Công nghệ lò phản ứng nhanh và hệ thống lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc

Vật chất nhiên liệu đã hiện diện trong một vài lị phản ứng giới hạn, thậm trí khi mục tiêu thực hiện đã được mở rộng bởi một lị phản ứng thế hệ thứ 3.. Thực chất, một sự giảm xuống rất l

Trang 1

Đề Tài:

SVTH : Nguyễn Thanh Tòng CBHD: Th.S Nguyễn Đình Gẫm CBPB : Th.S Huỳnh Trúc Phương

Thành phố Hồ Chí Minh, 7/ 2006

Trang 2

Lời cảm ơn!



Thời gian qua thật nhanh, bốn năm ngồi ở giảng đường đại học đã hết, những gì em đạt được hôm nay là nhờ vào sự giứp đỡ của biết bao nhiêu người cùng với nổ lực của bản thân:

+ Mẹ, anh chị lo cho cơm áo gạo tiền

+ Thầy cô cho em nguồn tri thức

+ Bạn bè cho em niềm vui cùng nghị lực vươn lên

Và để hoàn thành đề tài này, em đã nhận được biết bao lời chỉ dẫn quý báo của thầy, cô Em chân thành cảm ơn đến các thầy:

+ Thầy Mai Văn Nhơn, người đã cho phép em thực hiện đề tài này

+ Thầy Nguyễn Đình Gẫm, người hướng dẫn em thực hiện

đề tài

+ Thầy Huỳnh Trúc Phương, người đã cho em những ý phản biện để hoàn chỉnh đề tài

+ Các thầy cô trong trường, trong khoa, đặc biệt là các thầy

cô trong bộ môn vật lý hạt nhân đã cung cấp cho em những kiến thức cơ bản để hoàn thành đề tài này

Em cũng chân thành cảm ơn đến các anh, chị, các bạn trong

bộ môn vật lý hạt nhân đã có những gợi ý và cùng em chia sẽ trong suốt thời gian làm đề tài

Sau cùng em chúc các thầy cô luôn hạnh phúc và dồi giàu sức khoẻ để truyền đạt lại nhiều kiến thức cho chúng em, để chúng em có đủ nghị lực và hành trang bước vào ngưỡng cửa xã hội đầy thử thách

Em xin chân thành cảm ơn!

Tp.HCM, 7 – 2006

Trang 3

Lời nói đầu 1

Phần I: Công nghệ lò phản ứng nhanh. 5

Chương 1: Lịch sử và hiện trạng của lò phản ứng nhanh 5

1.1 Lịch sử của lò phản ứng nhanh 5

1.2 Nhiên liệu cho những lò phản ứng nhanh 7

1.3 Lựa chọn chất làm nguội lò phản ứng 9

1.4 Khuynh hướng hiện thời trong sự phát triển của công nghệ lò phản ứng nhanh 10

1.4.1 Sự lựa chọn chất lỏng làm nguội thay thế trong những hệ thống lò phản ứng nhanh 10

1.4.2 Những lợi thế của Pb và Pb-Bi so với Na 11

1.4.3 Những bất lợi của Pb và Pb- Bi 11

1.4.4 Những lợi thế của 2He4 và CO2 12

1.4.5 Những bất lợi của 2He4 và CO2 13

Chương 2: Viễn cảnh của những lò phản ứng nhanh 15

2.1 Nhật Bản 15

2.1.1 Những lò phản ứng thử nghiệm 15

2.1.2 Hệ thống năng lựơng nguyên tử SCNES 16

2.2 Pháp và Tây Âu 18

2.2.1 Những lò phản ứng kiểm chứng 18

2.2.2 Sự cộng tác lò phản ứng nhanh ở Châu Âu 19

2.3 Ở Mỹ 20

2.3.1 Những thành tựu đạt được 20

2.3.2 Đồ án IFR 21

Phần II Công nghệ lò phản ứng điều khiển bằng máy

Trang 4

Chương 3: Nguyên lý hoạt động và cấu tạo chung của ADS 26

3.1 Nguyên lý hoạt động của ADS 26

3.2 Cấu tạo chung của một ADS 26

3.3 Hiện tượng vật lý xảy ra khi một hệ thống ADS vận hành 28

Chương 4: Những khía cạnh của lò phản ứng dưới tới hạn. 30

4.1 Sự phân bố thông lượng neutron 30

4.2 Độ phản ứng của lõi dưới tới hạn 31

4.3 Tầm quan trọng của nguồn neutron 32

4.4 Động lực học của những lõi dưới tới hạn 33

4.5 Hoạt độ và rủi ro mất thông lượng 35

4.6 Kiểm tra và điều khiển khả năng phản ứng 38

4.7 Thí nghiệm 39

4.8 Những vấn đề về công nghệ 43

4.9 Mối quan hệ giữa lò phản ứng dưới tới hạn và máy gia tốc 44

Chương 5: Công nghệ phá vỡ hạt nhân bia 46

5.1 Những bia chất rắn 47

5.2 Những bia kim loại lỏng 48

5.3 Những bia chì 51

5.4 Bia chì – bitmut 52

5.5 Những cấu trúc vật chất cho những bia Pb-Bi 53

5.6 Liều lượng phóng xạ tới những cấu trúc vật chất và cửa sổ chùm tia 54

5.7 Hiệu quả của đường đi chùm tia 54

Chương 6: Công nghệ máy gia tốc. 56

6.1 Tình trạng hiện tại của công nghệ gia tốc thẳng 58

6.2 Tình trạng hiện tại của công nghệ cyclotron 61

6.3 Sự phụ thuộc của số neutron sinh ra theo năng lượng proton tới 63

Chương 7: Ưu khuyết điểm của hệ thống lò phản ứng điều khiển

Trang 5

7.1 Ưu điểm của ADS 66

7.1.1 Đặc tính an toàn của ADS 66

7.1.2 Nhiên liệu của ADS 66

7.1.3 Khả năng thiêu huỷ chất thải trong ADS 67

7.2 Khuyết điểm của ADS 70

Phụ lục những từ viết tắt

Tài liệu tham khảo

Trang 6

Phụ lục những từ viết tắt:

P&T: Partitioning and Transmution

FR: Fast Reactor

ADS: Accelerator Driven Systems

EBR: Experimental Breeder reactor

LWR: Light Water Reactor

LBE: Lead Bitmut Eutecti

EFR: Experimental Fast Reactor

LLFP: Long-lived Fission production

MA: Minor Actinides

FBR: Fast Breeder Reactor

PWR: Pressurised Water Reactor

TRU: Transuran

FFTF: The Fast Flux Test Facility

IFR: Intergral Fast Reactor

PRISM: Power Reactor Innovative Small Module

ALMP: Advanced Liquid Metal Reactor

SC: Sub-critical

MUSE: Multoplication acec Source Externe

Trang 7

Lời nói đầu

CBHD: Nguyễn Đình Gẫm

SVTH: Nguyễn Thanh Tòng

Lời nĩi đầu

Cùng với sự phát triển của xã hội lồi người, thì nhu cầu sử dụng năng lượng khơng ngừng tăng lên, trong khi đĩ những nguồn năng lượng chủ yếu như: than đá, dầu mỏ, khí đốt sẽ cạn kiệt trong vài thập niên tới Theo dự đốn, vào năm 2050, tiêu thụ năng lượng của thế giới sẽ gấp đơi và nhu cầu điện năng sẽ tăng gấp ba Mức tiêu thụ ghê gớm này, mà phần lớn ở các nước đang phát triển, khơng thể thoả mãn được nhờ “nguồn năng lượng mới” như giĩ, mặt trời, địa nhiệt Trong tình thế

đĩ thì năng lượng hạt nhân được xem là giải pháp tối ưu cho vấn đề năng lượng tương lai

Cách đây hơn 50 năm, ngày 27/6/1954, nhà máy điện hạt nhân đầu tiên trên thế giới được đưa vào hoạt động tại Ơpnhinxcơ, một thành phố nhỏ gần Moskva Hiện nay, trên tồn thế giới cĩ 441 lị phản ứng hạt nhân phát điện đang hoạt động tại 30 nước với tổng cơng suất 359 triệu KW, chiếm 17% tồn bộ sản lượng điện

Theo tài liệu của IAEA tháng 9 năm 2003, những nước cĩ điện hạt nhân đứng đầu

Theo IAEA tháng 9 năm 2003, những nước cĩ tỷ lệ điện hạt nhân cao so với

tồn bộ năng lựơng là:

Trang 8

Lời nói đầu

lị phản ứng cho tương lai đĩ là lị phản ứng được điều khiển bằng máy gia tốc

Mặt dù năng lượng hạt nhân là cực kỳ cần thiết cho xu hướng phát triển của thế giới, tuy nhiên nĩ cũng luơn bị phản đối mạnh mẽ nhất là vì hai nguyên nhân sau:

+ Thứ nhất: về mặt an tồn, năng lượng hạt nhân là nguồn năng lựơng cực kỳ lớn, vì thế khi xảy ra sự cố sẽ để lại hậu quả nghiêm trọng chẳng những trong hiện tại mà cịn kéo dài trong hàng trăm năm sau đĩ Minh chứng cho vấn đề này là rất nhiều sự cố đã xảy ra, trong đĩ nghiêm trong nhất là tai nạn nhà máy điện hạt nhân Three Mile Island ở Mỹ xảy ra vào lúc 4 giờ sáng ngày 28/3/1979 và tai nạn nhà máy điện hạt nhân Tchernobyl nằm ở phía Bắc cách thủ đơ Kiép của Ucraina 150

Km vào ngày 26/4/1986

Trang 9

Lời nói đầu

+ Thứ hai: là vấn đề chất thải phĩng xạ Theo tính tốn, một lị phản ứng hạt nhân kiểu nước áp suất cơng suất 1000 MW, mỗi năm cho ra 21 tấn chất thải phĩng

xạ trong đĩ cĩ:

- 20 tấn urani cĩ độ giàu từ 3% U235

cịn 0,9%

- 200 kg plutoni

- 21 kg chất actinid trong ấy cĩ 10 kg neptuni, 10 kg amerixe, 1 kg curi

- 760 kg sản phẩm phân hạch trong đĩ cĩ nhiều nguyên tố sống dài như:

 9 kg xesi-135, chu kỳ bán rã 2,3 triệu năm

 18 kg tecnixi-99, chu kỳ bán rã 2,14 triệu năm

 16 kg ziriconi-93, chu kỳ bán rã 1,5 triệu năm

 5,5 kg paladi-107, chu kỳ bán rã 6,5 triệu năm

 3 kg iốt-128, chu kỳ bán rã 1,5 triệu năm

Trong số này thì chất thải plutoni là cực kỳ nguy hiểm, vì chỉ cần từ 6 – 7 kg plutoni cũng đủ chế tạo một quả bom hạt nhân

Vào một ngày thứ sáu đẹp trời, 26/11/1993, một ý tưởng mới tầm cỡ thế kỷ

đã ra đời Đĩ là ý tưởng xây dựng một lị phản ứng hạt nhân hồn tồn an tồn, vừa đảm bảo khơng xảy ra sự cố, vừa hạn chế sinh ra những chất thải hạt nhân dài ngày

đe doạ tương lai của nhân loại Ý tưởng này được nêu ra bởi nhà khoa học người Ý Carlo Rubbia, người được giải thưởng Nobel vật lý năm 1984 vì đã tìm ra hạt boson

Z và W

Cĩ người gọi lị phản ứng hạt nhân mới này của Carlo Rubbia là “ lị phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc “, cĩ người gọi là “ máy khuếch đại năng lượng” Vậy ý tưởng đĩ là gì?

Sau đây xin mượn bài phỏng vấn của tạp chí pháp “ Science et Aveir” ( khoa học và tương lai ) với Carlo Rubbia, được đăng trong số tháng 2/1994 để trả lời câu hỏi trên:

+ Phĩng viên hỏi: tại sao ơng nĩi thiết bị mà ơng đề nghị sẽ khơng gây tai nạn và sach sẽ?

Trang 10

Lời nói đầu

+ Carlo Rubbia trả lời: thiết bị này là “dưới tới hạn” vì vậy khơng thể nào cĩ tai nạn như Tchernobyl Cịn sạch là vì khơng sinh ra plutoni và các chất thải dài ngày độc hại, khơng gây nguy cơ phổ biến vũ khí hạt nhân, tơi tin rằng điều này rất quan trọng

Sau đây chúng ta cùng tìm hiểu về hai kiểu lị phản ứng hạt nhân hiện tại và tương lai: lị phản ứng hạt nhân sử dụng chùm neutron nhanh đang được ưa thích và

lị phản ứng hạt nhân điều khiển bằng máy gia tốc, cơng nghệ của tương lai

Trang 11

Chương 1: Lịch sử và hiện trạng lò phản ứng nhanh

60, bốn lị phản ứng nhanh thí nghiệm cĩ cùng cơng suất tới hạn được trình bày ở bảng 1.1 Trong đĩ cũ nhất và lớn nhất là lị DFR cơng suất 72 MWth, hoạt động thành cơng trong 18 năm Trong những lị này, NaK được dùng làm chất làm nguội

sơ cấp

Lị phản ứng nhanh US Enrico Fermi, năm 1964, cơng suất 66 MWe, sau 3 năm hoạt động, lị này chịu một sự tan chảy nhiên liệu và cuối cùng ngừng hoạt động năm 1972 Từ 1972 đến 1974, ba lị phản ứng nguyên mẫu thành cơng được đưa vào hoạt động là: lị BN-350 ở USSR ( nay là Kazakhstan), Super-phenix ở pháp và PFR ở UK Lị BN-350 và PFR ngừng hoạt động năm 1999 và 1994 Những lõi hoạt động của hai lị này rất tốt nhưng vấn đề ở những lị này là nồi hơi

Lị phản ứng SNR-300 được xây dựng ở Đức bởi sự hợp tác của Đức, Bỉ và Hà Lan, máy mĩc và thiết bị đã sẵn sàng vào năm 1985, nhưng chưa được phép của chính phủ, lị này chưa bao giờ được cho phép khởi động Lị phản ứng tới hạn đầu tiên của Nhật là Monju xuất hiện vào tháng 4 năm 1994, Monju bị rị rỉ Na ở vịng thứ hai vào tháng 9 năm 1995 Giai đoạn của những lị lớn cơng nghiệp bắt đầu với sự xuất hiện của: lị BN-600, 600MWe ở USSR( Nga) 1980, và Super-phenix (1240MWe) ở Pháp năm 1985 Những khĩ khăn về mặt cơng nghệ liên quan đến việc sử dụng Na như là một chất làm nguội và vấn đề kinh tế trong một sự bảo hồ hơn là mở rộng năng lượng nguyên tử trên thị trường Lị BN-600 và Super-phenix

Trang 12

cịn lại chỉ là tàn dư của những lị phản ứng nhanh cơng nghiệp Những lị phản ứng nhỏ hơn như những lị phản ứng nhiệt được phát triển nhiều hơn Động lực xây dựng các lị phản ứng nhanh dần dần thay đổi Lúc bắt đầu, mục tiêu chính để phát triển lị phản ứng nhanh là việc giữ gìn nguồn tài nguyên urani Thật dễ dàng nhìn thấy lợi ích của một cơng nghệ như vậy trong một kỷ nguyên của thiếu và tăng giá urani Tuy nhiên, lượng urani cịn lại nhiều và rẻ, bởi vì tốc độ tăng trưởng của năng lượng nguyên tử thấp hơn mức dự kiến Vậy thì, việc sử dụng những lị phản ứng nhanh bên trong một lị đốt cho việc quản lý plutoni kiếm được là quan trọng Hơn nữa, sự mong muốn xa hơn nữa thật lạc quan của chu trình nhiên liệu gồm sự vứt bỏ chất thải mức cao gần đây đã khuấy động sự quan tâm tăng lên trong việc mở rộng việc áp dụng của lị phản ứng nhanh từ sự đốt cháy plutoni để biến đổi tất cả thành actinid

Bảng 1.1 Những chương trình lị phản ứng nhanh,

lần đầu tiên tới hạn

Trang 13

1.2 Nhiên liệu cho những lị phản ứng nhanh

Từ khi mới bắt đầu, nhiều kiểu nhiên liệu được thử nghiệm: làm giàu urani hay plutoni trong kim loại, nitride, ơxit hoặc mẫu cacbua, hoặc một sự pha trộn những oxit của plutoni và urani Người ta ghi nhận sự phát triển của nhiên liệu cho

lị phản ứng nhanh Năm mươi năm đã qua chứng kiến sự chuyển đổi phổ biến của nhiều kiểu nhiên liệu từ lúc bắt đầu sử dụng nhiên liệu kim loại, rồi đến gốm ( phần lớn là oxit) và cuối cùng là oxit lẫn kim loại Trong khi thực hiện, thì những yêu cầu

và ưu tiên bị thay đổi Bởi vì, sự dãn nở nhanh chĩng của nhiên liệu cháy và tính tương thích của lớp sơn phủ, kim loại nguyên chất và hợp kim Pu-U khơng được sử dụng nữa

Ngày nay, nhiên liệu thực chất bao gồm gốm đang tồn tại ở dạng nung kết Nhiên liệu được sử dụng rộng rãi nhất hiện nay là mẫu pha trộn của oxit Pu và U ( U,Pu)O2 lên đến 30% Pu

Bảng 1.2 Sự chiếu xạ nhiên liệu MOX trong lị phản ứng nhanh

Trang 14

Việc sản xuất nhiên liệu cho lị phản ứng nhanh cũng giống như sản xuất nhiên liệu cho những lị phản ứng nước nhẹ, bao gồm sự nung kết nhiệt độ cao, nơi

mà nhiên liệu trong mẫu ở dạng viên rắn, viên trịn hoặc nhiên liệu tự do Những sự khác nhau chính, là bĩ nhiên liệu được bố trí trong một vỏ bọc phủ lên ống, và những bĩ nhiên liệu đĩ được bọc trong một ống thép 6 cạnh khi những kim được bao bọc, chúng sẽ hoạt động như là hàng rào đầu tiên, nĩ phải tương thích với nhiên liệu và chất lỏng làm nguội ( Na lỏng) để đảm bảo sức bền của máy mĩc và khơng

rị rỉ cho tồn tại lâu dài Vật chất nhiên liệu đã hiện diện trong một vài lị phản ứng giới hạn, thậm trí khi mục tiêu thực hiện đã được mở rộng bởi một lị phản ứng thế

hệ thứ 3 Thép nguyên chất là vật liệu phù hợp nhất cho nhu cầu ngày nay và được chứng minh bởi nhiều lần thử nghiêm, cho phép phạm vi tăng nhanh giữa 105

và 2.105 MWd/t

Bảng 1.3 Những nhà máy sản xuất nhiên liệu cho lị phản ứng nhanh

Trang 15

C, nên cĩ một phạm vi hoạt động rộng Mật độ của Na ở nhiệt độ này tương đương với nước, rất thuận lợi cho các máy bơm sử dụng Tuy thế Na cũng cĩ những hạn chế nhất định:

ở nhiệt độ làm việc nĩ bắt lửa tự động khi tiếp xúc với khơng khí, đồng thời nĩ phản ứng mảnh liệt với nước Vì vậy phản ứng của Na với nước phải được xem xét cẩn thận trong việc thiết kế các nồi hơi Ngày nay, cơng nghệ điều khiển những vấn

đề này được phát triển rất tốt

1.4 Khuynh hướng hiện thời trong sự phát triển của cơng nghệ

Trang 16

những sản phẩm cĩ tính phĩng xạ Na24, và tạo ra phản ứng hố học với nước, khơng khí Gần đây, những khĩ khăn trong việc khắc phục phản ứng của Na trong những

lị phản ứng đã dẫn đến việc dùng kim loại lỏng như chì hoặc chì-bitmut để thay thế

+ Tiếp sau là Mỹ và Nhật đã sử dụng chất lỏng làm nguội trong các lị phản ứng nhanh bao gồm: Na, chì, chì-bitmut

1.4.2 Những lợi thế của Pb và Pb-Bi so với Na.

+ Pb và Pb-Bi trong lõi làm nguội cĩ một sự kích hoạt lên lỗ trống phản ứng nhỏ hơn, hiệu ứng độ tái kích hoạt lỗ trống là vấn đề bị chỉ chích nhiều do việc dùng

Na làm chất làm nguội lị phản ứng nhanh

+ Hiệu ứng tái kích hoạt lỗ trống cho phép một lõi FR cĩ thể hoạt động ở một hệ số Keff cao hơn và do đĩ dịng proton thấp hơn

+ Pb: trái với Na, Pb khơng bị kích hoạt trong những lị phản ứng tới hạn, Pb

bị kích hoạt bởi những phản ứng năng lượng cao như ( n,p)

Trang 17

+ Nhiệt độ sơi cao: 1743oC đối với chì và 1670oC đối với Pb-Bi thay vì

880oC của Na, làm giảm bớt tiềm năng của sự cố sơi gây ra

+ Chất lỏng nĩng Pb và Pb-Bi khơng phản ứng với khơng khí

+ Khơng xãy ra phản ứng hĩa học với nước, điều này cho phép thiết kế các

lị phản ứng với các hệ thống tải nhiệt đơn giản hơn nhiều

+ Pb: trong sự tan chảy nhiên liệu ( nếu xảy ra) thì Pb cung cấp một hàng rào hiệu quả chống lại bức xạ và một phiên bản phĩng xạ vì nhiệt độ nĩng chảy cao

328oC đối với Pb thay vì 98oC của Na và 123oC đối với Pb-Bi

1.4.3 Những bất lợi của Pb và Pb-Bi

+ Pb-Bi: Bi209 bắt neutron biến thành Po210 và phát ra hạt anpha ( 2He4) + Pb: nhiệt độ nĩng chảy cao làm tăng sự cố tắt nghẽn chất lỏng làm nguội + Khi vận hành gây nguy hiểm bởi sự bào mịn và sự ăn mịn ( điều này được giải quyết nếu dùng Na), kết hợp với hệ thống kiểm tra chất lỏng kém, điều này đặc

ra những vấn đề quan trọng về an tồn như :

+ Tăng xác suất sự cố mất chất lỏng làm nguội ban đầu

+ Tăng thêm cơng suất máy bơm

+ Trong những hệ thống sơ cấp với sự tuần hồn tự nhiên, những thuộc tính của chì và chi-bitmut cĩ thể làm cho sự đáp lại của hệ thống đối với sự rối loạn cân bằng nhiệt rất chậm và khĩ khăn

+ Kinh nghiệm sử dụng ít hơn Na, hầu hết các lị FR được làm mát bằng Na, Pb-Bi được dùng trong những lị phản ứng trong tàu ngầm, Pb khơng được sử dụng

Những kim loại lỏng khác cũng cĩ thể dùng làm chất làm nguội, nhưng ít phù hợp hơn cho ứng dụng quy mơ lớn

Trang 18

Nhiều khái niệm lị FR dùng khí làm chất làm nguội (2He4, C02) đã được nghiên cứu trước đây Những khái niệm như vậy bây giờ đang được xem xét lại, chủ yếu vì khí trong suốt dễ dàng kiểm tra và bảo trì và những vịng vận chuyển nhiệt cĩ thể đơn giản hố

+ Hêli: khí trơ về mặt hĩa học và khơng ăn mịn

+ Hệ thống tải nhiệt cĩ thể đơn giản hĩa, khơng cần nhu cầu cho những mạch trung gian, cĩ khả năng sử dụng một tuabin hêli

+ Làm đơn giản hĩa cách trình bày của nhiên liệu chiếu xạ

1.4.5 Những bất lợi của 2He4 và C02

+ Áp suất cao đẫn đến khả năng sự cố mất chất làm nguội

+ Sự khác nhau về áp suất cao trên bề mặt lị cần được lưu tâm khi thiết kế

+ C02 cĩ thể ăn mịn hệ thống điều khiển

+ Điểm bất lợi của khí làm nguội là ít thuận lợi cho việc tải nhiệt, áp lực vận hành cao, nĩ địi hỏi một sự giảm áp cho sự an tồn

Trang 19

Ở Nhật thường dùng khái niệm BWR nhằm hướng đến bĩ nhiên liệu lattice khơng rỉ và phần nhỏ lổ trống cao hơn, để thu được một tỷ lệ sinh của sự đồng nhất hoặc mức độ khơng đáng kể ở trên

Ở Châu Âu, LWR hoạt động trong chế độ dưới tới hạn về nhiệt động lực học Nước đi vào lị như chất lỏng làm nguội và thốt ra ở áp suất cao mà khơng xảy ra một sự chuyển pha Những sự phát triển gần đây, cơ bản dựa vào cơng nghệ lị phản ứng nước nhẹ, khơng phải là nhằm vào một sự chuyển đổi actinid đặc biệt, nhưng khá hơn ở sự cải tiến việc sử dụng nguồn tài nguyên

Trang 20

Chương 2: Viễn cảnh của lò phản ứng nhanh

Chương 2: Viễn cảnh của những lị phản ứng nhanh.

Thực chất, một sự giảm xuống rất lớn trong sự phát triển lị phản ứng nhanh xảy ra ở hầu hết các nước thành viên của tổ chức hợp tác và phát triển kinh tế từ giữa những năm 1980 Ngồi ra, trong 5 năm qua, sự phân chia và sự biến đổi trên những hệ thống chùm tia nhanh từ những lị phản ứng nhanh chuyển đến khái niệm

lị phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc Tuy vậy, khái niệm lị phản ứng nhanh vẫn tiếp tục được nghiên cứu và phát triển, chẳng hạn:

+ Trong hệ thống năng lượng nguyên tử ở Nhật

+ Lị phản ứng nhanh (EFR) ở Châu Âu

Sau đây ta tìm hiểu về sự phát triển cơng nghệ lị phản ứng nhanh ở một số nước phát triển nhất thế giới

2.1 Nhật Bản

2.1.1 Những lị phản ứng thử nghiệm

Sự phát triển những lị phản ứng nhanh ở Nhật cơ bản dựa vào Joyo và Monju Lị phản ứng thử nghiệm Joyo, tới hạn lần đầu vào năm 1977 với lõi Mark-I tại cơng suất 50 MWth ( sau đĩ tăng lên 75 MWth), sau đĩ vào năm 1982 được thay thế bằng lõi Mark-II cơng suất 100 MWth Lõi này bên trong được phủ một lớp phản xạ bằng Inơc, đã hoạt động được 35 chu kỳ làm việc với những nguyên liệu và nhiên liệu thử nghiệm Từ tháng 6 năm 2000, lị này được nâng cấp tới lõi Mark-III,

nĩ sẽ tăng cường khả năng bức xạ ( khoảng 30% dịng neutron cao hơn, tăng tính sẵn sàng, cơng nghệ bức xạ được nâng cấp) Cực đại nhiên liệu cháy trong Joyo là

71000 MW d/t

Monju, là một lị phản ứng nguyên mẫu 714 MWth ( 280 MWe), tới hạn lần đầu tiên vào tháng 4 năm 1994, và cung cấp vào hệ thống lưới điện quốc gia lần đầu tiên là vào tháng 8 năm 1995 Lõi đầu tiên của Monju được tải với nhiên liệu MOX với độ giàu Plutoni 20% và 30% đối với khu vực lõi bên trong và vịng ngồi Tại

sự cân bằng, 1/5 lõi nạp nhiên liệu sẽ được bĩc dở và cung cấp lại nhiên liệu, khi

Trang 21

hoạt động sẽ cung cấp trung bình 80000 MWd/t Nhiều lõi thành cơng của Monju được lên kế hoạch để giống với kiểu nhiên liệu MOX

Tháng 9 năm 1995, trong khi kiểm tra lại sự hoạt động ở cơng suất 40%, Monju xuất hiện sự rị rỉ Na ở vịng thứ hai Từ đĩ nĩ được ngưng hoạt động để sữa chữa, sau khi được sữa và thiết kế lại cần ít nhất 4 năm trước khi lên kế hoạch hoạt động lại

2.1.2 Hệ thống năng lượng nguyên tử SCNES

Ở Nhật, hệ thống năng lượng nguyên tử đã được định nghĩa như là một hệ thống làm thoả mãn những chủ đề sau: năng lượng điện, nhiên liệu tái sinh, giảm sự phát sinh ra actinide và sản phẩm phân hạch cĩ tính phĩng xạ, bảo đảm an tồn Nếu hệ thống sản sinh ra vật chất nguy hiểm cho con người và mơi trường, nĩ cĩ thể được loại trừ trong chính hệ thống ấy Tìm năng lớn của những lị tái sinh với nhiên liệu MOX, nitride và nhiên liệu hợp kim đã được nghiên cứu trong mối liên quan của an tồn hạt nhân và những khả năng chuyển hĩa hạt nhân phĩng xạ

Một số sản phẩm phân hạch cĩ thời gian sống dài như: Se79, Te99, Pd107, I129,

Cs135 và Sm151 được chọn cho sự chuyển đổi, chúng cĩ tác hại ở một nữa thời gian sống dưới một năm và những thứ khác được hạn chế trong hệ thống LLFP cĩ thể được chuyển đổi trong lớp bao phủ chùm tia và một phần miền phủ quanh trục Để làm tăng hiệu quả chuyển đổi, những neutron ở khu vực bao phủ phĩng xạ được làm giảm nhẹ bằng hydride lỏng ZeH Những actinide chủ yếu được tái sinh và chuyển đổi thành như một nhiên liệu và cĩ thể được hạn chế đến hệ thống mà khơng cĩ bất kỳ một sự va cham đáng kể nào trên hạt nhân và những sự an tồn tiêu biểu Mức rủi ro của LLFP cho mỗi tấn của nhiên liệu qua sử dụng từ SCNES sau

1000 năm thì nhỏ như của quặng urani tiêu biểu

Trong trường hợp nhiên liệu kim loại, U-TRU-10%Zr hợp kim với một vài phần trăm MA được sử dụng trong một kế hoạch tái sinh thuần nhất Cách thức tái sản xuất được đề nghị cho kim loại này phải là một chuỗi của sự tinh chế điện tử, sự chưng cất, cách lọc, sự di chuyển điện và cuối cùng là sự đúc khuơn Nguyên tố kim

Trang 22

loại Tc ( Tecneti) bị lắng xuống đáy của bình catmi trong sự tinh chế điện tử, trong khi kim loại paladi bị hịa tan trong bể, Selen được lấy lại từ hệ thống khí thải trong quá trình xử lý lại, cuối cùng chất lĩt cĩ thể lấy lại được như NaI trong quá trình xử

lý lại trước khi tinh chế điện, ở đĩ Xêzi thừa dạng clorua trong quá trình tinh chế điện tạo thành muối

Một hệ thống tái sinh nhiên liệu nitric actinide và quá trình tái chế hĩa học cao nhiệt được nghiên cứu tỉ mỉ để thiết lập một sự tái sinh và hệ thống chuyển đổi cho những hạt nhân phĩng xạ cĩ thời gian sống dài Kết quả của những nghiên cứu này được tĩm tắt như sau:

+ Việc sử dụng nhiên liệu nitric cho phép một sự thực hiện lõi lị phản ứng nhanh thật tuyệt vời, rất ít hoặc hầu như làm mất hiệu lực độ tái kích hoạt và gần như bằng khơng trong sự chuyển hoạt động cháy

+ Một biến đổi với 5wt% MA cĩ thể hổ trợ nhiều hơn 6 – 10 đơn vị nhiên liệu PWR đã dùng một năm Sau một vài chu kỳ tái sinh, kết cấu MA hầu như đi đến cân bằng

+ Đăc tính độc hại của C14

được sản sinh ra bởi việc sử dụng N14 ( nitric tự nhiên) hầu hết trở thành americium và curium sau 5000 năm, và độ độc của N15

làm giàu đến 90% là tương đương với sản phẩm phân hạch sau 1000 năm Bởi vậy, sự khơi phục C14

trở thành một vấn đề rất quan trọng đến việc sử lý lại cao nhiệt cĩ thể

là một giải pháp

+ Quá trình cao nhiệt cĩ thể được làm thích hợp để xử lý nhiên liệu đã dùng dạng nitric Ước lượng quá trình cho thấy rằng actinide đã được phân rả rất tốt từ sản phẩm phân hạch, và mức chất thải cao là gần như actinide tự do

+ Mở đầu việc nghiên cứu cho kế hoạch thiết kế được trình bày đĩ là chi phí của chu kỳ nhiên liệu của hệ thống kết hợp này cĩ thể được giảm bớt về cơ bản bởi việc tận dụng quá trình tái sản xuất hố học cao nhiệt làm nĩ trở về dạng đơn giản

và rắn chắc

2.2 Pháp và Tây Âu

Trang 23

2.2.1 Những lị phản ứng kiểm chứng

Cơng việc nghiên cứu đã được tiến hành trong gần 30 năm, khơng chỉ ở pháp

mà cịn ở những nước Châu Âu láng giềng như: Bỉ, Ha Lan, Đức, Ý, và Mỹ Dự án xây dựng một lị phản ứng nhanh của Châu Âu ( EFR) thành cơng là Superphenix, nhưng bị trì hỗn đến 2010 hoặc hơn

Lị nguyên mẫu Phenix 250 MWe, đã ngừng hoạt động từ 1990 đến 1994, và hoạt động lại từ 1995 Tuy nhiên, sự bảo trì , kiểm tra, và sữa chữa tỏ ra nhiều hơn những kế hoạch trước đây, với sự an tồn được địi hỏi với những yêu cầu khác như

đo đạt địa chấn, phục hồi tất cả máy hơi nước ( nồi hơi), sự kiểm tra bằng mắt các cấu trúc bên trong khối lị phản ứng, và những kiểm tra siêu âm những mối hàn của lõi lị phản ứng Sau khi hồn tất cơng việc đổi mới, nĩ tiếp tục hoạt động ở 2/3 cơng suất vào hè năm 2002

Thành tựu chủ yếu trên nhiên liệu MOX trong lị phản ứng nguyên mẫu phenix và PFR cĩ thể tĩm tắt phía sau:

+ Vỏ bọc nhiên liệu gồm thép và những hợp kim của nhơm đã được tối ưu hĩa và kiểm tra trong sự đốt cháy bức xạ cao ở PFR nhiều hơn 135000 MWd/t cho đầy đủ những sự lắp ráp từng phần, trung bình đốt cháy ở trên 180000 MWd/t đã đạt được với nhiên liệu thử nghiệm

+ Ống ferit bọc ngồi, thực tế khơng phồng lên dưới tác dụng của neutron nhanh, đã được phát triển để điều tiết sự cháy cao

2.2.2 Sự cộng tác lị phản ứng nhanh ở Châu Âu

Lị phản ứng nhanh cộng tác của Châu Âu ( EFR) được thành lập năm 1988,

sự tham gia của các tổ chức đã khởi đầu một chương trình thiết kế và phê chuẩn hoạt động Dự án lị phản ứng nhanh thương mại được hịa hợp vào trong một hiệp ước EFR “ thiết kế phù hợp đầu tiên” Ba năm theo đuổi cho hệ thống EFR cuối cùng cũng hồn thành và kết quả là sự chuyển đổi và sự phân chia đã được hợp nhất vào trong thiết kế

Mục tiêu chủ yếu ban đầu tạo ra những tiện ích cho EFR là:

Trang 24

+ Một sự hiện đại của tiêu chuẩn an tồn, cĩ thể so sánh với những lị LWR tương lai, và cho phép sự tham gia của những quốc gia mà khơng cĩ sự thay đổi thiết kế đáng kể

+ Tìm năng cạnh tranh về giá điện cĩ thể so sánh với những lị LWR tương lai

Một đặc tính an tồn của EFR là ứng dụng rộng lớn những nguyên lý “ bảo

vệ bên trong, theo chiều sâu” sự bảo vệ liên tiếp bao gồm:

+ Sự chọn lọc cẩn thận nguyên liệu thích hợp, những thủ tục bảo vệ chất lượng cĩ tính chính xác cao

+ Sự chuẩn bị những hệ thống để phát hiện ra những sự hư hỏng hoặc những sai lệch thao tác thơng thường và ngăn chặn những hư hỏng lan rộng

+ Những đặc tính an tồn và những hệ thống bảo vệ được hợp nhất vào trong một thiết kế

+ Ngăn ngừa những sai hỏng của thiết bị hoặc những lổi do con người dẫn đến những sự cố

+ Xây dựng nhiều lớp hàng rào liên tục để ngăn cản bất kỳ phiên bản phĩng

xạ nguy hiểm nào thốt ra mơi trường

☆ Thiết kế lõi cho EFR

Lõi thiết kế EFR đã được tối ưu hĩa cho sự an tồn:

+ Sự lựa chọn những kim nhiên liệu tuyến tính, ngăn ngừa sự tan chảy nhiên liệu trong trường hợp tình cờ rút bỏ những thanh hấp thụ

+ Sự lựa chọn chiều cao lõi để tối giản độ tái kích hoạt của Na

+ Hệ số doppler để cung cấp sự phản hồi độ tái kích hoạt trong khoảng thời gian ngắn

+ Sử dụng những nhiên liệu viên hình khuyên để ngăn ngừa sự leo thang của

sự cố lõi bao gồm sự tan chảy nhiên liệu

2.3 Ở Mỹ

Trang 25

2.3.1 Những thành tựu đạt được:

Giữa những năm 1953 và 1954, một vài lị phản ứng nhanh được hoạt động ở

Mỹ Hai trong số đĩ là EBR-2 ( lị phản ứng tái sinh thí nghiệm ) và EFFBR ( lị phản ứng nhanh tái sinh Enrico Fermi ) Sau này xảy ra sự tan chảy nhiên liệu và cuối cùng đĩng cửa vào năm 1972 Lị FFTF ( The Fast Flux Test Facility) cơng suất 400 MWth hoạt động năm 1980 với nhiên liệu trong lõi là sự trộn của nhiên liệu ơxit và đạt cơng suất 500 MWth vào năm 1987

Dự án lị phản ứng nhanh của Mỹ xuất hiện từ giữa năm 1994 khi chính phủ quyến định đĩng cửa EBR-2, đặt FFTF trong tình trạng nghỉ ngơi, xĩa bỏ dự án CRBR ( Clinch River Breeder Reactor) và từ bỏ dự án IFR ( Intergral Fast Reactor) Đến cuối năm 2001, cơ quan năng lượng Mỹ cuối cùng thơng báo chấm dứt FFTF

IFR là một sáng kiến lị phản ứng nhanh mới được xúc tiến bởi phịng thí nghiệm quốc gia Argonne, nhiên liệu cơ bản gồm cĩ 3 hợp kim U, Pt, Zirconium

Ba hợp kim này được hình thành như là một sự kế nghiệp đến việc xử lý lại hợp kim, chúng được tái sinh trong EBR-2 Khái niệm này được kết hợp bởi việc phổ biến điện trong một dự án thiết kế được gọi là PRISM ( lị phản ứng cơng suất với sáng kiến dùng nhiều mudun nhỏ), nĩ bao gồm sự đĩng gĩp của 9 modun, mỗi cái

cĩ cơng suất 135 MWe Bản thiết kế PRISM sau đĩ được chỉnh sữa để phát ra điện

ở mỗi modun là 300 MWe ( PRISM Mod.B) Tất cả đồ án IFR được dựa vào việc tái sinh hết actinide bằng việc sử dụng một quá trình luyện kim điện với những lị phản ứng rất phức tạp

2.3.2 Đồ án IFR

IFR phát triển bởi cơ quan năng lượng Mỹ trong thập kỷ giữa những năm

1984 và 1994 Cơng nghệ phát triển được đưa ra từ phịng thí nghiệm quốc gia Argonne, đĩ là một dự án thiết kế lị phản ứng điện nguyên tử đặc biệt ALMR ( lị phản ứng kim loại lỏng tiên tiến) Vịng nhiên liệu IFR gồm một dịng kim loại lỏng dùng làm nguội trong lị phản ứng nhanh và nhiên liệu hợp kim kết hợp với cơng

Trang 26

nghệ tái sinh tách các sản phẩm phân hạch từ actinide Actinide bị kết hợp với thành phần nhiên liệu U cung cấp cho lị và làm gia tăng sự tái sinh Trong khi sản phẩm phân hạch được làm ổn định trong những mẫu chất thải phù hợp cho việc loại bỏ những sản phẩm cĩ thời gian sống dài

☆ Cơng nghệ tái sinh trong IFR

Sự phát triển cơng nghệ tái sinh gặp phải hai vấn đề quan trọng:

+ Sự giữ lại tất cả TRU bị trộn lẫn trong mọi bước của việc tái sinh quay lại

lị ( lần lược, sản phẩm tái sinh TRU phải ở dạng tự do từ sản phẩm phân hạch bởi

vì actinide luơn được tách biệt là một điều cần thiết)

+ Lấy được dịng chất thải phân hạch tự do từ TRU

Khía cạnh đầu tiên được yêu cầu là giữ cho TRU luơn bị trộn lẫn để đảm bảo chu kỳ nhiên liệu của IFR bị trệch đi hoặc sự gia tăng mối nguy hiểm, điều này khơng cĩ mặt trong chu kỳ của LWR Lượng actinide cao hơn ( trong đĩ americium

và curium là chính) bị trộn lẫn với plutonium trong suốt chu kỳ tái sinh Khơng chỉ thoả mãn như là một sự đĩng gĩp nhiên liệu đến hiệu suất của việc sử dụng nguồn nhiên liệu U mà cịn theo đĩ những sản phẩm phân hạch cịn lại và đồng vị plutonium cao hơn trả lại cho chu kỳ tái sinh vật chất Yêu cầu thứ hai là đảm bảo khơng chỉ tất cả actinide được tái sinh đến lị phản ứng cho tất cả sự phân hạch (sự tận dụng nguồn nguyên liệu) mà cịn dịng chất thải của chu kỳ nhiên liệu chỉ gồm

cĩ những sản phẩm phân hạch mà chúng phát ra phĩng xạ ở mức thấp trong khoảng thời gian từ 300-500 năm

☆ Cơng nghệ nhiên liệu của IFR

Nhiên liệu của IFR là hợp kim của 10Wt% zirconium, 15 – 25 Wt% TRU được tái sinh, và phần cịn lại là U Ziriconi được lựa chọn để đạt được nhiệt độ đủ cao (1180oC) cho thao tác ở nhiệt độ lối ra của lị là 590 – 600oC, một pha lỏng đủ thấp 1300oC để dễ dàng cho quá trình bơm Nhiên liệu được bao phủ ở mặt trong là austenitic hoặc lớp sơn phủ bằng inoc Mật độ vết bẩn ( tỷ lệ vùng nhiên liệu bên trong lớp phủ) được đặt ở 75% cho phép sự phân hạch khí đem lại trạng thái xốp

Trang 27

bền trong những nhiên liệu được nối liền với nhau trong khoảng thời gian nhiên liệu phồng lên để tiếp xúc với lớp che phủ khoảng 1,5% nguyên tử nhanh Tính xốp thơng với nhau cung cấp một đường thốt cho khí phân hạch đến một khoảng đầy khí Cuối cùng tia phình ra ở 30v% và do đĩ đã loại trừ sự tương tác cơ khí giữa nhiên liệu và mặt điều khiển bởi sự phân hạch khí gây ra sự căng phồng lên

Bức xạ trên những nhiên liệu Uranium-Zirconium và Zirconium Nhiên liệu IFR được quản lý từ năm 1983 đến 9/1994, nĩ xác nhận sự thuận tiện của kim nhiên liệu với đỉnh đốt cháy 20% nguyên tử ( 200 MWd/kg) ở tại những tốc độ nhiệt tuyến tính lên đến 500 W/cm Những sự thử khi vận hành cũng như những sự cố kiểm tra nạp nhiên liệu được thiết lập thành một cơ sở dữ liệu những thuộc tính để sử dụng trong sự an tồn và cấp phép hoạt đơng

Uranium-Plutonium-☆ Cơng nghệ chất thải trong IFR

Những sản phẩm biến đổi và phân hạch được tạo ra từ dịng Uranium cung cấp, nhưng khơng phù hợp để tái sinh và những nhiên liệu liên quan đến những thiết

bị bảo vệ sinh thái Quản lý chất thải là một vấn đề quan trọng của sự phát triển cơng nghệ IFR Mục tiêu thiết kế IFR của nhiều chu kỳ tái sinh cho tổng lượng tiêu thụ dịng U, với những kết quả trong dịng chất thải của TRU tự do, được thúc đẩy khơng chỉ mục đích giữ gìn tài nguyên mà cịn bởi việc đơn giản hĩa những thiết bị bảo vệ sinh thái và những nguy hiểm liên quan đến chất thải từ chu kỳ nạp nhiên liệu cho IFR

Cơng nghệ tái sinh luyện kim điện được thiết kế để hủy bỏ ít hơn 1/1000 của nhiên liệu TRU tái sinh trong dịng chất thải cho vào kho chứa Sản phẩm phân hạch kim loại quy từ chu kỳ của IFR cĩ thể được hợp nhất với những phần tử pha trộn trong hợp kim sắt-zirconium Sau này chúng được trộn lẫn vào một khối thuỷ tinh hố Những mẫu chất thải này từ chu trình nhiên liệu của IFR đã được chọn lựa Sự phát triển cơng nghệ chế tạo và dạng chất thải đang được thực hiện nhưng chưa hồn chỉnh

Trang 28

Thực tế sự giảm actinide từ tổng thể chất thải đã loại trừ những nguy hiểm dài và ngắn của sự tăng nhanh hoặc tới hạn từ việc tống khứ chất thải trong IFR Tương tự cách tiếp cận để tối giản hĩa nguy hiểm phĩng xạ cĩ liên quan đến những chất thải IFR thì khơng khĩ khăn Với những nguyên tố cĩ tính phĩng xạ cao được loại trừ từ chất thải, thời kỳ nguồn phĩng xạ thốt ra khỏi chu kỳ chuyển hĩa nhiên liệu chỉ gồm những sản phẩm phân hạch cĩ thời gian sống dài và ngắn Mối nguy hiểm từ LLFP cĩ thể được so sánh với tính phĩng xạ của những quặng nhiên liệu đào từ mỏ lên để làm nhiên liệu đầu tiên

Trang 29

Phần II Công nghệ lò phản ứng điều khiển bằng máy gia

tốc

☾♡☽

Thứ sáu ngày 26 / 11 / 1993, rất nhiều nhà khoa học nổi tiếng trong đó nhiều người đạt giải Nôben như Georges Charpak ( Nôben vật lý 1992 ) và các nhà báo đã chen chúc nhau ở hội trường Henri-Poincaré thuộc bộ nghiên cứu khoa học Pháp ở Paris để nghe nhà khoa học người Ý Carlo Rubbia ( được giải thưởng Nôben vật lý năm 1984 vì đã tìm ra hạt boson z, và w, ông là giám đốc trung tâm nghiên cứu hạt nhân Châu Âu ) trình bày về ý tưởng xây dựng một lò phản ứng hạt nhân vừa an toàn vừa không tạo ra các chất thải hạt nhân dài ngày nguy hiểm cho môi trường

Nhiều người gọi lò phản ứng hạt nhân mới này của Carlo Rubbia là “ máy khuyếch đại năng lượng” có người gọi nó là “lò phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc” Đây là một hệ thống lò phản ứng dưới tới hạn, nó là sự kết hợp của các lĩnh vực khác nhau như: vật lý máy gia tốc, vật lý lò phản ứng hạt nhân, thiết kế bia phát tán Trong đó quan trọng nhất là sự kết hợp của máy gia tốc và lò phản ứng hạt nhân dưới tới hạn Nhờ vào ưu điểm của máy gia tốc mà ta có thể sử dụng linh hoạt các loại nhiên liệu, ví dụ như thorium ( Th232

) hoặc uranium nghèo ( U238 ) làm nhiên liệu Ngoài ra nó còn cung cấp một khả năng chuyển đổi chất thải thật tuyệt vời

Trang 30

Chương 3: Nguyên lý hoạt động và cấu tạo chung của ADS

Chương 3: Nguyên lý hoạt động và cấu tạo chung của một hệ

thống lị phản ứng điều khiển bằng

máy gia tốc

3.1 Nguyên lý hoạt động của ADS

ADS hoạt động dựa trên việc sử dụng máy gia tốc để gia tốc hạt đến

năng lượng rất cao (proton 1GeV) Chùm proton này sau đĩ bắn phá vào bia

chì (Pb) hoặc chì-bitmut (Pb-Bi) nĩng chảy Hạt nhân bia bị vỡ ra thành một

loạt hạt nhân và neutron, những hạt nhân này gây ra các phản ứng hạt nhân

trong bia, các neutron sinh ra lại bắn phá tâm lị phả ứng được làm bằng chất

phân hạch và tạo ra các phản ứng phân hạch giải phĩng năng lượng Ở đây

khơng cần một cơ cấu tới hạn trong đĩ mỗi neutron phản ứng lại phải sinh ra

một neutron khác để phản ứng được tiếp tục, vì phản ứng của chùm proton

năng lượng cao với bia đã tạo ra đủ số neutron cần thiết cho một cơ cấu dưới

tới hạn

3.2 Cấu tạo chung của một ADS

Một hệ thống ADS bao gồm các thành phần sau:

