Nghiên cứu tính toán một số thông số đảm bảo an toàn cho việc chuyển đổi nhiên liệu tại lò phản ứng hạt nhân đà lạt

Chương trình MCNP được sử dụng mô phỏng toàn bộ hình học cụ thể các cấu trúc của Lò Phản ứng và tính toán độ hiệu dụng các thanh điều khiển, hệ số nhân hiệu dụng, và các thông số vật lý

KIỀU NGỌC DŨNG

NGHIÊN CỨU TÍNH TOÁN MỘT SỐ THÔNG SỐ ĐẢM BẢO AN TOÀN CHO VIỆC CHUYỂN ĐỔI NHIÊN LIỆU TẠI LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN

ĐÀ LẠT

LUẬN VĂN THẠC SĨ KHOA HỌC CHUYÊN NGÀNH VẬT LÝ KỸ THUẬT

Danh mục các hình vẽ, đồ thị ii

MỞ ĐẦU iii

I.1 Cơ chế tương tác của nơtrôn với vật chất 1

I.3 Phản ứng dây chuyền, trạng thái tới hạn của LPƯ 5

I.4.1 Phương trình vận chuyển nơtrôn 9

I.4.2 Phương trình vận chuyển tới hạn 13

I.4.3 Phương trình khuyếch tán nơtrôn 14

I.5 Thời gian tồn tại của nơtrôn trong LPƯ 14

I.6 Nơtrôn trễ 15

I.8 Một số thông số cho việc đánh giá an toàn LPƯ 17

I.9 Nguyên tắc hoạt động và điều khiển LPƯ hạt nhân 19

II.3 Phương pháp tính toán và nghiên cứu trên phần mềm MCNP 30

CHƯƠNG III: KẾT QUẢ VÀ THẢO LUẬN 48

III.2 Ứng dụng MCNP vào tính toán thẩm định kết quả thông số

an toàn cho việc chuyển đổi nhiên liệu tại LPƯ Đà Lạt (Core 1)

52

III.3 Ứng dụng MCNP vào tính toán thẩm định kết quả thông số

an toàn cho việc chuyển đổi nhiên liệu tại LPƯ Đà Lạt (Core 2)

58

DANH MỤC CÁC BẢNG

Bảng 1 Các đặc trưng của các bó nhiên liệu VVR-M2 27

Bảng 2 Phương trình các mặt trong MCNP 39

Bảng 3 Ký hiệu tính toán trong MCNP 42

Bảng 4 Các thiết bị thí nghiệm trong mô hình chi tiết của chương trình MCNP 50 Bảng 5: Các thông số vật lý của cấu hình Core 1 52

Bảng 6: Phân bố công suất trong Core 1 54

Bảng 7 Độ bất đồng đều công suất của vùng hoạt Core 1 55

Bảng 8 Độ hiệu dụng của thanh điều khiển Core 1 56

Bảng 9 Hệ số phản hồi độ phản ứng do nhiệt độ 57

Bảng 10 Thông lượng notron trong các hốc chiếu mẫu 58

Bảng 11: Các thông số vật lý của cấu hình Core 2 59

Bảng 12: Phân bố công suất trong Core 2 60

Bảng 13 Độ bất đồng đều công suất của vùng hoạt Core 2 61

Bảng 14 Độ bất hiệu dụng của thanh điều khiển Core 2 (Fresh Core) 62

Bảng 15 Hệ số phản hồi độ phản ứng do nhiệt độ Core 2 63

Bảng 16 Thông lượng nơtrôn trong các hốc chiếu mẫu 64

Bảng 17 Các thông số vật lý của cấu hình Core 3 65

Bảng 18 Phân bố công suất trong Core 3 66

Bảng 19 Thông lượng nơtrôn trong các hốc chiếu mẫu_Core 3 68 Bảng 20 So sánh các giá trị của Core 1, Core 2, Core 3 70

DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ, ĐỒ THỊ

Hình 1 Mặt cắt đứng của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 24

Hình 2 Mặt cắt ngang của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt 25

Hình 3 Cấu hình vùng hoạt với 104 bó nhiên 26

Hình 4 Cấu trúc bó nhiên liệu HEU VVR-M2 26

Hình 5 Bó nhiên liệu HEU VVR-M2 29

Hình 6 Cấu hình vùng hoạt dự kiến 48

Hình 7 Mô hình LPƯtheo chiều bán kính và chiều cao trong tính toán MCNP 51

Hình 8 Cấu hình 1 với 92 BNL LEU và 1 hốc nơtrôn 52

Hình 9 Phân bố công suất theo bán kính của cấu hình 1 56

Hình 10 Hình dạng độ hiệu dụng của 1 thanh điều khiển 57

Hình 11 Phân bố công suất theo bán kính của Core 2 62

Hình 12 Hình dạng độ hiệu dụng của 1 thanh điều khiển 63

Hình 13 Vị trí thêm bó nhiên liệu trong vùng hoạt LPƯ 65

Hình 14 Phân bố công suất trong vùng hoạt theo bán kính 67

DANH MỤC CÁC KÍ HIỆU VIẾT TẮT MCNP: Monte Carlo N Particle Transport Code

LEU: Low-enriched uranium

HEU: High-enriched uranium

LPƯ: Lò phản ứng

LPƯHNĐL: Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

MỞ ĐẦU

Lò phản ứng TRIGA MARK II do Mỹ xây dựng tại Đà Lạt, bắt đầu hoạt động năm 1963 với công suất danh định 250 kW Năm 1975, khi rút quân khỏi miền Nam, Mỹ đã mang đi hết các thanh nhiên liệu urani và lò phản ứng không hoạt động được nữa Được sự giúp đỡ của Liên Xô (cũ), công trình khôi phục và mở rộng LPƯHNĐL được tiến hành trong các năm 1981-1984 Việc khôi phục LPƯHNĐL thực chất là trang bị lại hầu hết các hệ công nghệ, và nạp nhiên liệu mới nâng công suất lò lên 500KW Như vậy LPƯHNĐL được coi như một lò mới,

do đó để đưa nó vào hoạt động cần tiến hành khởi động vật lý và khởi động năng lượng Khởi động vật lý là giai đoạn nạp nhiên liệu cho lò đến trạng thái tới hạn và đưa lò vào hoạt động ở công suất rất thấp nhằm kiểm tra các thông số vật lý Khởi động năng lượng là quá trình đưa lò lên công suất cao và đạt đến giá trị công suất danh định Quá trình khởi động này rất quan trọng nhằm đo đạc tất cả các thông số vật lý, nhiệt kỹ thuật và đánh giá mức độ an toàn trước khi đưa lò vào hoạt động Vì vậy việc tổ chức khởi động lò phải được thực hiện một cách nghiêm túc, chu đáo và vấn đề an toàn phải được đặt lên hàng đầu

Sau 26 năm hoạt động an toàn, năm nay LPƯHNĐL thực hiện kế hoạch chuyển đổi hoàn toàn nhiên liệu với độ giàu cao 36% thành nhiên liệu với độ giàu thấp 19,75% Với việc thay toàn bộ nhiên liệu này, việc đưa lò mới vào hoạt động cũng phải trải qua một đợt khởi động vật lý và khởi động năng lượng

Việt Nam đã thực hiện thành công giai đoạn chuyển đổi một phần vùng hoạt Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt hoạt động an toàn với cấu hình vùng hoạt pha trộn HEU + LEU từ tháng 9/2007 đến nay với khoảng 400 giờ vận hành, sản xuất khoảng 700

Ci đồng vị phóng xạ các loại, phục vụ phân tích kích hoạt, nghiên cứu, đào tạo An toàn LPƯHNĐL và chất lượng phục vụ khai thác, sử dụng được đảm bảo

