ =E E o−Eθ = −(1 α )E

Như vậy sau khi va chạm đàn hồi, neutron có năng lượng Eθ thỏa mãn điều kiện:

E Eθ E

α αξ

Hai biểu thức trên cho thấy tham số va chạm ξ không phụ thuộc vào năng lượng

1

A A

α =  −+  , tức là phụ thuộc vào số khối A của hạt nhân chất làm chậm

Đối với môi trường làm chậm là hợp chất, tham số va chạm được tính theo biểu thức sau:

Đối với neutron nhiệt E T =0, 0253eV , ta có: ( ) 2 106

0, 0253

U =U E = × ≈Theo biểu thức (5.19), mức độ làm chậm của neutron tăng khi năng lượng của neutron giảm Đối với neutron phân hạch, khi chưa làm chậm thì U E( )O =0 Khi neutron nhanh được làm chậm đến neutron nhiệt thì U T =18, 2

3

P

)

Mật độ hạt nhân (10P

Khi số khối của các hạt nhân tăng thì ξ giảm và số va chạm cần thiết để chuyển neutron

nhanh thành neutron nhiệt tăng Điều này cho thấy rằng các hạt nhân nhẹ có tác dụng làm chậm tốt hơn các hạt nhân nặng

Tính chất làm chậm neutron được thể hiện qua 2 đại lượng sau:

Khả năng làm chậm càng lớn khi ξ và ∑S càng lớn, khi đó neutron càng chóng được

5.5 Chu kì lò phản ứng

Chu kì lò là thời gian để số neutron trong lò thay đổi e lần

Giả sử tại một thời điểm xác định, trong lò có n neutron được sinh ra ở chu trình thứ m

Ở chu trình tiếp sau đó (chu trình m + 1), sẽ có n.kR eff R neutron được sinh ra Gọi là thời gian trung bình của một chu trình neutron, còn gọi là thời gian sống của neutron, hay thế hệ neutron

Phương trình mô tả sự thay đổi của số neutron:

( eff 1)

eff n k

nk n dn

dt n

Sau một thời gian ngắn t =10µs, năng lượng được giải phóng khoảng 32

Ví dụ: Đối với lò phản ứng sử dụng nhiên liệu P

để có được hệ số kR eff R rất gần với 1

Cách 2: Theo hệ thức của chu kì lò, người ta tìm cách tăng thời gian của một chu trình neutron, bằng cách pha loãng nhiên liệu hoặc dùng cấu trúc lò không đồng nhất

Thời gian sống của neutron bao gồm thời gian làm chậm và thời gian khuếch tán:

Như ta đã biết, thời gian phát ra neutron trễ rất lớn so với quá trình phát ra các neutron tức thời Có 6 nhóm neutron trễ Từ các giá trị của chu kì i , suất ra βicủa mỗi nhóm, ta

tính được thời gian sống trung bình của một thế hệ neutron trong lò:

là thời gian sống của 1 chu trình neutron Đối với P

 : phần đóng góp của neutron tức thời vào thời gian sống trung bình 

Theo các giá trị đã biết của i, βi,  Tính được =8, 5giây

−



(giây)

Với T =2125 giây, người ta có thể kịp xử lý, kiểm tra và điều khiển lò an toàn

5.6 Chu kỳ nhiên liệu trung bình

Chu kỳ nhiên liệu trung bình được định nghĩa như sau:

Chu kỳ nhiên liệu trong lò phản ứng phụ thuộc vào phần trăm hạt nhân được sử dụng lớn nhất và tỉ lệ phân hạch

Phần trăm nguyên tử được sử dụng phụ thuộc vào tổng liều lượng bức xạ, mức năng lượng bức xạ và sự ảnh hưởng đối với sự ổn định kích thước nhiên liệu, sự dẫn nhiệt và sự giảm hệ số nhân hiệu dụng

CHƯƠNG 6: LÝ THUYẾT KHUẾCH TÁN NEUTRON

6.1 Khuếch tán neutron

Các neutron chuyển động tự do trong môi trường vật chất, va chạm nhiều lần với hạt nhân của vật chất, trong mỗi lần va chạm bị tán xạ theo phương tùy ý Do đó neutron chuyển động hỗn loạn, tức là được khuếch tán trong môi trường vật chất

6.1.1 Độ dài dịch chuyển

6.1.1.1 Quãng chạy tự do (độ dài tán xạ)

Quãng chạy tự do λs là khoảng cách tổng cộng trung bình của một neutron đi được trước khi có một tương tác nào đó

Vận tốc v (cm/s) là khoảng cách mà một neutron đi được trong mỗi giây Vậy số tương tác trung bình trong mỗi giây:

A

Với A là nguyên tử khối của vật liệu làm bia

Giả sử neutron tán xạ lên hạt nhân tại điểm 1 Sau tán xạ, neutron đi một quãng đường bằng quãng chạy trung bình λs đến tán xạ với hạt nhân khác tại điểm 2 Neutron bay theo góc bằng góc trung bình θ và đi một quãng đường λs đến tâm tán xạ thứ 3… (hình 6.1) Độ

dài dịch chuyển λtr được tính như sau: