Xác định độ cháy của thanh nhiên liệu trong lò phản ứng hạt nhân bằng phương pháp tỷ số đồng vị

ĐINH VĂN THÌN ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN --- Đinh Văn Thìn XÁC ĐỊNH ĐỘ CHÁY CỦA THANH NHIÊN LIỆU TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN BẰNG PHƯƠNG PHÁP TỶ SỐ ĐỒ

ĐINH VĂN THÌN

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

-

Đinh Văn Thìn

XÁC ĐỊNH ĐỘ CHÁY CỦA THANH NHIÊN LIỆU

TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

BẰNG PHƯƠNG PHÁP TỶ SỐ ĐỒNG VỊ

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

Hà Nội – 2015

ĐINH VĂN THÌN

ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI

TRƯỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN

-

Đinh Văn Thìn

XÁC ĐỊNH ĐỘ CHÁY CỦA THANH NHIÊN LIỆU

TRONG LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

BẰNG PHƯƠNG PHÁP TỶ SỐ ĐỒNG VỊ

Chuyên ngành: Vật lý Nguyên tử và Hạt nhân

Mã số: 60440106

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC

NGƯỜI HƯỚNG DẪN KHOA HỌC: PGS.TS BÙI VĂN LOÁT

Hà Nội - 2015

ĐINH VĂN THÌN 1

LỜI CẢM ƠN

Trong thời gian học tập và nghiên cứu tại Trường Đại học Khoa học Tự nhiên, Đại học Quốc gia Hà Nội, tôi đã được gặp gỡ, học hỏi và làm việc cùng những giảng viên rất nhiệt tình và tâm huyết với nghiên cứu khoa học, đặc biệt là các thầy cô đang công tác tại Bộ môn Vật lý Hạt nhân, Khoa Vật lý Vì thế, tôi xin gửi lời cảm ơn chân thành nhất đến quý thầy, cô, xin chúc các thầy cô luôn mạnh khỏe để tiếp tục thắp sáng ngọn lửa tri thức dẫn lối cho lớp lớp sinh viên trên con đường nghiên cứu khoa học

Để hoàn thành được nội dung nghiên cứu trong cuốn luận văn này, tôi xin bày tỏ lòng biết ơn sâu sắc đến PGS.TS Bùi Văn Loát, người thầy đã trực tiếp dìu dắt và hướng dẫn khoa học cho tôi trong nhiều năm qua Tôi đã học hỏi ở thầy không chỉ về kiến thức chuyên môn mà còn cả lòng yêu nghề và sự tâm huyết với khoa học Tôi xin chúc thầy và gia đình luôn mạnh khỏe, hạnh phúc và mong muốn thầy sẽ tiếp tục cống hiến nhiều hơn nữa cho sự nghiệp giáo dục và đào tạo cho các thế hệ tương lai của đất nước

Tôi xin gửi lời cảm ơn đến Ban Lãnh đạo Trường Đại học Điện lực, Phòng

Tổ chức Cán bộ và Bộ môn Điện Hạt nhân đã tạo điều kiện thuận lợi nhất cho tôi hoàn thành khóa học này

Cuối cùng, tôi xin gửi lời cảm ơn tới toàn thể người thân, bạn bè của tôi, những người đã luôn quan tâm, động viên tôi vượt qua mọi khó khăn trong cuộc sống Tôi xin hứa sẽ cố gắng, nỗ lực nhiều hơn nữa để không phụ lòng tin của tất

cả mọi người

Xin chân thành cảm ơn!

Hà Nội, ngày…… tháng…… năm…………

Đinh Văn Thìn

ĐINH VĂN THÌN 2

MỤC LỤC

MỞ ĐẦU……… ……… ….1

CHƯƠNG I: CƠ SỞ LÝ THUYẾT……….2

1.1 Độ cháy và mối liên hệ với các đại lượng quan trọng trong lò phản ứng hạt nhân .………2

1.1.1 Độ cháy 2

1.1.2 Liên hệ giữa độ cháy và các đại lượng quan trọng trong lò phản ứng hạt nhân 2

1.1.2.1 Các đại lượng nhiệt động học 2

1.1.2.2 Các tiêu chí an toàn đối với nhiên liệu hạt nhân 4

1.2 Các phương pháp xác định độ cháy 12

1.2.1 Xác định độ cháy bằng phương pháp hóa học 13

1.2.2 Xác định độ cháy bằng phương pháp khối phổ kế 14

1.2.3 Xác định độ cháy bằng phương pháp không phá hủy mẫu 19

1.3 Lý thuyết lò phản ứng hạt nhân 22

1.3.1 Tương tác của notron với hạt nhân 22

1.3.1.1 Tiết diện phản ứng 22

1.3.1.2 Phản ứng tán xạ notron 24

1.3.1.3 Phản ứng chiếm bắt notron 25

1.3.1.4 Phản ứng phân hạch hạt nhân 25

1.3.2 Lý thuyết khuếch tán notron đa nhóm và trạng thái tới hạn của lò phản ứng hạt nhân 29

1.3.3 Quá trình biến đổi thành phần nhiên liệu hạt nhân 35

CHƯƠNG II ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU… 41

2.1 Đối tượng nghiên cứu 41

2.1.1 Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 41

2.1.1.1 Cấu trúc của lò phản ứng 41

2.1.1.2 Thanh nhiên liệu 43

ĐINH VĂN THÌN 3

2.2 Phương pháp nghiên cứu 44

2.2.1 Xác định các hằng số nhóm và sản phẩm phân hạch 44

2.2.2 Tiến hành thực nghiệm 49

2.2.2.1 Cấu tạo của một hệ đo bức xạ 49

2.2.2.2 Thực nghiệm 51

2.2.2.3 Các thông số của sản phẩm phân hạch được sử dụng 52

2.2.3 Phần mềm lập trình MATLAB 54

CHƯƠNG III KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN……… 55

3.1 Kết quả 55

3.1.1 Phân bố công suất trong tâm lò phản ứng 55

3.1.2 Biến thiên số hạt nhân theo thời gian của bó nhiên liệu số 62 57

3.1.3 Biến thiên số hạt nhân theo thông lượng của bó nhiên liệu số 62 59

3.1.4 Biến thiên của độ cháy theo thời gian chiếu xạ và thông lượng notron đối với bó nhiên liệu số 62 61

3.1.5 Xây dựng đường cong hiệu suất ghi tương đối……….62

3.1.6 Tỷ số đồng vị Cs134 và Cs137……….64

3.1.7 Độ cháy của bó nhiên liệu số 62……… 65

3.2 Thảo luận 70

KẾT LUẬN 71

TÀI LIỆU THAM KHẢO……… 72

ĐINH VĂN THÌN 4

PHỤ LỤC………75

DANH MỤC BẢNG BIỂU

dụng.… 6

Bảng 2: Các đồng vị đặc trưng phù hợp với phương pháp khối phổ

kế……17

Bảng 3: Năng lượng ngưỡng và kích thích đối với một số hạt

nhân.……….26

Bảng 4: Phân bố năng lượng theo sản phẩm phân hạch đối với

92U235.….…27

Bảng 5: Số notron trung bình được sinh ra sau mỗi phản ứng phân

hạch.…28

Bảng 6: Một số đặc trưng của các notron trễ đối với các hạt nhân nặng.…29 Bảng 7: Suất lượng phân hạch của các sản phẩm phân hạch từ 92U235