Các công việc chuẩn bị cho khởi động lại LPƯHNĐL bằng nhiên liệu LEU được chuẩn bị chu đáo và nghiêm túc trong gần 3 năm qua (tính toán nơtron, thuỷ nhiệt, phân tích an toàn, xây dựng chương trình khởi động, …), có sự hợp tác chặt chẽ với Phòng thí nghiệm Argonne National Lab Viện Ngiên cứu hạt nhân Đà Lạt

đã tiến hành tính toán một số thông số an toàn cho việc chuyển đổi sử dụng hoàn toàn nhiên liệu LEU tại LPƯHNĐL

Bản luận văn này được xây dựng trên cơ sở tính toán thẩm định các thông số

an toàn do Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt cung cấp Các tính toán này được thực hiện bởi nhóm nghiên cứu của TS Lê Chí Dũng, và phòng An toàn hạt nhân, Cục

An toàn bức xạ và hạt nhân thực hiện, việc làm này với mục đích đánh giá các kết quả đã được tính toán, để đảm bảo cho việc chuyển đổi nhiên liệu, vận hành LPƯ

an toàn

Chương trình MCNP được sử dụng mô phỏng toàn bộ hình học cụ thể các cấu trúc của Lò Phản ứng và tính toán độ hiệu dụng các thanh điều khiển, hệ số nhân hiệu dụng, và các thông số vật lý của lò phản ứng Ưu điểm của chương trình này là cho kết quả có độ chính xác cao, mô tả được các trạng thái hoạt động của LPƯ một cách khá chính xác Có thể kết hợp cùng các chương trình khác để tính toán thêm

về các thông số thủy nhiệt cho LPƯ

Trong khuôn khổ của bản luận văn, ngoài phần mở đầu và kết luận, phần nội dung chính được chia làm 3 chương:

- Chương I: Trình bày các khái niệm cơ bản về vật lý lò phản ứng, một số thông

số đặc trưng cho việc đánh giá an toàn của LPƯ

- Chương II: Miêu tả LPƯHN Đà Lạt, và so sánh 2 loại nhiên liệu HEU và LEU Trong chương này cũng giới thiệu chi tiết về chương trình MCNP

- Chương III: Trình bày kết quả tính toán các thông số an toàn cho vùng hoạt sử dụng 92 bó nhiên liệu LEU

Bản luận văn dài 72 trang, bao gồm 14 hình vẽ, 20 đồ thị, bảng biểu, 10 tài liệu tham khảo

Để hoàn thành được luận văn này, trước hết tác giả xin trân trọng gửi lời cảm ơn tới TS Lê Chí Dũng, người đã hướng dẫn và chỉ bảo tận tình cho tác giả Đồng thời tác giả cũng xin gửi lời cảm ơn đến Phòng An toàn hạt nhân, Cục An toàn bức xạ

và hạt nhân, Viện nghiên cứu hạt nhân Đà Lạt đã tạo mọi điều kiện thuận lợi giúp

đỡ tác giả trong quá trình hoàn thành luận văn này

Do thời gian nghiên cứu tìm hiểu có hạn nên bản luận văn này vẫn còn gặp nhiều thiếu sót, hạn chế Rất mong được sự thông cảm và góp ý của các thầy cô giáo và độc giả

Xin chân thành cảm ơn!

CHƯƠNG I

CƠ SỞ LÝ THUYẾT VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG I.1 Cơ chế tương tác của nơtron với vật chất [ 10 ]

Giống như tia gamma, nơtron cũng không mang điện và do đó nó không thể tương tác với vật chất thông qua thể Coulomb như hạt alpha, bức xạ beta, hay các hạt mang điện khác Dó đó, nơtrôn có thể chạy trong vật chất nhiều centimet mà không xảy ra bất cứ một tương tác nào

Khi xảy ra tương tác với hạt nhân của nguyên tử vật chất, nơtrôn hoặc có thể biến mất hoàn toàn và thay bởi một hay nhiều những bức xạ thứ cấp, hoặc bị thay đổi năng lượng hay hướng chuyển động Hay nói cách khác nơtrôn tương tác với hạt nhân nguyên tử thông qua những cơ chế sau:

Phụ thuộc vào phạm vi nghiên cứu và đối tượng nghiên cứu, ta có thể đơn giản chia nơtrôn thành ba loại dựa trên cơ sở năng lượng của chúng, đó là: “ nơtrôn nhanh ”, “ nơtrôn trung gian ” và “ nơtrôn nhiệt ”

- Nơtrôn nhiệt: En< 1 eV

- Nơtrôn trung gian: 1 eV ≤ En ≤10 keV

- Nơtrôn nhanh: En > 10 keV

Lưu ý rằng, tiêu chí phân loại nơtron theo mức năng lượng như trên chỉ là tương đối, các tác giả khác có thể sử dụng các tiêu chí khác nhau

• Tán xạ đàn hồi:

Trong quá trình tán xạ đàn hồi, nơtrôn bị đổi hướng chuyển động và truyền một phần hoặc toàn bộ năng lượng của nó cho hạt nhân mà nó va chạm dưới dạng động năng giật lùi của hạt nhân đó mà không làm hạt nhân bị kích thích Bằng việc áp dụng định luật bảo toàn động năng và động lượng của hệ “nơtrôn và hạt nhân” trước và sau khi tán xạ theo những cơ chế đơn giản, coi quá trình tương tác đó như

sự va chạm đàn hồi của hai hạt, ban đầu hạt nơtrôn bay tới đập vào hạt nhân đứng yên có thể xác định được mối quan hệ giữa góc tán xạ và năng lượng của nơtrôn trước và sau khi nó va chạm với hạt nhân nào đó như sau:

- Sự biến đổi năng lượng trong quá trình tán xạ:

1

2

)1(

1cos2+

++

=

A

A A E

(1.1)

trong đó, E 1 , E 2 là động năng của nơtron trước và sau khi tán xạ; A là nguyên tử số

của hạt nhân tán xạ; và θ là góc tán xạ của nơtron trong hệ quy chiếu khối tâm Đặt

Xét trong hệ quy chiếu phòng thí nghiệm, cosin góc tán xạ được xác định theo công thức:

1 cos 2

1 cos cos

A A A

(1.3)

Với nơtrôn có năng lượng không quá lớn thì quá trình tán xạ đàn hồi có tính đối xứng cầu (hay đẳng hướng) trong hệ khối tâm Khi đó, trung bình của cosin góc tán xạ trong hệ quy chiếu phòng thí nghiệm được xác định như sau:

A d

d

3 2

Như vậy, tán xạ không đàn hồi chỉ xảy ra khi động năng nơtrôn lớn hơn mức năng lượng kích thích thứ nhất của hạt nhân Quá trình tán xạ không đàn hồi chỉ có ý nghĩa thực tế đối với các nơtron nhanh, trong khi đó tán xạ đàn hồi có thể xảy ra với nơtrôn có năng lượng bất kỳ Do vậy, đối với vấn đề làm chậm nơtrôn, quá trình tán xạ đàn hồi của nơtrôn có vai trò rất quan trọng

• Phản ứng bắt nơtrôn (n,γ)

Đó là phản ứng mà nơtrôn bị hấp thụ bởi hạt nhân tạo thành hạt nhân hợp phần, hạt nhân hợp phần này có số khối tăng lên một đơn vị và thường ở trạng thái kích thích, sau đó hạt nhân hợp phần chuyển về trạng thái cơ bản, phát ra bức xạ Gamma Năng lượng kích thích của hạt nhân hợp phần bằng tổng năng lượng của nơtrôn và năng lượng liên kết của nơtrôn với hạt nhân đó Sau khoảng thời gian kích thích rất ngắn, khoảng 10-20÷10-10s, hạt nhân hợp phần sẽ giải kích thích, trở

về trạng thái cơ bản và phát ra bức xạ gamma Đây là loại phản ứng đặc trưng của nơtrôn nhiệt với vật chất, trong đó hạt nhân bắt nơtrôn và phát lượng tử gamma

kèm theo Năng lượng bức xạ gamma phát ra có năng lượng từ cỡ vài trăm KeV tới vài MeV