Trang 31

* Bia phát tán thường làm bằng chì hoặc chì-bitmut, nơi đây xảy ra phản ứng khuếch tán cung cấp một lượng lớn neutron cho hệ thống

* Vùng hoạt là nơi xẩy ra những phản ứng phân hạch, nơi đây chứa nhiên liệu hạt nhân ( thorium Th232, uranium U238, các actinid chủ yếu (MA), plutonium Pu239 ), chất làm nguội Pb hoặc Pb-Bi

* Hệ thống làm nguội: cĩ chức năng tải nhiệt, cùng với một bộ phận chuyển nhiệt thành điện và bộ phận che chắn an tồn bức xạ

3.3 Hiện tượng vật lý xảy ra khi một hệ thống ADS vận hành

Đầu tiên dịng hạt proton được gia tốc đến năng lượng cao, chùm proton này đập lên bia, khởi đầu quá trình phản ứng phát tán được mơ tả như sau: Những va chạm của dịng proton với bia gây ra một dịng nội hạt nhân,

Trang 32

trong đĩ cĩ những nucleon phát ra từ nhân bia Sau quá trình này, những hạt nhân bia ở trạng thái kích thích phĩng thích những nucleon và trở về trạng thái cơ bản Hầu hết những nucleon này là neutron, được gọi là neutron phát tán, chúng phát xạ đẳng hướng Những neutron này khởi đầu cho một số lớn những tương tác hạt nhân trong mơi trường nhiên liệu, chúng gây ra nhiều phản ứng hạt nhân khác nhau như: (n,f), (n,2n), (n,n), (n,), Khi neutron va chạm với hạt nhân xảy ra các quá trình hấp thụ neutro, tán xạ đàn hồi và tán

xạ khơng đàn hồi Trong mơi trường nhiên liệu-chất làm chậm, năng lượng của chùm neutron liên tục bị giảm dần đến năng lượng nhiệt, và cũng tại đây

số neutron được nhân lên chủ yếu do phản ứng phân hạch Tuy ở mỗi phân chia sẽ cho ra một lượng neutron nhất định nhưng khác với lị phản ứng thơng thường, trong ADS, số neutron này khơng đủ để tự duy trì phản ứng dây chuyền, nghĩa là hệ số nhân neutron Keff < 1, phản ứng dây chuyền tự tắt Vì thế, cần phải cĩ một nguồn neutron thêm vào từ bên ngồi, lúc này là do máy gia tốc thêm vào để duy trì phản ứng dây chuyền ADS hoạt động với Keff < 1 nên được gọi là hệ thống lị phản ứng dưới tới hạn Cùng với phản ứng phân hạch năng lựơng được sinh ra Năng lượng này được tải ra ngồi và chuyển thành điện phục vụ đời sống và một phần trong số đĩ dùng để chạy máy gia tốc

Nghiên cứu một hệ thống lị phản ứng điều khiển bằng máy gia tốc bao gồm ba lĩnh vực sau: lị phản ứng dưới tới hạn, sự phá vỡ hạt nhân bia và máy gia tốc Sau đây chúng ta tìm hiểu từng phần của hệ thống ADS

Trang 33

Chương 4: Những khía cạnh của lò phản ứng dưới tới hạn

Chương 4: Những khía cạnh của lị phản ứng dưới tới

hạn.

4.1 Sự phân bố thơng lượng neutron

Trong hệ thống tới hạn, điều kiện của sự cân bằng của việc sản xuất và tiêu thụ neutron tại mọi vị trí của khơng gian pha ( E, r, ) được biểu diễn bởi phương trình Boltzman, nĩ cĩ thể được biểu diễn trong hình thức ma trận:

dưới tới hạn trở nên nhỏ hơn, sự gần đúng với cấu hình tới hạn

Đặc tính của vật chất, cấu trúc hình học của hệ thống, sự liên quan đến mặt cắt ngang và cường độ nguồn, sự phân bố của thơng lượng khơng đồng nhất được xác định đầy đủ bởi (4.2)

Tham số nguyên cĩ liên quan đến sự mơ tả lõi dưới tới hạn, như là tốc độ phản ứng, cĩ thể được tính tốn rất đơn giản Điều này cho phép đánh giá năng lượng bị tích tụ ở mỗi vị trí của hệ thống một cách dễ dàng Nĩ cũng cho thấy tỷ lệ

hư hại, tỷ lệ tái sinh nĩ thật sự chính xác như trong hệ thống tới hạn, được mơ tả

Trang 34

4.2 Độ phản ứng của lõi dưới tới hạn

Để mơ tả một hệ thống dưới tới hạn, ta đưa vào tham số Keff nĩ cho phép trả lại sự cân bằng cho phương trình (4.2):

cĩ một sự xấp xỉ của trường hợp thực tế, như được mơ tả ở phương trình (4.2)

Để hồn thiện định nghĩa của sự dưới tới hạn và để đưa vào sự chuyển đổi trong sự phân bố của thơng lượng, một sự định nghĩa khác của hệ thống dưới tới hạn phải được đặt ra bởi giá trị trung bình của một KS , điều này gây ra điều kiện cân bằng phương trình (3) đến thơng lượng khơng đồng nhất ở phương trình (4.2)

4.3 Tầm quan trọng của nguồn neutron

Sự am hiểu về cách hoạt động của việc điều khiển nguồn trong lõi dưới tới hạn phụ thuộc lớn vào sự ước lượng về tầm quan trọng của tính tương đối của những nguồn neutron đến sự phân hạch neutron được phát ra trong SC ( sub-critical)

Dựa vào tham số ư* , đĩ là tỷ lệ của những nguồn neutron và tính trung bình của những neutron phân hạch Nĩ cĩ thể được biểu diễn bởi tham số ư*

, liên quan đên Keff như sau:

Trang 35

.ư* / = 1/ Keff - 1 (4.6)

Trong đĩ là con số trung bình của neutron tức thời trên mỗi sự phân hạch, và

là số trung bình của nguồn neutron trên mỗi sự phân hạch

Tham số ư*

đĩng vai trị quan trọng trong sự đánh giá tham số hiệu suất ADS Sự trình bày mối tương quan giữa dịng tia proton IP và cơng suất của SC được cho bởi:

*

1 1 1

W I

f eff

Trong đĩ : W là cơng suất của lị, f là năng lượng của mỗi phân hạch (MeV) và Z là

số neutron trên mỗi proton tới

Từ phương trình (4.7) ta thấy giá trị của ư* lớn hơn 1 cĩ thể giảm số hạn của

tỷ lệ thức, giá trị đo của ư*

được tính trong CEA ở Cadarache

4.4 Động lực học của những lõi dưới tới hạn

Hệ phương trình cho động năng của hệ thống điều khiển bởi nguồn bên ngồi như sau :

W dt

dW

C l

W dt

dC

i i eff

i i

1

(4.8)

Định dạng
Số trang	70
Dung lượng	2,8 MB