……36

Bảng 8: Các thông số liên quan đến bó nhiên liệu số

62………44

Cs134.……….……….53

Cs137.………53

……… 53

Bảng 12: Phân bố công suất tại các vị trí thanh nhiên liệu trong tâm lò phản

ứng………… ……….55

ĐINH VĂN THÌN 5

62.………63

Cs134/Cs137……… 64

Bảng 15: Các giá trị tính toán về độ cháy trung bình của các thanh nhiên

liệu tại Lò Phản ứng Hạt nhân Đà Lạt

……… 66

Bảng 16: Các giá trị tham chiếu về độ cháy trung bình của các thanh nhiên

liệu tại Lò Phản ứng Hạt nhân Đà Lạt………68

ĐINH VĂN THÌN 6

DANH MỤC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

……….………3

…….……….….……4

……….……….……9

Hình 4: Sự trương nở viên nhiên liệu và rão của lớp vỏ

………10

Hình 5: Độ dẫn nhiệt qua khe theo độ cháy của thanh nhiên liệu PWR

……10

Hình 6: Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính theo chiều cao tâm lò phản ứng

……11

Hình 7: Tốc độ sinh nhiệt tuyến tính theo độ cháy

……… 11

………….……15

Hình 9: Khối phổ kế của uranium và plutonium trong mẫu trải qua chiếu xạ……… 16

xạ……….………16

bị chiếu xạ có pha trộn với dung dịch zirconium tự nhiên.………19

Hình 12: Bắn chùm notron đồng nhất đến một bia mỏng

……….23

ĐINH VĂN THÌN 7

Hình 13: Tiết diện vi mô của phân hạch giữa notron với

92U235………23

Hình 14: Bắn chùm notron đồng nhất đến một bia dày

………24

Hình 15: Cơ chế phân hạch hạt nhân theo mẫu giọt chất lỏng

………….…26

Hình 16: Suất lượng của sản phẩm phân hạch đối với 92U235 và 94Pu239.…27

U235………35

U238………36

Hình 20: Sơ đồ biến đổi chi tiết của các sản phẩm phân

hạch.………….…40

Hình 21: Mặt cắt đứng của lò phản ứng hạt nhân Đà

Lạt.………41

Hình 22: Mặt cắt ngang của lò phản ứng hạt nhân Đà

Lạt.………42

Hình 23: Mặt cắt ngang của vùng hoạt và vành phản

xạ……… 43

Hình 24: Mặt cắt ngang của bó thanh nhiên liệu loại

VVR-M2………43

xạ.………49

Hình 26: Cấu hình của detector HPGe loại mặt phẳng và đồng trục

………49

ĐINH VĂN THÌN 8

lượng.……… ………50

nghiệm……… 51

ứng……… 57

theo thời gian chiếu xạ………58

theo thời gian chiếu xạ……… 58

theo thời gian chiếu xạ………58

Hình 33: Biến thiên số hạt nhân Cs134 theo thời gian chiếu xạ……….59

Hình 34: Biến thiên số hạt nhân U235 theo thông lượng notron……….59

notron………60

Hình 36: Biến thiên số hạt nhân Cs134 theo thông lượng notron……….60

Hình 37: Biến thiên số hạt nhân Cs137 theo thông lượng notron……….60

Hình 38: Biến thiên số hạt nhân Cs134/Cs137 theo thông lượng notron… 61

Hình 39: Độ cháy theo thời gian chiếu xạ của bó nhiên liệu số

62………….61

Hình 40: Độ cháy theo thông lượng notron nhiệt của bó nhiên liệu số

62…62

ĐINH VĂN THÌN 9

TÀI LIỆU THAM KHẢO

Tiếng Việt

1 Nguyễn Văn Đỗ (2004), Các phương pháp phân tích hạt nhân, NXB Đại học

Quốc gia Hà Nội, Hà Nội

2 Ngô Quang Huy (2006), Cơ Sở Vật Lý Hạt Nhân, NXB Khoa học và Kỹ

thuật, Hà Nội

3 Ngô Quang Huy (2004), An Toàn Bức Xạ Ion Hoá, NXB Khoa học và Kỹ

thuật, Hà Nội

4 Ngô Quang Huy (2004), Vật lý lò phản ứng hạt nhân, NXB Đại học Quốc

gia Hà Nội, Hà Nội

5 Bùi Văn Loát (2000), Xác suất thống kê trong xử lý số liệu hạt nhân, NXB

Đại học Quốc gia Hà Nội, Hà Nội

6 Đặng Đức Nhận, Đinh Văn Thìn (2015), “Khả năng ô nhiễm các chất khí

phóng xạ trong khí thải từ nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò FBNR”,