Cùng với quá trình tán xạ, phản ứng bắt nơtrôn là một loại phản ứng quan trọng trong bài toán bảo vệ và che chắn bức xạ nơtrôn Nơtrôn được làm chậm qua chất làm chậm do tán xạ với hạt nhân nguyên tử của chất làm chậm, ở năng lượng nơtron đã làm chậm khả năng xảy ra phản ứng bắt nơtron của một số hạt nhân nguyên tố rất lớn Bằng việc kết hợp chất làm chậm và chất hấp thụ nơtrôn tốt có thể giải quyết được bài toán bảo vệ và che chắn nơtron

• Phản ứng sinh các hạt mang điện

Phản ứng sinh các hạt mang điện xảy ra với xác suất lớn khi nơtrôn nhanh (nơtrôn

có năng lượng cao) tương tác với hạt nhân nhẹ, còn với nơtrôn chậm thì xác suất xảy ra phản ứng này rất nhỏ Ngoại trừ một số trường hợp đặc biệt sau đây: 6Li (n,α) 2H, 10B (n,α) 7Li, 3He (n,p) 3H và 14N (n,p) 14C

Trong loại phản ứng này, nơtrôn tới tương tác với hạt nhân, hạt nhân hấp thụ nơtrôn và biến thành hạt nhân hợp phần, sau khoảng thời gian rất ngắn hạt nhân hợp phần phát ra hạt thứ cấp, hạt thứ cấp là những hạt mang điện

• Phản ứng phá vỡ hạt nhân

Trong quá trình này, nơtrôn tương tác với hạt nhân sinh ra thành hạt nhân hợp phần, sau thời gian ngắn hạt nhân hợp phần này bị phân chia thành một số mảnh, hay gọi là những mảnh vỡ hạt nhân Phản ứng này chỉ xảy ra với xác suất đáng kể

ở năng lượng nơtrôn lớn hơn 100 MeV (Tiết diện phản ứng này lớn hơn ở năng lượng từ 400÷500 MeV)

I.2 Phản ứng phân hạch hạt nhân [4]

Phản ứng hạt nhân quan trọng nhất trong quá trình vật lý của lò phản ứng là phản ứng phân hạch hạt nhân Dưới tác dụng của nơtrôn hạt nhân nguyên tố nặng bị phân chia chủ yếu thành 2 mảnh có khối lượng gần bằng nhau

Hai phản ứng hạt nhân chính diễn ra trong lò phản ứng chạy bằng nơtron chậm và

U235 là:

0n1 + 92U235 → A + B + νn' (1.5)

và: 0n1 + 92U235 → 92U236 + γ (1.6)

trong đó A và B là hai hạt nhân nhẹ hơn U235 gọi là các mảnh phân hạch

Urani thiên nhiên có chứa 99,6% đồng vị U238 và 0,7% đồng vị U235 Hạt nhân của đồng vị U238 chỉ bị vỡ khi hấp thụ nơtron nhanh (có năng lượng lớn hơn 1 MeV) Khi hấp thụ nơtron chậm U238 sẽ biếnthành Pu239 Ngược lại, hạt nhân U235 sẽ bị vỡ khi hấp thụ cả nơtron chậm và nơtron nhanh Tuy nhiên xác suất hấp thụ nơtron chậm của hạt nhân U235 lớn hơn nhiều so với xác suất hấp thụ nơtron nhanh Quá trình thực nghiệm đã cho kết quả là các hạt nhân U235, Pu239 và U233 sẽ bị vỡ ra khi hấp thụ nơtron nhiệt (có năng lượng nhỏ từ 0,001 →0,1 eV), còn U238 và Th232 sẽ

vỡ khi hấp thụ nơtron nhanh (năng lượng lớn hơn 1 MeV)

Ngoài các mảnh vở phân hạch, khi phân hạch hạt nhân còn có các lượng tử gamma tức thời, các hạt β do phân rã, các lượng tử gamma do phân rã, các nơtrinô và các nơtrôn

Đặc điểm của phản ứng phân hạch U235 là giải phóng ra năng lượng Ef = 200MeV trên một phân hạch

Một đặc điểm quan trọng của phản ứng phân hạch là các sản phẩm phân hạch có các nơtrôn Các nơtrôn sinh ra do phân hạch đóng vai trò quan trọng trong phản ứng dây chuyền Số lượng nơtrôn sinh ra phụ thuộc vào các hạt nhân khác nhau, và năng lượng của nơtrôn ban đầu

I.3 Phản ứng dây chuyền, trạng thái tới hạn của lò phản ứng

Điều kiện tới hạn của phản ứng dây chuyền [ 4 ]

Các nơtrôn phân hạch đóng vai trò quan trọng trong các phản ứng dây chuyền Các nơtrôn phân hạch lại tham gia vào các phản ứng phân hạch thế hệ sau, như vậy số nơtrôn tăng rất nhanh theo các thế hệ nơtrôn Đó là sự phát triển của phản ứng dây chuyền Khả năng nhân nơtrôn được đặc trưng bởi hệ số nhân k

Khi ta truyền cho hạt nhân một năng lượng đủ lớn, hạt nhân có thể vỡ thành hai hay nhiều mảnh nhỏ hơn nó Năng lượng cần thiết, nhỏ nhất để làm hạt nhân phân chia được gọi là năng lượng kích hoạt Năng lượng kích hoạt được sử dụng cho hai phần: một phần truyền cho các nuclon riêng biệt bên trong hạt nhân tạo ra các dạng chuyển động nội tại, một phần dùng để kích thích chuyển động tập thể của toàn bộ hạt nhân, do đó gây ra biến dạng và làm hạt nhân vỡ ra

Hai phản ứng hạt nhân chính diễn ra trong lò phản ứng chạy bằng nơtrôn chậm và U235 là:

0n1 + 92U235 → A + B + νn'

và: 0n1 + 92U235 → 92U236 + γ

trong đó A và B là hai hạt nhân nhẹ hơn U235 gọi là các mảnh phân hạch

Để lò đạt được trạng thái tới hạn tức là trạng thái mà ở đó phản ứng dây chuyền tự duy trì phải có một sự cân bằng chính xác giữa số nơtron mất đi và số nơtron xuất hiện trong phân hạch

Urani thiên nhiên có chứa 99,6% đồng vị U238 và 0,7% đồng vị U235 Hạt nhân của đồng vị U238 chỉ bị vỡ khi hấp thụ nơtrôn nhanh (có năng lợng lớn hơn 1 MeV) Khi hấp thụ nơtrôn chậm U238 sẽ biến thành Pu239 Trái lại, hạt nhân U235 sẽ bị vỡ khi hấp thụ cả nơtrôn chậm và nơtron nhanh Tuy nhiên xác suất hấp thụ nơtrôn chậm của hạt nhân U235 lớn hơn nhiều so với xác suất hấp thụ nơtrôn nhanh

Quá trình thực nghiệm đã cho kết quả là các hạt nhân U235, Pu239 và U233 sẽ bị vỡ ra khi hấp thụ nơtrôn nhiệt (có năng lợng nhỏ từ 0,1→0,001 eV), còn U238 và Th232 sẽ

vỡ khi hấp thụ nơtrôn nhanh (năng lượng lớn hơn 1 MeV)

Khi hấp thụ một nơtrôn, hạt nhân ZXA biến thành hạt nhân ZXA+1 ở trạng thái kích thích có mức năng lượng cao hơn mức cơ bản Năng lượng kích thích bằng tổng động năng và năng lượng liên kết của nơtrôn trong hạt nhân mới Nếu năng lượng kích thích lớn hơn năng lượng kích hoạt thì quá trình phân hạch sẽ xảy ra

Các phản ứng phân hạch của hạt nhân U235 bằng nơtrôn nhiệt có thể viết như sau:

0n1 + 92U235 → 2 mảnh phân hạch + νn'+ các hạt β- + Các lượng tử γ

Xác suất phân hạch là tỉ số 1/(1+α) trong đó α là tỉ số giữa số phản ứng bắt

và số phản ứng phân hạch Như vậy xác suất bắt sẽ là α/(1+α)

Cho nên đứng về mặt xác suất ta có thể viết lại phản ứng phân hạch của U235 do nơtrôn như sau:

0n1 + 92U235 → 2/(1+ α) mảnh + (α /(1+ α))U236 ++(1/(1+ α))ν nơtron+ các hạt β + các hạt γ + NL toả ra

Khi hạt nhân U235 phản ứng với một nơtrôn thì xác suất xảy ra phân hạch là 1/(1+α), mà mỗi lần phân hạch có ν nơtrôn được tạo thành, cho nên η = ν(1/(1+α))

là số nơtron trung bình được tạo ra khi hạt nhân U235 hấp thụ một nơtron

Nếu lò ở trạng thái tới hạn thì ở thế hệ tiếp theo cũng phải có 1 nơtron bị hấp thụ

và do đó η nơtron mới được tạo thành Để đơn giản ta giả định là tất cả các nơtrôn gây ra phân hạch hạt nhân U235 đều có năng lượng như nhau Trong số η nơtron sẽ chỉ có phần lại bị hấp thụ trong nhiên liệu (trong đó ∑f a là tiết diện hấp thụ vĩ mô

để phân hạch của nhiên liệu, ∑a là tiết diện hấp thụ toàn phần của tất cả các vật liệu

có trong lò kể cả nhiên liệu)

Trong số η nơtrôn sẽ chỉ có ∑f a / ∑ a phần lại bị hấp thụ trong nhiên liệu (trong đó ∑f a là tiết diện hấp thụ vĩ mô để phân hạch của nhiên liệu, ∑a là tiết diện hấp thụ toàn phần của tất cả các vật liệu có trong lò kể cả nhiên liệu)

Vì thế cho nên đối với lò có kích thước lớn đến mức không có một nơtron nào có thể rò ra khỏi lò ta nói đó là một lò vô hạn Khi đó hệ số nhân sẽ có dạng:

f k

k = η.f.Pt (đối với trường hợp 1 nhóm) (1.8)

trong đó Pt là xác suất để nơtrôn nhiệt không thoát ra khỏi lò

Tỷ số giữa số nơtrôn được làm chậm xuống dưới ngưỡng phân hạch của U238 chia cho số nơtrôn xuất hiện ban đầu trong hệ được ký hiệu là ε và được gọi là hệ số nhân bằng các nơtron nhanh Giả sử có m nơtrôn bị làm chậm qua vùng cộng hưởng thì trong đó chỉ có n nơtrôn tránh được sự hấp thụ cộng hưởng để xuống được vùng nhiệt Như vậy p=m/n gọi là xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng Từ đó

ta có công thức bốn thừa số như sau:

k∞ = η.ε.p.f (đối với lò chạy bằng nơtrôn nhiệt) (1.9)

Trong đó: η là số nơtrôn trung bình tạo thành khi hạt nhân U235 hấp thụ 1 nơtron

ε là hệ số nhân bằng các nơtrôn nhanh

p là xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng

f là hệ số sử dụng nơtron nhiệt

k∞ = 1 là điều kiện tới hạn của lò

Nếu lò là hữu hạn hoặc có kể đến hiện tượng rò của các nơtrôn ra khỏi lò thì công thức bốn thừa số biến thành:

k = η.ε.p.f.Pt.Pf (1.10)

Trạng thái tới hạn của lò phản ứng:

Để phản ứng dây chuyền cân bằng trong môi trường vùng hoạt, cần phải lựa chọn kích thước vùng hoạt, khối lượng nhiên liệu phân hạch, tỷ lệ các chất hợp phần và các bố trí tính sao cho keff = 1 Khi đó vùng hoạt ở trạng thái tới hạn, còn khối lượng vật liệu phân hạch 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, khi đó phản ứng dây chuyền tự tắt Trạng thái keff > 1 là trạng thái trên tới hạn, phản ứng dây chuyền phát triển

I.4 Phân bố nơtrôn trong lò phản ứng

Người ta hay dùng một phương trình gần đúng gọi là phương trình khuếch tán xem các nơtrôn như là khuếch tán trong môi trường các hạt nhân nhiên liệu

Ví dụ đối với lò hình cầu ta có:

(1.11) trong đó D là hệ số khuếch tán, φ là thông lượng nơtrôn trong lò, S là tốc độ tạo ra nơtrôn trong 1cm3 sau 1 giây

Giải phương trình khuếch tán ta sẽ biết đợc phân bố thông lợng nơtrôn φ trong lò

I.4.1 Phương trình vận chuyển nơtrôn.[ 4 ]

Các khái niệm cơ bản

Mật độ góc nơtrôn N(r,Ω,E,t) là số nơtrôn tại tọa độ r với góc bay Ω ở năng lượng

E và thời gian t trong một thể tích đơn vị, góc đặc đơn vị, được tính qua 1cm2, 1 radian và 1 MeV

- Mật độ nơtrôn là đại lượng tích phân của mật độ góc nơtrôn theo tất cả các phương:

Mật độ nơtrôn = ∫ N(r,Ω,E,t) drdΩdEdt = n(r,E,t) (1.12)

- Vector thông lượng hay dòng góc nơtrôn

Vector thông lượng = v N(r,Ω,E,t) (1 13)

- Thông lượng góc là một đại lượng vô hướng, được định nghĩa như sau :

∂

φ

∂+

r

2rDS

t

v

1

2 2

Thông lượng góc = v N(r,Ω,E,t) = Ф (r,Ω,E,t) (1.14)

- Thông lượng tổng cộng là tích phân của thông lượng góc theo tất cả các phương :

Thông lượng tổng cộng = v n(r,E,t) = ∫

π

4

Ф (r,Ω,E,t)dΩ = Ф (r,E,t) (1.15)

- Tiết diện vĩ mô toàn phần là σ(r,E) chỉ phụ thuộc vào năng lượng E và tọa độ r

- Tiết diện vi phân miêu tả xác suất để nơtrôn được phát ra theo các phương khác nhau và năng lượng khác nhau do va chạm :

Tiết diện vi phân = σx ( r,E’ ) fx (r, Ω’,E’ → Ω,E) (1.17)

- Xác suất toàn phần vận chuyển nơtrôn từ Ω ’,E’ đến Ω,E

σ ( r,E ’ ) f (r, Ω ’,E’ → Ω,E)

lấy tích phân theo dΩ và dE ta có

σ ( r,E ’ ) ∫ f (r, Ω ’,E’ → Ω,E) dΩdE = ∑

x

σx ( r,E’ ) fx (r, Ω’,E’ → Ω,E)dΩdE (1.9)

∫ f (r, Ω ’,E’ → Ω,E) dΩdE = [ σe ( r,E’ ) + σie ( r,E’ ) + σf ( r,E’ ) v ( r,E ’

)+ ] /σ ( r,E’ ) = c ( r,E’ ) (1.18)

( trong đó σe , σie , σf lần lượt là tiết diện tán xạ đàn hồi , không đàn hồi, tiết diện

phân hạch , v ( r,E ’ ) là số trung bình các hạt nhân sinh ra do phân hạch hạt nhân

tại vì trí r năng lượng E ’ )

Đối với quá trình đàn hồi và không đàn hồi thì có c=1, đối với quá trình phân hạch hạt nhân thì c = vcòn đối với hấp thụ nơtrôn thuần túy thì c=0

Phương trình vận chuyển nơtrôn

Ta xét một nhóm nơtrôn tại thời điểm t, trong yếu tố thể tích dV có năng lượng

dE tại E và các phương trong chùm hẹp dΩ tại Ω Sau một khoảng thời gian ∆t

thì có 3 trường hợp xảy ra đối với nhóm năng lượng này:

- Các nơtrôn còn sót lại trong nhóm

Ta có sau một thời gian là ∆t khoảng các mà các nơtrôn đi được là v∆t ,do đó

xác suất các nơtrôn va chạm và thoát khỏi nhóm là vσ(r,E)∆t, ta coi các nơtrôn này

sau va chạm sẽ thoát khỏi nhóm Vì thế xác suất để các nơtrôn còn sót lại trong

nhóm là 1- vσ(r,E) ∆t

Như vậy số nơtrôn còn lại trong nhóm là = N(r,Ω,E,t) [1- vσ(r,E) ∆t] dVdΩdE

Số nơtrôn này đi đến vị trí là r + Ωvdt tại thời điểm t + ∆t

- Các nơtrôn ở các mức năng lượng và phương khác được bổ xung thêm vào nhóm

do va chạm :

[∫∫ σ( r,E ’ ).f(r,Ω ’,E’ → Ω,E)v’N(r, Ω’,E’,t)dΩ’dE’]dVdΩdEdt.

- Các nơtrôn được bổ xung vào nhóm từ các nguồn : S(r,Ω,E,t)dVdΩdEdt

- Cộng các số hạng nêu trên và rút gọn dVdΩdE thì mật độ góc nơtrôn tại thời

điểm t + ∆t là :

N(r + Ωvdt,Ω,E, t + ∆t) = N(r,Ω,E,t)[1- vσ(r,E) ∆t] + [∫∫ σ( r,E ’ )f(r, Ω ’,E’ →

Ω,E)v’N(r, Ω’ ,E’,t) dΩ’dE’]∆t + S(r,Ω,E,t)∆t

Chia cả hai vế của phương trình cho ∆t và cho ∆t→0 ta được :

lim [N(r + Ωvdt,Ω,E, t + ∆t) - N(r,Ω,E,t)]/ ∆t + vσN(r,Ω,E,t) =

∆t→0

= ∫∫ σ’fv’N(r,Ω’,E’,t) dΩ’dE’] + S (1.20)

- Cộng và trừ N(r ,Ω,E,t + ∆t) vào tử số của số hạng thứ nhất ta được hai số hạng

lim [ N(r + Ωvdt,Ω,E, t + ∆t) - N(r ,Ω,E,t + ∆t)]/ ∆t = vΩ∇ρN(r,Ω,E,t)

+ vΩ∇ρN(r,Ω,E,t) + vσ N(r,Ω,E,t) = ∫∫ σ’fv’N(r,Ω’,E’,t) dΩ’dE’] + S

Đây là phương trình vận chuyển nơtrôn

- Dùng các đại lượng thông lượng nơtrôn:

Ф = v N(r,Ω,E,t) = Ф(r,Ω,E,t) và Ф’ = v’ N(r,Ω’,E’,t) = Ф’(r,Ω’,E’,t)

ta được phương trình vận chuyển nơtrôn đối với thông lượng

σ(z)∫ f (r,Ω ’→ Ω) Ф(z, µ)dE = c(r) f (r,Ω ’ → Ω) )

Đặt x = ∫z z dz

0

')'(

σ thì

z

∂

∂ = σ(z)

' ) ' , ( 2

) (

1

x x

x x

Phương trình (1.24) là phương trình vận chuyển nơtrôn đối với nguồn phát đơn năng trong trường hợp bản phẳng vô hạn

I.4.2 Phương trình vận chuyển tới hạn [ 4 ]

Trong trường hợp tới hạn chỉ có nguồn nơtrôn do phân hạch :

Ф(x) (1.26) Thay (1.26) vào (1.25) ta thu được phương trình tới hạn cho hình học bản phẳng : µ

' ) ' , ( 2

x x

c ( ) σ ( )

Ф(x) (1.27) Trong đó :

σf (x) : Tiết diện phân hạch của hạt tại x

c(x) : Số nơtrôn trung bình sinh ra trong một phân hạch tại x

keff : Hệ số nhân nơtrôn

Tổng tính toán tới hạn chỉ có nguồn nơtrôn do phân hạch mà không có nguồn ngoài Do đó điều kiện biên sẽ là :

Ф(0, µ ) = 0 µ > 0

Ф(L, µ ) = 0 µ < 0

Do nguồn phân hạch phụ thuộc vào thông lượng cho nên phương trình (9) là phương trình riêng với keff là trị riêng đầu tiên Khi keff = 1 thì hệ hoạt động ở trạng thái tới hạn, keff > 1 hệ hoạt động ở trạng thái trên tới hạn số nơtrôn sau mỗi thế hệ tăng lên, keff < 1 hệ hoạt động ở trạng thái dưới tới hạn số nơtrôn giảm đi sau mỗi

thế hệ

I.4.3 Phương trình khuyếch tán nơtrôn [ 4 ]

Phương trình khuyếch tán nơtrôn là phương trình tổng quát mô tả sự cân bằng nơtrôn trong lò phản ứng, tuy nhiên phương trình này là phương trình vi tích phân rất khó giải Nếu chúng ta đưa thêm điều kiện xấp xỉ khuyếch tán nơtrôn thì từ định luật Fick :

J = - D∇Ф ( với D là hệ số khuyếch tán, D =

3

tr

λ ) Kết hợp với phương trình (1.15) và (1.16) thì ta thu được phương trình khuyếch tán

c( )σ ( )

Ф(x) (1.28)

Với : σ0 : Tiết diện hấp thụ vĩ mô

Ф0 : Thông lượng tổng cộng

I.5 Thời gian tồn tại của các nơtrôn trong LPƯ

Để đơn giản, ta giả thiết rằng lò là đồng nhất, không có chất phản xạ nơtrôn, chưa kể đến các hiệu ứng nhiệt độ của môi trường v.v Nếu gọi τ là thời gian sống trung bình của nơtrôn trong LPƯ, nghĩa là khoảng thời gian từ lúc nơtrôn được sinh ra do phân hạch và thời điểm nó mất đi do bị hấp thụ hoặc bị rò ra ngoài LPƯ

Có thể hiểu τ bao hàm cả thời gian sinh, thời gian làm chậm và thời gian khuếch

tán của các nơtrôn nhiệt Tuy nhiên có thể coi τ của một thế hệ nơtrôn gần đúng bằng thời gian khuếch tán của nơtrôn nhiệt

Các LPƯ có chất làm chậm là graphít hay nước nặng thì τ ≈10-3 giây, đối với LPƯ chạy bằng nước thường τ ≈10- 4 giây Các LPƯ chạy bằng nơtrôn nhanh thời gian sống trung bình của nơtrôn đạt tới 10-7 - 10-8 giây

Mật độ nơtron trong lò ở thời điểm t có thể tính được theo công thức:

Nghĩa là thông lượng nơtrôn và công suất của LPƯ tăng e lần sau mỗi giây Nếu LPƯ chạy bằng urani có hàm lượng cao(τ ~ 10-5 giây), hoặc đối với LPƯ chạy bằng nơtrôn nhanh(τ ~ 10-7 - 10-8 giây) thì tốc độ tăng công suất còn cao hơn nữa

I.6 Các nơtrôn trễ

Thực tế là trong tổng số các nơtrôn được tạo thành do phân hạch, có một phần nhỏ (cỡ 0,75 %) xuất hiện dưới dạng nơtrôn "trễ" nghĩa là xuất hiện sau từ một phần giây đến vài giây Chính sự có mặt của các nơtrôn này đã làm cho mật độ nơtrôn thay đổi chậm hơn nhiều so với tốc độ đã tính được trên đây Do đó mà vấn

đề điều khiển LPƯ trở nên đơn giản hơn Do chúng làm cho thời gian sống trung bình của nơtrôn kéo dài ra, trở nên lớn hơn nhiều so với thời gian khuếch tán của các nơtrôn nhiệt (~10-3 giây) Điều đó làm cho thời gian để công suất LPƯ tăng lên

e lần tăng lên nhiều

t 0 001 , 0 t 001 , 0

n ) t (

L t k

0e n ) t ( n

δ

=

Các nơtrôn trễ có hai loại: một loại do các sản phẩm phân hạch sinh ra, loại thứ hai là kết quả của phản ứng Một số sản phẩm phân hạch chứa số nơtrôn nhiều hơn

số cần thiết cho hạt nhân ở trạng thái bền vững, do đó nó tự phân rã Hạt nhân của các sản phẩm phân hạch có thể ở trạng thái kích thích mạnh, có một dự trữ năng lượng lớn để trong những điều kiện nhất định phát ra các nơtron Thí dụ, một trong những sản phẩm phân hạch của U235 là Br87, chu kì bán rã của nó là 55,6 giây, phân

I.7 Sự nhiễm độc LPƯ

Sau mỗi hiện tượng phân hạch, trong môi trường của LPƯ xuất hiện hai mảnh phân hạch với số khối lượng thường nằm giữa 95 và 140 Các mảnh này đến lượt mình lại phân rã để tạo thành một số lớn hạt nhân - gọi chung là các sản phẩm phân hạch Tất cả các hạt nhân - sản phẩm phân hạch này có các tiết diện hấp thụ nơtrôn, song tiết diện phân hạch của các hạt nhân này đối với các hạt nơtrôn có năng lượng thấp hơn 10MeV bằng không Do đó, quá trình phân hạch, chẳng những đã mất bớt các hạt nhân nhiên liệu (U235) mà còn làm xuất hiện các hạt nhân mới chỉ có khả năng hấp thụ mất nơtron mà không có khả năng phân hạch

Trong quá trình làm việc của LPƯ, độ phản ứng thay đổi theo thời gian do hiệu ứng nhiễm độc Xenon và sau một thời gian nào đó đạt đến độ nhiễm độc dừng Khi

100 0 1 , 0 001 , 0 0

0

0) (

t t

L t k L

t k

e n e

n e

n e

n t

I.8 Các thông số vật lý cho việc đánh giá an toàn của Lò phản ứng [6]:

Hệ số độ phản ứng: là mức độ thay đổi của hệ số nhân nơtrôn trong thế hệ mới

Đặc trưng cho mức độ lò phản ứng lệch khỏi trạng thái tới hạn vì 1 lý do nào đó

Độ phản ứng dự trữ dập lò: được định nghĩa như là độ phản ứng âm khi lò phản

ứng ở dưới trạng thái tới hạn, nếu tất cả các thanh điều khiển được đưa vào hoàn toàn vùng hoạt ngoại trừ những thanh có độ phản ứng lớn nhật (thanh AT)

SDM = ρ2 - ρ 1 (1.35) ρ2 : độ phản ứng khi hạ toàn bộ các thanh điều khiển trừ 2 thanh an toàn

ρ1 : độ phản ứng khi hạ toàn bộ các thanh điều khiển ở vị trí tới hạn

Khi hệ số SDM có giá trị tuyệt đối > 1% thì lúc đó LPƯ hoạt động với trạng thái

an toàn cao

Phân bố công suất, và độ bất đồng đều công suất:

Như chúng ta đã biết, nhiệt độ của thanh nhiên liệu là một yếu tố quan trọng trong việc điều khiển hoạt động của LPƯ Nhiệt độ này phụ thuộc vào các yếu tố như: cấu trúc của lò, các vấn đề liên quan đến quá trình thủy nhiệt, mật độ công suất được giải phóng từ các thanh nhiên liệu Phân bố mật độ công suất phụ thuộc vào cấu hình của LPƯ và quá trình nạp tải thanh nhiên liệu

Độ bất đồng đều công suất là hệ số liên có ảnh hưởng đến các quá trình thủy nhiệt

và phóng xạ trong vùng hoạt của LPƯ, được tính bằng giá trị công suất lớn nhất tại từng vị trí trong vùng hoạt LPƯ Để xác định độ bất đồng đều công suất có thể được tính bằng cách sau:

f = ( Prod )max / (Prod)av (1.36)

(Prod)av = P / N (1.37)

Với: ( Prod )max : giá trị công suất lớn nhât của thanh nhiên liệu

( Prod )av : giá trị công suất trung bình của thanh nhiên liệu

P : giá trị công suất của LPƯ

N : số bó nhiên liệu trong LPƯ

Số nơtron trung bình trong 1 phân hạch: 2,435 (notron/phân hạch)

Tiết diện phân hạch vi mô: Gf = 430 (barn)

Tính công suất:

(1.38)

Với Σf = Gf .N

N: số nguyên tử khối của vật liệu (g/cm3 hay nguyên tử/cm3)

φthermal : thông lượng nơtrôn nhiệt

V: thể tích của vùng hoạt hay của từng thanh nhiên liệu

Các hiệu ứng nhiệt độ:

Phản ứng của LPƯ có thể thay đổi phụ thuộc vào những dao động về nhiệt của môi trường LPƯ Tốc độ tương đối giữa hạt nhân và các nơtrôn thay đổi theo t0 do hai nguyên nhân:

a Làm thay đổi tốc độ tuyệt đối của các hạt nhân: Sự thay đổi nhiệt độ làm xuất hiện hiệu ứng Dopple làm thay đổi bề rộng của mức cộng hưởng do đó làm thay đổi hệ số p trong công thức 4 thừa số Khi đốt nóng các chất trong LPƯ, xác suất tránh hấp thụ cộng hưởng giảm xuống, do đó độ phản ứng giảm xuống

b Làm thay đổi sự phân bố tốc độ của các nơtrôn nhiệt

I.9 Nguyên tắc hoạt động và điều khiển LPƯ hạt nhân [4]

Khi hạt nhân vỡ ra thì trung bình có 2,5 nơtrôn nhanh bắn ra Nếu dùng chất làm chậm nơtrôn để năng lượng nơtrôn giảm đến mức trở thành nơtrôn nhiệt (0,1 - 0,01eV) thì có thể dùng urani thiên nhiên làm giàu U235 để thực hiện phản ứng dây chuyền Tính chất này được dùng trong lò phản ứng hạt nhân chạy bằng nhiên liệu phân hạch với nơtrôn chậm (U235, Pu239, U233) Trong lò phản ứng hạt nhân, các thanh urani thiên nhiên hay plutoni rất mỏng xếp xen kẽ các lớp khá dày của chất làm chậm tạo thành vùng hoạt động mà trong đó xảy ra phản ứng dây chuyền

Hình1 Sơ đồ nguyên lý của Lò phản ứng hạt nhân

Muốn điều chỉnh hoạt động của LPƯ mạnh lên hay yếu đi thì dùng các thanh cadimi có đặc tính hấp thụ mạnh nơtron nhiệt: muốn lò chạy yếu đi thì cho những thanh cadimi vào lò, muốn lò chạy mạnh lên thì rút dần ra