Trường Đại học Điện lực

7 Nguyễn Triệu Tú (2007), Ghi nhận và đo lường bức xạ, NXB Đại học Quốc

gia Hà Nội, Hà Nội

8 Nguyễn Hữu Xí (1962), Kỹ thuật thực nghiệm trong vật lý hạt nhân, NXB

Đại học Tổng hợp, Hà Nội

Tiếng Anh

9 A.L Nichols (2002), Nuclear Data Requirements for Decay Heat

10 Attila Vértes, Sándor Nagy, Zoltán Klencsár, Rezso György Lovas, Frank

Rösch (2010), Handbook of Nuclear Chemistry: Vol 1: Basics of Nuclear

Science; Vol 2: Elements and Isotopes: Formation, Transformation, Distribution; Vol 3: Nuclear Energy Production and Safety Issues,

Springer, USA

ĐINH VĂN THÌN 10

11 Dan Gabriel Cacuci (2010), Handbook of Nuclear Engineering, Springer

US, USA

12 Glenn F Knoll (2010), Radiation Detection and Measurement, Wiley,

USA

13 Kiyoshi Inoeu, Kaoru Taniguchi, Toshifumi Murata, Hidehiko Mitsui and

Akira Doi (1969), Burnup determination of nuclear fuel, Vol 17 No.4

December 1969, Hitachi Ltd, Japan

14 Luís Antônio Albiac Terremoto (2009), “ Gamma-ray Spectroscopy on

Irradiated Fuel Rods”, 2009 International Nuclear Atlantic Conference -

INAC 2009, Rio de Janeiro, RJ, Brazil

15 Michael F L'Annunziata (2012), Handbook of Radioactivity Analysis

(Third Edition), Academic Press, USA

16 R I Dobin, T Craciunescu, M Pavelescu (2011), “Candu And Triga Fuel

Burn-up Determination Using Axial And Tomographic Gamma-Scanning”,

Romanian Reports in Physics, Vol 63, No 4, P 1009–1017

17 Raymond L Murray (2008), An Introduction to the Concepts, Systems, and

Applications of Nuclear Processes, Butterworth-Heinemann, USA

18 James J Duderstadt, Louis J Hamilton (1976), Nuclear Reactor Analysis,

Wiley, USA

19 Joe D Hoffman, Steven Frankel (2001), Numerical Methods for Engineers

and Scientists (Second Edition), CRC Press, USA

20 John R Taylor (1997), An Introduction to Error Analysis: The Study of

Uncertainties in Physical Measurements, University Science Books, USA

21 Nuclear Energy Agency NEA (2012), Nuclear Fuel Safety Criteria

Technical Review, Organisation for Economic Co-operation and

Development OECD, UK

22 Neil E Todreas, Mujid S Kazimi (1993), Nuclear Systems I - Thermal

Hydraulic Fundamentals, Taylor&Francis, USA

ĐINH VĂN THÌN 11

23.Nguyen Minh Tuan, Pham Quang Huy, Tran Tri Vien, Trang Cao Su, Tran

Quoc Duong, Dang Tran Thai Nguyen (2012), “ Burnup Measurement of

36% Enriched VVR-M2 Fuel Tupy Assembly of Dalat Reactor Using Gamma Spectrometer”, Da Lat Nuclear Research Institute, Da Lat

24 Weston M Stacey (2007), Nuclear Reactor Physics (Second edition),

Wiley-VCH, USA