Chất làm lạnh chảy theo những đường ống vào trong lò để bảo đảm giữ nhiệt độ

lò không cao quá mức nguy hiểm Nếu LPƯ dùng để cung cấp năng lượng thì chất làm lạnh đồng thời là chất tải nhiệt, chất này phải ít hấp thụ nơtron

Nguyên lý điều khiển LPƯ: Chúng ta mới chỉ nghiên cứu LPƯ ở trạng thái tới

hạn tức là trạng thái ở đó thông lượng nơtrôn trong lò không đổi theo thời gian Để

sử dụng một cách bình thờng lò phản ứng ta phải biết cách điều khiển nó theo ý muốn Để đặc trưng cho mức độ lò ra khỏi trạng thái tới hạn ngời ta đa vào một đại lợng đợc gọi là độ phản ứng của lò: ρ = δk / k Khi lò ở trạng thái tới hạn keff = 1

do đó ρ = 0, khi keff > 1, ρ > 0 lò ở trạng thái trên tới hạn, còn khi keff < 1, ρ < 0 lò

ở trạng thái dưới tới hạn

Việc điều khiển LPƯ được thực hiện bằng cách thay đổi giá trị của thông lượng nơtrôn trong lò Nếu thông lượng nơtrôn trong lò không thay đổi, lò phản ứng ở trạng thái tới hạn, hệ số nhân nơtron keff trong lò bằng 1

Có thể thay đổi thông lượng nơtrôn trong lò bằng hai cách:

1/ Đưa vào hoặc rút bớt ra khỏi vùng hoạt của LPƯ các chất hấp thụ mạnh nơtron, như chất Bo, Cd… chẳng hạn

2/ Đưa lại gần vùng hoạt hay đưa ra xa vùng hoạt một chất phản xạ nơtron nào

đó

Kết luận chương I:

Chương I trình bày các khái niệm cơ bản về vật lý lò phản ứng Cụ thể là:

1) Cơ chế tương tác của nơtrôn với vật chất

2) Phản ứng phân hạch hạt nhân

3) Phản ứng dây chuyền, trạng thái tới hạn của lò phản ứng

4) Phân bố nơtrôn trong lò phản ứng:

-Phương trình vận chuyển nơtrôn

-Phương trình khuyếch tán nơtrôn

5) Thời gian tồn tại của các nơtrôn trong LPƯ

6) Các nơtrôn trễ

7) Sự nhiễm độc LPƯ bằng các sản phẩm phân hạch

8) Các thông số vật lý cho việc đánh giá an toàn của Lò phản ứng:

CHƯƠNG II ĐỐI TƯỢNG VÀ PHƯƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU II.1 Mô tả LPƯ Đà Lạt [2]

Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt ( DNRR ) là lò phản ứng sử dụng nước nhẹ làm chất làm chậm và tải nhiệt Đây là loại lò phản ứng nghiên cứu loại bể bơi sử dụng nhiên liệu với độ làm giàu là 36% loại VVR-M2 hợp kim U-Al Lò phản ứng có thể vận hành ở công suất tối đa là 500 kW Tại công suất tối đa, thông lượng trung bình của nơtrôn nhiệt là vào khoảng 4×1012 nơtrôn /cm2.s Một mặt cắt đứng của DNRR được chỉ ra trong Hình 1

Hầu hết các cấu trúc bên ngoài của vùng hoạt đã được giữ lại từ lò phản ứng trước kia

là lò TRIGA Bao gồm thùng nhôm, vành phản xạ graphite, cột nhiệt, ống đỡ ngang và tường bê tông Hình 2 Giới thiệu mặt cắt ngang của DNRR với các ống đỡ ,vành phản

xạ graphite và cột nhiệt Hình 3 Giới thiệu cấu hình vùng hoạt với 104 bó nhiên liệu,chỉ

ra nhiên liệu, các thanh điều khiển, và các vị trí cụ thể của chúng Các bó nhiên liệu sử dụng trong vùng hoạt lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt là loại VVR-M2 được sản xuất từ Liên Xô cũ ( được chỉ ra trong Hình 4 ) Mỗi bó nhiên liệu gồm ba ống hình vành khuyên đồng trục (còn gọi là 3 thanh nhiên liệu ) Thanh phía ngoài cùng của bó nhiên liệu có hình lục giác với bước là 32 mm và hai ống phía trong có dạng hình trụ với đường kính ngoài tương ứng là 22 mm và 11 mm Mỗi ống của bó nhiên liệu có ba lớp: phần nhiên liệu là hợp kim Uran-nhôm với khối lượng 35% Uran và độ làm giàu U-235

là 36%, độ dày của lớp này là 0,7 mm, hai lớp vỏ bọc là hợp kim nhôm có độ dày mỗi lớp 0,9 mm Trung bình mỗi bó nhiên liệu có 40,2 g U-235 Độ rộng khoảng 2,5-4 cm giữa các lớp thanh nhiên liệu để cho nước đi qua Chiều dài tổng cộng của mỗi bó nhiên liệu là 865 mm, phần chứa nhiên liệu ( vùng làm việc ) dài 600 mm, phần còn lại không chứa nhiên liệu được làm bằng hợp kim nhôm

Vùng hoạt của lò phản ứng được làm mát và làm chậm bằng nước nhẹ được chưng cất

ngoại biên vùng hoạt bên trong thùng lò (core vessel ) Ngoài ra có một vài chất phản

xạ beryllium bao quanh các kênh nước lớn được đặt trong trung tâm của vùng hoạt.Việc bảo vệ và điều khiển lò phản ứng được thực hiện nhờ bảy thanh điều khiển, trong

đó sáu thanh làm bằng carbua-bor ( B4C ) có vỏ bọc bằng thép không rỉ ( trong đó có hai thanh an toàn và bốn thanh bù trừ), và thêm một thanh điều khiển được gọi là thanh điều khiển tự động có thành phần chủ yếu là thép không rỉ Mỗi thanh điều khiển được treo lên bằng cáp nối với động cơ điện Các thanh điều khiển chuyển động theo chiều thẳng đứng trong các ống nhôm xuyên qua vùng hoạt của lò Các thanh an toàn và bù trừ ( nếu đã được kéo lên một phần nào đó ) có thể rơi tự do vào vùng hoạt sau thời gian nhỏ hơn một giây dưới tác dụng của trọng lực để dập tắt hoàn toàn phản ứng dây chuyền đang xảy ra Chiều dài phần hấp thụ của các thanh điều khiển là 650 mm đủ để lấp hoàn toàn chiều cao làm việc của vùng hoạt

Việc làm mát vùng hoạt được duy trì bằng cơ chế đối lưu tự nhiên Một ống hình trụ được gọi là giếng hút được lắp bên trên vùng hoạt Lò phản ứng để tăng cường lưu lượng nước qua vùng hoạt nhờ hiệu ứng “ ống hút ” Nước bể lò tại đáy vùng hoạt, bị đun nóng do nhiệt phát ra trong vùng hoạt ( do phân hạch, nhiệt hóa nơtrôn và phân rã của các sản phẩm phân hạch ) và đi lên trên đỉnh vùng hoạt Nước nóng vào giếng hút sau đó thoát ra khỏi giếng hút và trộn với nước trong bể lò Để giữ nhiệt độ nước bể lò tại lối vào vùng hoạt thấp hơn giới hạn vận hành, nước nóng của bể lò được lấy ra từ phía trên của vùng hoạt và tuần hoàn chảy qua hệ tải nhiệt ( hệ thống làm mát sơ cấp ) Nhiệt được tải đi nhờ hệ thống làm mát thứ cấp Bình trao đổi nhiệt lấy nhiệt của nước làm mát vòng sơ cấp nhờ hệ làm mát thứ cấp, từ đây nhiệt được đưa ra ngoài môi trường nhờ quạt gió của tháp làm mát

Bó nhiên liệu Thanh an Thanh điều

Kênh chiếu Vành beryllium Graphite Bẫy neutron

Hố bức xạ

II.2 Mô tả bó nhiên liệu HEU và LEU

Các bó nhiên liệu độ giàu U-235 cao 36% (HEU) sử dụng trong vùng hoạt Lò phản ứng (Hình 3) là loại VVR-M2 (Hình 4) được sản xuất từ Liên Xô cũ Mỗi bó nhiên liệu gồm ba ống hình vành khuyên đồng trục (còn gọi là 3 thanh nhiên liệu) Phía ngoài cùng của bó nhiên liệu có hình lục giác với bước là 32 mm và hai ống phía trong có dạng hình trụ với đường kính ngoài tương ứng là 22 mm và 11 mm Mỗi ống của bó nhiên liệu có ba lớp; phần nhiên liệu là hợp kim Uran-nhôm với khối lượng 35% Uran,

độ dày của lớp này 0,7 mm; hai lớp vỏ bọc là hợp kim nhôm có độ dày mỗi lớp 0,9

mm Trung bình mỗi bó nhiên liệu có 40,2 g U-235 Độ rộng khoảng 2,5-3cm giữa các lớp thanh nhiên liệu để cho nước đi qua Chiều dài tổng cộng của một bó nhiên liệu là

865 mm, phần chứa nhiên liệu (vùng làm việc) dài 600 mm, phần còn lại không chứa nhiên liệu được làm bằng hợp kim nhôm

Loại nhiên liệu VVR-M2 có độ giàu U-235 thấp 19,75% (LEU) được sử dụng trong Lò phản ứng có khối lượng U-235 trung bình khoảng 49,7g với thành phần nhiên liệu là UO2-Al Về cơ bản, hình học của hai loại nhiên liệu HEU và LEU có cùng kích thước, chỉ khác nhau về độ dày của phần nhiên liệu và vỏ bọc

Bảng 1 Các đặc trưng của các bó nhiên liệu VVR-M2 độ giàu 36% và 19,75%.

Chiều dày, mm

Tiết diệng ngang, cm2

Chiều dài, mm

Hàm lượng U-235

Nồng độ hạt nhân, x1024/cm3 (phần có nhiên liệu)

Phía trên của thanh nhiên liệu ngoài cùng được nối với một chi tiết bằng nhôm cũng có dạng

hình lục giác với chiều rộng 35 mm lớn hơn độ rộng của bó nhiên liệu khoảng 3 mm Các bó

nhiên liệu gần kề nhau chống đỡ lẫn nhau bằng mép ngoài chi tiết nêu trên Phần đầu của bó

nhiên liệu có 6 lỗ bên cạnh để nước lưu thông giữa các lớp ngoài của các bó nhiên liệu, và 6 lỗ

trên đỉnh để nước từ trong bó nhiên liệu thoát ra (Hình 5.5) Thêm vào đó đỉnh các bó nhiên

liệu còn để thực hiện các thao tác bằng dụng cụ cơ khí đặc biệt Các bó nhiên liệu chủ yếu

được đỡ ở đáy của vùng hoạt bằng cách gắn phần đuôi của chúng vào các lỗ ở hai mâm xôi lỗ

dưới đáy Hai thanh nhiên liệu bên trong bó nhiên liệu có dung sai dịch chuyển trong phạm vi

cho phép để bù trừ sự giãn nở nhiệt của các thanh nhiên liệu

Từ tháng 9/2007, sau khi thực hiện dự án chuyển đổi các bó nhiên liệu HEU chưa sử dụng

bằng các bó nhiên liệu LEU mới, hiện nay có 30 bó nhiên liệu LEU mới đang được cất giữ

khô ráo trong các thùng bằng kim loại để tránh tiếp xúc với nước Khi nạp tải trong vùng hoạt,

các bó nhiên liệu được nhúng chìm trong nước đã được khử khoáng Hiện tại, trong vùng hoạt

Lò phản ứng có 96 bó nhiên liệu HEU và 12 bó nhiên liệu LEU tạo thành vùng hoạt hỗn hợp

Riêng 8 bó nhiên liệu HEU đã cháy (có độ cháy trung bình hơn 24%) đang được cất giữ và

bảo quản tại tầng trung gian trong bể lò Trong thời gian tới, những bó nhiên liệu đã cháy khi

được làm nguội khoảng 2 năm trong tầng trung gian sẽ được chuyển đến cất giữ ở bể chứa

nhiên liệu đã cháy bên cạnh bể lò

Điều quan trọng là phải tránh bất cứ hiện tượng sôi bề mặt xảy ra trên vỏ bọc của bó nhiên liệu

khi Lò phản ứng hoạt động ở chế độ bình thường Đối với nhiên liệu VVR-M2 loại HEU và

LEU, nhiệt độ cực đại của bề mặt vỏ bọc nhiên liệu là 107 oC, giá trị này được xác định bởi

nhà sản xuất Cần phải lưu ý rằng các hiệu ứng nhiệt trực tiếp trên bề mặt vỏ bọc thanh nhiên liệu có dạng lồi ra hay rỗ có thể được quan sát thấy khi nhiệt độ cao hơn, khoảng từ 400 -

450oC, đây cũng là giá trị giới hạn để bảo đảm tình trạng nguyên vẹn của vỏ bọc thanh nhiên liệu ở các tình huống sự cố (lưu ý rằng điểm nóng chảy của hợp kim nhôm vào khoảng

660oC)

Hình 5 Bó nhiên liệu HEU VVR-M2

II.3 Phương pháp tính toán và nghiên cứu trên phần mền MCNP5 [5]

MNCP là phần mềm ứng dụng phương pháp Monte-Carlo để mô phỏng các quá trình vật lý hạt nhân mang tính thống kê các quá trình phân rã hạt nhân tương tác hạt nhân với vật chất v.v MCNP sử dụng các thư viện dữ liệu của các quá trình hạt nhân gieo số tuân theo qui luật phân bố ngẫu nhiên ghi lại lịch sử của một hạt phát ra từ nguồn đến hết thời gian sống của nó

Phương pháp Monte-carlo được phát triển vào những năm 1940 tại phòng thí nghiệm quốc gia Los Alamos Chương trình MCNP sử dụng để tính toán vận chuyển với năng lượng liên tục của nơtrôn, photon và electron trong cấu trúc ba chiều phụ thuộc vào thời gian Chương trình có nhiều ứng dụng như thiết kế lò phản ứng, an toàn tới hạn, che chắn và bảo vệ, phân tích và thiết kế đầu dò, vật lý trị liệu, nghiên cứu khí quyển v.v Gần đây MCNP được sử dụng nhiều trong hạt nhân, an toàn tới hạn, bảo vệ sinh học

MCNP là chương trình sử dụng để tính keff của nguồn tới hạn Chương trình MCNP có thể sử dụng những phương án khác nhau chứng minh một cách có hiệu quả một phép tính khó Đặc biệt là trong vật lý hạt nhân chương trình MCNP góp phần quan trọng trong việc tính toán vận chuyển hạt Có khả năng sử dụng đối với nhiều loại vận chuyển như photon, nơtrôn, electron, kết hợp nơtrôn và photon vùng năng lượng được sử dụng tính toán từ 10E-11 MeV đến 20 MeV, năng lượng photon lên đến 1000 MeV

II.3.1 Các đặc trưng của hệ mô phỏng MCNP

a ) Các số liệu và phản ứng hạt nhân

MCNP sử dụng các thư viện số liệu hạt nhân và nguyên tử năng lượng liên tục Các nguồn số liệu hạt nhân chủ yếu là các đánh giá từ hệ các số liệu hạt nhân ENDF, thư viện các số liệu hạt nhân ENDL và các thư viện kích hoạt ACTL từ Livemore, và các